我国压水堆核电站与日本沸水堆核电站的比较..
我国压水堆核电站与日本沸水堆核电站的比较
一、中国核电站和日本福岛第一核电厂在安全设计方面的区别
1.日本福岛核电站背景资料
1.1 日本核电站的堆型及其分布
1.2 福岛核电站
日本福岛县的核电站有福岛第一核电站和福岛第二核电站，它们都由东京电力公司负责运营。福岛核电站是目前世界上最大的核电站，位于日本福岛工业区，由福岛一站、福岛二站组成，共10台机组（一站6台，二站4台），均为沸水堆。其中福岛一站1号机组于1971年 3月投入商业运行，二站1号机组于1982年4月投入商业运行。
福岛第一核电站
福岛第二核电站
1.3 福岛核电站其他信息
2011年2月7日，东京电力公司和福岛第一原子力发电所刚刚完成了一份对于福岛一站一号机组的分析报告，指出这一机组已经服役40年，出现了一系列老化的迹象，包括原子炉压力容器的中性子脆化，压力抑制室出现腐蚀，热交换区气体废弃物处理系统出现腐蚀，并为其制定了长期保守运行的方案。福岛核电站1号机组已经满了40年的使用寿命，该机组原本计划延寿20年，到2031年退役。
2、沸水堆与压水堆的差异
2.1沸水堆简介
沸水堆核电站属于轻水堆堆型中的一种，沸水堆核电站工作流程是：冷却剂（水）从堆芯下部流进，在沿堆芯上升的过程中，从燃料棒那里得到了热量，使
冷却剂变成了蒸汽和水的混合物，经过汽水分离器和蒸汽干燥器，将分离出的蒸汽来推动汽轮发电机组发电。
根据国际核电协会统计，全球正在运行的反应堆一共有426个。其中轻压水堆258座占比约为61%，重压水堆约为41座占比10%，沸水堆为92座占比约为22%。沸水堆比例相对较小；从建设期来看，压水堆在80年代后被选用作实施的数量远超过沸水堆技术，体现了其更高的安全性能。中国目前建成和在建的所有核电站均使用压水堆技术。从技术上来看，中国发生此类核泄漏事故的风险较小；同时核电技术正在不断升级：核电技术已经经历了一代到二代再到改善型二代的过程。对安全性的诉求成为了推动核电技术不断发展的重要动力。
2.2沸水堆工作原理及主要特点
沸水堆系统示意图
沸水堆所用的燃料和燃料组件与压水堆相同。铀制成的核燃料在压水堆“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。沸水堆与压水堆不同之处在于冷却水保持在较低的压力（约为70个大气压）下，水通过堆芯变成约285℃的蒸汽，并直接被引入汽轮机。所以，沸水堆只有一个回路，省去了容易发生泄漏的蒸汽发生
器，因而显得很简单，但沸水堆是堆内产生的蒸汽直接进入汽轮机，汽轮机会受
到放射性的沾污，其设计与维修更为复杂。
电厂系统有：①主系统（包括反应堆）；②蒸汽-给水系统；③反应堆辅助系统，其中包括应急堆芯冷却系统；④放射性废物处理系统；⑤检测和控制系统；
⑥厂用电系统。其中蒸汽-给水系统、放射性废物处理系统、厂用电系统以及反应
堆辅助系统中的设备冷却水系统、余热排出系统、厂用水系统等都与压水堆核电
厂有关系统类似。
沸水堆的主要特点：
?沸水堆的控制棒从堆底引入；
?反应堆的功率调节除用控制棒外，还可用改变再循环流量来实现；
?沸水堆不用化学补偿（反应性）。燃耗反应性亏损除用控制棒外，还用燃料棒内加Gd203可燃毒物进行补偿；
?沸水堆蒸汽直接由堆内产生；
?堆功率密度低，堆芯大；
?压力容器内有喷射泵、汽水分离器和干燥器，体积大。
2.2沸水堆与压水堆的比较
2.2.1 主设备
沸水堆压水堆
主设备实现功能主设备实现功能
反应堆将核能转变为热能，
并将热能传给一回路
冷却剂，使其变为饱
和蒸汽反应堆将核能转变为热能（高
温高压水），并将热能
传给一回路冷却剂
汽轮机将饱和蒸汽的热能转
变为高速旋转的机械
能蒸汽发
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
发电机将汽轮机传来的机械
能转变为电能汽轮机将饱和蒸汽的热能转变
为高速旋转的机械能
2.2.2 设计和运行特点
3. 田湾核电站设计特点和安全性保障措施
3.1田湾核电站设计特点
为保障核电站工作人员和周围居民的健康，田湾核电站在选址、设计、建造、运行和退役过程中均贯彻“安全第一、质量第一”的方针，采用纵深防御的原则，建立从实体设备和防护措施上提供多重相互独立、相互支持的安全防护体系，以确保核电站处于安全、可控状态。
（一）抗震设计
厂址区域未见明显断裂活动迹象，地震活动水平也较低。厂址区域最大历史地震为郯城8.5级大震，该地震是田湾核电站的控制地震。厂址区域不存在发震构造，没有现代火山活动。
近区域不具备发生5.0级以上地震的地震地质背景，对厂址的影响主要来自远域地震。
1992年6月江苏省地震局采用地震构造法和概率法确定厂址设计基准地面运动。确定性法和概率论法（年超越概率10-4）确定的基岩水平峰值加速度分别为
0.190g 和0.138g，地震构造法0.190g最大。综合评定，将构造法计算所得的最大值0.19g定为厂址设计基准地面运动的值。1992年10月国家地震局地震烈度评定委员会批复：“同意将连云港核电厂扒山头厂址的地震基本烈度定为七度，设计基准地面运动定为0.19g”。
田湾核电站设计基准地震最终偏保守地采用0.2g。
（二）防御海啸设计
我国除了台湾外，大陆沿海都有广阔的大陆架，远源海啸进入大陆沿海海域后，能量衰减较快，对大陆沿海影响较小。同时，我国滨海核电厂址都建有防浪构筑物，每个核电厂址均考虑了风暴潮、海啸、天文潮高潮位、假潮等洪水起因事件。田湾核电厂厂址周边条件不具备产生破坏性海啸的条件，并且厂址历史也上没有破坏性海啸记录。综合各种最不利因素（厂址最高组合潮位如下：最高天文潮（2.96m）+百年一遇增水（2.18m）＝5.14m）。
田湾核电厂建立了高为7.04米的防坡提，并设置了高9.5米的挡浪墙，能够有效抵御海啸灾害。
（三）应急电源设计
田湾核电厂每台机组设四台应急柴油发电机组和两台可靠柴油发电机组，均进行了抗震设计，此外还设有两台机组共用的第七台柴油发电机为关键仪表和设
备供电。在丧失场外电源情况下，这些柴油发电机组自动启动加载，可保证实现对反应堆装置的长期冷却。
（四）消氢措施
田湾核电厂安全壳内设有44台非能动消氢装置，可有效地控制安全壳内的氢气含量，防止发生氢气爆炸事件。
（五）严重事故应对措施
田湾核电厂在设计中考虑了充分的严重事故应对措施，设置了双层安全壳、堆芯捕集器、非能动消氢系统和移动式柴油机等，编制了超设计基准和严重事故管理导则，制定了核安全应急预案。这些系统和规程能够有效的引导操纵人员将反应堆置于安全状态。
(1)供电设计
田湾核电站厂用电系统包括厂用电源，6kV交流配电装置，0.4kV交流配电装置，110V/220V直流配电装置。
田湾核电站厂用电的电源包括厂外电源和厂内电源。厂外电源包括华东500kV 电网和连云港220kV电网。厂内电源包括汽轮发电机、两台机组柴油发电机、四台应急柴油发电机蓄电池组。
机组正常功率运行时通过发电机出口经两台高厂变给机组供厂用电，同时将电能输送至华东电网，当500kV外电网故障或者线路停运时，发电机可以只带厂用电运行，即“孤岛运行”模式，当发电机也不可用时，可以经高备变（启动变）由220kV电网供电，如果高备变或者220kV电源也不可用，即田湾核电站失去全部厂外交流电源，这时电源只剩下厂内6台柴油发电机和蓄电池。
