压水堆核电厂的运行

1、压水堆核电厂的运行刘 水 清(研究员）中国核动力研究设计院 第一章 绪 论 1. 核电的发展 先军用后民用压水堆特点:a. 以轻水作慢化剂和冷却剂,堆体积小,建设周期短,造价低.b.采用低富集度铀作燃料，铀的浓缩技术已过关。有放射性的一回路系统与二回路相分开，放射性不会进入二回路污染汽轮机，运行、维护方便，需要处理的放射性三废量少。2. 核电厂的经济性与安全性2.1清洁、安全、经济的能源核燃料费：1/3燃煤电厂 1/41/5燃气电厂 2.2 风险概率 飞机：10-4/Y， 核电厂：10-6/y2.3 纵深防御的安全原则： 燃料芯块，燃料包壳，一回路压力边界，安全壳 纵深防御原则贯穿在核电厂造址

2、、设计、制造、建造、调试、运行、事故处置和应急准备等各个环节始终。 2.4多级防御第一级：设计、建造应防止事故的发生，追求固有安全性。第二级：及时发现故障和控制异常工况。第三级：专设安全设施，对前两级的补充，提高安全程度。第四级：针对严重事故采取的对策，保持安全壳的完整性；防止事故的恶化，限制放射性释放。第五级：应急对策，保护工作人员、公众和环境。 3核电厂运行的特点一次换料，长期运行，12个月，18个月放射性 停堆后余热 三废处理满负荷运行，利用因子越大越好，建设费用高，燃料费低优点：a. 环保，正常运行b. 高能量，低消耗c. 核电成本低d. 核电厂同位素生产核电厂组成 核岛：反应堆及一回

3、路系统反应堆 蒸汽发生器 主蒸汽管 燃料厂房 废燃料池 相应系统与设备常规岛： 汽轮机 二回路系统 发电机5. 我国核电前景 空前发展 第二章 压水堆核电厂一回路主系统和设备 功能 组成、流程、参数系统的运行1 一回路主系统功能：a.由冷却剂将堆芯中因核裂变产生的热量传输给蒸汽动力装置并冷却堆芯b.防止燃料元件烧毁 流程：P11，图2-1 参数： 工作压力15.5MPa,约345(大亚湾) 工作压力指一回路平均压力 通常以稳压器内蒸汽压力为准 2. 压水反应堆以轻水作慢化剂和冷却剂,在高温高压下运行的反应堆.反应堆:一种能以可控方式产生自持链式裂变反应的装置.P14,图2-3组成:压力容器(包

4、括筒体和顶盖)下部堆内构件反应堆堆芯上部堆内构件控制棒组件及驱动机构2.1压水堆堆芯堆芯: 活性区, 心脏 a轻水冷却剂从压力容器上部的进口接管进入,沿吊篮和压力容器内壁之间的环状间隙向下流,冷却吊篮,热屏蔽层和压力容器壁,到达压力容器底部后,改变方向向上流经堆芯,带走热量,到SG把二回路给水加热成蒸汽.b反应性的控制 控制棒 可溶毒物B 新堆用可燃毒物c燃料组件:1717264 燃料棒:UO2芯块,富集度相同,每根275个芯块24 控制棒或可燃毒物棒导向管1 通量测量管阻力塞组件d.中子源初级中子源:钋-铍(Po-Be)锎源（Cf）次级中子源:锑-铍(Sb-Be) 2.2下部堆内物件堆芯吊篮

5、 堆芯支承板 堆芯下栅格板 流量分配孔板 堆芯围板 热屏二次支承组件功能:a把堆芯重量传给压力容器法兰；b确定燃料组件下端的位置；c承受控制棒组件在事故落棒时的重力，并把重力传递给压力容器；d确定压力容器内及堆芯内冷却剂的流向；e降低压力容器壁所受的放射线剂量；f堆芯吊篮断裂时，起缓冲作用。 2.3 上部堆内物件堆芯上栅格板 控制棒导向管 支承筒 堆芯上支承板 换料时，上部堆内物件被整体卸出。 功能：a. 固定燃料组件上端的位置；b. 当控制棒组件被提起时，承受因冷却剂横向流动而引起的力；c. 作为控制棒组件与驱动轴的导向，保证控制棒组件能顺利地在燃料组件内上、下移动。 2.4压力容器：不可更

