压水堆核电厂概述

第2章 压水堆核电厂概述 核电厂系统与设备 Nuclear Power Plant System and Equipment 2 第2章 压水堆核电厂概述 内容提要：内容提要： 核电厂组成核电厂组成 核电厂平面布置核电厂平面布置 核电厂主要厂房核电厂主要厂房 核电厂设备安全功能及分级核电厂设备安全功能及分级 核电厂安全设计原则核电厂安全设计原则 3 2.1 核电厂组成 核电的生产过程 Pressurized Water Reactor 4 2.1 核电厂组成 完成完成热力循环热力循环的系统：一回路（反应堆冷却剂系统）、二回的系统：一回路（反应堆冷却剂系统）、二回 路（汽轮机组）、三回路系统。路（汽轮机组）、三回路系统。 完成完成电力生产电力生产：一回路、二回路、三回路，发电机输变电系：一回路、二回路、三回路，发电机输变电系 统，通常简单地称为统，通常简单地称为堆、机、电堆、机、电三大核心部分。三大核心部分。 核电厂组成（位置）：核电厂组成（位置）： 核岛（核岛（nuclear island）：）：一回路及核岛辅助系统、专设安一回路及核岛辅助系统、专设安 全设施和厂房。全设施和厂房。利用核能生产蒸汽。利用核能生产蒸汽。 常规岛（常规岛（conventional island）：）：汽轮发电机组为核心的汽轮发电机组为核心的 二回路及其辅助系统和厂房，与常规火电厂的系统和设备二回路及其辅助系统和厂房，与常规火电厂的系统和设备 相似。相似。利用蒸汽生产电能。利用蒸汽生产电能。 配套设施（配套设施（BOP, Balance of Plant）:核电厂除核岛和常规核电厂除核岛和常规 岛的其余部分。岛的其余部分。 5 2.1 核电厂组成 一回路（反应堆冷却剂系统）：一回路（反应堆冷却剂系统）： 将堆芯核裂变释放出的热能将堆芯核裂变释放出的热能 带出反应堆并传递给二回路带出反应堆并传递给二回路 工质以产生蒸汽。工质以产生蒸汽。 压水堆核电厂一回路系统一压水堆核电厂一回路系统一 般有般有2至至4条条并联并联在反应堆压在反应堆压 力容器上的封闭回路。每一力容器上的封闭回路。每一 条环路由一台蒸汽发生器、条环路由一台蒸汽发生器、 一台或两台反应堆冷却剂泵一台或两台反应堆冷却剂泵 及相应管道组成。及相应管道组成。 整个一回路系统设有整个一回路系统设有一台稳一台稳 压器压器，连接在一个环路的热，连接在一个环路的热 管段上。一回路的压力靠稳管段上。一回路的压力靠稳 压器调节，且保持稳定。压器调节，且保持稳定。 6 2.1核电厂组成 核岛辅助系统：保证反应堆和一回路的正常运行。核岛辅助系统：保证反应堆和一回路的正常运行。 按其功能：按其功能： 一回路辅助系统：保证核电厂正常启动、功率运行和停堆一回路辅助系统：保证核电厂正常启动、功率运行和停堆 后冷却，部分系统作为专设安全设施的支持系统；后冷却，部分系统作为专设安全设施的支持系统； 废物处理系统：回收和处理放射性废物，保护和检测向环废物处理系统：回收和处理放射性废物，保护和检测向环 境的废物排放；境的废物排放； 核岛通风和冷却水系统。核岛通风和冷却水系统。 专设安全设施：为核电厂重大事故提供必要的应急专设安全设施：为核电厂重大事故提供必要的应急 冷却措施，并防止放射性物质的扩散。冷却措施，并防止放射性物质的扩散。 包括：安全注射系统、安全壳、安全壳喷淋系统、安全壳包括：安全注射系统、安全壳、安全壳喷淋系统、安全壳 隔离系统、安全壳消氢系统、辅助给水系统和应急电源隔离系统、安全壳消氢系统、辅助给水系统和应急电源 7 2.1核电厂组成 二回路系统二回路系统： 由汽轮机、发电机、凝汽器、由汽轮机、发电机、凝汽器、 凝结水泵、给水加热器、除氧凝结水泵、给水加热器、除氧 器、给水泵、蒸汽发生器、汽器、给水泵、蒸汽发生器、汽 水分离再热器等组成。