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核反应堆 导论论文(论反应堆中蒸汽发生器的安全问题与可能的解决方案)核工程与和技术一班20094228摘要:(1)蒸气发生器(evaporator)是指通过加热使溶液浓缩或从溶液中析出晶粒的设备，主要由加热室和蒸发室两部分组成。加热室向液体提供蒸发所需要的热量，促使液体沸腾汽化;蒸发室使气液完全分离。加热室中产生的蒸气带有大量液沫，到了较大空间的蒸发室后，这些液体借自身凝聚或除沫器等的作用得以与蒸气分离。通常除沫器设在蒸发室的顶部。蒸发器按操作压力分常压、加压和减压3种。按溶液在蒸发器中的运动状况分有:循环型。沸腾溶液在加热室中多次通过加热表面，如中央循环管式、悬筐式、外热式、列文式和强制循环式等;单程型。沸腾溶液在加热室中一次通过加热表面，不作循环流动，即行排出浓缩液，如升膜式、降膜式、搅拌薄膜式和离心薄膜式等;直接接触型。加热介质与溶液直接接触传热，如浸没燃烧式蒸发器。蒸发装置在操作过程中，要消耗大量加热蒸汽，为节省加热蒸汽，可采用多效蒸发装置和蒸汽再压缩蒸发器。蒸发器广泛用于化工、重工业和轻工等部门。(蒸汽发生器的图片一)(2)蒸汽发生器是压水堆核电站维系一次侧和二次侧的枢纽设备，其服役寿命和运行安全性一直是备受关注的问题。本文根据压水堆蒸汽发生器结构特点和运行工况参数，将其中的关键零部件结构、运行载荷和物理边界提取并做适当简化，构建了可供科学分析的研究模型，系统地研究了蒸汽发生器U形传热管和支撑板结构的动态特性问题。具体研究工作和成果如下:(1)阐述了浸液圆板流体结构耦联振动问题的物理模型与数学求解方法体系，研究了浸液圆板流体结构耦联振动问题有关基本假设、物理模型基本方程与不同工况边界条件构建。详细探讨了求解浸液圆板耦联振动偏微分方程一类边值问题的分离变量和积分变换两种解法。本文首次提出了基于广义Fourier-Bessel级数的第一类和第二类F-B-H(Fourier-Bessel-Hankel)积分变换及反演理论，并进行了详细的数学解析。(3)言压水堆(PWR)、坎杜堆(CANDU)和俄罗斯的水慢化水冷却反应堆(VVER)核电站中的蒸汽发生器,都是连结一、二回路的大型昂贵的主设备。蒸汽发生器传热管的腐蚀破损一直是核电站非计划停堆和电站容量因子损失的主要因素。目前,世界上将近半数的压水堆核电站蒸汽发生由燃料组件构成的反应堆堆芯放置在一个特制的圆柱体钢质压力容器(反应堆压力壳)内。压力壳的高度约12米、内径约4米、壁厚达20厘米、约重314吨。一个900兆瓦的反应堆主冷却剂系统(上图)是由压力壳及三个相同的环路相连组成(即一回路)。每一环路设有一台主泵、一台蒸汽发生器，与及连接管道。其中一个环路装设一台稳压器。每一台主泵会带动约155巴(1巴=100千帕)的高压冷却水(普通水)在其环路内经过反应堆堆芯循环流动，这些冷却水不但是用作慢化剂，也将堆芯的热能传送到蒸汽发生器。反应堆出水的温度约为摄氏330度，而入水口的温度约摄氏290度。在这高温及高压状态下的冷却水会处于欠热状态(即冷却水的温度与其沸点有一段距离，因此不会沸腾)。蒸汽发生器是一个约高20米的热交换器，其内部装设了U形传热管，以管壁换热的方式将一回路水的热能传送到二回路，然后把二回路给水转化为蒸汽，以推动涡轮发电机。关键词:蒸汽发生器，U型管，安全可靠性，一二回路系统，压强差,8.61Map，易脆点，尖端前言:能源是提供能量的自然资源，是人类生存和发展的基础。他不仅关系到国民经济的发展，人民生活的改善;同时还影响社会进步和稳定.核能作为一种新型的清洁能源,在能源系统中占据了越来越重要的地位.以其环保性和经济性,核电站已受越来越多的国家的青睐.世界上发展核电的国家中,以法国的核电发展最快,至1990年法国的核电已占总发电量的74.5%,韩国至建成第一座600MV的压水堆核电站开始，到1990年也已超过7200MV，占总发电量的47.5%。中国是一个拥有巨大人口的国家，能源消耗日益增长，已逐渐发展为世界工厂，但目前中国面临严峻的能源挑战，中国的能源分布与人口分布极不均匀，目前核能的利用还未达到2%，能源东调工程加重了运输等成本，加之温家宝总理提出要使中国排污量下降一半的目标。因此，发展核能势在必行。文献【1】:核电站中反应堆中设备的的基本介绍稳压器的主要作用是维持一回路冷却水的压力，防止超压。