田湾核电站4台应急柴油发电机组，每一台都能够完成100％的设计功能，连续运行功率5700kW，包括其配套的冷却、通风系统，以及厂房均为抗震I类设计，在安全停堆地震（地面峰值水平加速度0.2g）情况下可以保证其功能，向四段应急6kV母线供电，应急母线再向下列负荷供电：高压安注系统、低压安注系统、安全壳喷淋系统、蒸汽发生器应急给水系统、堆芯应急硼注入系统、核岛设备冷却水系统和安全厂用水系统，以及反应堆装置的监测系统等。在应急母线下的蓄电池经逆变器向稳压器脉冲安全阀、蒸汽发生器的脉冲安全阀、大气释放阀和主蒸汽隔离阀的脉冲安全阀，一回路应急排气系统阀门和安全仪控系统等供交流电。
2台机组柴油发电机组，为抗震II类设计，在运行基准地震（地面峰值水平加速度0.1g）情况下可以保证其功能，向下列负载供电：容积和硼控系统泵；蒸汽发生器辅助给水系统泵；汽轮机润滑油系统泵；发电机轴油密封系统泵；控制和保护系统；正常仪控系统及一些照明设施。
另外，田湾核电站还设置了第7台移动式柴油机，该柴油机为可移动式的，出口电压0.4KV，主要向堆芯捕集器冷却水阀，一回路应急排气阀门等设备供电。
(2)专设安全设施设计
田湾核电站设计了相互独立，实体隔离的4个系列安全系统，包括：
1）安全壳喷淋系统
安全壳喷淋系统设有四个回路，只要有一个回路可用即可实现50％的设计功能，在安全壳内压力非预期升高时，通过向安全壳内喷淋浓度16g/kg的硼酸溶液降低安全壳压力。泵组供电等级，交流6kV，功率380kW。
2）高压安注系统
高压安注系统设有四个回路，只要有一个回路可用即可实现100％的设计功能，一回路出现破口时向一回路注入浓度16g/kg的硼酸，淹没堆芯。泵组供电等级，交流6kV，功率630kW。
3）低压安注系统
低压安注系统设有四个回路，只要有一个回路可用即可实现100％的设计功能，，一回路出现破口时向一回路注入浓度16g/kg的硼酸，淹没堆芯。泵组供电等级，交流6kV，功率630kW。
4）中压安注系统
中压安注系统设有四个回路，只要有一个回路可用即可实现50％的设计功能，在核反应堆中的冷却剂失水事故时当一回路压力低于5.88Mpa向一回路注入浓度
16g/kg的硼酸，淹没堆芯，硼酸体积4*50共200m3，非能动设计，靠安注箱与一回路的压力差顶开止回阀即可。
5）应急注硼系统
应急注硼系统设有四个回路，只要有一个回路可用即可实现50％的设计功能，在发生未能紧急停堆得预期瞬变时向一回路快速注入浓度40g/kg的硼酸，快速升高一回路硼酸浓度，将反应堆转入次临界，在发生蒸汽发生器传热管破裂事故,时向稳压器注入浓度40g/kg的硼酸溶液，快速降低一回路压力，减小一二回路压差，降低一回路向二回路的泄露。泵组供电等级，交流0.4kV，功率160kW。
6）核岛设备冷却水系统
核岛设备冷却水系统设有四个回路，只要有一个回路可用即可实现100％的设计功能，为所有安全系统的泵组、电机提供冷却水。泵组供电等级，交流6kV，功率250kW。
7）核岛设备工艺水系统
核岛设备工艺水系统设有四个回路，只要有一个回路可用即可实现100％的设计功能，将核岛设备冷却水系统的热量导出至最终热阱海水，在超设计地震并伴随重要厂房火灾时为自动喷淋消防水系统提供海水作消防喷淋用，系统取水来自前池，前池设计蓄水量可以保证4台机组停堆并冷却至冷态。泵组供电等级，交流0.4kV，功率132kW；
8）蒸汽发生器应急给水系统
蒸汽发生器应急给水系统设有四个回路，只要有一个回路可用即可实现100％的设计功能，在蒸汽发生器失去正常给水和应急给水时，为蒸汽发生器提供应急给水，泵组供电等级，交流6kV，功率800kW；
9）一回路事故排气系统
在发生堆芯熔化的超设计事故时，打开一回路事故排气系统的阀门，将一回路各处聚集的气体排放至泄压箱，与稳压器安全阀一起作用，在压力容器熔穿之前将一回路压力降低至1Mpa以下。
(3)超设计基准事故后的缓解设施
1）安全壳
田湾核电站反应堆安全壳为双层安全壳，内层安全壳为带有半球形圆顶和混凝土加固底座的圆柱形结构。安全壳内表面使用碳钢板焊接的衬层提供密封。内层安全壳总体积为84000 m3，净容积为69170 m3。安全壳内直径为 44.0 m，圆顶部墙的厚度1.0 m，圆柱部分1.2 m。外层安全壳是带有半球形圆顶的重混凝土结构，厚度为0.6 m。内、外层安全壳之间空间达到1.8m。所有贯穿安全壳的管道均固定在内层安全壳的墙内并与钢衬里焊在一起。所有贯穿安全壳的管道都将装有隔离阀。通过设备闸门、人员闸门和应急闸门进入安全壳内部。内层安全壳的设计压力为0.50 MPa 、设计温度为150摄氏度，24小时内内层安全壳向外层安全壳的空间设计泄漏率小于安全壳内空气质量的0.2 %。
2）移动式柴油发电机
移动式0.4kV柴油发电机，需要时移动到1#机组控制厂房厂房外部，用电缆连接到第7安全通道400v工作段母线，给第7安全通道400v应急段供电，实现部分重要阀门的供电。
3）安全壳燃氢系统
在安全壳内适当空间布置了44个非能动氢气复合器。在超设计基准事故中，用于将氢浓度维持在一定水平，以防止大范围（与安全壳主隔间的尺寸可比）内氢气的快速燃烧和爆炸。
4）堆芯捕集器
堆芯捕集器设置在反应堆压力容器的下部，在发生堆芯损坏的严重事故的情况下，用于接收、冷却堆芯、堆内构件以及压力容器的熔化物，减轻超设计基准事故的后果，防止高温、高化学活性的堆芯熔化物对安全壳造成破坏，维持最后一道安全屏障的完整性。堆芯捕集器属安全4级，抗震1级设备。
堆芯捕集器的具体功能表现为：
?在反应堆压力容器发生断裂、变形，但堆芯熔化物未流出压力容器之前，支撑压力容器底部；
?保护反应堆竖井及堆芯捕集器部件不受堆芯熔化物的热力机械破坏；
?接收、存放堆芯、堆内构件以及反应堆金属构件的液态、固态熔化物；
?保证堆芯熔化物稳定地向冷却水导出热量，以及熔融物冷却；
?将熔融物限制在确定的边界之内；
?保证熔融物的次临界度；
?保证向水泥竖井供给冷却水，以及导出蒸汽；
?减少向安全壳内空间的放射性物质排放；
?减少氢气产生量；
?保证水泥竖井内的结构部件所受热应力以及静态、动态应力不超过最大值。
二、在地震叠加海啸模式下田湾核电站的响应
1、田湾核电站在安全停堆地震下的响应
田湾核电站设计基准地震为峰值水平加速度0.1g，安全停堆地震为峰值水平加速度0.2g。一回路、专设安全设施、应急柴油发电机组及相关支持系统等的抗震设计都为一级，即能够承受峰值水平加速度0.2g的地震。反应堆保护设计在峰值水平加速度达到0.1g时会产生自动停堆信号停堆。
设计地震后厂用电可能由外电源提供，如果地震导致外电源丧失，将由四台应急柴油发电机带厂用负荷运行，柴油机全部无法启动时属于超设计事故，在下一节中专门分析。地震如果没有导致一二回路故障或者事故发生，按照田湾核电站《防地震应急预案》和跳堆事故的处理过程处理，由于蒸汽发生器主蒸汽阀组下游的管线不抗设计地震，因此一回路的冷却将靠自然循环开式进行，即应急给
水——蒸汽发生器——大气释放阀——大气，补给水系统水箱的水装量足够将反应堆装置冷却到余热导出系统接入一回路，之后一回路的余热导出和长期冷却将由余热导出系统来完成。如果一二回路有故障或者事故发生，将进入相应的事故处理规程，引导机组进入安全状态。
2、电站失去全部交流电源事故下的响应
《田湾核电站最终安全分析报告》15.3超设计基准事故一章中专门对核电站丧失最终热阱这一超设计事故进行了分析，而丧失所有交流电源8h或者24小时，属于丧失最终热阱事件中最极端的情况，在这种情况下，堆芯只能依靠一回路和蒸汽发生器中的存水进行冷却。因此设计院针对这种假设始发事件进行了事件序列分析和热工水力计算。
计算结果表明：对于田湾核电站完全丧失交流电源的超设计事故，在全厂断电8小时内，反应堆压力容器的完整性没有受到破坏；在全厂断电24小时内，8小时45分钟时压力容器失效，熔融物掉落在堆腔内。
