核电站知识讲座

核电站知识讲座核电站知识讲座核电站知识讲座内容目录概述第一章原子核反响堆第二章核电站动力装置第三章核电站的控制和运行第四章核电站平安措施第五章核电站三废处理及环境保护第六章核电站厂房布置1第一页，共182页。内容目录概述第一章原子核反响堆第二章核电站动力装置第三章核电站的控制和运行第四章核电站平安措施第五章核电站三废处理及环境保护第六章核电站厂房布置2第二页，共182页。概述一、世界核电开展动向二、我国核电开展现状和展望三、核电站优越性3第三页，共182页。一、世界核电开展动向核能发电作为一种新型的能源，开展迅速，到2002年底世界上已有30多个国家和地区建成约460余座核电站，发电容量约为4亿千瓦。正在建造中约有40座，方案建造的约有100座，全部建成装机容量将近5亿千瓦，约占当时世界发电量的20%，目前约占16%。4第四页，共182页。从已运行的核电站装机容量来看美国仍居首位，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。从开展速度来看除法国、日本仍保持较高的开展速度外，韩国和中国在核能开展上代表新升的开展国家。目前法国核能发电量已超过总发电量的80%。韩国自1980年开场引进建造大、中型压水堆和重水堆多堆型的核电站至今已建成16座核电站，装机容量近1500万千瓦目前正建的有4座百万千瓦级核电站。不仅解决了能源并通过技术引起消化形成了核电站设计和设备制造配套工业体系，并向国外输出核电站。从开展趋势来看，在今后30年内将会有更多国家和地区拥有核电站，预计到2025年，核电站总数将到达1000座，核电发量将占总发电量的约三分之一，由此可见核电将成为电力工业的支柱。5第五页，共182页。二、我国核电开展现状和展望1.需求和条件我国的煤碳、水力和石油资源有一定的蕴藏量，但是人口众多，人均能耗低，随着经济开展，今后几十年内将有大幅度的增长，煤、石油和水力的增加不能满足需要。而且煤和石油将更多地用于化工原料，大量消耗不仅使资源过早枯竭，且将给环境造成越来越严重的污染。特别在我国华东地区经济兴旺，电力需求增长较快，最近几年大量建造煤电站已经造成沿海地区空气严重污染，因此在华东地区要调整火电构造，加速开展核能，以缓解电力的供需矛盾，减少环境污染。6第六页，共182页。核电站的设计、建造和运行管理是一项综合性很强的工程，牵涉到多种学科和工业部门。我国核电虽然起步较晚，但通过秦山30万千瓦和60万千瓦核电站的研究、设计、建造和运行管理，已初步形成了一个从核电站设计、科研试验、设备制造、施工安装平安评审到调试运行等完整的核电工程配套体系；同时通过广东大亚湾岭澳4×90万千瓦核电站的引进建成发电，进一步增强了核电建立、运行管理能力，加上在改革开放政策下通过广泛的国际交流和国际合作在核能技术和管理方面为进一步开展我国核电创造了良好根底。7第七页，共182页。2.在役运营机组〔1〕秦山核电站并网发电以来运行状况核电站自1991年12月15日并网成功以来，秦山核电站运行情况良好，自并网发电至今已完成七次换料运行，1995年发电量达22.18亿度，负荷因子达84.41%；1996年发电量达22.25亿度，负荷因子达84.44%；1997年发电量达20.12亿度，负荷因子达76.55%；累计发电量达104亿度，平均负荷因子达76.55%；到达国际同类核电站的先进水平。累计运行周期达1300满功率天，堆内已运行的5万多根燃料棒至今未发生一根破损，保证了核电站平安运行和较高负荷因子。至今已平安运行十一年，累计发电近200亿度电。8第八页，共182页。我国30万千瓦核电站放射性三废和辐照防护严格按照国际和国家放射性防护标准进展设计。核电站建成运行以来，国家环保部门和浙江省环境监测部门，通过历年来的对附近居民的放射性剂量监测其结果，每年均小于0.01毫希，远低于国家标准。由于秦山核电厂成功建立和良好的营运业绩，1995年7月13日国家计委组织20余家省、部委的国家验收组经过现场检查和严格的验收程序，通过了国家验收。国家计委向秦山核电厂授予验收合格证书，正式交付生产运行。国务院总理发来贺信，国务院付总理吴邦国参加验收大会祝贺并称赞核电站建成在我国核电开展和核能和平利用历史上具有里程碑的意义。“中国核电从这里起步〞。9第九页，共182页。〔2〕广东大亚湾核电机组是合资联营，从法国引起的压水堆核电站。单堆电功率为90万千瓦，两座核电站年发电量达100亿度，自1993年投稿运行以来，稳定运行，对广东、香港两地的经济开展和繁荣产生积极作用。〔3〕巴基斯坦恰希玛核电站由于秦山30万千瓦核电站的建立成功，促进了中巴恰希玛核电站建造合同。中巴恰希玛核电站92年2月5日签订合同，2000年9月并网发电，2001年3月验收移交，经过第一循环，02年底经过一次换料又投入运行。10第十页，共182页。秦山核电站——由上海核工院自主设计的我国第一座压水堆核电站11第十一页，共182页。巴基斯坦恰希玛核电站——由上海核工院按国际标准设计的

我国第一座出口压水堆核电站12第十二页，共182页。秦山三期核电工程——上海核工院参加建造的

我国第一座重水堆核电站13第十三页，共182页。14第十四页，共182页。〔4〕秦山二期2×60万千瓦核电机组87年10月国家批准立项，厂址设在秦山地区杨柳山，经过六年建立，1号机组已于2002年4月18日正式投入产业运行，2号机组将于2003年投入运行。〔5〕广东二期〔岭澳〕2×100万千瓦核电站广东核电公司在岭澳地区建造两台百万级核电站，1号机组已于2002年3月并风发电，2003年11月2号机组也已投入运行。〔6〕秦山三期2×70万千瓦重水堆核电站秦山三期2×70万千瓦重水堆核电站将利用加拿大政府提供的优惠货款建立。厂址设在秦山地区的螳螂山。96年11月12日正式签订合同，第一台机组已于02年11月并网发电。15第十五页，共182页。16第十六页，共182页。3.在建江苏2×100万千瓦核电站95年4月，国家正式批准江苏核电站立项，厂址设在江苏省连云港。1997年12月中俄建立核电站合同签字，机组出力为2×100万千瓦，采用俄罗斯的WWER－1000型压水堆机组，由俄罗斯政府提供货款，国内配套，由中核总、江苏省电力公司承建，目前该电站正进入安装调试阶段。上述八台在建机组总装机容量达660万kW，加上已经运行发电的三台机组，到2005年核电站的运行容量可达870万kW。17第十七页，共182页。4.本世纪末和下世纪初核电展望根据国家和地方省核电规划，在本世纪末和下世纪初的山东省海阳、广东省岭澳、浙江省三门湾、福建省、江西省和安徽省等地区均打算建造百万千瓦级核电站，厂址选择和可行性研究报告正在进展。广东岭澳二期和浙江三门也已进展多年筹备工作，厂址选择和可行性研究报告已通过争取成为百万级驱开工程。最近国务院和国家体委已原则批准在“十五〞期间在岭澳和三门厂址建造四座百万千瓦级压水堆核电站。方案到2021年核电装机容量将要到达3200万千瓦。估计约占当时总电力的4%。18第十八页，共182页。三、核电站的优越性核发电之所以开展如此迅速，是因为它比火力发电具有更多的优越性：〔一〕核电站是高能量、少耗料的电站原子核裂变释放的能量，要比任何一种化学反响释放的能量大几百万倍。每一公斤铀－235全部裂变所产生的能量相当于2500－2700吨优质煤燃烧时放出的能量。一座发电容量为60万千瓦的核电站，每天仅需燃耗约3公斤的铀－235。假设反响堆初始装料约1500公斤铀－235，就足以供核电站满功率连续发电一年半。