1、压水堆核电站工作原理压水堆核电站工作原理目目 录录 有关基本概念有关基本概念 核电站工作原理核电站工作原理 反应堆结构反应堆结构 一回路系统及主要设备一回路系统及主要设备 反应堆运行和控制反应堆运行和控制 核电站的安全设计核电站的安全设计 世界核电新发展世界核电新发展有关基本概念有关基本概念（1）裂变反应）裂变反应 指可裂变重核在中子作用下分裂成两个中等质量核，并放出能量的反应。铀233、铀235和钚239是最重要的可裂变重核，在热中子轰击下引起原子核裂变。U235自然界中存在的唯一可裂变核，在天然铀中仅占0.7%，其余主要是U238。Pu239、U233人工生产可裂变核，分别由自然界中的U2
2、38和Th232俘获一个中子后产生的。有关基本概念有关基本概念 U235原子核在中子作用下，分裂成两个质量较小原子核，同时产生2-3个中子和、射线，并放出200Mev的能量。其中80%是以裂变碎片的动能的形式放出，在核燃料内转换成热能。1kg U235全部裂变释放的热量等于2500t标准煤燃烧释放的热量。有关基本概念有关基本概念 反应堆仃堆后，裂变反应终止，但仃堆前形成的裂变产物仍存在，其衰变放出、射线及其能量，会在仃堆后相当一段时间内释放出来。因此，反应堆反应堆仃堆后仍需要冷却和屏蔽仃堆后仍需要冷却和屏蔽。仃堆后从堆芯导出衰变热，是保证反应堆安全的重要问题之一。有关的基本概念有关的基本概念(
3、2)链式反应链式反应 裂变中子在适当条件下会引起其它核裂变，而放出更多的新裂变中子，如果此反应继续进行下去，这个过程就称为链式裂变反应。链式裂变反应释放的核能叫做核裂变能核裂变能。目前核电站反应堆多数属热中子堆,利用热中子引起U235裂变放出的能量。有关的基本概念有关的基本概念 裂变放出的中子是快中子（E1Mev)。快中子必须经过慢化，与周围介质的原子核多次碰撞，使中子能量减小，才能成为热中子（E=0.625ev)。普通水、重水和石墨均可作为热中子反应堆中的慢化剂慢化剂。有关有关基本概念基本概念(3)反应堆临界反应堆临界 如果反应堆内，单位时间裂变产生的中 子数等于因吸收和泄漏损失的中子数，则
4、反 应堆内链式反应能持续进行下去，处于这种 工作状态反应堆称为反应堆临界。反应堆临界条件可用增殖系数表示。有关有关基本概念基本概念 核反应堆是可控的自持链式反应装置，原子弹是瞬时爆炸不可控的链式反应装置。两者最根本区别是原子弹的装料是高浓铀或钚，而核反应堆采用低浓铀。有关的有关的基本概念基本概念(4)有效增殖系数有效增殖系数 指在有限大反应堆系统内，新一代的中子与产生它的直属上一代中子数之比，或中子的产生率与中子消失率之比。通常用Keff表示：Keff 1 反应堆临界；Keff 1 反应堆次临界；Keff 1 反应堆超临界。核电站核电站工作原理工作原理 核电站是利用核裂变反应放出的核能来发电核
5、电站是利用核裂变反应放出的核能来发电的装置。的装置。即实现了核能热能电能的转换。由一回路系统和二回路系统两大部分组成。核电站的核心是反应堆核电站的核心是反应堆。一、二回路是完全隔离的密闭循环系统。一回路系统（核蒸汽供应系统核蒸汽供应系统）主要由反应堆、蒸汽发生器、主泵、稳压器和冷却剂管道组成，也称为核岛。核电站核电站工作原理工作原理 二回路系统（汽轮发电机系统汽轮发电机系统）主要由汽轮发电机组、冷凝水系统和给水系统等组成，也称为常规岛。反应堆运行时放出的核能，主要以热能的形式，由一回路系统的冷却剂带出，用以产生蒸汽，由蒸汽驱动汽轮发电机组发电。反应堆结构反应堆结构反应堆反应堆 反应堆是维持和控