堆芯熔化甚至压力容器熔穿以后，熔融物将落入堆芯捕集器，堆芯捕集器内安装有换热器，换热器内的硼酸来自堆内构件检查井的储存水和乏燃料水池内的上层水，充水用的电动阀门供电来自蓄电池带的交流母线或者第七台移动式柴油发电机。但是当上述存水用完以后，必须使用JMN20重新给堆内构件检查井和乏燃料水池补水，因此在这段时间内必须尽快恢复柴油机和6kV母线的供电。
堆芯熔化产生的大量氢气积聚在反应堆厂房内，将由安全壳消氢系统复合除去，这将有效降低氢气浓度，减少氢爆风险。该系统是非能动系统，不需要供电。
由于堆芯捕集器能够将堆芯熔融物固定在堆芯捕集器内，而且安全壳消氢系统能够降低安全壳内的氢气浓度，避免发生氢爆，在发生失去所有交流电源的情况下，放射性物质将被包容在安全壳内，不会向环境释放，对环境和公众不会造成影响。
核工业基本知识复习题
核工业基本知识复习题 是非题 一、核能基础知识 1.核能是一种可持续发展的能源，通过几十年经验总结证明，核能是安全、 （＋）经济、干净的能源。 2.核能是一种可持续发展的能源，其优越性是干净、经济、负荷因子高和功 （＋）率调节能力强。 3.核电站具有安全、经济、负荷因子高和污染少等优点。（+ ） 4.我国目前投入商业运行的核电站都是轻水堆型。（－） 5.核能是原子核内部的化学反应释放出来的能量。（—） 6.核能是由质量转换出来的，符合爱因斯坦的著名公式E=mc2。（＋） 7.核电是释放核子内部能量来发电的，目前释放核子能的方法是裂变。（＋） 8.我国当前核电站的主要堆型是轻水压水堆。（＋） 9.我国压水堆核电站中所使用的冷却剂和载热剂也是降低裂变的中子能量 （＋）的慢化剂。 10.核电站的类型是由核反应堆堆型确定的，目前世界上的核电站堆型仅有轻 （—）水堆、重水堆。 11.核岛是发生核裂变并将核能变为热能的场所。（＋） 12.核电站的常规岛就是常规的火电站。（—） 13.核电站主要由核岛、常规岛和辅助设施组成。（＋） 14.核电站按冷却剂分类有水堆、气堆、液态金属堆和熔盐堆。（+） （＋）15.核电安全的三道安全屏障指的是核燃料元件包壳、一回路压力边界和安全 壳。 16.秦山一期核电站反应堆是用轻水作为慢化剂和冷却剂的。（＋） 17.铀－235链式裂变反应是核能发电的物理基础。（＋） 18.秦山三期核电站反应堆是用重水作为慢化剂，轻水作为冷却剂的。（—） 19.全世界当前拥有的核电站数量已超过400座。（＋） 20.当前核电站单机容量最大的核电站是重水堆核电站。（—） 21.目前大部分压水堆核电站的燃料棒包壳由锆合金管制成。（＋） 22.压水堆核电站中的蒸汽发生器其主要作用是将一回路高温高压的水转变（＋）
压水堆核电站和沸水堆核电站的区别1
压水堆核电站和沸水堆核电站的区别 此次日本发生泄露的核电站为沸水堆，我国运行的核电站均为压水堆，无沸水堆。 说一下压水堆和沸水堆的区别。 简单点说就是一点区别：沸水堆的热交换只有一个回路，堆芯加热冷却水直接驱动汽轮机；压水堆的热交换有两个回路，堆芯加热冷却水，冷却水通过蒸汽交换器产生蒸汽驱动汽轮机。带来的后果有两个： 1、沸水堆驱动汽轮机的蒸汽有放射性，一旦泄露很麻烦 2、沸水堆蒸汽回路的压力较小，所以整个蒸汽回路的抗压能力小于压水堆 BWR-沸水堆，PWR-压水堆。 沸水堆核电站工作流程是：冷却剂（水）从堆芯下部流进，在沿堆芯上升的过程中，从燃料棒那里得到了热量，使冷却剂变成了蒸汽和水的混合物，经过汽水分离器和蒸汽干燥器，将分离出的蒸汽来推动汽轮发电机组发电。由于冷却剂会沸腾成为蒸汽去推动汽轮机，因此堆芯内冷却剂不断的被消耗，必须由给水系统不断的补充水，水从汽轮机处冷凝得来，由泵送回堆芯内。由主泵提供动力保证一回路内冷却剂的流动使堆芯内热量分布均匀，并能充分带走燃料棒的热量。 由于堆芯顶部要安装汽水分离器等设备，故控制棒需从堆芯底部向上插入。在插入过程中，平均反应性逐渐降低，但是功率峰逐渐向燃料组件顶部靠拢，因此。在插入过程中，燃料组件顶部的温度可能是升高的。 现在来说福岛遇到的问题。由于丧失厂内电和厂外电，泵全挂，无法对堆芯内失去的冷却剂进行补充，导致堆内水位降低。使燃料组件裸露，此时失去冷却剂的保护，燃料棒温度肯定是骤然升高，此为一。同时有传言说福岛电站的燃料棒没有插到位，堆没有完全停下。那么，可能的原因是在由于电力丧失或者机械故障燃料棒行走不到位。由于沸水堆是从堆芯底部向上插棒，那么一旦丧失动力，就会停在中间某处，使燃料棒上部反应性很大，处于高功率状态，温度也较高。这样就会加剧燃料棒上部失去冷却剂后的恶劣情况，此为二。现在把一和二结合起来看，就知道福岛面临很严峻的燃料组件烧毁的风险。 此时听到传言说福岛电站用人命去填，手动把控制棒顶上去了。如果属实，则反应性消失。面临的问题是余热导出。总的来说，估计是实现了停堆的，不管是自动顶到底还是用人命去顶的。如果堆没有停下，那早就烧融了。刚开始冷却的时候，福岛电站不打算用海水淹没，企图日后恢复再生产，主要的方法是重启泵。 后来估计是失败了，就自己带了水来淹堆。但是供水能力大概是赶不上蒸发能力，所以始终无法阻挡燃料组件露出水面的结局。听说是总比燃料组件低50cm。这样，本来燃料组件上部温度就比其他部分高，自然出现熔融就更快，而且高温下水与锆合金反应生成了氢气。当包壳材料损毁后，裂变产物进入堆内水中和蒸汽中，有扩散的危险，当然蒸汽中的放射性产物是较少的。由于福岛电站在不断的往堆内注水，使得堆内的蒸汽压力越来越高，为了防止超压爆裂，只
第七章 压水堆核电站的二回路系统及设备
第七章压水堆核电站的二回路系统及设备 7.1 主蒸汽系统 主蒸汽系统将蒸汽发生器产生的新蒸汽输送到主汽轮机和其他用汽设备及系统。与主蒸汽系统直接相关的设备是：主汽轮机高压缸、汽轮机轴封系统(CET)、汽水分离再热器(MSR)、蒸汽旁路排放系统(GCT)、主给水泵汽轮机(APP)、辅助给水泵汽轮机(ASG)、除氧器(ADG)和蒸汽转换器(STR)。 三台蒸汽发生器顶部引出的三根外径为Φ812.8mm主蒸汽管，分别穿过反应堆厂房(安全壳)；进入主蒸汽隔离阀管廊，并以贯穿件作为主蒸汽管在安全壳上的锚固点。穿过主蒸汽隔离阀管廊后进入汽轮机厂房，然后合并为一根外径为Φ936mm的公共蒸汽母管，再将蒸汽引向各用汽设备和系统。如图7.1所示。 在主蒸汽隔离阀管廊中的每根主蒸汽管道上装有一个主蒸汽隔离阀，其下游安装了一个横向阻尼器。主蒸汽隔离阀上游的管道上装有7只安全阀，一个大气排放系统接头和一个向辅助给水泵汽轮机供汽的接头。大气排放系统接头和辅助给水泵汽轮机供汽接头之所以要接在主隔离阀的上游，是考虑到当二回路故障蒸汽隔离阀关闭时大气排放系统和辅助给水系统还能工作。 在主蒸汽隔离阀两侧还接有一条旁路管，其上装有一个气动隔离阀，在机组启动时平衡主蒸汽隔离阀两侧的蒸汽压力，并在主蒸汽管暖管时提供蒸汽。 在汽轮机厂房内，从蒸汽母管上引出四根Φ631mm的管道与主汽轮机的四个主汽门相连，向汽轮机高压缸供汽。此外，从蒸汽母管两头还引出二条通往凝汽器两侧的蒸汽旁路排放总管。管上各引出6条通往凝汽器的蒸汽排放管，去主给水泵汽轮机、除氧器、蒸汽转换器、汽水分离再热器和轴封的供汽管。两条蒸汽排放总管由一根平衡管线连接在一起。 (1)主蒸汽隔离阀 主蒸汽隔离阀为对称楔形双闸板闸阀。正常运行时全开，但在收到主蒸汽管线隔离信号后能在5秒内关闭。 隔离阀的执行机构是一个与氮气罐相连的液压缸。氮气进入液压缸活塞的上部，其名义bar a。氮气的膨胀力使隔离阀关闭。为开启阀门，设有一套汽动油压泵液压系压力为198. bar a液压油进入液压油缸活塞的下部，克服氮气的压力和开启阻统，产生名义压力为329. 力使阀门开启，见图7.2。快速关阀是由快速排泄液压油缸活塞下部的油液实现的。 控制分配器用于关闭主蒸汽隔离阀。它们由电磁阀操纵。当电磁阀通电时，分配器开启，将液压油缸活塞下部的液体通过常开隔离阀排出，主蒸汽隔离阀在氮气压力作用下迅速关闭。两条排油管线是冗余的，单独一条管线就足以使阀门在5秒内关闭。