6、换部件包容和固定堆芯和堆内构件，并把核裂变反应限制在其内部。设计压力：17.2MPa工作压力: 15.5MPa 压力容器大小、重量随电厂功率的增加而增加 P23,表2-4 组成:筒体组合件:法兰环,接管段,筒身,冷却剂进出口接管顶盖组合件底封头法兰密封结构 压力容器材料:含锰钼镍的低合金钢,SA533B,SA508II,SA508III 优点:具有较高的强度极限和屈服极限;良好的塑性和冲击韧性;良好的焊接性能和抗中子辐照性能缺点:抗腐蚀性能较差.解决办法:压力容器各段拼焊以后,必须在其内壁堆焊两层厚度共为6-8mm的或因科镍合金覆盖层.2.5 控制棒驱动机构布置在压力容器顶盖上传动型式:磁力提

7、升型,磁阻马达型,其他形式长棒控制棒:采用磁力提升型,能让控制棒靠重力下落 停堆、补偿剩余反应性、控制运行时的振动因素。短棒控制棒：采用磁阴马达型，棒可以进运行，但不能靠重力落入堆芯。 调节轴向功率分布，抑制振荡。目前，大型压水堆已不用短棒。 控制棒位置指示器测量原理是基于同心的一次线圈和反驱动杆运动的二次线圈之间的磁场强度随控制棒位置的不同而改变，引起线圈中感应电压的变化，指示位置。2.6 运行中的问题a. 防止冷却剂泄漏：探测方法：测温，内部320，外部，常温b. 维持压力温度的关系c. 压力容器水位控制 3汽发生器SG3.1一回路冷却剂将核蒸汽供应系统的热量传给二回路给水，使之产生一定压

8、力，一定温度和一定干度蒸汽的热交换设备。 两种类型：带汽水分离器的饱和SG ，常用；产生稍过热蒸汽的直流式蒸汽发生器。3.2运行原理下降通道内，单相的冷水；上升通道内，温度较高的汽水混合的热水。两根温度和密度不相同的水柱，同一压力下，两者的密度差形成自然循环的驱动力，冷水柱和热水柱在上部水箱中接触,进行汽水分离，未汽化的水流再循环进入冷柱。 3.3 SG的运行1. 冷柱的水位保持水位低，一回路的冷却不充分，管束因温度升高破裂。水位高，导致流向汽轮机的蒸汽温度过大。2. 限制管子的腐蚀腐蚀后泄漏，P37，图2-25 a. 一次侧的腐蚀，晶间应力腐蚀；b. 二次侧晶间腐蚀和晶间应力腐蚀；c. 微振

9、磨损。4 主泵（冷却剂泵）4.1驱动高温高压放射性冷却剂，使其循环流动，将堆芯热量传给SG。一回路主系统中唯一高速旋转的设备。正常运行时，流量24000m3/h,转速1500r/min，热态消耗功率6.6MW左右。P40，表2-7。4.2运行a.启动前，一回路必须有足够的压力防止气蚀，每次只能启动一个电动泵组，每天启动少于6次。b. 停止指令之前，高压油泵投入运行，直至冷却剂泵停止50S以后。c. 运行极限工况：一回路加硼或稀释硼，至少有一台冷却剂泵运转。 稳压器产生气泡时，至少连至喷淋管路的某一环路泵工作可利用或运转的主泵不到两台，堆不应临界（实验除外） 5. 5. 稳压器PZR对一回路压力

10、进行控制和超压保护的设备，表征堆芯压力 在正常运行时，保持一回路压力恒定 在负荷变化时，限制一回路压力的变化，防止冷却剂在堆内沸腾当事故引起一回路压力急剧升高时，安全阀提供超压保护吸收一回路系统水容积的迅速变化运行：启动时给系统加压稳态运行时调压，避免停堆安全：防止系统超压提供保护信号工作原理水是不可压缩的 蒸汽可视为理想气体（可压缩） PV=KT P=KT /m 让一部分水变成气体，蒸汽压力变大，水的压力也变大，水位几乎不变。调节的是蒸汽的密度而非蒸汽的体积。工作方式：加压：电加热减压：喷淋，冷凝一部分蒸汽，如压力太高，放气法 PZR：H = 13m,D= 2.5m 40M3(占主系统容积的

