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《图解核电站主要系统》1核电站系统和设备简介《图解核电站主要系统》2内容•基本概念•核电站系统《图解核电站主要系统》3前言•1922年丹麦物理学家N.玻尔由于他的原子结构理论的成就获得了诺贝尔奖。•1939年Hahn和Strassman发现，当用中子轰击U-235核时，一些核会分裂成两个中等质量的核，产生两个重要结果：–产生能量–释放更多中子•这个过程叫做裂变《图解核电站主要系统》4•牛顿物理学（经典物理学）：–质量守恒定律–能量守恒定律•裂变不遵守这两个定律，能量可以创造，质量可以损失。爱因斯坦预言了质能的转换。他观察到经典物理学定律中的矛盾，假设用下列公式把质量和能量联系起来。–E=MC2–式中：–E=能量(J)–M=质量(kg)–C=光速(3×108m/s)《图解核电站主要系统》5U235裂变•反应物质量236.05u•产物质量235.86u•被转换质量0.19u•如果把接着发生的放射性衰变的能量包括进去，约产生200MeV能量。这样，作为一些初始质量转变成能量的结果，每次裂变约产生200MeV的能量。尽管每次裂变不能产生相当大的能量，但每千克天然铀含有1.8×1022个U-235原子，其中大部分是可裂变的。1兆电子伏=1.6×10-13焦耳nCsRbUUn10139559537*2369223592102)(《图解核电站主要系统》6链式反应•铀裂变的一般反应式如下：•92235019223601225UnUFFn()...*《图解核电站主要系统》7核裂变的链式反应可以在很短的时间内产生多次核裂变，因而足以释放出巨大的能量。《图解核电站主要系统》8原子弹《图解核电站主要系统》9核电站《图解核电站主要系统》10核潜艇《图解核电站主要系统》11中子的命运《图解核电站主要系统》12燃料与慢化剂•轻水热化中子比重水或石墨快，轻水的吸收截面是重水的664倍，是石墨的195倍。由于轻水的中子吸收缘故，用天然铀燃料和轻水慢化剂不可能获得自续链式反应。轻水慢化的反应堆必须采用浓缩的燃料(铀中U-235的百分含量从0.7%增加到2%或3%)。•大多数反应堆的设计，包括CANDU反应堆，都使用UO2而不是金属铀作为燃料。陶瓷燃料(UO2)具有耐高温和优异的耐腐蚀性，在放射性环境中非常稳定，使它成为反应堆燃料的上佳选择。然而用石墨慢化剂时它不可能获得不浓缩UO2的临界质量。对使用不浓缩的UO2反应堆来讲只有重水才是合适的慢化剂。《图解核电站主要系统》13初始裂变中子n个100铀-238吸收、倍增慢化到铀-238裂变阈能以下的平均中子数nε个ε=1.05慢化过程慢化过程中的泄漏P=0.952铀-238共振吸收P=0.9热中子nεpPs个热中子扩散过程热中子的泄漏P=0.944慢化剂以及其它材料吸收被燃料吸收的热中子数nεpfPsPd个f=0.882η=1.335新的裂变中子数nεpηPsPd个=nk个k1超临界k=1临界k1次临界《图解核电站主要系统》14中子循环的结果•大约有20%的中子会损失，不能回到燃料中。如果剩余中的一半产生裂变(即40%)，每次裂变平均产生2.5个中子，这将使总数恢复到100%。循环继续下去，可以通过调节一个或几个损耗机理，使中子数增加或减少。《图解核电站主要系统》15增殖因子•根据前面介绍的中子循环，用中子增殖因子k可很方便地表示中子增殖过程。•k=•如果k=1，裂变以开始时相同的速率继续下去。功率是稳定的，就是说这个反应堆处于临界状态。•如果k1，超临界。•如果k1，次临界。