压水堆核电厂

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1、1 第二章 压水堆核电厂 1.1 概述 1.2 核电站系统构成 1.3 核电厂厂房布置 1.4 核电厂选址要求及安全 2 1938 年，德国物理化学家哈恩和施特拉斯曼发现了铀 235 的裂变现象，即： 这个能量来源于原子核内核子的结 合能，它恰好相等于核裂变时的质 量亏损。这一发现，使核能的利用 走向现实。 核裂变链式反应图 1.1 概述 3 链式裂变反应：每次裂变反应俘获一个中子放出 23个中子。只要其中有一个能碰上裂变核，就会 引起裂变并使裂变继续进行下去。 4 如刚好1个，稳定运行核反应堆 如果不断飞速增加，不加控制原子弹 5 易裂变核素铀、钚 天然易裂变核素只有235U，而233U、2

2、39Pu分别是232 Th、238U转化而来的 。 6 Energy from one U-235 Fission MeV Fission fragment kinetic energy 166 Neutrons 5 Prompt gamma rays 7 Fission product gamma rays 7 Beta particles 5 Neutrinos 10 Total 200 一公斤铀235全部裂变释放的能量，相当于2万吨TNT炸药爆炸时放出的能量 。 7 什么是核电站？ 核电站就是利用一座或若干座动力反应堆所产生的热 能来发电或发电兼供热的动力设施。 反应堆是核电站的关键设备

3、，链式裂变反应就在其中 进行。 8 压水堆核电厂就是利用一座或若干座压水反应 堆作为动力而发电的电厂，它是一个将核能转 换为电能的综合装置。 压水堆核电厂一般是由一回路和二回路以及与 它们相关的各个辅助系统或设备组成。一回路 也称反应堆冷却剂系统，它包括压水堆本体和 若干个封闭的并联到反应堆压力容器的反应堆 冷却剂环路；二回路也称动力转换系统。 压水堆核电厂 9 低富集度U-235：富集技术过关，组件制作生产 线(宜宾核燃料厂，即812厂)； 轻水价低廉，结构紧凑，堆芯的功率密度大； 间接循环；安全性好 (S/G将一二次侧分隔，汽机 厂房干净) ； 压力高：压力容器个小(4m 内径)，便于制造

4、加工 ； 控制棒自上而下，便于检修换料。 压水堆优点 10 压水堆优点 结构紧凑，堆芯的功率密度大，堆型体积小（水的慢化能 力最强，比热大，导热性能好）； 轻水价低廉，经济上基建费用低，建设周期短； 间接循环；安全性好 (S/G将一二次侧分隔，汽机厂房干 净) ； 控制棒自上而下，便于检修换料。 压水堆缺点 必须采用高压的容器（水的沸点低）； 必须采用一定富集度的核燃料，富集度要达到3%左右。 11 压水堆核电厂运行的特点 一次装料，定期停堆换料。 堆内核裂变放出核能的同时，也放出瞬发中子和 瞬发 射线，故要防止放射性物质外逸，防止事 故的发生。 堆停闭后，裂变碎片的、 衰变，将产生剩余 发热

5、（衰变热），故停堆后不能立即停止冷却。 气体、液体及固体放射性废物的处理和贮存。 核电厂建设费用高，但燃料所占费用较为便宜。 12 压水堆冷却剂：除盐含硼的除盐水。 一回路冷却剂的工作压力：14.715.7MPa，常用的是15.5MPa。 反应堆进口处温度：280300； 反应堆出口处温度：310330。 13 沸水堆核电厂沸水堆核电厂 14 15 核岛 反应堆及一回路系统 常规岛 二回路系统 1.2 核电站系统构成 16 反应堆回路 汽轮机回路 发电机回路 17 核岛部分 p（1）反应堆外壳：耐高压容器（压力容器），其 内为堆芯。 p（2）一回路主系统：反应堆、主泵、稳压器、蒸 汽发生器和相

