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1、 - 30 -第三节 核反应堆本体结构与核电厂系统及设备 第三节 核反应堆本体结构与核电厂系统及设备 对于不同类型的核反应堆， 其核反应堆的本体结构和相应核动力厂的系统和设备有较大 的差别。本节选择压水堆作为主要对象予以介绍。 压水堆核电站主要由（核岛）和（常规岛）组成。核岛中的四大部件是（堆芯） 、 （蒸汽 发生器） （简称蒸发器） 、 （稳压器）和（主泵） 。在核岛中的系统设备主要有（压水堆本体） 、 （一回路系统） ，以及为支持一回路系统正常运行和保证反应堆安全而设置的（辅助系统） 。 常规岛主要包括（汽轮机组）及（二回路）等系统，其形式与常规火电厂类似。 一、核燃料组件与核反应堆的本体
2、结构 一、核燃料组件与核反应堆的本体结构 （核反应堆）是核电站的核能源，由它提供电站发电所需的全部热能。对于不同类型的 核反应堆，其（核燃料） 、 （燃料组件）及其反应堆堆（本体结构）和（结构材料）等有很大 差异。 考虑世界各国反应堆发展的现状和我国的实际情况， 本节选择压水堆作为主要对象进 行讨论。 压水堆的核燃料是高温烧结的圆柱形（二氧化铀陶瓷燃块） ，直径约（8）mm，高（13） mm，称之为（燃料芯块） 。燃料芯块中铀-235 的富集度约（3）%，一个一个重叠着放在外径 （9.5）mm，厚约（0.57）mm 的（锆-4）合金管内。这种锆合金管称为（燃料元件包壳） 。 锆管两端有（端塞）
3、 ，燃料芯块完全封闭在锆合金管内，构成高度为（3）m 多细而长的燃料 元件（见图 1-19） 。密封的（燃料元件包壳）构成了包容放射性物质的第一道安全屏障。这 些燃料元件用（定位格架）定位，组成所谓的（燃料组件） （见图 1-20） 。一般是将燃料元 件排列成（17）（17）的组件，其正方形横截面边长约（20）cm；加上端部构件，整个燃 料组件长约（4）m。燃料组件外面不加装方形盒，即所谓（开式）栅格，以利于冷却剂的横 向流动。将（100）多个燃料组件（总共包括（4）万多根（3）m 多长、比铅笔略粗的燃料 元件）组装在一起，构成所谓的压水堆堆芯。 图 1-19 压水堆燃料元件棒 图 1-20
4、压水堆燃料组件总体结构 图 1-21 为压水堆压力容器内结构示意图。每一个燃料组件包括（200）多根燃料元件，- 31 -中间有些位置空出来放（控制棒） 。控制棒的上部连成一体成为蜘蛛爪式的控制棒束。每一 个控制棒束都可以在相应的燃料组件内上下运动。 控制棒束在堆内布置得很分散， 以便堆内 造成平坦的（中子注量率）分布。 图 1-21 压水堆压力容器内结构示意图 由（燃料组件）组装成的堆芯放在一个很大的压力容器内，图 1-22 为压力容器的堆芯 剖面图。压水堆中的最关键设备之一是（压力容器） ，它是（不可更换）的。一座 90 万 KW 或 130 万 KW 的压水堆， 压力容器的直径分别为 （
5、3.99） m 和 （4.39） m， 壁厚 （0.2） m 和 （0.22） m，重（330）吨和（418）吨，高（13）m 以上。这么巨大的压力容器，它的加工和运输都 是一个需要认真对待的问题。 控制棒束由（上部）插入堆芯，在压力容器顶部有控制棒束的（驱动机构） 。 图 1-22 压力容器堆芯剖面 1.围板；2.热屏；3.压力容器；4.燃料组件；5.吊篮 压水堆初步装料后，大约经过（一两）年要进行一次更换（燃料组件）的操作，我们称 之为（首次换料） 。这以后，就（每）年换料一次。每次换料只需装卸（三分之一）的燃料 组件。卸出的燃料组件，放在反应堆旁边的（贮存水池）内。早期的压水堆换料停堆（
