《精编》压水堆核电厂简要介绍

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1、第二讲压水堆核电厂简介 压水堆核电厂的优点 低富集度U235 富集技术过关 组件制作生产线 宜宾 轻水价低廉 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 便于制造加工 控制棒自上而下 便于检修换料 图3压水堆核电厂基本运作原理 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 配套设施 a 直接为生产服务的 如

2、除盐水 压缩空气 辅助锅炉等 b 保证设施 如在役检查 辐射监测 废物实验室 环境监测 气象等 c 厂区设施 如保安 海工构筑物 消防 排水 d 服务设施 计算机系统 控制 模拟 应急 管理 文档管理 通讯 培训中心与模拟机 大亚湾核电厂共有348个系统 一回路主系统流程图 二回路系统流程图 核蒸汽供应系统 它包括 a 压水堆及一回路主系统和设备 主泵 蒸汽发生器 主管道 稳压器等 b 三个辅助系统 化学和容积控制系统 余热排出系统和安全注射系统 c 以上系统的控制 保护和检测系统 1 核岛的组成 a 设备冷却水系统 生水系统 重要厂用水系统 b 放射性废物处理系统及硼回收系统 c 反应堆安全

3、壳及安全壳喷淋系统 d 核燃料装换料及贮存系统 e 安全壳通风和过滤系统 核辅助厂房通风系统 f 柴油发电机组 核岛的其余组成部分 它包括 二回路系统也称动力转换系统或汽轮发电机系统 它是由蒸汽系统 汽轮发电机组 冷凝器 蒸汽排放系统 给水加热系统和辅助给水系统等组成 循环水系统 电气系统及厂用电设备 2 常规岛的主要系统及设备 3 核电厂的平面布置 1 布置原则A 区分脏净 脏区尽可能在下风口 B 满足工艺要求 便于设备运输 减少管线迂回纵横交叉 C 以反应堆厂房为中心 辅助厂房 燃料厂房设在同一基岩的基垫层上 防止因厂房承载或地震所产生的沉降差导致管线断裂 D 以反应堆厂房为中心 辅助厂房

4、 燃料厂房 主控制室 应急柴油发电机厂房分布四周 双机组厂可采用对称布置 共用部分辅助厂房 2 关于核心区的布置按反应堆厂房与汽轮机厂房的相对位置 有T型与L型布置 T型 汽轮机叶片旋转平面与安全壳不相交 占地大 单独汽机厂房 L型 汽轮机叶片旋转平面与安全壳相交 须设置防止汽轮机飞车时汽轮机叶片对安全壳和冲击的屏障 占地少 两台以上机组可共用汽轮机厂房 仅用一台吊车 我国采用T型布置 压水堆核电厂的布置 1 反应堆厂房 2 核辅助厂房 3 核燃料厂房 4 电气厂房 5 汽轮机厂房 6 调度控制楼 7 主调度大楼 8 变电站 9 循环水泵房 10 行政办公大楼 11 餐厅 12 其它辅助厂房

5、13 循环水出口 核电厂厂区T形布置 汽轮机厂房 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 也称反应堆厂房 内 当发生泄漏事件时 安全壳可以把带放射性的反应堆冷却剂系统与环境隔开 核蒸汽供应系统中另外两个辅助系统及核岛的其余组成部分均在安全壳外都放置在辅助厂房内 该厂房位于控制厂房和安全壳之间 3 厂房布置 燃料厂房是供装卸及储存新燃料和乏燃料用的 内设乏燃料贮存池 贮存池上方有一台100 150吨的桥式吊车 以吊装乏燃料运输容器和乏燃料冷却系统的所有设备 燃料厂房通过燃料输送管与反应堆厂房相连接 控制厂房包括主控制室 电缆敷设间 辅助仪表室 计算机和蓄电池室

6、 汽轮机厂房包括所有动力转换系统 即汽轮机及其辅助设备 汽水分离器 再热器 给水加热器和给水泵等 4 压水堆核电厂运行的特点 1 一次装料 定期停堆换料 2 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 3 堆停闭后 裂变碎片的 衰变 将产生剩余发热 衰变热 故停堆后不能立即停止冷却 4 气体 液体及固体放射性废物的处理和贮存 5 核电厂建设费用高 但燃料所占费用较为便宜 能量转换 四步曲 1 反应堆 将核能转变为热能 高温高压水 2 蒸汽发生器 将一回路高温高压水中的热量传递给二回路的水 使其变为饱和蒸汽 3 汽轮机 将饱和蒸汽的热能转变为高速

