压水堆核电厂简要介绍

第二讲压水堆核电厂简介压水堆核电厂的优点：低富集度U235：富集技术过关，组件制作生产线(宜宾)；轻水价低廉；间接循环；安全性好(S/G将一二次侧分隔,汽机厂房干净；)压力高压力容器个小(4m内径)，便于制造加工；控制棒自上而下，便于检修换料。图3压水堆核电厂基本运作原理

压水堆核电厂就是利用一座或若干座压水反应堆作为动力而发电的电厂，它是一个将核能转换为电能的综合装置。压水堆核电厂一般是由一回路和二回路以及与它们相关的各个辅助系统或设备组成。一回路也称反应堆冷却剂系统，它包括压水堆本体和若干个封闭的并联到反应堆压力容器的反应堆冷却剂环路；二回路也称动力转换系统。配套设施:a.直接为生产服务的：如除盐水,压缩空气,辅助锅炉等；b.保证设施：如在役检查,辐射监测,废物实验室,环境监测,气象等；c.厂区设施：如保安,海工构筑物,消防,排水；d.服务设施：计算机系统(控制,模拟,应急,管理);文档管理,通讯,培训中心与模拟机。大亚湾核电厂共有348个系统.一回路主系统流程图二回路系统流程图

核蒸汽供应系统，它包括：

a、压水堆及一回路主系统和设备（主泵，蒸汽发生器，主管道，稳压器等）。b、三个辅助系统：化学和容积控制系统、余热排出系统和安全注射系统。c、以上系统的控制、保护和检测系统。1、核岛的组成a、设备冷却水系统、生水系统、重要厂用水系统；b、放射性废物处理系统及硼回收系统；c、反应堆安全壳及安全壳喷淋系统；d、核燃料装换料及贮存系统；e、安全壳通风和过滤系统、核辅助厂房通风系统；f、柴油发电机组。核岛的其余组成部分，它包括：

二回路系统也称动力转换系统或汽轮发电机系

统，它是由蒸汽系统、汽轮发电机组、冷凝器、蒸汽排放系统、给水加热系统和辅助给水系统等组成。循环水系统；电气系统及厂用电设备。2、常规岛的主要系统及设备3、核电厂的平面布置1）布置原则A、区分脏净，脏区尽可能在下风口；B、满足工艺要求，便于设备运输，减少管线迂回纵横交叉；C、以反应堆厂房为中心，辅助厂房、燃料厂房设在同一基岩的基垫层上，防止因厂房承载或地震所产生的沉降差导致管线断裂。D、以反应堆厂房为中心，辅助厂房、燃料厂房、主控制室、应急柴油发电机厂房分布四周。双机组厂可采用对称布置，共用部分辅助厂房。2）关于核心区的布置按反应堆厂房与汽轮机厂房的相对位置，有T型与L型布置。T型：汽轮机叶片旋转平面与安全壳不相交。占地大，单独汽机厂房。L型：汽轮机叶片旋转平面与安全壳相交。须设置防止汽轮机飞车时汽轮机叶片对安全壳和冲击的屏障，占地少，两台以上机组可共用汽轮机厂房，仅用一台吊车。我国采用T型布置。压水堆核电厂的布置1—反应堆厂房；2—核辅助厂房；3—核燃料厂房；4—电气厂房；5—汽轮机厂房；6—调度控制楼；7—主调度大楼；8—变电站；9—循环水泵房；10—行政办公大楼；11—餐厅；12—其它辅助厂房；13—循环水出口。核电厂厂区T形布置汽轮机厂房

核岛核蒸汽供应系统中的压水堆、一回路主系统和设备及余热排出系统安装在安全壳（也称反

应堆厂房）内。当发生泄漏事件时，安全壳可以把带放射性的反应堆冷却剂系统与环境隔开；

核蒸汽供应系统中另外两个辅助系统及核岛的其余组成部分均在安全壳外都放置在辅助厂房内，该厂房位于控制厂房和安全壳之间；3）厂房布置

燃料厂房是供装卸及储存新燃料和乏燃料用的；

内设乏燃料贮存池，贮存池上方有一台100－150吨的桥式吊车。以吊装乏燃料运输容器和乏燃料冷却系统的所有设备。燃料厂房通过燃料输送管与反应堆厂房相连接。

控制厂房包括主控制室、电缆敷设间、辅助仪表室、计算机和蓄电池室；

汽轮机厂房包括所有动力转换系统，即汽轮机及其辅助设备。汽水分离器、再热器、给水加热器和给水泵等。4、压水堆核电厂运行的特点1、一次装料，定期停堆换料。2、堆内核裂变放出核能的同时，也放出瞬发中子和瞬发