压水堆核电站组成资料
压水堆核电站组成 上一条新闻核安全名词解释下一条新闻核电站的控制调节与安全保护 enterlsb转载|栏目：电力规范| 2007-08-06 23:12:09.42 | 阅读433 次 压水堆核电站由压水堆、一回路系统和二回路系统三个主要部分组成。 2-1 压水堆主要部件 2-1-1 堆芯 堆芯结构是反应堆的核心构件，在这里实现核裂变反应，核能转化为热能；同时它又是强放射源。因此堆芯结构的设计是反应堆本体结构设计的重要环节之一。 压水堆堆芯由若干个正方形燃料组件组成，这些组件按正方形稠密栅格大致排列成一个圆柱体。用富集度为2%—4.4%的低富集铀为燃料。所有燃料组件在机械结构和几何形状上完全一致，以简化装卸料操作和降低燃料组件制造成本。燃料组件采用17×17根棒束，其中除少数插花布置的控制棒导向管外都是燃料棒。棒束外面无组件盒，以减少中子俘获损失和便于相邻组件水流的横向交混。图2—1（a）表示压水堆堆芯横剖面图，图2—1(b)表示压水堆燃料组件。 图2-1(a) 压水堆堆芯横剖面图
图2-1(b) 压水堆燃料组件 燃料棒的芯体由烧结的二氧化铀陶瓷芯块叠置而成。烧结二氧化铀的耐腐蚀性、热稳定性和辐照稳定性都好，能保证为经济性所要求的>50000MW.d/tu的单棒最大燃耗深度。燃料棒包壳采用吸收中子少的锆合金以降低燃料富集度。燃料棒全长2.5—3.8M，用6—11个镍基合金或锆合金制的定位格架固定其位置。定位格架燃料组件全长按等距离布置以保持燃料棒间距并防止由水力振动引起的横向位移。 堆芯一般分为三区，在初始堆芯中装入三种不同富集度的燃料，将最高富集度的燃料置于最外区，较低富集度的两种燃料按一定布置方式装入中区和内区，以尽量展平中子通量。第一个运行周期由于全部都是新燃料而比后备反应性在运行周期间将随着可燃物的消耗逐渐释放出来。第一个运行周期的长度一般为1.3—1.9年。以后每年换一次料，将1/3或1/4堆芯用新燃料替换，同时将未燃尽的燃料组件作适应的位置倒换以求达到最佳的径向中子通量分布，倒换方案由燃料管理设计程序制定。通常将新燃料装入最外区，将辐照过的燃料移向中心，称由外向内换料方案。由于辐照过燃料组件的放射性水平极高，所有装卸料操作均在水屏蔽层以下进行。为换料一般需要停堆3—4周，可利用这个时间进行汽轮发电机组及其它设备的检修，压力容器和蒸汽发生器在役检查工作。 为了确保燃料元件的安全，在运行中要严格限制核电站的负荷变化速率〈每分钟5%额定功率〉，用化学与容器控制系统和取样系统对冷却剂水质进行净化，PH值、氧、氢、氯、氟、硼、酸、锂-7等含量的控制及监测，并加强对燃料包壳完整性的监督。 2-1-2 控制棒组件
压水堆基础思考题
一回路复习题 绪论概述 1.简述压水堆核电站的基本组成。 答：以压水堆为热源的核电站。主要由核岛（NI），常规岛（CI），电站配套设施（BOP）三大部分组成。 （1）核岛：蒸汽发生器、稳压器、主泵和堆芯等四大部件。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。 （2）常规岛：主要包括汽轮发电机组、变压器、冷凝器、加热器、主给水泵及二回路系统等，其形式与常规火电厂类似。 （3）电站配套设施：除核岛和常规岛以外的配套建筑物、构筑物及其设施的统称。 2.压水堆核电站如何将核能转化为电能？ 答：压水堆核电站将核能转变为电能的过程分为四步，在四个主要设备中实现的。 （1）反应堆：将核能转变为热能（高温高压水作慢化剂和冷却剂）； （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给水，使其变为饱和蒸汽，在此只进行热量交换，不进行能量的转变； （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。 3.核岛厂房主要有哪些？分别布置哪些系统？ 答：核岛厂房主要有反应堆厂房（RX1、RX2），燃料厂房（KX），核辅助厂房（NX），电气厂房（LX）。分别布置的系统有： （1）反应堆厂房又称安全壳，其内主要有反应堆和其他一回路主要设备以及部分专设安全系统和核辅助系统设备。 （2）燃料厂房是一个平顶方形混凝土结构，其内主要有乏燃料水池，用以贮放堆芯中卸出的乏燃料。 （3）核辅助厂房为两机组共用。厂房呈矩形，主要布置核辅助系统（如化学容积控制系统、硼和水补给系统等）、废物处理系统及部分专设安全系统设备。 （4）电气厂房布置有主控室和各种仪表控制系统及供配电设备。 4.常规岛主要有哪些厂房？分别布置哪些系统？ 答：常规岛厂房主要由汽机厂房和辅助间（1MX 2MX）及联合泵站（1PX 2PX）所组成。汽机厂房布置有二回路及其辅助系统的主要设备，如汽轮机、发电机、冷凝器、除氧器、给水泵等。毗邻的建筑物还有通风间、润滑油传送间、主变压器区等。联合泵站位于循环冷却水（海水）的取水口处，其内主要设置循环水泵和旋转滤网，为汽轮机组的冷凝器提供冷却水源（海水）。 5.厂房及房间的识别符号如何定义？ 6.设备的识别符号如何定义？ 答：答： 7.工程图纸的识别符号如何定义？ 答： 第一章反应堆结构 1.压水型反应堆由哪几大部分组成？ 答：反应堆的组成：由堆芯、压力容器、堆内构件和控制棒驱动机构等四部分组成。 2.堆芯内有多少束燃料组件？试述燃料组件的组成？ 答：堆芯有157各结构完全相同的燃料组件。燃料组件的组成：由骨架和燃料棒组成，呈17×17正方形栅格排列，总共有289个栅格，其中264个装有燃料棒；24个装有控制棒导向管，它们为控制棒的插入和提出导向；1根通量测量管位于组件中心位置，为机组运行过程中测量堆芯内中子通量的测量元件提供通道。 3.控制棒组件按材料和功能各如何分类？其作用如何？ 答：按材料分类：（1）黑棒组：由24根吸收剂棒组成，吸收能力强；（2）灰棒组：由8根吸收剂棒和16根不锈钢棒组成，吸收能力弱。 按功能分类：分为功率调节棒、温度调节棒和停堆棒三类，每类又分为若干组。正常运行时，功率调节棒位于机组功率对应的棒位高度，用于调节反应堆功率；温度调节棒在堆芯上部一定范围移动，用于控制冷却剂温度的波动；停堆棒用于事故紧急停堆，正常运行时提出堆外。
我国压水堆核电站与日本沸水堆核电站的比较..
我国压水堆核电站与日本沸水堆核电站的比较 一、中国核电站和日本福岛第一核电厂在安全设计方面的区别 1.日本福岛核电站背景资料 1.1 日本核电站的堆型及其分布 1.2 福岛核电站 日本福岛县的核电站有福岛第一核电站和福岛第二核电站，它们都由东京电力公司负责运营。福岛核电站是目前世界上最大的核电站，位于日本福岛工业区，由福岛一站、福岛二站组成，共10台机组（一站6台，二站4台），均为沸水堆。其中福岛一站1号机组于1971年 3月投入商业运行，二站1号机组于1982年4月投入商业运行。