水分离再热器等组成。 在压水堆电厂，一回路系统的在压水堆电厂，一回路系统的 冷却剂与二回路系统工质是完冷却剂与二回路系统工质是完 全隔离的，即“全隔离的，即“间接循环间接循环”，”， 不同于沸水堆的直接循环。不同于沸水堆的直接循环。 循环水（三回路）系统循环水（三回路）系统： 开式供水和闭式供水开式供水和闭式供水。 1 2 3 4 5 汽轮机 发电机 冷凝器水泵 蒸汽发生器 8 2.1核电厂组成 配套设施： 直接为生产服务的：如除盐水、压缩空气、 辅助锅炉等。 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。 厂区设施：如保安、海工构筑物、消防、排 水等。 服务设施：计算机系统（控制、模拟、应急、 管理）、文档管理、通讯、培训中心等。 大亚湾核电厂共有348个系统。 9 压水堆核电厂能量转换（转移） 压水堆核电厂将核能转变为电能分为四个环 节，在四个主要设备中实现： 核反应堆：将核裂变能转变为热能，并将热能传 给反应堆冷却剂，是一回路压力边界的重要部件。 蒸汽发生器：将反应堆冷却剂的热量传递给二回 路的水，使其变为蒸汽。只进行热量交换，没有 能量型态的转变。 汽轮机：将蒸汽的热能转变为转子高速旋转的机 械能。 发电机：将汽轮机传来的机械能转变为电能。 10 2.2 核电厂平面布置 布置原则： a.区分净脏，脏区尽可能处于主导风向的下风口； b.满足核电厂生产工艺流程要求，便于设备运输， 减少管线的迂回和纵横交叉； c.反应堆厂房、辅助厂房和燃料厂房布置在同一 基岩的基垫层上，防止因厂房承载或地震所产 生的沉降导致管线断裂； d.以反应堆厂房为中心，辅助厂房、燃料厂房、 主控制楼和应急柴油发电机厂房环绕在反应堆 厂房周围。双机组厂可采用对称布置，共用部 分核辅助厂房。 11 2.2 核电厂平面布置 厂房布置分以下几个部分： a. 核心区：包括核反应堆厂房、辅助厂房、燃料 厂房、主控制室和应急柴油发电机厂房、汽轮 发电机厂房等； b. 三废区：废液储存处理厂房,固化厂房,弱放废 物库,固放废物储存库,特种洗衣房等； c. 供排水区：循环水泵房,输水隧洞,排水渠,淡水 净化处理车间等； d. 动力供应：冷冻机,空压机,液氮储存气化.辅助 锅炉等； e. 检修车间，仓库区； f. 厂前区：行政办公楼,汽车库,消防生活服务设 施,入口警卫 12 2.2 核电厂平面布置 关于核心区的布置： 按照反应堆厂房与汽轮机厂房的相对位置，有按照反应堆厂房与汽轮机厂房的相对位置，有T 型型和和L型型布置。布置。 T型型:汽轮机叶片旋转平面与安全壳不相交汽轮机叶片旋转平面与安全壳不相交.占地大占地大,每每 个机组一个汽轮机厂房个机组一个汽轮机厂房. L型型: 汽轮机叶片旋转平面与安全壳相交汽轮机叶片旋转平面与安全壳相交,须设置防止须设置防止 汽轮机飞车时汽轮机叶片对安全壳和屏障的冲击汽轮机飞车时汽轮机叶片对安全壳和屏障的冲击. 占地少占地少,两台以上机组可公用汽轮机厂房两台以上机组可公用汽轮机厂房,仅用一台仅用一台 吊车吊车 我国采用我国采用T型布置型布置 13 2.2 核电厂平面布置 14 2.2 核电厂平面布置 15 2.2 核电厂平面布置 16 2.2 核电厂平面布置 17 2.3 核电厂主要厂房 1 安全壳安全壳(反应堆厂房反应堆厂房)；2 汽轮机厂房；汽轮机厂房；3 燃料厂房；燃料厂房；4 核辅助厂房核辅助厂房 18 2.3 核电厂主要厂房 安全壳 (containment) 安全壳又叫反应堆厂房。 我国各电厂安全壳采用 圆柱形预应力混凝土安 全壳，壁厚约1m，内 有厚6mm的钢衬。 