•四因子模型前一代中子数新生一代中子数《图解核电站主要系统》16反应性数学表达：ρ=(N2-N1)/N2=1-1/K（K-1)/K通常用以确定反应堆中子密度变化状态ρ=0临界；ρ‹0次临界；ρ›0超临界瞬发中子（代时间10-5s）缓发中子（代时间12s）瞬发临界ρ=0.0065单位：pcm，10-5《图解核电站主要系统》17周期•反应堆周期：中子密度变化e倍•倍增周期：中子密度变化1倍•倍增周期和反应性的曲线关系；（20s–150pcm）•通过周期测反应性《图解核电站主要系统》18《图解核电站主要系统》19控制棒组件（1）特点：快，可靠，灵活，准确度高用途：紧急控制，功率调节等快变化分类：功率补偿棒（部分灰棒）温度调节棒停堆棒组《图解核电站主要系统》20•积分价值•微分价值•设计要求：计算值与实测值10%•曲线讨论：积分价值和微分价值曲线讨论控制棒组件（2）《图解核电站主要系统》21控制棒组件（3）•调节带•温度棒调节带确定调节带的确定：上限：2.5pcm/step，下限：上限-24步；•棒位低低限：插入堆芯仍有500pcm；问题：调节带和棒位低低限如何随燃耗变化？《图解核电站主要系统》22•正常运行时棒所在位置：•—正常运行时，R棒维持在其调节带内运行。为控制ΔI，允许其超出调节带，但绝对不能超出低-低插入限值。•—手/自运行方式。控制棒组件（4）《图解核电站主要系统》23可燃毒物控制•新堆：初始剩余反应性过大•设计要求:较大吸收截面消耗可燃毒物释放的反应性与燃料燃耗同步:实现方法:非均匀布置导致自屏效应.•只用于第一个堆芯寿期《图解核电站主要系统》24化学补偿控制•慢变化•硼浓度单位•硼微分价值：温度越高，价值越小（为什么？）•单位：Pcm/(ug/g)《图解核电站主要系统》25多普勒温度效应多普勒功率效应：•定义•负值，数量级•寿期初比寿期末更负《图解核电站主要系统》26慢化剂温度系数慢化剂温度系数•定义•Cb影响水铀比•硼浓度越高，越容易为正•防止出现正值：Cb≺1400ppm《图解核电站主要系统》27空泡系数•定义，变化1%空泡率所引入的反应性•空泡影响中子慢化（引入负反应性）和•降低硼浓度（引入正反应性），两者相抵，可正可负•由于空泡小于0.5%,可忽略不计《图解核电站主要系统》28功率系数和功率亏损功率系数•定义：1%功率变化所引入的反应性•微分概念功率亏损•功率0%-100%变化所引入的反应性•积分概念•用功率调节棒的移动补偿《图解核电站主要系统》29核反应堆•1942年诞生了第一座核反应堆，到五十年代初期建成了将核能转变为电能的试验性核电厂。•核反应堆的主要功能–导出裂变所释放的热能，用来发电/供热等；–将部分非易裂变物（Th232,U238）转换成易裂变物；–生产放射性同位素；–进行中子的其他应用和研究。《图解核电站主要系统》30核反应堆分类•慢化剂材料–石墨堆，轻水堆，重水堆•冷却剂材料–水冷堆，气冷堆，有机液冷堆，钠冷堆•反应堆容器–高压壳，低压壳，高压管，游泳池堆•动力堆–压水堆，沸水堆，重水堆，高温气冷堆和快中子增殖堆。《图解核电站主要系统》31能量转换•常规火电厂遵循“化学能——热能——机械能——电能”的转化；•核电站则遵循着“核能——热能——机械能——电能”的转化，《图解核电站主要系统》32核电厂的主要特征•核电站主要由核岛、常规岛和电站的配套设施组成。核岛部分包括反应堆厂房、反应堆辅助厂房及其中的系统设备；常规岛是指汽轮机厂房及其中的汽轮机及其辅助系统设备；核电站除了核岛和常规岛以外的建筑厂房和其他一些系统设备统称为核电站的配套设施。《图解核电站主要系统》33核电站原理流程图《图解核电站主要系统》34核岛主系统《图解核电站主要系统》35压力控制系统《图解核电站主要系统》36对比•供应蒸汽的“锅炉”是由核反应堆、冷却剂回路系统及其辅助系统所组成的核蒸汽供应系统来替代的，这个独立的回路称之为一回路系统；汽轮发电机组及其辅助系统，它跟常规火力发电厂基本上是相同的。•核电站内的核裂变不仅释放出能量，同时产生了具有强烈放射性的裂变产物及活化物。当然，常规火力发电厂在燃烧煤或者油的时候，也产生了大量的废气、辐射和粉尘，给环境保护带来较大的压力。《图解核电站主要系统》37核电发展•到2000年底，全世界共有32个国家及地区共438座（堆）核电站在运行，净电功率约为351GW，另还有30多座核电站正在建造中。同年核电发电量占世界发电总量的16%，其中18个国家核电发电量占本国发电总量的比例已经超过25%。