11、10%) 60%为水40%蒸汽PZR是堆内温度最高的地方，甚至超过堆芯波动管：PZR与主系统相连接的管子，从PZR底部出来接到主系统的一个热管上. D 35cm, 太细，主系统压力很大时，信号传不到PZR，信号传递慢电加热器： 60根，总电功率1440kW 通断式加热器：1、2组，9根/组； 5、6组，12根/组 比例式加热器：3、4组，9根/组 压力越高，功率越大 喷淋系统： 两条管线，每条管线有一个气动调节阀，小流量连续喷淋 保持PZR内水温与化学成分的均匀性 限制在大流量喷淋启动时对喷淋管的热冲击卸压箱： 与PZR配合使用 卧式低压容器，37m3,上部11.5 m3 N2,下部25.5

12、m3为水 当一回路系统超压时，接收、凝结、冷却由PZR安全阀排出的蒸汽，使PZR的蒸汽免于向安全壳内排放。避免了带放射性的一回路流体可能对安全壳的污染。 6. 一回路的运行6.1一回路运行时参数测量温度测量压力测量流量测量6.2 松动部件的监测松动部件声监测系统：堆运行时监测零件松动情况并确定其位置 a. 信号采集部分b. 信号处理部分c. 信号显示部分d. 信号监测部分e. 系统刻度刻度部分：刻度各个信号道松动部件声监测系统的投运：必须经首次启动和录取本底噪声后，才可用 第三章 一回路的主要辅助系统 1 化学和容积控制系统1.1功能a. 化学控制: 化学试剂 净化回路b. 容积控制：保持一回

13、路水容积 上充(charge) 下泄(letdown)c. 反应性控制：稀释、加硼d. 辅助功能：轴封水 稳压器辅助喷淋上充过程：一回路热管段 再生热交换器 节流孔板（出安全壳） 下泄热交换侧管 低压下泄控制阀 混合床离子交换器 容积控制箱下泄：流量不变 1.2 运行a.下泄回路的运行b. 除盐回路的运行c.容积控制箱的运行 d. 上充回路的运行e. 主泵轴封水回路的运行 2. 余热排出系统停堆冷却系统2.1功能二回路停运: 堆停闭后，余热的排出2.2系统的运行堆正常运行时，系统隔离，停堆后，堆的冷却速率限制值：28当Tmax: 180, P: 3.1MPa 时，系统投入运行在余热排出系统停运

14、之前，稳压器内应已形成汽腔，安全阀组可用。 3. 设备冷却水系统 处在冷却的生水与核岛设备中间的一个封闭回路。3.1功能a. 冷却核岛内的设备b. 冷却泵和热交换器c. 避免污染3.2运行a. 堆正常运行时，排出的热量为常量。主要用户是冷却剂泵，非再生热交换器和控制棒驱动机构。b. 堆降温时，需导出的热量是变化的，最主要的是余热排出系统的热交换器。c. 堆换料时，一回路水温60，需导出的热量比降温时小得多。d. 必须定期检查冷却水有无放射性，注意保持膨胀箱内的水位 4 硼和水补给系统4.1 功能化容系统的支持系统4.2 组成：补水回路，硼补充回路，硼酸配制回路，化学添加剂制备回路。 4.3 运

15、行 堆启动前，系统即处于备用状态， 一台除盐水泵和一台硼酸泵选在“自动”方式，收到补给命令即运转，另一台除盐水泵和一台硼酸泵处于“手动”方式。五种操作方式：a. 慢稀释：将水补充到容控箱中b. 快稀释：补水同时从容控箱上、下游注入到冷却剂系统中获得尽可能快的响应 c. 硼化：增加回路硼浓度 d. 自动补给：补充和停止都由容控箱水位控制e. 手动补给：提高容控箱水位以进行排气操作为换料水箱补水和最初的充水5 一回路其他辅助系统重要厂用水系统乏燃料池的冷却及净化系统取样系统通风系统放射性废物处理系统第四章 二回路系统和设备二回路：热能 机械能 电能功能：a. 将核蒸汽供应系统产生的热能转变为电能b

