核电站入门课程大作业.docx

核电站入门课程大作业作业要求：（1） 独立完成，不得抄袭；（2） 充分开展文献调研，尽量全面系统地回答问题；（3） 对开放性问题，不要照搬他人观点（包括书本、网络上），尽量结合所学知识，谈自己的体会；（4） 提交作业时，文件名“姓名+学号+核电站入门课程作业”；（5） 作业截止时间：2012年12月25日。1. 比较一体化反应堆与分散布置式反应堆的区别，各有什么优越性？答：一体化反应堆和分散布置式反应堆相比即将一、二级回路做到堆内部，减小堆的体积。其安全性不需要依赖于系统准确无误的运作和出现故障时操作员准确、及时的干预，另外其由于体积较小，故在军用核领域方面如核潜艇等运用前景很大。分散布置式反应堆，其回路一般有三个且分布很规则，所以事故处理比较方便且能做到隔离，另外由于其一二级回路分别处于安全壳内外，不需要担心蒸汽发生器等设备中带来的两相流脉动问题。2. 比较AP1000屏蔽主泵与大亚湾轴封泵的特点。答：AP1000屏蔽主泵是AP1000堆型量身设计的主泵，其还没有实际运用的经验。和大亚湾轴封泵相比：a) 其是具有高惯量、高可靠性、运行平稳和低维修费用的主泵。这种屏蔽泵没有旋转轴的外伸部分也就没有轴封，从而消除了因主泵密封失效而可能产生的LOCA（失水）事故，并且减少了维修费用和频率。b) AP1000屏蔽主泵没有联轴器且上下共有两个尺寸较大的飞轮并且消除了飞轮破裂引起的飞射物损坏安全壳，简化主泵支撑系统内其他设备的可能性。c) 屏蔽泵采用的是水润滑无火灾隐患。d) 屏蔽泵直接与蒸发器下封头连接，取消了主泵与蒸发器之间的冷却剂主管道，降低了环路压降，简化了泵的支承。e) 但是此泵惯量大，功率大，对零部件的加工、焊接、装配、润滑要求较高，加工成本难度大但相对轴封泵效率较低。3. 比较直流蒸汽发生器与自然循环式蒸汽发生器的特点。答：直流蒸汽发生器的二回路的流动是依靠给水泵的压头来实现的，外力强迫二回路工质一次流过传热管，随着工质沿传热管流动，它被一回路载热剂加热，经过预热、蒸发、加热而达到所需的温度，产生过热蒸汽。因此，与自然循环式蒸汽发生器相对比直流蒸发器的特点是：a) 强迫流动，没有内部水循环，给水一次流过加热面转变为蒸汽。b) 产生的是过热蒸汽，不需要装设汽水分离器。c) 结构简单，体积小，静态特性好，机动性能好及由于产生过热蒸汽，可不装去湿装置，简化了系统，并可提高装置的热效率。d) 热容量小，在外部扰动下，过热蒸汽压力变化时间快，速度大，而且蒸汽发生器内各受热段无固定分界线 而自然循环式蒸汽发生器的下降通道中的流体为给水与分离器疏水的混合物基本上不含蒸汽而上升通道中的流体为汽水两相混合物下降通道中的流体密度大于上升通道中的流体密度两者形成的压差在回路中建立起运动压头从而形成自然循环。蒸汽发生器自然循环时运行压头与流动阻力平衡依靠自身改变循环流量即改变循环倍率来调节当负荷下降时在同一传热面上传热量下降蒸汽量减小即上升通道中汽水两相混合物中的蒸汽含量减小而循环倍率的变化与蒸汽含量的变化成反比即负荷下降循环倍率增大。4. 简述压水堆中稳压器的主要功能及工作原理。答：稳压器主要作用，是将一回路(RCP)的压力维持在15.5MPa(abs)的整定值上，以防止冷却剂水在一回路中汽化，总得而言就是为压水堆核电厂一回路中提供气相空间来调节和稳定系统工作压力，。稳压器内贮有两相状态的水，水和蒸汽都在确定的压力所对应的同一温度，依靠喷淋阀和加热器进行压力调节，其次是可缓冲一回路系统水容积的迅速变化。此外,在反应堆装置启动、运行和停堆、补充载热剂泄漏和除去放射性气体等方面,稳压器也有着特殊的作用。稳压器是由容器、电加热元件、波动管座、喷雾器、卸压阀和安全阀等组成的电加热设备。