章压水堆核电厂
压水堆核电厂的启动调试
一回路主系统的冷态调试
试验目的：冷却剂泵和主系统的水力特性测试与振动测量；
主系统冷态试验时间不能过长,否则导致系统温 度因冷却剂泵作功而升高；
4.2 热态试验 一回路系统升温升压
依靠冷却剂泵产生的热量冷却剂系统达到正常运行温度 在堆芯无燃料元件的情况下进行 热态性能试验; 一回路充水排气升温到90℃，加LiOH调节水质、加联氨溶解氧 继续升温升压到15.5MPa，291.4 ℃；
一回路升温速率限制在28 ℃/h，稳压器升温速率限制在35 ℃/h ，单相时升压速率不超过0.4MPa/min
升温升压时温度的控制： 一回路平均温度低于180℃时，靠余热排出系统控制；高于180℃ 时，靠辅助给水系统和蒸汽排放系统； 升温升压时压力的控制： 系统压力在稳压器汽腔建立前靠化学、容积控制系统来调节，汽腔 建立后由稳压器的电加热器和喷淋装置调节。
15.2MPa 15.0MPa 15.3MPa 14.9MPa 15.0MPa 15.4MPa 15.8MPa 16.1MPa 15.9MPa 16.3MPa 13.0MPa 12.5MPa 13.2MPa 14.7MPa 16.0MPa 65℃
稳压器压力控制逻辑原理图
5. 装料、初始临界和低功率试验
※管道水压试验 对象：一回路低压辅助系统和二回路系统 目的：耐压和泄漏率检查 水压：一般采用1.5倍的设计压力．对于工作压力小 于0.1MPa的管道，采用比工作压力高 0.1MPa作为试验压力； ※ 辅助系统的调试 电气系统、 供气系统、 供水系统、 通风系统、控制 与检测系统、二回路冷态调试、三废处理系统、通信系统 等
不同功率下的实验，以检验核电厂能否按设计 要求安全、可靠、连续的运行；
试验中，功率逐渐逼近满功率（10% 、25%、 50% 、 75%、 100%）
《压水堆核电厂安全》单元7：验收准则及事故分析的基本假设
单元7：验收准则及事故分析的基本假设
4）需假设极限的单一故障
对于此项假设法国用于II、III、IV类工况的分析，而美国 同前一项假设一样仅要求III 、IV工况采用该假设，如在II 类中采用也可以接受。
谢谢Biblioteka 单元7：验收准则及事故分析的基本假设
我国的核电站事故分类（HAF102） ２.运行限值
为保证核电厂的安全运行，经国家核安全部门批准的， 用以确定参数限值、设备功能和性能以及人员水平等的整
套规定。
例：为确保第一道安全屏障完整性，从热工角度出发，大
亚湾核电站的安全限值：
DNBR>1.22
线功率密度≤590W/cm 升降温速率≤56℃/h 稳压器升、降温速率≤112 ℃/h等
事故分析的基本假设
特大事故
（Major accident） 7
严重事故
福岛 切尔诺贝利
事
（Serious accident） 6
故
跨厂事故
（Accident with off-site risks）5
厂内事故
三哩岛
（Accident mainly in installation）4
严重故障
（Serious incident） 3
工况III事故不会引起工况IV事故，不得进一步损伤反应堆 冷却剂系统和反应堆安全壳屏障。放射性的释放不得禁止或 限制居民使用厂外附近地区。
单元7：验收准则及事故分析的基本假设
工况——Ⅳ极限事故（假想事故）：
在核电厂寿期内发生概率很低（10-6～10-4次/堆·年）的 后果严重的假想事故：一回系统主管道大破口、弹棒事故等。 一旦发生会释放大量放射性物质。 专设安全设施的投入应能保证一回路压力边界的完整性、反 应堆安全停闭，并对事故后果加以控制。 可以导致燃料元件重大损伤，但堆芯几何形状不受影响，堆 芯冷却可以保持。
