第三章 压水堆核电站
合集下载
第三章压水堆核电厂
堆芯下部支承构件 包括：吊蓝，堆芯支承板，围板，辐板组 件，堆芯下栅格板，热屏蔽，辐照样品管 以及二次支承组件。
1.吊栏 高8.2m，壁厚51mm， 不锈钢圆筒。上端 法兰，下端焊在厚 500mm的堆芯支承 板上。 堆芯支承板是一块锻 制件。吊蓝上部法 兰挂在压力容器内 壁的凸肩上。流水 孔。 下端外壁径向焊有定 位键，与压力容器 内壁上焊接的键槽 配合。
余热排出系统
作用
用于冷停堆时排出堆芯余热的系统，亦称停堆冷却系统 很多核电厂中，本系统还兼作安全注射系统的低压注射分系 统
第三章压水堆核电厂
反应堆的类型
分类的方法
按能量产生的原理分：裂变堆、聚变堆 按冷却剂种类分：轻水堆、重水堆、气冷堆、液态金 属堆、熔盐堆等 按慢化剂种类分：轻水堆、重水堆、石墨堆 按引起裂变的中子能量分：热中子堆、快中子堆 按系统设计的先进性分：第一代、第二代、第三代、 第四代反应堆 按反应堆的用途分：商用电站堆、试验堆、同位素生 产堆、军用堆、海水淡化堆、供热堆、陆上堆、船用 堆、增殖堆
（2）燃料包壳 外径9.5mm，厚度0.57mm，主要成分为锆， 主要原因是： －几乎不吸收中子 －具有良好的机械性能（抗蠕变和良好 延展性） －很少的氚穿过Zr管被扩散 －正常，不与水反应 －熔点高（1800 ℃ ）
控制棒与控制材料
功能和要求
控制反应堆中的中子数量 控制中子数量的材料叫做控制材料或称中子吸收体，被放在燃料棒 束之间 使用吸收中子能力很大的材料 调节功率 停止核裂变反应
安全壳喷淋系统 主蒸汽系统
主蒸汽排放系统 反 应 堆 冷 却 剂 循 环 系 统 事故给水系统
循环水系统
凝结水给水系统
安全注射系统 化学和容积控制 系统
《压水堆核电厂完》课件
将反应堆产生的热量传递给蒸汽发生 器。
控制棒与调节剂
控制反应堆的启动、停止和功率调节 。
蒸汽与汽轮机系统
蒸汽发生器
将反应堆产生的热量转化为蒸汽 。
汽轮机
将蒸汽的热能转化为机械能，驱 动发电机发电。
冷凝器与凝结水泵
将汽轮机排出的蒸汽冷凝成水， 回收利用。
冷却剂系统
冷却剂泵
将冷却剂循环流动，带走反应堆产生的热量。
核裂变
重原子核分裂成两个或多 个较轻原子核，同时释放 出巨大能量。
核反应堆
控制和维持核裂变反应的 装置，用于产生热能。
压水堆核电厂的特点
高效能
利用核能发电，具有高效 率和低成本优势。
安全可靠
采用封闭式循环系统和多 重安全保障措施，确保运 行安全。
环保
产生的放射性废料较少， 且经过严格处理，对环境 影响较小。
冷却剂热交换器
将冷却剂的热量传递给蒸汽发生器或辅助系统。
冷却剂过滤器
去除冷却剂中的杂质，保持系统清洁。
核燃料循环系统
燃料组件
由燃料棒、控制棒和支撑结构组成，实现核燃料的安全管理。
燃料装卸系统
负责燃料组件的装载、卸载和运输。
乏燃料储存设施
储存乏燃料，确保其安全处理和处置。
辅助系统与设备
化学处理系统
定期安全审查
对核电厂进行定期的安全评估 ，确保所有安全措施得到有效 执行。
应急计划
制定详细的应急计划，包括事 故发生后的响应措施、人员疏 散等，以最大程度地减少事故
的影响。
辐射防护与控制
辐射监测
对核电厂周围的环境进 行实时监测，确保辐射
水平在安全范围内。
防护设备
为工作人员提供必要的 防护设备，如防护服、 手套、鞋等，以减少辐
压水堆核电站
压水堆核电站1942年费米在世界第一座反应堆上首次实现了可控裂变链式反应。
但是核能这柄双刃剑却首先使用于研制原子弹、氢弹、核潜艇和核航母。
直到20世纪50年代人类才开始开发核能的和平利用——核能发电技术。
1957年底，美国首先将核潜艇压水堆和常规蒸汽发电技术结合，建成了世界上第一座60MW希平港原型压水堆核电厂。
原子核裂变时产生的中子，有的被易裂变核吸收产生新的裂变，有的被某些原子核如（结构材料、减速剂、冷却剂、控制棒等的原子核)俘获后不发生裂变，有的漏到堆芯外面去了。