稳压器通过加热器和喷淋装置维持稳压器内水相及蒸汽相处于饱和状态，保持一回路压力在运行范围内，当稳压器超压时，泄压阀及安全阀自行动作，蒸汽从稳压器排入泄压箱内，进行超压保护。5. 比较EPR、AP1000及大亚湾核电站安全壳的不同。答: 大亚湾核电站的安全壳是一个直径约40m，高约60m，壁厚1m的单层混凝土壳，其强度可防一般战斗机的撞击，而EPR和AP1000的安全壳是双层的。具体而言AP1000的安全壳是所谓的采用了“非能动技术”的安全壳，其顶上设置了非能动安全壳冷却系统储水箱，依靠固有的热工水力特性而不采用泵等能动设备的非能动设计使安全配置系统简化，安全支持系统减少，建设工期和成本相对大亚湾的安全壳降低了不少。而EPR的安全壳是双层带有金属内衬的，其密封水平是国际唯一的，内壳是预应力混凝土结构，外壳为钢筋混凝土结构，相比大亚湾核电站安全壳，其采用了更多的安全系统配置来增加可靠性，其体积很大，所以其坚固性、安全性很好。6. 简述福岛事故的基本过程及事故教训。答：基本过程：2011年3月11号，日本东部海域里氏9.0级地震，随后引发了海啸，起初海啸未冲过高度不够高的防波堤。核电站将控制棒上插，反应堆安全停堆。堆芯热功率在几分钟内由正常的1400兆瓦下降到只剩余热，但仍有约4%，虽然仍在下降，但下降速度变慢。停堆后应保证厂用电源不失，由安注系统向堆芯补水，保证堆芯冷却防止超压，但地震摧毁了电网，厂外电源不可用，应急柴油机启动，向堆芯内注入清水。好景不长，海啸来了，冲过防波堤将柴油机房被淹，应急柴油机不可用。而外调来的移动式柴油机的接口和核电站的接口不兼容！堆芯冷却暂时停止。而为了保住压力容器，必须要卸压，防止压力容器超压爆炸。3月12日，日本政府承认测到了放射性的碘和铯。一方面说明操作员早就开始卸压了，另一方面说明燃料包壳已经有损坏的了。而后压力容器内的温度逐渐上升到约为 550 摄氏度，堆芯已经裸露并产生大量氢气。所以，含有氢气的蒸汽，通过卸压水箱简单的降温和过滤就被排放到厂房大气中，而大量的氢气高温下在下午三点左右，随着一声巨响，反应堆厂房顶盖被爆炸完全摧毁，只剩下钢结构。15日，机组附近的辐射量最高达每小时400微西弗，由此核电站事故变得的相当严重。事故教训：福岛核电站事故教训指出1、防波堤一定要足够，要充分考虑到地震、海啸火山爆发等自然灾害以及当地地形的变迁对核电站安全的影响。2、究根到底福岛事故是余热未消除以至累积到一定程度使氢气爆炸引起的，所以如何尽快的排除停堆的余热很重要3、福岛采用的是陈旧的沸水堆技术，日本迟迟没采用国际较先进的第2,3代技术，因此需要将核电站各项设备和技术革新。4、福岛事故出来后，日本官方对事故处理不及时不得力甚至有隐瞒的行为，如故意降低事故等级以及出现了外调的应急发电机和核电站的接口不一致的错误。因此说明在核岛事故处理上，政府应起主导作用，积极仔细的处理。4、福岛事故的爆炸主要是氢气爆炸将安全壳损毁，因此说明在反应堆停堆，余热较高情况下，如何处理消除氢气爆炸和防止安全壳被损毁是很重要的，可以采用大体积双层安全壳。7. 比较EPR、AP1000及大亚湾核电站的堆芯应急冷却系统的不同。答：AP1000的堆芯应急冷却系统为非能动堆芯冷却系统，包括非能动余热去除系统和安全注入系统。与大亚湾核电站应急堆芯冷却系统相比，AP1000非能动堆芯冷却系统除了具有安全注射和应急硼化功能外，还具有堆芯应急衰变热导出和安全壳pH控制功能，替代了传统压水堆辅助（应急）给水系统和安全壳喷淋系统的部分功能，并且设备进行了简化，减少了人工干预，是应急系统更可靠。其主要设计特点为：（1）在反应堆冷却剂系统中，引入了一个非能动热交换器。当冷却剂泵失效时，水流自然循环到该热交换器，将热量带至安全壳内的换料水箱。