而对于同样发电容量的一座火电站来说，一年半中将要烧掉250万吨左右的煤〔或150万吨左右的重油〕。这样，几乎每天要为火电站解决近万吨的送料和上千吨灰渣的运输问题。由于核电站具有高能量、少耗料这个特点，它将大大减少了电站的燃料运输和储存。尤其是对于缺乏煤、石油和水力资源的地区，核发电就更有吸引力。19第十九页，共182页。〔二〕核电站不仅是一座发电站，而且是一座特殊的核燃料生产厂核燃料的燃烧方式与化石燃料的燃料有着本质的差异。有机燃料的燃烧结果，剩下的几乎只是无价值的灰渣。而核燃料在反响堆内燃耗掉一部份，剩下一部份，同时在反响堆燃耗过程中还使一部份铀-238或钍-232转化为新的可裂变的核燃料钚-239或铀-233。这些新产生的核燃料比自然界蕴藏的核燃料铀-235具有更优良的性能，经过加工处理后可重新投入反响堆中使用。在地球上的铀矿藏中，铀-238和钍-232的蕴藏量要比铀-235大千百倍，因此，利用核电站反响堆的这样一个重要的转化或增殖特性，可以使自然界蕴藏着的大量铀、钍矿藏获得充分利用，这进一步又为核发电提供了丰富的核燃料。20第二十页，共182页。〔三〕核电站的发电本钱已低于火电站电站最重要的经济指标是每度电的本钱。发电站每度电的本钱是由电站建造投资费、燃料循环费和运行维修费三部份组成的，其中主要是建造投资费和燃料循环费。核电站的建造投资费虽然比火电站高，但是核电站的燃料循环费却比较低，只占总电价的30－40%，而火电站的燃料费竟占总电价的60－70%。这种燃料循环费与建造投资费的比例关系有利于核电站发电本钱的降低。随着核电站设备制造工艺的改进和核燃料生产本钱的降低，近年来核发电本钱总是低于火力发电本钱。表1－2列出了1991年几年国家的火力发电和核发电本钱的数据。虽然由于资本主义国家物价波动而使电价每年不同，但是从表中列出的数据可以看出，核电站发电本钱要比烧煤或烧油的火力发电本钱低。从长远看，随着核电站设备改进，燃料循环更加合理，其发电本钱仍然会继续低于同时期的火电发电。21第二十一页，共182页。表1－2火电站与核电站发电本钱比较国别成本电站类型美国法国日本烧油电站8.1美分/度电28生丁/度电13.06日元/度电烧煤电站4.8美分/度电10.45日元/度电核电站4.3美分/度电21生丁/度电8.9日元/度电22第二十二页，共182页。〔四〕核电站是一种平安可靠并且清洁的电站提到原子能，有不少人总有点担忧，其实核电站是一个完全可以控制的核裂变装置，它不同于原子弹。即使在最严重事故的情况下也不会发生核爆炸。对于压水堆核电站来说，可能出现的最严重事故是，一回路设备〔如压力壳、主循环泵、蒸汽发生器及主管道〕完全破裂而造成高温高压全部汽化，反响堆堆芯由于失水而造成熔化。但在这种情况下，核裂变反响也就停顿了，因此不会发生核爆炸。虽然核电站发生这种事故的可能性非常小，但是为了做到平安可靠，万无一失，并防止事故引起放射性扩散，核电站中设置了三道放射性屏障和应急事故处理系统。〔续后页〕23第二十三页，共182页。〔续前页〕第一道屏障是核燃料元件棒包壳，它能承受约200大气的压力。放射性裂变产物被限制在包壳管内；第二道屏障是反响堆压力壳和一回路耐压管道；第三道屏障是反响堆平安壳，它将反响堆及一回路系统的主要设备密封在平安壳内。即使在一回路系统及设备发生严重破裂的情况下，放射性物质也不会扩散到厂房以外。同时，为了保证这些屏障在最严重假想事故下不被突破，核电站中还专设设置各种工程平安设施。例如在失水事故时，通过平安注射和平安喷淋系统将反响堆产生的热量带走并被带放射性的水蒸汽冷凝下来，并通过净化系统将放射性物质除去，从而保证反响堆不发生熔化并防止放射性物质向外扩散。24第二十四页，共182页。×10-11微希/(千瓦·×10-10微希/(千瓦·×10-11微希/(千瓦·×10-10微希/(千瓦·小时)]。因此，从放射性排放来看，核电站对环境的污染比火电站小。而且烧煤的电站每天还要排出几百吨的二氧化硫等有害气体，所以相比之下，核电站是清洁的电站。25第二十五页，共182页。综上所述，核能是当今世界上重要的能源之一。从当前世界范围来说，煤、石油和天然气已供不应求，而其他新能源如太阳能、潮汐能、地热能等尚未广泛开发利用，核聚变能正处在左究探索阶段。因此，当前开发利用核裂变能是最有现实意义的。26第二十六页，共182页。第一章原子核反响堆一、原子构造二、核的结合能三、放射性同位素衰变四、原子核反响五、原子核裂变六、临界条件七、反响堆燃烧过程八、反响堆内热量传递过程九、反响堆构造27第二十七页，共182页。一、原子构造表2－1质子、中子和电子比较表A：原子的质量〔质子数＋中子数〕Z：原子序数〔质子数或电子数〕〔A－Z〕：中子数粒子种类质量电荷(静电单位)（克）(原子质量单位)质子1.67252×10-241.007277+1中子1.67482×10-241.0086650电子9.1096×10-285.4859×10-428第二十八页，共182页。同位素：原子序数一样而质量数不同天然铀：原子序数为92，但质量数有234，235，238，三种铀同位素。29第二十九页，共182页。30第三十页，共182页。二、核的结合能核力特征:(1)短程作用力核子间接近到10-13cm才发生，且大于质子静电排斥力(2)核力的作用与核子的性质无关，即中子与中子间，中子与质子，质子与质子核力相等。核结合能：核力与静电斥力之差与之相应的能量称为核的结合能。爱因斯坦质能公式：E＝MC2E为能量，M为质量，C为光速＝3×1010cm/秒1兆电子伏〔Mev〕＝1.6021×10-6尔格氦原子〔〕：两个质子，两个中子，两个电子质量差异为m—质量亏损31第三十一页，共182页。三、放射性同位素衰变稳定同位素—放射性同位素：放出、、射线--射线：两个质子与两个中子组成的粒子

--射线：电子流--射线：与X射线性能相似，是高能量的电磁波，流穿透率32第三十二页，共182页。四、原子核反响〔1〕提高温度几千万度使核获得足够动能抑制静电斥力－实现热核反响。〔2〕高能加速器使轻核〔质子，氘粒子〕加速到动能为几兆电子伏轰击核反响。〔3〕利用中子轰击产生核反响：1〕吸收中子放出γ射线反响(n,γ)反响33第三十三页，共182页。2〕吸收中子放出粒子(n,γ)反响3〕吸收中子放出质子(n,p)反响4〕吸收中子发生核裂变(n,f)反响5〕中子与原子核发生弹性散射即(n,n)反响6〕能量大于0.1兆电子伏的中子与原子核发生非弹性散射，即(n,n’)反响34第三十四页，共182页。五、原子核裂变图2－2带电液滴分裂过程示意图重核在中子数击下裂变反响结果：1.产生裂变碎片〔即裂变产物〕分裂产生碎片质量数约在72－160共80余种放射性同位素。35第三十五页，共182页。2.裂变放出新中子一般可以放出2－3个中子，平均为2.5个中子。3.释放裂变能量质量亏损＝236.133-235.918=0.215(原子质量单位)Δ×931.2=200兆电子伏能量每公斤铀含2.6×1024×200=5.2×1026兆电子伏=8.3×1013千焦=2700吨煤每公斤发出29.4×10[6]千焦热量二百七十万倍裂变前裂变后94.945铀-235235.124236.133钆-95138.955235.918一个中子1.009碘-139两个中子2.01836第三十六页，共182页。每次裂变产－3个中子1392781每次裂变间隙万分之一秒图2－5链式裂变反响图37第三十七页，共182页。