16、. 在停机或事故情况下，保证核蒸汽供应系统的冷却 4.1核汽轮机典型结构a. 转动部分：动叶栅、叶轮、轴、联轴器等。b. 静止部分：汽缸、喷嘴叶栅、隔板、汽封及轴承等c. 附属设备：主汽阀、调节阀、调节系统、主油泵、辅助油泵及润滑装置等。 4.2 核电厂汽轮机的特点a. 新蒸汽参数在一定范围内变化，火电厂则是不变的。b. 新蒸汽参数低，且多用饱和蒸汽新蒸汽参数取决于一回路冷却剂温度T，而T又取决于一回路压力c.理想焓降小（比火电厂小一半），容积流量大d. 汽轮机中积聚的水分多，汽轮机易超速，使用湿蒸汽e. 半速机组和全速机组 采用全速机组，减少开发费用，降低制造成本4.3 蒸汽旁路系统二回路的

17、安全系统a. 机组启动，堆停闭和堆冷却的最初阶段，排出热量b. 发电机组突然减负荷或汽轮机脱机时，排走SG内的过量蒸汽，避免SG的安全阀动作。c. 安全作用：防止冷却剂系统过热和二回路超压;当蒸汽管道破裂时导出二回路更多的热量，防止阀门的意外打开，和反应堆冷却剂系统过冷，确保堆芯安全。 第五章 二回路凝结水系统及给水系统 在核电厂正常运行中，凝汽器凝结水来自汽轮机、汽动给水泵和旁路系统排出的蒸汽；凝结水经凝结水泵，低压加热器，汽动给水泵，高压加热器，作为二回路给水供给蒸汽发生器。5.1 凝结水抽取系统 接收乏汽 疏水 凝结水泵 给水加热系统 5.2 给水回热系统利用抽汽在独立的级内加热给水。5

18、.3 给水除气器系统利用汽轮机的抽汽将进入的凝结水加热，并除氧到规定状态。稳态运行时，除氧器出口的给水 含氧量为5 mg/kg 左右，防腐蚀 。5.4 主给水系统。在甩负荷停堆时，保证向SG供水，带走堆的剩余发热。 在堆一、二回路发生LOCA时，具有安全隔离的功能 5.5 SG排污系统SG二回路水的连续排污，保持水质；污水处理，冷却排放或处理后送回二回路；SG维修时，实现二次侧的完全疏水。 第六章 专设安全设施（ngineering Safety Features）保护核电厂的主要措施：自然安全性：负的温度系数；非能动安全性：不靠外力，如控制棒下落；能动安全性冗余安全性：如安全壳 .安全注射系

19、统 紧急堆芯冷却系统，需定期试验，P110 功能a. 发生LOCA时，向堆芯注水，冷却和淹没堆芯。b. 化容系统失效时，补偿一回路的泄漏，保持PZR的水位。c. 蒸汽管道破裂，向堆芯注入高硼水，防止堆芯临界。分为高压安注管系，中压安注管系，低压安注管系。系统运行堆功率运行时，除浓缩硼酸溶液的再循环回路在连续运转外，安注系统不工作，但处于备用状态。引发安注的信号：a. PZR水位低，同时压力也低；b. 安全壳内压力高；c. SG间蒸汽压力不一致；d. 蒸汽流量高，同时出现蒸汽压力低或一回路平均温度低；e. 手动触发。6.2 安全壳PRV 功能：a. 发生失水或地震时，承受内压b. 保护重要设备，