福岛第一核电站 福岛第二核电站 1.3 福岛核电站其他信息 2011年2月7日，东京电力公司和福岛第一原子力发电所刚刚完成了一份对于福岛一站一号机组的分析报告，指出这一机组已经服役40年，出现了一系列老化的迹象，包括原子炉压力容器的中性子脆化，压力抑制室出现腐蚀，热交换区气体废弃物处理系统出现腐蚀，并为其制定了长期保守运行的方案。福岛核电站1号机组已经满了40年的使用寿命，该机组原本计划延寿20年，到2031年退役。 2、沸水堆与压水堆的差异 2.1沸水堆简介 沸水堆核电站属于轻水堆堆型中的一种，沸水堆核电站工作流程是：冷却剂（水）从堆芯下部流进，在沿堆芯上升的过程中，从燃料棒那里得到了热量，使
冷却剂变成了蒸汽和水的混合物，经过汽水分离器和蒸汽干燥器，将分离出的蒸汽来推动汽轮发电机组发电。 根据国际核电协会统计，全球正在运行的反应堆一共有426个。其中轻压水堆258座占比约为61%，重压水堆约为41座占比10%，沸水堆为92座占比约为22%。沸水堆比例相对较小；从建设期来看，压水堆在80年代后被选用作实施的数量远超过沸水堆技术，体现了其更高的安全性能。中国目前建成和在建的所有核电站均使用压水堆技术。从技术上来看，中国发生此类核泄漏事故的风险较小；同时核电技术正在不断升级：核电技术已经经历了一代到二代再到改善型二代的过程。对安全性的诉求成为了推动核电技术不断发展的重要动力。 2.2沸水堆工作原理及主要特点 沸水堆系统示意图 沸水堆所用的燃料和燃料组件与压水堆相同。铀制成的核燃料在压水堆“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。沸水堆与压水堆不同之处在于冷却水保持在较低的压力（约为70个大气压）下，水通过堆芯变成约285℃的蒸汽，并直接被引入汽轮机。所以，沸水堆只有一个回路，省去了容易发生泄漏的蒸汽发生
压水堆核电站工作原理简介
压水堆核电站工作原理简介 核反应堆是核电动力装置的核心设备，是产生核能的源泉。在压水反应堆中，能量主要来源于热中子与铀-235核发生的链式裂变反应。 裂变反应是指一个重核分裂成两个较小质量核的反应。在这种反应中，核俘获一个中子并形成一个复合核。复合核经过很短时间（10-14s）的极不稳定激化核阶段，然后开裂成两个主要碎片，同时平均放出约2.5个中子和一定的能量。一些核素，如铀-233、铀-235、钚-239和钚-241等具有这种性质，它们是核反应堆的主要燃料成分。铀-235的裂变反应如图1.3-1所示。 对于铀-235与热中子的裂变反应来说，目前已发现的裂变碎片有80多种，这说明是以40种以上的不同途径分裂。 在裂变反应中，俘获1个中子会产生2～3个中子，只要其中有1个能碰上裂变核，并引起裂变就可以使裂变继续进行下去，称之为链式反应。 由于反应前后存在质量亏损，根据爱因斯坦相对论所确定的质量和能量之间的关系，质量的亏损相当于系统的能量变化，即ΔE＝Δmc2。对铀-235来说，每次裂变释放出的能量大约为200Mev（1兆电子伏=1.6×10-13焦耳）。这些能量除了极少数（约2％）随裂变产物泄露出反应堆外，其余（约98％）全部在燃料元件内转化成热能，由此完成核能向热能的转化。 水作为冷却剂，用于在反应堆中吸收核裂变产生的热能。高温高压的一回路水由反应堆冷却剂泵送到反应堆，由下至上流动，吸收堆内裂变反应放出的热量后流出反应堆，流进蒸汽发生器，通过蒸汽发生器的传热管将热量传递给管外的二回路主给水，使二回路水变成蒸汽，而一回路水流出蒸汽发生器后再由反应堆冷却剂泵重新送到反应堆。如此循环往复，形成一个封闭的吸热和放热的循环过程，构成一个密闭的循环回路，称为一回路冷却剂系统。 蒸汽发生器产生的饱和蒸汽由主蒸汽管道首先送到汽轮机的高压阀组以调节进入高压缸的蒸汽量，从高压阀组出来的蒸汽通过四根环形蒸汽管道进入高压缸膨胀做功，将蒸汽的热能转变为汽轮机转子旋转的机械能。在膨胀过程中，从高压缸前后流道不同的级后抽取部分蒸汽分别送入高压加热系统和辅助蒸汽系统。高压缸的排气一部分送往4号低压加热器用于加热凝结水，大部分通过四根管道排往位于低压缸两侧的四台汽水分离再热器，在这里进行汽水分离，并由新蒸汽对其进行再热。从汽水分离再热器出来的过热蒸汽经四根管道送入四台低压缸内膨胀做功，从四台低压缸前后流道抽取部分蒸汽分别送往3号、2号和1号低
(完整word版)我国核电发展现状及未来发展趋势
一、我国核电发展现状： 在党中央、国务院地正确领导下，我国核电经过多年地发展，取得了显著成绩.核电设计、建设和运营水平明显提高，核电工业基础已初步形成.经过起步和小批量两个阶段地建设，目前形成了浙江秦山、广东大亚湾和江苏田湾三个核电基地.在浙江、广东两省，年核发电量均超过本省总发电量地，核电成为当地电力供应地重要支柱.当前我国运行地核电有台机组、万千瓦发电运行，占全国发电装机总容量地左右，分别是秦山核电站、秦山二期核电站及扩建工程、秦山三期核电站，广东大亚湾核电站、广东岭澳核电站一期和江苏田湾核电站一期.文档收集自网络，仅用于个人学习 目前建设中核电站：广东：岭澳核电站二期、阳江核电站、台山核电站一期；辽宁：红沿河一期；福建：宁德核电站一期、福清核电站；浙江：秦山核电站一期扩建工程、三门核电站；山东：海阳核电站一期、石岛湾核电站.文档收集自网络，仅用于个人学习筹建中地核电站：湖南：桃花江核电站；湖北：大畈核电站；江西：彭泽核电站；海南：昌江核电站一期；广东：陆丰核电站、海丰核电站；广西：红纱核电站；辽宁：徐大宝核电站、东港核电站；重庆：涪陵核电站；四川：三坝核电站；浙江：龙游核电站；安徽：芜湖核电站、吉阳核电站；吉林：靖宇核电站；湖南：小墨山核电站；河南：南阳核电站；福建：漳州核电站、三明核电站.文档收集自网络，仅用于个人学习 秦山一期核电站已经安全运行年，在年结束地第七个燃料循环中创造了连续安全运行天地国内核电站最好成绩，年世界核电运营者协会（）九项性能指标中，秦山核电站有六项指标达到中值水平，其中三项指标达到世界先进水平.秦山二期国产化核电站全面建成投产，实现了我国自主建设商用核电站地重大跨越，比投资美元千瓦，国产化率，经受住了初步运行考验，表现出了优良地性能，实现了较好地经济效益和社会效益.秦山三期重水堆核电站提前建成投产，实现了核电工程管理与国际接轨，创造了国际同类型核电站地多项纪录.广东大亚湾核电站投运十几年来，保持安全稳定运行，部分运行指标达到国际先进水平，取得了较好地经济效益.广东岭澳核电站也已经全面建成投产并取得良好地运行业绩.江苏田湾核电站号机组正在调试过程中.年月日，国务院批准建设广东岭澳核电站二期工程、浙江三门核电站一期工程.总之，中国核电在技术研发、工程设计、设备制造、工程建设、项目管理、营运管理等方面，具备了相当地基础和实力，为加快发展积累了经验、奠定了坚实地基础.加快核电发展地时机已经成熟，条件基本具备.文档收集自网络，仅用于个人学习、核电设计.我国核工业拥有一支专业配置齐全、知识和年龄结构较为合理地核电研究设计队伍,形成了设计管理和接口控制程序以及质量管理体系；掌握了一些国外核电成熟地设计技术；能自主设计建设万千瓦和万千瓦压水堆核电站，也具备了以我为主、中外合作设计建设百万千瓦级压水堆核电站地能力.中国核工业集团公司组织有关核电设计院，开展了国产化百万千瓦级压水堆核电机组地设计工作，目前初步设计已经完成，进入初步设计审查阶段. 文档收集自网络，仅用于个人学习 、核电技术研发.我国核工业建立了专业齐全地核科研体系，培养了一支水平较高地核电科研队伍，已建成了具有国际水平地大型核动力技术试验基地，各种试验台架、科研设施齐全，具备了较强地自主开发能力和消化吸收国外先进技术地能力，基本上可以满足自主设计地需要，为核电技术进步和后续发展提供了有力保证.在设计技术研究工作中，解决了核电站工程设计地许多技术难点，初步形成了较为完善地核电工程设计分析地骨干程序系统.初步形成了一套先进反应堆设计方法和试验验证手段，提高了我国先进压水堆设计开发地能力.目前我国正在立足自主开发第三代、第四代核电关键技术. 文档收集自网络，仅用于个人学习 、核电工程建设管理.目前开工建设地核电项目，无论是国产化项目，还是中外合作地项目，都建立了规范地法人治理结构，项目业主对核电站建设和运营全面负责.在工程项目
