A压水核电站.doc

1.2 核电站

核电站是利用原子核裂变过程中释放的核能发电的装置。对于不同类型的核反应堆，相应的核电站的系统和设备有较大的差别。
为了便于说明，本节将以压水反应堆核电站为主要结合点，介绍该种核电站的燃料元件和组件、核反应堆堆芯及控制棒束、慢化剂和冷却剂、堆内冷却剂流程、主要堆参数、一回路系统与设备、二回路系统及设备、核能传输的机理、安全壳、核岛与常规岛、该种堆型核电站的主要特点等。
图1.2.1 压水堆燃料元件棒
图1.2.2 压水堆燃料组件总体结构
对于其它类型反应堆核电站，特别是应用比较广泛的沸水堆核电站和重水堆核电站，或具有良好发展前景的高温气冷堆核电站和钠冷快中子堆核电站四种堆型核电站，本节也将就核电站的系统、设备及工作原理，特别是该种堆型核电站与其它堆型核电站的不同特点，做必要的介绍和评价。

1.2.1 压水堆核电站

压水堆核电站采用以稍加浓铀作核燃料、加压轻水做慢化剂和冷却剂的热中子核反应堆堆型，这里我们简称为压水堆。
图1.2.3压水反应堆堆芯结构图
1.温度测量引出口 2. 顶盖吊耳 3 .压紧弹4..支持筒5.进口管6.堆芯上栅板7.辐照监督管8.压力壳筒体9.堆芯下栅板10.吊篮底板11.吊篮定位块12.控制棒驱动机构13.压力壳顶盖14.压力壳主螺栓15.压紧组件顶板16.控制棒导向筒17.进口管18.控制棒组件19.出口管20.燃料组件21.堆芯幅板22.堆芯围板23.热屏蔽24.流量分配板25.防断支承26.中子通量测量管
压水堆的核燃料是高温烧结的圆柱形二氧化铀陶瓷燃块，直径约8毫米，高13毫米，称之为燃料芯块。燃料芯块中铀-235的富集度约3％，－个一个地重叠着放在外径约9.5毫米，厚约0.57毫米的锆-4合金管内。这种锆合金管称为燃料元件包壳。锆管两端有端塞，燃料芯块完全封闭在锆合金管内，构成高度为3米多细而长的燃料元件(见图1.2.1)。密封的燃料元件包壳构成了包容放射性物质的第一道安全屏障。这些燃料元件用定位格架定位，组成所谓的燃料组件(见图1.2.2)。一般是将燃料元件排列成17×17的组件，其正方形横截面边长约20厘米。加上端部构件，整个燃料组件长约4米。燃料组件外面不加装方形盒，即所谓开式栅格，以利于冷却剂的横向流动。将一百多个燃料组件（总共包括四万多根三米多长、比铅笔略粗的燃料元件）组装在一起，构成所谓的压水堆堆芯。图1.2.3是典型压水堆堆芯结构原理图。每一个燃料组件包括两百多根燃料元件，中间有些位置空出来放控制棒。控制棒的上部连成－体成为蜘蛛爪式的控制棒束。每一个控制棒束都可以在相应的燃料组件内上下运动。控制棒束在堆内布置得很分散，以便堆内造成平坦的中子通量分布。
由燃料组件组装成的堆芯放在一个很大的压力容器内，图1.2.4为压力容器的结构布置图。压水堆中最关键的设备之一图1.2.4 压力容器堆芯剖面
1.围板；2.热屏；3.压力容器；4.燃料组件；5.吊篮
是压力容器，它是不可更换的。一座90或130万千瓦的压水堆，压力容器直径分别为3.99米和4.39米，壁厚0.2米和0.22米。重330吨和418吨，高13米以上。这么巨大的压力容器，它的加工和运输都是－个需要认真对待的问题。
控制棒束由上部插入堆芯，在压力容器顶部有控制棒束的驱动机构。