容许泄露： 0.1Wt%/24hours 设计压力：0.52MPa 19 2.3 核电厂主要厂房 汽轮机厂房汽轮机厂房(Turbine Building)：包括汽轮发电机组、凝汽器、凝结水泵、给水：包括汽轮发电机组、凝汽器、凝结水泵、给水 泵、给水加热器、除氧器、汽水分离再热器及与二回路有关的辅助系统泵、给水加热器、除氧器、汽水分离再热器及与二回路有关的辅助系统 20 2.3 核电厂主要厂房 汽轮机及发电机 Turbine and Generator 21 2.3 核电厂主要厂房 核燃料厂房： 燃料厂房内设有乏燃料贮存池，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。 核辅助厂房： 辅助厂房是一个具有多种用途的钢筋混凝土厂房。 一回路的一些辅助系统，如化容系统，硼与水补给系统， 设冷水系统，安全注入系统，废物处理等，以及该厂房 必需的空气处理及冷却设备布置在此厂房内。 22 2.4 核电厂安全功能及分级 核电厂系统、设备和设施作用不同，对安全的要求核电厂系统、设备和设施作用不同，对安全的要求 不同。对设备根据其安全功能及其对安全的重要性，进不同。对设备根据其安全功能及其对安全的重要性，进 行分级，既保证安全性，又避免对设备要求过于严格而行分级，既保证安全性，又避免对设备要求过于严格而 影响经济性。影响经济性。 安全分级的目的是正确选择用于设备设计、制造、安全分级的目的是正确选择用于设备设计、制造、 检验的规范标准。检验的规范标准。 安全功能及分析方法安全功能及分析方法 安全分级安全分级 抗震分类抗震分类 规范分级和质量分组规范分级和质量分组 23 2.4.1 安全功能及分析方法 安全功能安全功能: : 1 1 安全停堆和维持安全停堆状态；安全停堆和维持安全停堆状态； 2 2 停堆后余热导出；停堆后余热导出； 3 3 事故后防止放射性物质释放，以保证放射性物质事故后防止放射性物质释放，以保证放射性物质 释放不超过容许值。释放不超过容许值。 如何确定某物项对于安全的重要性？如何确定某物项对于安全的重要性？ 两种分析方法：两种分析方法： 1 确定论方法；确定论方法； 2 概率论方法。概率论方法。 24 2.4.1 安全功能及分析方法 1、确定论分析方法：、确定论分析方法： 对那些对安全有重要作用的、其损坏会导致严重放射对那些对安全有重要作用的、其损坏会导致严重放射 性释放事故的系统设备，确定高的安全等级。性释放事故的系统设备，确定高的安全等级。 2、 概率论方法：概率论方法： 根据某一安全功能所起作用的几率以及该安全功能失效根据某一安全功能所起作用的几率以及该安全功能失效 的后果来评价承担此安全功能的设备对于安全的重要性。的后果来评价承担此安全功能的设备对于安全的重要性。 传统上用第一种方法较多。三哩岛事故后，概率论方法传统上用第一种方法较多。三哩岛事故后，概率论方法 被日益广乏地接受，它也被用来确定系统、设备和构筑物被日益广乏地接受，它也被用来确定系统、设备和构筑物 的安全等级。的安全等级。 25 2.4.2 安全分级 核电厂设备的安全的要求分为四级: 1 安全一级：安全一级：一回路承压边界一回路承压边界所有部件。包括：反应堆压所有部件。包括：反应堆压 力容器、主管道、反应堆冷却剂泵、稳压器、蒸汽发生器力容器、主管道、反应堆冷却剂泵、稳压器、蒸汽发生器 一次侧，控制棒驱动机构的壳体。一次侧，控制棒驱动机构的壳体。 选用设备等级一级，质量选用设备等级一级，质量A组。组。 按照按照实际可能的最高标准实际可能的最高标准设计、制造、安装和实验。设计、制造、安装和实验。 26 2.4.2 安全分级 2 2 安全二级：安全二级： 余热去除、安注和安喷系统。余热去除、安注和安喷系统。 