第七讲 压水堆核电厂的停堆
管理类《核反应堆物理》第7部分(堆芯燃料管理)
优化问题的特点
➢ (1)该优化问题是一个与时间有关的动态规划问题;
➢ (2)由于燃料组件位置、可燃毒物数量等控制变量在可行域内是离散变 化的,因此该问题必须用通常变量优化困难得多的整数规划方法求解;
➢ (3)问题的非线性,例如堆芯的燃耗分布与堆芯功率分布之间存在着密 切的互相依赖关系;
➢ (4)目标函数与部分约束条件不能用表达式直接表示。它们的值只能通 过求解复杂的反应堆多维中子扩散方程和燃耗方程来获得;
基本物理量
3. 循环燃耗BUC和卸料燃耗Bud
– 堆芯核燃料在经历一个运行循环后所净增的平均燃耗深度称为该 循环的循环燃耗,用BUC 表示。
– 新燃料进入堆芯开始,经过若干个循环,最后卸出堆芯时所达到 的燃耗深度称为卸料燃耗深度,用BUd 表示。
4. 负荷因子
– 在给定时间间隔内(例如循环周期),电站实际提供的能量与额 定功率定值和该时间间隔的乘积的比值。负荷因子是核电厂经济 性的重要指标之一,也是衡量核电厂的设计、运行以及一个国家 的工艺水平的指标。
7.1 核燃料循环概述
燃料管理的目的
➢ 核电厂的运行成本优于常规电厂,其主要原因在于它的燃料成本相对 较低,而核电厂燃料成本的高低又取决于堆芯燃料管理的优劣。
➢ 一个优化的核燃料管理方案,可以加深燃料的燃耗深度,从而提高燃 料利用率;可以获得更均匀的堆芯热功率分布,从而有利于载出更多 热量,使得核电厂电价降低。
模拟退火法
➢ 模拟退火法是在20世纪80年代发展起来的一种随机优化方 法。它利用高温固体退火过程与组合优化问题之间的类似 性,来迭代求解优化问题。
谢谢
压水堆装料换料布置方式
3. 由周边向中心分批移动装料(外-内换料方案)
➢ 方法:新燃料组件装入堆芯周边区,然后将燃料组件逐渐向中心移动 ,而最后乏燃料组件在中心区卸下。
不同压水堆核电厂低温超压事件的处置与应对
a*cc图1压力容器KPV 脆性断裂曲线由于低温超压事件直接对一冋路造成了不可逆且相当 严重的损坏,因此这种现象受到了各个国家安全审査的重 视。
不同压水堆核电技术对于低温超压始发事件的预防也 采取了相应的措施。
这些措施既包括安全泄压阀配置方案, 也包括一定的运行行政措施,以及对低压超压始发事件的规 避等。
应对传统的二代及二代改进型核电厂、以及国内在役 的三代核电厂的低温超压始发事件的预防进行梳理,为后续 的电厂改进、及新电厂的设计提供思路。
二、M 310中的低温超压保护方案国内在役的电厂,大多以法国引进的大亚湾核电为参考 的二代及二代改进型压水堆核电技术(M 310)。
其一回路系 统为三环路,执行停堆过程中堆芯衰变热导出的余热排出系 统全部布置在安全壳内。
M 310机组低温超压保护始发事M 310机组的余热排出系统在丨60 ~ 180T :接入到一回路,稳压器在丨20弋灭汽腔后一回路进人到水实体状态。
在 稳压器灭汽腔前,始发事件的发生不会导致一回路压力的迅速上升。
且由于高温下RPV 脆性断裂强度远超过始发事件 导致的峰值压力,因此这个温度区间下的事故,不会导致一 回路的破裂。
但由于始发事件最终会导致一回路压力超过 安全阀的峰值压力,安全阀最终会起跳。
安全阀起跳压力 下、]20T 以上的反应堆冷却剂排放时,会产生汽水混合的流 体,其冲击力也较低温情况下大很多。
考虑到事故的进程以及人员干涉的假定事件,如安注泵 误启动时,操作人员〇.5h 后停止安注泵。
通过余排系统先 导阀排放的总量超过了稳压器卸压箱的容积,最终会导致冷 却剂通过卸压箱进人到卸压箱房间环境中。
M 310堆型中,安全注人系统包括高压安注泵、安注箱、 低压安注泵。
余排系统接人后,运行人员会对安注箱的出口 电动隔离阀进行断电处理,以防止误安注信号引起的安注箱 向一回路的快速注人,有助于降低一回路失效风险。
在役的二代及二代改进型压水堆,稳压器的安全阀均配Industrial & Science TribuneRPV 雎性断裂曲线/―、低温超压事件的背景介绍对于压水堆核电厂一回路系统,其低温情况下的主设备 材料韧性较电厂正常运行工况下降。
《压水堆核电厂完》课件
将反应堆产生的热量传递给蒸汽发生 器。
控制棒与调节剂
控制反应堆的启动、停止和功率调节 。
