核能利用与核.ppt

核能利用与核电站概述 一 核能利用及主要堆型二 压水堆核电站及主要设备三 核电站系统及设备的安全分级四 核电设备标准体系 1 一 核能利用及主要堆型 1 核能利用及核电发展2 核电站主要堆型及世界核电现状3 先进反应堆及我国核电发展趋势 2 1 核能利用及核电发展 核能发电技术是由军工技术发展而来的首先在核潜艇反应堆的基础上发展出压水堆核电技术 在其民用发展过程中 又产生了沸水堆核电技术 由于压水堆和沸水堆都采用浓缩铀 其它发达国家又发展出了采用天然铀作燃料的重水堆和石墨气冷堆技术 3 核能利用有核裂变和核聚变两种方式核聚变是利用轻原子核结合转变为较重原子核进而放出大量的聚变能的过程 而核裂变能则是利用较重的原子核在中子轰击下产生裂变 分裂成两个或两个以上的碎片 进而释放大量的裂变能量的过程 4 原子弹是利用核裂变原理制造出来的 目前利用核裂变原理进行发电的技术已经获得了广泛的应用 如法国 核电发电量达到了全国年发电量的80 左右 氢弹则是利用核聚变的原理制造出来的 世界上目前进行的大规模核聚变 是采用氘和氚的混合物在核裂变 原子弹 爆炸产生的高温 高压条件 实现氘和氚聚变 目前世界各国都在着手核聚变的控制研究 5 6 核能的用途 核舰艇 核动力航母 核电厂 氢弹 船用核动力 核电 原子弹 核武器 7 原子模型 原子 原子的尺寸 10 10m 原子核的尺寸 10 15m 8 地球本身蕴藏的能量 核能 返回 铀 钍矿 氘 锂 40万亿吨 2千多亿吨 所释放的能量比全世界现有能源总量放出的能量大千万倍 无穷的能源 核裂变能 核聚变能 核裂变反应 核聚变反应 490万吨 275万吨 核反应堆就是一种能以可控方式产生自持链式裂变反应的装置 通过控制它能够以一定的速度将蕴藏在原子核内部的部分核能释放出来 商用核反应堆即是利用核裂变反应所释放出的能量进行供汽 供热 供电或满足其它用途 9 快中子和热中子的概念 快中子 裂变过程直接产生的中子 热中子 经过慢化剂慢化后的中子 按中子种类核反应堆可分为 a 快中子反应堆 b 热中子反应堆 目前世界上已达到商业运行水平的反应堆都属于热中子反应堆 包括压水堆和沸水堆 在热中子反应堆中 一般采用普通水 重水 石墨作慢化剂 10 核聚变反应原理 核聚变是较轻的原子核结合成较重原子核的过程 这一过程中释放的能量 叫做核聚变能 它就是氢弹爆炸原理 世界上目前进行的大规模核聚变 是采用氘和氚的混合物在核裂变 原子弹 爆炸产生的高温 高压条件 实现氘和氚聚变 目前世界各国都在着手核聚变的控制研究 11 核能发电是一种受控的核裂变过程 核能发电是利用核裂变反应 通过控制热中子数的办法 控制核裂变速度 使之逐步放出热量 并由载热剂导出热量并产生蒸汽 推动汽轮机发电 12 三个发展阶段 第一阶段 60年代以前 着重于多种堆型的试验和研究墨气冷堆等 第二阶段 60年代以后 到70年代末 重点发展 轻水堆 重水堆 石墨气冷堆 高温气冷堆 快中子增殖堆等 第三阶段 80年代 核电基本上处于停滞状况 目前核电正面临新一轮发展机遇 亚洲是目前核电最大的潜在市场 13 核岛设备 目前我国在核岛设备制造生产方面 一重 二重 三大动力集团等都已取得生产核电设备许可证 其中东方电气集团和上海电气集团综合实力较强 国内市场基本由东方电气集团和上海电气集团所垄断 上海锅炉厂 东方锅炉厂生产的蒸汽发生器 稳压器 硼注箱和安注箱等设备占核岛设备投资的半数左右 这些相关设备制造企业将在未来核电高速发展中受益最大 14 三大核设备生产基地市场份额 东方电气是目前国内唯一已经具备制造百万级核岛和常规岛设备能力的企业上海电气作为国内核岛和核电设备生产的主要企业 国内核岛设备市场占有率为45 国内常规岛设备市场占有率为33 哈动力作为国内常规岛设备生产的主要企业 国内核岛设备市场占有率为5 国内常规岛设备市场占有率为33 15 2 