6、制核燃料链式裂变反应，反应堆是维持和控制核燃料链式裂变反应，并能将核裂变产生的热量有效导出的装置。并能将核裂变产生的热量有效导出的装置。压水堆采用低浓度UO2核燃料，高温高压含硼水做冷却剂和慢化剂。压水反应堆由压力容器、堆内构件、堆芯组件、控制棒驱动机构和反应堆附属设备等组成。反应堆结构反应堆结构堆芯组件堆芯组件 堆芯组件由燃料组件（121个）、控制棒组件（37个）和相关组件组成。相关组件包括：初级中子源组件（2个）次级中子源组件（2个）可燃毒物组件 （50个）阻力塞组件 （30个）控制棒组件和相关组件均 插入燃料组件的导向管中。反应堆结构反应堆结构（1）燃料组件燃料组件 燃料组件是反应堆中将
7、核能转化为热能的核心部件，采用束棒无盒方形束棒无盒方形结构。首炉堆芯装入三种不同铀-235浓度燃料组件。燃料组件由燃料棒和骨架燃料棒和骨架组成。上、下管座、控制棒导向管、中子通量测量管、定位格架构成组件骨架。燃料棒由UO2芯块、Al2O3隔热片、压缩弹簧、上、下端塞、Zr-4包壳管组成。棒内充氦气。反应堆结构反应堆结构（2）控制棒组件控制棒组件 操纵反应堆，保证其安全的重要部件。用于停堆和补偿快反应性变化。控制棒用强烈吸收中子的材料强烈吸收中子的材料制成，主要材料有镉和硼镉和硼。秦山核电站控制棒吸收体选用银-铟-镉合金。包壳管采用不锈钢管，棒内充氦气。控制棒用连接柄连成束棒结构。连接柄与驱动机
8、构的驱动轴相啮合。反应堆结构反应堆结构（3）可燃毒物组件可燃毒物组件 首次装料首次装料时，堆芯使用新燃料，初始总反应性较大。为补偿部分过剩反应性，堆芯设置了可燃毒物组件。第一次换料时全部卸出，换成阻力塞组件。采用硼硅玻璃管作可燃毒物，包壳材料为不锈钢。反应堆结构反应堆结构（4）初级初级中子源组件中子源组件 为堆芯装料后，反应堆首次启动首次启动提供所需中子源。初级中子源采用210Po-Be（或252Cf）源。2个初级中子源组件只在反应堆首次启动时使用。第一次换料时取走，改换阻力塞组件。注：注：核反应 Be9（，n)C12反应堆结构反应堆结构 (5)次级中子源组件次级中子源组件 利用非放射性Sb-
9、Be中子源在堆内活化，产生中子。在首次装料时装入2个次级中子源组件。换料后继续使用换料后继续使用，提供反应堆启动所需中子源。反应堆结构反应堆结构（6）阻力塞组件阻力塞组件 阻力塞组件是由不锈钢制成的短棒，共20根。不装控制棒、可燃毒物或中子源组件的燃料组件导向管中都插入阻力塞棒，增加水流阻力，减少冷却剂流经导向管中的漏流。反应堆结构反应堆结构堆内构件堆内构件 堆内构件是指压力容器内，除堆芯组件及驱动轴以外的所有构件。由四大部分组成：吊篮部件；压紧部件；辐照监督管；堆内构件附件（堆内温测装置）。主体材料为奥氏体不锈钢。吊篮部件压紧部件反应堆结构反应堆结构堆内构件主要功能：堆内构件主要功能：安放和
