核电站概论讲义

核电站概论讲义第一章绪论世界电力工业回顾我国电力工业现状世界核电发展与现状我国核电发展与现状核电基本知识一、世界电力工业回顾电力工业起源于10世纪后期。1875年世界上第一台火力发电机组建于巴黎北火车站的直流发电机，用于照明供电。1904年意大利试验地热发电成功。1912年德国建成世界第一座潮汐电站。1920年前苏联建成第一座热电站。1925年美国制成世界第一台100MW汽轮发电机组。1929年美国建成第一座抽水蓄能电站，7000kW。1954年，原苏联建成世界第一座核电站并网发电1957年美国安装第一台超临界火力发电机组（31MPa,621/566/566，125MW）。1970年法国制成世界第一台燃气蒸汽联合循环发电机组。1991年世界最大水电站--巴西/巴拉圭的伊泰普水电站建成，12600MW。1998年12月，世界最大燃气联合循环电站--香港龙鼓滩电站（8×320MW），一期工程（6×320MW）建成投产。1999年世界发电量的分类构成水电17.5%煤电38.1%气电17.1%油电8.5%核电17.2%其他1.6%合计100.0%14764（亿KW.h）世界发电分类构成图。装机容量前十位的构成情况。二、我国电力工业发展与现状1882年7月26日下午7时，上海外滩至虹口的6.4公里电线上也亮起了15盏电灯，标志着中国电力工业从这里起步。（从美国引进16马力蒸汽机发电）中国电力工业至今2000年已有123年的历史。1949年以前的67年中，发展极其缓慢，到1949年底，全国发电装机容量仅有185万kW，年发电量43亿kW.h(人均年用电量仅为7.94千瓦时)，分别居世界第21位和第25位。新中国成立后，电力工业得到了迅速发展，至2004年底发电装机容量达4.4亿kW，仅次于美国的8.9亿kW；年发电量达21870亿kW.h，均居世界第2位。我国火电设备生产历程1955年----6MW，3.4MPa,435℃（上汽）--中压机组1957年----12MW，3.4MPa,435℃--中压机组1959年----25（50）MW，3.4MPa,435℃--中压机组1962年----50（100）MW，8.8MPa,535/535℃--高压机组1969年----125（200）MW，13.2MPa,535/535℃--超高压组1971年----300MW，16.2MPa,535/535℃--亚临界机组1985年----300(600)MW，16.7MPa,538/538℃--亚临界机组2002年----600MW，24.2MPa,538/566℃--超临界机组现正研制1000MW级的超临界机组我国电力工业与国外差距电气化程度很低

2001年我国人均装机0．265kW，人均用电量只有1150.42kWh，为世界平均值的1／3，居世界80位之后，大约是加拿大的1/20，美国的1/14，法国的1/8，还有6000万人左右没有用上电；技术水平还不高，供电煤耗高

2001年为385

g/(kW.h),

约比世界先进水平相差40～50

g/(kW.h)。而且煤耗下降的速度也很慢，原计划每10

年下降50

g/(kW.h)，但7年只下降了15

g/(kW.h)，未能完成原计划目标。电源结构不合理，火电装机占发电装机总容量的73％左右(发电量占78％以上)；而水电比重偏小，装机只占24．8％，水电发电量多年来只占17％～18％；核电比重则更小，装机和发电量都不到2％。电网薄弱，供电可靠性差；实现可持续发展环境问题压力大，2020年我国将超过美国成为最大的二氧化碳排放国。世界电力生产结构三、世界核电现状自从1954年苏联第一座5MW试验性核电厂投入运行以来，核电在许多国家和地区已承担基本负荷，目前世界上30多个国家己运行核电机组441座，总装机容量3.6W亿KW，核电已占世界总发电量的20％左右。从已运行的核电站装机容量来看美国居首位，装机容量占全世界的四分之一，其次是法国、日本、德国和俄罗斯。从发展速度来看法国、日本和韩国保持着较高的发展速度，目前法国核能发电量已占总发电量的80%。预计到2030年，世界核电站总数将达到1000座，核发电量将占总发电量的三分之一，可以预期在相当长一段时期内核电将成为电力工业的支柱。核电主要发达国家核电比例法国和立陶宛核电比例高于75%。比利时、瑞典、乌克兰、韩国等为40~60%。德国、芬兰、英国等为20~30%。美国、俄罗斯、加拿大等为10~20%。中国目前为2%。四、核电发展简史1、试验、示范阶段；1951年12月20日美国利用它的第一座“增殖一号’快堆生产的高温蒸汽带动发电机发出了200千瓦的电。这是人类第一次利用核能发出的电力。当然，这只是试验性的发电。世界上第一座核电站是由苏联于1954年6月27日建成和并网发电的奥伯宁斯克核电站，其电功率为5000千瓦。从此核电站便在世界各地蓬勃发展起来。经过多年努力，核电站的研制与发展走过了试验、示范和商业推广的过程。核电商业化出现高潮的时期；2、核电商业化出现高潮的时期；从六十年代初到七十年代初这十年间，是核电在全世界逢勃发展的黄金时代。五十年代只有苏、美、英三国建成核电站，到六十年代则增加到8个国家。六十年代初，世界核电装机容量仅为85万千瓦，到了七十年代初便上升到1892．7万千瓦。1976年世界核电装机容量突破1亿千瓦。到了1998年底，世界上已有32个国家和地区相继建成了437座核电站，装机容量约为3．6亿千瓦。世界17个国家与地区正在建造着39台核电机组，总装机容量0．316亿千瓦。计划建造的还有100余座，总计600座核电站全部建成后装机容量可达5亿千瓦，发电量约占当时世界发电总量的20％左右。总的讲，在多数工业发达国家中核电的比重不断增长。3、核电建设规模收缩与滞缓时期；到七十年代中期核电发展势头开始缓慢下来，从1979年开始，核电经历了十年迟缓发展阶段。主要原因是1973年和1979年两次石油危机的打击，使世界经济发展速度减慢，工业发达国家经济增长速度由7％减慢到3％以下。使得许多工业国能源过剩，迫使原先制订的大规模发展核电的计划要大大削减。例如，在七十年代后期，美国就取消了100多个电站（包括火电、核电）的订货。另外两次核电站事故也给公众心理投下阴影，给反核势力造成可乘之机，也是原因之一。