核反应堆工程07.pptx

核能开发与应用核能开发与应用深圳大学核技术研究所深圳大学核技术研究所赵海歌赵海歌2010-2011学年第二学期学年第二学期1.1概述核反应堆历史回顾核反应堆的诞生1942年12月2日在芝加哥大学斯戈塔体育场看台下网球厅内诞生了世界第一座核反应堆。应用：军事舰艇动力民用核电厂科研研究堆第三讲：反应堆类型第三讲：反应堆类型第四讲：核反应堆类型1.2压水堆（PWR）121压水堆的基本构成由压力容器、堆芯、堆内构件及控制棒驱动机构等部件组成。堆芯：由核燃料组件、可燃毒物组件、控制棒组件和启动中子源组件等组成。核燃料组件：核燃料组件：裂变并释放热量包含有200-300根燃料元件棒，元件棒内装有2-4的235U的U02芯块。控制捧：控制捧：控制堆内的核裂变链式反应。通过上下移动来实现反应堆的启动、停堆、改变功率等功能。通常由强吸收中子的物质组成。做成细棒状，外加不锈钢包壳，然后将若干根棒连接成一束，组成棒束形控制组件，从反应堆项部插入堆芯。控制棒驱动机构控制棒驱动机构:驱动控制棒，使控制棒在正常运行时能上下移动，一般每秒钟行程为10-19mm，在紧急停堆或事故情况下能在接到信号后迅速全部插入堆芯，以保证安全。第三讲：核反应堆类型中子源组件：中子源组件：引发核裂变的链式反应。由可以自发产生中子的材料组成，做成小棒的形式，在装料时放入空的控制棒导向管内。在装中子源之前，控制棒必须插入堆内，在反应堆启动时慢慢提起控制捧，中子源就可以“点燃”核燃料。一座电功率为1000MW的压水堆堆芯一般装有150-200组燃料组件，4万-5万根燃料元件棒。堆内大约有50组控制棒组件。燃料元件棒垂直放在堆芯内，使堆芯整体外形大致呈圆柱形。为使径向功率展平，大型核电站反应堆核燃料一般按富集度分为三区装载。以局部倒换料方式每1-1.5年更换一次燃料，每次换出大约1/3的燃料组件。堆芯直径约3-4m，高度3-5m，装在大型压力容器内。水沿燃料元件棒表面轴向流过，既起着慢化中子的作用，又作为输出反应堆热量的冷却剂。第三讲：核反应堆类型压力容器是压水堆的关键设备：压力容器是压水堆的关键设备：放置堆芯放置堆芯及堆内构件及堆内构件防止放射性防止放射性物质外逸物质外逸堆堆内内构构件件堆芯精确定位、紧固，以防堆芯精确定位、紧固，以防流体流动的冲击而发生偏移流体流动的冲击而发生偏移分隔流体，使冷却剂按一定分隔流体，使冷却剂按一定方向流动，有效地带出热量方向流动，有效地带出热量高温高压水流冲击及强辐照条件下，高温高压水流冲击及强辐照条件下，能抗腐蚀并保证尺寸和形状稳定。能抗腐蚀并保证尺寸和形状稳定。服役期内，其完整性对反应堆具有举足轻重的地位；服役期内，其完整性对反应堆具有举足轻重的地位；要求在高硼水腐蚀和高能中子辐照条件下能使用要求在高硼水腐蚀和高能中子辐照条件下能使用3030。-60-60年，压力容器的寿命决定了核电站的寿命年，压力容器的寿命决定了核电站的寿命！第三讲：核反应堆类型1.2.2压水堆主冷却系统布置形式：分散式布置构成：环路构成包括蒸汽发生器、主冷却泵、稳压器第三讲：核反应堆类型第三讲：核反应堆类型1.2.3安全壳安全壳：安全壳是包容反应堆、蒸汽发生器及主冷却剂系统的建筑作用：防止放射性物质外逸的重要屏障性能要求：承受高压、高温、地震、台风、飞机撞击参数：以100万KW压水堆为例，1m厚的钢筋混凝土制成，内衬6mm左右的钢板。直径40m，高60m。设计压力约5个大气压。