蒸汽与汽轮机系统
蒸汽发生器
将反应堆产生的热量转化为蒸汽 。
汽轮机
将蒸汽的热能转化为机械能,驱 动发电机发电。
冷凝器与凝结水泵
将汽轮机排出的蒸汽冷凝成水, 回收利用。
冷却剂系统
冷却剂泵
将冷却剂循环流动,带走反应堆产生的热量。
核裂变
重原子核分裂成两个或多 个较轻原子核,同时释放 出巨大能量。
核反应堆
控制和维持核裂变反应的 装置,用于产生热能。
压水堆核电厂的特点
高效能
利用核能发电,具有高效 率和低成本优势。
安全可靠
采用封闭式循环系统和多 重安全保障措施,确保运 行安全。
环保
产生的放射性废料较少, 且经过严格处理,对环境 影响较小。
冷却剂热交换器
将冷却剂的热量传递给蒸汽发生器或辅助系统。
冷却剂过滤器
去除冷却剂中的杂质,保持系统清洁。
核燃料循环系统
燃料组件
由燃料棒、控制棒和支撑结构组成,实现核燃料的安全管理。
燃料装卸系统
负责燃料组件的装载、卸载和运输。
乏燃料储存设施
储存乏燃料,确保其安全处理和处置。
辅助系统与设备
化学处理系统
定期安全审查
对核电厂进行定期的安全评估 ,确保所有安全措施得到有效 执行。
应急计划
制定详细的应急计划,包括事 故发生后的响应措施、人员疏 散等,以最大程度地减少事故
的影响。
辐射防护与控制
辐射监测
对核电厂周围的环境进 行实时监测,确保辐射
水平在安全范围内。
防护设备
为工作人员提供必要的 防护设备,如防护服、 手套、鞋等,以减少辐
核电厂系统与设备-压水堆核电厂
2.1 概述
2.1.2 压水堆核电厂的工作原理 (8)循环水系统
功能 :为凝汽器提供凝结汽轮机乏汽的冷却水。
分类: 开式供水和闭式供水。
开式供水:指以江河湖海为天然水源, 冷却水一次通过, 不重 复使用。
闭式供水:把由凝汽器排出的水, 经过冷却降温之后, 再用循 环水泵送回凝汽器入口重复使用。
2.1 概述
2.1.2 压水堆核电厂的工作原理 (6)二回路系统的组成
汽轮机、发电机、凝汽器、凝结水泵、给水加热器、除 氧器、给水泵、蒸汽发生器、汽水分离再热器等设备
间接循环:二回路水不受一回路污染
2.1 概述
2.1.2 压水堆核电厂的工作原理 (7)沸水堆核电厂工作原理
汽轮机、发电机、凝汽器、凝结水泵、给水加热器、除 氧器、给水泵、蒸汽发生器、汽水分离再热器等设备 直接循环
本课程课程目录
《核电厂系统与设备》
序号
教学内容
1 第1章 绪论 2 第2章 压水堆核电厂 3 第3章 反应堆冷却剂系统和设备 4 第4章 核岛主要辅助系统 5 第5章 专设安全设施 6 第6章 核电厂热力学 7 第7章 核汽轮发电机组 8 第8章 核电厂二回路热力系统
共32学时
总学时
2 4 6 4 4 2 4 2
2.1 概述
2.1.2 压水堆核电厂的工作原理 (3)反应堆冷却剂系统(一回路系统)
(RCS)Reactor Coolant System Primary Coolant System 1.Reactor Pressure Vessel 2.Steam Generator 3.Primary Coolant Pump 4.Pressuriser
2.1 概述
2.1.2 压水堆核电厂的工作原理 (8)循环水系统
压水堆核电厂运行模式总体设计研究
压水堆核电厂运行模式总体设计研究摘要:基于原有的压水堆核电厂运行模式分析,进一步开展压水堆核电厂运行模式总体设计研究。
综合考虑3种运行模式,提出较为完整的设计思路,并在该设计思路指导下完成压水堆核电厂运行模式总体设计。
将本设计应用于核电厂,实践证明本设计具有较高的可行性,望进一步优化我国压水堆核电厂运行模式。
关键词:压水堆核电厂;运行模式;设计压水堆运行模式是堆芯核设计的总要组成部分,在堆芯核设计中起到至关重要作用。
通常情况下,核电厂压水堆运行模式涉及范围较广、涵盖结构内容较多,因此,在开展压水堆核电厂运行模式设计时,应从多方面进行综合考虑。
本文基于3种运行模式,进一步开展压水堆核电厂运行模式总体设计研究。
1设计思路设计思路是开展压水堆核电厂运行模式总体设计研究的重要保障,本文设计思路主要分为八个步骤,具体如下:第一步:根据核电厂实际需求,合理选择负荷运行模式。
通常情况下,负荷模式可分为3种,即基负荷、调硼负荷、不调硼负荷跟踪运行模式。