10、定位堆芯组件；为冷却剂流经堆芯导流；为控制棒束运动导向；减弱中子和射线对压力容器辐照损伤；为堆内温度和中子通量测量提供支承和引导。反应堆结构反应堆结构反应堆压力容器反应堆压力容器 反应堆冷却剂压力边界重要设备压力边界重要设备。在核电站寿期内保持结构完整性。分顶盖顶盖和筒体筒体两大部分，用螺栓连接，靠两道镀银O形环密封。顶盖上装有CRDM管座、堆内温测管座和放气管。下封头装有中子通量测量管座。材料采用美国ASME SA 508-3低合金钢低合金钢。与冷却剂接触的容器内表面堆堆焊焊不锈钢不锈钢。反应堆压力容器反应堆结构反应堆结构控制棒驱动机构控制棒驱动机构 操纵控制棒升降的机构。安装在压力容器顶盖
11、的CRDM管座上。由五大部件组成：耐压壳部件、驱动轴部件、销爪部件、磁轭部件和棒位指示器部件。每个部件可分别安装和拆卸。反应堆结构反应堆结构 控制棒驱动机构工作原理控制棒驱动机构工作原理：采用磁力提升式。耐压壳外面的三个电磁线圈按一定的顺序通电，使驱动轴和控制棒组件垂直步跃式移动。事故情况下，磁轭线圈断电，控制棒靠重力快速插入堆芯。秦山核电厂控制棒行程为2.8m，步距为10 mm，落棒时间2s。控制棒驱动机构反应堆结构反应堆结构反应堆附属设备反应堆附属设备主要包括：反应堆压力容器支座 压力容器金属保温层 压力容器放气管系 顶盖吊具 换料水池底部密封结构 驱动机构拉紧装置 驱动机构冷却风罩 堆芯
12、中子通量测量管系一回路系统及主要设备一回路系统及主要设备 压水堆核电站的一回路系统（核蒸汽供应系统）由反应堆及围绕它的若干个环路组成。每个环路有一台蒸汽发生器、一台主泵，几个环路共用一台稳压器，均安装在安全壳内。一回路系统及主要设备一回路系统及主要设备蒸汽发生器蒸汽发生器 蒸汽发生器是一种热交换器热交换器，将反应堆产生的热量由一次侧传给二次侧。使二次侧的水变成蒸汽，蒸汽经汽水分离和干燥后驱动汽轮发电机发电。秦山核电厂采用国际通用的立式立式U型管自然型管自然循环式蒸汽发生器循环式蒸汽发生器。一回路冷却剂在U型传热管内流动。二回路给水在传热管外被加热和蒸发。一回路系统及主要设备一回路系统及主要设备
13、 蒸汽发生器上部设有三级汽水分离器，使出口处饱和蒸汽的湿度不超过0.25%。蒸汽发生器主要由管板、U型管束、汽水分离装置及筒体组件组成。蒸汽发生器传热管易受机械损伤和腐蚀，其破裂事故是核电厂发生频率较高事故之一。蒸汽发生器一回路系统及主要设备一回路系统及主要设备主泵主泵功能是强迫冷却剂循环，把反应堆产生的热能传送止蒸汽发生器，以产生蒸汽，驱动汽轮机作功。秦山核电站采用立式、单级离心泵立式、单级离心泵。主泵机组由泵、电机及推力轴承三大部件组成。三级串联的轴密封控制泵轴的泄漏。主泵电机轴的顶端安装大飞轮，保证电机断电后，有足够的惰转时间，以提供必要的惯性流量，冷却堆芯。主泵一回路系统及主要设备一回
14、路系统及主要设备稳压器稳压器 稳压器是立式圆筒形容器，满功率运行 时，蒸汽和水的容积各占一半。功能是调节系统压力，并提供超压保护。下封头设置电加热器，可将水加热汽化，制止压力降低。顶部装有喷雾器。与系统的冷段连接，使欠热水喷入容器，抑制压力升高。一回路系统及主要设备一回路系统及主要设备稳压器顶部设有卸压阀和安全阀，用作超压保护。稳压器底部波动管与一回路系统的热段相连，当冷却剂容积发生变化时，通过波动管流入或流出稳压器。稳压器一回路系统及主要设备一回路系统及主要设备主管道主管道 主管道由直管、弯头、三通及其附件组成。全部采用奥氏体不锈钢铸造成形。每个环路由三段管道组成：热管段 (压力容器和蒸汽发