4、复苏之前的过渡阶段。经过近几年来的认真、冷静的思考和分析，人们依然认为，核电不论在经济上还是对环境的影响上仍有明显优势，在今后数十年内，核电将会继续得到发展。据国际原子能机构统计和预测，21世纪初，将有58个国家和地区建造核电站，电站总数将达到l000座，装机容量可达8亿千瓦左右，核发电量将占总发电量的35％以上。现在继续坚持要发展核电的国家有法国、英国、日本、美国、前苏联、韩国、比利时、荷兰、印度、捷克等。一些发展中国家，中国、古巴、伊朗、巴基斯坦、罗马尼亚、墨西哥等都在开始建造或陆续建造核电站。但也有一些国家，如瑞典、瑞士、意大利、奥地利、南斯拉夫等，他们决定不继续发展核电，有的还要关闭已有的核电站。五、我国核电发展与现状我国自行设计建造的第一座核电站——秦山30万千瓦核电站（图），1991年12月15日并网发电来。从法国引进电功率为2×90万千瓦的广东大亚湾核电站，于1993年投入运行，两座机组年发电量可达100亿度。2000年，向巴基斯坦出口的恰希玛核电站，电功率为30万千瓦。广东岭澳两座90万千瓦级核电站于2002－2003年分别投入运行。秦山二期（图）二座60万千瓦自行设计建造的商用核电站已于2002－2003年分别投入运行。五、我国核电发展与现状从加拿大引进的秦山三期二座电功率为70万千瓦的重水堆核电机组也已于2002－2003年分别投入运行。目前，正在建设的江苏田湾两座电功率100万千瓦的核电站，预计到2005年可投入运行。因此到2005年我国核电运行容量可达870万千瓦。根据国家和地方省级核电规划，在2010－2020年山东省海阳、广东省岭澳、浙江省三门以及福建、江西和安徽等省均计划建造百万千瓦级核电站。国家计划到2020年核电装机容量将达3200万千瓦（20多座）；将核电占全国总体发电量的比例从目前的大约2%提高到4%左右。我国目前运行和在建的核电站我国为什么要发展核电呢？1．煤炭资源有限，不可能作为长期主要能源；我国目前能源生产中，煤占74％。由于我国煤炭资源丰富，在今后一段时间内，煤仍将是我国主要能源。我国煤的地质储量为4万亿吨，但按世界能源会议标准来估计，我国煤的经济可采储量约2000多亿吨。据估计，到2050年，随着人口增长和经济发展，我国能源消耗将达到目前水平的五倍左右，如果维持我国煤的消耗占总能耗的70％水平估算，则2050年煤的年消耗量将达50亿吨。这样，到下世纪60年代，我国可以经济开采的煤将会开采完毕。因此，我国要长期以煤为主要能源，显然是不可能的。2．煤的运输量大，由煤造成的运输紧张状况不可能解决；我国煤炭资源分布不均，大量集中在山西、陕西、内蒙古自治区。而东部沿海经济发达地区缺乏常规能源。因此，西煤东运、北煤南运是长期以来困扰我国经济建设的重要问题之一。目前煤的运输已占我国铁路货运量的40％。到下一世纪初，以吨公里计算的煤运输量将增加4－5倍，即使加紧修建铁路，运输问题也是难以解决的。由于这一限制，煤的消耗量不可能达到每年50亿吨，只可能保持在30亿吨以内。3．煤炭的污染严重，我国的环境将无法承受；煤炭燃烧对环境的污染比石油、天然气严重得多。目前我国燃煤每年排入大气的烟尘约2300万吨、二氧化硫1460万吨，给环境造成严重污染。据世界环境系统监测报告，41个国家的城市中，在1980－1984的五年里，大气中颗粒物平均浓度，沈阳第二、西安第三、北京第五、上海第九、广州第十。即前十名中我国占五席。如果到2050年我国燃煤达50亿吨，而1988年全世界煤炭产量仅为48．4亿吨。这就是说，到2050年，相当于把1988年全世界出产的煤炭全部集中在中国960万平方公里的大地上燃烧，那样我国将不可避免地成为墨盒子和黑盒子，我国的环境将无法承受。4．煤是－种重要的不可再生的化工原料；煤是－种重要的不可再生的化工原料,随着煤炭大量燃烧，资源将越来越少，价格也就日益昂贵。如果仅将煤炭付之一炬，不但污染环境，而且在经济上造成难以弥补的损失.六、核电基本知识1.什么是核能世界上一切物质都是由原子构成的，原子又是由原子核和它周围的电子构成的。轻原子核的融合和重原子核的分裂都能放出能量，分别称为核聚变能和核裂变能，简称核能。当一个中子轰击铀－235原子核时，这个原子核能分裂成两个较轻的原子核，同时产生2到3个中了和射线，并放出能量。如果新产生的中子又打中另一个铀－235原子核，硬引起新的裂变。在链式反应中，能量会源源不断地释放出来。即1千克铀－235全部裂变放出的能量相当于2700吨标准煤燃烧放出的能量。2、核能的优点核能是地球上储量最丰富的能源，又是高度浓集的能源；核电是清洁的能源，有利于保护环境；核电的经济性优于火电；以核燃料代替煤和石油，有利于资源的合理利用。3、什么是核电站核电站是实现核裂变能转变为电能的装置。它与火电站最主要的不同是蒸汽供应系统。核电站利用核能产生蒸汽的系统称为“核蒸汽供应系统”，这个系统通过核燃料的核裂变能加热外回路的水来产生蒸汽。从原理上讲，核电站实现了核能－热能－电能的能量转换。从设备方面讲，核电站的反应堆和蒸汽发生器起到了相当于火电站的化石燃料和锅炉的作用。课堂作业1、核能的优点是什么？第二章核电站工作原理及系统组成一、核电站工作原理1、什么叫核电站？核电站就是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。反应堆是核电站的关键设备，链式裂变反应就在其中进行。将原子核裂变释放的核能转换成热能，再转变为电能的系统和设施，通常称为核电站。2、核电站工作原理核电厂用的燃料是铀。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。核电站工作流程原理1；图2二、核电站类型目前世界上核电站常用的反应堆有压水堆、沸水堆、重水堆和改进型气冷堆以及快堆等。但用的最广泛的是压水反应堆。压水反应堆是以普通水作冷却剂和慢化剂，它是从军用堆基础上发展起来的最成熟、最成功的动力堆堆型。压水堆核电站占全世界核电总容量的60%以上。1、压水堆核电站----------------以压水堆为热源的核电站。图它主要由核岛和常规岛组成。压水堆核电站核岛中的四大部件是蒸汽发生器、稳压器、主泵和堆芯。