第二步:针对不用的负荷模式开展相应的控制棒功能分组。
第三步:进一步确定控制棒在堆芯的布置。
第四步:深入分析控制棒重叠步、棒位与∆I线性关系。
第五步:确定控制棒插入限、提出限、咬量位置。
第六步:开展堆芯功率能力分析。
第七步:开展反应事故分析。
第八步:完成压水堆核电厂运行模式总体设计。
值得注意的是,若第六步、第七步在分析后,并没有达到设计标准,应返回第二步重新设计。
2总设计研究方法2.1选择负荷运行模式为帮助核电厂选择最优的负荷运行模式,应告知其各类负荷运行模式的优缺点[1]。
1.基负荷:该运行模式主要是采用额定的负荷运行。
相较于其他两类运行模式,该运行模式运行方式较为简单。
但由于该运行模式采用的是额定负荷,致使负荷调节灵活性较差,通常情况下,该模式无法适应灵活多变的电网变化。
2.调硼负荷、不调硼负荷跟踪运行模式。
两种运行模式均能够适应电网计划和反应堆堆芯功率需求。
前者在实在运行期间需调节可溶硼浓度,后者则不需要调节可溶硼浓度。
《压水堆核电厂》课件
安全阀
在异常情况下自动打开,释放压力 。
辅助系统
化学处理系统
通风系统
对冷却剂进行化学处理,保持其质量 和性能。
提供通风,确保核电厂内部空气流通 。
废液处理系统
处理反应堆产生的废液,确保排放符 合标准。
04 压水堆核电厂的运行与管理
启动与停堆
启动
在压水堆核电厂的启动过程中,需要完成一系列的准备工作,包括检查反应堆冷却剂系统、一回路辅助系统、反 应堆控制系统等,确保所有设备和系统都处于良好的工作状态。同时,还需要进行低功率物理试验,验证反应堆 的物理特性是否正常。
05
全问题
放射性废料的处理与处置
放射性废料的来源
压水堆核电厂运行过程中 产生的废料,包括核燃料 、冷却水、过滤器等。
处理方法
通过化学、物理和生物方 法对放射性废料进行处理 ,降低其放射性水平,便 于安全处置。
处置方式
将处理后的放射性废料进 行固化、压缩和包装,然 后运至专门的核废料处置 场进行处置。
《压水堆核电厂》 PPT课件
目录
• 压水堆核电厂简介 • 压水堆核电厂的工作原理 • 压水堆核电厂的设备与系统 • 压水堆核电厂的运行与管理 • 压水堆核电厂的环境影响与安全问
题 • 压水堆核电厂的经济性与未来发展
01 压水堆核电厂简介
定义与特点
定义
压水堆核电厂是一种利用核裂变 反应产生热能,通过热能将水加 热成蒸汽,再驱动汽轮机发电的 核能发电厂。
压水堆核电厂运行过程中可能会对周边环境产生一定的影响,如 放射性物质的排放、热能排放等。
监测措施
建立完善的监测体系,对周边环境进行定期监测,确保环境质量符 合相关标准。
发电厂电气部分课后思考题答案
第一章能源和发电1-1 人类所认识的能量形式有哪些?并说明其特点。
答:第一、机械能。
它包括固体一流体的动能,势能,弹性能及表面张力能等。
其中动能和势能是大类最早认识的能量,称为宏观机械能。
第二、热能。
它是有构成物体的微观原子及分子振动与运行的动能,其宏观表现为温度的高低,反映了物体原子及分子运行的强度。
第三、化学能。
它是物质结构能的一种,即原子核外进行化学瓜是放出的能量,利用最普遍的化学能是燃烧碳和氢,而这两种元素是煤、石油、天然气等燃料中最主要的可燃元素。
第四、辐射能。
它是物质以电磁波形式发射的能量。
如地球表面所接受的太阳能就是辐射能的一种。
第五、核能。
这是蕴藏在原子核内的粒子间相互作用面释放的能。
释放巨大核能的核反应有两种,邓核裂变应和核聚变反应。
第六、电能。
它是与电子流动和积累有关的一种能量,通常是电池中的化学能而来的。
或是通过发电机将机械能转换得到的;反之,电能也可以通过电灯转换为光能,通过电动机转换为机械能,从而显示出电做功的本领。
1-2 能源分类方法有哪些?电能的特点及其在国民经济中的地位和作用?答:一、按获得方法分为一次能源和二次能源;二、按被利用程度分为常规能源和新能源;三、按能否再生分为可再生能源和非再生能源;四、按能源本身的性质分为含能体能源和过程性能源。
电能的特点:便于大规模生产和远距离输送;方便转换易于控制;损耗小;效率高;无气体和噪声污染。
随着科学技术的发展,电能的应用不仅影响到社会物质生产的各个侧面,也越来越广泛的渗透到人类生活的每个层面。