作为慢化剂和冷却剂的核纯轻水，由压力容器侧面进来后，经过吊篮和压力容器之间的环形下降段，再从底部下腔室进入堆芯。冷却水通过堆芯后，温度升高，密度降低，再从堆芯上部流经上腔室流出压力容器。压水堆冷却剂入口水温一般在300左右，出口水温330左右，堆内压力15.5 MPa。一座100万千瓦电功率的压水堆，堆芯冷却剂流量约6万吨/小时。
这些高温的堆芯冷却水从压力容器上部离开反应堆后，经过冷却剂回路热管段，进入蒸汽发生器。冷却剂从蒸汽发生器的U型传热管管内一次侧流过后，将热量传递给蒸汽发生器传热管外流动的二次侧工质。此后冷却剂流出蒸汽发生器，经过冷却剂回路中间管段流到冷却剂回路主循环泵（简称主泵），经主泵升压后，流经冷却剂回路冷管段又回到反应堆，形成封闭的冷却剂在其内往返循环的冷却剂回路系统（也称一回路系统）。图1.2.5和图1.2.6分别给出了压水堆核电站回路系统原理图和冷却剂回路及设备空间分布图。一座90或130万千瓦的压水堆，一回路有三或四条并列的环路。
图1.2.5 压水堆核电站回路系统原理图
除了压力容器外，主循环泵也是重要设备。每台主循环泵的冷却水流量为每小时两万多吨，泵的电机功率为五千到九千千瓦。泵的关键是保持轴密封，以免堆内带放射性的水外漏。核电站的循环泵除了密封要求严以外，还由于泵放在安全壳内，处于高温、高湿及γ射线辐射的环境下，要求电机的绝缘性能好。
核反应堆里的冷却剂，当温度由室温升到300以上时，体积会有很大的膨胀。由于体积膨胀及其他原因，如果不采取措施，在密闭回路内冷却剂的压力会波动，从而使反应堆的运行工况不稳定。因此，在反应堆压力容器出口和蒸汽发生器之间的一回路热管段安装有稳压器。稳压器是一个高大的空心圆柱体。下部为水，通过沁泡的电加热器产生蒸汽并浮升到稳压器上部空间，利用蒸汽的弹性来维持核反应堆内冷却剂的稳定压力。若一回路有一条以上并列的环路时，只要在一条热管段上安装一台稳压器就可以满足稳定堆内压力的需要。
图1.2.6 冷却剂回路及设备布置图
包括压力容器、蒸汽发生器、主循环泵、稳压器及相关管路的整个冷却剂系统，有其特定的压力边界，称为一回路压力边界。该压力边界构成了包容放射性物质的第二道安全屏障。一回路系统和设备都被安置在如图1.2.7的安全壳内，称之为核岛。
安全壳的直径可达四十米，高达六七十米。它是一个既承受内压又承受外压的坚固建筑物。承受内压以防事故情况下安全壳内超压造成安全壳的破坏，承受外压以防安全壳外各种可能的冲击。除此之外，安全壳还要求有相当高的密封性能，以防止安全壳内放射性物质向周围环境的可能的泄漏。所以安全壳构成了包容放射性物质的第三道安全屏障。
图 1.2.7 压水堆安全壳
蒸汽发生器内有很多传热管（见图1.2.8），传热管内流动的是温度较高的堆芯冷却剂，称为一次侧；而传热管外流动的是温度相对较低的水和汽，称为二次侧。一回路的堆芯冷却剂流过蒸汽发生器传热管内时，将携带的热量尽可能多地传递给二回路里的水，从而使二回路水变成280左右的、6～7MPa的高温蒸汽。所以在蒸汽发生器里，－回路堆芯冷却剂与二回路的水在互不接触的情况下，通过管壁发生了热交换。蒸汽发生器是分隔并连结一、二回路的关键设备。从蒸汽发生器出来的高温蒸汽，通过高压汽轮机后，一部分变成了水滴。经过汽水分离器将水滴分离出来后，剩余的蒸汽又进入低压汽轮机继续膨胀，推动叶轮转动。从低压汽轮机出来的蒸汽的压力已很低，无法再加以利用。于是在冷凝器里，让这些低压蒸汽变成水。冷凝水经过预热后，又回到蒸汽发生器吸收一回路冷却剂的热量，变成高温蒸汽，继续循环。整个二回路的水就是在蒸汽发生器，高压、低压汽轮机、冷凝器和预热器组成的密封系统内来回往复流动，不断重复由水变成高温蒸汽，蒸汽冷凝成水，水又变成高温蒸汽的过程。在这个过程中，二回路的水从蒸汽发生器获得能量，将一部分能量交给汽轮机，带动发电机发电，余下的大部分不能利用的能量交给冷凝器。
