核电站基本原理.ppt

单击此处编辑母版标题样式,单击此处编辑母版文本样式,第二级,第三级,第四级,第五级,*,压水堆核电站工作原理,1,目 录,有关基本概念,核电站工作原理,反应堆结构,一回路系统及主要设备,反应堆运行和控制,核电站的安全设计,世界核电新发展,2,有关基本概念,（,1,）裂变反应,指可裂变重核在中子作用下分裂成两个中等质量核，并放出能量的反应。,铀,233,、铀,235,和钚,239,是最重要的可裂变重核，在热中子轰击下引起原子核裂变。,U235,自然界中存在的唯一可裂变核，在天然铀中仅占,0.7%,，其余主要是,U238,。,Pu239,、,U233,人工生产可裂变核，分别由自然界中的,U238,和,Th232,俘获一个中子后产生的。,3,有关基本概念,U,235,原子,核在中子作用下，分裂成两个质量较小,原子,核，同时产生,2-3,个中子和,、,射线，,并放出,200Mev,的能量。其中,80%,是以裂变碎片的动能的形式放出，在核,燃料内转换,成热能。,1kg U,235,全部,裂变释放的热量等于,2500,t,标准煤燃烧,释放的热量。,4,有关基本概念,反应堆,仃堆后,，裂变反应终止，但,仃堆,前形成的,裂变产物仍存在，其衰变放出,、,射线及,其能量，会在仃堆后相当一段时间内释放出来。因此，,反应堆,仃堆后仍需要冷却和屏蔽,。,仃堆后从堆芯导,出衰变热，是保证反应堆安全的重要问题之一。,5,有关的基本概念,(2),链式反应,裂变中子在适当条件下会引起其它核裂变，,而放出更多的新裂变中子，如果此反应继续进行下去，这个过程就称为链式裂变反应。,链式裂变反应释放的核能叫做,核裂变能,。,目前核电站反应堆多数属热中子堆,利用热中子引起,U,235,裂变放出的能量。,6,有关的基本概念,裂变放出的中子是快中子（,E1Mev),。,快中子必须经过慢化，与周围介质的原子核多次碰撞，使中子能量减小，才能成为热中子,（,E=0.625ev),。,普通水、重水和石墨均可作为热中子反应堆中的,慢化剂,。,7,有关,基本概念,(3),反应堆临界,如果反应堆,内,，单位时间裂变产生的中,子数等于因吸收和泄漏损失的中子数，则反,应堆,内,链式反应能持续进行下去，处于这种,工作状态反应堆称为反应堆临界。,反应堆临界条件可用增,殖系数表示。,。,8,有关,基本概念,核反应堆是可控的自持链式反应装置，,原子弹是瞬时爆炸不可控的链式反应装置。,两者最根本区别是原子弹的装料是高浓,铀或钚，而核反应堆采用低浓铀,。,9,有关的,基本概念,(4),有效增殖系数,指在有限大反应堆系统内，新一代的中子与产生它的直属上一代中子数之比，或中子的产生率与中子消失率之比。,通常用,Keff,表示：,Keff,1,反应堆临界；,Keff,1,反应堆次临界；,Keff,1,反应堆超临界。,10,核电站,工作原理,核电站是利用核裂变反应放出的核能来发电的装置。,即实现了核能热能电能的转换。,由一回路系统和二回路系统两大部分组成。,核电站的核心是反应堆,。一、二回路是完全隔离的密闭循环系统。,一回路系统（,核蒸汽供应系统,）主要由反应堆、蒸汽发生器、主泵、稳压器和冷却剂管道组成，也称为核岛。,11,核电站,工作原理,二回路系统（,汽轮发电机系统,）主要由汽轮发电机组、冷凝水系统和给水系统等组成，也称为常规岛。,反应堆运行时放出的核能，主要以热能的形式，由一回路系统的冷却剂带出，用以产生蒸汽，由蒸汽驱动汽轮发电机组发电。,12,13,反应堆结构,反应堆,反应堆是维持和控制核燃料链式裂变反应，并能将核裂变产生的热量有效导出的装置。,压水堆采用低浓度,UO,2,核燃料，高温高压含硼水做冷却剂和慢化剂。,压水反应堆由压力容器、堆内构件、堆芯组件、控制棒驱动机构和反应堆附属设备等组成,。,14,15,反应堆结构,堆芯组件,堆芯组件由燃料组件（,121,个）、控制棒组件（,37,个）和相关组件组成。,相关组件包括：,初级中子源组件（,2,个）,次级中子源组件（,2,个）,可燃毒物组件 （,50,个）,阻力塞组件 （,30,个）,控制棒组件和相关组件均 插入燃料组件的导向管中。,16,反应堆结构,1,）,燃料组件,燃料组件是反应堆中将核能转化为热能的核心部件，采用,束棒无盒方形,结构。首炉堆芯装入三种不同铀,-235,浓度燃料组件。,燃料组件由,燃料棒和骨架,组成。上、下管座、控制棒导向管、中子通量测量管、定位格架构成组件骨架。,燃料棒由,UO,2,芯块、,Al,2,O,3,隔热片、压缩弹簧、上、下端塞、,Zr-4,包壳管组成。棒内充氦气。,17,18,反应堆结构,2,）,控制棒组件,操纵反应堆，保证其安全的重要部件。用于停堆和补偿快反应性变化。,控制棒用,强烈吸收中子的材料,制成，主要材料有,镉和硼,。,秦山核电站控制棒吸收体选用银,-,铟,-,镉合金。包壳管采用不锈钢管，棒内充氦气。,控制棒用连接柄连成束棒结构。连接柄与驱动机构的驱动轴相啮合,。,19,20,反应堆结构,3,）,可燃毒物组件,首次装料,时，堆芯使用新燃料，初始总反应性较大。为补偿部分过剩反应性，堆芯设置了可燃毒物组件。,第一次换料时全部卸出，换成阻力塞组件。,采用硼硅玻璃管作可燃毒物，包壳材料为不锈钢。,21,反应堆结构,4,）,初级,中子源组件,为堆芯装料后，反应堆,首次启动,提供所需中子源。,初级中子源采用,210,Po-Be,（或,252,Cf,）源。,2,个初级中子源组件只在反应堆首次启动时使用。第一次换料时取走，改换阻力塞组件。,注：,核反应,Be,9,（,，,n)C,12,22,反应堆结构,(5),次级中子源组件,利用非放射性,Sb-Be,中子源在堆内活化，,产生中子。,在首次装料时装入,2,个次级中子源组件。,换料后继续使用,，提供反应堆启动所需中子源。,23,反应堆结构,6,）,阻力塞组件,阻力塞组件是由不锈钢制成的短棒，共,20,根。,不装控制棒、可燃毒物或中子源组件的燃料组件导向管中都插入阻力塞棒，增加水流阻力，减少冷却剂流经导向管中的漏流。,24,反应堆结构,堆内构件,堆内构件是指压力容器内，除堆芯组件及驱动轴以外的所有构件。,由四大部分组成：,吊篮部件；,压紧部件；,辐照监督管；,堆内构,件,附件（堆内温测装置）。,主体材料为奥氏体不锈钢。,25,吊篮部件,26,压紧部件,27,反应堆结构,堆内构件主要功能：,安放和定位堆芯组件；,为冷却剂流经堆芯导流；,为控制棒束运动导向；,减弱中子和,射线对压力容器辐照损伤；,为堆内温度和中子通量测量提供支承和引导。,28,反应堆结构,反应堆压力容器,反应堆冷却剂,压力边界重要设备,。在核电站寿期内保持结构完整性。,分,顶盖,和,筒体,两大部分，用螺栓连接，靠两道镀银,O,形环密封。,顶盖上装有,CRDM,管座、堆内温测管座和放气管。下封头装有中子通量测量管座。,材料采用美国,ASME SA 508-3,低合金钢,。与冷却剂接触的容器内表面,堆,焊,不锈钢,。,29,反应堆压力容器,30,反应堆结构,控制棒驱动机构,操纵控制棒升降的机构。安装在压力容器顶盖的,CRDM,管座上。,由五大部件组成：,耐压壳部件、驱动轴部件、销爪部件、磁轭部件和棒位指示器部件。,每个部件可分别安装和拆卸。,31,反应堆结构,控制棒驱动机构工作原理,：,采用磁力提升式。,耐压壳外面的三个电磁线圈按一定的顺序通电，使驱动轴和控制棒组件垂直步跃式移动。,事故情况下，磁轭线圈断电，控制棒靠重力快速插入堆芯。,秦山核电厂控制棒行程为,2.8m,，步距为,10 mm,，落棒时间,2s,。,32,控制棒驱动机构,33,反应堆结构,反应堆附属设备,主要包括：,反应堆压力容器支座,压力容器金属保温层,压力容器放气管系,顶盖吊具,换料水池底部密封结构,驱动机构拉紧装置,驱动机构冷却风罩,堆芯中子通量测量管系,34,一回路系统及主要设备,压水堆核电站的一回路系统（核蒸汽供应系统）由反应堆及围绕它的若干个环路组成。,每个环路有一台蒸汽发生器、一台主泵，几个环路共用一台稳压器，均安装在安全壳内。,35,36,一回路系统及主要设备,蒸汽发生器,蒸汽发生器是一种,热交换器,，将反应堆产生的热量由一次侧传给二次侧。使二次侧的水变成蒸汽，蒸汽经汽水分离和干燥后驱动汽轮发电机发电。,秦山核电厂采用国际通用的,立式,U,型管自然循环式蒸汽发生器,。,一回路冷却剂在,U,型传热管内流动。二回路给水在传热管外被加热和蒸发。,37,一回路系统及主要设备,蒸汽发生器上部设有三级汽水分离器，使出口处饱和蒸汽的湿度不超过,0.25%,。,蒸汽发生器主要由管板、,U,型管束、汽水分离装置及筒体组件组成。,蒸汽发生器传热管易受机械损伤和腐蚀，其破裂事故是核电厂发生频率较高事故之一。,38,蒸汽发生器,39,一回路系统及主要设备,主泵,功能是强迫冷却剂循环，把反应堆产生的热能传送止蒸汽发生器，以产生蒸汽，驱动汽轮机作功。,秦山核电站采用,立式、单级离心泵,。,主泵机组由泵、电机及推力轴承三大部件组成。三级串联的轴密封控制泵轴的泄漏。,主泵电机轴的顶端安装大飞轮，保证电机断电后，有足够的惰转时间，以提供必要的惯性流量，冷却堆芯。,40,主泵,41,一回路系统及主要设备,稳压器,稳压器是立式圆筒形容器，满功率运行 时，蒸汽和水的容积各占一半。,功能是调节系统压力，并提供超压保护,。,下封头设置电加热器，可将水加热汽化，制止压力降低。,顶部装有喷雾器。与系统的冷段连接，使欠热水喷入容器，抑制压力升高。,42,一回路系统及主要设备,稳压器顶部设有卸压阀和安全阀，,用作超压保护,。,稳压器底部波动管与一回路系统的热段相连，当冷却剂容积发生变化时，通过波动管流入或流出稳压器。,43,稳压器,44,一回路系统及主要设备,主管道,主管道由直管、弯头、三通及其附件组成。,全部采用奥氏体不锈钢铸造成形。,每个环路由三段,管道组成：,热管,段,(,压力容器和,蒸汽发生器之间,),；,U,型过渡,段,(,蒸汽发生器和主泵之间,),；,冷,管,段,(,主泵和,压力容器,之间,),。,45,一回路系统及主要设备,主系统（,SRC,）,秦山核电站主系统由二个环路组成。,堆进、,出,口平均温度为,302,o,C,，系统压力为,15.2Mpa,，流量为,24000t/h,。,每条环路有一台蒸汽发生器、一台主泵以及相应的管道，构成一封闭回路。,两个环路共用一台稳压器。,主系统压力靠稳压器调节，系统的容积控制由稳压器和化容系统共同完成。,46,一回路系统及主要设备,一回路辅助系统,一回路除,主系统外，还有,19,个,辅助系统。,按功能分为三类：,（,1,）保证反应堆和,主系统正常运行、启动和仃堆的系统，包括：,化学和容积控制系统（,SCV,）；,硼回收系统（,SBR,）,设备冷却水系统（,SCW,）,停堆冷却系统（,SRH,）,47,一回路系统及主要设备,主泵轴封水系统（,SPS,）,取样系统（,SAM,）,乏燃料池冷却和净化系统（,SFP,）,安全壳疏排水系统（,SRD,）,水质化学分析室（,SLD,）,蒸汽发生器排污系统（,SAF,）,辅助给水系统（,SAF,）,48,一回路系统及主要设备,（,2,）失水事故时保护反应堆和一回路、阻止事故扩大，并防止放射性向环境扩散的系统，,包括：,安全注射系统（,SIS,）,安全壳喷淋系统（,SCS,）,安全壳消氢系统（,SHR,）,安全壳贯穿管道隔离系统（,SCI,）,49,一回路系统及主要设备,（,3,）处理放射性物质以保护环境的系统，,包括,废气处理系统（,SGW,）,废液处理系统（,SLW,）,放射性废树脂收集系统（,SWS,）,放射性部件去污系统（,SDC,）,50,反应堆运行和控制,反应性控制,其,任务是采取有效的控制方式确保反应堆的安全运行，在事故时能紧急停闭反应堆。,秦山核电厂与国际上压水堆一样，,反应性,控制采用,化学毒物,（溶硼）、,控制棒束,和,固体可燃毒物,相结合的方式,。,51,反应堆运行和控制,（,1,）化学毒物,改变溶解在冷却剂中硼酸浓度，补偿慢变化的反应性。,如燃料燃耗、裂变产物积累和仃堆余量等。,注：,1.,天然硼含,80.2%B,11,和,19.8%B,10,2.,核反应,B,10,（,n,，,)Li,7,52,反应堆运行和控制,(2),控制棒,主要用于启动、停堆等快变化反应性控制,。,(3),固体可燃毒物,反应堆首次装料都是新燃料，不含,裂变产物，,后备,反应性,最大。有效增殖系数,Keff,可达,1.25-1.30,。为此，在堆芯首次装料时设置,固体可燃毒物，用以抵消部分,后备,反应性,。,53,反应堆运行和控制,一个典型压水堆，第一循环有效增殖系数,Keff=1.26,，,即剩余增殖系数,Kex,0.26,，或,26%k,。,三种控制方式的反应性分配：,控制棒 ,8%k,；,固体,可燃毒物,8%k,；,化学毒物 ,20%k,。,（换料停堆深度，,Keff,0.90,）,54,反应堆运行和控制,反应堆启动,启动指反应堆从热停堆状态（冷却剂平均温度,280290,，压力,15.2Mpa,）到达临界,。,堆启动时，首先稀释硼到临界硼浓度，然后依次提棒，并严密监视源量程计数。,接近临界时，应放慢提棒速度。,反应堆,临界后，控制棒不应低于规定的插入极限，以保证紧急停堆时，有足够停堆深度,。,55,反应堆运行和控制,启动安全要点,：,绝不允许提棒与稀释硼两种方式同时向堆内添加正反应性。相反，向堆内引入负反应性时，允许插棒与硼化同时进行。,堆启动时，首先稀释硼到预定值，然后依次提棒到达临界。接着再继续提升反应堆功率。,56,反应堆运行和控制,反应堆功率运行,反应堆功率升到,2%,5%,后，汽轮机冲转，加速到额定转速，发电机与电网并网。,反应堆功率升到,15%,后，,控制棒和,蒸汽发生器水位,由手动控制,转为自,动控制。,随着发电机出力,增加，控制棒,自,动上提，直至规定的上限。然后调整硼浓度，使控制棒回到规定的范围。,57,反应堆运行和控制,反应堆停堆,停堆是指从正常运行工况到达热停堆工况。,停堆按启动相反的步骤进行。,先降低汽轮机负荷，反应堆,自动跟踪汽轮机功率，调节棒自动下降，通过调整硼浓度，使棒位在规定范围内。当汽轮机停止后，插入控制棒停闭反应堆。,58,反应堆运行和控制,热停堆至冷停堆,正常冷停堆分两个阶段。,第一阶段通过蒸汽发生器传热给,二,回路来冷却。约,4h,后，,一,回路冷却剂温度和压力分别降低至,180,o,C,和,2.94Mpa,。,第,二,阶段约,12h,，停冷系统投入运行，冷却剂温度由,180,o,C,降低至,93,o,C,的换料温度。,当冷却剂温度降低至,60,o,C,时，停冷系统转入间断运行来,控制,温度。,59,核电站的安全设计,设计原则：,(1),贯彻安全第一的方针；,(2),设计留有足够的安全余量；,(3),考虑多种安全措施。,如设置专设安全系统、安全保护系统和各种抗自然灾害（如地震、洪水和台风等）的设施，进行事故分析和环境影响评价等。,60,核电站的安全设计,主要安全措施,(1),防止放射性物质释放的三大屏障：,a.,燃料包壳,密封核燃料和裂变产物；,b.,压力容器及一回路系统,即使燃料包壳出现破损，放射性,裂变产,物泄漏到水中，也能被密闭的一回路系统包容住；,61,核电站的安全设计,c.,安全壳,安全壳是一个 顶部为球形的立式圆柱形预应力混凝土结构，内衬,6mm,厚钢板。,秦山核电厂安全壳内径为,36m,，筒体高为,55.1m,。,安全壳有良好的密封性，能抵御,外部的破坏（龙卷风、地震和飞机撞击等），并,能承受最严重事故下内部的高温和高压，有效地密闭带放射性的一回路系统，防止放射性物质外逸。,62,核电站的安全设计,(2),核电站的纵深防御措施,建立质量保证体系，提高设计、制造和 安装质量，以确保运行安全；,有一套完整的保护系统，若运行参数超过限值，控制棒自动下插仃堆，同时仃汽轮机，从而保持各屏障的完整性；,设置专设安全设施，防止一回路失水事故或主蒸汽管破裂事故时，堆芯熔化和放射性物质向环境释放。,63,核电站的安全设计,专设安全设施,包括,：,(1),安全注射系统,设置高压安注泵、低压安注泵和安注箱。在事故时，根据一回路系统压力变化，向反应堆注入含硼水，提供堆芯应急冷却。,(2),安全壳喷淋系统,安全壳压力上升到达一定值时，向安全壳喷淋含硼水，使,蒸汽冷凝，,压力下降，放射性物质（碘,-131,）被水吸收。,64,核电站的安全设计,(3),安全壳隔离系统,当,一回路失水事故或主蒸汽管破裂事故时，发出,安全壳隔离信号，使除,蒸汽管、给水管和,通风,管外的所有管道,隔离。,(4),安全壳消氢系统,用来消除安全壳内积聚的氢气,，,使氢浓度控制,在限值,4%,以下。,65,核电站的安全设计,(5),安全壳空气净化和冷却系统,电站正常运行期间，使安全壳内空气每,4,小时循环过滤一次，以降低空气,放射性水平。,在,仃堆以后，当人员进入以前，其换气能力为每小时,1.5,次，以确保人员的安全工作条件，污浊空气经高效过滤器净化到许可值后排放。