15、生器之间)；U型过渡段 (蒸汽发生器和主泵之间)；冷管段 (主泵和压力容器之间)。一回路系统及主要设备一回路系统及主要设备主系统（主系统（SRC）秦山核电站主系统由二个环路组成。堆进、出口平均温度为302oC，系统压力为15.2Mpa，流量为24000t/h。每条环路有一台蒸汽发生器、一台主泵以及相应的管道，构成一封闭回路。两个环路共用一台稳压器。主系统压力靠稳压器调节，系统的容积控制由稳压器和化容系统共同完成。一回路系统及主要设备一回路系统及主要设备一回路辅助系统一回路辅助系统 一回路除主系统外，还有19个辅助系统。按功能分为三类：（1）保证反应堆和主系统正常运行、启动和仃堆的系统，包括：化
16、学和容积控制系统（SCV）；硼回收系统（SBR）设备冷却水系统（SCW）停堆冷却系统（SRH）一回路系统及主要设备一回路系统及主要设备 主泵轴封水系统（SPS）取样系统（SAM）乏燃料池冷却和净化系统（SFP）安全壳疏排水系统（SRD）水质化学分析室（SLD）蒸汽发生器排污系统（SAF）辅助给水系统（SAF）一回路系统及主要设备一回路系统及主要设备 （2）失水事故时保护反应堆和一回路、阻止事故扩大，并防止放射性向环境扩散的系统，包括：安全注射系统（SIS）安全壳喷淋系统（SCS）安全壳消氢系统（SHR）安全壳贯穿管道隔离系统（SCI）一回路系统及主要设备一回路系统及主要设备 （3）处理放射性物
17、质以保护环境的系统，包括 废气处理系统（SGW）废液处理系统（SLW）放射性废树脂收集系统（SWS）放射性部件去污系统（SDC）反应堆运行和控制反应堆运行和控制 反应性控制反应性控制 其任务是采取有效的控制方式确保反应堆的安全运行，在事故时能紧急停闭反应堆。秦山核电厂与国际上压水堆一样，反应性控制采用化学毒物化学毒物（溶硼）、控制棒束控制棒束和固固体可燃毒物体可燃毒物相结合的方式。反应堆运行和控制反应堆运行和控制（1）化学毒物 改变溶解在冷却剂中硼酸浓度，补偿慢变化的反应性。如燃料燃耗、裂变产物积累和仃堆余量等。注：注：1.天然硼含80.2%B11和19.8%B10 2.核反应 B10（n，)
18、Li7反应堆运行和控制反应堆运行和控制 (2)控制棒 主要用于启动、停堆等快变化反应性控制。(3)固体可燃毒物 反应堆首次装料都是新燃料，不含裂变产物，后备反应性最大。有效增殖系数Keff可达1.25-1.30。为此，在堆芯首次装料时设置固体可燃毒物，用以抵消部分后备反应性。反应堆运行和控制反应堆运行和控制 一个典型压水堆，第一循环有效增殖系数 Keff=1.26，即剩余增殖系数 Kex0.26，或26%k。三种控制方式的反应性分配：控制棒 8%k；固体可燃毒物 8%k；化学毒物 20%k。（换料停堆深度，Keff 0.90）反应堆运行和控制反应堆运行和控制反应堆启动反应堆启动 启动指反应堆从
19、热停堆状态（冷却剂平均温度280290，压力15.2Mpa）到达临界。堆启动时，首先稀释硼到临界硼浓度，然后依次提棒，并严密监视源量程计数。接近临界时，应放慢提棒速度。反应堆临界后，控制棒不应低于规定的插入极限，以保证紧急停堆时，有足够停堆深度。反应堆运行和控制反应堆运行和控制启动安全要点启动安全要点：绝不允许提棒与稀释硼两种方式同时向堆内添加正反应性。相反，向堆内引入负反应性时，允许插棒与硼化同时进行。堆启动时，首先稀释硼到预定值，然后依次提棒到达临界。接着再继续提升反应堆功率。反应堆运行和控制反应堆运行和控制反应堆功率运行反应堆功率运行 反应堆功率升到2%5%后，汽轮机冲转，加速到额定转速