六、临界条件反响堆堆芯内中子数目变化四种情况〔1〕中子被铀-235吸收发生裂变产生两个裂变碎片产生2－3个新中子〔2〕核燃料吸收中子不发生裂变铀-235吸收中子后20%不发生裂变变成铀-236，铀-238吸收中子不裂度。〔3〕中子有害吸收，中子被慢化剂、冷却剂，构造材料裂变碎片及其它杂质吸收，有害吸收〔4〕中子的泄漏损失调整运动中子与核碰撞，由于堆芯尺寸有限会飞出损失，称为中子泄漏。38第三十八页，共182页。图2－6自持链式裂变反响过程的中子循环39第三十九页，共182页。反响堆内自持链式反响条件产生数=泄漏数＋吸收数有效增殖系数K有效1〕当K有效＝1：临界状态产生数＝吸收数＋泄漏数，中子循环平衡102，104，108，1012，1014中子下平衡40第四十页，共182页。2〕K有效＞1：超临界状态例：K有效＝1.05，100105110116个……反响堆启动，功率提升。3〕K有效＜1，次临界状态产生数不如消耗多，一代比一代减少直至零为止。降功率或停堆。反响堆功率：P＝Vf/(3×1010)瓦＝nv单位体积内中子通量f＝裂变截面，单位时间单位体积裂变率f。V－堆芯体积。41第四十一页，共182页。七、反响堆燃烧过程反响性随运行变化：可裂变物铀-235因裂变而减少燃耗。堆内非裂变燃料吸收中子后生产可裂变物钚-239裂变产物积累，中子有害吸收增加中毒，结渣以应堆内温度变化，材料吸收中子能力改变图2－7K有效随运行时间的变化42第四十二页，共182页。1〕铀-235裂变裂变

图2－8铀－235裂变43第四十三页，共182页。2〕铀-238吸收中子发生裂或发生获反响生成铀－239……一系列反响图2－9在中子辐照下所产生的同位素链44第四十四页，共182页。3〕中毒、结渣裂变碎片半衰期长短可分两大类：一类短寿命同位素：氙－135，氙－133，碘－131等。所引起的中子有害吸收称“反响堆中毒〞。二类半衰期稳定同位素引起中子有害吸收称为反响堆“结渣〞。钐－149，钆－157，铕－155，镉－113等20－30种。45第四十五页，共182页。八、反响堆内热量传递过程〔一〕热量来源及分布能源来源时间能量兆电子伏份额%射程释放能量的位置裂变直接释放的能量裂变碎片动能瞬发16884极短几乎全在燃料内裂变中子能动瞬发52.5中绝大部分在慢化剂内射线能量瞬裂52.5长堆芯、反射层、热屏蔽层裂变碎片衰变放出的射线缓发73.5短燃料、慢化剂、冷却剂裂变碎片衰变放出的射线缓发63长堆芯、反射层、热屏蔽层缓发中子缓发0－0.4略去中绝大部分在慢化剂内伴随衰变放出的中微子缓发105极长宇宙空间间接能量非裂变效应(n,

)放出的射线缓发73.5长非裂变效应产物衰变放出的、、射线缓发21长,,短堆芯、反射层、热屏蔽层合计可用能量（除中微子通量外）-20010046第四十六页，共182页。单位体积燃料释热率：qv=EfNff(,z)qv：体积发热率，千焦/米3·时Nf：单位体积内可裂变核子数f：为核燃料裂变截面〔厘米2〕Ef：每次裂变释放能量〔约200Mev〕(,z)=Ajo(2.405/R)Cos(Z/H)qvmax－－中心点燃料最大体系发热率J0为零阶火塞尔函数全堆芯发出总功率为：47第四十七页，共182页。〔二〕燃料棒内导热过程1.燃料芯块内导热过程：o—芯块半径，t1为芯块外外表温度℃to—芯块中心温度，-1芯块导热系数2.芯块外表与包壳外表间接触传热过程：ak两种材料间界面接触传热系数，千瓦/m2·℃48第四十八页，共182页。3.通过包壳的导热过程：2--包壳外半径tw—包壳外壁面温度t2—包壳内壁面温度4.包壳外壁面温度tf(o)—流体入口℃G—冷却剂总流量，公斤/小时Cp—比热〔千焦/公斤·℃〕49第四十九页，共182页。反响堆内水力设计〔三〕流体流动阻力1.沿程摩擦阻力压降为水的比重〔公斤/米3〕V为水流速〔米/秒〕l为直管段长度〔米〕de水力直径〔米〕g重力加速度〔米/秒2〕为沿程序摩擦阻力2.流道截面变化及流向变化局部阻力压降为局部阻力系数50第五十页，共182页。3.垂直流道内流动的位差压降1，2为比重4.流体沿途温度，密度变化造成压降G—总流量，公斤/小时A—流道截面积〔米2〕V—流速--水比重51第五十一页，共182页。5.流量变化压降L—流道长度〔米〕Ct—时间转换常数g—重力加速Wg—质量流速，公斤/米2·小时t=(t-o)为时间增量总压降P总＝P摩＋P局P位＋Pa1＋Pa2MPa52第五十二页，共182页。九、反响堆构造反响堆本体构造由堆芯组件，堆内构件，压力容器和控制棒驱动机构等主要设备部件组成。图为1000MW级压水反响堆本体构造示意图。冷却剂由反响堆压力容器进口接收进入，沿压力容器内侧向下，在吊篮底部向上通过流量分配装置，然后继续向上进入堆芯，将燃料棒释出的热量导出，被加热的反响堆冷却剂经吊篮出口、反响堆压力容器出口接收流出。1.堆芯组件堆芯是核反响堆的核心部位，它由核燃料组件控制组件，可燃毒物组件，中子源组件及阻力塞线件等部件组成。整个核反响堆的堆芯将由121－193个燃料组件，几十个控制棒组件和相应的相关组件及高没高温高压冷却水组成直径约为3米，高约4米的圆柱形裂变链式反响区域。53第五十三页，共182页。1〕燃料组件：压水堆的燃料组件普遍采用无盒，束棒下方形组件。它由燃料棒，定位格架，导向管和上、下管座等组成。电功率为1000MWe级的压水堆标准燃料组件是燃料棒径为9.5mm，棒间距为12.6mm，横截面尺寸为214×214mm，总高为4058mm的17×17排列无盒组件。2〕控制组件：控制组件用于控制和调节反响堆反响性的部件。将强中子吸收材料〔如银－铟－镉合金〕封装在不锈钢包壳内形成控制棒。假设干根控制棒固定在连接柄上构成控制组件。控制棒组件由一个连接柄和24根控制棒组成。连接柄上带有16根径向翼连接，并用销钉锁紧。插彩图：燃料组件54第五十四页，共182页。55第五十五页，共182页。56第五十六页，共182页。3〕可燃毒物组件：可燃毒物组件为减少补偿初始堆芯剩余反响性所需的硼浓度，防止出现慢化剂正温度系数，而在堆芯设置的部件。将含有可燃耗的中子吸收材料〔硼、钆〕封装，制成可燃毒物棒，并用连接板连接，便组成可燃毒物组件。此外，在堆芯中还设置中子源组件，用以起反响堆。根据反响堆物理计算，在规定位置的燃料组件导向管中分别插入控制棒组件、可燃毒物组件或中子源组件。其余的燃料组件导向管中插以阻力塞组件，以减少这些导向管中冷却剂的漏流。57第五十七页，共182页。2.堆内构件堆内构件主要由堆芯下部支承构件、堆芯上部支承构件和堆内测量装置等组成。用以支承及固定燃料组件，形成冷却剂通道，以导出堆内产生的热量；形成控制棒驱动线并使之对中，保证控制棒能上下自由动作以及为设置堆内测量提供条件。堆内构件材料大局部为不锈钢，少量为镍基合金。插图堆内构件58第五十八页，共182页。59第五十九页，共182页。1〕堆芯下部支承构件由吊监筒体与其下部的下栅格板组件连接构成。下栅格板组件有堆芯下板及吊篮底板和支承柱，用于支承燃料组件并使其下部准确定位。吊篮筒体内设有围板组件以形成反响堆冷却剂流道。吊篮筒体上部设有冷却剂出口凸缘，在热态运行时，与压力容器的出口接收内缘膨胀贴合，以减少漏流。吊篮底部设有流量分配板或流量分配筒，使进入堆芯的冷却剂流量合理分布。吊篮底部设有带缓冲器的辅助支承，在吊篮断裂时能得以缓冲，从而减少吊篮对压力容器底部的冲击，并防止控制棒相对抽出堆芯过多而引起反响性急剧增长的严重事故。