6、四） 个月，现在换一次料最短可以（两个星期）内完成。这就要求压力容器的（顶盖） 、 （控制棒 驱动机构） ，以及堆内（屏蔽层）组成一个整体，顶盖可以一下子打开，而不像以前那样一- 32 -个一个地公开顶盖上的巨大的螺栓。而且换料操作需要采用（快速换料）机构。换料时间的 缩短，有利于核电更好地为电力用户服务，缩短停电时间，提高利用效率。 作为慢化剂和冷却剂的核纯轻水，由压力容器（侧）面进来后，经过（吊篮）和压力容 器之间的（环形下降段） ，再从（底部下腔室）进入堆芯。冷却水通过堆芯后温度升高，密 度降低，再从堆芯上部流经上腔室流出压力容器。压水堆冷却剂入口水温一般在（290） 左右，出口水温（3
7、30）左右，堆内压力（15.5）MPa。一座 100 万 kW 电功率的压水堆， 堆芯冷却剂流量约（6）万吨/小时。 二、一回路系统及主要设备 二、一回路系统及主要设备 图1-23和图1-24分别给出了压水堆核电站冷却剂回路及设备空间分布图和回路系统原 理图。一座 90 万 KW 或 130 万 KW 的压水堆核电站，一回路有（三）条或（四）条并列的环 路。 高温的堆芯冷却水从压力容器 （上） 部离开反应堆后， 经过冷却剂回路热管段， 进入 （蒸 汽发生器） 。蒸汽发生器内有很多（传热管） （见图 1-25） ，传热管内流动的是温度很高的堆 芯冷却剂，称为（一次侧） ；而传热管外流动的是温度相
8、对较低的水和汽，称为（二次侧） 。 冷却剂从蒸汽发生器的 U 型传热管一次侧流过后， 将热量尽可能多地传递给传热管外流动的 二次侧工质。所以在蒸汽发生器里，一回路堆芯（冷却剂）与二回路的（水）在互不接触的 情况下，通过管壁发生了热交换。 （蒸汽发生器）是分隔并连接一、二回路的关键设备。 此后冷却剂流出蒸汽发生器， 经过冷却剂回路中间管段流到冷却剂回路 （主循环泵）（简 称主泵或冷却剂泵） ，经主泵升压后，流经冷却剂回路冷管段又回到反应堆，形成封闭的冷 却剂在其内往返循环的冷却剂回路系统（也称一回路系统） 。 图 1-23 冷却剂回路及设备布置图 图 1-24 压水堆核电站回路系统原理图 - 3
9、3 -图 1-25 蒸汽发生器 1.蒸汽出口管嘴；2.蒸汽干燥器；3.旋叶式汽水分离器；4.给水管嘴；5.水流；6.防振条；7.管束支撑板；8.管束围板；9.管束；10.管板；11.隔板；12.主冷却剂出口；13.主冷却剂入口 除了蒸汽发生器外， （主循环泵）也是一回路系统的重要设备。每台主循环泵的冷却水 流量为每小时（两万）多吨，泵的电机功率为（59）MW。泵的关键是保持（轴密封） ，以 免堆内带放射性的水外漏。 核电站的主循环泵除了密封要求严以外， 还由于泵放在安全壳内， 处于高温、高湿及射线辐射的环境下，要求电机的（绝缘）性能好。 核反应堆里的冷却剂，当温度由室温升到（300）以上时，体
10、积会有很大的膨胀。由 于体积膨胀及其他原因，如果不采取措施，在密闭回路冷却剂的压力会波动，从而使反应堆 的运行工况不稳定。因此，在反应堆（压力容器）出口和（蒸汽发生器）之间的一回路热管 段安装有（稳定器） 。稳定器是一个高大的（空心圆柱体） 。下部为（水） ，通过浸泡在饱和 水下的（电加热器）产生蒸汽并浮升到稳压器上部空间，利用蒸汽的弹性来维持核反应堆内 冷却剂的稳定压力。若一回路有一条以上并列的环路时，只要在一条热管段上安装（一）台 稳压器就可以满足稳定堆内的压力需要。 包括（压力容器） 、 （蒸汽发生器） 、 （主循环泵） 、 （稳压器）及（相关管路）的整个冷却 剂系统，有其特定的压力边界
11、，称为一回路（压力边界） 。该压力边界构成了包容放射性物 质的第二道安全屏障。 （压力容器） 、 （蒸汽发生器） 、 （主循环泵）和（稳压器）等一回路系 统和设备都被安置在如图 1-26 的安全壳内，称之为（核岛） 。 安全壳的直径可达（40）m，高达（60-70）m。它是一个既承受（内压）又承受（外压） 的坚固建筑物。承受内压以防事故情况下安全壳内超压造成（安全壳）的破坏，承受外压以 防安全壳外各种可能的（冲击） 。除此之外，安全壳还要求有相当高的（密封）性能，以防 止安全壳内放射性向周围环境的泄漏。所以（安全壳）构成了包容放射性物质的第三道安全 屏障。 - 34 -图 1-26 压水堆安全