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。常规岛主要包括汽轮机组及二回等系统，其形式与常规火电厂类似。2、沸水堆核电站--------------------以沸水堆为热源的核电站。图沸水堆是以沸腾轻水为慢化剂和冷却剂并在反应堆压力容器内直接产生饱和蒸汽的动力堆。沸水堆与压水堆同属轻水堆，都具有结构紧凑、安全可靠、建造费用低和负荷跟随能力强等优点。它们都需使用低富集铀作燃料。沸水堆核电站系统有：主系统（包括反应堆）；蒸汽-给水系统；反应堆辅助系统等。3、重水堆核电站图以重水堆为热源的核电站。重水堆是以重水作慢化剂的反应堆，可以直接利用天然铀作为核燃料。重水堆可用轻水或重水作冷却剂，重水堆分压力容器式和压力管式两类。重水堆核电站是发展较早的核电站，有各种类别，但已实现工业规模推广的只有加拿大发展起来的坎杜型压力管式重水堆核电站。4、快堆核电站图由快中子引起链式裂变反应所释放出来的热能转换为电能的核电站。快堆在运行中既消耗裂变材料，又生产新裂变材料，而且所产可多于所耗，能实现核裂变材料的增殖。目前，世界上已商业运行的核电站堆型，如压水堆、沸水堆、重水堆、石墨气冷堆等都是非增殖堆型，主要利用核裂变燃料，即使再利用转换出来的钚-239等易裂变材料，它对铀资源的利用率也只有1％—2％，但在快堆中，铀-238原则上都能转换成钚-239而得以使用，但考虑到各种损耗，快堆可将铀资源的利用率提高到60％—70％。世界上目前建造核电站情况核电自50年代中期问世以来，目前已取得长足的发展。到1999年中期，世界上共有436座发电用核反应堆在运行，总装机容量为350676兆瓦。正在建造的发电反应堆有30座，总装机容量为21642兆瓦。目前世界上有33个国家和地区有核电厂发电，核发电量占世界总发电量的17％，其中有十几个国国家和地区核电发电量超过各种的总发电量的四分之一，有的国家超过70％。据资料估计，到2005年核电厂装机容量将达到388567兆瓦三、核反应堆介绍核反应堆是一个能维持和控制核裂变链式反应，从而实现核能热能转换的装置。核反应堆结构图1、核反应堆类型（1）根据用途，核反应堆可以分为以下几种类型①将中子束用于实验或利用中子束的核反应，包括研究堆、材料实验等。②生产放射性同位素的核反应堆。③生产核裂变物质的核反应堆，称为生产堆。④提供取暖、海水淡化、化工等用的热量的核反应堆，比如多目的堆。⑤为发电而发生热量的核反应，称为发电堆。⑥用于推进船舶、飞机、火箭等到的核反应堆，称为推进堆。（2）根据燃料类型分为天然气铀堆、浓缩铀堆、钍堆；（3）根据中子能量分为快中子堆和热中子堆；（4）根据冷却剂(载热剂)材料分为水冷堆、气冷堆、有机液冷堆、液态金属冷堆；（5）根据慢化剂(减速剂)分为石墨堆、重水堆、压水堆、沸水堆、有机堆、熔盐堆、铍堆；（6）根据中子通量分为高通量堆和一般能量堆；（7）根据热工状态分为沸腾堆、非沸腾堆、压水堆；（8）根据运行方式分为脉冲堆和稳态堆，等等。核反应堆概念上可有900多种设计，但现实上非常有限。2、核反应堆的工作原理原子由原子核与核外电子组成。原子核由质子与中子组成。当铀—235的原子核受到外来中子轰击时，一个原子核会吸收一个中子分裂成两个质量较小的原子核，同时放出2—3个中子。这裂变产生的中子又去轰击另外的铀—235原子核，引起新的裂变。如此持续进行就是裂变的链式反应。链式反应产生大量热能。用循环水(或其他物质)带走热量才能避免反应堆因过热烧毁。导出的热量可以使水变成水蒸气，推动气轮机发电。核反应堆的合理结构应该是：核燃料＋慢化剂＋热载体＋控制设施＋防护装置。3、核反应堆具有哪些用途核裂变时既释放出大量能量、又释放出大量中子。核反应堆有许多用途，但归结起来，一是利用裂变核能，二是利用裂变中子。核能主要用于发电，但它在其它方面也有广泛的应用。例如核能供热、核动力等。核供热是一种前途远大的核能利用方式。清华大学在五兆瓦的低温供热堆上已经进行过成功的试验。核供热的另一个潜在的大用途是海水淡化。它可作为火箭、宇宙飞船、人造卫星、潜艇、航空母舰等的特殊动力。将来核动力可能会用于星际航行。四、核能是清洁的能源目前环境污染问题大部分是由使用化石燃料引起的，化石燃料燃烧会放出大量的烟尘、二氧化碳、二氧化硫、氮氧化物等，由二氧化碳等有害气体造成的“温室效应”，将使地球气温升高，会造成气候异常，加速土地沙漠化过程，给社会经济的可持续发展带来灾难性的影响，核电站并不排放这些有害物质，不会造成“温室效应”，与火电厂相比，它能大大改善环境质量，保护人类赖以生存的生态环境等。核电站是安全、经济、干净的能源，与火电站相比，更有利于保护环境。核电厂和火电厂对环境影响的比较（电功率100兆瓦）世界上有核电国家的多年统计资料表明，虽然核电站的比投资高于燃煤电厂，但是，由于核燃料成本显著地低于燃煤成本，以及燃料是长期起作用的因素，这就使得目前核电站的总发电成本低于烧煤电厂。五、核能是可持续发展的能源世界上已探明的铀储量约490万吨，钍储量约275万吨。这些裂变燃料足够使用到聚变能时代。聚变燃料主要是氘和锂，海水中氘的含量为0.034克/升，据估计地球上总的水量约为138亿亿立方米，其中氘的储量约40万亿吨，地球上的锂储量有2000多亿吨，锂可用来制造氚，足够人类在聚变能时代使用。按目前世界能源消费的水平，地球上可供原子核聚变的氘和氚，能供人类使用上千亿年。因此，有些能源专家认为，只要解决了核聚变技术，人类就将从根本上解决了能源问题。七、核电站在设计上所采取的安全措施1、四重屏障：裂变产生的放射性物质90％以上滞留于燃料芯块中；密封的燃料包壳；图坚固的压力容器和密闭的回路系统；图能承受内压的安全壳。图2、多重保护：在出现可能危及设备和人身的情况时，进行正常停堆；因任何原因未能正常停堆时，控制棒自动落入堆内，实行自动紧急停堆；如任何原因使控制棒未能插入，高浓度硼酸水自动喷入堆内，实现自动紧急停堆。3.核电厂在管理方面采取的安全措施核电厂有着严密的质量保证体系，对选址、设计、建造、调试和运行等各个阶段的每一项具体活动都有单项的质量保证大纲。

