发电厂动力工程概论-核能.ppt

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射中子能量较高。很少，不重要。复合核：最重要的相互作用形式。入射中子被靶核吸收，形成新的复合核，中子和靶核的总动能转化为复合核的内能，中子的结合能也给了复合核，使之处于基态以上的激发态，将通过衰变放出核子。放出质子的称为（n,p）反应，放出粒子的称为（n,）反应。当入射中子恰好使复合核激发态接近某量子能级时，则几率增大，叫做共振现象（包括共振吸收、散射和裂变）。,2.1中子与原子核的相互作用,中子与原子核的反应：弹性散射：类似小球弹性碰撞，靶核内能不变。如中子的慢化过程。非弹性散射：中子与靶核作用后，放出1个中子，但靶核内能变化，常处于激发态，跳回基态时会放出射线。如高能中子在较重核上的慢化过程。辐射俘获：靶核俘获中子放出射线的反应。如238U吸收能量为数个eV的中子的反应和控制棒对低能中子的吸收反应等。放出带电粒子的反应：生成新核，放出质子p、等带电粒子的反应。裂变反应：中子与重核的作用重核分裂成2个或多个碎片，放出23个中子和大量能量。,2.1中子与原子核的相互作用,2.1中子与原子核的相互作用,二.核结合能,核子藉助核力紧密结合在原子核内，若要将核子分开需要加入能量称为核结合能，亦可视为自由核子结合成原子核所释放的能量。原子核的质量通常比组成原子核的各个核子质量总和小，称为质量亏损。一个原子中含有Z个质子，（A-Z）个中子，以M表示原子的质量，质量亏损md可表示为：mH为一个氢原子的质量,2.1中子与原子核的相互作用,根据爱因斯坦质量与能量的转换关系，若质量用原子质量单位amu(1.66*10-24)，则可写成原子中的质量亏损转变为能量，即为将原子核中的核子分成个别质子、中子、电子所需的核结合能，或由个别中子、质子、电子结合成该种原子所释放出的能量。核子的平均结合能（比结合能）：将核结合能视为均匀分布于每个核子中，即：,2.1中子与原子核的相互作用,2H:1.115x2=2.23MeV;3H:2.83x3=8.48MeV;4He:7.03x4=28.12MeV,2.1中子与原子核的相互作用,核子的平均结合能以质量数最小的原子核为最低，随质量数增加而增大；在质量数40120之间，接近最大值8.5MeV；然后随着质量数的增加而减小，直至铀核的7.6MeV。核子的结合能高达几MeV，百万倍于分子的化学结合能。比结合能曲线两头低、中间高的特点，表明原子能利用的两个途径是：1）一个重核分裂成两个中等核；2）两个轻核结合成一个较重核。都可使比结合能增大，释放出巨大的核能。前者为裂变反应，后者为聚变反应。假设235U裂变成质量数A分别为117和118的2个中等核，则结合能净增约212MeV，能量将被释放出，可以利用来发电。,一般取200MeV,2.1中子与原子核的相互作用,235U自发裂变几率极小，通常需要提供一定的能量以构成一定的裂变条件。用中子轰击最为有效。原因：中子不带电荷，到达原子核内时不受库仑斥力；中子与电子不引起相互作用，极易穿过电子层而进入原子核；中子与原子核呈现的核力为短程力，当中子由外面渗透至原来稳定的原子核时，很容易与邻近的核子引起相互作用成为不稳定的复合核，然后很快分裂成2个或2个以上的稳定核；中子撞击原子核时除引起裂变外，还可释放出2个或更多个中子，形成链式反应。,2.1中子与原子核的相互作用,2个轻核结合成1个较重核同样有能量释放出来。如2H和2H的聚变反应产生3H和1个质子，反应后的净结合能为：8.48-2.23x2=4.02MeV；又如氢弹的氘、氚聚变反应形成4He，反应后的结合能净增：28.12-(8.48+2.23)=17.41MeV（3H:2.83x3=8.48MeV;2H:1.115x2=2.23MeV;4He:7.03x4=28.12MeV）,2.1中子与原子核的相互作用,氘、氚聚变反应每个核子放出的能量约为3.48MeV；而235U裂变时平均每个核子释放的能量约为0.90MeV。