1－一蒸汽出口管嘴;2－一蒸汽干燥器;3－一旋叶式汽水分离器;4一－给水管嘴;5－－水流;6一一防振条;7一一管束支撑板;8一一管束围板;9－－管束;10一一管板;11－－隔饭;12一一主冷却剂出口;13－－主冷却剂入口。
图 1.2.8 蒸汽发生器

为冷却冷凝器所用的水在三回路中循环。冷凝器实质上是二回路与三回路之间的热交换器。三回路是一个开式回路，利用它将汽轮机排出的低品质乏汽的难以利用的余热带入江河湖海。在冷凝器里，三回路的水与二回路的水也是互不接触，只是通过冷凝器的管壁传递热量。三回路的用水量是很大的。一座100万千瓦的压水堆核电站，三回路每小时要四十多万吨冷却水。三回路的水与一、二回路的冷却水一样，也需要加以净化，不过净化的要求没有一、二回路那么高。
从1981年第一代杨基商用压水堆核电站诞生以来，压水堆核电站的发展和它的燃料元件一样，都经历了几代的改进。压水堆核电站的单堆电功率，已由18.5万千瓦增加到130万千瓦，热能利用效率由28％提高到34％，堆芯功率密度由50千瓦/升提高到约100千瓦/升，燃料元件的燃耗也加深了三倍。为减少基建投资和降低发电成本，目前－座核反应堆只配一台汽轮机。所以随着反应堆功率的增加，汽轮机也越造越大。130万千瓦核电站的汽轮机长达40米，配上发电机，整个汽轮发电机组长56米。
压水堆初次装料后，大约经过一两年要进行一次更换燃料组件的操作，我们称之为首次换料。这以后，就每年换料一次。每次换料只需装卸三分之－的燃料组件。卸出的燃料组件，放在反应堆旁边的贮存水池内。早期的压水堆换料停堆四个月，现在换一次料最短可以两个星期内完成。这就要求压力容器的顶盖、控制棒驱动机构，以及堆内屏蔽层组成为一个整体，顶盖可以－下子打开，而不能象以前那样一个一个地松开顶盖上的巨大的螺栓。而且换料操作需要采用快速换料机构。换料时间的缩短，有利于核电站更好地为电力用户服务，缩短停电时间，提高利用效率。
从上述对压水堆核电站的简要介绍中，可以看到，正是轻水的特性决定了压水堆核电站技术上、经济上和安全上的主要特点，决定了它的优势和劣势。由此我们可以理解压水堆核电站的发展历史和造成目前现状的原因。
压水堆核电站最显著的特点是：结构紧凑，堆芯的功率密度大。我们知道，中子与氢原子核质量相当，每次碰撞时，中子损失的能量最多。轻水分子是由两个氢原子和一个氧原子组成。和气体相比，水的密度很大，含氢量很高。在各种慢化剂中，水的慢化能力最强。水不仅是良好的慢化剂，也是良好的冷却剂。它比热大，导热系数高，在堆内不易活化，不容易腐蚀不锈钢、锆等结构材料。由于水的慢化能力及载热能力都好，所以用水作慢化剂和冷却剂。用轻水作慢化剂和冷却剂的压水堆最显著的特点是结构紧凑，堆芯的功率密度大。这是压水堆的主要优点。
压水堆核电站的另一个特点是经济上基建费用低、建设周期短。由于压水堆核电站结构紧凑，堆芯功率密度大，即体积相同时压水堆功率最高，或者在相同功率下压水堆比其它堆型的体积小，加上轻水的价格便宜，导致压水堆在经济上基建费用低和建设周期短。