在裂变时，只有当中子的产生率等于消失率时，裂变反应才能进行下去，通常把这种状态叫临界状态。
达到临界时的堆芯质量叫临界质量。
实际上，核反应堆的燃料装载量比临界质量大，这是因为除了要“烧掉”大部分核燃料外，在堆芯换料时，核燃料的质量也要大于临界质量，还要留有一定的后备反应性，以便控制裂变反应。
压水堆（pressurized waterreactor）使用加压轻水（即普通水）作冷却剂和慢化剂，且水在堆内不沸腾的核反应堆。
燃料为低浓铀。
使用加压轻水作冷却剂和慢化剂，水压约为15.5MPa，水在堆内不沸腾，驱动汽轮发电机组的蒸汽在反应堆以外产生，借助于蒸汽发生器实现，蒸汽压力为6～7MPa。
燃料为浓缩铀或MOX燃料。
20世纪80年代前，被公认为是技术最成熟，运行安全、经济实用的堆型。
最早用作核潜艇的军用反应堆。
1961年，美国建成世界上第一座商用压水堆核电站。
压水堆由压力容器、堆芯、堆内构件及控制棒组件等构成。
压力容器的寿命期为40年，堆芯装核燃料组件。
压水堆核电站以压水堆为热源的核电站。
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路等系统，其形式与常规火电厂类似。
核电站运行-复习大纲整理版
第一章绪论1. 压水堆核电厂与化石燃料电厂相比的运行特点。
（1）反应堆临界（2）产生大量放射性物质（3）相当可观的堆芯剩余释热（4）核电厂系统、设备复杂（5）使用饱和蒸汽2. 核电厂载硼运行的特点（好处和代价）。
压水堆核电厂通过调节慢化冷却剂中的硼浓度，可以控制长期缓慢的反应性变化。
好处：对反应性的影响比较均匀，不引起功率分布畸变；大大减少了控制棒的数目，简化了堆的结构。
代价：为保证慢化剂温度系数为负，对温度有限制；增加了化容系统复杂性，并产生含硼酸废液。
3.汽轮机快速降负荷的定义及目的。
定义：当汽轮机接到Runback信号时，汽轮机将以200%满功率/min的负荷变化率降负荷，持续降负荷1.5s (降负荷5%满功率)，等待28.5s后，如果该信号仍存在，则再次快速降负荷5%满功率，直至信号消失。
目的：利用功率控制系统的机制，通过自动降负荷，降低反应堆功率，缓解一、二回路间的矛盾，减少停堆次数，提高核电厂运行的经济性。
4. 核电厂运行工况的分类。
正常运行和运行瞬态；中等频度事件；稀有事故；极限事故5. 核安全文化的概念。
安全文化是存在于单位和个人的种种特性和态度的总和，它建立一种超出一切之上的观念，即核电厂的安全问题由于它的重要性要保证得到应有的重视。
6. 核电厂运行规程的构成。
正常运行规程；故障运行规程；事故规程；行政性控制规程7. 9种运行标准工况（P-T大刀图）和6种运行模式（MODE)。
9种运行标准工况：换料冷停堆；维修冷停堆；正常冷停堆；单液相中间停堆；双相中间停堆；正常中间停堆；热停堆；热备用；功率运行6种运行模式：功率运行，启动，热备用，热停堆，冷停堆，换料第二章核电厂技术规格书1. 术语及定义：动作：是技术规格书的每条规范中在指定条件下所需采取的行动停堆深度：假定最大价值的单束控制棒全部卡在堆外，而其他棒组（包括控制棒组和停堆棒组）全部插入堆内，由此使反应堆处于次临界或从现时状态达到次临界瞬时的反应性总量轴向通量偏差：两部分堆外中子探测器上半部与下半部归一化通量信号的差值(电流信号差△I ) ，可表示为AFD。
(完整版)第三章压水堆核电站
2020/8/18
11
一、厂址选择
（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
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
2020/8/18
2
（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)。
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。