6、应管道。 F由三个环路并联在压力容器接管上，每个环路有 一台主泵和一台蒸汽发生器。其中一个环路装有 一台稳压器，以维持一回路压力。 核岛由核蒸汽供应系统（压水堆及一回路主系统和设备; 三个辅助系统;以上系统的控制、保护和监测系统） 及其余组成部分组成。 18 18 一回路主系统布置一回路主系统布置 一回路主系统即压水 堆冷却剂系统（RCP）， 其主要功用是：由冷却剂 将堆芯因核裂变产生的热 量传输给蒸汽动力装置并 冷却堆芯，防止燃料元件 烧毁。 19 典型压水堆核电厂功率及一回路容量典型压水堆核电厂功率及一回路容量 用户功率(MM)环路数单环功率 (MW) 单环流量( t/h) 秦山一期 30

7、0215016100 秦山二期600230017550 大亚湾900330017550 田湾10004250 燃烧公司(美)900245021000 西屋,法马通1300433018000 燃烧公司(美)1300260023300 CPR1000(中)1000334023790 随着核电设备设计制造能力提高，近期的压水堆核电 厂，一个环路的电功率已达到300MW600MW；而且， 以每个环路300MW为标准形式，设计建造电功率为 600MW，900MW，1200MW的大型核电厂。进一步加大 蒸汽发生器和反应堆冷却剂泵的容量后，单个环路产生的 电功率可达到500MW600MW。 在相同堆功率情况

8、下，单个环路功率提高后，就可以 减少环路数目，减少相应的设备和部件，降低设备投资和 维修费用。这样，降低了核电厂每千瓦的造价和每度电价 格，经济上有利。 20 21 专设安全系统： 安全注入系统 安全壳喷淋系统 辅助给水系统 安全壳隔离系统 核辅助系统： 三废处理系统： 化学和容积控制系统 硼和水补给系统 余热排出系统 反应堆和乏燃料处理系统 设备冷却水系统 废液处理系统 废气处理系统 固体废物处理系统 p（3）安全和辅助设施： 22 o 反应堆冷却剂系统的所有设备、阀门及管道， 全部安装在安全壳内。 o 反应堆安放在安全壳中央并稍偏离中心，以避 开装卸料机构的起吊死区。堆芯部分处在反应堆 厂

9、房地平面高度以下。 o 反应堆冷却剂系统设备和管道的布置以反应堆 压力容器为中心，力求紧凑、简单对称。为了补 偿主管道的热膨胀应力，蒸汽发生器和主泵采用 摆动的支撑结构，以允许横向位移。 系 统 布 置 23 l核岛核蒸汽供应系统中的压水堆、一回路主系统 和设备及余热排出系统安装在安全壳内； l核蒸汽供应系统中的另两个辅助系统及核岛的其 余部分均在安全壳的核辅助厂房。 24 l常规岛系统分为汽轮机回路系统、循环冷却水系统和电气系 统三大部分。 F(1)汽轮机回路系统 由汽轮机、汽水分离再热器、冷凝器、除氧器、凝结水泵、 低压加热器、主给水泵、高压加热器等。 蒸汽发生器的出口蒸汽进入汽轮机带动发

10、电机发电，然后排入 冷凝器，在冷凝器中被循环冷却水冷却成凝结水。凝结水由凝 凝结水泵经低压加热器加热后送入除氧器中进行除氧，再由给水 泵经高压加热器加热后送入蒸汽发生器中重复使用。 常规岛部分 25 l汽水循环回路中的水和蒸汽是不带放射性的。 l高、低压加热器的加热热源由汽轮机的高压缸和 低压缸中间级抽汽提供。 l高压缸的排气含有较多的水分，设置了汽水分离 再热气器，使蒸汽变为过热蒸汽。 l设置了蒸汽旁路系统，主蒸汽可由主蒸汽联箱直 接通往冷凝器和除氧器。 汽轮机回路特点 26 l（2）循环冷却水系统 p主要功能是向冷凝器提供冷却水，确保汽轮机冷凝器有效冷 却。 p分为：开式供水和闭式供水。