12、壳 三、二回路系统及设备 三、二回路系统及设备 压水堆核电站二回路系统的主要功能是将（蒸汽发生器）产生的饱和蒸汽供（汽轮发电 机组）做功发电和供电站其他辅助设备使用。 二回路系统主要由（饱和蒸汽汽轮机） 、 （发电机） 、 （冷凝器） 、 （凝结水泵） 、 （低压加热 器） 、 （除氧器） 、 （给水泵） 、 （高压加热器） 、 （循环水泵） 、 （中间汽水分离再热器）和相应的 （阀门） 、 （管道）等组成。 在蒸汽发生器内，二回路工质水吸收一次侧传导的热量后，变成（280）左右、 （67） MPa 的（高温蒸汽） 。从蒸汽发生器出来的高温蒸汽，通过（高压汽轮机）后，一部分变成 了水滴。经过（
13、汽水分离器）将水滴分离出来后，剩余的蒸汽又进入（低压汽轮机）继续膨 胀，推动叶轮转动。从低压汽轮机出来的蒸汽的压力已很低，无法再加以利用。于是在（冷 凝器）里，让这些低压蒸汽变成水。冷凝水经过（预热）后，又回到（蒸汽发生器）吸收一 回路冷却剂的热量，变成（高温蒸汽） ，继续循环。整个二回路的水就是在（蒸汽发生器） 、 （高压汽轮机） 、 （低压汽轮机） 、 （冷凝器）和（预热器）组成的密封系统内来回往复流动， 不断重复由水变成高温蒸汽、蒸汽冷凝成水、水又变成高温蒸汽的过程。在这个过程中，二 回路的水从（蒸汽发生器）获得能量，将一部分能量交给（汽轮机） ，带动（发电机）发电， 余下的大部分不能利
14、用的能量交给（冷凝器） 。 为冷却冷凝器所用的水在（三回路）中循环。 （冷凝器）实质上是二回路与三回路之间 的热交换器。三回路是一个（开）式回路，利用它将汽轮机排出的低品质乏汽的难以利用的 余热带入江河湖海。在冷凝器里，三回路的水与二回路的水也是（互不接触）的，只是通过 冷凝器的管壁传递热量。三回路的用水量很大的。一座 100 万 kW 的压水堆核电站三回路每 小时要（40）多万吨冷却水.三回路的水与一、二回路的冷却水一样也需要加以净化，不过 净化的要求没有一、二回路那么高。 有关二回路系统的设备，着重介绍核电站汽轮机和发电机组的特点。 1.饱和蒸汽汽轮机组 - 35 -压水堆核电站的汽轮机与
15、火电站汽轮机原理上没有差别。 只是由于反应堆冷却剂温度的 限制（压水堆平均出口温度一般小于 330）只能产生压力较低（5.07.5MPa）的饱和蒸 汽或微过热蒸汽（过热度 2030） 。与火电站的高参数汽轮机相比，蒸汽的可用焓降仅为 它的（65）%，汽耗约大（一）倍。在冷凝器内的相同背压下，排气容积流量约大（6070） %。因此核电站的饱和蒸汽汽轮机与火电站的汽轮机相比，具有一些特点。核电汽轮机组的 转速一般取（1500）r/min，是火电机组转速的（一半） 。饱和蒸汽汽轮机是在（湿蒸汽区） 工作，一般在高压与低压缸之间装有（汽水分离再热器） ，以提高循环效率和减少叶片水蚀。 由于核电站饱和蒸
16、汽轮机在事故下超速较大，因此在低压缸入口处采用（快速关闭截止阀） 来防止超速。为满足核电站经济型的要求，核电站一般采用（单）机机组。随着单堆功率增 加，核电汽轮机也越做越大。目前最大核电站的功率已达到（130）万 KW，最大饱和蒸汽轮 机的容量也为（130）万 kW。 2.主发电机组 核电站主发电机与火电站不同占在于采用（半速四级）机组，这是核电站饱和蒸汽汽轮 机所要求的。随着单机容量增大，定子和转子的尺寸和重量也相应增加。大型发电机的冷却 方式，普遍采用定子线圈（水）冷、转子线圈（氢）冷、定子铁芯（氢）冷（简称水、氢、 氢冷） 。发电机的励磁方式，目前已较多地采用（无刷旋转半导体励磁） 。 根据反应堆事故停堆时安全冷却的需要， 希望主发电机及其励磁系统应能带动冷却剂主 循环泵进行了不低于（2030）s 的运转。 四、核动力厂辅助系统及功能 四、核动力厂辅助系统及功能 在核反应堆内进行可控链式裂变反应过程中， 核能转化为热能。 为了把核裂变产生的热 能导出并加以利用，除了核电厂主要的输热系统以外，还有许多辅助系统
