核电站一般知识简介

核电站一般知识简介
核电站一般知识简介
一、反应堆简介
核反应堆是一种能以可控的方式实现自续链式核反应的装置。

根据原子核产生能量的方式，可分为裂变反应堆和聚变反应堆两种。

当今世界上已建成和广泛使用的反应堆都是裂变反应堆。

聚变反应堆目前还处于研究设计阶段。

裂变反应堆是通过把一个重核裂变为两个中等质量核而释放能量的。

它是由核燃料/冷却剂/慢化剂/结构材料和吸收剂等材料组成的一个复杂系统。

按用途不同，裂变反应堆可分为生产堆/实验堆和动力堆。

按冷却剂或慢化剂的种类不同可分为轻水堆/重水堆/气冷堆和液态金属冷却快中子堆。

按引起裂变反应的中子能量不同，又可分为热中子反应堆和快中子反应堆。

二、核电站的组成
1.压水堆核电站由核岛、常规岛、BOP（配套设施）组成。

2.核电站厂房布置：
反应堆安全壳厂房
核辅助厂房
过渡厂房
核燃料贮存厂房应急柴油机厂房电气厂房
汽轮机厂房
配套设施
核电站厂房
图1 核电站原理流程图
核电厂中的能量转换与转递三、核岛主要系统组成1.核岛主要系统组成
核岛主要系统由反应堆冷却剂系统、专设安全设施、核辅助系统、三废处理系统、核岛通风空调系统及核燃料装卸贮存和工艺运输系统等六大类系统组成。

a) 反应堆冷却剂系统指三条环路及其核岛主设备压力容器、主泵、蒸发器、稳压器和主管道等组成。

b) 专设安全设施由四个系统组成：它们是安全注入系统、辅助给水系统、安全壳喷淋系统和安全壳隔离系统。

c) 核辅助系统
——化学和容积控制系统
——硼和水的补给系统
——一回路辅助系统——余热排出系统
——核取样系统
核辅助系统
——堆和乏燃料水池冷却与处理系统
——设备冷却水系统——辅助冷却水系统——核岛应急生水系统
——蒸发器排污系统
——核岛冷冻水系统
——电气厂房冷却水系统d) 三废处理系统
——废气处理系统
——废液处理系统
——废物处理系统
三废处理系统
——硼回收系统
——核岛疏水排气系统
——放射性废液排放系统
——常规岛废液排放系统e) 核岛通风空调系统组成
—控制棒驱动机构风冷系统
—安全壳内连续通风系统—安全壳内空气净化系统—反应堆堆坑通风系统—安全壳换气通风系统—主控制室空调系统
—安全壳外贯穿件房间通风系统
—上充泵房应急通风系统—辅助给水泵房通风
—冷水系统设备间通风系统
通风空调系统
—核燃料厂房通风系统—核辅助厂房通风系统—电气厂房通风系统—电气厂房排烟系统—电缆层通风系统—安注和喷淋泵电机房通风系统
—安全壳内大气监测系统—废物辅助厂房通风系统—主要厂用水泵站通风系统
f) 核燃料装卸贮存和工艺运输系统是一个独立的操作系统，只有在核燃料换料和接收新燃料时系统才运作。

四、反应堆冷却剂系统及其主管道
1.反应堆冷却剂系统功能
主要功能——使冷却剂循环流动，将堆芯中核裂变产生的热量通过蒸汽发生器传输给二回路、同时冷却堆芯，防止燃料元件烧毁或毁坏。

辅助功能——中子慢化剂、反应性控制、压力控制、放射性屏障。

2.主管道功能与要求
一回路压力边界——处于高温、高压、高流速，强放射性介质条件下工作，承受瞬态工况，事故工况变载荷叠加条件。

要求具有良好机械性能，强抗腐蚀性能，良好工艺性能，良好塑性和断裂韧性，以实现减少，腐蚀产物和感生放射性。

不允许有裂纹、疤痕、折痕、压陷、划伤等缺陷，每根都要取样做室温、高温机械性能、晶粒度、晶间腐蚀及水压试验。

五、反应堆冷却剂系统主设备。

1.蒸汽发生器
1.1.主要功能——作为热交换设备将一回路冷却剂中的热量传给二回路给水，使其产生饱和蒸汽供给二回路动力装置。

1.2.作用——在一、二回路之间构成防止放射性外泄的第二道防护屏障。

倒置U形管是反应堆冷却剂压力边界的组成部分。

1.3.组成——由蒸发段与汽水分离段两部分组成。

2.反应堆冷却剂泵
2.1 主泵的功能
用于驱动冷却剂在RCP系统内循环流动，连续不断地把堆芯中产生的热量传递给蒸发器二次侧给水。

主泵确保有适当流量流经堆芯，冷却堆芯。

2.2主泵总体结构组成
由水力机械部分、轴封系统（提供从反应堆冷却剂系统压力到环境条件的压降）、电机部分组成。

六、核设备与系统的安全分级
1.核安全分级的目的
运行的核电站其主要特点是带核运行，具有潜在的放射性危害，要确保核电站正常运行或事故状况下，不致于对公众和环境造成不可接受的危害，必须对核电站的设备和系统的质量状况和运行可靠性提出较为苛刻的要求。