11、F开放式回路：为循环水从海水中抽取，流经冷凝器管路之 后，循环水又流回海里。 F闭式循环回路：是把凝汽器排出的水，经冷凝器冷却降温 之后，再用循环水泵送回凝汽器入口重复使用。供水的基 本方式为冷却塔循环供水方式。 27 开式供水闭式供水 以江河湖海为天然水源，冷 却水一次通过，不重复使用。 排水口设在水流下游。 需防止热污染问题。 考虑海洋生物的过滤问题。 对循环水必须进行氯化处理。 优点：冷却水进水温度较低， 系统简单，投资较低。 采用冷却塔循环供水方式，冷 却水可被循环使用。 冷却水塔包括：循环水泵、通 风塔、配水槽、溅水盘、储水 池、木栅格等组成。 优点：受自然条件影响较小， 运行较稳定

12、，占地面积小。 缺点：通风塔造价昂贵。 循环冷却水系统供水方式 28 l（3）发电机和输配电系统 p组成：发电机、励磁机、主变压器、厂用变压器、启动变压器 、柴油发电机等组成。 p作用：将核电厂发出的电能向电网输送，保证核电厂内部设备 的可靠供电。 F正常运行时，发电机出线电压经主变压器升压后输送给用户； 整个厂用电的配电设施由发电机的出线经过厂变压器减压后供电。 F当发电机停机时，则由外部电网（启动变压器）反向供电。 F若主电网失电，则由另一外部电网经辅助变压器后向厂内供电。 F当上述电源均故障不可用时，则由备用的柴油发电机向厂内应急 设备供电，以保障核电厂的安全。 29 1.反应堆冷却剂系

13、统 RCP 2.化学和容积控制系统 RCV 3.反应堆硼和水的补给系统 REA 4.余热排出系统 RRA 5.反应堆和乏燃料水池冷却和处 理系统 PTR 6.安全注入系统 RIS 7.安全壳喷淋系统 EAS 1.发电机励磁和电压调节系统 GEX 2.输电系统 GEV 3.主开关站超高压配电装置 GEW 4.厂内6.6KV供电网络LG*/LH* 常规岛主要系统 电气部分主要系统 核岛主要系统 1.主蒸汽系统 VVP 2.汽轮机旁路系统 GCT 3.汽水分离再热器系统 GSS 4.凝结水抽取系统 CEX 5.循环水系统 CRF 6.低压给水加热器系统 ABP 6.给水除气器系统 ADG 7.汽动/

14、电动给水泵系统 APP/APA 8.高压给水加热器系统 AHP 9.给水流量控制系统 ARE 10.辅助给水系统 ASG 11.循环水系统 CRF 30 典型参数典型参数 *1一回路额定热功率： 2905MW 2一回路压力： 155bar,a 3反应堆进/出口水温： 293/327 4蒸汽发生器出口蒸汽压力： 67.1bar,a *5汽轮机额定电功率： 983.8MW 6汽轮机转速： 3000r.p.m 7冷凝器压力： 0.075bar,a 给水温度： 226 31 1.3 核电厂厂房布置 核电站厂房核电站厂房（Plant BuildingsPlant Buildings） 核岛主要厂房核岛主

15、要厂房 （Nuclear IslandNuclear Island） 安全壳（反应堆）厂房安全壳（反应堆）厂房+ +燃料厂房燃料厂房+ +核辅助厂房核辅助厂房 + +电器厂房电器厂房 常规岛主要厂房（常规岛主要厂房（ Conventional IslandConventional Island） 汽轮机厂房，辅助间及联合泵站汽轮机厂房，辅助间及联合泵站 电厂配套设施电厂配套设施（BOPBOP： Balance of PlantBalance of Plant） 检修车间、现场实验室、废物辅助厂房等。检修车间、现场实验室、废物辅助厂房等。 32 安全壳厂房安全壳厂房 汽轮机厂房汽轮机厂房 燃料厂房燃料厂房 核辅助厂房核辅助厂房 核电厂主要厂房 33 核岛主要厂房 l1、反应堆厂房 p又称安全壳，是一个有钢衬预应力混凝土结构，顶部呈球形 或椭圆形，内径约40m，壁厚约1m，高约60m-70m. p可承受绝对压力约0.5Mpa的内压。 p它包容一回路系统带放射性物质的所有系统，以防止放射性 物质向外扩散。 l2、核燃料厂房 p平顶方形混凝土结构，其内主要装有