压水堆核电厂控制区墙体孔洞生物屏蔽封堵准则
压水堆核电厂控制区墙体孔洞生物屏蔽封堵准则随着我国核电行业的迅速发展，核电站的安全和环保问题备受关注。
其中，压水堆核电厂控制区墙体孔洞的生物屏蔽封堵是一个重要的技术难题。
针对这一问题，我们提出了以下准则:一、对控制区墙体孔洞的分类1. 根据孔洞的大小和位置，将其分为小孔、中孔和大孔。
小孔指直径小于5mm的孔洞；中孔指直径在5mm至10mm之间的孔洞；大孔指直径大于10mm的孔洞。
2. 根据孔洞的位置，将其分为上部孔、中部孔和下部孔。
上部孔指距离核反应堆压力容器顶部较近的孔洞；中部孔指距离核反应堆压力容器中部的孔洞；下部孔指距离核反应堆压力容器底部较近的孔洞。
二、生物屏蔽封堵准则1. 对于小孔：小孔一般不会对核电厂的安全性和环保性造成较大影响，但也需要及时封堵，以防止生物进入控制区。
采用特制的生物屏蔽材料对小孔进行封堵即可。
2. 对于中孔：中孔的孔径稍大，如果不及时封堵，可能会引入大量生物，对核电厂的设备和环境造成损害。
对于中孔，需要使用专门设计的封堵材料进行屏蔽。
3. 对于大孔：大孔的孔径较大，如果不及时封堵，不仅会引入大量生物，还可能对核电厂的重要设备造成安全隐患。
对于大孔，需要采用厚度较大的生物屏蔽材料进行封堵，以确保其完全密封。
4. 对于上部孔、中部孔和下部孔：对于不同位置的孔洞，需要选择不同材质和厚度的生物屏蔽材料进行封堵，以达到最佳的屏蔽效果。
三、封堵过程控制1. 封堵过程中，需要严格控制封堵材料的使用量和施工质量，以确保孔洞完全屏蔽，并且没有漏洞。
2. 封堵过程中需严格执行相关操作规程，确保施工作业符合安全要求，避免对核电厂的运行造成不良影响。
四、封堵效果评估封堵完成后，需要进行封堵效果的评估。
通过对屏蔽后的孔洞进行跟踪观察和检测，确保屏蔽效果符合标准要求，以确保核电厂的安全运行。
在核电厂的建设和运行中，生物屏蔽封堵是一个细致而重要的工作，对于保障核电厂的安全运行和环保效果具有重要意义。
压水堆核电厂物项的安全分级
压水堆核电厂物项的安全分级一、基本概念1、物项分级的类别：安全等级、抗震类别、规范等级和质量保证等级(1)、安全等级：为了确保物项执行其相应的安全功能，要对各类物项进行安全分级； (2)、抗震类别：为了确保物项在发生地震时能执行其安全功能，要确定各类物项的抗震类别；(3)、规范等级：为了满足不同安全等级的物项执行其安全功能的要求；要确定各类物项的设计和建造的等级，即物项的规范等级 (也称为设备等级 )；(4)、质保等级：为了对执行不同安全功能的物项在设计和建造期间采取相应的质量保证措施，要确定各类物项的质量保证等级。
2、物项分级的步骤：首先确定物项的安全级，再确定物项的抗震类别，然后确定物项的规范等级，最后确定物项的质保等级。
3、物项分级的对象：承压机械设备、非承压机械设备、燃料组件、电气设备、构筑物。
4、物项分级的结果：核电厂设计者应对各种物项进行分级，并编制“核电厂物项分级清单”，该清单应覆盖核电厂的所有系统，并列出各主要部件和构筑物的安全等级、抗震类别、规范等级和质量保证等级。
二、安全等级的划分1、概述(1)、安全等级划分的依据 --三项基本安全功能：反应性控制、余热排出和放射性物质包容。
▲ 反应性控制：“必须提供安全停堆手段，使反应堆在运行工况和事故工况以及事故工况后安全停堆，并使之保持在安全停堆状态”。