可见单位质量的物质参与核反应，聚变反应放出的能量比裂变反应的大许多。然而常温下聚变的几率小得几乎可以忽略不计。实现聚变反应的途径：加温至几百万度以上；用加速器加速质子或轻核，使动能达到几MeV以上。,2.2核裂变过程,重核可分裂成2个中等核而释放出巨大的能量，但自然裂变的几率很小，因核子间存在吸引力。液滴模型:中子（撞击）稳定球体振荡椭球体（若中子能量足够大）哑铃体（分裂为）2个球体；（若中子能量不够大）球体,2.2核裂变过程,一.裂变能量的释放，反应堆功率和通量密度,1.裂变能量的释放,235U一次裂变放出能量约为200MeV左右，其中中微子的能量是不能被利用的，而裂变中子被堆内各种结构材料吸收而发生辐射俘获反应，将放出3到12MeV，补偿了中微子的能量损失，所以可以近似认为，235U每次裂变可利用的能量约为200MeV.,2.2核裂变过程,2.核反应堆的功率与通量密度的关系,一次235U裂变,2.2核裂变过程,1)反应堆功率与堆内平均热中子通量密度成正比.,2)随反应堆运行，宏观裂变截面会变小，因此要求中子通量密度随燃耗时间而增大.,3.燃料的消耗,单位时间内反应堆内总的裂变率为,单位时间内反应堆内总的吸收率为:,因此，单位时间内消耗的燃料数为:,2.2核裂变过程,二.裂变产物与裂变中子的发射,1.裂变产物,中子撞击U-235核时可有3040余种不同的裂变反应，生成的初级裂变产物有7080种以上，质量数分布在72160的范围内。裂变生成的碎片一般都有过多的中子，常常要发生一系列的-衰变才能稳定（中子变质子）。如：实验证明裂变时还直接发射射线。对裂变产生的射线要防护，不仅生物、而且材料（如压力壳热屏蔽）。,2.2核裂变过程,2.裂变中子,瞬发中子:平均能量2MeV，99.35%的中子在裂变瞬间10-14s发出；,缓发中子:部分裂变碎片在衰变过程中发出的中子，占0.65%，0.1s数分钟,特性:,1)所占份额少,2)平均能量低,3)平均寿命长,2.2核裂变过程,缓发中子产生过程：,2.3.3核裂变过程,2.3链式裂变反应,一.自持式链式裂变反应和临界条件,1.自持式链式裂变反应:如果每次裂变反应产生的中子数大于引起裂变所消耗的中子数，那么一旦在少量的原子核中引起了裂变反应后，就有可能不再依靠外界的作用而使裂变反应不断进行下去，这样的裂变反应称为自持式裂变反应.,2.实现的条件:在新产生的中子中，平均至少应该再有一个中子去引起另一个核的裂变.,2.3链式裂变反应,自续链式裂变反应：每次裂变产生23个中子，这些中子又可以引起周围其它裂变同位素裂变，如此不断持续下去。可不再依靠外界作用而使裂变反应持续下去，故称为自续链式裂变反应。在反应堆内，部分中子被非裂变材料吸收，部分泄漏，只有产生的中子数等于或多于消耗掉的中子数，核反应才能自续。,2.3链式裂变反应,浓缩铀慢中子铀块的体积必须足够大(临界体积),产生链式反应的条件：,铀与原子能,原子弹爆炸,2.3链式裂变反应,3.有效增殖系数K:,难以确定代时间，不方便，实用从中子平衡关系来确定：,2.3链式裂变反应,无限介质增殖因子：反应堆无穷大，不考虑泄漏时的增殖因子。,4.不泄漏几率:,2.3链式裂变反应,5.临界条件:,此时装载的燃料量为临界质量反应堆临界大小取决于反应堆材料组成与几何形状。浓缩铀堆较大临界尺寸就较小；而天然铀堆临界尺寸较大。球形反应堆泄漏损失最小，工程上通常做成圆柱形。,2.4压水堆的控制,反应性控制：-控制棒的提插；-改变可溶性毒物（硼酸）浓度。