3 3 安全三级：安全三级： 辅助给水；设备冷却水；乏燃料池冷却系统；辅助给水；设备冷却水；乏燃料池冷却系统； 为安全系统提供支持的系统和设施。为安全系统提供支持的系统和设施。 4 4 安全四级：安全四级： 核岛中不属于安全三级以上的，但要求按照非核岛中不属于安全三级以上的，但要求按照非 核规范和标准中较高要求设计制造。核规范和标准中较高要求设计制造。 27 2.4.3 抗震分类 抗震分为一、二类和非抗震类。抗震分为一、二类和非抗震类。 抗震一类指其损害会直接或间接造成事故的工况以及抗震一类指其损害会直接或间接造成事故的工况以及 用来实施停堆或维持停堆状态的构筑物、系统和设备。用来实施停堆或维持停堆状态的构筑物、系统和设备。 安全一、二、三级和安全一、二、三级和LS和和1E级电器设备属抗震一类。级电器设备属抗震一类。 抗震一类要求满足抗震一类要求满足安全停堆地震载荷安全停堆地震载荷要求。要求。 安全停堆地震是分析电厂所在区域地址和地震条件，分安全停堆地震是分析电厂所在区域地址和地震条件，分 析当地地表下物质的特性的基础上所确定的可能发生的最析当地地表下物质的特性的基础上所确定的可能发生的最 大地震。安全停堆地震通常取当地历史上发生过的最大地大地震。安全停堆地震通常取当地历史上发生过的最大地 震再加上一个适当的安全裕量后确定的。震再加上一个适当的安全裕量后确定的。 28 2.4.3 抗震分类 抗震二类的表明设备的设计要满足能承受抗震二类的表明设备的设计要满足能承受 运行基准地震（运行基准地震（OBE）引起的载荷要求。）引起的载荷要求。 在美国，抗震在美国，抗震I类设备必定是安全级设备，类设备必定是安全级设备， 而对非安全级设备也可以提单独的抗安全停而对非安全级设备也可以提单独的抗安全停 堆地震要求。堆地震要求。 29 2.4.4 规范分级和质量分组 根据核电厂中系统和设备的安全等级和抗震类别在机根据核电厂中系统和设备的安全等级和抗震类别在机 械设备中规定了它们相应的设计、制造、检查和验收要求。械设备中规定了它们相应的设计、制造、检查和验收要求。 这种要求体现在相应的设备设计和制造规范中。例如这种要求体现在相应的设备设计和制造规范中。例如美国美国 机械工程师协会机械工程师协会（ASME）的）的锅炉和承压容器设计规范锅炉和承压容器设计规范(见见 表表2.1)或法国的或法国的RCCM压水堆核岛机械设备设计和建造规压水堆核岛机械设备设计和建造规 则中规定了承压部件（与安全有关或与安全无关）的设计、则中规定了承压部件（与安全有关或与安全无关）的设计、 制造、检查和验收的要求。制造、检查和验收的要求。 在核岛供货范围中根据产品等级不同，可以分为不同在核岛供货范围中根据产品等级不同，可以分为不同 的质保组，分别明确地规定不同的质量保证（的质保组，分别明确地规定不同的质量保证（QA）要求。）要求。 这些分组应与采用的安全准则相适应。这些分组应与采用的安全准则相适应。 30 2.4.4 规范分级和质量分组 我国核电事业尚处在初始发展阶段，虽然制定了我国核电事业尚处在初始发展阶段，虽然制定了 一套核安全法规，有完整的设备分级、抗震分类和质一套核安全法规，有完整的设备分级、抗震分类和质 保分组要求，但保分组要求，但没有完整的核设备设计和制造规范。没有完整的核设备设计和制造规范。 实际工作中根据情况参考美国规范或法国规范。实际工作中根据情况参考美国规范或法国规范。表表2.1 列出了美国压水堆核电厂部分系统、部件和构筑物的列出了美国压水堆核电厂部分系统、部件和构筑物的 分级，其中规范等级一栏中为美国机械工程师协会分级，其中规范等级一栏中为美国机械工程师协会 （ASME）的锅炉和承压容器的设计规范，）的锅炉和承压容器的设计规范，表示锅表示锅 炉和承压容器的设计规范中无相应该标准。