电气化在某种程度上成为现代化的同义词。
电气化程度也成为衡量社会文明发展水平的重要标志。
1-3 火力发电厂的分类,其电能生产过程及其特点?答:按燃料分:燃煤发电厂;燃油发电厂;燃气发电厂;余热发电厂。
按蒸气压力和温度分:中低压发电厂;高压发电厂;超高压发电厂;亚临界压力发电厂;超临界压力发电厂。
按原动机分:凝所式气轮机发电厂;燃气轮机发电厂;内燃机发电厂和蒸汽—燃气轮机发电厂。
第七讲 一回路主要辅助系统
一、 化 学 和 容 积 控 制 系 统
1、系统的主要作用:
1)启动前向一回路系统充水,运行中调节稳压器水位,以 保持一回路冷却剂的水容积。
2)调节冷却剂中的硼浓度,控制堆反应性的慢变化。 3)净化冷却剂,减少反应堆冷却剂中裂变产物和腐蚀产物 的含量。
4)供给一回路冷却剂泵轴封系统所需要的轴封用水。 5)向反应堆冷却剂加入适量的腐蚀抑制剂如氢、联氨、氢 氧化锂等,以保持一回路水质。
下泄 030VP
TEP
002BA
上充
注入硼酸V升
REA
硼化
下泄
002BA
上充
MN
补充硼水浓度 与一回路相同
REA
自动补给
化容控制系统的运行
1、下泄回路:降温、降压;
2、除盐回路:净化一回路水;
3、容积控制箱:容积控制(缓冲水箱)和箱汲水,通过再生式热
1.当化学和容积控制系统进行容积控制时,为反 应堆冷却剂系统提供所需的除气除盐含硼水;
2.当化学和容积控制系统进行化学控制时,制备和 注入联氨(N2H4),氢氧化锂(LiOH)等化学药剂; 3.当化学和容积控制系统进行中子毒物控制时, 提供浓硼酸溶液或除气除盐水。
➢ 辅助功能:
1.为主泵的第三道轴封提供清洗水,为第二道轴封 的平衡管供水;
功能:
➢ 冷却所有核岛内的带放射性的设备; ➢ 对某些安全保护系统、余热排出系统的泵
和热交换器、燃料水池的热交换器等也具 有冷却作用;
➢ 是一回路系统与公用水系统之间的屏障,
避免核设备泄漏污染环境,也避免公用水 系统泄漏时,生水对核设备的污染。
103m3
设备冷却水系统水质
项目
指标
25℃时的pH值
压水堆核电厂培训
辐射监测系统
核电站需要建立,对环境和人 员进行辐射监测
应急救援协调
建立合作关系
01 核电站需要与当地政府、公安消防等部门建立紧密合作关系
协调机制
02 包括信息共享、资源互助等内容
重要保障
03 应急救援协调是核电站应对突发事件的重要保障
应急演练与评估
定期组织应急演练
检验应急预案的可行性 和有效性
应急演练内容
热量转化
核反应堆产生热量,蒸汽发生 器将热量转化为蒸汽
核电站安全设施
被动安全系统
依靠物理原理实现核反 应堆的安全关闭
主动安全系统
由设备和人员操作组成 用于监控和调节核反应 堆的运行状态
应急安全系统
用于应对突发事故和情 况
核电站安全
核电站的安全是首要任务。安全设施是核电站 重要的组成部分,多重安全系统的设计和应用 是确保核电站安全运行的关键。操作人员对安 全系统的熟悉和掌握,是预防核事故的关键。
●02
第2章 压水堆核电厂操作
规程
核电站操作手册
核电站操作手册中包含了操作规程、应急程序 和安全程序等内容。操作规程详细描述了核电 站各个部件的操作步骤和注意事项。操作人员 需要严格按照操作手册执行操作,确保核电站 安全运行。
核电站事故处理流程
警戒 应急措施和人员行动
紧急 应急措施和人员行动
警报 应急措施和人员行动
●03
第3章 压水堆核电厂安全
管理
核安全管理体系
组织结构
01 核安全管理体系的重要组成部分
管理流程
02 核安全管理体系的内容之一
责任分工
03 核安全管理体系的要点
安全事件报告与处理
第一时间报告 安全事件发生后的行动
压水堆核电厂运行复习资料
压水堆核电厂运行复习资料1、核电厂构成三个部分:核岛、常规岛、配套设施。
2、核电厂工作原理:U235裂变产生的热量传给一回路冷却剂,再通过蒸汽发生器传给二回路产生蒸汽,在二回路转为动能,由汽轮机传给发电机产生电流,供给用户。
3、稳压器功能:压力控制,使一回路压力波动限制在小数值范围;压力保护,当某种事故引起一回路压力急剧升高,安全阀组能提供压力保护;升压、降压、除气、水位调节4、目前采用电加热式稳压器。