另外，还实行内部和外部监查制度，监督检查质量保证大纲的实施情况和是否起到应有的作用。另外对参加核电厂工作的人员的选择、培训、考核和任命有着严格的规定。领取操纵员执照，然后才能上岗，还要进行定期考核，不合格者将被取消上岗资格。4、核电厂发生自然灾害时，它能安全停闭在核电厂设计中，始终把安全放在第一位，在设计上考虑了当地可能出现的最严重的地震、海啸、热带风暴、洪水等自然灾害,>即使发生了最严重的自然灾害,>反应堆也能安全停闭，不会对当地居民和自然环境造成危害。

在核电厂设计中甚至还考虑了厂区附近的堤坝坍塌、飞机附毁、交通事故和化工厂事故之类的事件，例如一架喷气式飞机在厂区上空坠毁，而且碰巧落到反应堆建筑物上，设计要求这时反应堆还是安全的。5、核电站的纵深防御措施核电站的设计、建造和运行，采用了纵深防御的原则，从设备上和措施上提供多层次的重叠保护，确保放射性物质能有效地包容起来不发生泄漏。纵深防御包括以下五道防线：第一道防线：精心设计，精心施工，确保核电站的设备精良。有严格的质量保证系统，建立周密的程序，严格的制度和必要的监督，加强对核电站工作人员的教育和培训，使人人关心安全，人人注意安全，防止发生故障。第二道防线：加强运行管理和监督，及时正确处理不正常情况，排除故障。第三道防线：设计提供的多层次的安全系统和保护系统，防止设备故障和人为差错酿成事故。第四道防线：启用核电站安全系统，加强事故中的电站管理，防止事故扩大。第五道防线：厂内外应急响应计划，努力减轻事故对居民的影响。八、核电站在设计上所采取的安全措施6、核电站废物严格遵照国家标准，对人民生活不会产生有害影响核电厂的三废治理设施与主体工程同时设计，同时施工，同时投产，其原则是尽量回收，把排放量减至最小，核电厂的固体废物完全不向环境排放，放射性液体废物转化为固体也不排放；像工作人员淋浴水、洗涤水之类的低放射性废水经过处理、检测合格后排放；气体废物经过滞留衰变和吸附，过滤后向高空排放。

核电厂废物排放严格遵照国家标准，而实际排放的放射性物质的量远低于标准规定的允许值。所以，核电厂不会对给人生活和工农业生产带来有害的影响。八、核电站系统1、核电站系统（三个回路）图1；图2；图3一回路：反应堆冷却剂（硼水）在主泵的驱动下进入反应堆，流经堆芯后从反应堆容器的出口管流出，进入蒸汽发生器，然后回到主泵，这就是反应堆冷却剂的循环流程（亦称一回路流程）。二回路：在循环流动过程中，反应堆冷却剂从堆芯带走核反应产生的热量，并且在蒸汽发生器中，在实体隔离的条件下将热量传递给二回路的水。二回路水被加热，生成蒸汽，蒸汽再去驱动汽轮机，带动与汽轮机同轴的发电机发电。三回路：作功后的乏蒸汽在冷凝器中被海水或河水、湖水冷却水（三回路水）冷凝为水，再补充到蒸汽发生器中。以海水为介质的三回路的作用是把乏蒸汽冷凝为水，同时带走电站的弃热。2、核电站主要设备——核反应堆——蒸汽发生器——稳压器——主冷却剂泵——汽轮发电机机组九、核电站厂房核电站厂房主要由反应堆厂房（又称安全壳厂房）、一回路辅助厂房、核燃料厂房、汽轮发电机厂房、主控制室、输配电厂房、循环水厂房及三废处理厂房等组成。课堂作业1、简述核电站的工作原理。2、核电站有哪些类型？3、简述核电站的三个回路系统。第三章压水堆核电站概况主要内容3-1概述3-2核电站总体及厂房布置3-3核电站主要厂房设施3-1概述一、系统构成（图）压水堆核电站由:压水堆本体、反应堆冷却剂系统（称一回路）、蒸汽和动力转换系统（称二回路）、循环水系统（三回路）、发电机和输配电系统及其辅助系统组成。它主要由核岛和常规岛组成。核岛：通常将一回路及核岛辅助系统、专设安全设施和厂房称为核岛。压水堆核电站核岛中的四大部件是蒸汽发生器、稳压器、主泵和堆芯。常规岛：二回路及其辅助系统和厂房称之。沸水堆核电厂原理图（1）一回路系统压水堆核电厂反应堆冷却剂系统一般有二至四条并联在反应堆压力容器上的封闭环路(见图)。每一条环路内一台蒸汽发生器、一台或两台反应堆冷却剂泵及相应的管道组成，在其中的一个环路的热管段上，通过波动管与一台稳压器相连。一回路内的高温高压含硼水，由反应堆冷却剂泵输送，流经反应堆堆芯，吸收了堆芯核裂变放出的热能，再进入蒸汽发生器，通过蒸汽发生器传热管壁，将热量传给蒸汽发生器二次侧给水，然后再由反应堆冷却剂泵送回反应堆。如此循环往复，构成封闭问路。整个一回路系统设有一台稳压器。一回路系统的压力靠稳压器调节．且保持稳定。（1）一回路系统为了保证反应堆和反应堆冷却剂系统的安全运行，核电厂还设置了一系列核辅助系统和专设安全设施系统。核辅助系统主要用来保证反应堆和一回路系统的正常运行。专设安全设施系统为核电厂重大的事故提供必要的应急冷却措施，并防止放射性物质的扩散。（2）二回路系统组成：二回路系统由汽轮机、发电机、凝汽器、凝结水泵、给水加热器、除氧器、给水泵、蒸汽发生器、汽水分离再热器等设备组成。工作流程：蒸汽发生器的给水在蒸汽发生器吸收热量变成蒸汽，然后驱动汽轮发电机组发电。做功后的乏汽在凝汽器内冷凝成水。凝结水由凝结水泵输送，经低压加热器加热后进入除氧器，除氧水出给水泵送入高压加热器加热后重新返回蒸汽发生器，如此形成热力循环。为保证二回路系统的正常运行，二回路系统也设有一系列辅助系统。（3）循环水系统----三回路系统循环水系统主要用来为凝汽器提供凝结汽轮机乏汽的冷却水。循环水系统分为：开式供水及闭式供水两类。开式供水方式的主要优点是：冷却水进水温度较低，有利于汽轮机组的经济运行，而且系统简单，投资较低。因此，只要水流在枯水季节时的水流量仍能达到发电厂耗水量的3—4倍，水质又符合要求；则应首选开式水方式；大亚湾核电厂的开式循环水系统形式:为开式单元制系统。每台机组有2台容量为50％的循环水泵。它们对应于2条独立的系列A和B的循环水回路。经循环水泵升压后，每个系列分成3条支路进入3台凝汽器。图每台凝汽器水室被分割为两个独立水室，每台水泵与3台凝汽器的一半连接形成独立的回路。循环水离开凝汽器后经6个循环水支管分别汇入A、B系列的排水渠，每条排水渠有一个独立的虹吸井、，循环水经虹吸井流入明渠归大海。为防止海洋生物在凝汽器、管道及水渠等处的滋生造成对管道劝阻塞和水污染，对循环水必须进行氯化处理，再结合机械处理方法(胶球清洗凝汽器管于和循环水进口垂直管段上的二次滤网过滤)，才能收到满意的效果。大亚溶核电厂采用次氯酸钠溶液进行氯化处理。次氮酸钠溶液是采用就地电解海水的方法获得。