核电站的主要堆型 1 压水堆核电站使用低浓铀为核燃料 富集度大约为3 4 其慢化剂和载热剂是轻水 故属于轻水堆 为了提供其载热效率 要求在300 350 范围内不沸腾 因此必须使水压保持在15 16MPa的高压下 16 17 2 沸水堆核电站 沸水堆 也使用低浓铀作核燃料 富集度同于压水堆 其慢化剂和载热剂是轻水 故属于轻水堆 沸水堆中的水允许沸腾 压力大约为7MPa 故称作沸水堆 沸水堆循环示意图 19 3 重水堆核电站 重水堆 采用天然铀作核燃料 其慢化剂和载热剂是重水 故称为重水堆 20 秦山三期CANDU6型重水堆机组 使用的核燃料为不需浓缩的天然铀 该反应堆以重水为慢化剂和冷却剂 可以不停堆换料 每个堆有两个冷却剂环路 合用一台稳压器 每个冷却剂环路有两台蒸汽发生器和两台冷却剂循环泵 21 5 世界核电现状 目前世界上已发展到商业应用的核电站动力反应堆主要有 轻水堆 压水堆 沸水堆 重水堆和石墨气冷堆 还在研究和发展中的有快中子增殖堆和高温气冷堆 目前世界上共有34个国家有核电站 美国的核电机组最多达107座 而法国核电发电量占国内总发电量的比例最高达75 左右 在美国 德国 日本同时发展压水堆PWR和沸水堆BWR 23 世界核电发展的基本情况 24 2001 7 25 根据国际原子能机构发表的数据 截至2007年10月底 全世界在运行的核电机组共有439台 总装机容量接近3 7亿千瓦 年发电量约占世界发电量的17 这些核电机组已累计运行超过1万堆 年 2007年世界电力装机比例 核能发电量比重超过20 的国家共19个 核电与水电 火电一起构成世界电力的三大支柱 世界核电开始复苏 26 2001年5月 美国政府颁布 美国国家能源政策报告 把扩大核能作为国家政策的重要组成部分 并提出了促进核能复苏和发展的一些具体政策 2001年8月初 美国众议院通过了 保障美国未来能源 法案 支持在现有核电厂址上建设新的核电机组 提出在2020年前 新增核电装机5000万千瓦的设想目标 27 俄罗斯计划大幅提高核电发电能力 比重要由目前的17 提高到2030年的25 印度规划到2030年前建成核电5000万千瓦 目前为348万千瓦 日本为削减CO2排放 2006年8月制定核电发展计划 核电比重要由目前29 左右提高至2030年的40 韩国宣布 核电比重要由目前的38 左右提高到2035年的65 在建及国家同意开展前期工作的核电项目 28 我国的核电站 浙江秦山核电站 1x310MWe 浙江秦山第二核电站 2x650MWe 浙江秦山第三核电站 2x728MWe 广东大亚湾核电站 2x984MWe 广东岭澳核电站 2x990MWe 江苏田湾核电站 2x1060MWe 总装机容量到达了9134MWe 正在兴建的有 岭东核电站 2x1000MWe 阳江核电站 6x1080MWe 秦山核电站 扩建2x1080MWe 秦山第二核电站 扩建2x650MWe 浙江三门核电站 2x1250MWe 大连红沿河核电站 2x1080MWe 和山东海阳核电站 2x1250MWe 等 29 大亚湾核电站 30 岭澳核电站 31 秦山核电站 32 法国PALUEL核电站 33 2001 7 法国SUISSE核电站 34 2001 7 3 我国核电发展趋势及先进反应堆 1 CPR1000 2 CNP1000 3 先进堆EPR和AP1000 35 中广核CPR1000方案介绍 36 37 38 CPR1000的建设和设计目标如下 机组额定功率1080MWe 设备本地化比例 70 建设工期 60个月 利用三维数字化设计提高出图效率 减少设计变更 利用可视化进度控制 优化进度 提高施工管理效率 39 全面实现自主化 本地化 经过大亚湾到岭澳 再到CPR1000基本实现了设计自主化 设备制造在岭澳二期的基础上 将会进一步实现本地化 此类堆型在岭澳一期就已经实现了建设及运行的自主化 40 