1)控制棒方法：控制棒组件由银铟镉合金Ag-In-Cd或碳化硼棒束组成。由步进磁力提升机构驱动，从上到下一共230步，调整范围：5225步。按功能分为3组：安全停堆棒组：正常运行时处于顶部，停堆时插入；功率调节棒组：根据所要求的功率分组分步提插入堆芯的适当位置。叠步程序分N、G温度调节棒组（补偿棒组）：调节温度与功率的对应关系。正常运行时位于80%90%高度处的调节带内。,2.4压水堆的控制,可溶毒物控制方法：不会引起畸形，变化缓慢。用于控制因燃耗、氙毒和慢化剂温度改变等引起的变化。硼酸浓度按ppm(10-6)计量。其微分效率用pcm/ppm计算。例如：硼酸浓度1000ppm、温度300时的微分效率为-9.5pcm/ppm。增加硼浓度20ppm，可引入负反应性为：20(-9.5)=-190pcm,2.5核聚变能,核聚变能：由质量小的原子，主要是指氘或氚，在一定条件下（如超高温和高压），两个轻核以极高的热速度相互碰撞，发生原子核互相聚合作用，生成新的质量更重的氦原子核，并伴随着巨大的能量释放的一种核反应形式。,2.5核聚变能,核反应方程：,氘氚氦中子,2.5核聚变能,每克氘聚变时所释放的能量为5.8108kJ，大于每克U235裂变时所释放的能量（8.2107KJ）。为U-235的七倍。发生核聚变需要在1亿度的高温下才能进行，因此又叫热核反应。,2.5核聚变能,世界第一颗氢弹麦克,“麦克”爆炸成功,2.5核聚变能,核聚变能的特点：清洁和易采集。1、地球上蕴藏的核聚变能远比核裂变能丰富得多。每一升水中约含有毫克氘，通过聚变反应产生的能量相当于升汽油的热能。地球上仅海水中就含有万亿吨氘，足够人类使用上百亿年。2、既干净又安全因为它不会产生污染环境的放射性物质，所以是干净的。同时受控核聚变反应可在稀薄的气体中持续地稳定进行，所以是安全的。,2.5核聚变能,受控核聚变是等离子态的原子核在高温下有控制地发生大量原子核聚变的反应。实现核聚变的方法是磁场约束法。它是利用通过强大电流所产生的强大磁场，把等离子体约束在很小范围内以实现核聚变。,核聚变能试验装置实际上就是在磁容器中对氢的同位素氘和氚所发生的核聚变反应进行控制。,2.5核聚变能,3核电站工作原理,3.1什么是核电站？,核电站：利用一座或若干座动力反应堆所产生的热能来发电或发电兼供热的动力设施。它与常见的火力发电厂基本一样，都用蒸汽推动汽轮机旋转，带动发电机发电。主要不同在于蒸汽供应系统。火电厂依靠燃烧化石燃料（煤、石油或天然气）释放的化学能制造蒸汽，核电站则依靠核燃料的核裂变反应释放的核能来生产蒸汽。,产生核裂变反应的设备叫做反应堆。用于发电的反应堆有压水堆、重水堆、沸水堆、高温气冷堆、钠冷快中子堆等，当前根据国际原子能机构2005年10月发表的数据，全世界正在运行的核电机组共有442台，其中：压水堆占60%，沸水堆占21%，重水堆占9%，石墨堆等其它堆型占10%。建得最多的是压水堆（PWR）核电站。,3.1什么是核电站？,3.2核电站的分类,按堆型分：压水堆、沸水堆、重水堆等；按慢化剂和载热剂分：轻水堆、重水堆、石墨二氧化碳气冷堆；慢化剂：能使中子运动速度降低的物质。轻水、重水、石墨等；载热剂（冷却剂）：传输反应堆核裂变产生的热量，不使反应堆温度无限上升而导致燃料元件烧毁的流体。轻水、重水、CO2、氦气、液态金属钠等。快中子反应堆：没有慢化剂。,3.2核电站的分类,一、沸水堆核电站（BWR）,3.2核电站的分类,核燃料：低浓铀慢化剂和载热剂：轻水反应堆热量直接加热水使之产生沸腾转变为蒸汽，故称沸水堆。反应堆产生的蒸汽直接被送往汽轮机膨胀作功，带动发电机发电，作功后的乏汽经冷凝器冷却凝结成水，由泵打回反应堆，完成汽水循环。,优点：1.系统简单：一个回路，设备少；2.反应堆压力低（7MPa）。,缺点：1.反应堆结构复杂，功率密度较低；2.