压水堆核电站主回路管道窄间隙自动焊工艺研究(精)
摘要: 压水堆核电站主回路管道是超低碳奥氏体不锈钢大厚壁管道,在高温、高辐射的环境下服役,对焊接质量要求非常高。 我国目前核电站主回路管道焊接采用宽坡口焊条电弧焊工艺,焊接一道焊口需要两名高级焊工焊接一个月,焊接周期长、效率低、劳动强度高。为了缩短焊接时间,提高焊接质量和效率,核工业工程研究设计有限公司通过引进先进的焊接设备,开展了一系列焊接工艺试验,确定了窄间隙坡 口型式和与之配套的焊接工艺参数,并按照RCC-M 标准进行了焊接工艺评定, 评定结果全部符合标准要求。因此,压水堆核电站主回路管道采用窄间隙自动焊工艺是可行的,且具有显著优势。关键词: 核电站;主回路管道;窄间隙;焊接工艺评定中图分类号: TG409文献标识码:B 文章编号: 1001-2303(201008-0021-07第40卷第8期2010年8月 Vol.40No.8Aug.2010 Electric Welding Machine 王海东,任伟,裴月梅,陈 明 (核工业工程研究设计有限公司,北京101601 Research on narrow-gap GTA welding of PWR nuclear power plant primary piping WANG Hai-dong ,REN Wei ,PEI Yue-mei ,CHEN Ming
(Nuclear Industry Research And Engineering Co.,Ltd.,Beijing 101601,China Abstract :PWR primary piping is a large thick-walled ultra-low carbon austenitic stainless steel pipe , working under high temperature and radiation environment ,so high welding quality is required.Currently ,China's nuclear power plant primary pipe welding is implemented through SMAW-welding process with wide groove , and to finish a weld usually need two senior welder weld more than one month.So the welding cycle is long ,inefficiency and needed high labor intensity.To shorten the welding cycle and improve the welding quality and efficiency.An advanced welding equipment introduced by Nuclear Industry Engineering Research and Design Co.,Ltd.,after a series welding process tests ,we determined the narrow gap groove patterns and the corresponding welding parameters.And in accordance with the RCC-M standard , we carried out the welding procedure qualification ,and all the evaluation results meet the standards.Therefore ,using narrow gap welding process in the primary piping of PWR nuclear power plant is feasible and has a significant advantage than hand-welding process. Key words :nuclear power plant ;primary piping ;narrow gap ;welding procedure qualification 收稿日期:2010-07-20 作者简介:王海东(1982—,男,山西孝义人,工程师,学士,主 要从事核电焊接工艺的研究工作。 0前言
压水堆核电站反应堆压力容器金属材料概述
压水堆核电站反应堆压力容器金属材料概述压水堆核电站反应堆压力容器是在高温、高压流体冲刷和腐蚀，以及强烈的中子辐照等恶劣条件下运行的，因此ASME规范第Ⅺ卷要求，反应堆压力容器应采用优质材料、严格制造工艺、完善的试验和检查技术，且在服役期间必须定期进行检查。 1.反应堆压力容器结构和作用 功率在1000MW及以上的普通压水堆核电站反应堆压力容器设计压力高达17MPa，设计温度在350℃左右，直径近5m，厚度超过20cm，有的单件铸锭毛重达500多吨，设计寿命至少要求40年。因为其体积庞大，不可更换，所以压力容器的寿命决定了核电站的服役年限。压水堆压力容器是由反应堆容器和顶盖组成，前者由下法兰(含接管段)、简体和半球形下封头组焊而成，顶盖由半球形上封头和上法兰焊接组成(或者为一体化顶盖)。上下法兰面之间用两道自紧式空心金属(高镍耐蚀合金Im718或18—8钢)“0”形环密封。为了避免容器内表面和密封面腐蚀，在压力容器内壁堆焊有大于5mm厚的不锈钢衬里。为防止外表面腐蚀，压力容器外表面通常涂漆保护。 2.反应堆压力容器材料的发展史 压水堆反应堆压力容器材料一般都是在工程上成熟的材料基础上改进而成的。美国第一代压水堆核电站反应堆压力容器材料用的是具有优良工艺稳定性、焊接性和强度较好的锅炉钢A212B(法兰锻件为A350LFs)，由于A212B钢淬透性和高温性能较差，第二代改用Mn-Mo 钢A302B (锻材为A336)，该钢中的Mn是强化基体和提高淬透性的元素，它能提高钢的高温性能及降低回火脆性。随着核电站向大型化发展，压力容器也随之增大和增厚，A302B钢缺口韧性差的不足就逐渐显露出来，为保证厚截面钢的淬透性，使强度与韧性有良好的配合，20世纪60年代中期又对A302B钢添加Ni，改用淬透性和韧性比较好的Mn-M-Ni钢A533B (锻材为A508一Ⅱ钢)。并以钢包精炼、真空浇铸等先进炼钢技术提高钢的纯净度、减少杂质偏析，同时将热处理由正火+回火处理改为淬火+回火的调质处理，使组织细化，以获得强度、塑性和韧性配合良好的综合性能。与此同时，由于壁厚增加和面对活性区的纵向焊缝辐照性能差，所以将压力容器由板焊接结构改为环锻容器，材料采用A508一Ⅱ钢。它曾盛行一时，但自1970年西欧发现A508一Ⅱ钢堆焊层下有再热裂纹之后，又发展了A508一Ⅲ钢。 A508一Ⅲ钢是在A508一Ⅱ钢基础上，通过减少碳化物元素C、Cr、Mo、V的含量，以减少再热裂纹敏感性，使基体堆焊不锈钢衬里后，降低产生再热裂纹的倾向。为弥补因减少淬透性元素而降低的强度和淬透性，特增加了A508一Ⅲ钢中的Mn含量。因锰易增大钢中偏析，故又降低了磷、硫含量。硅在上述钢中是非合金化元素。有增加偏析、降低钢的塑、韧性的倾向，其残存量以偏低为好。厚截面的A508-Ⅲ钢淬火后，基体组织是贝氏体，当冷却速度不足时，将出现铁素体和珠光体，这种组织较贝氏体粗大，对提高强度和韧性不利，所以反应堆压力容器用钢要求采用优化的调制热处理工艺。 俄罗斯的反应堆应力容器用的材料不是Mn-Mo-Ni钢而是Cr-M0-V以及Cr-Ni-Mo-V钢。该钢已分别用在俄罗斯及东欧的VVER-440和VVER-l000压水堆上以及我国的田湾核电站