5、蒸发器的三个功能:一回路冷却剂将核蒸汽供应系统的热量传给二回路给水;使二回路产生一定压力,一定温度和一定干度蒸汽的热交换设备。
6、一回路冷却系统主要参数:出口,310~330;入口,288~300,一般温升30~40,300MW的电功率时环路流量:15000~24000t/h。
7、反应堆本体结构:压力容器;反应堆堆芯;上下部堆内构件;控制棒组件及其驱动结构▲8、稳压器卸压箱结构个功能:功能:凝结和冷却当稳压器过压时,通过安全阀组排放到卸压箱的蒸汽,防止一回路冷却剂对反应堆安全壳可能造成的污染;结构:一个卧式低压容器在它筒体的上部为氮气空间,但装有一组喷雾器,筒体的底部沿轴线方向装有一根鼓泡管。
▲9、一回路主要功能:又称压水堆冷却剂系统,功用是由冷却剂将堆芯中因核裂变产生的热量传输给蒸汽动力装置冷却堆芯,防止燃料元件烧毁。
▲10、压水堆中冷却剂:除盐除氧的含硼水。
▲11、可燃毒物组件只在第一炉料时使用,新的反应堆装入第一炉燃料时,装入它,补偿掉一部分过剩反应性。
▲12、压力容器泄漏的探测主要用温度测量。
▲13、蒸发器水位就是冷柱的水位。
▲14、稳压器的顶端喷雾器的作用是降温降压。
15、连续喷淋作用:一,保持稳压器内水的温度与化学成分的均匀性;二,限制大流量喷淋启动时对管道的热冲击。
16、稳压器泄压箱作用:同8。
▲17、压水堆稳压器中水位随一回路的平均温度的变化而变化。
▲18、压力变化给系统带来的影响:一,压力过大,一回路处于不允许的应力下,某一管道可能破裂造成失水事故;二,压力过低,水将大量汽化,导致燃料与水热交换不良,燃料温度升高,致使包壳破裂,燃料融化。
压水堆核电厂:反应堆余热排出系统(RRA)12页
反应堆余热排出系统(RRA)反应堆余热排出系统又可称反应堆冷却系统,核安全的主要问题是要在任何情况下能够保证燃料的持续冷却,正常运行情况下燃料产生的能量由一回路通过蒸汽发生器向二回路传热来导出。
反应堆停闭以后,核功率虽然消失,但是由裂变碎片及它的衰变物的衰变产生的剩余功率却缓慢下降。
为了导出剩余功率,最初仍用二回路冷却,当二回路不能够再运行时,由反应堆余热排出系统保证反应堆的冷却。
一、系统功能1.主要功能(1)二回路停用时,由余热排出系统排出:a)堆芯的停堆余热;b)水和一回路设备的显热。
(2)当反应堆在冷停堆状态,进行装卸料和维修操作时,余热排出系统排出堆芯余热,维持一回路温度低于60℃。
(3)当反应堆启动时,余热排出系统保证一回路水的循环。
从图1可以看出,运行于满功率的反应堆停堆后,由裂变碎片及它的衰变物的衰变而产生的剩余功率缓慢下降。
运行人员可以调节反应堆的核功率,但却控制不了剩余功率的释放。
为了反应堆的安全,在任何时刻必须要将剩余功率导出。
2.安全功能(1)在蒸汽发生器传热管破裂事故下,冷却反应堆。
(2)在RCP小破口事故下,如果RCV系统能够维持稳压器水位的话,使用该系统排出余热。
(3)在冷停堆期间,通过RRA的卸压阀防止RCP系统超压然而该系统不是一个专设安全系统。
1011023. 辅助功能⑴反应堆换料池水的传输在换料以后,通过RRA 系统将反应堆换料池水重新打入反应堆换料水箱PTR001BA 。
⑵一回路容积控制当一回路压力低到正常下泄管路失效时,RRA-RCV 联管保证在下述工况时净化一回路冷却剂。
①一回路充水及静态排气 ②升压及动态排气 ③加热④为换料、或维修而停堆⑶当RCP 处于单相状态时,这条联管RRA-RCV 也可用来防止一回路升压, ⑷当主泵停运时,用RRA 泵使RCP 硼浓度均匀化。
时间(t )功率(%图1 停堆后的剩余功率二、系统描述反应堆余热排出系统(RRA)的原理图如图2所示。
压水堆核电厂[可修改版ppt]
▪ 燃料
➢ 核电站使用的燃料一般是放射性重金属:铀、钚。
▪ 现在使用最普遍的民用核电站大都是压水 反应堆核电站。
▪ 工作原理是:用铀制成的核燃料在反应堆 内进行裂变并释放出大量热能;高压下的 循环冷却水把热能带出,在蒸汽发生器内 生成蒸汽,推动发电机旋转。
▪ 目前,世界上已商业运行的核电站堆型,如压水 堆、沸水堆、重水堆、石墨气冷堆等都是非增殖
堆型,主要利用核裂变燃料,即使再利用转换出 来的钚-239等易裂变材料,它对铀资源的利用率 也只有1~2%,但在快堆中,铀-238原则上都能 转换成钚-239而得以使用,但考虑到各种损耗, 快堆可将铀资源的利用率提高到60~70%。