整个传热过程无需动力。当换料水箱达到饱和时，向安全壳蒸发，非能动安全壳冷却系统动作，冷凝水沿壳壁流回换料水池，可实现长时间的堆芯冷却。（2）安全注入系统由两台堆芯补给水箱、两台安注箱和安全壳内的换料水箱组成，连接在反应堆冷却剂环路上，系统中充满硼水，依靠重力和气体储能的释放注射。当正常上充水系统失效时，可应付小泄漏；由于失水事故而引起大泄漏时，提供堆芯应急冷却，最终将反应堆冷却剂系统全部淹没。（3）依靠安全壳内的换料水箱提供冷却水注入，保持破口事故后期堆芯的冷却和余热导出，与非能动安全壳冷却系统一起建立起再循环，使堆芯保持淹没。EPR的应急堆芯冷却系统主要指安全注入系统（SIS），在设计上，EPR的安注系统和余热导出系统（RHRS）是共用的。与大亚湾的相比，EPR的应急堆芯冷却系统不但执行安全功能，还要执行正常运行的功能，并且实现了重冗余，并提供多种备用功能以便在安全系统的所有冗余（设备、系统）都失效时承担起相应的安全功能。其主要设计特点：（1）EPR安注系统由中压安注系统、低压安注系统和安注箱组成，其中，低压安注系统和余热导出系统共用同一套系统。安注系统由4个系列组成，每个系列的容量为100%，各对应一个环路，系列之间没有交叉连接，设备之间实体隔离。（2）EPR换料水箱设置在安全壳内，与安全壳地坑合二为一，不但提高了水源的可靠性，而且取消了从直接安注到再循环安注的切换。概率风险分析结果显示，该项设计改进降低了堆芯损坏概率。（3）在电站正常运行期间，EPR安注系统处于直接安注的备用状态，管道中充满安全壳内换料水箱的含硼水。接收到安注信号后，安注系统自动启动，只需启动安注泵，不需要进行任何阀门切换，即可实现安注功能。（4）在多样性设计方面，低压安注系统的第1系列和第4系列装备了双冷却盘管，可以由空气冷却的冷冻水系统提供冷却。维修冷停堆工况下发生失去全部冷却水情况时，低压安注系统的第1系列和第4系列仍可以工作，为反应堆冷却剂系统提供补水。8. 简述压水堆二回路系统的基本组成及各主要部分的功能。答：压水堆二回路系统是指以汽轮机为核心组成的热力系统和辅助支持系统，其功能是利用一回路蒸汽发生器内产生的高温高压蒸汽在汽轮机里面膨胀做功，将蒸汽热能转换成汽轮机的旋转动能（机械能），并带动发电机将机械能转换成电能。各主要部分的功能：l 汽轮机：调节高压缸的蒸汽量，然后对蒸汽做功并将其送到汽水分离器和除氧器中。l 主蒸汽系统：将蒸汽发生器产生的新蒸汽输送到主汽轮机及其他用汽设备和系统。另外主蒸汽系统与主给水系统和辅助给水系统配合，用于电站正常运行工况、事故工况下拍出一回路产生的热量，以及向反应堆保护系统、安全注射系统和蒸汽管路隔离动作提供主蒸汽压力和流量信号。l 蒸汽旁路排放系统：当反应堆功率与汽轮机负荷不一致时，汽轮机旁路排放系统通过把多余的蒸汽排向冷凝器、除氧器和大气为反应堆提供一个“人为”的负荷，从而避免核蒸汽供应系统中温度和压力超过保护阀值，确保电站的安全。l 汽水分离再热器系统：1、除去高压缸排气中约98%的水分。 2、提高进入低压缸的蒸汽温度，使 之成为过热蒸汽。l 凝结水抽取系统：1、将汽轮机低压缸的排气冷凝成凝结水，凝结水有凝结水泵升压后经四级低压缸加热器送到除氧器。2、与冷凝器抽真空系统一起为汽轮机建立和维持真空。3、接受二回路个疏水箱来的疏水及向一些系统或设备提供冷却水和轴封用水。l 低压给水加热器系统和疏水系统：低压给水加热系统的功能是利用汽轮机低压缸抽汽加热凝结水，以提高循环热效率。l 给水除氧器系统：1、对给水进行除氧和加热，提供合格的含氧量小于3ppb的给水。2、保证给水泵所需求的净正吸入压头，并贮有一定的水量。3、接受高压加热器和汽水分离加热器的疏水及旁路排放系统第四组阀排放的排放蒸汽。