压水堆核电站的组成及总布置
压水堆核电站的组成及总布置 （1）反应堆厂房 –该厂房主要布置核反应堆和反应堆冷却剂系统及部分核岛辅助系统、专设安全设施系统。从结构上来讲，反应堆厂房由筏板基础，带钢衬里的圆筒形预应力钢筋混凝土安全壳及其内部结构组成。安全壳内径37m，屏蔽墙厚0.9m，总高59.4ｍ，设计压力0.52Mpa （绝对压力）。反应堆厂房内部结构布置如下： –·-3.5m放置堆芯仪表系统、安注系统、余热排出系统热交换器、化容控制系统的再生热交换器、安全壳连续通风系统及反应堆坑通风系统的风机。 –·±0.00m放置余热排出系统泵、稳压器卸压箱、安全壳的过滤净化系统过滤器、各系统管道、应急人员气闸门。 –·4.65m主要为三套蒸汽发生器、主泵和稳压器的支承楼板的隔间，放置在本层的还有安全壳过滤净化系统的风机和反应堆压力容器顶盖存放地，压力容器也通过该层。 –·8.00m层为反应堆换料水池楼板层，堆内构件存放及燃料组件倒换装置也放置在该层，进入安全壳的人员闸门也在此标高。–·20.00m层为反应堆操作大厅，有设备闸门通入。 –·反应堆压力容器占有从-3.50至8.20m的堆本体中心净空间。M310加改进型反应堆本体由压力容器、堆芯、堆内构件、堆内测量仪表和控制棒驱动机构等设备组成。
–·各层之间的交通由楼梯与电梯联系。反应堆在运行期间，一般人员不得进入；事故检修和停堆检修时，人员可经由空气闸门进入；设备闸门为安装大件设备时的进入通道，运行时封闭。 –以下简要对堆内构件进行补充说明。 （2）核辅助厂房 –由1、2号机组共用，主要布置核辅助系统及设备，厂房面积74×46m，高22m。布置（层高变化较大，仅介绍几个重要的层间）有如下系统和设备： –·±0.00m主要有上充泵、硼回收系统、废物处理系统、设备冷却水系统、电气用房。 –·5.00～8.00m主要为硼回收系统的气体分离器和蒸发器间，过滤器及除盐装置间，废气处理系统的气体衰变箱隔间、化容控制系统设备间、阀门操作间等。 –·11.50m主要为过滤器及除盐装置上部操作间，硼水制备、硼回收系统贮槽及核辅助厂房通风系统。 –·本厂房的对外出入卫生闸门设在电气厂房±0.00m层，整个厂房内各层垂直联系是通过楼梯和电梯完成。厂房为现浇钢筋混凝土结构，有放射性防护要求的房间按屏蔽要求确定墙和楼板厚度。 （3）燃料厂房 –位于反应堆厂房南侧，外轮廓尺寸46×24m，51×24m。
压水堆核电站反应堆压力容器材料概述1
压水堆核电站反应堆压力容器材料概述 李承亮,张明乾 (深圳中广核工程设计有限公司上海分公司,上海200030) 摘要 反应堆压力容器是核电站重要部件之一,综述了反应堆压力容器材料的发展历程、性能要求、在役辐照脆化、制造现状等,指出A5082Ⅲ钢具有优良的焊接性、较高的淬透性和抗中子辐照脆化性,并具有良好的低温冲击韧性和较低的无延性转变温度等优点。分析了该钢的化学成分、制造工艺与性能之间的关系,对反应堆压力容器材料国产化的实现与未来发展方向的指引有一定的参考作用。 关键词 压水堆核电站 反应堆压力容器 材料 辐照脆化Overview of Reactor Pressure Vessel Steel in PWR Nuclear Power Plant s L I Chengliang ,ZHAN G Mingqian (Shanghai Branch ,China Nuclear Power Design Company Ltd.(Shenzhen ),Shanghai 200030) Abstract Reactor pressure vessel is one of the key components to PWR nuclear power plants.The development of reactor pressure vessel steel and its performance requirements ,in 2service irradiation embrittlement ,and manufactur 2ing status ,etc are summarized.It is demonstrated that A5082Ⅲsteels have advantages such as good weld 2ability ,high hardenability and enhanced resistance to neutron irradiation damage ,as well as excellent low 2temperature impact toughness and lower transition temperature without ductility.In addition ,the relation of chemical composition and fab 2rication techniques to mechanical properties is also analyzed.This paper will provides an reference for directing the suc 2cess of the localization and f uture development of reactor pressure vessel steel to some extent. K ey w ords PWR power plant ,reactor pressure vessel ,materials ,irradiation embrittlement 李承亮:男,1982年生,助理工程师,硕士,从事核电站核岛主设备材料设计、研究以及先进核能系统研究等工作 E 2mail :licliang @https://www.360docs.net/doc/4813427806.html, 随着国家核电中长期发展规划的颁布,未来相当长时间内 我国将大力发展压水堆核电站。反应堆压力容器是在高温、高压流体冲刷和腐蚀,以及强烈的中子辐照等恶劣条件下运行的,因此在ASM E 规范第XI 卷要求,反应堆压力容器应采用优质材料、严格制造、完善的试验和检查技术,且在服役期间应定期地进行检查。SA508系列钢是随着反应堆压力容器的大型化和整体化发展起来的,适用于制造压力容器顶盖、筒体、法兰、封头等锻件,在压水堆核电站中还应用于蒸汽发生器压力壳、稳压器压力壳和主泵压力壳等部件。 1 反应堆压力容器结构和作用 功率在1000MW 及以上的普通压水堆核电站反应堆压力 容器设计压力高达17MPa ,设计温度在350℃左右,直径近5m ,厚度超过20cm ,有的单件铸锭毛重达500多吨,设计寿命至少要求40年。因为其体积庞大,不可更换,所以压力容器的寿命决定了核电站的服役年限。 