2020/8/18
10
一、厂址选择
2．厂址的自然条件和技术要求
2020/8/18
6
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。
2020/8/18
9
一、厂址选择
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。
第三章压水堆核电厂
5
大亚湾核电厂简介
6
3.1 压水堆堆芯（reactor core）
堆芯设计满足的一般要求： 1 堆芯功率分布尽量均匀，以便堆芯有最大的功率输出 2 尽量减少堆芯内不必要的中子吸收材料，提高中子经济
性 3 要有最佳的冷却剂流量分配和最小的流动阻力 4 有较长的堆芯寿命，适当的减少换料操作次数 5 堆芯结构紧凑，换料要简易方便。
相应措施:严格限制铜和磷这两 种元素的含量，添加少量铝、 钒、铬，铂、镍等元素，尽 量减少钢的辐照损伤：热屏。
53
运行限制
压力温度运行限制曲线： 限制因素： 压力容器的强度，主泵的限制：汽蚀等，低
压蒸发等。
54
压力容器结构
筒体组合件
法兰环 接管段 筒身 冷却剂进、出口接管
顶盖组合件 底封头 法兰密封件
1 堆内构件 名称 作用
2 控制棒驱动机构 结构 工作原理 提升 下降 停堆
3 反应堆压力容器 结构 作用 选材 运行限制
4 堆内测量支承结构 温度测量 中子通量测量
5 安全壳 作用 三个系统
59
作用： 1 防止放射性外逸第二道屏障 2 压力边界 3 支承和固定作用 选材原则 1 高度的完整性 2 适当的强度和足够的韧性 3 低的辐照敏感性 4 导热性能好 5 便于加工制造，成本低
52
压力容器选材
当前反应堆压力容器材料普遍选 用低合金钢，与冷却剂接触 表面堆焊一层5mm厚的不锈钢。
低合金钢及其焊缝在快中子积分 通量大于1018cm2后脆性转变 温度明显升高。
55
压力容器支承结构
56
堆内测量支承结构
堆芯冷却剂出口温度测量装置
目的：绘制堆芯温度分布图和确定 最热通道
布置：
大亚湾核电厂简介
6
3.1 压水堆堆芯（reactor core）
堆芯设计满足的一般要求： 1 堆芯功率分布尽量均匀，以便堆芯有最大的功率输出 2 尽量减少堆芯内不必要的中子吸收材料，提高中子经济
性 3 要有最佳的冷却剂流量分配和最小的流动阻力 4 有较长的堆芯寿命，适当的减少换料操作次数 5 堆芯结构紧凑，换料要简易方便。
相应措施:严格限制铜和磷这两 种元素的含量，添加少量铝、 钒、铬，铂、镍等元素，尽 量减少钢的辐照损伤：热屏。
53
运行限制
压力温度运行限制曲线： 限制因素： 压力容器的强度，主泵的限制：汽蚀等，低
压蒸发等。
54
压力容器结构
筒体组合件
法兰环 接管段 筒身 冷却剂进、出口接管
顶盖组合件 底封头 法兰密封件
1 堆内构件 名称 作用
2 控制棒驱动机构 结构 工作原理 提升 下降 停堆
3 反应堆压力容器 结构 作用 选材 运行限制
4 堆内测量支承结构 温度测量 中子通量测量
5 安全壳 作用 三个系统
59
作用： 1 防止放射性外逸第二道屏障 2 压力边界 3 支承和固定作用 选材原则 1 高度的完整性 2 适当的强度和足够的韧性 3 低的辐照敏感性 4 导热性能好 5 便于加工制造，成本低
52
压力容器选材
当前反应堆压力容器材料普遍选 用低合金钢，与冷却剂接触 表面堆焊一层5mm厚的不锈钢。
低合金钢及其焊缝在快中子积分 通量大于1018cm2后脆性转变 温度明显升高。
55
压力容器支承结构
56
堆内测量支承结构
堆芯冷却剂出口温度测量装置
目的：绘制堆芯温度分布图和确定 最热通道
布置：
核电站化学第3章
辐射剂量只有达到较高数值时, 才对辐射产额有明显影响. 如当辐射剂量达到2×1023电子伏／厘米3·秒时, GH2≈GH2O2≈1.2, 而一般γ射线引起的GH2≈0.45. 在压水堆冷 却剂的辐射剂量水平下, GH2和GH2O2均有明显提高.