配备：喷淋系统、通风净化系统第三讲：核反应堆类型第三讲：核反应堆类型1.2.5一体化压水堆上述介绍的压水堆称分散式布置。优点：简单、设备布置灵活、反应堆及蒸汽发生器检修比较方便。因此早期的压水堆都采用分散式布置形式。分散式布置存在一些固有的缺陷：例如蒸汽发生器与反应堆之间用大口径接管连接一旦这些连接管破裂，高温高压的反应堆冷却剂就会从破口流出，造成严重的后果。另一方面，由于连接管较长，流动阻力较大，使反应堆冷却剂的自然循环能力不高。由于分散式布置在某些方面有不足之处，近年来世界各国相继开发了一体化的反应堆。特点：蒸汽发生器布置在反应堆压力容器内或者直接坐在压力容器的上部。这种布置方式省去了大口径的接管，增加了安全性同时，由于流动阻力降低，因此大大增加了反应堆的自然循环能力，被认为是将来压水堆的发展趋势。第三讲：核反应堆类型俄罗斯新型一体化压水堆VPBER-600堆芯布置在压力容器的下方，采用六角形的燃料组件。燃料采用三角形排列，堆芯装151组燃料组件，每组组件有287根燃料元件。反应堆压力容器总高(包括上封头)23.96m，内径5.44m，壁厚265mm，质量880t。直流式蒸汽发生器布置在堆芯上方的环形空间内，蒸汽发生器采用模块化设计，便于拆装和检修。主冷却剂泵使冷却剂强迫循环流过堆芯和蒸汽发生器。反应堆六台主冷却剂泵的布置方式有两种：一种是在压力容器的侧面与压力容器垂直连接，另一种是放在压力容器的底部。蒸汽发生器分为12个模块，每两个模块连接到一台主泵。一回路压力15.7MPa，反应推热功率1800Mw。过热蒸汽压力6.38MPa，蒸汽产量3420t/h，过热蒸汽温度加305C。该反应堆具有很高的自然循环能力，同时配有完善的非能动安全系统，使这种类型的反应堆具有很高的固有安全特性。第三讲：核反应堆类型美国一体化压水堆被称为是第四代先进反应堆。这种反应堆实现了全部一体化，压力容器的下部是堆芯，模块化的螺旋盘管式直流蒸汽发生器布置在堆芯上方的环形空间内，整个蒸汽发生器由八个模块组成。在蒸汽发生器的上方每个模块上有一台主冷却剂循环泵。共有八台这种循环泵，这些泵也装在压力容器之内，放在蒸汽发生器的上方。压力容器的上封头是一个气腔，这个气腔起稳压器的作用。装有这种反应堆的核电站可产生300Mw的电功率。它采用了现有压水反应堆的一些成熟技术。由于其自然循环能力强，没有大口径的外部接管，因此其固有安全性得到了大幅度的提高。第三讲：核反应堆类型重水堆重水：D2O，重水是很好的慢化剂，与轻水(H20)相比，它的热中子吸收截面约为轻水的1/700，重水慢化中子的能力不如H20有效，快中子在重水中慢化成热中子要比在轻水中经历更多次数的碰撞和更长的行程。因此同样功率的重水堆要比轻水推的堆芯大。重水的纯度必须99.75。中子在重水慢化剂中的伴生吸收损失很小，因此重水堆能有效地利用天然铀。从重水堆中卸出的燃料烧得较透，乏燃料可以储存起来，等到快中子增殖堆需要时再提取其中的钚，使燃料循环大大简化。重水堆中需要的天然铀量最小，生成的钚一部分在堆内参加裂变而烧掉，其余的包含在乏燃料中。重水堆按其结构形式可分为压力容器式和压力管式两种。压力容器式重水堆的结构类似压水堆。压力容器式重水堆的堆内结构材料比压力管式的少，中子经济性好，可达到很高的转换比。但压力容器式天然铀重水堆的最大功率受到厚壁容器制造能力的限制。第三讲：核反应堆类型重水堆压力管式重水堆只有压力管承受高压，而容器不承受高压，因此其功率不受容器制造能力的限制。