经济性持续提高 从大亚湾到岭澳二期逐步提高了自主化 本地化比例 使得单位造价已显著下降 CPR1000进一步提高设计自主化和设备本地化 小批量建设后 由于设计复用及批量采购 建造费用还会进一步降低 41 采用先进的燃料管理策略 提高燃耗深度等 完全自主运行 进一步降低运营成本 成熟技术的应用和持续的改进将进一步提高设备 系统和机组的可靠性 使得上网电价同脱硫 脱硝火电机组相比有竞争力 42 反应堆压力容器设计寿命为60年 低泄漏设计 减少了对压力容器的中子辐照 RPV堆芯活性段采用整体锻件 严格控制RPV材料中的辐照敏感元素Cu P S Ni等的含量 中核CNP1000设计特点介绍 43 44 2001 7 A 前言 CNP1000作为自主研发 设计的机组 其目的是在国内已有核电技术基础上 充分吸收与考虑运行反馈 考虑人因工程与新法规的要求 进行设计改进和技术提高并全面实现标准化 2001年 CNP1000概念设计已经完成 确定了反应堆堆芯 重要系统和设备方案 并启动部分模型试验 2003年10月 CNP1000初步设计正式启动 并于2005年5月结束 与此同时 完成了初步安全分析报告 现正在供有关方面预审 45 B CNP1000主要设计特点 设计目标电厂设计寿命 年60电厂可利用率 87堆芯损伤频率 1 ry 10 5换料周期 月18堆芯热工裕量 15 日负荷跟踪能力有带厂用电运行能力有比投资 kW 1500 46 CNP1000总参数 CNP1000总参数 部分 机组电功率 MWe1100反应堆功率 MWt3050燃料组件类型AFA 3G堆芯组件数177活性区高度 cm365 7反应堆冷却剂系统环路数3冷却剂系统压力 Mpa15 5冷却剂平均温度 310蒸汽压力 Mpa7 03汽机转速 r m1500 47 采用的规范标准和分级 CNP1000采用的规范标准 核安全法规 导则 HAF HAD 适用的中国规范和标准 参考IAEA设计安全要求 规定 及其导则 参考美国ASME 法国RCC 以及IEEE IEC标准等 CNP1000构筑物 系统 设备分级 遵循HAD原则 参照美国标准ANS51 1进行分级 48 CNP1000技术定位 CNP1000的技术定位为二代加改进 G2 充分吸收我国现有压水堆核电站设计 建造 调试和运行经验 尽可能考虑美国URD 欧洲EUR的要求 在提高安全性的同时尽可能提高经济性 使电厂总体性能较现役核电厂有较大改进 充分考虑严重事故的预防和缓解 基本能满足2004版核安全法规HAF102的要求 49 AP1000设计特点介绍 50 AP1000是由美国西屋公司开发的先进的非能动的压水堆 AdvancedPassivePWR 2002年3月 美国核管会已经完成AP1000设计的预认证审查 Pre certificationReview AP600有关的试验和分析程序可以用于AP1000设计 2004年12月获得了美国核管会授予的最终设计批准 AP1000为单堆布置两环路机组 电功率1250MWe 设计寿命60年 主要安全系统采用非能动设计 布置在安全壳内一回路系统见图所示 51 52 AP1000反应堆冷却剂系统组成 反应堆压力容器 ReactorPressureVessel RPV 包括控制棒驱动机构 堆内构件 安装接管等 反应堆冷却剂泵 ReactorCoolantPump RCP 蒸汽发生器 SteamGenerator SG 包容反应堆冷却剂的部分 包括SG的水室下封头 ChannelHead 管板 Tubesheet 和传热管束 Tubes 等 4稳压器 Pressurizer PRZ 以及与其相连接通往一条反应堆冷却剂主管道热管短的波动管线 SurgeLine AP1000反应堆冷却剂系统组成 5安全阀 SafetyValves 和自动降压系统 AutomaticDepressurizationSystem