蒸汽回路带有放射性，需采取防护措施。,3.2核电站的分类,二、压水堆核电站（PWR）,一回路,二回路,3.2核电站的分类,压水堆与沸水堆同为轻水堆；慢化剂和载热剂为轻水；燃料为低浓铀；一回路为高压水回路（15MPa左右），通过蒸汽发生器将热量传给二回路，产生汽轮机工质蒸汽作功发电。,优点：1.反应堆结构简单，功率密度高；2.蒸汽回路不带放射性；,缺点：1.系统复杂，设备多；2.一回路压力高，给设计制造带来困难。,3.2核电站的分类,三、重水堆核电站（CANDU）,一回路,二回路,3.2核电站的分类,核燃料是天然铀或低浓铀；慢化剂和载热剂为重水（D2O），汽轮机工质为轻水；反应堆用压力管代替压力壳，燃料元件棒组装在压力管内，载热剂在压力管与元件之间流动，再通过蒸汽发生器加热二回路的轻水产生蒸汽作功发电；压力管外是常压容器，装有重水，形成重水慢化回路，压力管需要绝热，减少或避免容器内重水被加热。,优点：1.可采用价廉的天然铀；2.采用压力管，省去技术复杂、制造困难、价格昂贵的压力壳；3.能不停堆换料。,缺点：重水昂贵、发电成本较高。,3.2核电站的分类,四、石墨气冷堆核电站,3.2核电站的分类,核燃料可用天然铀，慢化剂为石墨，载热剂为CO2；汽轮机工质为轻水。一回路为CO2气体，通过蒸汽发生器加热二回路的轻水产生过热蒸汽作功发电；德国开发一种球状燃料，可不停堆换料。,优点：1.天然铀燃料成本较低；2.获得参数较高的过热蒸汽，常规岛部分与火力发电厂类似。,缺点：1.功率密度小，反应堆体积庞大；2.燃料装量大，燃耗浅，自耗功大，发电成本高。,3.2核电站的分类,五、快中子堆核电站,一回路,二回路,三回路,3.2核电站的分类,核燃料为钚铀氧化物，无慢化剂，载热剂为液态金属钠，汽轮机工质仍为轻水。有三个回路：一次回路和中间回路都是液态金属钠，二次回路为轻水。中间回路压力稍高于一次回路，以防钠水反应波及反应堆活性区。堆芯中部为氧化钚、氧化铀燃料，四周为U238芯块增殖区（再生区）除了图1.5所示的池式外，还有回路式。法国“凤凰堆”250MW，1974年投运；19771983“超级凤凰堆”1200MW。快堆的主要障碍是设备构造而不是原理。,优点：可增殖核燃料，大量利用轻水堆的核废料U238，提高铀资源的利用率。,缺点：1.钠的腐蚀性很强，设备、管道的材料要求高；2.钠在空气中会燃烧，在水中会爆炸，危险性大。,（一）工作过程：核电厂用的燃料是铀235。用铀制成的核燃料在“反应堆”的设备内发生裂变而产生大量热能，再用处于高压力下的水（冷却剂）把热能带出，在蒸汽发生器内产生蒸汽，蒸汽推动汽轮机带着发电机一起旋转，电就源源不断地产生出来，并通过电网送到四面八方。一回路冷却剂循环：反应堆蒸汽发生器冷却剂泵反应堆二回路工质循环：蒸汽发生器汽轮机凝汽器凝、给水泵蒸汽发生器,3.3压水堆核电站工作原理,（二）压水堆核电站将核能转变为电能的过程分为四步，在四个主要设备中实现的。1、反应堆：将核能转变为热能（高温高压水作慢化剂和冷却剂）；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给水，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。,能量传递过程为：裂变能热能传递机械能电能,3.3压水堆核电站工作原理,3.3压水堆核电站工作原理,3.3压水堆核电站工作原理,以压水堆为热源的核电站。主要由核岛（NI）、常规岛（CI）、电站配套设施（BOP）三大部分组成。1、核岛：蒸汽发生器、稳压器、主泵和堆芯等四大部件。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。