（4）发电机和输配电系统发电机和输配电系统的组成：发电机、励磁机、主变压器、厂用变压器、启动变压器、高压开关站和柴油发电机组等。主要作用：是将核电厂发出的电能向电网输送，同时保证核电厂内部没备的可靠供电。工作过程：（1）在电厂正常功率运行时，发电机发出的电能绝大部分经主变压器升压至外网电压输送给用户。同时，整个厂用电设备的配电系统由发电机的引出母线经厂用变压器降压后供电。（2）当发电机停机时，则由外部电网经启动变压器供电。（3）当外网和发电机组都不能供电时，则由柴油发电机组向安全母线供电，以保证核电厂设备的安全。图3-2核电厂总体及厂房布置一、厂址选择核电厂选址比火电厂具有更高的安全要求。选择核电厂的厂址工作，涉及区域经济发展规划等因素，跟气象、地质、地震和水文等自然条件有关，还与安全、环境有重要关系；但核电厂选址考虑的因素中很多与火电厂相同。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．核电厂放射性特性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。如果放射性废气排故量很大，电厂就不宜建在城镇居民中心附近；如果废水放射性排故量很大，电厂废水就不能直接向江河湖海中排放。具体允许徘放量，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十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（1）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。核电厂的抗震设计应保证在它整个寿命期限内即使遇到最大地震，仍能使核电厂安全地停堆和不影响周围的环境。厂址的地震基本烈度一般不大于7度(一般应避免在设计烈度高于9度的地区建厂)。（2）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。（3）水源和水文条件：一般要求百年一遇最小流量也能满足电厂正常远行的要求。冷却水量取决于冷却方式。由于压水堆核电厂的热效率比火电厂低，因此核电厂冷却水量应比同样容量的火电厂大。一般核电厂均建在有充分水源的江、河、湖、海边。（4）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；（5）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．3．辐射安全要求（1）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。（2）将核电厂设置在非居住区，（3）考虑厂址周围的人口密度和分布。二、总平面布置1、总平面布置原则：阳江核电效果图(1)合理区分放射性与非放射性的建筑物，使净区和脏区严格分开，脏区尽可能置于主导风向的下风侧，以减少放射性污染。(2)满足核电厂生产工艺流程要求，便于设备运输，减少厂区管线的迂回和纵横交叉。(4)核电厂厂房布置以反应堆厂房为中心，核辅助厂房、燃料厂房、主控制楼和应急柴油发电机厂房均环绕在反应推厂房周围。2、核电厂厂房分区：(1)核心区：主要由核岛和常规岛组成，包括反应堆厂房、核辅助厂房、燃料厂房、主控制室、应急柴油发电机厂房、汽轮发电机厂房等。*(2)三废区：主要由废液储存、处理厂房、固化厂房、弱放废物库、固体废物储存库、特种洗衣房和特种汽车库等组成。(3)供排水区：主要由循环水泵房、输水隧洞、排水渠道、淡水净比处理车间、消防站、高压消防泵房、排水泵房等组成。（4）动力供应区：主要出冷冻机站、压缩空气及液氮储存气化站、辅助锅炉房等组成。（5）检修及仓库区：包括检修车问、材料仓库、设备综合仓库及危险品仓库等。（6）厂前区：包括电厂行政办公大楼及汽车、消防、保安及生活服务设施。核电厂的总体布置主要取决于核心区、供排水区、三废区的布置，而关键又在于核心区的布置。核心区的布置首先取决于核岛各厂房的组合，以及它们与汽轮机厂机房的相对位置关系。核岛厂房主要有反应堆厂房、核辅助厂房、燃料厂房、主控制室（图）等。3、反应堆厂房与汽轮机厂房的布置方式*（1）一种是汽轮机厂房与反应堆厂房呈L形布置；L形布置方法厂房布局紧凑，占地少，特别是由几个单元机组并列时，汽机厂房可以合在一起，以减少汽机厂房内重型吊车台数，若端部再接维修车问，则没备检修更为方便。但是，这种布置，在汽轮机厂房与反应堆厂房之间需设置防止汽轮机飞车时叶片对安全壳冲击的屏障。图（2）另一种是汽机厂房与反应堆厂房呈T形布置。采用T形布置方式时，汽轮机叶片飞射方向不会危及反应堆厂房，但厂房面积相对大些。现在厂大多采用此种布置。大亚湾核电厂双堆T形平而布置图3-3核电厂主要厂房设施核电厂主要厂房指反应堆厂房(即安全壳)、燃料厂房、核辅助厂房、汽轮机厂房和控制厂房。压水堆核电厂的厂房布置图。*1、反应堆厂房是一个有钢材的圆柱形须应力混凝土结构，顶部呈半球形或椭圆形，它的内径约40m，壁厚约lm，高约60m一70m，它包容一回路系统带放射性物质的所有设备，以防止放射性物质向外扩散。即使在核电厂发生严重事故时，也仍然将放射性物质封闭在安全壳内，不致影响到周围环境。整个结构按抗震I类要求设计。秦山核电三期图2、燃料厂房设有乏燃料储存水池，用来盛放乏燃料；储水池上方，有一台100t一150t的桥式吊车，以吊运乏燃料运输容器和乏燃料池冷却系统酌设备。这个厂房通过燃料输送水道与反应堆厂房相连。在乏燃料储水池内，通常须有7m一9m深的水层作为屏蔽层，乏燃料储存池需按抗震I类要求设计。3、核辅助厂房是一个具有多种用途的钢筋混凝土结构。厂房内设有化学和容积控制系统、安全注入系统、设备冷却水系统等辅助系统及厂房必需的空气处理和冷却设备。核电厂核辅助厂房一般集中设置在反应推厂房的周围，这有利于缩短系统管路从而节省核电厂的基建投资。4、汽轮发电机厂房的布置与火电厂汽轮机厂房相似，它一般船布置在紧靠安全壳的一侧。厂房内设有汽轮发电机组、凝汽器、凝结水泵、给水泵、给水加热器；除氧移、汽水分离再热器及与二回路系统有关的辅助系统。大亚湾核电厂的汽轮发电机组配有1台高压缸和3台低压缸，整个汽轮发电机组安装在钢筋混凝土基座上，呈纵向布置。