第三章压水堆核电站
简述压水堆核电站的原理流程及作用
简述压水堆核电站的原理流程及作用
压水堆核电站是一种常见的核电站类型，其原理流程如下：
1. 核反应堆：压水堆核电站采用铀核燃料进行核裂变反应。
铀燃料经过加工制成小颗粒的燃料元件，装入核燃料组件中放置在核反应堆中。
2. 反应堆压力容器：核反应堆由反应堆压力容器包裹，其主要作用是容纳核燃料，维持反应堆内部的高压状态，以及承受核反应过程中产生的热量和中子辐射。
3. 热水循环：核燃料在反应堆中进行核裂变反应时会释放出大量的热量，这些热量通过循环的高压水冷却剂来吸收。
冷却剂在反应堆压力容器内部形成循环，将核燃料释放的热量带出反应堆。
4. 蒸汽发生器：冷却剂经过吸热后，进入蒸汽发生器。
在蒸汽发生器中，冷却剂与外部循环的非放射性水流进行热交换，将冷却剂的热量转移到非放射性水中，使之蒸发为高温高压蒸汽。
5. 蒸汽涡轮机：由于高温高压蒸汽的压力能量，通过蒸汽涡轮机将热能转化为机械能。
蒸汽涡轮机驱动发电机旋转，产生电能。
6. 冷却水循环：蒸汽在蒸汽涡轮机中释放部分能量后，通过凝汽器冷凝，转化为水。
凝汽器中冷却水从外部环境吸收热量，使蒸汽得以冷凝为水。
冷凝后的水再次进入蒸汽发生器，参与循环。
压水堆核电站的主要作用是通过控制核反应堆中的核裂变反应来产生高温高压的蒸汽，然后利用蒸汽驱动汽轮发电机组产生电能。
同时，核电站还能提供稳定可靠的电力供应，减少对传统化石燃料的依赖，降低碳排放，实现清洁能源和可持续发展。
此外，核电站还可以用于核科学研究、医疗放射性同位素生产等多个领域。
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。
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。
压水堆核电站概述
六.中国核电发展概况(7)
2.中国核电发展规划(1) 国务院审议通过的《核电中长期发展规划》(2005-2020)预
计，到2020年，我国的核电装机容量将从现在的900万千瓦 达到4000万千瓦。4000万千瓦的容量意味着还需要新开工 建设30台左右的百万千瓦级核电机组，核电建设将在这15 年的时间里翻二番。
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四.核电站(5)
3.核电站类型(2) 沸水堆核电站
以沸水堆为热源的核电站。沸水堆是以沸腾轻水>为慢化剂和 冷却剂并在反应堆压力容器内直接产生饱和蒸汽的动力堆。 沸水堆与压水堆同属轻水堆，都具有结构紧凑、安全可靠、 建造费用低和负荷跟随能力强等优点。它们都需使用低富集 铀作燃料。
沸水堆核电站系统有：主系统（包括反应堆）；蒸汽->给水 系统；反应堆辅助系统等。
第二阶段，从1996年建造秦山二期开始，陆续建设了秦山三 期、岭澳一期及田湾等核电厂。第二阶段共建设4个核电厂， 8台核电机组，总装机容量为700万kW。
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六.中国核电发展概况(2)
1.中国核电发展现状(2) 到2007年，已有11台机组、900万kW装机容量投入运行,占
全国电力装机总量的2%左右。 2007年中国大陆核电的发电量505亿kW.h，上网电量470多
的原子核和绕原子核旋转的带负电的电子构成的。 原子核一般是由质子和中子构成的，最简单的氢原子核只有
一个质子。 一个铀-235原子有92个电子，其原子核由92个质子和143
个中子组成。
2
1.原子的组成
一.核能与核裂变(2)
3
一.核能与核裂变(3)
2.核能 在60多年前，科学家发现铀-235原子核在吸收一个中子以
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压水堆核电站的厂房布置及安全讲解课件
第二章 压水堆核电厂
四环路
第二章 压水堆核电厂
2 循环水系统
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， 分为开式供水和闭式供水。
开式供水：是指以江河湖海为水源，冷却水一次通过，不重复 使用。
闭式供水：把由凝汽器排出的水，经过冷却降温之后，再用循 环水泵送回凝汽器入口重复使用。
开式供水特点： 进水水温低，利于机组经济运行
商用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；
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，保持稳定。
核电厂还设置了专设安全设 施和一系列辅助系统。专设 安全设施为一些重大的事故 提供必要的应急冷却措施， 并防止放射性物质的扩散。
二回路系统也设有一系列辅 助系统。
蒸汽
单回路
第二章 压水堆核电厂
沸水堆核电站原理图（直接循环）
第二章 压水堆核电厂
压水堆与沸水堆
压水堆：一回路系统的冷却剂与汽轮机回路工 质是完全隔离的，这就是所谓的“间接循环”。 采用间接循环具有使二回路系统免受放射性玷 污的优点。
与沸水堆核电厂相比，增加了蒸汽发生器。压 水堆体积较小和控制要求简单等因素可以弥补 这一不足。
1 压水堆核电厂原理
稳压器
蒸汽
汽轮机
发电机
压力容器