为了确保安全，整个一回路系统安装在一个安全壳的密闭厂房内，这样无论在正常运行或发生事故时，放射性物质都被包容在安全壳内，不会影响环境。,4压水堆核电站组成,2、常规岛：主要包括汽轮发电机组、变压器、冷凝器、加热器、主给水泵及二回路系统等，其形式与常规火电厂类似。3、电站配套设施：除核岛和常规岛以外的配套建筑物、构筑物及其设施的统称。包括：辅助核厂房、生产辅助厂房、厂前区建筑物、厂区附近建筑物、厂区工程设施、厂外工程设施、环境监测工程设施、生活区及其它有关建筑项目。,4压水堆核电站组成,4压水堆核电站组成,4压水堆核电站组成,4压水堆核电站组成,4.1反应堆,反应堆组成：堆芯、压力壳、上部堆内构件、下部堆内构件位于安全壳正中轴线上，四周有一次屏蔽混凝土坑（堆坑）。反应堆水池在换料时加满水。压力壳上方是控制棒驱动机构。下方有堆芯中子通量测试导管及装置。,4.1反应堆,4.1反应堆本体结构,反应堆的压力壳,作用：包容堆芯，固定和支撑堆内构件；压力边界的一部分；底部装有堆内中子测量通道管座50个；顶部装有热电偶管座4个和控制棒驱动机构管座61个，其中8个预留备用；更换燃料的通道组成：压力壳本体260吨，顶盖54吨。用58个螺栓紧固。,下部堆内构件,作用：将堆芯重量传给压力壳；固定燃料组件；疏散和分配流量；压力壳的辐射组成：吊篮和堆芯支撑板，高10米，与压力壳一起形成环状冷却剂通道。堆芯下栅格板，支撑燃料组件，并使冷却剂能流入燃料组件。流量分配板，保证通过每个燃料组件的流量相等。二次支承组件，作为备用支撑。,下部堆内构件,热屏蔽，减少对反应堆压力壳的辐射损伤，有4块，燃料组件离压力壳最近处。堆芯围板，确立燃料区的边界，防止冷却剂绕流旁路。围板与吊篮形成的空腔内有少量漏流。,上部堆内构件,作用：固定燃料组件，防止被冷却剂冲起；使控制棒对中燃料组件。组成：导向管支撑板1，用1圆筒作加强筋；堆芯上栅格板3，有流水孔和定位销；导向控制棒导向管5，上部方形间断式导向板，下部圆形连续导向组件；支撑柱，分为带搅混器7和不带搅混器8，此外还有单独的搅混器9。,上部堆内构件,左图：堆内上部构件,上栅格板控制棒导向孔,上部堆内构件,上部构件安装,反应堆内的流动通道,冷却剂通过3个入口接管进入反应堆压力壳，沿吊篮外的环形通道下流至底部再向上经堆芯支撑板、流量分配板、下栅格板，均匀地通过堆芯，带走燃料组件产生的热量，然后通过上栅格板上的支撑柱和控制棒导向管上的孔横向流动，到堆芯吊篮的出口接管，引向反应堆压力壳出口接管。冷却剂总流量的93.5%用于堆芯排热，其余6.5%旁通了堆芯。包括：接管旁通流量：吊篮与出口接管间隙，1%；棒束控制组件旁通流量，导向套管（冷却控制棒和可燃毒物组件）2.24%；堆芯围板旁通0.65%；封头冷却旁通流量：2.2%。,堆芯布置,堆芯高度：3.65米，等效直径：3.04米。157个燃料组件，分3种不同浓度布置。每年1次平衡换料，更换1/3燃料（现已改为1/4换料）。将燃耗最深的一批燃料组件取走，在外区加入新燃料组件（3.25%浓度），其余组件都重新布置。,堆芯布置,控制棒共有53束，分为安全棒组S(17)SA(5)、SB(8)、SC(4)；功率调节棒组N1、N2(8+8)和G1、G2(4+8)；温度调节棒组R(8)。中子源首次装料：2个初级中子源Sp和2个次级源S；,燃料组件结构,157个燃料组件，每个组件有17x17=289个棒位，其中264个燃料棒、24个控制棒位、中心1个是仪表导管位置，或放置中子源或可燃中子毒物棒，没有控制棒或上述部件的燃料的相应位置要用阻力塞组件来减少冷却剂的旁通。燃料组件的骨架由8个定位格架、24根控制棒导向管、1根中子通量测量管和上下管座焊接而成。下管座导向管，24根，由Zr-4合金制成中子通量测量管上管座定位格架,燃料棒,每棒有271个UO2燃料芯块，叠置在锆-4合金包壳管内，装上端塞封焊而成。