压力管式的重水堆用重水做慢化剂，冷却剂可以是重水、轻水或有机化合物。目前重水堆达到商用的只有加拿大发展的压力管卧式重水堆，称为CANDU(CanadaDeuteriumUranium)型重水堆。CANDU型重水堆的压力管把重水冷却剂和重水慢化剂分开，压力管内流过高温高压(温度约300C，压力约10MPa)重水作为冷却剂，压力管外是处于低压状态下的慢化剂，盛装慢化剂的大型卧式圆拄形容器称为排管容器。排管容器设计成卧式的目的是便于设备布置及换料维修。排管容器中的慢化剂由一个侣化剂冷却系统进行冷却，带走中子慢化过程中产生的热量。第三讲：核反应堆类型重水堆第三讲：核反应堆类型重水堆CANDU型重水堆使用的核燃料是天然铀，把它做成UO2芯块后放在锆合金包壳内构成外径为13.08mm、长度为49.5cm的元件棒，再由37根元件棒组成直径为10.2cm、长度约50cm的燃料元件束。堆芯由380根带燃料元件束的压力管排列而成。一个标准的CANDU6型重水堆热功率为2158Mw，电功率为665Mw，热效率为30.8，重水装载量为465t，天然铀装载量为84t，平均线功率密度为162Wcm，平均卸料燃耗为7500(Mw.dtU)。控制棒设置在反应堆上部，穿过大型卧式圆柱排管容器插入压力管束间隙的慢化剂中。反应性的调节既可用控制棒也可用变化慢化剂液位的方法来进行。需紧急停堆时，可将控制棒快速插入堆芯，并打开排管容器底部的大口径排水阀，把重水慢化剂迅速排入重水倾泻格或向慢化剂内喷注硼酸轧溶液以减少反应性。第三讲：核反应堆类型重水堆由于用天然铀做燃料所能达到的燃耗较小，因此需要频繁地换料。CANDU型重水堆用两台遥控的装卸料机进行不停堆的换料。换料时，两台装卸料机分别与压力管两端密封接头连接，压力管的一端加入新燃料元件束，同时在同一压力管的另一端取走乏燃料元件束。这种换料方式称为“顶推式双向换料”。在换料过程中，为了使中子通量对称，功率分布均匀，把相邻压力管中的燃料元件束按相反方向移动装卸料，且所有燃料元件束依次经过堆芯的不同位置，使平均卸料燃耗提高。由于采用不停堆换料方式可以按堆芯的燃耗情况随时补充新燃料，因此堆芯内不仅所装载的燃料少，而且所需的剩余反应性也小。但这种反应堆产生的乏燃料量远多于轻水反应堆。美国西屋AP1000型轻水堆的概况AP1000型非能动型轻水堆的净电功率为1090MW，反应堆热功率为3400MW。其主要技术特征是与原有的压水堆相比，本着“系统越简单越安全”的原则，简化了设备系统，提高了系统的安全性和经济性。在核岛设计中，采用了非能动安全壳冷却、非能动余热排出、非能动余热排出、非能动应急堆芯冷却系统。一回路的介质采用含硼水。控制系统采用数字控制。二、主要设计参数1、净电功率：1090MW2、反应堆热功率：3400MW3、一回路热段温度：323.94、堆芯质量流速：1505千克/平米.秒5、最小DNBR：1.4476、DNBR裕度：13.6%7、燃料组件类型：17*178、燃料组件数：1579、活性区高度：4267mm10、堆芯直径：3498mm11、反应堆压力容器内径：4m，安全壳直径39.6m，高度65.5m，总体积58616立方米。安全壳设计压力0.41MPa，钢安全壳厚度44.5mm。12、线功率：18.73千瓦/米13、控制棒/灰棒数量：53/1614、蒸汽发生器传热面积：11613平米15、反应堆冷却剂泵：流量4.73立方米/秒，扬程106.7米，电机功率4450KW。