然而，一座压水堆核电站各类系统的总和有348个之多，若均采用同一个等级，同一个标准要求制造将会给核电站的总体造价带来不可接受的昂贵，并将断送其在电力行业的生命力。

只有区别对待，分别要求，既满足核安全、也照顾了初投资与造价问题。

2.安全分级的依据和原则
2.1决定于设备与系统的安全运行，对确保在运行工况下在事故工况期间或之后，能实现安全停堆，并维持安全停堆状况所做的贡献大小；
2.2决定于设备与系统对确保在所有运行工况下，在事故工况期间以及在停堆之后，为从堆芯排出余热所做的贡献大小；
2.3决定于设备与系统为减少可能的放射性物质释放,确保在运行工况期间和之后的任何释放不超过规定的限值。

确保在事故工
况期间和之后的任何释放不超过可接受的限制所做的贡献大小。

总之，分级的原则应遵循确保安全停堆、排除余热、三道屏障的完整性。

尤其是压力边界的完整性，控制放射性外逸、减少对公众和环境的危害为准绳。

3.设备与系统的具体分级
3.1系统与管线分级：
安全一级的系统与管线——主冷却剂循环管线及延伸至第二个隔离阀管线。

安全二级的系统与管线——接到反应堆冷却剂系统上的仪表管线和取样管线；
——应急堆芯冷却系统管线；
——余热排出系统管线、蒸发器蒸汽管线（至安全壳外隔离止）；
——安全壳喷淋系统管线，贯穿安全壳管道；
——化容控制系统管线。

安全三级的系统与管线——应急辅助给水管线；
——设备冷却水系统管线；
——柴油机输油管线；
——乏燃料冷却系统管线；
——乏燃料水池硼注入辅助系统管线。

2.核级阀门
安全一级阀门——反应堆冷却剂系统隔离阀，堆卸压装置的卸压阀、安全阀、稳压器的喷淋阀。

安全二级阀门——安全壳隔离系统阀门；
——余热排出系统的及蒸发器二次侧超压保护系统阀门；
——堆内仪表系统阀门；
——硼酸注入系统、反应堆冷却剂系统仪表和取样系统或应急堆芯冷却系统的阀门；
——安全壳喷淋系统的阀门。

安全三级阀门——安全壳外应急辅助给水系统阀门；
——设备冷却水系统阀门；
——应急柴油机输油、润滑、冷却系统阀门；
——乏燃料池冷却系统阀门
——乏燃料池硼注入辅助系统阀门。

3.核级泵：
安全一级泵——反应堆冷却剂主循环泵。

安全二级泵——喷淋泵、辅助给水泵、应急加硼系统泵、余热排出系统泵、高压安注泵、低压安注泵、化容系统泵。

安全三级泵——设冷泵、重要生水系统泵、燃料水系统泵、消防水系统泵、乏燃料水池冷却净化系统泵、应急柴油机系统燃油泵、润滑油泵、冷却泵等。

4.核压力容器：
安全一级压力容器——反应堆压力容器、稳压器、蒸发器一次侧、主泵壳、控制棒驱动机构耐压壳等。

安全二级压力容器——安全壳钢衬里、蒸发器二次侧、余热热交换器、喷淋热交换器、蓄压水箱、硼回废液冷却器、硼酸泄放箱、安注水箱、化容热交换器、硼注入箱等。

安全三级压力容器——设冷水水箱、容控箱、设冷水热交换器、乏燃料池冷却器等。

注——核设备的支撑结构与被其支撑的设备同属一个安全级别。

七、核电站安装施工
1.核电建设关键路径
核电站建设进度控制的关键路径以核岛为核心，在建设阶段的11个里程碑中，有9个直接与核岛活动有关。

核岛建设分三个阶段：
A、土建阶段：
浇灌反应堆厂房基础的第一灌混凝土—→筏基施工—→安全壳厂房施工—→内部结构完成—→环吊就位—→穹顶吊装
B、安装阶段：
通风空调系统、辅助管道安装—→环吊安装调整—→压力容器就位、蒸发器就位—→主泵泵壳就位—→主管道就位—→主管道安装施焊—→辅助系统设备、管道安装—→系统水压试验—→水压完成95％以上—→调试（冷）
C、调试阶段：
冷调试开始—→冷调试验完成—→热调开始—→热调试验完成—→反应堆装核燃料—→反应堆物理启动—→反应堆临界—→提升功率—→并网—→试运行—→商业运行
2.与核岛施工活动直接有关的里程碑
a) 浇灌第一罐混凝土（标志土建的关键路径开始）
b) 环吊就位、穹顶吊装（标志土建关键路径结束）
c) 核岛通风空调系统和辅助管道安装开始（标志安装关键路径开始）
d) 环吊调试就绪（标志反应堆安全壳厂房主设备安装全面开始）
e) 辅助管道、设备安装和系统水压试验完成95％以上（标志安装关键路径结束）
2007年4月。