构成外径9.5mm，长3851.5mm的燃料棒。包壳由套管和上下端塞组成上端塞有1个气孔，充氦气3MPa后密封焊死。间隙约0.164mm，包壳与燃料芯块不同的热膨胀及燃料的辐照肿胀，不会使包壳或焊缝超过允许应力。每个燃料芯块8.192mmx13.5mm。芯块的上下端面呈碟形，用来补偿因热膨胀和辐照肿胀造成的形状变化。芯块熔点2800，密度10.04g/cm3，平均燃耗33000MWD/T。,控制棒组件,控制反应性的部件。正常工况下启动反应堆。调节堆功率和停堆。事故工况下，依靠自身重力快速下插使反应堆在极短时间内紧急停堆，以保证安全。黑棒组件：由24根带吸收剂的棒束组成；灰棒组件：由8根带吸收剂的棒束和16根不带吸收剂的不锈钢棒组成，用作调节棒。控制棒中吸收中子的材料为银铟镉合金，密封在不锈钢管内。,反应堆本体加上3个环路，每个环路设置1台冷却剂循环泵（主泵）、1台蒸汽发生器、其中1个环路上设有1台稳压器及与之相连的卸压箱。反应堆冷却剂系统的功能是：冷却剂将堆芯热量带出，通过蒸汽发生器传给二回路产生蒸汽；堆内冷却剂兼慢化剂，使中子慢化；溶有硼酸以控制反应性的变化；稳压器控制冷却剂压力，防止堆芯偏离泡核沸腾；安全阀超压保护；燃料元件破损时，压力边界形成防止放射性泄漏的第二道屏障。,4.2反应堆冷却剂系统,4.2反应堆冷却剂系统,反应堆冷却剂泵,电动、立式、单级离心泵，带泄漏的轴封装置。由电动机、轴封组件、水力部件、飞轮等组成。由化容系统供应轴封水（压力高于、温度低于一回路冷却剂），冷却热屏和轴承，并防止冷却剂沿泵轴向上流动。轴封水通过3道机械密封，确保压力边界完整。额定功率：6500kW，扬程：97.2m。最低吸入压头：2.4MPa。名义流量：23790m3/h(6.6m3/s),稳压器,主要作用：一回路压力控制，恒定15.5MPa，正常功率运行及中小事故下，压力维持在一定范围，防止冷却剂在堆内沸腾。安全阀提供压力保护。蒸汽空间可吸收一回路水容积的迅速变化。辅助作用：启动时按一回路的升温速度，电加热器提供部分热源（另一部分热源靠主泵搅和）；平衡硼浓度。设计压力17.23MPa，设计温度360，运行压力15.5MPa、运行温度为对应的饱和温度345、总容积约40m3。,稳压器,主要组成：喷淋系统电加热器安全阀及安全阀管路卸压箱,稳压器,运行原理：正常情况汽液平衡15.5MPa对应饱和温度345。满负荷负荷时：一回路热段327.6，冷段292.4，平均310。水与蒸汽存在密度差，水汽化则升压，凝结则降压。电加热则汽化升压，水位下降；喷淋则使蒸汽凝结降压，水位上升。,稳压器,稳压器瞬态调节过程：上充流量水位压力对应ts喷淋凝结压力要求：稳压器水位整定值与一回路平均温度tm成线性关系。从零功率到满负荷，要求稳压器水位从20.4%逐步上升到64.3%。,蒸汽发生器,功用：传热并产生饱和蒸汽；第二道防护屏障（压力边界的一部分。结构：由上下筒体组成，下部是蒸发段，上部是汽水分离段。,蒸汽发生器,运行原理：一回路水进入蒸汽发生器下部水室一侧，在倒U型管组成的管束中流动，从下部另一侧水室流出。二回路给水由上部给水环和J形管导入，先在环形通道下降，后在管束区域受热上升，水对管束形成纵向冲刷，水汽化后在密度差推动下自然循环。产生的汽水混合物经16个旋风分离器和人字形干燥器汽水分离后额定湿度为0.25%，分离出的水参与再循环。水位控制：太低则蒸汽进入给水环，下降段“汽锤”热冲击；太高则蒸汽湿度，水淹干燥器。排污：连续排污将腐蚀介质带走。,4.3化学与容积控制系统,功能：化学控制、容积控制、反应性控制容积：通过上充与下泄流量保持一回路稳压器水位在设定值。