射线，故要防止放射性物质外逸，防止事故的发生。3、堆停闭后，裂变碎片的、衰变，将产生剩余发热（衰变热），故停堆后不能立即停止冷却。4、气体、液体及固体放射性废物的处理和贮存。5、核电厂建设费用高，但燃料所占费用较为便宜。能量转换“四步曲”1）反应堆：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。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。典型参数1．一回路额定热功率：2905MW2．一回路压力：155bar,a3．反应堆进/出口水温：293/327℃4．蒸汽发生器出口蒸汽压力：67.1bar,a5．汽轮机额定电功率：983.8MW6．汽轮机转速：3000r.p.m7．冷凝器压力：0.075bar,a８．给水温度：226℃典型压水堆核电厂功率及一回路容量

用户功率(MW)环路数单环功率(MW)单环流量(t/h)秦山一期300215016100秦山二期600230017550大亚湾900330017550田湾10004250燃烧公司(美)900245021000西屋,法马通1300433018000燃烧公司(美)1300260023300CNP1000(中)10003340237905、核电厂选址要求核电厂选址的很多因素与火电厂相同，包括：接近电力负荷中心，有充足的冷却水源，交通运输方便，良好的自然条件（如地形、地质和地震等），减少废热废物排放对生物的影响和防止环境污染的可能性等。此外，还应尽量减少释放放射性对环境的影响，以确保居民在一般事故和严重事故条件下不受危害。归结起来，核电厂选址应考虑核电厂本身特性、厂址自然条件和技术要求以及辐射安全等三个方面。1）核电厂的放射性特性核反应堆是一个强大的放射源。核电厂的热功率决定了反应堆内放射性的总储量，在相同的运行条件下，堆内放射性的总量与功率成正比，因而在发生事故时可能释放的放射性也与功率有关。反应堆燃料棒运行时的破损率、反应堆冷却剂系统的泄漏率和放射性废物处理系统的净化能力等决定了电厂在正常运行时放射性的排放量。如果放射性废气排放量很大，电厂就不宜建在城镇居民中心附近；如果废水放射性排放量很大，电厂废水就不能直接向江河湖海中排故。具体允许排放量，需根据放射性物质的毒性、厂址的环境稀释能力、居民点离电厂的距离和居民的饮食习惯来决定。设计上要求核电厂在极限事故工况下的放射性物质释放量不应达到对居民健康和安全造成超过我国国家核安全局关于核电厂厂址选择所规定的严重危害后果的程度。2）厂址的自然条件和技术要求厂址的自然条件必须满足核电厂选址的技术要求，应尽可能地避免或减少自然灾害(如地震、洪水及灾难性气象条件)造成的后果，并应有利于排出的放射性物质在环境中稀释。厂区地震条件是确保核电厂安全的重要条件，是选厂址的决定因素之一。考感到安全和经济的要求，厂址尽可能选在地震烈度低的地区，厂址的地震基本烈度一般不大于7度。当厂址位于大的内湖或海滩附近时，应确定由湖层或海啸可能造成的最大洪水。