20、防止外袭；c. 最后一道屏障在任何情况下，都要保证PRV的完整性，认真仔细设计、建造和监督。6.3安全壳喷淋系统 当一回路失去冷却剂或蒸汽管道破裂事故工况下，使PRV内部T和P保持在可以承受的值，保持屏障完整性。 喷淋还能带走LOCA时的裂变产物 停堆进PRV内的灭火 当堆正常运行时，喷淋系统处于停运状态，但随时可用。6.4 SG辅助给水系统 保证SG的给水，维持一个冷源，确保堆的余热排出。 启动时，为SG提供给水。 堆热备用或热停闭时，或堆停止但余热排出系统投运之前，为SG提供给水。 当核电厂正常运行时，系统处于热备用状态。 系统的两台电动给水泵和一台汽动给水泵都必须处于备用状态时，才允许堆

21、启动。 第七章 控制、保护和控测系统控制：运行功能 保护：保证安全1. 设计要求： 基本问题：a. 预防哪些事故？b. 可以得到哪些参数来判断工况？c. 需要多少传感器？d. 保护定值。对仪表的最低要求：a. 满足单一故障准则b. 传递同一类信号的通道是独立的，相互分离的c. 控制信号和保护信号间必须有隔离引起控制动作的单一随机故障： 如果造成一个保护系统的单一故障，则其余系统必须在其他单一故障时，能起到保护作用。2 动作逻辑 1/2: 1/3: 敏感但误动作多2/3: 防止发生误动作3. 主要仪表系统 核工艺仪表a. 堆外核仪表：测量功率，12个量程，给出堆功率变化率和功率不均匀系数， 异常

22、工况，给出一个保护信号。b. 堆内仪表：测量功率分布，水位，温度， 无任何保护作用c. 控制棒棒位批示仪表：每根棒的棒位，与预期值的偏离d. 辐射监测仪表：提供一个参数与定值比较4. 主要控制系统一次侧：a. 控制棒系统：调节棒位及停堆b. 压力控制系统：维持压力，处于欠热状态，给出运行段c. 稳压器水位控制系统：产生保护信号和安注信号二次侧：a. SG水位控制系统b. 汽机负荷跟踪系统c. 排气控制系统特点：a. 测量值与定值比较，产生信号，从而控制动作b. 自动响应，减少操纵员体力的精力的消耗保护系统：安全功能系统设计和组成是以反应堆事故分析为依据第八章 汽轮机调节保护系统 满足汽机运行的

23、任务，在安全运行的前提下，按用户的需要保质保量的提供足够的电力 设有性能良好的调节系统、保护系统、润滑、顶轴和盘车系统 第九章 发电机及其辅助系统核电厂的发电机： 全速与半速 两极、四极，频率一致，50HZ随着单机容量的增大，定子和转子的尺寸相应增加发电机单机容量主要受转子及护环锻件的尺寸和机械性能的限制厂用电系统 第十章 核电厂的调试启动核电厂工程： 选址、设计、制造、建造、调试和运行调试的目的： 进行必要的试验，以保证各部件、设备系统及其整个电厂都能按设计要求及有关准则正确的运作1. 调试的主要阶段A阶段：预运行试验a.设备初步试验：单向试验，设备达到设计要求的性能b.基本系统试验：系统及

24、相关联的回路功能检查c.系统综合试验：相互并联的若干基本系统进行联合的功能检查分为冷态试验和热态试验（升温升压至额定参数检查）阶段：装料、初始临界和低功率试验阶段：功率试验：10%、25%、50%、75%、100%调试启动的目的（60周）：a. 验证建造和设备安装是否符合设计标准b. 运行瞬态和假想事故下运行特性是否符合设计，提供改进参考c. 验证限值与条件，检验运行规程和事故处理规程d. 运行人员熟悉核电厂性能和各种设备与系统的操作 预运行试验a. 冲洗管道b. 管道水压实验c. 辅助系统调试：电气、供气、供水、供汽、控制与检测、通风、三废处理、通讯系统的调试，二回路的冷态调试 3. 系统综