化学：通过净化处理单元一回路水中的裂变产物和腐蚀产物，从而控制一回路放射性水平，通过与硼与水补给系统的连接管，向一回路系统加氢以除氧；加LiOH、联氨控制pH值。反应性：调硼酸浓度。辅助功能：冷停堆时，稳压器辅助喷淋；为一回路充水、排气、打压；主泵轴封水；稳压器单相时，控制一回路压力（调压阀）；安全功能：一回路小破口时，维持一回路装水量；正常停堆或反应性事故时调硼控制反应性；上充泵作为高压安全注入泵运行。,4.3化学与容积控制系统,流程：一回路冷段（主泵前）下泄流经再生式热交换器冷却到140，被孔板节流降压到2.4MPa，经排热式热交换器冷却到46，经调节阀降压到0.22MPa；经三通阀去净化单元或直接去容积控制箱，或硼回收处理系统（TEP）；硼和水的补给系统在容控箱的上游或下游进入，三台上充泵将容控箱水经再生式热交换器升温后打回一回路，另一路供主泵轴封水。,2.6.3化学与容积控制系统,再生式换热器,孔板,排热式换热器,净化单元/除硼,过滤器,过滤器,硼回收,容控箱,上充泵,4.4硼和水补给系统（REA）,功能：RCV为RCP服务，而REA是RCV的保障，“后勤部”。控制功能：提供硼酸、纯水和化学药物。为RCV实现容积控制、化学控制、和反应性控制时服务。辅助功能：主泵3密封清洗水和平衡立管供水；稳压器卸压箱喷淋冷却水；水池冷却处理系统PTR换料水箱水；安注系统硼酸；蒸汽发生器U型管扫气时充水。该系统有一部分是2台机公用（9字头）。,4.5安全系统和安全壳,运行工况分类,运行工况安全准则着眼点：要保证三道屏障的完整。燃料包壳、一回路边界、安全壳。,4.5安全系统和安全壳,安全系统的功能和作用包括安全注入、安全壳喷淋、辅助给水、安全壳和安全壳隔离。功能：防止放射性物质扩散，保护环境、公众和电站工作人员的安全；当电站出现三、四类事故时，保证反应堆余热的排出、三道屏障的完整。,安全注入系统（RIS）,由高压安注（ISHP），中压安注（ISMP）和低压安注（ISBP）三个子系统组成。,主要功能：一回路小破口，二回路蒸汽管道破裂引起一回路平均温度降低时，向一回路补水，重建稳压器水位。一回路大破口时，向堆芯注水，重新淹没并冷却堆芯，应急冷却。向一回路注入高浓度硼(21000ppm)，补偿过冷引起的正反应性。防止堆芯重返临界。,安全壳喷淋系统（EAS）,安全壳反应堆一、二回路主管道破裂时，安全壳压力和温度将会升高。安全壳压力0.24MPa,a时喷淋系统启动，也可从主控室手动启动。,安全壳喷淋系统的主要作用：是喷淋水冷凝蒸汽，将安全壳内的温度压力降到可接受的水平；通过热交换器排出事故释放到安全壳内的热量。此外，加NaOH中和硼酸，并降低气载裂变产物浓度。该系统的换热器还用于冷却换料水箱的水。2套100%系统冗余设计。,蒸发器辅助给水系统（ASG）,是蒸汽发生器的备用水源，在主给水系统失效时投入运行，排出堆芯的余热。产生的蒸汽通过旁路系统排至凝汽器或大气。在机组启动、一回路系统升温以及由热停堆向冷停堆过渡过程中，排出蒸汽发生器余热，与余热导出系统各管一个阶段。向REA供水。,安全壳和安全壳隔离系统,安全壳安全壳是压水堆核电站放射性防护的第三道屏障。功能：反应堆正常运行时，对冷却剂系统的放射性辐射提供生物屏蔽，防止污染气体泄漏；,在一回路或二回路发生泄漏事故时，承受内压，并防止放射性产物的泄漏；对外部事件（飞射物）进行防护，保护反应堆的完整性。安全壳的设计压力0.52MPa,a，145。,安全壳和安全壳隔离系统,安全壳隔离系统（EIE）功能：用于保护安全壳封闭体的完整性。在一回路系统发生事故、放射性裂变产物从堆芯释放出来时，确保安全壳的严密性，防止放射性物质外逸到周围环境。分三个阶段进行隔离：安注信号启动阶段（隔离大气监测系统、冷却剂回路及设备的下泄管线、冷却剂取样管线等）；安全壳喷淋信号启动阶段（隔离设备冷却水管线等）；当p0.19MPa时启动阶段（隔离主蒸汽系统等）。