汽机端部朝向反应推厂房；发电机端部靠近检修场地。凝汽器布置在低压缸下面。汽轮发电机厂房有效利用高度约37m，长约98m，2台容量为50％的汽水分离再热器位于汽轮机低压缸的两侧，置于轻型钢结构平台上。除氧水稻安置在高于2台汽动给水泵中心线24米的标高层。给水泵的安装位置既便于出除氧水箱放水，又便于将给水泵驱动汽轮机的排汽排往凝汽器。5、控制厂房布置在整个核电厂的中心，它包括中央控制备。中央控制室内装有控制台和控制盘，继电器室内装有各种继电器和控制器；必须按抗震I类的要求进行设计。课堂作业1、核电厂主要厂房有哪些？2、反应堆厂房与汽轮机厂房的布置方式有哪两种？3、核电厂核心区由哪些设备构成？大亚湾核电厂的循环水系统示意图核电厂厂区L形布置图第四章反应堆冷却剂系统和设备主要内容4-1反应堆冷却剂系统4-2反应堆本体结构----------系统设备4-3反应堆冷却剂泵4-4蒸汽发生器4-5稳压器4-1反应堆冷却剂系统一、系统的功能反应堆冷却剂系统又称为一回路系统，其主要功能是：(1)在核电厂正常功率运行时将堆内产生的热量载出，并通过蒸汽发生器传给路工质，产生蒸汽，驱动汽轮发电机组发电。(2)在停堆后的第一阶段，经蒸汽发生器带走堆内的衰变热。(3)系统的压力边界构成防止裂变产物释放到环境中的一道屏障。(4)反应堆冷却剂作为可溶化学毒物硼的裁体，并起慢化剂和反射层作用。(5)系统的稳压器用来控制一回路的压力，防止堆内发生偏离泡核沸腾，同时对一路系统实行超压保护。二、系统描述系统组成：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。反应堆冷却剂系统的流程图11、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，反应维冷却剂泵使冷却剂强迫循环通过维芯，带走燃料元件产生的热量。图2．压力调节系统为了保证反应堆冷却剂系统具有好的冷却能力，应当将堆芯置于具有足够欠热度的冷却剂淹没之中。核电厂在负荷瞬变过程中，由于量测系统的热惯性和控制系统的滞后等原因，会造成一、二回路之间的功率失配，从而引起负荷瞬变过程中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。水经波动管涌人或流出稳压器，引起一回路压力升高或降低。当压力升高至超过没定值时，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。3．超压保护系统当一回路系统的压力超过限值时，装在稳压器顶部卸压管线上的安全阀开启，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，安全阀则可免于开启，法国法马通公司设计的稳压器，只装备三只同一类型开启整定值不同的安全闽。三、系统参数的选择：环路数与环路容量：核电厂的一回路系统由若干并联的环路组成。按照核电厂安全准则，单堆核电厂的环路数不小于2，但过多的环路数将增加设备投资，因此，目前核电厂中一般采用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，近期的压水堆核电站，一条环路的电功率已达到300——600MW，而且以每个环路300MW设计建造600MW、900MW、12000MW的大型核电站。近代典型压水堆核电站功率与一回路容量表1、一回路压力2、反应堆冷却剂出口温度冷却剂出口温度越高，电厂热效率越高，但受下列因素限制：(1)燃料包壳温度限制。材料受抗高温腐蚀性能限制。(2)传热温差的要求。冷却剂温度至少要比包壳温度低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，反应堆冷却刑的堆出口温度变化余地很小。如大亚湾核电厂一回路压力为15.5MPa，其堆出口冷却剂平均温度为329．8℃。*3．反应堆冷却剂的入口温度反应堆冷却剂的出口温度一旦确定，对于一个确定热功率的反应堆，其人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，这就增加了泵的输送功率，从而降低了电厂的净效率。选择冷却剂的入口温度时，应综合考虑它与流量各自带来的利弊以及其他一些因素后，选取最佳值。4．冷却剂流量综合上述分析，压水堆核电厂一回路参数范围是：工作压力15MPa左右，冷却剂在反应堆的进口温度取280℃——300℃，在反应堆的出口温度取310℃——330℃，进出口的温升为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℃。一回路系统中冷却剂的流量较大，当单环路对应的电功率为300Mw时，冷却剂总质量流量可达到15000t／h~21000t／h(即每10MW热功率160t／h~250t／h)。主管道内冷却剂流速可达15m／s，一回路系统的总阻力约为o．6MPa~o．8MPa。四、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。反应堆安放在安全完中央并稍偏离中心；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耀结构，以允许横向位移。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，它们与安全壳培构成了二次屏蔽。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。4-2反应堆本体结构组成：压水堆本体由堆芯、堆芯支撑结构、反应堆压力容器及控制棒传动机构组成。典型压水堆的本体结构图。一、堆芯结构堆芯又称为活性区，位于反应堆压力容器中心偏下的位置。大亚湾核电厂由157个几何形状和机械结构完全相同的燃料组件，构成一个高3．65m，等效直径3．04m的准圆柱状核反应区。反应堆冷却剂流过堆芯时起到慢化剂的作用。控制棒组件用于反应堆控制，提供反应堆停堆能力和控制反应性快速变化。与燃料组件/（图）组合在一起的还有一些功能组件，它们在堆启动和运行中起着重要作用。二、堆芯支撑结构三、反应堆压力容器反应堆压力容器支撑和包容堆芯和堆内构件，工作在高压(15．