ADS 的阀门 6反应堆压力容器顶盖 上封头 上的排气管道 ReactorVesselHeadVent 和排气管道隔离阀 HeadVentIsolationValves 7非能动余热换热器 PASSIVERESIDUALHEATREMOVALHEATEXCHANGER PRHRHX 8堆芯补水箱 COREMAKEUPTANK CMT 9上述主要部件之间相互连接的管道及其支承 AP1000反应堆冷却剂系统组成 5安全阀 SafetyValves 和自动降压系统 AutomaticDepressurizationSystem ADS 的阀门 6反应堆压力容器顶盖 上封头 上的排气管道 ReactorVesselHeadVent 和排气管道隔离阀 HeadVentIsolationValves 7非能动余热换热器 PASSIVERESIDUALHEATREMOVALHEATEXCHANGER PRHRHX 8堆芯补水箱 COREMAKEUPTANK CMT 9上述主要部件之间相互连接的管道及其支承 二 压水堆核电站及主要设备 56 1 压水堆核电站概述2 压水堆核电站主要系统3 压水堆核电站主要设备 1 压水堆核电站概述 57 压水堆核电站工作示意图 压水堆核电站厂房简图 58 压水堆核电厂简易流程图 核能转变为电能的四个主要设备 1 反应堆容器 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 在此只进行热量交换 不进行能量的转变 3 汽轮机 将饱和蒸汽的热能转变为高速旋转的机械能 4 发电机 将汽轮机传来的机械能转变为电能 60 2 压水堆核电站主要系统 核电站主要系统A1 反应堆堆芯系统A2 反应堆压力壳设备A3 一回路主系统A4 稳压系统A5 蒸汽发生器系统A8 控制棒系统B3 安全壳喷淋系统B4 安全壳隔离系统B16 高压冷却剂注入系统B17 蓄压箱系统B18 低压冷却剂注入系统C5 核岛设备冷却水系统 61 3 压水堆核电站核岛及主要设备 62 核岛主设备立体简图 1 反应堆压力容器2 蒸汽发生器3 反应堆冷却剂泵4 稳压器 63 核岛主设备介绍 64 1 反应堆压力容器2 蒸汽发生器3 稳压器 1 反应堆压力容器 65 1 反应堆压力容器概述1 反应堆压力容器重量约为256 6t 位于堆坑里 其支撑结构由进出口管下面的支撑座 座落在堆坑混凝土基础上环型梁结构的支承环 以及和支承环成一体的支撑导向板组成 反应堆压力容器承受设备和介质的重量 热态时允许接管及设备自由膨胀 但不允许横向移动 66 2 反应堆压力容器在核岛中的位置 67 秦山30万千瓦压水堆堆芯剖面图 1 控制棒驱动机构2 反应堆压力容器3 压紧部件4 阻力塞组件5 控制棒组件6 可燃毒物组件7 中子源组件8 燃料组件9 吊篮部件 68 3 反应堆压力容器的结构 69 2001 7 4 结构特点 反应堆压力容器由压力容器筒体及上顶盖 两个 O 形环和58个螺栓组成 反应堆压力容器是一个低合金钢大型锻件 整个容器内表面堆焊耐腐蚀不锈钢 材料 低碳铁素体合金钢 成分 C 0 25 Mn1 15 1 5 Mo 06 Ni0 4 1 为防腐蚀 内表面堆焊6mm不锈钢 70 反应堆压力容器筒体由七块锻件焊接而成 其中第一个环带外法兰有58个孔 靠内表面有突台 第三个环带6个管嘴 通过支承环坐在混凝土堆腔壁上 堆腔由强迫通风冷却 下封头装有30根镍铬合金管焊接在封头内侧 71 顶盖 上封头 有一个排气管 有61个控制棒驱动机构管孔和4个堆内温度测量热电偶接管 上法兰上有58个螺栓孔 顶盖与筒体用两道O形环由58个螺栓固定加压密封 并有监测引漏系统 72 设计运行工况设计压力 17 23MPa运行压力 15 5MPa设计温度 343 试验工况水压试验压力 22 9MPa水压试验温度 容器材料脆性转变温度 30 