温度和压力的影响 温度升高将加快初始辐射产物向水体的扩散, 从而减少了 生成分子产物的机会.
由水中重结晶出来的晶体呈透明鳞片状密度为l46溶点184活化几率很低天然硼同位素中反应的中子吸收截面为3837反应生成物为稳定li其余为802中子吸收截面仅为55103有较高的溶解度硼以水合物价格低廉硼酸久已在工业上大规模生产价格也不贵硼酸的使用硼酸在反应性控制中的弱点硼酸对反应性的控制是通过向回路注入硼酸或纯水故对反应性的调节速度较慢105补偿裂变产物钐和氙积累引起的反应性降低等如补偿多普勒效应空泡效应快速功率调节快速停堆等硼酸在反应性控制中的速度较慢化控引进正反应性温度系数非化控压水堆的反应性温度效应是负的即温度升高会自发地引起反应性下降从而控制温度的进一步提高压水堆的负反应性温度系数是多普勒效应和冷却剂温度效应的结果燃料元件温度升高时导致反应性下降温度升高引起水的密度减少欲使反应堆最终具有负反应性温度系数小于多普勒效应和慢化剂温度效应所具有的负温度系数之和硼的燃耗天然硼中如果以堆芯水容积为50m冷却剂平均硼浓度为500mgkg则一个压水堆每年需要消耗5kg10相当于150公斤硼酸由于调节安全和换料等的需要故其燃耗量每年仅占贮备量的lihe硼酸浓度调节冷却剂硼酸浓度的调节系由化学容积控制系统完成可将硼酸注入主回路含硼冷却剂的净化和废物处理净化系统中的oh型阴离子交换树脂在运行过程中会将硼酸根吸附硼酸型的离子交换树脂交换能力也很强压水堆设有硼回收系统实际排水量另外增加并不多34ph碱性水质对腐蚀的抑制作用冷却剂ph值稍偏碱性对提高结构材料的耐腐蚀性是有利的特别是不锈钢和镍基合金还可减少金属表面腐蚀产物向冷却剂的释放量碱性水质对结构材料的稳定作用主要是由于不锈钢或镍基合金表面会生成具有保护作用的尖晶石型氧化膜提高冷却剂ph值可促使这层膜更加迅速地形成金属表面对oh离子浓度越高ph值高达一定数值时ph值对腐蚀产物运动的控制作用ph值不仅对结构材料的腐蚀率有影响而且对腐蚀产物的移动也有一定的影响可减少或防止回路中腐蚀产物向堆芯转移不仅可大大降低停堆后一回路的辐射水平且能减少腐蚀产物在燃料元件表面的沉积77具有最高的溶表明酸性或弱碱性溶液中蒸汽发生器换热管壁ph值越高腐蚀产物将从系统较热表面上溶解并转移到较冷表面上沉积下来而且能够减少腐蚀产物向堆芯的转移以及腐蚀产物的活化否则会危及锆合金即对锆合金的腐蚀有不利影响过高的碱性还会引起不锈钢或镍基合金苛性腐蚀非挥发性强碱易在堆芯构件缝隙处浓集通常是指lioh浓度一般不宜超过
温度和压力的影响 温度升高将加快初始辐射产物向水体的扩散, 从而减少了 生成分子产物的机会.