稳压器直径约2米，长约13米，并与一回路内其中一环路的热管段接驳。稳压器上半部为蒸气空间，下半部被水注满。稳压器内顶部设有喷淋嘴，底部装有电加热器。透过控制稳压器内加热器和喷淋水的运作，便可调节稳压器内的水位与及控制一回路的压力。稳压器内的水位由一套精密的系统所控制，以确保稳压器在反应堆功率变化或瞬态情况下，能够正常运作。当压力下降时，系统会自动启动电加热器，以增加蒸汽;在压力上升时，稳压器顶部会喷水，把蒸汽凝成水，以降低压力。此外，控制系统亦提供保护信号，在稳压器内的压力过高或过低的情况下，令反应堆自动停堆。由燃料组件构成的反应堆堆芯放置在一个特制的圆柱体钢质压力容器(反应堆压力壳)内。压力壳的高度约12米、内径约4米、壁厚达20厘米、约重314吨。一个900兆瓦的反应堆主冷却剂系统(上图)是由压力壳及三个相同的环路相连组成(即一回路)。每一环路设有一台主泵、一台蒸汽发生器，与及连接管道。其中一个环路装设一台稳压器。每一台主泵会带动约155巴(1巴=100千帕)的高压冷却水(普通水)在其环路内经过反应堆堆芯循环流动，这些冷却水不但是用作慢化剂，也将堆芯的热能传送到蒸汽发生器。反应堆出水的温度约为摄氏330度，而入水口的温度约摄氏290度。在这高温及高压状态下的冷却水会处于欠热状态(即冷却水的温度与其沸点有一段距离，因此不会沸腾)。蒸汽发生器是一个约高20米的热交换器，其内部装设了U形传热管，以管壁换热的方式将一回路水的热能传送到二回路，然后把二回路给水转化为蒸汽，以推动涡轮发电机文献【2】:核电站目前的运行状况核能利用的核反应有核裂变和核聚变两种，核电站利用的是可控的裂变式核反应。核电站中最重要的是核反应堆，目前比较普遍运行或有较大商业用途发展潜力的核反应堆有:压水反应堆.沸水堆.重水堆.高温气冷堆.低温核供热堆.快中子反应堆等堆型,而其中压水反应堆是目前发展最广泛的堆型。压水堆由堆芯，压水堆堆芯组件，压水堆堆内构件，控制棒驱动机构，压水堆压力容器等部件构成。压水反应堆包括两个回路系统，其中一回路系统由上述部件构成，水作为该堆型的冷却剂和慢化剂。二回路系统连接到发电机叶轮，通过与一回路进行热交换后的水变成并经过干燥后的水蒸气带动汽轮机发电。一回路系统中重要的设备包括蒸汽发生器，反应堆冷却剂，压水堆稳压器，反应堆冷却剂管道和保温层。蒸汽发生器作为核电站中的一二回路的枢纽。它将反应的热量传给二次侧，参生蒸汽驱动汽轮机发电。蒸汽发生器的传热管是一二次侧的隔离屏障。因此它的安全可靠性十分重要。但事实上蒸汽发生器的事故在反应堆的安全事故中居重要地位，蒸汽发生器的u型管的壁厚只有1.09mm而一.二回路运行压力分别为15.5Mpa,6.89Mpa,也就是说1.09mm的U型管要承受8.61Mpa的压力差,并且受一回路冷却剂的腐蚀和反射性的侵害与二路冷却剂的腐蚀等众多负作用.由此可见,发生器的安全性能不是很高的。据压水堆核电事故表明，仅1979年一年，79座运行的核电站中，就有34座发生了蒸汽发生器传热管破损，美国核管会(NRC)在1982年发表的调查报告中指出，美国正在运行的48座核电站中，有40座已经发生了蒸汽发生器事故，其中8座情况严重。例如，surry-2核电站，管堵数达2187根，至少已决定对三座压水堆核电站五台蒸汽发生器进行更换。每台蒸汽发生器因更换造成的经济损失达1亿至3亿美元，而它们投入运行还不足十年。由于蒸汽发生器的传热管破损还可能造成核泄漏，例如，1982年，美国Ginna核电站发生了核蒸汽管破损，放射性水以700Gpm的速率漏入二回流，导致二回路压力升高，安全阀向大气排放了两分钟。文献【3】:自己提出的几种提高蒸汽发生安全可靠性的方法1.从对蒸汽发生器的研究结果来看，U型管的U型尖端是最容易发生事故的地方，此处水对管的冲击力达到最大，且在焊接时由于不是圆滑点，它的脆性相对于其他的点要大得多，其原因很可能是此处的弯曲度过大。个人认为,(如图二)可以将立式蒸汽发生器与卧式蒸汽发生器的特点相结合，将U型管的形状制成圆形或椭圆形的，这样不仅可以减低制作过程中对冶炼弯形管的高技术要求，同时也会减低水流经过弯曲段的速率，因而能减少水对该点冲击力。这样就可以提高U管的耐用性能，蒸汽发生器的安全可靠性也会相应提高。2.核电站是由蒸汽传动汽轮机转动的装置，二回路要提供足够的蒸汽才能带动汽轮机运转，这样，就必须保证一二回路之间有足够的热交换，由此可见，当核电站的发电效率一定时，U型管的材料与壁厚有着直接的联系，而壁的厚度又与蒸汽发生器的性能密不可分。