4、将不凝结的气体排放到主冷凝器或大气。l 高压给水加热器系统：利用汽轮机高压缸的抽器加热给水，并接收汽水分离加热器的疏水，进一步提高机组热力循环效率。l 主给水流量控制系统：控制向蒸汽发生器的给水流量，保证蒸汽发生器二回路侧的水位维持在一个随汽轮机负荷变化的整定值上。l 循环水系统及循环水过滤系统：通过两条独立的进水渠向每台机组提供经过滤的冷却水（海水）。9. 比较核电汽轮机中的全速机与半速机的区别。答：半速机的正常转速为全速机的一半，半速机和全速机的区别有：1、对于大型汽轮机组，采用半速机可提高叶片的可靠性。2、半速机叶片较长相对全速机可以提高通流部分效率、降低排汽损失，又由于转速的降低可以减少湿蒸汽对叶片的侵蚀，改善了蒸汽的流动特性，从而提高了热效率。根据世界上各大核电汽轮机制造商的介绍。3、半速机由于转速较全速机低、转子重量、重转动惯量大，因此其对激振力的敏感程度比全速机低，抗振性能比全速机好。4、半速机由于转子直径大、重量重，高压缸的汽缸壁较厚，导致热应力增大，在快速起动和变负荷适应性方面比全速机稍微差些。5、一般在相同功率等级的情况下，半速汽轮机由于体积大，单个部件的重量要比全速机重，因此半速机的材料消耗量要比全速机多。采用半速机后由于末级通流面积增加，低压缸的数量比全速机减少，因此对于整台机组来说半速机的重量是全速机的1.22.4倍。6、半速机与全速机相比，在相同的容量下汽轮机转子重量是全速机的两倍，这就给锻造带来一定的难度，但是由于其转速降低，转子的机械性能要求比全速机低。另一方面，发电机的极数增加了一对，即极对数为2，这又是与全速机不同的地方，励磁系统也稍有不同。因此发电机的变化较大，需要增加磁极对数才能满足电网频率的要求。7、采用半速机可以提高机组的极限功率：由于核电站选址要求严格，而且投资成本比较高。为了降低单位千瓦（kW）造价，在同样的厂址面积范围内，增大单机的功率是降低造价的发展趋势。8、从我国持续发展核电工业的政策出发，我国核电的本地化制造，不仅是百万千瓦级核电机组，而且要向1200MW、1300MW、1500MW、1700MW甚至更高等系列发展。从这一方面来讲，半速机有更好的适应性，机组的安全可靠性更容易得到保证，有利于核电机组向大功率化不断发展。10. 简述大亚湾核电厂运行中产生的主要三废产物，对它们分别如何处置。答：核电站在生产电力的同事，也产生了放射性废气、废液、和固体废物，俗称三废。一般主要三废产物包括：l 废液：1、含氢和裂变产物的反应堆冷却剂，一回路排出的低化学含量的放射性废液，这部分排水由核岛排气和疏水系统（RPE）收集并送往硼回收系统，经处理后得到合格的除盐除氧水和硼酸溶液，供给反应堆硼和水补给系统，供一回路重新使用；2、被污染的可能含有放射性的废液，这部分由RPE系统收集、就地分类分别送往废液处理系统（TEU）的工艺排水箱、地面排水箱和化学废水贮存箱，废液经过滤、除盐或蒸发处理和监测后送往废液排放系统排放，蒸发产生的浓缩液送往固体废物处理系统装桶固化。3、淋浴、洗涤和热加工车间产生的废液，这部分由SRE收集，经监测或直接排放或送往TEU处理。l 废气：1、稳压器卸压箱、化容系统产生的含氢废气，这部分经压缩贮存，使放射性裂变气体衰变后，排到核辅助厂房通风系统，再经放射性监测、过滤除碘和稀释后排入大气。2、反应堆厂房通风系统和通大气的各贮存箱产生的含氧废气。含氧废气将被送往废气处理系统的含氧废气分离系统，含氧废气经过滤除碘后DVN系统排入大气。l 固体废物：废树脂、浓缩液、废过滤器滤芯和其他固体废物。所有固体废物都将在生物防护的条件下被送往固体废物处理系统，将其暂时贮存，进行可能的放射性衰变，压实可压缩的固体废物，以及将放射性固体废物固化在混凝土桶内或压实在金属桶内，经处理后贮存。