蒸发器
水 主泵 主管水道
凝汽器
输配电
一回路
二回路
基本参数：
一回路：压力154 bar，高压水；
二回路：压力~55bar，饱和蒸汽。
第二章 压水堆核电厂
压水堆核电厂发电流程
第二章 压水堆核电厂
有关说明
把反应堆、反应堆冷却剂系 统及其辅助系统合称为一回 路系统 ；
核电站压水堆核电厂的启动与停运（29页）
核电站压水堆核电厂的启动与停运（29页）压水堆核电厂的启动与停运§1.5.1核电厂的启动概述**第二核电站与常规火电厂不同，常规火电厂根据电力负荷需求量来调整锅炉的发热量，使热功率与电负荷相匹配。
而**二期基本上不考虑电网对电能需求量的变化而产生的对核电站的约束，即反应堆能输出多大功率，就向电网输出多大功率，也称“机跟堆”模式。
它优先考虑核电站，避免了核电站的频繁调节，有利于核电厂安全、经济地运行。
但并不是说**二期不具有功率调节的能力，设计上已考虑了这种运行方式12-3-6-3，即12小时满功率运行，3小时从100%降至50%满功率，6小时50%满功率运行，3小时从50%满功率升到100%。
§1.5.2运行状态核电机组的运行状态往往由于外部（如电网故障）或内部（某一设备故障或失效）的原因，使各种运行参数产生变化。
为了使运行人员能在各种工况下控制好各种重要的运行参数，保证机组正常运行和核安全，在技术规范中对反应堆的各种标准运行状态都做出了具体的规定。
技术规范书（GOR）对每一种运行工况都规定了具体的运行参数，而且各种运行参数都具有一定的变化范围和运行区间，见图1（反应堆标准工况P-T图）。
§1.5.2.1 换料冷停堆状态1）换料冷停堆状态是指允许反应堆更换燃料操作的停堆状态，此时，必须具备以下条件：·反应堆压力容器顶盖已移开·反应堆的次临界度至少大于5000pcm，冷却剂硼浓度大于2100ppm，所有控制棒插入堆芯。
·RCP平均温度处于10℃～60℃之间。
2）系统运行状态·余热导出和冷却剂温度控制由RRA来完成，PTR备用。
171·冷却剂的化容控制由RCV和REA来完成。
·用于停堆的高通量报警定值为3ф0，ф0为换料停堆前，未开盖前的中子通量。
·换料腔水位：——如果没有安装水闸门，15m——如果已安装水闸门，19.3m·实施防止误稀释的行政隔离（D类）§1.2.2 维修冷停堆状态1）维修冷停堆状态指允许对一回路设备进行维修的停堆状态，特征是：·一回路通大气，部份水被排空。
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。
压水堆核电站厂房布置及安全
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评估结果：评估结 果需符合国家相关 法规和标准，确保 核电站对环境的影 响在可接受范围内
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辐射防护设施：包括屏蔽墙、 屏蔽门等，用于保护工作人 员和周围环境免受辐射危害
厂房布局
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反应堆厂房： 放置反应堆， 包括反应堆 容器、控制 室等
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汽轮机厂 房：放置 汽轮机、 发电机等 设备
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辅助厂房： 包括冷却 塔、化学 处理系统 等
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控制室： 负责监控 和管理整 个核电站 的运行
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安全设施： 包括安全壳、 应急冷却系 统等，确保 核电站的安 全运行
物
低放射性废物处 理：固化、填埋、
深埋
中放射性废物处 理：固化、深埋、
储存
高放射性废物处 理：固化、深埋、
储存、处理
环境影响评估
评估范围：包括 核电站周边环境、 大气、水体、土 壤等
评估方法：采用定 量和定性相结合的 方法，如环境监测、 模型模拟等
评估内容：包括 辐射影响、生态 影响、社会影响 等
03 辐射防护：采用屏蔽、屏蔽墙 等措施，降低辐射影响
04 应急措施：制定应急预案，确 保事故发生时能够及时应对
安全评估
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安全评估的目的： 确保压水堆核电站 的安全性和可靠性
评估内容：包括核 电站的选址、设计、 建造、运行和退役
等各个环节
评估方法：采用定 性和定量相结合的 方法，如风险评估、
设备布置
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反应堆：位于厂 房中心，是核电 站的核心设备
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蒸汽发生器：位 于反应堆上方， 用于产生蒸汽
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