,4.6反应堆余热排出系统（RRA）,运行模式：见表。蒸汽发生器运行条件：一回路t160，p2.4MPa（主泵运行条件）。低于此参数就要转由RRA来冷却。RRA主要功能：在反应堆停堆期间，在蒸汽发生器进行初始冷却和减压之后，在冷却的第二阶段排出堆芯的衰变余热和反应堆冷却剂系统的显热；在冷停堆期间，通过卸压阀防止RCP系统的低温超压（3.9MPa和4.4MPa）在换料操作后，将水从反应堆换料水池，输送到换料水箱；在低压时接通RRA与RCV之间的联接管，完成RCV的容积控制功能和净化功能。此时下泄管线受孔板流量限制。在蒸汽管道破裂事故和RCP小破口事故时，RRA用于排除反应堆的余热。,2.6.6反应堆余热排出系统（RRA）,标准运行模式的定义(BC硼酸浓度*p由RRA控制*p由稳压器控制),4.7设备冷却水系统（RRI）,功能和作用：是核岛设备与海水之间的中间环路。核电站所有运行工况下RRI对核岛所有设备提供冷却水，并通过热交换器传递给最终热阱海水。RRI使用除盐水，起隔离作用。防止放射性流体不可控地释放到海水中，并防止海水对一回路设备的腐蚀。RRI在任何时候都需要运行，2套系统中1套停运时另一套自动投入运行。在停堆降温过程，需要2套系统同时运行。在事故情况根据对核安全的优先级别采用“丢卒保车”、“壁虎断尾”的方式来运行。确保安全壳喷淋系统（EAS）、余热导出系统（RRA）等的热交换器、安全系统的通风和冷却设备得到优先冷却。,4.8反应堆换料水池和乏燃料水池的冷却、处理系统（PTR）,乏燃料从堆内取出后，不但热而且带有放射性，不能马上运走进行处理，而必须在贮存池中冷却并贮存一定时间。主要作用：向换料水池、乏燃料水池、乏燃料运输水池和乏燃料装罐水池充水与排水；对乏燃料贮存水池进行冷却，导出乏燃料元件的余热；通过过滤、除盐处理去除腐蚀产物、裂变产物及悬浮物，净化换料水池和乏燃料水池；由含硼冷却水保证存放在乏燃料贮存池中的燃料组件处于次临界状态，通过覆盖水层对工作人员提供防护；为安全壳喷淋系统及安全注入系统贮存含硼冷却水和作为余热导出系统的后备系统。,4.8反应堆换料水池和乏燃料水池的冷却、处理系统（PTR）,燃料厂房,乏燃料贮存池,4.9主蒸汽系统,压水堆核电站的二回路系统及设备将蒸汽发生器产物的新蒸汽输送到主汽轮机和其它用汽设备及系统。相关设备：主汽轮机高压缸、汽轮机轴封系统、汽水分离再热器（MSR）、蒸汽旁路排放系统（GCT）、主给水汽轮机（APP）、辅助给水汽轮机（ASG）、除氧器（ADG）和蒸汽转换器（STR）。3台蒸汽发生器的每台的顶部引出1根812.8mm主蒸汽管，分别通过贯穿件穿过安全壳，进入主蒸汽隔离阀管廊，再进入汽轮机厂房，然后合并成1根936mm的公共母管，再将蒸汽引向各用汽设备和系统。,2.6.9主蒸汽系统,主蒸汽安全阀的排汽口及排大气箱,大亚湾核电站的主蒸汽系统,4.9核电站汽轮机及辅助设备,压水堆核电站汽轮机的主要特点：（1）新蒸汽参数在一定范围内变化常规火电站新汽参数正常运行时不变，在启停过程和参数运行时是随功率增大而参数提高的。从前面的讨论知道，如果维持二回路蒸汽温度压力不变，则反应堆平均温度将变化太大，对核岛功率调节带来较大困难。若采用冷却剂平均温度不变的运行方式，则二回路蒸汽参数将变化太大；所以压水堆核电站通常采用折衷方案：即一回路进口温度随功率改变基本不变大亚湾核电站二回路新蒸汽参数为：零负荷：7.6MPa/291.4；满负荷：6.71MPa/283.6,4.9核电站汽轮机及辅助设备,（2）新蒸汽参数低，且为饱和蒸汽压水堆二回路参数取决于一回路温度，而后者又取决于一回路压力。从结构强度和安全方面考虑，通常压水堆二回路参数不超过67.3MPa的饱和蒸汽。（3）理想焓降小，容