7、旋转的机械能 4 发电机 将汽轮机传来的机械能转变为电能 典型参数 1 一回路额定热功率 2905MW2 一回路压力 155bar a3 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 8MW6 汽轮机转速 3000r p m7 冷凝器压力 0 075bar a 给水温度 226 典型压水堆核电厂功率及一回路容量 5 核电厂选址要求 核电厂选址的很多因素与火电厂相同 包括 接近电力负荷中心 有充足的冷却水源 交通运输方便 良好的自然条件 如地形 地质和地震等 减少废热废物排放对生物的影响和防止环境污染的可能性等 此外 还应尽量减

8、少释放放射性对环境的影响 以确保居民在一般事故和严重事故条件下不受危害 归结起来 核电厂选址应考虑核电厂本身特性 厂址自然条件和技术要求以及辐射安全等三个方面 1 核电厂的放射性特性 核反应堆是一个强大的放射源 核电厂的热功率决定了反应堆内放射性的总储量 在相同的运行条件下 堆内放射性的总量与功率成正比 因而在发生事故时可能释放的放射性也与功率有关 反应堆燃料棒运行时的破损率 反应堆冷却剂系统的泄漏率和放射性废物处理系统的净化能力等决定了电厂在正常运行时放射性的排放量 如果放射性废气排放量很大 电厂就不宜建在城镇居民中心附近 如果废水放射性排放量很大 电厂废水就不能直接向江河湖海中排故 具体允

9、许排放量 需根据放射性物质的毒性 厂址的环境稀释能力 居民点离电厂的距离和居民的饮食习惯来决定 设计上要求核电厂在极限事故工况下的放射性物质释放量不应达到对居民健康和安全造成超过我国国家核安全局关于核电厂厂址选择所规定的严重危害后果的程度 2 厂址的自然条件和技术要求 厂址的自然条件必须满足核电厂选址的技术要求 应尽可能地避免或减少自然灾害 如地震 洪水及灾难性气象条件 造成的后果 并应有利于排出的放射性物质在环境中稀释 厂区地震条件是确保核电厂安全的重要条件 是选厂址的决定因素之一 考感到安全和经济的要求 厂址尽可能选在地震烈度低的地区 厂址的地震基本烈度一般不大于7度 当厂址位于大的内湖或

10、海滩附近时 应确定由湖层或海啸可能造成的最大洪水 气象条件是影响选址的一个因素 对气象条件的基本要求是 气流畅通 有利于放射性废气的稀释扩散 厂址周围的气象条件虽有不同 但通过大气扩散实验可以测出各处的大气扩散因子的差别 从而确定厂址是否合适 水源和水文方面 保证足够且可靠的冷却水是电厂运行最基本的技术条件 一般要求百年一遇的最小流量也能满足电厂正常运行的要求 核电厂的热排放对厂址选择有较大影响 一般核电厂均建在有充分水源的江 河 湖 海边 另外 核电厂应建在铁路 公路或水路等交通运输比较方便的地方 以便于对大型设备和新燃料 乏燃料的特殊运输 电厂应尽可能接近负荷中心 以减少输电的投资和线路上

11、的能量损失 为确保核电厂的安全运行 除现场备有应急柴油发电机和系统外 还要求配备从两个以上方向接入的二套独立可靠的厂外电源 厂址应避免选在机场和生产爆炸或有毒化学产品的工厂附近 其距离应不小于8km 3 辐射安全要求 从辐射安全的角度看 电厂正常运行时排放的放射性废物对环境的影响很小 对选址有影响的主要还是核电厂事故时可能对居民造成的危害 通常一个国家的核电厂选址标准的主要内容之一是规定事故条件下的最大释放量 应考虑以下因素 辐射安全应符合国家环境保护 辐射防护等法规和标准的要求 正常运行时按 放射防护规定 对附近居民的剂量限值为每年全身5mSv 在核电厂发生重大的假想事故情况下 应保证居民不