由水中重结晶出来的晶体呈透明鳞片状密度为l46溶点184活化几率很低天然硼同位素中反应的中子吸收截面为3837反应生成物为稳定li其余为802中子吸收截面仅为55103有较高的溶解度硼以水合物价格低廉硼酸久已在工业上大规模生产价格也不贵硼酸的使用硼酸在反应性控制中的弱点硼酸对反应性的控制是通过向回路注入硼酸或纯水故对反应性的调节速度较慢105补偿裂变产物钐和氙积累引起的反应性降低等如补偿多普勒效应空泡效应快速功率调节快速停堆等硼酸在反应性控制中的速度较慢化控引进正反应性温度系数非化控压水堆的反应性温度效应是负的即温度升高会自发地引起反应性下降从而控制温度的进一步提高压水堆的负反应性温度系数是多普勒效应和冷却剂温度效应的结果燃料元件温度升高时导致反应性下降温度升高引起水的密度减少欲使反应堆最终具有负反应性温度系数小于多普勒效应和慢化剂温度效应所具有的负温度系数之和硼的燃耗天然硼中如果以堆芯水容积为50m冷却剂平均硼浓度为500mgkg则一个压水堆每年需要消耗5kg10相当于150公斤硼酸由于调节安全和换料等的需要故其燃耗量每年仅占贮备量的lihe硼酸浓度调节冷却剂硼酸浓度的调节系由化学容积控制系统完成可将硼酸注入主回路含硼冷却剂的净化和废物处理净化系统中的oh型阴离子交换树脂在运行过程中会将硼酸根吸附硼酸型的离子交换树脂交换能力也很强压水堆设有硼回收系统实际排水量另外增加并不多34ph碱性水质对腐蚀的抑制作用冷却剂ph值稍偏碱性对提高结构材料的耐腐蚀性是有利的特别是不锈钢和镍基合金还可减少金属表面腐蚀产物向冷却剂的释放量碱性水质对结构材料的稳定作用主要是由于不锈钢或镍基合金表面会生成具有保护作用的尖晶石型氧化膜提高冷却剂ph值可促使这层膜更加迅速地形成金属表面对oh离子浓度越高ph值高达一定数值时ph值对腐蚀产物运动的控制作用ph值不仅对结构材料的腐蚀率有影响而且对腐蚀产物的移动也有一定的影响可减少或防止回路中腐蚀产物向堆芯转移不仅可大大降低停堆后一回路的辐射水平且能减少腐蚀产物在燃料元件表面的沉积77具有最高的溶表明酸性或弱碱性溶液中蒸汽发生器换热管壁ph值越高腐蚀产物将从系统较热表面上溶解并转移到较冷表面上沉积下来而且能够减少腐蚀产物向堆芯的转移以及腐蚀产物的活化否则会危及锆合金即对锆合金的腐蚀有不利影响过高的碱性还会引起不锈钢或镍基合金苛性腐蚀非挥发性强碱易在堆芯构件缝隙处浓集通常是指lioh浓度一般不宜超过
压水堆核电站反应堆压力容器材料概述
2、热处理：热处理是改善材料力学性能和耐腐蚀性能的重要手段之一。通 过对材料进行适当的热处理，可以优化材料的组织结构，提高材料的综合性能。 常用的热处理方法包括固溶处理、时效处理等。热处理过程中需严格控制加热温 度和冷却速度等参数，以确保热处理效果符合设计要求。
3、防腐处理：反应堆压力容器在运行过程中会受到各种化学物质的侵蚀， 因此需要进行防腐处理以提高其耐腐蚀性能。常用的防腐处理方法包括表面涂层、 金属衬里等。防腐处理前需对材料的表面进行处理，以去除杂质和氧化物，提高 防腐处理效果。
压水堆核电站建模控制的方法
压水堆核电站的建模控制方法主要包括以下几方面：
1、建模语言：采用系统动力学建模语言，如Simulink或Modelica，对压水 堆核电站进行动态建模。这些语言具有强大的图形化界面和丰富的模型库，能够 方便地构建复杂的系统模型。
2、控制器设计：结合模型的特点和实际控制需求，设计相应的控制器。例 如，可以采用PID控制器、模糊控制器等来实现对核电站系统的有效控制。
2、数据采集和处理：通过采集压水堆核电站的实际运行数据，对数据进行 预处理、存储和分析。这有助于提高仿真软件的准确性和可靠性。
3、界面设计：为了方便用户的使用，仿真软件应具备良好的用户界面。界 面设计应直观、易操作，并能够实时显示仿真结果。
4、模块集成与测试：将设计好的功能模块进行集成，并对仿真软件进行测 试。确保软件能够正常运行，并满足压水堆核电站的仿真需求。
压水堆核电站反应堆压力容器材料 概述
01 引言
03 材料特性
目录
02 材料选择 04 制造工艺
05 监控制度
07 参考内容
目录
06 安全保障
引言
压水堆核电站是核能发电的重要形式之一，其反应堆压力容器是核电站中的 关键设备之一。反应堆压力容器不仅承受着高温高压的工作环境，还需抵抗各种 辐射和化学腐蚀的侵蚀。因此，反应堆压力容器的材料选择、制造工艺和安全保 障等方面都至关重要。本次演示将概述压水堆核电站反应堆压力容器材料的重要 性和应用场景，材料的选择和特性，制造工艺以及安全保障等方面的内容。
- 1、下载文档前请自行甄别文档内容的完整性，平台不提供额外的编辑、内容补充、找答案等附加服务。
- 2、"仅部分预览"的文档,不可在线预览部分如存在完整性等问题,可反馈申请退款(可完整预览的文档不适用该条件!)。
- 3、如文档侵犯您的权益，请联系客服反馈,我们会尽快为您处理(人工客服工作时间：9:00-18:30)。
20102010-8-19 4
（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 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。 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 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。 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 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， 必要的应急冷却措施，并防止放射性物质的 扩散。 扩散。
（4）核电厂应建在铁路、公路或水路等交通 核电厂应建在铁路、 运输比较方便的地方， 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； 和新燃料、乏燃料的特殊运输； 电厂应尽可能接近负荷中心， （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． 电的投资和线路上的能量损失．
20102010-8-19
5
（2）二回路系统
组成：二回路系统由汽轮机 发电机、凝汽器、 汽轮机、 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、 结水泵、给水加热器、除氧器、给水泵、蒸汽发生 汽水分离再热器等设备组成 等设备组成。 器、汽水分离再热器等设备组成。 工作流程： 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。 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 的乏汽在凝汽器内冷凝成水。 经低压加热器加热后进入除氧器， 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， 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。 如此形成热力循环。 为保证二回路系统的正常运行， 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。 一系列辅助系统。