慢化剂
▪ 慢化剂,又称中子减速剂。在一般情况下,可裂 变核发射出的中子的飞行速度比被其它可裂变核 的捕获的中子速度要快,因此为了产生链式反应, 就必须要将中子的飞行速度降下来,这时就会使 用中子减速剂
▪ 对慢化剂的要求是对中子有较高的散射截面和低 的吸收截面。
▪ 石墨中的碳元素,以及水中的氢元素都能起到慢 化作用。
▪ 链式裂变反应
当中子与裂变物质作用而发生核裂变反应时,裂变物质 的原子核通常分裂为两个中等质量数的核(称为裂变碎片)。 与此同时,还将平均地产生两个以上的新的裂变中子,并释 放出蕴藏在原子核内部的核能。在适当的条件下,这些裂变 中子又会引起周围其他裂变同位素的裂变,如此不断继续下 去,这种反应过程称为链式裂变反应。
通常用于热中子反应堆慢化剂的有三种材料
▪ 轻水(H2O)
➢ 轻水是含氢物质,慢化能力大,价格低廉,但吸收截 面较大,对金属有腐蚀作用,易发生辐照分解。
▪ 重水(氘,D2O)
压水堆核电厂运行
压水堆核电厂运行• 1.正常运行和运行瞬态•正常运行是指核电厂功率运行、燃料更换、维修过程中,频繁发生的事件。
•要求:不触发停堆,放射性后果无影响。
•主要包括:1)稳态和停堆运行2)带有允许偏差的运行3)运行试验• 2.中等频度事件:•发生频率:>10-2/堆年•要求:最坏的结果,导致紧急停堆,可以很快恢复运行,放射性后果无影响。
• 3.稀有事件:•发生频率:10-4-10-2/堆年•要求:允许少量元件破损,堆芯几何形状不受影响,放射性后果对公众无影响。
• 4.极限事故:•发生频率:10-6-10-4/堆年•要求:事故缓解系统正常。
•后果:后果严重,但要求放射性不致使公众健康和安全受到危害。
•针对三道安全屏障的安全限值•1)保证燃料包壳完整性•如燃料芯块温度≤2800℃、DNBR≥1.22•线功率密度≤590W/cm等。
•2)保证冷却剂边界完整性•冷却剂压力≤16.55MPa、冷却剂温度≤343 ℃等•3)保证安全壳的完整性:•安全壳压力≤0.13MPa、壳内平均温度≤145 ℃、峰值压力下泄漏率≤0.3%等。
•有些安全限值是无法直接测量的,如DNBR、线功率密度、燃料芯块温度等,可以通过其他可测量的参数加以限制,如堆芯热功率、冷却剂温度、压力、流量等。
加热升温•为什么要加热升温:①保证慢化剂温度系数为负值②保护系统的仪表工作在正常范围③稳压器能在有汽腔情况下处于可运行状态④反应堆压力容器远离最小脆性转变温度⑤其他原因:如水化学的原因、水泵的原因等。
•由什么来进行加热升温:主要靠一次水泵来加热升温。
为了保证稳压器容积里的水和一次主回路的水同时升温并建立汽腔,稳压器的断续式加热器也投入运行。
加热升温的初始条件•①反应堆冷却剂系统•·反应堆冷却剂系统含稳压器已完成充水排气,处于水实体状态;•·反应堆冷却剂内的硼浓度为冷停堆模式的硼浓度;•·反应堆冷却剂系统的温度维持在60℃以下;•·反应堆冷却剂系统的压力维持在0.345至0.689MPa(表压);•·反应堆冷却剂泵处于可运行状态。
《压水堆核电厂完》PPT课件
运行及在建堆型
秦 山 二 期 核 电 厂 反 响 堆 房
运行及在建堆型
二 代 百 万 核 电 厂 主 回 路
M310. 100万千瓦 28台
运行11〔大亚湾1-2,岭懊14,红沿河1-2,宁德1-2, 阳江 1〕
总体特点 a.以净化的普通水作冷却剂和慢化剂 b.轻水慢化性能好堆芯较小
吸收截面大低富集度加浓铀 c.一回路冷却剂压力一般为15.5MPa d.压水堆核电站有放射性的一回路和二回路系统
分开,放射性冷却剂不会进入二污染二回路设 备,运行和维护方便,需要处理的废气、废水、 废物量较少。
一、压水堆核电厂构造
控制棒 52 組
反应堆高1230直徑380
燃料元件高 365.8公分寬 21.4公分157 組
反响堆
一、压水堆核电厂构造
核岛主要设备〔蒸发器〕 蒸汽发生器 它的作用是通过反响堆的冷
却剂的热量传给二回路水,并使之变成蒸汽, 再通入汽轮发电机的汽缸作功。
蒸汽发生器
2021年6月30日13时46分,中核五公司秦山核电二期扩建工程 4#核岛4A蒸汽发生器吊装成功!
在建17〔红沿河2方家山2宁德2福淸4阴江5防城港 2〕 6) AP1000. 100万千瓦. 4台. 三门,海阳 7) EPR. 1600万千瓦 2台. 台山 8) 高温气冷堆. 20万千瓦. 石岛湾
8种堆型:压水堆6,重水堆1,高温气冷堆1 运行20台机组;在建28台机组 另:中国实验快堆2万千瓦 出口:6台,2台运行,4台在建 拟建:AP1000. 徐大堡4,河北4,海阳2,三门2,漳州4,陆丰4
- 1、下载文档前请自行甄别文档内容的完整性,平台不提供额外的编辑、内容补充、找答案等附加服务。
- 2、"仅部分预览"的文档,不可在线预览部分如存在完整性等问题,可反馈申请退款(可完整预览的文档不适用该条件!)。
- 3、如文档侵犯您的权益,请联系客服反馈,我们会尽快为您处理(人工客服工作时间:9:00-18:30)。
停堆深度与反应堆的运行时间和运行工况有关,为保证 安全,应当有足够的停堆深度: (1)反应堆在任何运行工况下达到次临界; (2)可将假想事故工况下引入反应性瞬变控制在允许 的限制内; (3)在停堆时反应堆保持足够的次临界度,以防止反应 堆在已停堆情况下意外地达到临界。
对停堆深度的要求在整个寿期内随燃耗、硼浓度、冷却 剂平均温度的变化而变化。但最受限制的情况是: 在堆芯寿期末,冷却剂平均温度为无负荷运行温度下, 发生主蒸汽管道破裂事故造成不可控的冷却剂系统的冷 却。 在该事故中,要求有一定的初始最小停堆深度来控制反 应堆瞬变。因此对停堆深度的要求是建立在此限制条件基础 上的。
在小负荷时的注意事项
避免汽轮机在5%FP以下长时间运行;
在热停堆模式时的注意事项 确认调节棒组全部插入堆芯,停堆棒组可以插入堆芯也可 以提出堆芯; 冷却剂温度由蒸汽排放系统控制; 蒸汽发生器水位由辅助给水系统维持; 至少有一个源量程通道正常工作,以检测中子计数率的 变化; TAV在180℃以上时,至少有一台蒸汽发生器投入运行; 停堆深度不能减少。并需要注意在停闭后12小时后氙减 少引入的正反应性; 当发生硼稀释、氙衰变、冷却剂温度下降引入正反应性 时,停堆棒必须全部提出堆芯,同时对一回路进行硼化 以保证足够停堆深度;
降温降压时的注意事项
在一回路降温降压前时,必须把硼浓度硼化到冷停堆时 的硼浓度,在冷却过程中补给水的硼浓度应当与硼化后 的硼浓度相同; 冷却剂的冷却速率不超过28℃/h,稳压器的冷却速率不 超过56℃/h; 当冷却剂温度在180 ℃ ,压力在3.0MPa以上时,严禁余 热排出系统投入运行,但必须在稳压器汽腔还存在时投 入使用; 余热排出系统投入运行前必须暖管; 冷却过程中必须多次分析RCS的硼浓度; TAV低于70 ℃ 时,对已经停止的冷却剂泵提供轴封水和 设备冷却水,只有泵停止30分钟后才运行停止供水; 冷却剂泵停止后,余热排出系统必须继续运行;
二、反应堆的停堆
初始条件 ①核电厂在100%FP或预定负荷下稳定运行; ②反应堆功率调节系统处于自动方式,D调节棒组保持在 调节带内,轴向中子通量密度偏差Δ I控制在目标带内 ; ③稳压器压力控制系统与液位控制系统均处于自动状态 ; ④蒸汽排放系统处于”平均温度”控制方式; ⑤蒸汽发生器液位由主给水调节阀自动调节; ⑥反应堆补水系统处于自动补给方式; ⑦安注系统处于热备用状态;
例题:反应堆处在50%FP下稳定运行,临界棒位为控制棒D 组150步,临界硼浓度CB=900ppm。在情况下停堆, 试说明参考反应性数据与反应性参考点之间的关系, 并给出参考反应性数据。
HZP、ARO反应性参考点
D组在150时的反应性75pcm
参考反应性 -855pcm
反应堆功率50%时的功率亏损 780pcm 参考反应性数据
从功率运行降至热停堆模式 降功率准备; ①记录原始数据; ②确认控制棒在调节带内; ③蒸汽排放系统在TAV控制方式下; ④TAV-TREF的差值在规定范围内; ⑤确定发电机功率下降速率; ⑥通知电网调度;
从100%FP降功率至15%FP; ①设定15%FP的目标功率和下降速率,汽轮机按指定速 率降功率; ②反应堆功率调节系统作用,调节棒组D自动下降,使 反应堆功率自动跟踪汽轮机降功率。对一回路进行硼 化,确保ΔI在目标范围内; ③当发电机功率降至65%FP时,除氧器改由辅助蒸汽管 供汽; ④当发电机功率降至40%FP时,停止一台主给水泵和凝 水泵; ⑤当发电机功率降至15%FP时,不再降功率。并将控制 棒控制方式由“自动”切换至“手动”
在消毒阶段启动
消毒阶段启堆,由于氙的自发消毒引入了反应性,不需要稀硼 ,启动操作必须十分小心,特别要防止出现短周期事故。 堆达到临界,电厂恢复额定功率运行过程中,对功率的提升必 须十分小心,使氙毒消失速度能有效地得到控制。在提升到额 定功率过程中,堆内已经积累起来的氙毒,因中子通量的增大 会迅速消失,引起反应性增加,以后,氙的减少被碘的积累和 衰变成氙所补偿,氙毒又按通常规律积累达到平衡值,碘坑中 启动反应堆后,在2-3小时内氙的消失比产生的快(曲线I),在3 小时后,消毒作用才减弱而开始积毒(曲线II)实际上,堆内反 应性按曲线III变化,所以当功率提升到80%额定功率时,要注 意氙毒的消失能得到控制,使主调节棒组始终能处于调节带内 。
如何确定停堆深度?