压水堆核电站的的主要缺点有两个：第一，必须采用高压的压力容器。我们知道，水的沸点低。在一个大气压下，水在100℃下就会沸腾。压水堆核电站为了提高热效率，就必须在不沸腾的前提下提高从反应堆流出的冷却剂的温度，即提高出口水温，为此就必须提高压力。为了提高压力，就要有承受高压的压力容器。这就导致压力容器的制作难度和制作费用的提高。第二，必须采用有一定富集度的核燃料。轻水吸收热中子的几率比重水和石墨都大，所以轻水慢化的核反应堆无法以天然铀作燃料来维持链式反应。因此轻水堆要求将天然铀浓缩到十八亿年前的水平，即富集度要达到 3％左右，因而压水堆核电站要付出较高的燃料费用。
美国通过多种堆型的比较分析后，五十年代确定首先重点发展压水堆。除国内建造外，还向国外大量出口，曾垄断了反应堆的国际市场。所以压水堆目前在核反应堆中占据统治地位。在已建、在建和将建的核电站中，压水堆占64％左右。
压水堆之所以发展得最快，除了由于水慢化能力及冷却能力强，因而结构紧凑外，还有下列历史上的原因：
1．压水堆的发展有军用堆的基础。由于压水堆在作为核电站的堆型前，已经作为军用堆进行了大量研究，所以技术问题解决得比较彻底，并已经有了加工压水堆部件的工业基础。
2．工业上有使用轻水的长期经验。压水堆所采用的传热工质一一水，在工业上已经使用了几百年。水是研究得最多的传热工质。与水有关的泵、阀门、蒸汽轮机，工业上已有成熟的经验。有了火电站的基础，发展压水堆核电站回路系统和发电设备就比较容易了。
3．核工业的发展，为压水堆所需要的浓缩铀准备了条件。浓缩铀厂和生产堆一样，是生产原子弹装料的重要手段。由于核武器生产国的浓缩铀生产能力过剩，为了给剩余的浓缩铀生产能力找到出路，便大力发展民用核动力，特别是压水堆核电站。
4．压水堆技术上已成熟。压水堆转入民用以后，又进行了大量研究。压水堆核电站的大量建造，又进一步降低了成本，并在推广中使技术不断完善。现在，没有一种堆型，象压水堆这样投入过大量的人力和经费，进行过广泛细致的研究和开发。也没有哪一种堆型，有压水堆这样丰富的制造和运行经验，以及与压水堆相适应的完整的核动力工业体系。由于这个原因，虽然后来发展的一些堆型有不少压水堆无法比拟的优点，在技术上也很有发展前途，但要达到压水堆这样完善的程度，还需要投入一笔巨大的科研费用。
正是上述多种因素的共同影响，造成当前压水堆核电站占有独特的统治地位，而且这种状况还要维持几十年。
压水堆核电站从五十年代问世以后，仅仅经过十多年，到七十年代初，就不仅在经济上，而且在环境保护上，超过了已有近百年历史的火电站。压水堆核电站一直是最安全的工业部门之一，它已经成为一种成熟的堆型，一直吸引着越来越多的用户，是核动力市场上最畅销的“商品”。今天，不仅发展核武器的国家，而且一些不发展核武器，煤、石油、水电很丰富的国家，也在纷纷发展核电站。在世界上，已经出现了一种规模巨大的新兴工业一一民用核动力工业，它和电子工业一样，其发展速度远远超过煤、钢铁、汽车等传统工业，并将对整个社会的生产和生活面貌带来越来越深刻的影响。到目前为止，压水堆核电站的燃料组件、压力容器、主循环泵、稳压器、蒸汽发生器、汽轮发电机组的设计，正向标准化、系列化的方向发展。压水堆核电站的研究开发工作，主要是为了进一步提高其安全性和经济性。有关各国在这方面都有庞大的研发计划，并开展广泛的国际合作。