炉和承压容器的设计规范中无相应该标准。 31 2.4.4 规范分级和质量分组 32 2.4.4 规范分级和质量分组 33 2.4.4 规范分级和质量分组 34 2.4.4 规范分级和质量分组 35 2.5 核电厂安全设计原则 核反应堆的安全设计核反应堆的安全设计 与其他电能生产相比，核电厂的最大特点之一，是与其他电能生产相比，核电厂的最大特点之一，是 在运行的同时要产生在运行的同时要产生大量放射性物质大量放射性物质。核电厂设计的。核电厂设计的 首要问题，就是要在正常工况或事故工况下，能把这首要问题，就是要在正常工况或事故工况下，能把这 些放射性物质严加控制，把对个人的照射减少到可接些放射性物质严加控制，把对个人的照射减少到可接 受的水平，确保工作人员和公众安全。受的水平，确保工作人员和公众安全。 核电厂的安全设计中辐射防护应遵循核电厂的安全设计中辐射防护应遵循： 正常运行工况下放射性排放低于预定限值，对环正常运行工况下放射性排放低于预定限值，对环 境与公众的影响可以忽略不计；导致高辐射计量或放境与公众的影响可以忽略不计；导致高辐射计量或放 射性物质大量释放的事故概率要低，而发生概率较高射性物质大量释放的事故概率要低，而发生概率较高 的辐射后果要小。的辐射后果要小。 36 2.5.1纵深防御原则 2004年国家核安全局发布“新建核电厂设计中年国家核安全局发布“新建核电厂设计中 的几个重要安全问题”，明确的几个重要安全问题”，明确纵深防御要贯彻到纵深防御要贯彻到 核电厂的全部活动中核电厂的全部活动中。核电厂提供多层次的设备。核电厂提供多层次的设备 和规程，用以防止事故、或在未能防止事故发生和规程，用以防止事故、或在未能防止事故发生 时实施适当的防护，保证核电厂的安全。时实施适当的防护，保证核电厂的安全。 包括五道包括五道相继深入而又相互增援相继深入而又相互增援的设计防御措的设计防御措 施，以此来保证核电厂的安全。施，以此来保证核电厂的安全。 37 2.5.1纵深防御原则 第一道防御：考虑对事故的预防第一道防御：考虑对事故的预防 核电厂的设计必须是稳妥的和偏于安全的。建立一整 套质量保证和安全标准。核电厂必须按严格的质量标准、 工程实践经验以及质量保证程序进行设计、制造、安装、设计、制造、安装、 调试、运行和维修调试、运行和维修。电厂各系统、各设备不能出现不允许 的差错或故障。 第二道防御：防止运行中出现的偏差发展成为事故第二道防御：防止运行中出现的偏差发展成为事故 设置可靠的保护装置和系统。探测妨碍安全的瞬变，可靠的保护装置和系统。探测妨碍安全的瞬变， 完成适当的保护动作。完成适当的保护动作。必须按保守的设计实践设计，留有 足够的安全裕量并配有重复探测、检查和控制手段，各种 测试仪表必须具备较高的可靠性。 38 2.5.1纵深防御原则 第三道防御：限制事故的放射性后果，保障公众的安全。限制事故的放射性后果，保障公众的安全。 对付必须加以考虑的各种假想事故, 配置了专设安全 设施。 轻水堆的典型假想事故有：一回路或二回路管道破裂、 燃料操作事故、弹棒事故等。轻水堆的专设安全设施包括： 应急堆芯冷却系统、辅助给水系统、安全壳及安全壳喷淋 系统、安全壳隔离系统、消氢系统等。 39 2.5.1纵深防御原则 第四道防御是应付可能已超出设计基准事故的严重事故，应付可能已超出设计基准事故的严重事故， 并使放射性后果合理尽量低并使放射性后果合理尽量低。 主要任务是保护放射性包容功能。通过附加的措施和 规程防止事故的发展。通过减轻选定的严重事故后果，附 以事故处置规程，达到这个目标。 除了上述四道防御外，对每个核电厂均应制订应急 计划。万一发生严重事故造成放射性大量外逸时，对附 近居民实行隐蔽、疏散、供给药物、封锁食品，使放射 性物质释放带来的损害减小到最小。