5Mpa左右)、高温含硼酸水介质环境和放射性辐射的条件下，寿命不少于40年。反应堆压力容器是一个底部为焊死的半球形封头，上部为法兰连接的半球形封头的圆柱形容器，对于三环路设计，容器上有3个进口管嘴和出口管嘴与各冷却剂环路的冷热管段相接。这些进出口管嘴位于高出堆芯上平面约1．4m的同一个水平面上。反应堆压力容器本体材料属低碳钢，与冷却剂接触表面堆焊一层5mm厚的不锈钢。压力容器高13m，内径4m，简体壁厚20m圃，总重约330t。图四、控制棒驱动机构作用：控制棒驱动机构是反应堆的重要动作部件，通过它的动作带动控制棒组件在堆芯内上下抽插，以实现反应堆的启动、功率调节、停堆和事故情况下的安全控制。因此，它是确保反应堆安全可控的重要部件。控制棒驱动机构要求：在正常运行工况下棒的移动速度缓慢，每秒钟行程约10mm，在快速停堆或事故工况时要求驱动机构在得到事故停堆信号后，即能自动脱开，控制棒组件靠自重快速插入堆芯，从得到信号到控制棒完全插入堆芯的紧急停堆时间一般为2s左右，以保证反应堆安全。4-3反应堆冷却剂泵一、作用：反应堆冷却剂泵义叫做主泵，它的作用是为反应堆冷却剂提供驱动压头，保证足够的强迫循环流量通过堆芯，把反应堆产生的热量送至蒸汽发生器，产生推动汽轮机做功的蒸汽。二、对泵的基本要求：(1)能够长期在无人维护情况下安全可靠地工作，(2)冷却剂的泄漏要尽可能少；(3)转动部件应有足够大的移动惯量，以便在全厂断电情况下，利用泵的惰性提供足够的流量，使堆芯得到适当的冷却；(4)过流部件表面材料要求耐高温含硼酸水的腐蚀；(5)便于维修。三、分类：分为两大类：全密封泵和轴封泵。4-4蒸汽发生器一、作用：蒸汽发生器是压水堆核电厂一回路、二回路的枢纽，它将反应堆产生的热量传递给蒸汽发生器二次侧，产生蒸汽推动汽轮机做功。蒸汽发生器又是分隔一次侧、二次侧介质的屏障，它对于核电厂的安全运行十分重要。*蒸汽发生器的可靠性是比较低的，它严重地影响核电厂运行的安全性、经济性及可靠性。压水堆核电厂运行经验表明，蒸汽发生器传热管断型事故在核电厂事故中居首要地位。据报道，国外压水堆核电厂的非计划停堆次数中约有四分之一是因有关蒸汽发生器问题造成的。1992年，在205座堆中报告蒸汽发生器有问题的达172座。3-4蒸汽发生器蒸汽发生器传热管面积占一回路承压边界面积的80％左右，传热管壁一般为1mm一1．2mm。因而，传热管是整个一回路压力边界中最薄弱的部分。运行经验也表明，传热管是蒸汽发生器内的事故多发区域。二、分类：1、立式自然循环U形管蒸汽发生器的结构的工作流程：结构：由下封头、U形管束、汽水分离装置及筒体组件等组成。结构图,,主要参数工作流程:4-5稳压器一、稳压器的功能*稳压器的基本功能是建立并维持一回路系统的压力，避免冷却剂在反应堆内发生容积沸腾。稳压器在电厂稳态运行时，将一回路压力维持在恒定压力下；在一回路系统瞬态时，将压力变化限制在允许值以内；在事故时，防止一回路系统超压，维护一回路的完整性。此外，稳压器作为一回路系统的缓冲容器，吸收一回路系统水穿积的迅速变化。二、稳压器分类按原理和结构形式的不同，稳压器分为两类，（1）气罐式稳压器：容积大，易腐蚀，淘汰（2）电加热式稳压器：大都采用三、稳压器本体结构（电）结构图现代压水堆核电厂普通采用电加热式稳压器。这种稳压器是一个立式圆柱形高压容器。其典型的几何参数为高13m，直径2.5m，上下端为半球形封头，总容积约40m2，净重约80t。立式安装在下部裙座上。课堂作业1、稳压器的功能是什么？按结构和原理，稳压器分为哪两类？目前采用的是哪种？2、蒸汽发生器的作用是什么？压水堆核电站主要采用的蒸汽发生器有哪三种？3、反应堆冷却剂泵的作用是什么？对泵的主要要求是什么？核电站中有哪两类泵？4、反应堆冷却剂系统的主要参数是指哪些？5、大亚湾核电厂一回路压力和堆出口冷却剂平均温度为是多少？燃料元件燃料元件是产生核裂变并释放热量的部件。它的长为3851．5mm，外径9．5mm，Zr-4合金包壳管厚o．57mm，包壳内装有二氧化铀芯块。上下两端设有氧化铝隔热块，顶部安弹簧压紧，两端用铁台金端塞封堵。并与包壳管焊接密封在一起。反应堆冷却剂系统的流程示意图近代典型压水堆核电站功率与一回路容量表59/19型蒸汽发生器主要设计参数第五章核岛主要辅助系统主要内容5-1化学和容积控制系统5-2反应堆硼和水补给系统5-3余热排出系统5-4设备冷却水系统5-5重要厂用水系统5-6反应堆换料水池和乏燃料池冷却和处理系统5-7废物处理系统5-8核岛通风空调及空气净化5-1化学和容积控制系统一、系统的功能(1)通过改变反应堆冷却剂的硼质量分数，对堆芯进行反应性控制。*(2)维持稳压器的水位，控制一回路系统的水容量；*(3)对反应堆冷却剂的水质进行化学控制和净化，减少反应堆冷却剂对设备的腐蚀，控制反应堆冷却剂中裂变产物和腐蚀产物的含量，降低反应堆冷却剂的放射性水平；(4)向反应堆冷却剂系提供轴封水；*(5)为反应堆冷却剂系统提供充水和水压试验手段；(6)对于上充泵兼作高压安注泵的化容系统，事故时用上充泵向堆芯注入应急冷却水。5-2反应堆硼和水补给系统一、系统功能(1)为一回路系统提供除气除盐含硼水，辅助化容系统实现容积控制；(2)为进行水质的化学控制提供化学药品添加设备；(3)为改变反应推冷却剂硼质量分数，向化容系统提供硼酸和除气除盐水；(4)为换料水储存箱、安注系统的硼注入罐提供硼酸水和补水，为稳压器卸压箱提供喷淋冷却水，为主泵轴封蓄水管供水。二、系统组成*它主要由水补给、硼酸制备及补给和化学添加三个子系统组成。大亚湾核电厂的硼和水补给系统示意图，该系统为两台机组共用。5-3余热排出系统余热排出系统又叫做停堆冷却系统。一座以一定功率水平运行了一段时间的反应堆，在它停闭以后，由裂变碎片和中子俘获产物的哀变所产生的衰变功率将缓慢下降，并长时间地持续下去。因而，在《核电厂设计安全规定》明确要求，核电厂必须设置一个用来排出堆芯余热的系统。该系统必须能以一定的速率从堆芯及一回路系统排出以下各项热量：*(1)堆芯剩余发热；(2)一回路及余热排出系统流体和设备的显热(3)主泵运行加给一回路的热量。一、系统的功能：(1)在停堆后第二阶段，排出堆芯和一回路热量；(2)反应堆在冷停期间，进行换料或维修操作时，排出堆内余热，维持一回路温度低于60℃；*(3)在电厂加热升温初期，控制一回路平均温度；(4)在换料操作后，将换料水从换料水池输送至换料水箱。