气象条件是影响选址的一个因素，对气象条件的基本要求是：气流畅通，有利于放射性废气的稀释扩散。厂址周围的气象条件虽有不同，但通过大气扩散实验可以测出各处的大气扩散因子的差别，从而确定厂址是否合适。水源和水文方面，保证足够且可靠的冷却水是电厂运行最基本的技术条件，一般要求百年一遇的最小流量也能满足电厂正常运行的要求。核电厂的热排放对厂址选择有较大影响，一般核电厂均建在有充分水源的江、河、湖、海边。另外，核电厂应建在铁路、公路或水路等交通运输比较方便的地方，以便于对大型设备和新燃料、乏燃料的特殊运输；电厂应尽可能接近负荷中心，以减少输电的投资和线路上的能量损失。为确保核电厂的安全运行，除现场备有应急柴油发电机和系统外，还要求配备从两个以上方向接入的二套独立可靠的厂外电源。厂址应避免选在机场和生产爆炸或有毒化学产品的工厂附近，其距离应不小于8km。3）辐射安全要求从辐射安全的角度看，电厂正常运行时排放的放射性废物对环境的影响很小，对选址有影响的主要还是核电厂事故时可能对居民造成的危害。通常一个国家的核电厂选址标准的主要内容之一是规定事故条件下的最大释放量。应考虑以下因素：

辐射安全应符合国家环境保护、辐射防护等法规和标准的要求。正常运行时按“放射防护规定”对附近居民的剂量限值为每年全身5mSv，在核电厂发生重大的假想事故情况下，应保证居民不受超过规定的剂量限值的照射。

将核电厂设置在非居住区，一方面是为了能控制周围土地的使用和防止厂外人为事故干扰电厂的正常运行；另一方面是在事故情况下，可保障邻近居民的安全隔离。许多国家对非居住区，有明确规定的禁区半径。

考虑厂址周围的人口密度和分布。这是目前选址要考虑的一个重要因素，但不是唯一因素，需综合考虑厂址的其它各种条件。随着技术水平和安全研究的不断发展，核电厂的设计和安全设施的日趋完善可靠，特别是随着核电厂建造和运行经验的不断积累，人口密度分布限制会进一步减小，甚至有可能在靠近大城市的位置建造核电厂。/index.htm（中国核电网）6、压水堆冷却剂系统（一回路主系统）1）压水堆核电厂的功率核电厂的一回路系统由若干并联的环路组成。一个环路所输送的热功率与压水堆核电厂规模和设备设计制造能力有关。确定整个机组的容量要考虑电网容量。按照核电厂安全准则，单堆核电厂的环路数不小于1，但过多的环路数将增加设备投资，因此，目前核电厂一回路一般采用2～4条环路并联形式。每一条环路所对应的电功率最初为150MW。随着核电设备设计制造能力提高，近期的压水堆核电厂，一个环路的电功率已达到300MW～600MW；而且，以每个环路300MW为标准形式，设计建造电功率为600MW，900MW，1200MW的大型核电厂。进一步加大蒸汽发生器和反应堆冷却剂泵的容量后，单个环路产生的电功率可达到500MW～600MW。在相同堆功率情况下，单个环路功率提高后，就可以减少环路数目，减少相应的设备和部件，降低设备投资和维修费用。这样，降低了核电厂每千瓦的造价和每度电价格，经济上有利。为提高热效率，应当高温热源吸热平均温度。由水的热物理性质可知，要想提高反应堆冷却剂的出口温度而不发生冷却剂容积沸腾，必须提高一回路压力。所以，从提高核电厂的热效率来说，提高一回路系统冷却剂的工作压力是必要的。但是这方面的潜力非常有限。例如，水的压力为20MPa时，其饱和温度也仅有365.7℃，而现代压水堆一回路常用压力为15.5MPa，其对应的饱和温度为344.7℃。二者相比，压力提高了4.5MPa，饱和温度却仅提高21℃。显然如此提高压力，在提高电厂效率上的收益不大，反而对各主要设备的承压要求、材料和加工制造等技术难度都大大增加了，最终影响到电厂的经济性。

综合考虑，一般压水堆核电厂一回路系统的工作压力约为15.0MPa左右。设计压力取1.10～1.25倍工作压力；冷态水压试验压力取1.25倍设计压力。2）一回路压力3）反应堆冷却剂的出口温度电厂热效率与冷却剂的平均温度密切相关，冷却剂出口温度越高，电厂热效率越高，但冷却剂出口温度的确定应考虑以下因素：①燃料包壳温度限制：燃料包壳材料要受到抗高温腐蚀性能的限制，对于轻水堆，包壳材料Zr-4的允许表面工作温度应不高于350℃。②传热温差的要求：为了保证燃料元件表面与冷却剂之间传热的要求，燃料表面与冷却剂间应有足够的温压。若包壳温度限制在350℃，冷却剂温度至少要比此温度低10℃～15℃，以保证正常的热交换。③冷却剂过冷度要求：为保证流动的稳定性和有效传热，冷却剂应具有20℃左右的过冷度。由此可见，对于一定的工作压力，反应堆冷却剂的堆出口温度变化余地很小。如大亚湾核电厂一回路压力15.5MPa，其堆出口冷却剂平均温度为329.8℃。4）反应堆冷却剂入口温度