20102010-8-19
14
二、总平面布置
1、总平面布置原则：阳江核电效果图 总平面布置原则： (1)合理区分放射性与非放射性的建筑物，使 (1)合理区分放射性与非放射性的建筑物 合理区分放射性与非放射性的建筑物， 净区和脏区严格分开， 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。 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 (2)满足核电厂生产工艺流程要求 满足核电厂生产工艺流程要求， 运输，减少厂区管线的迂回和纵横交叉。 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 (4)核电厂厂房布置以反应堆厂房为中心 核电厂厂房布置以反应堆厂房为中心， 辅助厂房、燃料厂房、 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。 发电机厂房均环绕在反应推厂房周围。
20102010-8-19 13
一、厂址选择
3．辐射安全要求 辐射安全应符合国家环境保护、 （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。 护等法规和标准的要求。 将核电厂设置在非居住区， （2）将核电厂设置在非居住区， 考虑厂址周围的人口密度和分布。 （3）考虑厂址周围的人口密度和分布。
具体允许徘放量，需根据放射性物质的毒性、 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。 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。 厂址选择所规定的严重危害后果的程度。
第三章 压水堆核电站概况
动力工程系 宋长华
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
20102010-8-19
2
3 -1 概 述
一、系统构成（图） 系统构成（
压水堆核电站由:压水堆本体、 压水堆核电站由:压水堆本体、反应堆冷却剂系统 一回路）、蒸汽和动力转换系统（称二回路）、 ）、蒸汽和动力转换系统 （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）、 循环水系统（三回路）、发电机和输配电系统及其 ）、发电机和输配电系统及其 辅助系统组成。 辅助系统组成。 它主要由核岛 常规岛组成 核岛和 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、 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 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。 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。 常规岛：二回路及其辅助系统和厂房称之。
20102010-8-19
12
一、厂址选择
（3）水源和水文条件：一般要求百年一遇最 水源和水文条件： 小流量也能满足电厂正常远行的要求。 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 水量取决于冷却方式。 厂低，因此核电厂冷却水量应比同样容量的火电厂大。 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、 海边。 般核电厂均建在有充分水源的江、河、湖、海边。
沸水堆核电厂原理图
20102010-8-19 3
（1）一回路系统
压水堆核电厂反应堆冷却剂系统 压水堆核电厂反应堆冷却剂系统一般有二至四条并联 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) 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、 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， 冷却剂泵及相应的管道组成，在其中的一个环路的热 波动管与一台稳压器相连 管段上，通过波动管与一台稳压器相连。 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， 含硼水， 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， 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， 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， 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。 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 稳压器。 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。 靠稳压器调节．且保持稳定。
20102010-8-19 10
一、厂址选择
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 反应堆燃料棒运行时的破损率、 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。 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 如果放射性废气排故量很大， 民中心附近；如果废水放射性排故量很大， 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。 就不能直接向江河湖海中排放。
20102010-8-19
7