5-3余热排出系统二、系统组成：大亚湾核电厂的余热排出系统流程图。该系统由两个独立的系列组成，每个系列由一台余热排出泵、一台立式U形管管壳式热交换器及相应的管道、阀门和仪表组成。整个系统布置在安全壳内。余热排出系统是一个与反应堆冷却剂系统并联的低压回路，其入口接二环路热管段．冷却剂经余热排出泵进入热交换器，被壳侧的设备冷却水治却后，经蓄压箱注入管线进入1、3环路冷管段。5-4设备冷却水系统一、系统的功能设备冷却水系统是一个封闭的冷却水回路，也是一个把热量从具有放射性介质的系统传输到外界环境的中间冷却系统。其功能如下：(1)为核岛内需要冷却的带放射性的介质设备提供冷却。*(2)作为中间冷却回路，通过重要厂用水系统将热量传送给海水。在核岛各冷却对象与海水之间，形成一道阻止放射性物质进入海水的屏障。(3)设备冷却水系统不仅在电厂正常运行的各种工况用来从核岛系统除热，而且在事故工况下作为专设安全设施的支持系统，将热量经重要厂用水系统排入环境。二、系统组成大亚湾核电厂的设备冷却水系统的示意图对于双机组核电厂的每一台机组，设备冷却水系统包含两个独立系列、一个公共环路和两机组之间的共用部分。两5-5重要厂用水系统一、系统的功能：重要厂用水系统的主要作用*是冷却设备冷却水，将设备冷却水系统传输给的热量排人海水，此系统又称为重要生水系统。是核岛的最终热阱。重要厂用水系统与设备冷却水系统一样。是专设安全设施系统的支持系统，无论在电厂正常运行还是事故工况，该系统都必须将设备冷却水系统传输的热量排人海水。二、系统组成：重要厂用水系统示意图。其构成与设备冷却水泵统相似。系统由两个独立的且实体隔离的系列组成，电气设备可由柴油发电机供电。每个系列并联两台容量各为100％的重要厂用水泵，两台容量各为50％的板式热交换器。重要厂用水泵从循环水过滤系统汲人海水，使其通过热交换器吸收热量后经循环水排水渠流入大海。重要厂用水系统既作为专设安全设施系统的支持系统，又是开式循环回路。5-6反应堆换料水池和乏燃料池冷却和处理系统反应堆换料后，卸出的乏燃料要在乏燃料水池中存放半年以上，待燃料冷却到一定程度，再送往后处理工厂。一、系统的功能(1)对乏燃料池的水进行冷却，带走乏燃料的衰变热，(2)去除反应堆换料水池和乏燃料池中的腐蚀产物、裂变产物和水中悬浮杂质，保持水的良好的能见度和低的放射性水平；(3)向反应堆换料水池和乏燃料水池充水和排水，使水池有足够的水层提供良好的生物防护，保证乏燃料组件处于次临界状态，(4)为安全注入系统和安全壳喷淋系统提供足够的含硼水；*(5)换料或停堆检修期间，一回路处于开启状态时，在余热排除系统不可用时，本系统用来冷却堆芯。5-7废物处理系统一、系统的功能：如同一般工厂一样，压水维核电厂在运行时，也会产生一些废物。这些废物中，有非放射性的气体、液体和固体，也有放射性的气体、液体和固体。显然，对放射性废物的处理和管理是核电厂区别于其他工厂的重要差别之一。（1）放射性废水有可复用废水和不可复用废水。可复用废水经过处理分离成水和硼酸再利用，这是硼回收系统的任务*；不可复用废水须按放射性水平高低、化学物含量多少分别处理，这是废水处理系统和废水排放系统的任务。*（2）废气主要分为放射性水平较高的含氢废气和低放射性水平的含氧废气，对它们分别处理。（3）固体废物处理系统处理废树脂、放射性水蒸发浓缩液、废滤芯和其他固体废弃物等。5-8核岛通风空调及空气净化一、系统任务：*（1）排除和净化工作场所的污染空气，以减少放射性物质对厂内外环境的危害，保障人身安全；（2）提供温度、湿度、洁净度满足设备运行要求的环境条件，保障设备运行安全。二、系统组成：包括反应堆厂房、核燃料厂房、电气厂房、主控制室、核辅助厂房及连接厂房的通风空调。作业1、核岛通风空调及空气净化的主要任务是什么？2、硼回收系统的任务和废水处理系统和废水排放系统的任务各是什么？3、重要厂用水系统的主要作用是什么？4、为核岛内需要冷却的带放射性的介质设备提供冷却是哪个系统？5、反应堆在冷停期间，进行换料或维修操作时，维持一回路温度低于多少℃？6、向反应堆冷却剂系提供轴封水是由哪个系统完成的。7、为改变反应推冷却剂硼质量分数，向化容系统提供硼酸和除气除盐水是由哪个系统完成的。硼和水补给系统图大亚湾核电厂的余热排出系统流程图大亚湾核电厂的设备冷却水系统的示意图重要厂用水系统示意图第六章核电站汽轮发电机组主要内容一、核电厂饱和蒸汽汽轮机的总体配置二、核电厂汽轮机的特点三、汽水分离再热器四、核电厂的热经济指标一、核电厂饱和蒸汽汽轮机的总体配置在总体配置上，饱和汽轮机组总是设计成高压缸和一组低压缸串级式配置，在进入低压缸前设置有汽水分离再热器，有的设计在汽水分离再热器和低压缸之间设置中压缸或中压段。核汽轮机组的布配形式主要有*：图单轴四缸四排汽口型式；单轴四缸六排汽口型式；大亚湾核电厂采用单轴五缸六排汽口型式；单轴五缸八排汽口型式。二、核电厂汽轮机的特点（一）核汽轮机组的一般特点1．蒸汽参数低：（1）反应堆冷却剂温度提高的潜力已很小(堆芯出口平均温度一般不超过330℃)；二回路蒸汽一般为5MPa一7MPa的饱和汽；（2）汽耗率约比常规电厂高一倍；（3）与高参数汽轮机相比，低压缸发出的功率较大；低压缸的效率对整机的效率影响大。（4）排汽速度损失对效率有较大影响，这要求增大排汽流通截面以降低排汽速度。（一）核汽轮机组的一般特点2、体积流量大：由于蒸汽参数低，蒸汽可用比焓降小，加之为了降低投资将单机功率取得很大，这都导致核汽轮机组的体积流量大，因而对核汽轮机配置和结构有以下要求：(1)600MW一800MW以上核电机组高压缸也做成双流；(2)通常只设高压缸和若干低压缸，不设中压缸；(3)低压缸体积流量大，要求增加排汽口数和排汽截面以及采用更长的未级叶片。（一）核汽轮机组的一般特点3、核汽轮机组多数级工作在湿汽区饱和汽轮机组需采取除湿措施，以提高效率和保障安全运行。高压缸中的湿度是核汽轮机特有的，高压缸内除湿、水滴分布等问题尚需进一步研究。4、采用汽水分离再热由于新蒸汽是饱和汽，膨胀后即进人湿汽区，为保证汽轮机安全经济运行，在蒸汽经过高压缸后．对高压缸排汽进行汽水分离再热