有时也把它称为第第 五道防御五道防御。 这道防御要求设置应急中心，制定和实施厂区内、外 的应急响应计划。 40 2.5.1纵深防御原则 四个应急状态等级 U: 应急待命 A: 厂房应急 S: 厂内应急 G: 厂外应急 对应急初始条件和应急行动水平可以按照某种方 案进行分类，称之为识别类。分为四种： A类为异常辐射水平和放射性流出物排放类； F类为裂变产物屏障丧失类； H类为影响电厂安全的灾害和其它条件类； S为系统故障类。 41 2.5.2 多道屏障（Multi-barrier） 为了阻止放射性物质向外扩散，设计上的最重要安 全措施之一，是在放射源与人之间设置了多道屏障。最 为重要的是以下三道屏障三道屏障。 第一道屏障: 燃料元件包壳燃料元件包壳（cladding） 轻水堆核燃料采用低富集度二氧化铀，将其烧结成 芯块，叠装在锆合金包壳管内，两端用端塞封焊住。正 常运行时，仅有少量气态裂变产物有可能穿过包壳扩散 到冷却剂中；如包壳有缺陷或破裂，则将有较多的裂变 产物进入冷却剂。设计时，假定有1%的包壳破裂和1% 的裂变产物会从包壳逸出。据美国统计，正常运行时实 际最大破损率为0.06%。 42 2.5.2 多道屏障（Multi-barrier） 第二道屏障: 一回路压力边界(primary system envelope)。 压水堆一回路压力边界由反应堆容器和堆外冷却剂环 路组成，包括蒸汽发生器传热管、泵和连接管道。 材料选择：不锈钢；镍基合金(SG传热管)；制造： 反 应堆压力容器焊缝；运行： 避免热应力过大。 43 2.5.2 多道屏障（Multi-barrier） 第三道屏障: 安全壳安全壳(containmant)， 即反应堆厂房。 将反应堆、冷却剂系统的主要 设备（包括一些辅助设备）和主管 道包容在安全壳内。当事故（如失 水事故、地震）发生时，它能阻止 从一回路系统外逸的裂变产物泄漏 到环境中去，是确保核电厂周围居 民安全的最后一道防线。安全壳也 可保护重要设备免遭外来袭击（如 飞机坠落）的破坏。 安全壳密封要求：0.1Wt/24hour; 定期贯穿件密封检查，打压试验。 44 2.5.2 多道屏障（Multi-barrier） 有时见到四道屏障之说，它们依次是：有时见到四道屏障之说，它们依次是： 燃料芯块；燃料芯块； 燃料元件包壳；燃料元件包壳； 一回路压力边界；一回路压力边界； 气密性的承压反应堆厂房（安全壳）。气密性的承压反应堆厂房（安全壳）。 只有这四道屏障同时遭到破坏，才会发生放射性大量只有这四道屏障同时遭到破坏，才会发生放射性大量 释破的事故。释破的事故。 45 2.5.3 安全设计的基本原则 核电厂安全设计的一般原则是：采用行之有效的工艺行之有效的工艺和 通用的设计标准通用的设计标准，加强设计管理，在整个设计阶段和任何设计 变更中必须明确安全职责明确安全职责。 核电厂各系统安全设计的基本原则有： 单一故障准则单一故障准则 满足单一故障准则的设备组合，在其任何部位发生单一随单一随 机故障机故障时，仍能保持所赋于的功能。由单一随机事件引起的各 种继发故障，均视作单一故障的组成部分。 多样性原则多样性原则 多样性应用于执行同一功能的多重系统或部件，即通过多重系多重系 统或部件中引入不同属性来提高系统的可靠性统或部件中引入不同属性来提高系统的可靠性。获得不同属 性的方式有：采用不同的工作原理、不同的物理变量、不同的 运行条件以及使用不同制造厂的产品等，减少“共因故障”， 即出自相同原因的故障，提高可靠性。 46 2.5.3 安全设计的基本原则 独立性原则独立性原则 为了提高系统的可靠性，防止发生共因故障或共模故 障，系统设计中应通过功能隔离