20、，发电机与电网并网。反应堆功率升到15%后，控制棒和蒸汽发生器水位由手动控制转为自动控制。随着发电机出力增加，控制棒自动上提，直至规定的上限。然后调整硼浓度，使控制棒回到规定的范围。反应堆运行和控制反应堆运行和控制反应堆停堆反应堆停堆 停堆是指从正常运行工况到达热停堆工况。停堆按启动相反的步骤进行。先降低汽轮机负荷，反应堆自动跟踪汽轮机功率，调节棒自动下降，通过调整硼浓度，使棒位在规定范围内。当汽轮机停止后，插入控制棒停闭反应堆。反应堆运行和控制反应堆运行和控制热停堆至冷停堆热停堆至冷停堆 正常冷停堆分两个阶段。第一阶段通过蒸汽发生器传热给二回路来冷却。约4h后，一回路冷却剂温度和压力分别降低
21、至180oC和2.94Mpa。第二阶段约12h，停冷系统投入运行，冷却剂温度由180oC降低至93 oC的换料温度。当冷却剂温度降低至60oC时，停冷系统转入间断运行来控制温度。核电站的安全设计核电站的安全设计设计原则：设计原则：(1)贯彻安全第一的方针；(2)设计留有足够的安全余量；(3)考虑多种安全措施。如设置专设安全系统、安全保护系统和各种抗自然灾害（如地震、洪水和台风等）的设施，进行事故分析和环境影响评价等。核电站的安全设计核电站的安全设计主要安全措施主要安全措施 (1)防止放射性物质释放的三大屏障：防止放射性物质释放的三大屏障：a.燃料包壳燃料包壳 密封核燃料和裂变产物；b.压力容器
22、及一回路系统压力容器及一回路系统 即使燃料包壳出现破损，放射性裂变产物泄漏到水中，也能被密闭的一回路系统包容住；核电站的安全设计核电站的安全设计 c.安全壳安全壳 安全壳是一个 顶部为球形的立式圆柱形预应力混凝土结构，内衬6mm厚钢板。秦山核电厂安全壳内径为36m，筒体高为55.1m。安全壳有良好的密封性，能抵御外部的破坏（龙卷风、地震和飞机撞击等），并能承受最严重事故下内部的高温和高压，有效地密闭带放射性的一回路系统，防止放射性物质外逸。核电站的安全设计核电站的安全设计 (2)核电站的纵深防御措施核电站的纵深防御措施 建立质量保证体系，提高设计、制造和 安装质量，以确保运行安全；有一套完整的
23、保护系统，若运行参数超过限值，控制棒自动下插仃堆，同时仃汽轮机，从而保持各屏障的完整性；设置专设安全设施，防止一回路失水事故或主蒸汽管破裂事故时，堆芯熔化和放射性物质向环境释放。核电站的安全设计核电站的安全设计专设安全设施专设安全设施包括：(1)安全注射系统安全注射系统 设置高压安注泵、低压安注泵和安注箱。在事故时，根据一回路系统压力变化，向反应堆注入含硼水，提供堆芯应急冷却。(2)安全壳喷淋系统安全壳喷淋系统 安全壳压力上升到达一定值时，向安全壳喷淋含硼水，使蒸汽冷凝，压力下降，放射性物质（碘-131）被水吸收。核电站的安全设计核电站的安全设计(3)安全壳隔离系统安全壳隔离系统 当一回路失水
24、事故或主蒸汽管破裂事故时，发出安全壳隔离信号，使除蒸汽管、给水管和通风管外的所有管道隔离。(4)安全壳消氢系统安全壳消氢系统 用来消除安全壳内积聚的氢气，使氢浓度控制在限值4%以下。核电站的安全设计核电站的安全设计(5)安全壳空气净化和冷却系统安全壳空气净化和冷却系统 电站正常运行期间，使安全壳内空气每4小时循环过滤一次，以降低空气放射性水平。在仃堆以后，当人员进入以前，其换气能力为每小时1.5次，以确保人员的安全工作条件，污浊空气经高效过滤器净化到许可值后排放。世界核电新发展世界核电新发展反应堆类型反应堆类型 根据不同的标准，有多种分类方法。(1)快堆和热堆快堆和热堆 世界上绝大多数反应堆为