12、受超过规定的剂量限值的照射 将核电厂设置在非居住区 一方面是为了能控制周围土地的使用和防止厂外人为事故干扰电厂的正常运行 另一方面是在事故情况下 可保障邻近居民的安全隔离 许多国家对非居住区 有明确规定的禁区半径 考虑厂址周围的人口密度和分布 这是目前选址要考虑的一个重要因素 但不是唯一因素 需综合考虑厂址的其它各种条件 随着技术水平和安全研究的不断发展 核电厂的设计和安全设施的日趋完善可靠 特别是随着核电厂建造和运行经验的不断积累 人口密度分布限制会进一步减小 甚至有可能在靠近大城市的位置建造核电厂 http www nuc 6 压水堆冷却剂系统 一回路主系统 1 压水堆核电厂的功率 核电厂

13、的一回路系统由若干并联的环路组成 一个环路所输送的热功率与压水堆核电厂规模和设备设计制造能力有关 确定整个机组的容量要考虑电网容量 按照核电厂安全准则 单堆核电厂的环路数不小于1 但过多的环路数将增加设备投资 因此 目前核电厂一回路一般采用2 4条环路并联形式 每一条环路所对应的电功率最初为150MW 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300MW 600MW 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500MW 600MW

14、在相同堆功率情况下 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 为提高热效率 应当高温热源吸热平均温度 由水的热物理性质可知 要想提高反应堆冷却剂的出口温度而不发生冷却剂容积沸腾 必须提高一回路压力 所以 从提高核电厂的热效率来说 提高一回路系统冷却剂的工作压力是必要的 但是这方面的潜力非常有限 例如 水的压力为20MPa时 其饱和温度也仅有365 7 而现代压水堆一回路常用压力为15 5MPa 其对应的饱和温度为344 7 二者相比 压力提高了4 5MPa 饱和温度却仅提高21 显然如此提高压力

15、 在提高电厂效率上的收益不大 反而对各主要设备的承压要求 材料和加工制造等技术难度都大大增加了 最终影响到电厂的经济性 综合考虑 一般压水堆核电厂一回路系统的工作压力约为15 0MPa左右 设计压力取1 10 1 25倍工作压力 冷态水压试验压力取1 25倍设计压力 2 一回路压力 3 反应堆冷却剂的出口温度 电厂热效率与冷却剂的平均温度密切相关 冷却剂出口温度越高 电厂热效率越高 但冷却剂出口温度的确定应考虑以下因素 燃料包壳温度限制 燃料包壳材料要受到抗高温腐蚀性能的限制 对于轻水堆 包壳材料Zr 4的允许表面工作温度应不高于350 传热温差的要求 为了保证燃料元件表面与冷却剂之间传热的要

16、求 燃料表面与冷却剂间应有足够的温压 若包壳温度限制在350 冷却剂温度至少要比此温度低10 15 以保证正常的热交换 冷却剂过冷度要求 为保证流动的稳定性和有效传热 冷却剂应具有20 左右的过冷度 由此可见 对于一定的工作压力 反应堆冷却剂的堆出口温度变化余地很小 如大亚湾核电厂一回路压力15 5MPa 其堆出口冷却剂平均温度为329 8 4 反应堆冷却剂入口温度反应堆冷却剂的堆出口温度一旦确定 对于一个确定热功率的反应堆 其入口温度与流量有单值关系 入口温度越高 一回路冷却剂平均温度越高 从这方面来说 对提高热效率有利 但入口温度越高 冷却剂温升越小 所需冷却剂流量越大 这就增加了泵的唧送功率 从而降低了电厂的净效率 冷却剂的入口温度应与流量综合考虑各自带来的利弊以及其它一些因素后 选取最佳值 增加流量对载热和传热都是有利的 但流量的增加使冷却剂通过一回路的流动阻力增加 因此会引起主泵消耗功率的明显提高 这反过来使核电厂的厂用电增加 从而影响核电厂的经济性 而且通过堆芯冷却剂流速太高 还会引起燃料组件的振动和对元件的冲蚀问题 因此 在确定流经堆芯的冷却剂流速时要权衡各种因素 大亚湾