▲余热排出：“必须提供排出余热的手段，使停堆后 (包括事故工况停堆后 ) 从堆芯排出余热”。
▲ 放射性物质包容：“必须提供减少放射性物质释放的可能性的手段，并保证任何释放在运行工况期间低于规定限值，在事故工况期间低于可接受限值”。
(2)、安全级划分的单元 --以系统或设备的最小单元作为安全分级的具体对象，可以是：▲一个组件，如燃料组件 (安全级 )。
▲一件设备，如柴油发电机 (安全级 )；稳压器波动管 (安全 1 级)；换料水箱(安全 2 级)。
▲一件设备的某一部分，如主泵泵壳(安全 1 级)；主泵飞轮 (安全 3 级)。
压水堆核电站的工作原理
压水堆核电站的工作原理
压水堆核电站的工作原理如下：
1. 核反应堆的热量为冷却剂（水）提供能量，加热水之后，从反应堆内循环流出，进入蒸汽发生器。
2. 在蒸汽发生器内，热水与锅炉内的非放射性水进行热交换，将非放射性水加热转化为蒸汽。
3. 通过蒸汽管道，蒸汽进入汽轮机，推动发电机旋转。
4. 发电机内的转子在磁场作用下转动，生成电能。
5. 蒸汽在汽轮机内发出能量后变成水，被泵送回到蒸汽发生器内重新加热，再次循环以上过程。
6. 整个循环过程形成了核反应堆-蒸汽发生器-汽轮机-发电机的能量转换系统。
7. 在发电过程中，反应堆中会产生一定的核废料，需要进行妥善处理。
压水堆核电站的发电原理
压水堆核电站的发电原理把热能带出，在蒸汽发生器内产生蒸汽，蒸汽推动汽轮机带动发电机发电。
一回路反应堆堆芯因核燃料裂变产生巨大的热能，由主泵泵入堆芯的水被加热成327度、155个大气压的高温高压水，高温高压水流经蒸汽发生器内的传热U型管，通过管壁将热能传递给U型管外的二回路冷却水，释放热量后又被主泵送回堆芯重新加热再进入蒸汽发生器。
水这样不断地在密闭的回路内循环，被称为一回路。
二回路蒸汽发生器U型管外的二回路水受热从而变成蒸汽，推动汽轮发电机做功，把热能转化为电力：做完功后的蒸汽进入冷凝器冷却，凝结成水返回蒸汽发生器，重新加热成蒸汽。
这样的汽水循环过程，被称为二回路。
三回路三回路使用海水或淡水，它的作用是在冷凝器中冷却二回路的蒸汽使之变回冷凝水。
什么是核燃料?核燃料是可在核反应堆中通过核裂变产生核能的材料，是铀矿石经过开采、初加工、铀转化、铀浓缩，进而加工成核燃料元件。
压水堆核电站用的是浓度为3%左右的核燃料（铀一235）。
大亚湾核电站的核反应堆内有157个核燃料组件，每个组件由1717根燃料棒组成。
燃料棒由烧结二氧化铀芯块装入锆合金管中封焊构成。
一个燃料组件中有一束控制棒，控制核裂变反应。
利用核能生产电能的电厂称为核电厂。
由于核反应堆的类型不同，核电厂的系统和设备也不同。
压水堆核电厂主要由压水反应堆、反应堆冷却剂系统（简称一回路）、蒸汽和动力转换系统（又称二回路）、循环水系统、发电机和输配电系统及其辅助系统组成，其流程原理如图 2.1所示。
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。
二回路及其辅助系统和厂房与常规火电厂系统和设备相似，称为常规岛。
电厂的其他部分，统称配套设施。
实质上，从生产的角度讲，核岛利用核能生产蒸汽，常规岛用蒸汽生产电能。
反应堆冷却剂系统将堆芯核裂变放出的热能带出反应堆并传递给二回路系统以产生蒸汽。
通常把反应堆、反应堆冷却剂系统及其辅助系统合称为核供汽系统。
现代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（见图2.2）。
【清华压水堆核电厂运行】系统与设备(3)热工基础3小时
燃料棒束的阻力损失，流道摩擦阻力损 失，