三、设计特点1、设计思路：1）充分采用非能动系统设计和固有安全特性，尽力降低风险、提高安全性；2）尽量降低比造价，力争每KW造价与现有的三环路和四环路压水堆核电厂相当；3）采用模块化和标准化技术，减少现场工厂，缩短施工周期，确保建造速度；模块包括结构模块、管道模块和机务模块三个组成部分。4）采用工程上成熟的堆芯和部件设计，提高可靠性；5）尽量简化系统，改进电厂可利用率，降低职业辐射剂量。2、核岛的反应堆与一回路设计一回路包括反应堆、反应堆冷却剂系统，以及相关的辅助系统构成，合称为核供汽系统。一回路内部的高温高压含硼水，由反应堆冷却剂泵输送，流经反应堆堆芯，吸收了堆芯核裂变释放的热能，再进入蒸汽发生器，通过U型管的传热管壁，将热量传给蒸汽发生器二次侧给水，然后再由反应堆冷却剂泵送回反应堆。每台核电机组的核岛一回路有两个环路，每一个环路上有一台F型蒸汽发生器（即RCS）。反应堆冷却剂为含硼水，反应堆的设计温度为350，冷却剂的冷段温度约285，热段温度为323.6，进出口温升为30至40。每环路上安装两台并联布置的屏蔽泵，作为反应堆冷却剂泵。该泵立式倒置安装于蒸汽发生器底部的下封头上，没有过渡段。一回路系统中冷却剂的压力约11MPa。由于蒸汽发生器（即RCS）紧靠核反应堆，所以一回路的管子很短。每台蒸汽发生器与核反应堆的连接管包括冷、热段管道各一根。每台屏蔽泵有将蒸汽发生器下部汇水室内的冷却剂送入反应堆。两根冷段管道均为整体锻造，然后加热弯制为大弯曲半径的管子，中间没有焊口。蒸汽发生器采用立式自然循环U型管式蒸汽发生器，管子与支撑板的连接采用全深度的水力胀管。为防止运行时瞬间超压，整个一回路系统设有一台稳压器，装在热段管道上。其作用是调节一回路的系统压力，补偿瞬态运行裕量，防止事故停堆。3、二回路设计二回路系统由汽轮机、凝汽器、凝结水泵、高低加及除氧器、给水泵、蒸汽发生器、汽水分离器再热器等设备组成。从蒸汽发生器产生的饱和蒸汽进入汽轮机做功，乏汽经凝汽器冷凝成凝结水，经除氧器、高低加、给水泵，主给水返回蒸汽发生器再次循环，形成回路。由于饱和蒸汽进入高压缸膨胀做功以后，蒸汽压力、温度逐渐降低，蒸汽湿度增大，高压缸排汽的湿度可达到14%。为保证汽轮机安全运行，在高压缸和低压缸之间增设了汽水分离再热器。其作用是通过蒸汽中间再热和汽水分离，使进入低压缸的蒸汽具有一定的过热度，以提高低压缸效率。这是核电机组常规岛与常规的火电机组在汽水系统中存在的最醒目的不同之处。二回路的主要参数：主汽压力：6.43Mpa，温度279；高压缸排汽压力0.78Mpa，温度169；再热蒸汽压力0.74Mpa，温度265；主给水温度：226；4、核岛主要辅助系统1）化学和容积控制系统核反应堆采用可溶硼酸吸收中子，控制核反应性。化学和容积控制系统的主要作用是，通过向一回路中注入浓硼酸或纯水、同时抽出等量的含硼水，从而调节冷却剂的硼质量分数，以控制反应堆的反应性。该系统另外还进行一回路的容积控制和水质控制。2）反应堆的硼、水补给系统该系统是化学与容积控制系统的一个支持系统。包括水补给、硼酸制备与补给、化学添加三个子系统。水补给系统由核岛除盐水系统接入，除盐除气的纯净水通过两个除盐水罐和水泵向化学与容积控制系统补水。硼酸制备与补给系统由配料箱、硼酸罐、硼酸泵组成，向化容控制系统供酸。化学添加系统位于除盐水和硼酸系统的后部，设置化学添加罐，接入化容系统的上充泵入口。3）余热排出系统该系统又称为停堆冷却系统。核电站运行一段时间再停机以后，由裂变产生的能量将使反应堆芯长期维持余热。