大亚湾核电厂的开式循环水系统 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％ 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 的循环水泵。它们对应于2条独立的系列A 水回路。经循环水泵升压后，每个系列分成3 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。 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 台凝汽器的一半连接形成独立的回路。 凝汽器后经6个循环水支管分别汇入A 凝汽器后经6个循环水支管分别汇入A、B系列的排水 每条排水渠有一个独立的虹吸井、， 、，循环水经虹 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。 吸井流入明渠归大海。 为防止海洋生物在凝汽器、 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 成对管道劝阻塞和水污染，对循环水必须进行氯化处 再结合机械处理方法( 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) 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。 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。 次氮酸钠溶液是采用就地电解海水的方法获得。
应避免在设计烈度高于9度的地区建厂) 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 气流畅通，有利于放射性废气的稀释扩散。 气象条件虽有不同， 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。 的大气扩散因子的差别，从而确定厂址是否合适。
20102010-8-19 6
（3）循环水系统----三回路系统 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。 乏汽的冷却水。 循环水系统分为：开式供水及闭式供水两类 两类。 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： 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， 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， 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 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； 水质又符合要求；则应首选开式水方式；
20102010-8-19 9
（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 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。 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 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。 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 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， 必要的应急冷却措施，并防止放射性物质的 扩散。 扩散。
（4）核电厂应建在铁路、公路或水路等交通 核电厂应建在铁路、 运输比较方便的地方， 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； 和新燃料、乏燃料的特殊运输； 电厂应尽可能接近负荷中心， （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． 电的投资和线路上的能量损失．
20102010-8-19
5
（2）二回路系统
组成：二回路系统由汽轮机 发电机、凝汽器、 汽轮机、 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、 结水泵、给水加热器、除氧器、给水泵、蒸汽发生 汽水分离再热器等设备组成 等设备组成。 器、汽水分离再热器等设备组成。 工作流程： 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。 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 的乏汽在凝汽器内冷凝成水。 经低压加热器加热后进入除氧器， 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， 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。 如此形成热力循环。 为保证二回路系统的正常运行， 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。 一系列辅助系统。
20102010-8-19
14
二、总平面布置
1、总平面布置原则：阳江核电效果图 总平面布置原则： (1)合理区分放射性与非放射性的建筑物，使 (1)合理区分放射性与非放射性的建筑物 合理区分放射性与非放射性的建筑物， 净区和脏区严格分开， 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。 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 (2)满足核电厂生产工艺流程要求 满足核电厂生产工艺流程要求， 运输，减少厂区管线的迂回和纵横交叉。 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 (4)核电厂厂房布置以反应堆厂房为中心 核电厂厂房布置以反应堆厂房为中心， 辅助厂房、燃料厂房、 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。 发电机厂房均环绕在反应推厂房周围。
20102010-8-19 13
一、厂址选择
3．辐射安全要求 辐射安全应符合国家环境保护、 （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。 护等法规和标准的要求。 将核电厂设置在非居住区， （2）将核电厂设置在非居住区， 考虑厂址周围的人口密度和分布。 （3）考虑厂址周围的人口密度和分布。
具体允许徘放量，需根据放射性物质的毒性、 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。 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。 厂址选择所规定的严重危害后果的程度。
第三章 压水堆核电站概况
动力工程系 宋长华
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
20102010-8-19
2
3 -1 概 述
一、系统构成（图） 系统构成（