73 6 本体重量 尺寸及材料工况 筒体总高 含封头及管座 13208mm筒体法兰到下封头底部高10335mm压力容器筒体内 外径 3989 4409mm接管端距离 最大运输尺寸 6378mm压力容器的法兰内径 4674mm压力容器筒体壁厚200mm 74 内壁堆焊层最小厚度5mm法兰连接螺栓15 08t 58套压力容器重量256 6t顶盖重量55 5t材料 筒体部分16MND 5容器内堆焊部分Z2CN 8 10螺栓40NCDV 7 03 75 3 堆内构件 76 a 1000MW核电机组反应堆内构件分为两大部分 上部构件和下部构件 构件材质为不锈钢 总重量约130吨 b 主要技术参数 堆内上部构件 直径 mm 3915高度 mm 4206总重 t 43 7堆芯上部支撑筒数 36热电偶管座数 4 77 堆内下部构件 直径 mm 3916高度 mm 9920总重 t 84吊兰平均壁厚 mm 51 5吊兰高度 mm 8225压紧弹簧 内径 mm 3410外径 mm 3650厚度 mm 95 78 2 蒸汽发生器 1 蒸汽发生器概述蒸汽发生器的管板和U形管作为反应堆冷却剂压力边界的组成部分 属于压水堆的第二道安全屏障 作用有二 作为热交换设备 将一回路冷却剂中的热量传给二回路的给水 使之产生蒸汽 作为连接设备 在一 二回路之间起隔离作用 使二回路不受一回路的放射性污染 79 蒸汽发生器的支承结构是四根立柱 支承在容器底部和混凝土基础之间 同时在不同高度上设两层横向支撑 这种结构能承受自重荷载及事故载荷 蒸发生器在安装时应注意冷热态的位移 因此在安装铰接支承时应有一定量的倾斜 用以补偿一部分热位移 使在热态运行时支承垂直状态 80 蒸汽发生器结构简图 81 2 蒸汽发生器结构特点及组成 1 蒸汽发生器是由外壳和U形管构成的立式热交换器 主要由筒体 传热管束 汽水分离装置和支承件组成 蒸汽发生器的垂直支撑件为四根铰接的立柱 蒸发器在两个高度上设有横向支撑约束机构 在低处有四根横向支撑 在环路热膨胀时供蒸发器导向 其中两根横向支撑位于热段管道的轴线上 用于限制热段遇到发生断裂时蒸发器的位移 82 2 蒸发器属核安全一级设备 高约20848mm 最大直径4484mm 无水总重329 5t 蒸发器用碳钢制成 与反应堆冷却剂接触的所有表面都有合适的耐腐蚀材料制造或包覆 83 3 蒸汽发生器由两部分组成 下筒体部分是蒸发段 使给水汽化 上筒体部分是汽水分离段 将所产生的汽水混合物进行机械干燥 84 下筒体部分 下封头 由碳钢铸件制成与管板焊接 并由因科镍合金隔板分隔为两个水室 内表面堆焊两层厚约5 6mm的不锈钢 开有一回路水的进出口和维修用人孔 重量约30吨 管板 厚度为555mm 由锻件制成 表面堆焊三层因科镍合金 管板上钻有8948个孔 85 倒U形管束 共有4474根 是由因科镍 600制成的传热管 每根传热管外径19 05mm 壁厚1 09mm U形管在管板内全胀 并与管板一回侧的覆盖层焊接 总重50吨 管束放在客束套筒内 支撑板 有9块不锈钢支撑板分布在管束长度上 用来保持管子之间的规定距离 并将载荷传至蒸汽发生器的外壳上 86 筒体 由4个圆环及1个锥形壳体组成 用厚度75 100mm的锰钼镍低合金钢板加工后焊接而成 圆筒部分外径约为3 5m 锥形部分扩大到约4 5m 下筒体部分总高13 25m 在管板上表面水平装设两根多孔排污管 供连续排污用 距管板上表面高约350mm处 在筒体上设四个检查孔 以便检查管板上表面 87 距管板上表面高约625mm处 在筒体上设有两个检查孔 以便检查流量分配档板以上的管束 距管板上表面高约490mm处 还设有两个手孔 这些孔均用盖板螺栓密封 88 上筒体部分 蒸汽发生器的上筒体部分高约7 4m 外径约4 5m 也是由锰钼镍低合金板加工焊接制成 其内部装有环形给水管 16个旋风分离器 波纹板湿汽分离器及蒸汽出口处的流量限制器 