11. 比较大亚湾核电站18个月换料前后堆芯装载方式的不同，并说明其优缺点。答：大亚湾核电站的核反应堆的堆芯位于压力容器中心，由157个几何形状及机械结构完全相同的燃料组件构成。在换料前，初始堆芯按燃料组件分成三个区，布置方式为在堆芯外区放置浓缩度高的燃料组件，浓度度较低的燃料组件则以棋盘状排列在堆芯的内区。18个月换料后，将燃耗最深的燃料组件取走并加入新的燃料组件，新的燃料组件放入外区，其余的组件则在堆芯内重新按棋盘方式布置。这种换料布置方式能够达到展平堆芯中子通量密度的目的并使功率峰因子下降。缺点是中子的泄漏损失较大，使堆芯循环寿期减少，同时压力壳内的积分中子通量密度较高，对压力壳的热冲击较大，是压力壳的寿命减少。12. 请阐述第三代压水堆的改进设计理念。答：美国的“先进水堆用户要求（URD）”中对第三代反应堆的要求指出保证新的核电站具有安全性好、性能优良、容易建造和经济性好的特点。如典型的第三代反应堆中的EPR，其与目前最新的堆型之间没有技术上的断代，比较而言，EPR反应堆相比当前最先进的第二代改进型的N4系列的反应堆的发电成本还要低10%。另外运行成本降低，提升了自动化水平，减少了人力的干预，可靠性增强，反应堆整体布局也更合理。在建造设计上进一步加强了对堆芯融化等严重事故的安全保护措施。另外对安全壳的设计也进行了独特设计，使之甚至能够抵御坠机等外部事故，并且可以实现稳定乃至减少钚存量的目标，且降低废物的产量。13. 请论述第四代堆在我国实现的可行性，哪种堆型最先可能投入生产实践？答：第四代核反应堆的主要目标是：持续性、经济性、安全和可靠性、防核扩散性。第四代堆主要包括VHTR（用氦冷特高温反应堆）、GFR（用氦气做载热剂的快中子堆）、SFR（用钠做载热剂的快中子堆）、LFR(用铅合金做载热剂的快中子反应堆)、SCWR（超临界堆）、MSR（熔盐反应堆）。就我国而言，因为第四代堆能够明显的在提高发电效率的同时，兼顾燃料循环系统的持续能量供应和安全可靠性以及经济性，鉴于第四代核反应堆技术的巨大优势，对我国这个日益对经济、能源和生态安全的严格要求下，而核电又是我国在能源领域需要大力发展的技术，我国需要迫切的掌握自主的核电站、核反应堆建设和运行的技术，迫切需要在现有的各核电反应堆技术上提高，加上我国现在的核电现状是“万国会”，我国有几乎各种第四代技术的雏形堆存在，所以第四代核反应堆在我国还是有很多的可行性的。而我国在第四代核反应堆主要类型高温气冷堆的研究中还走在了世界的前列清华大学成功研制了10MW的高温气冷堆，成为掌握这个技术的少数几个国家之一，并且2008年作为国家科技重大专项华能山东石岛湾核电站高温气冷堆核电站已经开工建设了，并且高温气冷堆可以提供大范围供热应用和高效率发电，同时兼具了可靠安全的特征，其也是第四代核反应堆中比较理想的技术了。综上高温气冷堆在我国最可能先投入实践运行。14. 鉴于福岛核事故的教训，你认为目前作为主流的二代核电厂（以大亚湾核电厂为参考电厂）还能进行哪些改进，以提高安全性？答：就福岛核事故而言，抛开福岛是采用的沸水堆在堆型设计原理不同而外，其他诸如防波堤设计、堆芯应急冷却系统设计、防止氢气爆炸的设计、安全壳设计以及对事故的处理方案和措施上还是有很多是同样需要在大亚湾核电厂注意改进的。大亚湾核电厂也运行了近20年了，有些设计在如今看来是不尽安全的，比如电站的布置设计，安全系统设计，堆芯设计等，还有核电厂的设备都有损坏，需要维修人员及时的发现和换修。总得而言，1、改进堆芯设计，降低功率密度，提供堆芯安全裕度2、改进电厂布置，采用单堆布置和满足实体分割、防火要求3、改进安全系统设计，提供系统可靠性4、改进安全壳设计，提高体积5、采用先进的分布式数字化仪表系统，提高自动