所以我认为蒸汽发生器的安全性能不够与其厚度不足存在着很大的关系。现在做这样一种假设，通过蒸汽发生器的热工-水利分析，腐蚀理论与传热管材料，振动，磨损与疲劳理论等研究课题，研制出这样一种材料:它能满足目前运行的核电站中的一二回路的压强差，且其导热性能很高，则可用这种材料制成U型管，将其厚度加大(比一般的U型管的厚度要大)。在其功率与原来相同的情况下，很显然，新材料制成的U型管的安全性能具有很大的提升。3.如图三，尖端由于位置的特殊性，导致其是最易发生事故的底地方。原因与一点基本相同:U型管本身的壁厚，加上处于折点，受到最大的水的冲击力。如果在制作过程中，将U型管尖端易脆点处的壁加厚，就可以提高该点接受水的冲击力的大小。同时U型管易破裂的原因是:U型管两端的压强差过大(8.61Map),现在做一种这样的假设，找到了降低一二回路压强差的方法就能大大提高其安全可靠性能。稳压器是一个不错的选择，我假设能在U型管尖端处焊接一个小型的稳压器，在操作室进行人为的压力调节。就可以减少此处的压力，提高蒸汽发生器的寿命。4.U型管作为连接一二回路的关键部分，由于其所处的特殊位置和壁厚等关系，它在运行过正中受到损坏是不可避免的，如何减少在发生事故时的负面影响，也是我们应该重点考虑的事。U型管发生事故停堆时，仅更换一根U型管就要花耗1-3亿美元，还不考虑本来运行时产生的经济效益，可见更换U型管时的经济损失是非常大的。但若不停堆，则很可能会带来更大的危害，相当于在反应堆中埋下了一颗不知什么时候就会爆炸的定时炸弹，其危险性会变得更大，1979年美国的三里岛核电站和1986苏联的切尔诺贝利核电站的爆炸带来的负面影响我想是无论如何也避免不了的。在我看来，在制作U型管的同时，可以考虑在管口设置一些自动封口，且像反应堆中控制棒一样，设置一些备用的U型空管。这样在发电过程中，如果发现哪根U型管出现异常情况，(如出现管破裂时)。可以在不停堆的情况下，关闭发生情况的U型管，启动备用的U型管，这样就可以不用停堆，减少了停堆时带来的经济损失。5.U型管作为连接一二回路的关键部分，由于其所处的特殊位置和壁厚等关系，它在运行过正中受到损坏是不可避免的。当一回路的放射性水泄漏到二回路时，就得考虑如何才能使放射性水得到有效的处理，再不用疏散民众的情况下就能安全的解决问题，防止它继续扩散，造成更大的危害。如(图四)中上图所示，若二回路进入了放射性水，就必使是它流入汽轮机然后，才能进行有效处理。在这个过程中，放射性就会扩散，存在一定的不安全因素。现在我假设能在蒸汽发生器的主筒两端各加上一个耳朵(如图四)下图所示。且在两耳朵的开口处设有自动阀门，在蒸汽发生器的蒸气出口也设置一个阀门，可以通过人为控制或其在紧急情况下能够自动打开或关闭。简要说一下它的工作原理:当一回路的水泄漏到二回路时，即其流入二回路时(量太大是很严重的事故，这种方法控制不了)，可以强制关闭蒸气出口，打开两只耳朵的阀门。这样，受辐射污染的水就能够不流到外面去，而是在蒸汽发生器的主筒和两只耳朵之间循环。然后就可以进行更安全的处理，但该回路毕竟不是与外界联通的，因此也不能持续太长时间。当强制使二回路的水在上述装置中流动时，我们应该尽快停堆。防止该回路的压力迅速增大而造成蒸汽发生器发生爆炸。如果我们能妥善处理这个问题后，相信蒸汽发生器的安全与可靠性能会具有大幅提升。6.当然，能否及时发生一次U型管破损事故很重要，这是能否及时阻止一次停堆甚至发生跟严重的核事故的关键。那么，我们能通过什么方法及时发现异常呢?这就是我下面要考虑的，我认为可以根据探伤技术的方法，可选用射线探伤，同位素探伤和气体探伤等措施。射线探伤是比较灵敏的探伤手段，由于一回路的吸热剂具有放射性，故可以在二回路安装能够接受辐射的传感器。当发现的放射性超过一定程度时，说明U型管出现了一定的事故，但该种方法也许不会太有效，因为二回路的吸热剂也受一回路辐射的影响因而也具有了一定的放射性。并且辐射探伤法会对设备具有一定的影响，不是一种无损探伤技术。同位素探伤:可以标记一回路的吸热剂，压水堆的吸热剂是H2O，可以标记其中的O，在二回路安装相应的传感器，一旦一回路的水流入二回路时，传感器就能检测到标记的O，进而进行有效的处理。但此时标记的是H2O，是设备中的液体，虽然不具放射性，对设备的影响比较小;但是它的灵敏性比较低。最后谈一下气体探伤法: