核电站系统

核能技术SystemsofNuclearPowerPlant(NPP)哈尔滨工业大学2013年核电站系统SystemsofNuclearPowerPlant(NNP)•4.1核电厂工作原理•4.2核电厂的组成与主系统•4.3核电厂的主要设备•4.4核电厂的控制4.1核电厂工作原理•电是如何产生的？•压水堆pressurizedwaterreactor•沸水堆boilingwaterreactor•重水堆heavywaterreactor•石墨水冷堆graphitewatercoolingreactor•高温气冷堆high-temperaturegascoolingreactor•快中子增殖堆fastbreedingreactor核能•核能是人类最具希望的未来能源。人们开发核能的途径有两条：一是重元素的裂变，如铀的裂变；二是轻元素的聚变，如氘、氚、锂等。重元素的裂变技术，己得到实际性的应用；而轻元素聚变技术，也正在积极研制之中。可不论是重元素铀，还是轻元素氘、氚，在海洋中都有相当巨大的储藏量。•铀是高能量的核燃料，1千克铀可供利用的能量相当于燃烧2050吨优质煤。•氘和氚都是氢的同位素。它们的原子核可以在一定的条件下，互相碰撞聚合成较重的原子核--氦核，同时释放巨大的核能。一个碳原子完全燃烧生成二氧化碳时，只放出4电子伏特的能量，而氘-氚反应时能放出1780万电子伏特的能量。据计算，1公斤氢/燃料，至少可以抵得上4公斤铀燃料或l万吨优质煤燃料•所谓轻核聚变是指在高温下(几百万度以上)两个质量较小的原子核结合成质量较大的新核并放出大量能量的过程，也称热核反应。它是取得核能的重要途径之一。由于原子核间有很强的静电排斥力，因此在一般的温度和压力下，很难发生聚变反应。而在太阳等恒星内部，压力和温度都极高，所以就使得轻核有了足够的动能克服静电斥力而发生持续的聚变。自持的核聚变反应必须在极高的压力和温度下进行，故称为热核聚变反应•重核裂变是指一个重原子核，分裂成两个或多个中等原子量的原子核，引起链式反应，从而释放出巨大的能量。例如，当用一个中子轰击U-235的原子核时，它就会分裂成两个质量较小的原子核，同时产生2—3个中子和β、γ等射线，并释放出约200兆电子伏特的能量。81.1核能发电的优势1）能量高度集中，燃料费用低廉，综合经济效益好。1公斤天然铀可代替20—30吨煤。铀不用来发电没有其他用途。2）燃料用量少，不受运输和储存的限制。一座100万千瓦的常规发电厂，一年需要烧掉300万吨煤，而使用核能发电，一年只需要30吨核燃料。3）污染轻。核能发电不向外排放CO、SO2、NOX等有害气体和固体微粒，也不CO2。4）核电站要用大量的水来冷却，必须建于水滨。格拉弗林每秒用水量达250吨，冷海水通过厂房热交换后排回海中，水温因此升高11度，造成1公里海域里的海水也升高3度。主要危害是许多水族被抽进来杀死.该站在抽水口装置了金属滤网加以阻挡。世界核电数量（440）美国10419.8（占比）法国5975.0日本5334.7英国3528.9俄罗斯2914.4德国1931.2韩国1642.8加拿大1412.4乌克兰1443.8中国122.0南非1910法国最大的核电站之一11世界最大的格拉弗林核电站，位于法国北部的大西洋岸，估地150公顷，其中2/3是填海地。电站有6个核反应堆，每堆一个发电机组，功率90万千瓦，共540万千瓦，相当纽西兰、葡萄牙、埃及等中等国家的全国发电设备容量而世界十大核电站中，法国占其四，更显示了法国的高超水平。法国80%的电能来源于核能。核能发电大亚湾核电站二、核电站1.核电站工作原理将核能转化成电能的工厂。U235在中子的撞击下，裂变释放高额的能量，产热发电。2.核电站分类目前世界上核电站常用的反应堆有压水堆、沸水堆、重水堆、块堆、高温气冷堆等。、铀矿石•种类–沥青铀矿–钾钒铀矿•铀含量–铀矿石平均含铀品位为：0.15％–富矿：0.4%•储量测量：–航空测量–谱仪•铀储量–探明储量：经过地质勘探，计算分析，得到的具体储量–预测储量：铀的矿床、矿田和成矿区域中比较有利的地区，根据这些地区的成矿条件推算出来的铀矿石铀的浓缩•用于大多数核电站•动力反应堆铀燃料的主要形式：UO2•铀－235同位素的浓度–天然铀：0.712％（CANDU）–浓缩铀：2(轻水堆)~10％，低浓缩铀、高浓缩铀–贫料铀：0.2%（未料）•因为同位素有几乎相同的化学特性，不易用化学分离•铀的浓缩是精炼油的物理过程–利用微小质量差分离U238和U235–需首先将氧化物转换成六氟化铀气体:UF6•浓缩厂的最终产品为UF2浸出铀矿开采铀矿开采与矿冶铀矿开采从铀矿中提取、浓缩、纯化精制天然铀产品提铀铀含量0.1%~0.2%形态矿石矿浆粉末核纯铀40%~70%陶瓷等75%水水压水堆核电站工作原理PressurizedWaterReactor(PWR)压力容器稳压器主泵主管道蒸发器汽轮机发电机冷凝器输配电二回路一回路基本参数：一回路：压力154bar,高压水二回路：压力~55bar,出口饱和蒸汽蒸汽压水堆的主要特性CharacteristicsofPressurizedWaterReactor(PWR)•核燃料fuel–低浓缩铀low-enricheduranium，~3％富集度enrichment•慢化剂moderator–轻水lightwater•冷却剂coolant–轻水lightwater（300-350度）•回路loop：二个回路•压力pressure：一回路：15.4Mpa，二回路：~5.5Mpa–一回路水保持在不发生整体沸腾–二回路为蒸发器出口饱和蒸汽•蒸汽温度steamtemperature：–饱和蒸汽saturatedsteam•换料refueling：12个月18个月•目前，全球共有441台在运行的核电机组，其中209台是压水堆•压水堆是上国际上使用最广泛的堆型•法国在运行的核电站都是压水堆蒸汽单回路沸水堆核电站工作原理BoilingWaterReactor(BWR)反应堆容器水沸水堆的主要特性CharacteristicsofBoilingWaterReactor(BWR)•核燃料：低浓缩铀，~2％富集度•慢化剂：轻水•冷却剂：轻水•回路：一个回路•堆芯：直流蒸发器•压力：一回路：5~7Mpa–一回路冷却水在堆芯内发生沸腾，并将产生的蒸汽直接送给汽轮发电重水堆核电站工作原理HeavyWaterReactor重水作慢化剂和冷却剂，天然铀核燃料，不停堆换料汽轮机蒸汽发生器排管容器压力管重水蒸汽轻水一回路二回路2008January22Fuellingmachinesatbothendsofthereactor:Oneinsertsnewfuel,oneremovesirradiatedfuel.CANDUOn-PowerRefuellingCandu重水堆的主要特性CharacteristicsofCanduHeavyWaterReactor(BWR)•核燃料：天然铀naturaluranium，0.71％富集度•慢化剂：重水heavywater•冷却剂：重水、轻水water•回路：二个回路twoloops•堆芯：压力管pressuretube•压力：一回路60bar•换料：不停堆•由加拿大原创开发的CANDU型反应堆是目前世界上已经发展成功并且经济性和安全性较好的三大商用核电堆型之一CANDU堆的优缺点•用天然铀作燃料，燃料循环简单–由于重水吸收中子的能力比轻水弱200多倍，所以重水反应堆可以采用天然铀作燃料–建造重水堆不需要建浓缩铀厂，只要具备天然铀燃料生产能力就可以•天然铀需要量少，产钚量高–若压水堆的卸料不进行后处理的话，重水堆的天然铀需要量要比压水堆的少些–在相同发电量的情况下，重水堆产钚量要比压水堆多，这可为快中子堆积累更多的燃料–而且在特殊情况下，还可以用于军用•固有安全性高。（1）高温高压的冷却剂与低温低压的慢化剂在实体上是相互隔离的，不会发生弹棒事故。