60第六十页，共182页。2〕堆芯上部支承构件由支承筒将压紧板与堆芯上板连接构成。用以使燃料组件上部准确定位并防止其向上窜动。在压紧板和堆芯上板之间装有导向筒，对控制棒组件进展引导并防止水流冲击。3〕堆内测量包括堆芯中子通量密度测量和堆内温度测量。为了测量堆芯中子通量密度分布，一般用将中子探测元件套以套管并堆底引入堆芯的方法，亦有用将可活化的探测小球通过导管从压力容器顶部用气体吹入和吹出的方法进展测量的。用热电偶在规定的燃料组件出口及堆出口测量堆芯和堆出口冷却剂温度，热电偶一般从压力容器顶部引入，亦有随同中子通量密度测量元件从压力容器底部引入的。61第六十一页，共182页。3.反响堆压力容器反响堆压力容器用于容纳和支承堆芯及堆内构件；为冷却剂管道提供连接条年，以保证堆芯冷却；同时为控制棒驱动机构及堆内测量提供装设条件。反响堆压力容器材料为低合金碳钢，内壁衬以超低碳不锈钢及局部镍基合金堆焊层。反响堆压力容器由圆柱形筒身及带有法兰的球形顶盖组成。筒身与顶盖用螺栓连接，并用金属O形环密封，同时设有监漏系统。筒身上焊有反响堆冷却剂进口剂管与出口接收，用以与反响堆冷却剂管道连接。筒身上部内侧设有凸缘，用以支承堆内构件。筒身处焊有支承凸台和进出口接收下部凸台共同用于容器本身的支承。压力容器顶盖上焊有管座，用以装设控制棒驱动机构及温度测量装置。62第六十二页，共182页。63第六十三页，共182页。根据对反响堆压力容器辐照寿命的要求，可在吊篮筒体外围设置圆筒形热屏蔽或局部设置中子衬垫以减少对压力容器的辐照损伤。在吊篮筒体外侧设置辐照监视管，内装压力容器筒体材料和主焊缝的试样，用于监测压力容器的辐照损伤程度，以指导反响堆压力容器的平安使用。4.控制棒驱动机构控制棒驱动机构是反响堆的重要动作部件，通过它的动作带动控制棒组件在堆芯内上下抽插，以实现反响堆的启动，功率调节，停堆和事故情况下的平安控制。因此，它是确保反响堆平安可控的重要部件。64第六十四页，共182页。控制棒驱动机构的动作要求为：在正常运行工况下要求棒的移动速度缓慢，每秒钟的行程约为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讯号后，即通自动脱开，控制棒组件靠自重快速插入堆芯，从得到讯号到控制棒完全插入堆芯的紧急停堆时间一般不超过2秒钟，以保证堆芯运行平安。核电厂压水堆的控制棒驱动机构普遍采用磁力提升式驱动机构，它具有构造简单，加工容易，提升能力大，拆装和维修方便等优点。磁力提升式驱动机构由磁轭，耐压壳，内部部件，驱动轴及位置指示器等五个部件组成。图3－12为控制棒驱动机构。65第六十五页，共182页。66第六十六页，共182页。内部部件支承在耐压壳下部的密封壳内端面上，它与套在密封壳外面的磁轭部件的三个工作线圈相对应，构成磁回路。三个工作线圈中上部是提升线圈，中部为保持线圈，下部是传递线圈。当三个工作线圈按设计程序通直流电时，装在内部部件中的三对磁极和衔铁相应地被感应而吸合，带动两组钩爪与驱动轴部件中环形槽交替啮，使驱动轴部件带动控制棒组件向上或向下一步一步移动。三个工作线圈都断电时，控制棒靠重力插入堆芯。驱动轴部件上部上光杆上端是位置指示器的传感器局部，中部环形杆有环形槽与内部部件的钩爪相啮合，下部光杆有环形槽与内部部件的钩爪相啮合，下部下光下光杆有可拆芯杆与控制棒组件相连接。在反响堆运行期间确保不脱开，其拆装由专用工具完成。67第六十七页，共182页。控制棒组件在反响堆内的轴向位置由套在位置指示内套管外面的位置指示器部件及其指示仪表指示。整个机构在压力容器顶盖管座上，密封壳与管座用螺纹连接并用“〞切割机、焊接机进展。运行期间机构外部用空气冷却，耐压壳部件内充满一回路高温高压水、驱动机构的驱动轴在密封水内上下运动。堆内构件各部件与压力容器筒身、顶盖相互之间都设有定键、销等，用以相互定位使用控制驱动线对中，确保控制棒能自由提升、下降和快速下降。各部件之间压紧固定处，根据情况设置弹性部件以及留有间隙以补偿不同的热膨胀量。68第六十八页，共182页。第二章核电站动力装置一、一回路系统及主要设备二、一回路辅助系统三、二回路系统及主要设备69第六十九页，共182页。第二章核电站动力装置将原子核裂变释放的核能转变为电能的系统和设备，通常称为核电站。原子核能反响堆类型不同，核电站的系统、设备也有所差异，所以下面仍以压水反响堆为便，介绍核电站的工作原理。压水堆核电站主要由原子核反响堆、一回路系统、二回路系统及其他辅助系统和设备组成。其流程原理见图3-1。一回路系统是将核裂变能转化为水蒸汽的热能装置。它由反响堆、主循环泵〔即主泵〕、稳压器、蒸汽发生器以及相应的管道等组成。70第七十页，共182页。71第七十一页，共182页。一、一回路系统及主要设备原子核反响堆内产生的核能，使堆芯发热温度升高，高温高压的冷却水在主循环泵驱动下，流进反响堆堆芯，将堆芯中的热量带至蒸汽发生器。蒸汽发生器再热把热量传递给二回路循环系统中的给水，使给水加热变成高压蒸汽，放热后的冷却水又重新流回堆芯。这样，不断地循环往复，构成一个密闭的循环路。一回路循环系统的压力由稳压器进展调节。现代大功率压水堆核电站的一回路系统一般有2－4条并联的密闭环路〔见图3-2〕，每条环路由一台主循环泵和一台蒸汽发生器与相应管道连接而成，为了确保平安，将整个一回路循环系统的主要设备集中安装在一座立式圆柱状球形顶盖密封建筑物〔通常称核电站平安壳〕里。平安壳的内径约40米，高约70米，它是采用预应力混凝土内衬钢板的大型建筑构造，能承受一定压力，可以防止放射性物质穿透和向外扩散〔见图3-3〕。72第七十二页，共182页。73第七十三页，共182页。二回路循环系统由汽轮机、发电机、冷凝器、凝结水泵、给水泵、给水加热器和中间汽水别离再热器等设备组成。二回路中蒸汽发生器的给水吸收了一回路传来的热量变成高压蒸汽，然后推动汽轮机，带动发电机发电。作功后的废气在冷凝器内冷却而凝结成水，再由给水泵送入加热器加热后重新返回蒸汽发生器，再变成高压蒸汽推动汽轮发电机作功发电。这样构成了第二个密闭循环回路。二回路系统的设备均安装在汽轮发电机组厂房内，一回路和二回路通过主蒸汽管道与蒸汽发生器连接。核电站的二回路系统和普通火电站的动力回路相似，蒸汽发生器和一回路系统相当于火电站的锅炉。但是，由于反响堆一回路系统往往带有一定剂量的放射性，因此，从反响堆出来的冷却剂一般不宜直接送入汽轮机，否则将会使常规机组操作维修复杂，所以核电站一般比火电站要多一套动力回路。74第七十四页，共182页。蒸汽发生器型式：立式饱和蒸汽发生器由“U〞型传热管、管板、汽水别离器和容器部件组成。1.“U〞型传热管材料因种洛依〔Incoloy)800或Inconel690等基合金，强度高，热阻小，抗应力腐蚀，晶间腐蚀强水质控制严格：O2＜0.1ppm，Cl2<0.1ppm，2.管板：厚度：700mm深孔：6000－8000个3.管子与管板连接胀接和焊接双重连接形式4.汽水别离器第一级简状的旋风式别离器第二、三级为板别离器 图3-475第七十五页，共182页。76第七十六页，共182页。反响堆冷却剂泵型式：单级离心式轴封泵由泵壳，叶轮，轴密封构造，推力轴承，电机和飞轮。1.泵壳：蜗壳式构造，高强度低合金钢，内壁堆焊不锈钢。2.轴承：一个是推力轴承，2－3个导向轴承〔径向轴承〕3.轴密封第一道：不接触式端面密封〔流体静力或动力密封〕第二道：不接触式端面密封或接触式端面密封第三道：接触式端面密封正常运行时，靠轴封水系统供给轴封水的密封两端面之间形成一层极薄几薇束水膜，使密封面不发生靡探。