压水堆占62.21%。•中国：•QNP-I300MW;QNP-II600MW*2;QNPIII700MW*2•DYB900MW*2;LINGAO900MW*2;•TWVVER百万千瓦级核电站*2–阳江核电–三门核电《图解核电站主要系统》38大亚湾核电站主要系统介绍《图解核电站主要系统》39核电站工作原理总图RCPRCVREARRARISEASASGVVPGCTGSSCEXCRFABPADGAPPAHPAREGEXPTRGEVGEWGPV废物处理厂用电《图解核电站主要系统》40核电站主要系统1.反应堆冷却剂系统RCP2.化学和容积控制系统RCV3.反应堆硼和水的补给系统REA4.余热排出系统RRA5.反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统PTR6.安全注入系统RIS7.安全壳喷淋系统EAS1.发电机励磁和电压调节系统GEX2.输电系统GEV3.主开关站—超高压配电装置GEW4.厂内6.6KV供电网络LG*/LH*二回路主要系统电气部分主要系统核岛主要系统1.主蒸汽系统VVP2.汽轮机旁路系统GCT3.汽水分离再热器系统GSS4.凝结水抽取系统CEX5.循环水系统CRF6.低压给水加热器系统ABP6.给水除气器系统ADG7.汽动/电动给水泵系统APP/APA8.高压给水加热器系统AHP9.给水流量控制系统ARE10.辅助给水系统ASG11.循环水系统CRF《图解核电站主要系统》41核岛主要系统1.反应堆冷却剂系统RCP2.化学和容积控制系统RCV3.反应堆硼和水的补给系统REA4.余热排出系统RRA5.反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统PTR6.安全注入系统RIS7.安全壳喷淋系统EAS《图解核电站主要系统》42§1.1反应堆冷却剂系统RCP一、核岛主要系统反应堆冷却剂系统的所有设备、管道都包容在反应堆厂房内。1.输热：堆芯→SG→二回路2.反应性控制；3.压力控制；4.充当第二道安全屏障。RCP系统功能：《图解核电站主要系统》43一、核岛主要系统§1.1反应堆冷却剂系统RCPRCP系统的组成RCP由核反应堆和与其相连的三条输热环路组成，每条环路包含一台蒸汽发生器、一台主冷却剂泵以及相应的管道和阀门。在其中一条环路上还连接有一台稳压器。《图解核电站主要系统》44一、核岛主要系统§1.1反应堆冷却剂系统RCP1、核反应堆1、堆压力容器容器本体+顶盖2、堆内构件吊蓝、堆芯、堆内上部构件、堆内下部构件《图解核电站主要系统》45压力容器《图解核电站主要系统》46一、核岛主要系统§1.1反应堆冷却剂系统RCP2、燃料组件《图解核电站主要系统》47一、核岛主要系统§1.1反应堆冷却剂系统RCP2、燃料组件采用17×17阵列《图解核电站主要系统》48一、核岛主要系统§1.1反应堆冷却剂系统RCP3、蒸汽发生器作用：1、作为热交换设备，产生蒸汽；2、作为连接设备，隔离一、二回路。《图解核电站主要系统》49蒸汽发生器主要参数冷却剂流量23790m3/h传热管直径19.05mm壁厚1.09mm数目4474下部直径3446mm上部直径4484mm总高度20848mm无水总重329.5t满水总重505t《图解核电站主要系统》504、主泵一、核岛主要系统§1.1反应堆冷却剂系统RCP电动、立式、单级、三级轴封、离心泵流量23790m3/h转速1500rpm功率(热态)(冷态)6680kW9050kW总高度8.2m总重量85t《图解核电站主要系统》51一、核岛主要系统§1.1反应堆冷却剂系统RCP5、稳压器功能：1、压力控制2、超压保护高约13m，直径2.5m，内部容积39.7m3，净重79t。)(satsatTfP《图解核电站主要系统》52《图解核电站主要系统》53一、核岛主要系统§1.2化学和容积控制系统RCVRCV系统的主要功能：1、容积控制2、化学控制3、反应性控制《图解核电站主要系