（2）天然铀装料的平衡堆芯后备反应性小，缓发中子寿命长，可减轻事故后果的严重性。（3）反应堆配备有工作原理完全不同的两套独立的停堆系统•大量生产同位素。钴－60在工农业上和医学上的运用很广•我国泰山核电站3期采用了该堆型。candu特色•简单的燃料棒组件燃料棒束组件设计是CANDU堆很有特色的一个方面。它的外形短小，长约50cm，外径10cm；结构也简单，目前CANDU-6用的37-根元件棒燃料组件仅仅由七个简单部件组成。简单短小的燃料组件设计，意味着燃料制造厂投资小，燃料生产成本低，燃料和相关运行管理费用低。•中子的利用率高•CANDU四大基本特点共同带来的一个突出发展优势是它的高中子经济性，即裂变产生的中子浪费少，而更多中子用于引发新的裂变或者转换产生新的易裂变核，从而提高了核燃料的利用率。由于采用了重水作慢化剂，重水对快中子的慢化能力较强，而它的中子吸收截面极低（还不到轻水的1/650）。燃料利用率高。我国重水堆的创新技术•提高了燃料鈾的浓缩，采用的密集堆芯设计，降低了堆芯尺寸。•重水的量大幅度减少，相关系统得到极大简化。RBMK石墨慢化轻水冷却核电厂GraphiteModeratorWaterCoolingReactor堆芯压力管蒸汽石墨块液体分配箱汽水分离器•世界上第一个核电站的堆型•切尔诺贝利核电站的堆型燃料棒石墨水冷堆核电站的主要特性CharacteristicsofGraphiteModeratorWaterCoolingReactor•核燃料：天然铀，0.71％富集度•慢化剂：石墨•冷却剂：轻水•回路：一个回路，•堆芯：压力管，沸水型•换料：不停堆•优点：功率可以设计非常大•缺点：–堆芯太大、不易控制–有些条件下可能会有正空泡份额高温气冷堆工作原理High-temperatureGasCoolingReactor(HTGR)高温气冷堆的核燃料直径60mm蒸汽发生器反应堆容器高温气冷堆的主要特性CharacteristicsofHTGR•核燃料：低浓铀或高浓铀加钍的氧化物（或碳化物），高温陶瓷型颗粒燃料•慢化剂：石墨•冷却剂：氦气•回路：–二个回路：蒸汽轮机–一个回路：氦气轮机•堆芯：由球形燃料和石墨反射层组成•压力：4Mpa•堆芯出口温度：大于750℃。•换料：堆顶部连续装入堆芯，同时从堆芯底部卸料管连续卸出乏燃料球快中子增殖堆工作原理FastBreederReactor(FBR)堆芯中间热交换器钠池容器钠泵蒸汽发生器快中子增殖堆的主要特性CharacteristicsofFBR•核燃料：浓缩铀、钚－239（铀-238）•中子：快中子•慢化剂：无•冷却剂：液态金属钠，铅铋和氦气•回路：三个回路一回路钠、中间回路钠、二回路蒸汽•堆芯：池式,•钠的出口温度:约为550℃，•增殖原理：铀－238吸收中子生成钚－239研究堆ResearchReactor•用途–医学和核方面的研究，包括同位素的生产–物理、化学和生物领域内的教学研究和实验–材料检验–人员培训–原型反应堆设计研究•类型–工具堆它主要用来考验新堆的燃料、材料和部件，同时也用来进行新堆的物理特性实验研究–中子源堆它主要用来提供中子束进行研究工作，为物理、化学、生物和医学研究提供服务，同时也生产放射性同位素高通量研究堆High-fluxResearchReactor•研究堆的主要用途是利用堆内的中子进行各种辐照和科学研究工作，所以，研究堆的首要要求就是较高的中子通量•低通量堆–中于通量小于1×1012中子/(厘米2·秒）的反应堆；•中等通量堆–在1×1012~1×1014中子／（厘米2·秒）之间•高通量堆–大于5X1014中子／（厘米2·秒）•据不完全统计，最高中子通量为5×1014中子／（厘米2·秒）以上的研究堆，全世界只有15座•最高中子通量为10×1014中子／（厘米2·秒）以上的研究堆，全世界只有10座低温核供热站海水淡化反应堆4.2核电厂的组成（压水堆）•核电站厂房PlantBuildi