反应堆冷却剂的堆出口温度一旦确定，对于一个确定热功率的反应堆，其入口温度与流量有单值关系。入口温度越高，一回路冷却剂平均温度越高，从这方面来说，对提高热效率有利。但入口温度越高，冷却剂温升越小，所需冷却剂流量越大，这就增加了泵的唧送功率，从而降低了电厂的净效率。冷却剂的入口温度应与流量综合考虑各自带来的利弊以及其它一些因素后，选取最佳值。增加流量对载热和传热都是有利的。但流量的增加使冷却剂通过一回路的流动阻力增加，因此会引起主泵消耗功率的明显提高，这反过来使核电厂的厂用电增加，从而影响核电厂的经济性，而且通过堆芯冷却剂流速太高，还会引起燃料组件的振动和对元件的冲蚀问题。因此，在确定流经堆芯的冷却剂流速时要权衡各种因素。

大亚湾核电厂堆内冷却剂平均流速为4.6m/s。秦山核电厂堆芯冷却剂平均流速为3.65m/s。5）冷却剂流量一回路参数选择采用除盐含硼的除盐水作为冷却剂（兼作慢化剂）；冷却剂的工作压力，一般取在14.7--15.7MPa之间，常用的是15.5MPa。冷却剂在反应堆进口处温度一般为280--300℃，从反应堆出口的温度为310--330℃，进出口的温升一般为30--40℃；核电厂变工况时，反应堆冷却剂平均温度变化允许的最大温差为17℃~25℃。反应堆的设计温度为350℃。蒸汽发生器的出口温度比反应堆进口温度低0.1--0.3℃，因为冷却剂通过冷却剂泵后，温度略有升高。一回路主系统，又称为压水堆冷却剂系统。一回路主系统设备：反应堆、主泵、蒸汽发生器和稳压器。主要功用：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，防止燃料元件烧毁。按照功能，反应堆冷却剂系统可分为冷却

系统、压力调节系统和超压保护系统。冷却系统：

冷却系统由反应堆冷却剂泵、反应堆和蒸汽发生器及相应的管道组成。在正常功率运行时，反应堆冷却剂泵使冷却剂强迫循环通过堆芯，带走燃料元件产生的热量。压力调节系统：

核电厂在负荷瞬变过程中，会造成一、二回路之间的功率失配，从而引起一回路冷却剂温度的升高或降低，造成一回路冷却剂体积膨胀或收缩。将引起一回路压力升高或降低。当压力升高至超过设定值时，压力控制系统调节喷淋阀，由冷管段引来的过冷水向稳压器汽空间喷淋降压；若压力低于设定值，压力控制系统启动加热器，使部分水蒸发，升高蒸汽压力。超压保护系统：当一回路系统的压力超过限值时，稳压器顶部的安全阀开启，向卸压箱排放蒸汽，使稳压器压力下降，以维持整个一回路系统的完整性。

卸压系统主要由装在稳压器汽空间连管上的卸压阀或安全阀及其管道和卸压箱组成。

西屋公司设计的稳压器，上面装备有卸压阀和安全阀，卸压阀的开启整定值比安全阀的开启整定值低。若卸压阀开启后使超压瞬变过程得以缓解，安全阀可免于开启。法国法马通公司设计的稳压器，只装备三只同一类型不同开启整定值的安全阀。压力调节系统和超压保护系统主要靠稳压器来实现。主泵电动机轴端装有飞轮，以增大转动惯量。在主泵失电后短时间内提供足够的惰转流量。系统布置反应堆冷却剂系统的所有设备、阀门及管道，全部安装在安全壳内。