压水堆压力容器是由反应堆容器和顶盖组成,前者由下法兰(含接管段)、筒体和半球形下封头组焊而成,顶盖由半球形上封头和上法兰焊接组成(或者为一体化顶盖)。上下法兰面之间用两道自紧式空心金属(高镍耐蚀合金In 2718或1828钢)“O ”形环密封。为了避免容器内表面和密封面腐蚀,在压力容器内壁堆焊有大于5mm 厚的不锈钢衬里(过渡层309L (00Cr23Ni11)+308L (00Cr20Ni10))。为防止外表面腐蚀,压 力容器外表面通常涂漆保护。 反应堆压力容器的作用是:(1)装载着活性区及堆内所有构件,对堆芯具有辐射屏蔽作用,在顶盖上安装着控制棒管座及其驱动机构,承受很大的机械和动载荷;(2)作为承压边界,密封高温高压含放射性的一回路冷却剂并维持其压力,承受动载荷和温度载荷;(3)作为第二道屏障,在燃料元件破损后有防止裂变产物外逸的功能。 上述因素要求反应堆压力容器材料具备良好的纯净度、致密度、成分和性能均匀性,在中高温度下具有优良的力学性能(强度、塑性、冲击韧性、断裂韧性等)、冶金质量及良好的耐蚀性、焊接性和抗辐照的性能(中子辐照脆化敏感性低)、热稳定性、加工性等。其中,以面对活性区的筒体段材料性能要求最高。 2 反应堆压力容器材料的发展史 压水堆反应堆压力容器材料一般都是在工程上成熟的材料基础上改进而成的。美国第一代压水堆核电站反应堆压力容器材料用的是具有优良工艺稳定性、焊接性和强度较好的锅炉钢A212B (法兰锻件为A350L F 3),由于A212B 钢淬透性和高温性能较差,第二代改用Mn 2Mo 钢A302B [1](锻材为A336),该钢中的Mn 是强化基体和提高淬透性的元素,它能提高钢的高温性能及降低回火脆性。随着核电站向大型化发展,压力容器也随之增大和增厚,A302B 钢缺口韧性差的不足就逐渐显露出
压水堆核电站稳压器压力控制系统仿真研究
基金项目：国家自然科学基金资助项目（61040013）；上海市教育委员 会重点学科建设项目（J51301）；上海市教育委员会科研创 新项目（09YZ347） 收稿日期：2012－03－23修回日期：2012－05－04第30卷第1期计算机仿真2013年1月文章编号：1006－9348（2013）01－0193－04 压水堆核电站稳压器压力控制系统仿真研究 张国铎，杨旭红，许行，卢栋青 （上海电力学院，上海200090） 摘要：研究PID 控制器参数优化问题，针对稳压器压力控制系统具有复杂非线性、时变性特点，引起系统的输出品质特性较差，超调量大，调节时间长，上升时间长，控制精度差等。传统PID 的控制参数难以精确整定，且依赖于对象的精确数学模型。为了提高PID 控制精度，减小超调量、调节时间和上升时间，提出用单神经元的神经网络来优化PID 控制器参数的方法。通过单神经元的自学习和自适应能力，获得最优控制性能的PID 控制参数。仿真结果表明，单神经元神经网络的PID 控制方法与传统的PID 控制方法相比，系统响应速度更快，超调量更小，为优化控制系统提供了参考。 关键词：压水堆；稳压器；压力控制系统；比例积分微分控制；单神经元 中图分类号：TP183文献标识码：A Simulation of Pressurizer Pressure Control System of Pressurized Water Reactor Nuclear Power Station ZHANG Guo －duo ，YANG Xu －hong ，XU Hang ，LU Dong －qing （Shanghai University of Electric Power ，Shanghai 200090，China ） ABSTRACT ：Study PID controller parameters optimization problem．The pressure control system of pressurizer has the characteristics of complex nonlinear and time －varying ，leading to the poor outputs of the system ，such as large o-vershoot ，long setting time and low control accuracy．It is difficult to get precise parameters with traditional PID con-troller ，and the PID control method is relied on the precise mathematical model badly．In order to improve the precision of PID control ，decrease the overshoot and the setting time ，and the rising time ，a PID controller parameter optimization method was put forward based on single neuron neural network．Through the self －learning and the self －adaptive abili-ty of the single neuron ，the optimal PID controller parameters were obtained．The computer simulation experiment dem-onstrates that the single neuron PID controller performs very well ：the response is quicke ant the overshoot is minimal compared with the tradition PID regulator．And it provides some reference for optimization control system． KEYWORDS ：PWR －type ；Pressurizer ；Pressure control system ；PID controller ；Single neuron 1引言 稳压器是压水堆核电站的重要设备之一，其压力控制的优劣直接影响到核电站能否安全的运行。稳压器的压力要 维持在一定范围内，在稳态运行时一回路绝对压力在15． 5MPa 的整定值附近。当系统压力过高时，系统压力边界可 能会被破坏，当系统压力过低时堆芯会发生DNB （偏离泡核 沸腾）。PID 控制是传统的稳压器压力控制系统常用的控制 方法，该方法具有直观、实现简单和鲁棒性好等优点。但是， 在很多实际的情况中，被控对象往往具有非线性、时变性和不确定性，对象参数和环境常常随着时间发生变化，使得控制对象和模型失配， 传统PID 控制器参数往往优化不良，控制效果欠佳［1］。因此常规PID 控制的应用受到了很大的挑战和限制。针对传统PID 控制器参数优化过程存在的问题，运用单神经元的自学习和自适应能力，获得最优控制性能的PID 控制参数，结合单神经元神经网络适用于复杂非线性系统进行建模和控制特点，本文提出了一种用单神经元神经网络来优化PID 控制器参数的方法，并通过MATLAB 仿真来证明该控 制方法比传统的PID 控制优越性体现在超调量的减小、调节 时间的减小和上升时间的减小。2稳压器压力控制系统压力控制的作用是在稳态和设计瞬态工况下，使稳压器 —391—