89 4 蒸汽发生器技术参数 传热量 MW 965传热面积 m2 5429管侧技术参数 设计压力 Mpa 17 23设计温度计 343运行压力 Mpa 15 5 90 反应堆冷却剂温度 最佳估算 进口温度 327出口温度 293压降 Mpa 0 331反应堆冷却剂容积冷态 m3 30 6热态 m3 31 6水压试验压力 Mpa 22 9 91 主要结构参数 下部直径 mm 3446上部直径 mm 4484总高度 mm 20848封头隔板厚度 mm 19管子支板厚度 mm 30 92 管板厚度 不计堆焊层 mm 555传热管直径 mm 19 25传热管壁厚度 mm 1 09传热管数目 根 4474无水总重 t 329 5满水总重 t 约 505 93 材料 传热管因科镍690壳体18MND5底封头20MN5M堆焊层308L 309L管板堆焊层因科镍600传热管支承板13Cr不锈钢 94 蒸汽发生器的结构分解 A一次侧 下封头 管板 分隔板等 B二次侧 上部 下部 包括内件 C传热管 一次部件 D下部 锥型筒体 下部筒体 下部内件等 E上部 上封头 上部筒体 人孔和接管 上部内件等 F人孔盖G蒸汽发生器整体 95 2001 7 蒸汽发生器结构分解和顺序 96 下部筒体总成 各筒体间用窄间隙环焊缝焊接各部分焊接次序首先是下筒体与管板对接焊1级焊缝内部手工焊 外部清根 外部窄间隙自动埋弧焊 中间筒体 下筒体与管板 锥形筒体内外侧窄间隙自动埋弧焊小接管 同上部组件 后面上部组件 手工焊接机加孔 2001 7 97 下部组件 内件组装安装围板和调整清洁和清洁度检查安装管束支撑板固定杆固定激光整直对中要求支撑板的传热管孔与管板上的管孔一一对应 98 下部组件 管束装配所有工序必须在清洁的环境中进行穿管和防振条安装穿管从管班板中间与分隔板垂直的面向上穿 一半 穿管每层从中间向外侧穿每穿一层安放一层防振条一半穿完后旋转180度开始穿另外一半胀管 涡流检查胀管采用超高压液压胀管注意避免胀管对传热管的损伤胀管可分为部分胀和全段胀 现在一般要求全段胀 胀管完成后采用涡流检测技术对胀管段进行检查 99 下部组件 管束装配管子管板封口焊焊接采用不用焊材直接熔化母材焊接方式焊接必须同时焊试板 拉伸试验和破坏性试验管子管板封口焊执行100 PT检验和抽样RT检验防振条焊接最后进行氦检漏 100 上部组件 椭圆封头主要制造工艺与筒体和安全端焊缝坡口准备蒸汽出口安全端焊接封头内壁蒸汽出口处局部堆焊镍基合金文丘里管安装和焊接干燥器围板与封头的焊接 101 上部组件 上部内件组成 从上向下 板式干燥器旋风叶片式汽水分离器给水环 102 最终焊缝的焊接 下部组件与下封头的焊接焊缝为一级焊缝内壁手工焊接外部清根后窄间隙自动埋弧焊焊封内壁手工堆焊分隔板与分隔条的焊接热处理前探伤焊缝局部热处理最终探伤RT探伤困难需要大型RT探伤室 103 最终焊缝的焊接 筒体最终焊缝一般选择 上部组件 整个下部总成内壁手工焊接外部清根后窄间隙自动埋弧焊热处理前探伤焊缝局部热处理最终探伤RT探伤困难需要大型RT探伤室 104 105 2001 7 蒸汽发生器RCC M ASME材料规范对照 蒸汽发生器材料采购 蒸汽发生器完工 设备的油漆有两种类型黑色的永久性油漆白色的可剥落临时油漆 106 蒸汽发生器完工 超大型设备无法采用包装箱完工的蒸汽发生器安放在专用的运输鞍座上鞍座上装设有充氮系统可以检测内部压力储存和运输途中保持一定的氮气压力 107 3 稳压器 108 1 稳压器概述稳压器的支承结构为底部用圆筒形座来支承而水平方向上有横向支承 用以减轻发生事故时 对稳压器的底部支承作用力 这种结构主要支承稳压器的自重和事故时的荷载 安装时主要通过调整底部支承法兰来保证稳压器的安装尺寸 109 稳压器示意图 1 稳压器的结构特点稳压器是一个立式带有半环形顶部和底部封头的圆筒容器 