,66,世界核电新发展,反应堆类型,根据不同的标准，有多种分类方法。,(1),快堆和热堆,世界上绝大多数反应堆为热中子反应堆。,快堆与热堆的根本区别在于，引起核裂变,是高能快中子还是热中子。,67,世界核电新发展,(2),轻水堆和重水堆,轻水堆与重水堆的根本区别在于，反应堆,冷却剂、慢化剂是轻水还是重水。,秦山三期核电工程（,2,70,万千瓦）采用加,拿大重水堆（,CANDU 6,），用天然铀作核燃料,。,68,世界核电新发展,(3),压水堆和沸水堆,压水堆和沸水堆都属轻水堆，以水作冷却剂和慢化剂。,压水堆内的水处于高温高压状态。,沸水堆内的水则处于气、液两相状态,。,69,世界核电新发展,我国已经建成的,秦山核电站（一期）（,30,万千瓦）,大亚湾核电站（,2,90,万千瓦）,秦山核电站二期（,2,60,万千瓦）,岭澳核电站（,2,100,万千瓦）,正在建造的,田湾核电站（,2,100,万千瓦）,均采用压水堆。,70,世界核电新发展,核电现状,据,2001,年统计，运行核电机组数为,438,台，总装机容量,353,000,兆瓦，占世界总发电能力,16%,。在建核电机组,32,台，装机容量,30,000,兆瓦。,法国,是核电占发电份额最大的国家达,75%,。,美国,是核电净装机容量最多的国家，有,104,台核电机组在运行。,71,世界核电新发展,新一代核电,世界核能界极其关注新一代核电，,2002,年,10,月美国能源部发表的报告，对,新一代核电定义澄清如下：,第一代核电指早期建造的几座原型,核电站；,第二代为当前大量运行的,核电机组；,第三代属改进型设计，如,ABWR,和,System80+,，,AP600/1000,和,PBMR,设计改进更大,。,72,世界核电新发展,AP600/1000,和,PBMR,分别采用非能动安全特性或固有安全性，使系统和建筑布局简化，造价降低，建设周期缩短。,注：非能动安全系统只靠自然力驱动安全系统，,如重力、自然循环、热传导、压缩气体和,电磁力等。,73,世界核电新发展,ABWR,由,GE,、东芝、日立联合开发，于,1996,年和,1997,年在日本投入运行。,AP600/1000,由西屋公司开发。,AP1000,由,AP600,扩容，基本设计相同。,AP600,于,1998,年获得美国核管会 最终设计批准。,AP1000,可望,2005,年后具备开工条件，,2010,年投入运行。,PBMR,于,20,世纪,90,年代后期由南非电力公司开发，供应高达,950,0,C,的氦气，可实现多种用途。,74,世界核电新发展,第四代是,需要做大量研发工作的新,一代，能用于长期规划的核能系统。,包括,6,种堆：,气冷快堆、铅冷快堆、融盐堆、钠冷快堆、超临界水冷堆和甚高温反应堆。,出口温度,550-1000,0,C,考虑能量的纵合利用，生产电力、氢气、海水淡化和供应工业用热。,75,世界核电新发展,为增强核电竞争力，建造新改进型,核电站，美国和欧洲,制定了用户要求文件（,URD,和,EUR),。,URD,对改进型,核电站的主要要求：,核电站的设计寿命,60,年；,换料周期可达,24,个月；,电站,具有负荷跟踪能力；,燃料平均燃耗至少为,55000MWd/tU;,堆芯损坏频率,10,5,/,堆年；,核电站的建造,周期（从第一罐混凝土到满功率商业运行）为,54,个月。,76,