4.电机鼠宠式异步电机5.飞轮惯性惰转 图3-577第七十七页，共182页。78第七十八页，共182页。稳压器型式：电热式稳压器立式园柱形1.喷雾器用于抑制压力升高，安置在蒸汽空间顶端2.电加热器限制压力降低，安置在稳压器的下部水空间内电加述元件采用直接插入式。图3-679第七十九页，共182页。80第八十页，共182页。二、一回路辅助系统一回路辅助系统的主要作用是保证反响堆和一回路系统能正常运行及调节，并为一些重大的事故提供必要的平安保护及防止放射性物质扩散的措施。按其所起的作用，大至可以分为五类：1〕保证堆和一回路系统正常运行的是：化学和容积控制系统；主泵轴密封水系统。2〕提供核电站一回路系统在运行和停堆时必要的冷却系统是：设备冷却水系统；停堆冷却系统3〕对付重大失水事故保证核电站平安的工程平安设施系统是：平安注射系统；平安壳喷淋系统和平安壳隔离系统4〕控制和处理放射性物质，减少对自然界影响的是，放射性废气净化处理系统，废液处理系统；固体废物处理系统5〕其他：补给水系统，取样系统，净化去污清洗系统，废燃料池。81第八十一页，共182页。82第八十二页，共182页。(一)化学和容积控制系统作用：调节一回路系统中稳压器液位，保持一回路冷却剂容积；调节水中硼浓度，补偿反响堆在运行过程中反响性缓慢变化；通过净化冷却剂及添加化学药剂，保持一回路的水质83第八十三页，共182页。图3-8化学和容积控制系统84第八十四页，共182页。〔二〕主泵轴密封水系统由容积控制箱通过上充泵来的冷却剂进入泵体后局部与一回路水混合，另一局部向上进入泵的第一道密封。第二道密封和第三道密封分别回流到容积控制箱和疏排水箱。图3-9主泵轴封水系统85第八十五页，共182页。〔三〕硼回收系统由容积控制箱来含硼废水，均引入暂存箱内。积累一定量。由泵吸出，经过滤，离子交换和加热脱气，除去料液中不溶性颗粒，可溶剂离子状和气体状裂变产物及腐蚀产物。从脱气塔顶部排出气体，经排给冷却排往废气系统处理。料液进入蒸发器蒸发，蒸汽凝水作再生补给水用。蒸发后浓缩后排入卸放箱，经过滤后送至化学和容积控制系统重新使用。86第八十六页，共182页。图3-10硼回收系统87第八十七页，共182页。〔四〕设备冷却水系统功能：为核电站一回路主，辅系统带放射性的设备和热交换器提供冷却水。设备冷却水由水泵输送、经设备冷却水热交换器被江水或海水冷却后，再分别经过各分配集流量流进所需要冷却的设备和热交换器中去，从那里带出热量，然后返回水泵吸入口，如此循环。88第八十八页，共182页。89第八十九页，共182页。〔五〕停堆冷却系统功能：1.将一回路热量带走，使堆停后的余热不断带走，使堆芯温度降低到允许温度。2.在发生失水事故时，停冷系统可作为平安注射系统一局部，将硼水注射到堆芯。90第九十页，共182页。图3-12停堆冷却系统原理：停堆后，冷却剂通过停冷泵及停冷热交换器组成的冷却回路由热段引出冷段进入，将堆芯热量由设备冷却水带出。当发生失水事故时，能从换料水箱或平安壳地质中将硼水注入到堆芯中去。91第九十一页，共182页。〔六〕平安注射系统功能：当一回路管道或设备发生破损时，平安和来向堆芯紧急注入高硼冷却水，防止堆芯因失水而造成烧毁。平安系统设两套平安注射管系：1.低压安注管系，由平安注射箱和管络与一回路相连，箱内容纳一定量高硼水，并用抉气充压使箱内维持恒定压力。当大失水时，回路压力低于安注箱压力时，硼水通过止回阀自动注入一回路。2.高压安注管系：由平安注射泵和换料水箱与一回路相，当小失水事故时，回路压力低于一定值时，安注泵自动启动，将换料水箱内硼水分冷，热两端同时向堆芯注水。〔图3-13)92第九十二页，共182页。93第九十三页，共182页。〔七〕平安壳喷淋系统功能：平安壳喷淋将用来降低平安壳内压力和温度，使放射性蒸汽凝结下来。原理：在平安壳上部设有一定数量喷淋头，当平安壳由于主管道破裂而蒸汽压力升高时，喷淋泵自动启动、交换料水箱内硼水和NaOH贮箱内硼水和NaOH贮箱内供除碘用的NaOH一起吸入，喷入平安壳。当换料水箱内水用尽后，可改吸平安壳内的地坑水。继续冷却平安壳。图3－14平安壳喷淋系统94第九十四页，共182页。95第九十五页，共182页。三、二回路系统及主要设备〔一〕系统的功用和组成二回路主系统的主要功用是将蒸汽发生器产和的饱和蒸汽供汽轮发电机组作功发电和供电站其他辅助设备使用。二回路系统主要由饱和蒸汽轮机、发电机、冷凝器、凝结水泵、低压加热器、除氧器、给水泵、高压加热器、中间汽水别离再热器和相应的仪表、阀门、管道等设备组成。此外，还有主蒸汽排放系统、循环冷却水系统、控制保护系统、润滑油系统等辅助系统。其中大局部设备与火电站差不多，故不详细介绍，下面主要介绍核电站汽轮和发电机的特点。图3－15秦山一期二回路热力系统96第九十六页，共182页。97第九十七页，共182页。〔二〕饱和蒸汽汽轮机组压水堆核电站的汽轮机与火电站汽轮机在原理上没有什么差异，只是由于反响堆冷却剂温度的限制〔压水堆平均出口温度一般小于330℃〕只能产生压力较低〔4.9-7.35兆帕〕的饱和蒸汽或微过热蒸汽〔过热度20－30℃〕。与火电站的高参数汽轮机相比，蒸汽的可用焓降仅为它的65%，汽耗约大一倍。在冷凝器内的一样背压下，排气容积流量约大60－70%，因此核电站的饱和蒸汽汽轮机与火电站的汽轮机相比，具有以下特点：1.一般采用半速机组核电站汽轮机的转速一般取1500转/分〔美国1800转/分〕，是火电站汽轮机转速〔3000转/分〕的一半。98第九十八页，共182页。99第九十九页，共182页。采用半速机组的优点是：半速机组的叶片较长，叶片端涡流损失影响较小。因此效率比全速机组高1－1.5%。不利的因素是半速机组的主要部件〔如汽缸、转子、末级叶片、轴承等〕尺寸和质量相应增大。因此，核电站汽轮机要比同等功率的火电站汽轮机大得多。例如：一台120万千瓦核电站汽轮机的高压转子毛重约120吨，比同功率火电站汽轮机高压转子重五倍。2.汽水别离再热器饱和蒸汽汽轮机是在湿蒸汽区工作。蒸汽在汽轮机各级膨胀过程中产生大量水分，为了防止水蚀，除对在水蚀区工作的部件嘞镀或堆焊一层13%的铬钢保护层外，一般在高压与低压缸之间装有汽水别离再热器。蒸汽在高压缸作功膨胀后，经过汽水别离再热器〔用新蒸汽加热〕。然后通过低压缸，这样可以提高循环效率和减少叶片水蚀。100第一百页，共182页。3.超速核电站饱和蒸汽汽轮机，在事故条件下，超速较大。这是因为在汽轮机甩负荷时，汽机内压力突然下降，而汽水别离再热器内存有大量蒸汽以及汽轮机外表聚积的聚结水扩容蒸发产生大量蒸汽使汽轮机转速迅速升高。如果不采取措施，将超速20%以上。目前国外在低压缸入口处采用快速关闭截止阀来防止超速。根据实际，在采用该措施后，汽轮机甩全负荷时超速不超过4－7%。饱和蒸汽汽轮机的主要技术关键问题是长达1500毫米以上的末级叶片加工，重达200吨以上的低压缸转子的加工和大尺寸的低压汽缸的加工制造工艺。101第一百零一页，共182页。为满足核发电经济要求，核电站一般采用单堆单机，随着单堆功率增加，核电站汽轮机也越造越大。目前最大核电站的功率已到达130万千瓦。最大的饱和蒸汽汽轮机的容量亦为130万千瓦。汽轮机全长为40多米，加上发电机，汽轮发电机组全长约56米。图表示压水堆核电站的汽轮机构造。6.蒸汽发生器排污系统根据对蒸汽发生器运行水质的要求，均规定有一定的设计排污率。一般在蒸汽发生器的下部均设有排污口。排污水与一个专门设置的扩容相连。