它通过焊在其下部封头上的支承裙座支承在基础上 裙座下部有一环形板和支承法兰 支承法兰与支座采用地脚螺栓连接 110 为了保证稳压器热态时径向膨胀 通过限位器上的调整圆柱销调节至筒体的间隙为15 1mm 由于稳压器不能横向移动 主回路所产生的膨胀位移量都是通过波动管补偿的 此外下封头上还焊有60根电加热元件 上封头上装有带套管的喷淋管嘴 人孔盖及孔盖插入装置等 稳压器高约13m 直径2 5m 重约80t 111 3 稳压器的技术参数 设计参数 设计压力 MPa 17 23设计温度 360运行参数 运行温度 345运行压力 Mpa 15 5 112 结构参数 总容积 m3 39 75水容积 全负荷 m3 23 96容积 全负荷 m3 16 37外径 mm 2350筒体壁厚 mm 108总高度 mm 12810重量 t 79 113 稳压器材料18Mn D5加热器总数 根 60每根加热器功率 kw 24加热器总功率 kw 1440加热器外径 mm 22加热器伸入长度 m 1 9加热器材料Ni Cr合金 114 稳压器的主要工艺 最终焊缝焊接内侧手工焊接外侧清根 窄间隙埋弧自动焊内壁手工不锈钢堆焊 见照片 电加热器及其密封构件安装和焊接 115 照片中可以看到半球形上部封头上有 1个人孔 4个安全阀接管 1个喷淋接管 中间 1 上封头组件 上封头内壁不锈钢堆焊和检验开孔和孔的坡口机加 人孔 安全阀接管孔 喷淋接管孔 人孔机加 坡口 螺栓孔和攻螺纹 安全阀接管 喷淋接管机加人孔 安全阀接管 喷淋接管内壁不锈钢堆焊和接管安全端坡口预堆边接管坡口机加和检验人孔 安全阀接管 喷淋接管与上封头焊接接管与封头焊缝内壁手工堆焊上封头坡口机加 与筒体焊接 116 2 下封头组件 支撑裙座筒体卷制和纵缝焊接发兰与裙座焊接带法兰的裙座与下封头焊接下封头内表面不锈钢堆焊波动接管开孔和坡口加工加热器开孔和坡口加工波动管接管机加 见照片 波动管内壁不锈钢堆焊 衬套管焊接 安全端坡口预堆边波动管与下封头焊接 焊封内壁手工堆焊不锈钢加热器护套管焊接 J形坡口 焊接变形很难控制 117 三 核电站系统及设备的安全分级 1 核安全的基本概念2 核安全要求及安全分级3 核电站主要设备及安全等级 118 1 核安全的基本概念 核安全管理目标与措施核安全管理的最终目标是保障工作人员 群众和环境不致遭到超过国家规定限值的辐射照射和污染 并将辐射照射和污染减至可以合理达到的尽量低的水平 技术措施是基于纵深防御思想大量的人力 物力及财力的投入 其工作效果有较大的确定性 管理性措施基于法制观念的国家强制核安全管理体系 由于各国国情的不同及人的因素产生了很大的不确定性 综观世界上几次大的核事故 管理上的漏洞均是事故发生的首要原因 119 核电站风险来源 放射性物质的不可控过量释放 根本原因 功率失控 不能及时停堆 产生的热量超出了冷却能力 冷却条件恶化 不能及时载出堆芯热量 丧失冷却剂 失水事故 丧失冷却剂流动 失流事故 丧失热阱 局部流道堵塞 120 核电厂的安全问题 a 在正常运行情况下 反应堆厂房外的放射性辐照以及电厂排放的液态和气态放射性废物对工作人员和周围居民的放射性辐照 应远远小于规定的最大允许剂量 b 在事故情况下 不论是内部原因 如系统或设备的故障 运行人员的误操作等 还是外部原因 如飞机坠毁 地震 火灾等 引起的事故 反应堆的保护系统和安全系统应能迅速投入 确保堆芯安全 防止大量放射性泄漏到环境中去 1 核电厂的安全性含义核安全 安全 完成正确的运行工况 事故预防或缓解事故后果从而实现保护厂区人员 公众和环境免遭过量辐射危害 2 多道屏障为防止放射性释放到环境中去 采取了三道屏障 第一道屏障是燃料包壳 第二道屏障是一回路系统承压边界 第三道屏障为安全壳 122 3 纵深防御原则 为保证每道屏障在正常和事故工况下的有效性 在压水堆核电厂的设计中采用了纵深防御的原则 即预防 监控和限制事故后果