余热排出系统必须能以一定的速率从排出堆芯、一回路系统设备余热。AP1000采用非能动式的余热排出系统，不需要余热排出泵，以及相关的外接电源。热交换器放在换料水箱（IRWST）内，上下与稳压器和冷段管道相连接。换料水箱的底部位于一回路的正上方。当反应堆停堆后，可以依靠自然循环由热交换器将堆芯衰变的余热带走。换料水箱的水吸收余热，产生的水蒸汽进入安全壳蒸发。这一部分含硼水在安全壳钢壳内壁冷凝后回收，作为应急冷却系统的补充水实现再利用。4）设备冷却水系统设备冷却水系统是一个封闭的冷却水回路，也是一个把热量从具有放射性介质的系统传输到外界的中间冷却系统。其作用是：为核岛的带放射性的设备提供冷却，作为中间冷却回路，再将热量通过重要厂用水系统传送给海水。设备冷却水系统的介质来自核岛除盐水。主要设备包括高位水箱、离心泵和热交换器。系统包括两路100%容量的独立回路，一路运行、一路备用。在所有的工况下，该系统的压力都必须低于其冷却的一回路及辅助系统的压力，以防止除盐水在热交换器出现泄漏时进入一回路，稀释冷却剂。5）重要厂用水系统该系统的主要作用是冷却设备冷却水，将核岛的热量最终排入大海。该系统为开式循环回路，包括两台100%容量的重要厂用水泵和两套50%容量的板式热交换器。系统的介质是海水，热交换器的材料为钛板。重要厂用水泵从循环水过滤系统吸入海水，海水做功后经循环水排水渠流入大海。6）反应堆换料水池和乏燃料水池冷却处理系统反应堆换料后，卸出的乏燃料要在乏燃料水池中存放半年以上，然后进一步处理。反应堆换料水池是一个位于反应堆压力容器上部的长方形水池。乏燃料水池位于核燃料厂房内，与反应堆换料水池一墙之隔。水池与反应堆有通道相连。换料时，以换料水池的含硼水作屏蔽，为操作人员提供良好的生物防护。换出的乏燃料放入乏燃料水池存放。两个水池内的含硼水与换料水箱和一回路通过泵和阀门相连。为保证系统的运行，又设有水净化系统、冷却系统等辅助系统。西屋的AP1000换料水箱位于核岛厂房内，不同于其它核电机组。7）废物处理系统废水处理：包括含硼废水处理、一般废水处理、废水排放系统。废气处理：含氢废气（有放射性）、含氧废气处理。固体废物处理：处理废树脂、废滤芯及其它固体废弃物。8）核岛通风空调和空气净化系统该系统的作用是排除和净化工作场所的污染空气，以减少放射性物质对厂内外环境的危害，保障人身安全。提供温度、湿度、洁净度满足设备运行要求的环境条件，保障设备运行安全。范围：包括反应堆厂房、核燃料厂房、电气厂房、主控室、核辅助厂房及连接厂房的通风空调。设计原则为非限制区（无污染区，清洁区，3区）、限制区（低污染区，较脏区，2区）和控制区（高污染区，最脏区，1区）三区划分：空气由清洁区流向较脏区，最终到最脏区，经排风净化处理后由烟囱排向大气。与室外相比，清洁区为正压，较脏区为零差压。在区与区之间存在3050帕的空气压差。每个区内部，空气先经过人的工作岗位，再流向工艺设备，从工艺设备的排气口流出。区内的空气再循环必须经过净化后才能进行。禁止从高污染区向低污染区和清洁区的再循环。通风系统的主要设备包括：空气预过滤器、高效空气过滤器、碘吸附器、通风机、密封隔离阀、防火阀等。5、核岛的安全控制系统1)应急冷却系统该系统是核岛最重要的安全控制系统，用于在事故状态下向反应堆应急注水冷却，防止堆芯过热。应急冷却系统的主要设备包括稳压器、蓄压安注箱、堆芯补水箱（CMT）、换料水箱（IRWST）、热交换器，以及位于稳压器和换料水箱之间的卸压阀。