25、合试验：运行前试验保证堆芯首次装料、初次临界和随后的功率运行能安全进行所必须的实验3.1冷态试验a. 一回路主系统水压试验：1.5倍工作压力b. 一回路主系统冷态调试3.2热态试验a. 一回路升温升压：加热到正常运行温度并使SG产生一些蒸汽，进行性能试验b. 冷却剂系统热态性能试验：PZR压力与水位控制试验冷却剂流量试验一回路系统热量损失测定PZR辐射热损失测定冷却剂系统泄漏量测定c. 化学容积控制系统热态性能测定d. 汽轮机初始转动实验：暖管、低速暖管、高速暖管3.3 系统综合实验 P176-177,表10-23.4 役前检查：打开PRV底盖，取出全部堆的构件PRV焊缝作100%检查3.5

26、燃料装载前的准备a. 装料系统调试b. 安全壳耐压、泄漏率试验c. 局部泄漏率试验：测定安全壳贯穿件的密封性4. 装料、初始临界和低功率试验燃料装载临界前试验初次临界低功率物理试验功率试验电厂验收试验-电厂可靠性保证：满功率100小时以上; 性能保证值测定：净效率、净电功率输出。第十一章 核电厂的运行与维护1. 重要事项： 功率运行：正常发电 控制反应性 堆芯冷却 限制放射性释放2. 标准运行状态a. 换料停堆b. 冷停堆（维修冷停堆，正常冷停堆）c. 次临界中间停堆d. 热停堆：相当于空载e. 热备用: 2%Pnf. 堆带功率运行3. 正常启动冷启动：T60热启动：T、P略低于工作值响应的系

27、统： 供电系统 反应堆 控制和保护系统 设备冷却水系统 余热排出系统 化学容积控制系统 安全注射系统 二回路系统4. 冷停堆状态向热备用状态过渡第一阶段：一回路充水和排气，由化容系统充水第二阶段：稳压器投入运行第三阶段：一回路升温至热停堆状态5. 二回路启动6. 发电机并网，提升功率 10%功率时进行并网操作7. 停闭热停闭、冷停闭、余热排出8. 启动过程中注意的问题a. 冷却剂系统压力及升温（冷却）速率的限制b. 控制反应堆周期，防止发生启动事故c. 正确估计堆的次临界度d. 控制棒组的插入与抽出极限e. 每个阶段观察仪表参数，并在每个功率台阶上运行一段时间9运行管理a. 燃料管理：经济利用

28、b. 燃料元件破损的检测：、测量c. 一回路水质管理d. 二回路水质管理：关系到SG运行的可靠性10. 定期试验、检验与检查a. 日常维护b. 定期试验c. SG传热管的检修d. 在役检查第十二章 核电厂的异常运行和事故分析安全分析报告中，对各类事故做出分析，表明堆可以在没有危及工作人员、公众健康和安全的风险下运行。1. 运行工况第I类正常运行和运行瞬态工况 元件无损坏，不启动保护系统和安全设施第II类常见故障 元件不损坏，屏障不损坏，采取措施后机组能再启动，不导致III、IV类事故第III类不常见事故（稀有事故）损坏的元件有限，一回路和安全壳完整，不导致四类事故第IV类极限事故损坏的元件有限

29、，一回路和堆厂房的持久性所必须的系统功能不损坏2. 设计基准事故四类工况3. 超设计基准事故分三类a. 事故后果与第IV类事故相似，但事故的处理已为现有的保护系统、安全设施所考虑b. 出现概率非常低，后果极为严重的事故c. 比IV类事故更严重的事故，如SG管道破裂+蒸汽管道破裂+余热排出系统有破口4. 国际核事故等级P254 表12-15. 反应性事故机械故障电气故障人因故障故障后果：反应性上升，热流密度增加，温度上升，元件烧毁事故保护措施 导致反应性事故的典型案例:a. 启动时控制棒组件失控抽出b. 功率运行时控制棒组件失控抽出c. 硼酸的失控稀释d. 一个控制棒组件的弹出6. SG管子断裂事故后果：导致一回路水流失，放射性一回路水污染二回路起因：a. 机械应力和热应力b. 一回路水产生的腐蚀c. 二回路水水质不好d. 凹陷效应e. 振动造成疲劳损坏事故下的保护：自动保护 手动保护7. 蒸汽管道破裂事故起因：a. 过大的机械应力或热应力b. 制造时缺陷c. 内部飞射物d.地震风险：冲击三道屏障完整性保护：a. SG出口管道上设