压水堆核电站由:压水堆本体、 压水堆核电站由:压水堆本体、反应堆冷却剂系统 一回路）、蒸汽和动力转换系统（称二回路）、 ）、蒸汽和动力转换系统 （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）、 循环水系统（三回路）、发电机和输配电系统及其 ）、发电机和输配电系统及其 辅助系统组成。 辅助系统组成。 它主要由核岛 常规岛组成 核岛和 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、 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 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。 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。 常规岛：二回路及其辅助系统和厂房称之。
20102010-8-19
12
一、厂址选择
（3）水源和水文条件：一般要求百年一遇最 水源和水文条件： 小流量也能满足电厂正常远行的要求。 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 水量取决于冷却方式。 厂低，因此核电厂冷却水量应比同样容量的火电厂大。 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、 海边。 般核电厂均建在有充分水源的江、河、湖、海边。
沸水堆核电厂原理图
20102010-8-19 3
（1）一回路系统
压水堆核电厂反应堆冷却剂系统 压水堆核电厂反应堆冷却剂系统一般有二至四条并联 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) 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、 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， 冷却剂泵及相应的管道组成，在其中的一个环路的热 波动管与一台稳压器相连 管段上，通过波动管与一台稳压器相连。 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， 含硼水， 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， 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， 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， 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。 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 稳压器。 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。 靠稳压器调节．且保持稳定。
20102010-8-19 10
一、厂址选择
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 反应堆燃料棒运行时的破损率、 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。 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 如果放射性废气排故量很大， 民中心附近；如果废水放射性排故量很大， 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。 就不能直接向江河湖海中排放。
20102010-8-19
7
大亚湾核电厂的开式循环水系统 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％ 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 的循环水泵。它们对应于2条独立的系列A 水回路。经循环水泵升压后，每个系列分成3 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。 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 台凝汽器的一半连接形成独立的回路。 凝汽器后经6个循环水支管分别汇入A 凝汽器后经6个循环水支管分别汇入A、B系列的排水 每条排水渠有一个独立的虹吸井、， 、，循环水经虹 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。 吸井流入明渠归大海。 为防止海洋生物在凝汽器、 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 成对管道劝阻塞和水污染，对循环水必须进行氯化处 再结合机械处理方法( 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) 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。 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。 次氮酸钠溶液是采用就地电解海水的方法获得。
应避免在设计烈度高于9度的地区建厂) 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 气流畅通，有利于放射性废气的稀释扩散。 气象条件虽有不同， 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。 的大气扩散因子的差别，从而确定厂址是否合适。
20102010-8-19 6
（3）循环水系统----三回路系统 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。 乏汽的冷却水。 循环水系统分为：开式供水及闭式供水两类 两类。 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： 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， 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， 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 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； 水质又符合要求；则应首选开式水方式；
20102010-8-19 9