25、热中子反应堆。快堆与热堆的根本区别在于，引起核裂变 是高能快中子还是热中子。世界核电新发展世界核电新发展(2)轻水堆和重水堆轻水堆和重水堆 轻水堆与重水堆的根本区别在于，反应堆 冷却剂、慢化剂是轻水还是重水。秦山三期核电工程（270万千瓦）采用加 拿大重水堆（CANDU 6），用天然铀作核燃料。世界核电新发展世界核电新发展(3)(3)压水堆和沸水堆压水堆和沸水堆 压水堆和沸水堆都属轻水堆，以水作冷却剂和慢化剂。压水堆内的水处于高温高压状态。沸水堆内的水则处于气、液两相状态。世界核电新发展世界核电新发展我国已经建成的 秦山核电站（一期）（30万千瓦）大亚湾核电站（290万千瓦）秦山核电站二期（2
26、60万千瓦）岭澳核电站（2100万千瓦）正在建造的 田湾核电站（2100万千瓦）均采用压水堆。世界核电新发展世界核电新发展 核电现状核电现状 据2001年统计，运行核电机组数为438台，总装机容量353,000兆瓦，占世界总发电能力16%。在建核电机组32台，装机容量30,000兆瓦。法国法国是核电占发电份额最大的国家达75%。美国美国是核电净装机容量最多的国家，有104台核电机组在运行。世界核电新发展世界核电新发展 新一代核电新一代核电 世界核能界极其关注新一代核电，2002年10月美国能源部发表的报告，对新一代核电定义澄清如下：第一代核电指早期建造的几座原型核电站；第二代为当前大量运行的核
27、电机组；第三代属改进型设计，如ABWR和System80+，AP600/1000 和PBMR设计改进更大。世界核电新发展世界核电新发展 AP600/1000 和PBMR分别采用非能动安全特性或固有安全性，使系统和建筑布局简化，造价降低，建设周期缩短。注：非能动安全系统只靠自然力驱动安全系统，如重力、自然循环、热传导、压缩气体和 电磁力等。世界核电新发展世界核电新发展 ABWR由GE、东芝、日立联合开发，于1996年和1997年在日本投入运行。AP600/1000由西屋公司开发。AP1000由AP600扩容，基本设计相同。AP600于1998年获得美国核管会 最终设计批准。AP1000可望200
28、5年后具备开工条件，2010年投入运行。PBMR于20世纪90年代后期由南非电力公司开发，供应高达9500C的氦气，可实现多种用途。世界核电新发展世界核电新发展 第四代是需要做大量研发工作的新一代，能用于长期规划的核能系统。包括6种堆：气冷快堆、铅冷快堆、融盐堆、钠冷快堆、超临界水冷堆和甚高温反应堆。出口温度550-10000C,考虑能量的纵合利用，生产电力、氢气、海水淡化和供应工业用热。世界核电新发展世界核电新发展 为增强核电竞争力，建造新改进型核电站，美国和欧洲制定了用户要求文件（URD和EUR)。URD对改进型对改进型核电站的主要要求：核电站的主要要求：核电站的设计寿命60 年；换料周期可达24个月；电站具有负荷跟踪能力；燃料平均燃耗至少为55000MWd/tU;堆芯损坏频率105/堆年；核电站的建造周期（从第一罐混凝土到满功率商业运行）为54个月。