排污系统由扩容箱、排污泵、排污冷却器、离子交换床、过滤器、管道、阀门等组成。为了利用排污水的热量，可把扩容箱上部的蒸汽排到除氧器中去〔或采取多级扩容及蒸发处理〕。蒸汽发生器排污水处理后可送回冷凝器重新使用，或由放射性废水系统处理后排放。102第一百零二页，共182页。7.循环水系统循环水系统的作用主要是供给汽轮机冷凝器大量循环水。根据地区及水温，一般冷凝器的冷却售率取为40－70。所以循环水泵的功率也是很大的。此外，循环水系统还供给其它非放射性交换器的冷却用水以及电站其它用途的生产用水。系统的组成除循环水泵外，尚有专设的取水构筑物、冷水塔或喷水池；以及各种过滤网、冲洗泵和澄清水池等。103第一百零三页，共182页。〔三〕主发电机组核电站主发电机与火电站发电机不同点在于采用半速四极机组，这是核电站饱和蒸汽汽轮机所要求的。发电机的主要构造是由一个定子和一个转子组成。定子包括定子机座、定子铁芯、电枢绕组、端盖等主要部件。转子包括铁芯、转子激磁绕组、扩环、滑环、风扇等主要部件。随着单机容量增大，定子和转子的尺寸和重量也相应增加。转子是用优质大型锻件制成，机械强度高。一般认为发电机的单机容量主要受转子和扩环段件的尺寸和机械性能限制。104第一百零四页，共182页。大型发电机的冷却方式，普遍采用定子线圈水冷，转子线圈氢冷，定子铁芯氢冷〔简称水、氢、氢冷〕。但转子线圈水冷是开展方向。它能减轻发电机的重量，并缩小发电机的构造尺寸，在国内外已被广泛采用。发电机的励磁方式，目前已较多地采用无刷旋转半导体励磁，取消了碳刷和滑环，以提高机组的运行平安，并且检修方便。根据反响堆事故停堆时平安冷却的需要，希望主发电机及其励磁系统应能带动冷却剂主循环泵进展不低于20－30秒钟的惰转。105第一百零五页，共182页。〔四〕二回路辅助系统1.主蒸汽排放系统主蒸汽排放系统是核电站的平安保护系统之一。当汽轮机局部或全部甩负荷时，它可将主蒸汽系统中多余的蒸汽通过接通冷凝器的蒸汽旁通阀，或通过接通大气的蒸汽释放阀、平安阀进展排放。在紧急停情况下，也可作为排走堆芯余热的一种应急手段。各核电站蒸汽排放容量略有不同。下面介绍向个参考数据。通往冷凝器的蒸汽旁通阀的排汽量约为10-40%的满负荷汽量。通大气的蒸汽释放阀的能力约和通冷凝器的旁通阀总能力一样。设置在蒸汽母管上的主蒸汽平安阀的动作压力取为主蒸汽母管的设计压力，其排放总能力为100%的额定蒸汽流量。按标准要求，主蒸汽平安阀的动作要保证在反响堆满功率运行的条件下，蒸汽发生器壳侧的压力不超过其设计压力的110%。106第一百零六页，共182页。2.汽轮机再热及抽气系统为了降低汽轮机低压缸蒸汽的湿度和提高汽轮机效率，在高、低压缸之间设置一个中间汽水别离再热器，此外，在高、压缸上还设置了多级抽汽口，按蒸汽参数上下，分别向系统中各给水加热器和除氧器供汽。它们的作用原理均与常规火电站的一样。3.凝结水给水系统凝结水给水系统包括凝结水泵、凝结水除盐装置、低压加热器、除氧器、给水泵、高压加热器等设备。冷凝器将乏汽冷却成为凝结水后，根据蒸汽发生器对给水中氯离子含量的严格要求，局部或全部凝结水进展除盐处理，然后进展逐级加热并除氧，成为合格的给水后供给蒸汽发生器。107第一百零七页，共182页。4.化学水处理系统化学水处理系统主要是对凝结水给水进展化学处理，也包括对补给水的化学处理。本系统可作为凝结水给水系统的子系统，有时也单独列出。化学片时，包含两方面内容：一是除盐处理，这主要是用树脂床进展离子交换除盐，其指标取决于核电站对水质的要求；二是加药处理及保持一定的pH值。例如，除了热力除氧外，可在系统中自动注入联氨等药物进展化学除氧。5.事故给水系统事故给水系统主要是为了在厂用电母线断电的情况下，供给二回路的给水以冷却一回路冷却剂，及时带走反响堆剩余发热，以保证反响堆的堆芯平安。有时，在不断电情况下停堆时，为了节省厂用电，也可用事故给水系统来冷却一回路冷却剂。当厂用电母线断电时，事故给水泵能自动投入工作。108第一百零八页，共182页。6.蒸汽发生器排污系统根据对蒸汽发生器运行水质的要求，规定有一定的设计排污率。一般在蒸汽发生器的下部均设有排污口。排污水与一个专门设置的扩容箱相连。排污系统由扩容箱、排污泵、排污冷却器、离子交换床、过滤器、管道、阀门等组成。为了利用排污水的热量，可把扩容箱上部的蒸汽排互除氧器中去〔或采取多级扩容及蒸发处理〕。蒸汽发生器排污水处理后可送回冷却器重新使用，或由放射性废水系统处理后排放。7.循环水系统循环水系统的作用主要是供给汽轮机冷却器大量循环水。根据地区及水温，一般冷凝器的冷却倍率取为40－70。所以循环水泵的功率也是很大的。此外，循环水系统还供给其它非放射性热交换器的冷却用水以及电站其它用途的生产用水。109第一百零九页，共182页。第三章核电站的控制和运行一、概述二、反响堆的运行方式三、核电站的自动控制系统四、反响堆平安保护110第一百一十页，共182页。一、概述核电站在运行情况下，汽轮发电机系统的运行参数根据需要不断地在变化，这些变化必然地要影响一回路系统的运行参数和反响堆的工作状态。此外，核动力装置不可防止的要受到一些内部或外部的扰动，使电厂运行参数发生波动，偏离设计值，这是我们所不希望的。为了保证核动力装置各参数能运行在所规定的范围内，排除内部或外部扰动的影响，自然地要为核动力装置配备一套控制调节系统。其中主要有：〔1〕反响堆功率调节系统〔2〕蒸汽排放控制系统〔3〕稳压器压力和水位调节系统〔4〕蒸汽发生器给水调节系统〔5〕汽轮机调速系统111第一百一十一页，共182页。这是核电站五个主要控制与调节系统。显然，反响堆功率调节系统是其中的关键系统，它决定了电厂的整个状态。其它几个系统是维持某变量在给定范围内，或某给定值上。一个典型的压水反响堆核电站控制系统示意图如图4－1所示。由图4－1很明显都看出，核动力装置是一个复杂的多变量相互影响的控制对象。因此，在设计这种控制与调节系统时，单独地考虑哪一个系统都是不适宜的，必须同时考虑这些系统相互间的影响。在现代有高阶混合式模拟计算机和大型数字计算机的情况下，采用适当的数学模型，做到这一点是不困难的。112第一百一十二页，共182页。113第一百一十三页，共182页。二、反响堆的运行方式1.反响堆进、出口平均温度Tav恒定运行方式在冷却剂量平均温度不变情况下，因为Tav恒定，当反响堆输出功率增加时，入口温度T1将下降，温度使堆功率上升，出口温度To也上升，保持平均温度不变。由于Tav恒定，冷却剂体积变化较小，这对稳压器设备有好处，体积更小，对稳压器内的压力和液位调节要求也可以低。但是二回路蒸汽流量Gs和压力Ps变化较大，对二回路设备的要求提高，增加了蒸发器给水调节系统和汽轮机调速系统的负担。114第一百一十四页，共182页。2.二回路蒸汽压力Ps恒定运行方式这方式对二回路有利，使二回路系统更经济合理，蒸发器给水调节和汽机调整负担减轻。使一回路平均温度Tav变化很大，冷却剂比容变化较大，相应稳压器容积，液位和压力调节系统要求提高。由于Tav变化大，为了补偿堆芯温度引起反响性变动，控制棒动作也频繁。这对反响堆功率调节是不利。3.折中方式Tav恒定对一回路有利，Ps恒定对二回路有利。折中方式综合两个方式特点于不同功率水平。115第一百一十五页，共182页。在运行功率0－15%额定功率提升阶段为使反响堆系统稳定，而让二回路压力让它变动在运行功率15－85%功率提升阶段反响堆的平均温度允许变化，但二回路压力变化变得缓慢些，功率可以投入自动调节。