堆芯补水箱是两个全封闭的压力水箱，位于反应堆冷却剂回路的上方，一端连接稳压器，一端连接反应堆。在一回路系统出现少量泄漏时，水箱的水靠重力压头向反应堆直接注水。若正常加注失败，还可以通过旁路由稳压器经热段向反应堆注水。在一回路系统出现大量泄漏的情况下，要通过蓄压安注箱注水冷却。蓄压安注箱是一个充氮蓄压的高压水箱，直通反应堆。换料水箱的容积最大，压力最低。在一回路主泵全停，反应堆压力降到常压（高于安全壳气压0.07Mpa）时,可以通过换料水箱向反应堆注水。排空换料水箱需要10小时。水箱一旦排空，即可靠重力作用自动回收安全壳内的蒸汽冷凝水。因此可以建立长期的非能动的自然循环冷却方式。因此可以建立长期的非能动的自然循环冷却方式。2)安全壳冷却系统该系统的作用是直接把安全壳的热量排到外部环境，使安全壳的压力不超过设计值。安全壳为双层结构，外层为砼壳，内层为钢壳，两层之间有环形间隙。安全壳的钢壳是封闭的，外表作为核岛与外界之间的热交换表面。砼壳顶部设有储水箱，并通过屋顶风机与外界开放。当安全壳温度、压力升高时，安全壳冷却系统自动启动。由触发信号打开屋顶风机和储水箱，储水箱内的水会借助重力沿钢壳外壁流下，通过水膜蒸发对安全壳内部空气起到冷却作用。3)安全壳喷淋系统该系统的作用是减少安全壳内空气的放射性碘和铯的含量，从而降低外部环境的放射剂含量。在所有放射物质中，碘是最危险的。尽管含量极低，但人体甲状腺对放射性碘有非常强的吸收能力，所以碘是主要的潜在放射源。安全壳喷淋系统为非能动的蓄压箱型。包括两个含硼水箱和氮气储存罐。当安全壳内放射性物质含量增高时，就产生触发信号，打开含硼水箱与氮气储存罐之间的隔离阀，向安全壳提供喷淋。4)安全壳隔离系统该系统为贯穿安全壳的流体系统提供隔离手段，使事故后可能释放的任何放射性物质都被封在安全壳内。所有贯穿安全壳的管道，都在内、外分别设有隔离阀。这些隔离阀通过压力、温度、或放射性参数进行远程自动或手动控制。5)可燃气体控制系统该系统用于监测安全壳内部的氢气含量，防止当反应堆发生失水事故时，因氢气含量超标发生燃烧或爆炸。氢气来源包括：水在堆芯和安全壳地坑内的辐射分解、冷却剂中的溶解氢释放、燃料包壳的金属锆与水发生的化学反应，等等。为满足失水事故后对安全壳内氢气进行监测和控制，设置了氢气取样系统、事故后的安全壳气体混合系统、氢气复合系统和氢气排放系统。氢气取样系统：由风机、管路和样品容器组成，用于收集安全壳内气体样品，分析氢气体积分数。安全壳大气混合系统：用于混合搅拌安全壳内的空气，防止局部氢气体积分数增高。氢气复合系统：在设安全壳内部设有电热式热力氢复合器，用于将氢气和氧气在受控的速率下合成水，从而除去安全壳空气的氢气。在燃料厂房设有外部氢复合器系统，在事故状态下，用压缩机抽取安全壳空气，加热催化，在钯催化剂的作用下将氢氧复合成水，再冷却除湿后返回安全壳。事故后的氢气排放系统：用于在失水事故后从安全壳内排出足够数量的气体，保证氢气体积分数低于4%。包括用于向安全壳提供外部空气供气系统，以及用于向安全壳外排出气体的排气系统。6)辅助给水系统在电厂启动的第一阶段，辅助给水系统代替主给水系统向蒸汽发生器二次侧供水。在事故工况下，该系统向蒸汽发生器应急供水，排出堆芯余热，直至余热排出系统投入运行。正常运行时，该系统处于备用状态。辅助给水系统的介质为除盐水，起点为储水箱，终点与蒸汽发后器二次侧主给水管道相连。主设备是两台并列安装的50%容量的电动辅助给水泵，和一台100%容量的汽动辅助给水泵。