反应堆安放在安全壳中央并稍偏离中心，以避开装卸料机构的起吊死区。堆芯部分处在反应堆厂房地平面高度以下。反应堆冷却剂系统设备和管道的布置以反应堆压力容器为中心，力求紧凑、简单对称。为了补偿主管道的热膨胀应力，蒸汽发生器和主泵采用摆动的支撑结构，以允许横向位移。蒸汽发生器的位置高于反应堆压力容器管嘴所在的平面,以便使系统具有足够的自然循环能力。冷却剂中存在裂变产物和腐蚀产物，对系统设备和管道有不同程度的污染。因此，在设备周围设有隔墙，它们与安全壳墙构成了二次屏蔽。为了防止管道破裂后由于流体喷射导致的管道甩击对周围设备的危害，对高能管道的可能断裂位置装有限制器，对设备、管道进行实体隔离。主要设备（反应堆压力容器、蒸汽发生器、反应堆冷却剂泵、稳压器等）和反应堆冷却剂管道安装在二次屏蔽墙内。一回路中冷却剂的循环：<正常情况下>

主泵→反应堆堆芯→蒸汽发生器倒U型管一次侧→主泵当发生断电事故时，控制棒下落，堆芯裂变反应停止，主泵由于惯性作用，继续惰转，流量随之减小，最后进入靠自然循环排出衰变热。《化妆品术语》起草情况汇报中国疾病预防控制中心环境与健康相关产品安全所一、标准的立项和下达时间2006年卫生部政法司要求各标委会都要建立自己的术语标准。1ONE二、标准经费标准研制经费：3.8万三、标准的立项意义术语标准有利于行业间技术交流、提高标准一致性、消除贸易误差，作为标准体系中的基础标准，术语标准在各个领域的标准体系中均起着重要的作用。随着我国化妆品卫生标准体系建设逐步加快，所涉及的术语和定义的数量也在迅速增长，在此情形下，化妆品术语标准的制定就显得尤为重要。四、标准的制订原则1.合法性遵守《化妆品卫生监督条例》、《化妆品卫生监督条例实施细则》中关于化妆品的定义。2.协调性直接引用或修改采用的方式，与相关标准中的术语和定义相协调。3.科学性对于没有国标或定义不统一的术语，在定义时体现科学性的原则。4.实用性在标准体系中出现频率较高，与行业联系较紧密的术语优先选用。五、标准的起草经过

第一阶段：资料搜集

搜集国内外相关法规、标准、文献并对国外文献如美国21CFR进行翻译。第二阶段：2007年末形成初稿

初稿内容包括一般术语、卫生化学术语、毒理学术语、微生物术语、产品术语、人体安全和功效评价术语，常用英文成份术语等７部分。第三阶段：专家统稿1.2007年12月第一次专家统稿会（修订情况：1.在结构上增加原料功能术语、相关国际组织和科研机构等内容；2.在内容上增加一般术语、产品术语的种类，将化妆品行业的新产品类别纳入本标准；3.对于毒理学、卫生化学、微生物学术语进行修改；4.删除与化妆品联系不紧密、无存在必要的常用英文成分术语。2.2009年1月第二次专家统稿会会议意见：1.修改能引用国家标准的尽量引用国家标准；对存在歧义的个别用词进行修改。2.删除由于本标准中的“产品术语”一章和香化协会所制定的某个标准存在重复，因此删除“产品术语”一章的内容；对“原料功能术语”的内容进行梳理，删除了20余条内容。3.增加专家建议增加“化妆品限用物质”等若干项术语。第四阶段：征求意见2009年2月面向全国公开征求意见。第五阶段：征求意见的处理与形成送审稿。在征求意见的处理阶段再次征求了相关专家的意见。六、标准的内容依据1.《化妆品卫生监督条例》、《化妆品卫生监督条例实施细则》;2.《化妆品卫生规范》;3.美国21CFR；4.相关领域国家标准如：GB5296.3-2008消费品使用说明化妆品通用标签，GB/T14666-2003分析化学术语等；5.国内外化妆品的相关文献，如《化妆品监督管理及安全性评