在运行功率85－100%阶段又回到反响堆内冷却剂平均温度不变，使反响堆的功率调节比较平衡，控制棒动作少。116第一百一十六页，共182页。117第一百一十七页，共182页。118第一百一十八页，共182页。119第一百一十九页，共182页。三、核电站的自动控制系统1.反响堆功率调节系统反响堆功率调节系统是用来操纵控制棒自动控制系统，它自动地维持既定功率水平，抑制内部或外部扰动对功率水平的影响。反响堆功率调节系统具有手动和自动控制检和落棒功能。由于反响堆是一个动态特性比较复杂的控制对象，因自调节系统，要考虑到核裂变特性堆芯热力学特性，温度效应反响性反响，及一、二回路和系统间相互影响。按照折中运行方式，则主要调节量将是反响堆的进出口平均温度Tav。而Tav随着反响堆输出功率Qw变化。120第一百二十页，共182页。给定的反响堆输出功率Qwo通过函数变换装置转化为Tavo，作为被调量Tav的整定值。Tavo与实际测得的Tav相比较所产生差值信号ΔTav去驱动控制棒，调节反响堆的输出功率Qw与给定功率Qwo相匹配。核电站发电机送向电网的电能与反响堆输出功率相对应，所以给定了反响堆输出功率相对应，所以给定了反响堆输出功率Qwo也应确定了发电机送给电网的电能。这是按偏差原理进展调节的负反响系统。121第一百二十一页，共182页。四、反响堆平安保护压水堆反响堆保护的重点是堆芯不被烧毁，它大致可以分为四类：堆芯保护、起动保护、停堆保护和其它快速停堆保护。1.堆芯保护堆芯保护的根本出发点是防止堆芯烧毁，也就是说，必须在任何情况下防止燃料元件包壳过热，保证燃料包壳不破裂，防止裂变产物释出。为保证这一点有以下几个保护参数：122第一百二十二页，共182页。〔1〕超功率－超温保护压水反响堆在运行时，一般要求堆芯工作在泡核沸腾传热方式情况下。在这种传热方式下工作的堆芯，由燃料元件向冷却剂放热的放热系数比较大，燃料包壳外表温度只稍高于冷却剂温度。泡核沸腾方式的上限称为偏离泡核沸腾点，在这一点上。因为燃料包壳外表形成了一层蒸汽，形成了所谓膜态沸腾，使燃料元件向冷却剂的放热系数急剧下降。这时可能导致包壳局部高温因而烧坏，使裂变产物跑到冷却剂中去。这是一种比较严重的事故，是应该绝对防止的。123第一百二十三页，共182页。〔2〕超功率保护当反响堆运行在满功率或接近满功率状态时，由于手动或自动调节系统的误操作，或由于化学与容积控制系统的误动，均可能导致反响性增长事故。这种事故使反响堆功率上升，如果功率到达了事故信号整定值时，必须很快地把反响堆停下来〔见图6－26〕。超功率保护整定值约为110%额定功率左右。〔3〕冷却剂回路低压保护根据堆芯允许的最大沸腾计算低压停堆整定值，这时因为堆芯压力降至某极限值时，温度将升高，可能使燃料元件包壳烧毁。反响堆低压停堆计算器的传递函数是124第一百二十四页，共182页。

式中：K7，K8，K9－－常数；τ6，τ7，τ8－－补偿网络时间常数；ΔT－－反响堆进、出口温差〔T0-T1)；B－－可调偏移。如果冷却剂回路压力低于由〔6－58〕式计算的压力时，则反响堆必须停堆〔见图4－6〕。冷却回路低压保护整定值取决于热工水力设计。根据现行压水堆热工设计参数，此值一般可定为13.23兆帕左右。125第一百二十五页，共182页。126第一百二十六页，共182页。〔4〕冷却剂回路高压保护如果由于运行事故使冷却剂回路压力上升到某一极限值时〔例如16.17兆帕左右〕，为防止可能造成高压破裂事故，这时反响堆应尽快停堆。如同低压保堆保护一样，高压停堆计算器的传递函数为式中：K10，K11，K12－－常数；τ9，τ10，τ11－－补偿网络时间常数；ΔT－－反响堆进、出口温差〔T0-T1)；B－－可调偏移。如果冷却剂回路压力高于由〔6－59〕式计算的整定值时，则反响堆停堆〔见图4－7〕。127第一百二十七页，共182页。128第一百二十八页，共182页。〔5〕冷却剂流量保护如果反响堆运行在满功率状态下，功率维持不变，但冷却剂流量由于某种原因下降，这时堆芯温度升高，可能导致反响堆烧毁，应该马上停堆。低流量整定值一般约为85%额定流量。〔6〕主泵供电低频率和低电压保护显然，主泵供电电源发生低频率或低电压，均会导致冷却剂流量降低。低频保护整定值一般定为46赫左右，而低压保护整定值一般为70%额定电压。129第一百二十九页，共182页。2.起动保护在反响堆起动或由低功低升至高功率的过程中，可能由于误操作，提棒过急等原因造成功率变化速度太快，引起超温和超功率。所以应该限制反响堆反响堆功率提升速度也有限制。因此，反响堆周期过短，也应停堆。短周期整定值一般为10－20秒。〔2〕高通量低值保护在反响堆功率变化过程中，由于功率提升速度太快可能造成中子通量过，烧毁堆芯。因此在启动时规定了几个极限值，以保护堆芯平安。这些极限值大致是，源量程和中间量程中子通量取≤25%额定功率；功率量程中子通量〔低定值〕取≤25%额定功率。130第一百三十页，共182页。3.停堆保护反响堆在功率运行期间，平安棒处在完全抽出位置，调节棒是插入堆芯的。如果冷却剂中硼浓度稀释，调节棒必然下插。为了保证调节棒有足够的停堆反响性余量〔即停堆反响性贮备〕，必须限制调节棒的下插深度。停堆反响性贮备由下式计算：式中：K13，K14－－常数；c－－可调偏移；Tref－－无载冷却剂平均温度。由〔6－60〕可见，停堆反响性贮备是功率和平均温度的线性函数。当计算得到的z低于给定的z0时，发出“低〞或“低－低〞报警，以便手动或自动地向冷却剂中注入硼酸。“低〞报警是警告运行人员调节棒已经插入到接近停闭反响堆状态；而“低－低〞报警则要求采取紧急措施迅速手动或自动地向冷却剂中加硼。131第一百三十一页，共182页。4.其他快速停堆保护〔1〕稳压器高水位保护如果稳压器内水位高达92%满量程，则可能造成稳压器的平安阀泄水，这时需要把反响堆停下来。〔2〕蒸汽发生器低水位保护如果蒸汽发生器水位降低，说明蒸汽发生器产生了给水流量故障。在这种情况下反响堆产生的热量净不可能及时地送出，因此使堆芯温度逐渐升高，甚至发生烧毁事故。所以当蒸汽发生器水位低于某值时，便发出停堆信号。这种保护是用蒸汽与给水流量偏差和蒸汽发生器水位符合停号控制。132第一百三十二页，共182页。〔3〕失负荷保护当汽轮机甩掉了全部负荷时，反响堆自然就无需运行而应自动停堆。〔4〕地震停堆保护。〔5〕根据需要手动停堆。上面谈的四类反响堆保护，都是以某限为准的停堆保护。实际工程中并非这样简单地决定在出现某参数越限就停堆。为了尽可能地使反响堆连续运行，根据事故程序和电厂状态还应该有降功率运行，制止提棒，反插调节棒以及报警不同程度的保护动作。133第一百三十三页，共182页。第四章核电站平安措施一、核电站绝不会发生核爆炸二、防止放射性泄漏的屏障三、平安设计原则四、核电站的平安设施134第一百三十四页，共182页。一、核电站绝不会发生核爆炸提到核电站有不少人总有点不放心，认为核电站放射性到处都是，甚至把核电站的事故与原子弹爆炸联系在一起，其实这是一种误解。原子弹是一种不可控的链式裂变反响装置。它需要有用高浓缩度〔90%以上铀-235或钚-239〕裂变物质，由复杂精细的引爆系统点火。引爆前裂变物质都分散布置在炸弹外层，弹内没有任何吸收中子的物质，只有在引爆装置点火起爆点，外层裂变物质才被迅速地压缩到中心，立刻形成不可控制的链式裂变反响，巨大的核能在极短时间内释放出来，又无法带走。因此，就发生了不可控制的核爆炸。〔图5－1〕135第一百三十五页，共182页。