提升损失，重力压降，
ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ
堆芯出入口联箱的阻力损失，
定位格架的阻力损失，
沿程加速压降。
系统与设备（3）
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热工设计准则
为了反应堆的运行安全可靠，热工设计必须满足一些准 则：
燃料元件表面的最大热流密度小于临界热流密度。定
义偏离泡核沸腾比DNBR：
燃料元件的总温降
从燃料中心线到冷却剂的总温度降可以表示为：
T −Tf = q′ r F + 1 + tc + rF 中心 2 π rF 2λ αfG λc α(r + t ) F c
q′为线功率密度，r为燃料元件芯块的半径，
λf为燃料元件的导热系数，λc为包壳的导热系 数，
tc为包壳厚度， α为包壳表面与冷却剂的放热系数，αG为燃料与
反应堆冷却剂回路依靠三台主泵使冷却剂循环，将热量 传给蒸汽发生器二回路的给水。
单位时间冷却剂输送的热量P为：
P = G C ∆T
mp
mp
G 为流量率，C 为冷却剂热容，∆T为冷却剂的温升。
因为∆T＝ ∆H/ Cp，所以上式可以改写为：
P =Gm∆H
∆H为冷却剂的焓升。H＝u＋P/ρ，u为内能，P为压 力， ρ为流体密度。
燃料非均匀装载对功率分布的影响。为了展平径向功率 分布，压水堆一般分三区配置不同富集度燃料，高富集 度的新燃料在最外区。
„ 控制棒对功率分布的影响。
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系统与设备（3）
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压水堆传热特点
传热有三种基本形式，即对流换热、导热和辐射传 热。压水堆堆芯的换热主要依靠前两种方式。 UO2芯块裂变后产生的热量主要是通过热传导传给 芯块表面及燃料包壳。一回路的冷却剂通过主泵进 行强制循环进入堆芯，将燃料元件表面热量通过对 流换热带走。冷却剂带出热量后流入蒸汽发生器， 也是通过对流换热把热量传给二次侧的给水。 为了提高整个电厂的循环效率，需要提高二回路蒸 汽的温度和压力，从而必须提高一回路冷却剂的温 度，因而必须提高一回路压力。大亚湾核电站的一 回路冷却剂压力为15.5MPa。波动范围为0.2MPa。
EJ.T 997-96压水堆核电厂_核安全有关的混凝土结构建造规范
４ ． 混 土 掺 的 合 类 、量 经 计 同 并 合 关 准 要 在 ． １ 凝 中 用 掺 料 型 数 应 设 部门 意 符 有 标 的 求，预 ５
应力混凝土中不得采用加气剂或引气型外加剂。
２
Ｅ ／ ９７ ６ Ｊ Ｔ． －９ ９
４６２ 交付给工地的钢筋应作外观检查， ．． 并按有关标准的规定抽取试样作机械性能试验
合格后方可使用。
４６３ 钢筋材料应附有标签或加以标记， ．． 以保证在制作、 运输和贮存过程中能跟踪材料仗
用试验报告。 表 １ 混凝土材料全性能试验的项 目和适用标准
项 目 适用标 准 塌落度 抗压强度 抗弯强 度 劈裂抗拉强度 静态弹性模量 泊桑 比 Ｓ １５ Ｄ ０ Ｇ Ｊ Ｂ８ １ Ｇ Ｊ Ｂ８ １ Ｇ Ｊ Ｂ８ １ Ｇ Ｊ Ｂ ８ １ Ｇ Ｊ Ｂ８ １
Ｇ ５２４ 混凝土结构工程施工及验收规范 Ｂ ０ ０ Ｇ Ｊ 混凝土结构设计规范 Ｂ１ ０ Ｇ Ｊ 普通混凝土力学性能试验方法 Ｂ８ １ Ｇ Ｊ 普通混凝土长期性能和耐久性能试验方法 Ｂ８ ２ Ｊ Ｊ 普通混凝土用砂质量标准及检验方法 Ｇ ５ ２ Ｊ Ｊ 普通混凝土用碎石或卵石质量标准及检验方法 Ｇ ５ ３