136第一百三十六页，共182页。而核电站的反响堆是一个可控制的裂变反响装置，一般采用含铀－235量只有百分之几的低浓铀裂变物质燃料，封装在耐高温的锆合金包壳管中成为一根根细燃料棒，分散布置在反响堆内，棒与棒之间限位固定，中间通过高速流动的冷却水。除核燃料外，堆内还装入做成棒束状的吸收中子能力很强的控制物质银－铟－镉合金和溶解在冷却水中的硼酸。平时反响堆不会发生核裂变反响，只有当吸收中子物质被控制机构提出反响堆和硼酸稀释时，才会产生局部裂变反响，将能量有控制地释放出来，反响程度由操作决定。反响过快会自动停顿。反响堆本身由于功率增加温度升高也会自行控制使核反响减弱下来。即使在最严重事故情况下也不会发生核爆炸。为了证实这种现象，美国曾对在沙漠地区的压水堆核电站做过控制棒完全失控试验，试验证明不会发生爆炸。就是像1986年4月苏联切尔诺贝利核电站发生的最严重核事故，反响堆失控过热，堆芯熔化，石墨高温燃烧，核电站发生火灾，但也不会发生核爆炸。137第一百三十七页，共182页。二、防止放射性泄漏的四道屏障核电站的放射性主要产生在反响堆的核燃料中，为了防止核裂变过程中放射性物质泄漏，压水堆核电站设置有四道平安屏障〔图5-2〕。第一道屏障为燃料芯块。核裂变产生的裂变产物除了裂变气体、穿透率较强的中子和射线外，其他98%的放射性裂变产物被保存在陶瓷型的燃料块内。第二道屏障为密封的锆合金包壳管。核燃料芯块被封为包壳管内，包壳能承受2×107Pa压力，具有耐高温，抗腐蚀性能，并经过长期使用考验，证明在核电站运行时不会发生破裂。从目前世界上使用情况来看，压水堆核电站的燃料棒破损的几率只有万分之一、二。138第一百三十八页，共182页。139第一百三十九页，共182页。第三道屏障为封闭的一回路系统及设备。这些设备从材料到构造均有足够的强度和良好的密封性能，反响堆中局部燃料棒破损后，放射性物质完全能密封在一回路系统内。第四道屏障为平安壳厂房，它是一个密封的壳体构造，它能承受一回路假想失水事故时，全部冷却水流出汽化所造成的最大压力，并具有良好的密封性能，能有效地封住放射性物质，防止它向外界泄漏。140第一百四十页，共182页。三、平安设计原则1.严格遵循核平安法规中国核平安法规，HAF系列，该系列等效于IAEA的核平安标准系列〔NUSS〕；美国联邦法规10CFR〔NSNRC10CFR〕，美国核管会管理导则(RegulatoryGuides)和NUREG作为重要参考；平安级机械部件按ASME标准设计；平安级电气设备和仪表按IEEE或IEC标准设计。141第一百四十一页，共182页。2.纵深防御保守设计，留有大的平安裕量，如低的燃料线功率密度(最大36.7kW/m)，大容积稳压器(35m3),蒸汽发生器二次侧大的水容积(57m3)，大容积平安壳(自由空间49000m3)，以提高电厂的事故遏制能力。电厂的设计、制造、建造和其他一切影响质量的活动均贯彻QA。防止放射性泄漏的三种屏障的质量尤予以重视。控制异常运行，检测事故苗子，从而防止异常运行事件升级为事故；设置多重、多样和实体分隔的专设平安设施〔系统〕，在万一发生事故时缓解其后果；设计阶段就考虑应急响应措施。142第一百四十二页，共182页。3.采用先进技术PSA〔概率平安评价〕用作设计工具；主控室设计考虑人因工程原则，如设置平安参数显示系统〔SPDS〕使用运行人员便于分析事故原因；ATWS〔未能停堆的预计瞬态〕对策、反响堆容器水位测量、堆顶放气等等；增设一套柴油发电机组作为替代交流电源；ALARA〔合理可行尽量低〕设计原则；预防严重事故对策。143第一百四十三页，共182页。四、核电站的平安设施核电站虽然是平安可控的，但是电站的系统设备复杂，容易发生故障和事故。因此，为保证核电站平安可靠运行，在设计和建造核电站时设置了一系列平安设施。核电站中设置有几套完整的平安保护系统；核电站平安保护系统由事故监测装置、平安保护线路和平安保护执行机构等三局部组成。电站的平安保护参数很多，主要有反响堆中子通量，反响堆功率大小，增加速率，一回路的流量、温度、稳压器压力、液位，蒸汽发生器的水位，二回路的蒸汽压力、流量等约30－40项保护参数。当其中任一测量值超过限定值时，即自动发出警告并发出事故停堆信号。144第一百四十四页，共182页。平安保护线路根据事故信号自动实现预定保护措施，它通过执行机构将反响堆迅速关闭，使反事故系统投入工作。为可靠起见，核电站的平安保护系统一般由两套或三套独立系统组成。运行原则是一套投入，另一套处于热备用状态，或两套同时投入以增加设备本身可靠性。保护参数采用多重符合逻辑线路，为了防止假信号引起误动作，对重要参数同时取两个以上的信号，保有当两个以上的一样信号输入时，保护系统才作出保护动作，以提高保护系统本身可靠性。另外，在核电站设计中不仅要对各种可能发生的事故进展分析，并设置防事故和保平安的措施，还须以假想的最严重事故作为平安分析的依据。145第一百四十五页，共182页。压水堆核电站的假想最严重事故是一回路管道大破裂，冷却剂喷流而出，造成反响堆失水。堆芯失去冷却就可能烧坏熔化，以致大量放射性产物随水蒸汽释放到平安壳大厅去。为了保证电站假想事故下的平安，核电站中专设设置了一套专设平安设施，它包：平安注入系统、平安喷淋系统和平安壳隔离系统等〔见图5-3〕。当假想事故发生时，一回路的压力急剧下降，紧急停堆系统迅速将反响堆在2秒钟内关闭。同时，平安注入系统立刻投入工作，分别通过高压注水泵和低压注水泵，将大量含中子吸收剂的水注入反响堆使反响堆冷却下来。注入水通过反响堆又从破口流出来，最终聚集在平安壳地坑中。当注入水箱贮存的水用完时，平安注射系统即自动地从地坑抽水再循环冷却〔见图7〕。146第一百四十六页，共182页。147第一百四十七页，共182页。其次，失水事故后，一回路的高温高坟水破口出来迅速汽化成高温蒸汽进入平安壳，使平安壳内的压力、温度升高。平安壳内的平安喷淋系统迅速投入工作，使换料水箱内含NaOH和硼酸的水从顶部喷淋下来，将蒸汽和蒸汽中放射性裂变产物除掉。喷淋下来的水也都聚集在地坑，可作再循环使用。与此同时，平安壳隔离系统自动投入工，地所有穿过平安壳通向其他厂房的管道全部关闭，放射性物质就被封闭在平安壳内。经过一定时期衰变后，检修人员就可以进入平安壳内进展检修。148第一百四十八页，共182页。第五章核电站的三废处理及环境保护一、核电站的三废处理二、生活中的放射性辐照三、核电站与火电厂对环境影响的比较149第一百四十九页，共182页。一、核电站的三废处理随着现代工业的迅速开展，三废处理和环境已成为人们日益关心的问题。核电站作为一种新兴的工业，它的三废处理和环境保护一开场就受到高度重视。国际上，对核电站的三废排放标准和排放量都有明确的规定，电站中专设设置有三废处理系统和设备。核电站的放射性三废的主要来源和处理方法如下。图6-1150第一百五十页，共182页。151第一百五十一页，共182页。1.核电站的废气及处理核电站的放射性废气主要指由空气活化产生的41Ar等，燃料棒破损时放出的85Kr、131K等裂变气体和燃料破损时放出的90Sr、137Cs等裂变物质微粒。这些气体以两类形式排出：一种是厂房通风气体、这种气体是大量的。当厂房由于设备的泄漏被污染时，这些气体就会含有放射性，但放射性比较低。处理方法是用高效过滤器去除气溶胶，用活性炭过滤器吸附碘，当处理后的气体到达厂房通风的放射性水平后，引入排风前，再进展一次高效过滤和活性炭吸附，后经高烟囱排入大气。152第一百五十二页，共182页。