４ ． ５ ． ２
中 离 含 按 凝 组 物 总 量 木 大 ｍ／ ， 氯 子 量 混 土 成 料 重 计 得 于５ｇ ｇ ｋ
４． 核 全 关 结 的 凝 材 中应 用 细 煤 以 善 凝 的 理 码 ．３在 安 有 的 构 混 土 料 ，采 磨 粉 东 改 混 土 物 性 ５
和力学性能 ， 粉煤灰的最佳含量应通过试验确定。
Ｊ ６ 混凝土拌合用水标准 ＧＪ ３
Ｓ １５ 水工混凝土试验规程 Ｄ ： ０ Ｈ Ｆ 。 核电厂质量保证安全规定 Ａ ００ ４ Ｈ Ｆ ４ 核电厂建造期间 Ａ ００ ４ 的质量保证
压水堆核电站的工作原理
压水堆核电站的工作原理
压水堆核电站是一种常见的核电站类型，其工作原理如下：
1. 核燃料的使用：压水堆核电站使用低浓缩铀（U-235）作为
核燃料。
铀矿石被加工成浓缩的铀燃料棒，然后装入核反应堆。
2. 反应堆：核反应堆是核电站的核心部分，它包含大量的燃料棒（通常有数千个），并由冷却剂包围。
冷却剂一般是水。
3. 燃料棒中的核裂变：核燃料在核反应堆中被中子激活，引发核裂变反应，产生大量的热量。
4. 热量传递：核裂变带来的热量将被传递给循环系统，以便产生蒸汽。
5. 蒸汽产生：核反应堆中的热量使循环系统中的水变为高温高压的蒸汽。
6. 蒸汽驱动涡轮机：蒸汽进一步流入涡轮机，蒸汽流通过涡轮使其旋转。
7. 发电机运转：涡轮机旋转带动发电机运转，将机械能转化为电能。
8. 冷却剂循环：经过涡轮机后，蒸汽会被冷凝成水，并通过冷却剂循环系统重新注入核反应堆。
9. 安全控制：核电站配备了多重安全系统，以确保核反应过程的安全性，如反应堆冷却、核裂变链式反应的控制等。
总结起来，压水堆核电站的工作原理是通过核裂变产生热能，将燃料棒中的热量传递给循环系统中的水，使其转化为高温高压的蒸汽，然后利用蒸汽驱动涡轮机运转发电机，最终产生电能。
同时，核电站配备多层安全系统以确保反应的安全进行。
核电厂运行概论 第一章
t是停堆后的时间(s) ，P(0)是停堆之前的功率， P(t)是停堆之后t时 刻的剩余功率。
1. 4 核电厂的运行文件
如果能保持燃料元件包壳的完整性，就不可能有从燃料中释放大量放射性物 质情况的发生。 保持燃料包壳完整性最重要的是要保持反应堆冷却剂系统压力边界的完整性。 在防止放射性物质释放方面，完整的压力边界和安全壳又是燃料元件包壳的 补充措施。
1. 1 核电厂运行特点
• 1. 1. 1 压水堆核电厂与化石燃料电厂 （2）核电厂反应堆内储有大量放射性物质 核电厂正常运行中，还会产生气、液、固态放射性废物。
1. 1 核电厂运行特点1. 1 核电 Nhomakorabea运行特点
1. 1 核电厂运行特点
• 1. 1. 1 压水堆核电厂与化石燃料电厂 （3）相当可观的堆芯剩余释热 衰变热 裂变产物的衰变热可由右图 来表示。
1. 1 核电厂运行特点
• 1. 1. 1 压水堆核电厂与化石燃料电厂 （3）相当可观的堆芯剩余释热 在反应堆停闭后，堆芯不能立即停止冷却或快速将反应堆冷却到要 求的温度以下，而是必须继续冷却一定的时间。
必须采取了必要措施，在符合国家标准的情况下才允许排放。
1. 1 核电厂运行特点
• 1. 1. 1 压水堆核电厂与化石燃料电厂 （2）核电厂反应堆内储有大量放射性物质 中子、y 射线对反应堆内部构件及其他材料的活化，使核电厂一回 路及其辅助系统，不论在核电广运行或停闭期间，都会有较强的放 射性。