参考反应性数据 零反应性参考点: 为精确确定停堆时的反应性,需要建立一种反应 性已知的参考状态。通常,选取停堆时刻的状态作为参 考状态,即零反应性参考点; ARO、HZP状态点: 控制棒微积分价值、硼微积分价值试验状态点; 参考反应性数据: 停堆时刻控制棒插入堆芯部分的价值和功率亏损。 参考反应性: 零反应性参考点与ARO、HZP状态点反应性之差。
3.3.1 停堆深度的运行限制条件 停堆深度是反应堆安全运行的重要参数.在技术规格书中 , 规定了停堆深度的运行限制条件(LCO).以美国典型的四环路 PWR电厂为例: *在平均温度TAV>93.3℃时, 运行限制条件:停堆深度必须大于等于1300pcm; 如果停堆深度小于1300pcm,则应立即启动并连续用 7000ppm的高浓度硼水,以≥11.2t/h的速率硼化,一直 到满足要求为止; *在平均温度TAV≤93.3℃时, 运行限制条件:停堆深度必须大于等于1000pcm; 如果停堆深度小于1000pcm,则应立即启动并连续用 7000ppm的高浓度硼水,以≥11.2t/h的速率硼化,一直 到满足要求为止;
冷停堆
在反应堆达到热停堆状态以后才能进行冷停堆。 调节棒和停堆棒组全部插入,并且为抵消冷却过程 中负温度效应引入的正反应性,还需加硼,使系统 处于次临界状态。
2、事故停堆 当核电厂发生危及反应堆安全的事故时,由于保 护系统动作,引起控制棒紧急插入而引起的停堆。如 果事故严重,则还需要向堆芯紧急注入硼水。
当一回路压力降低到13MPa时,闭锁安注系统; 开打下泄流孔板以保证下泄流量; 当冷却剂温度降到180 ℃ ,压力在3.0MPa时,余 热排出系统投入运行; 二回路保养,提高蒸汽发生器水位至100%,蒸汽发 生器内充氮气; 让稳压器充满水 ①稳压器向化学与溶积控制箱排气; ②减少下泄流,使稳压器水位上升; 安注系统、喷淋系统退出运行; 当Tav小于93℃时,对安全壳换气; 停止冷却剂泵
3.2 135Xe的积累和消耗
在停堆后,由于135Xe的积累和消耗引起了反应性 的变化。 当反应堆在高功率运行时, 135Xe达到平衡浓度;停 堆后的一段时间内, 由于135Xe的衰变速度慢于135I的 衰变速度, 135Xe的浓度将上升。 反应堆停堆后重新启动分为三种情况: (1)积毒阶段启动 直接按顺序提升调节棒组就可以达到临界; (2)最大碘坑中启动 控制棒全部抽出,并且稀释硼浓度,然后再加硼 (3)在消毒阶段启动 引入正反应性阶段,启动操作需特别小心
第七章压水堆核电厂的停堆
核科学与工程学院 2009年5月
一、停堆方式
反应堆的停堆指反应堆从功率运行水平降低到中子源 水平。主要有两种方式: 1、正常停堆
热停回路系统处于热备用状态,随 时可以带负荷运行。 所有调节棒必须完全插入,停堆棒可以插入和抽出, 硼浓度为最小停堆深度硼浓度,反应堆处于次临界 (<0.99); 一回路和二回路的温度由堆芯余热和冷却剂泵的作 功来维持。一回路压力由稳压器自动控制。
冷却剂继续降温降压,电厂进入冷停堆模式; 确认反应堆已经冷停堆模式: ①反应堆冷却剂温度低于60℃; ②冷却剂系统的压力由上充下泄系统来维持; ③一台上充泵和一台余热排出系统在运行,余热排出 系统控制一回路温度; ④反应堆硼浓度为冷停堆无氙、无毒时的硼浓度; ⑤停堆棒插入时,反应堆的停堆深度应当大于4%的反 应性;
从15%功率5%FP; ①设定5%FP的目标功率和下降速率,汽轮机按指定速率 降功率; ②手动调节控制棒控制反应堆功率跟随汽轮机功率发生 变化,棒位应当在规定范围内。并注意稳压器压力与水 位、TAV与TREF的差值; ③当达到5%FP的目标功率时,切断电网开关,并逐渐降 低发电机至零,在这个过程中打开蒸汽排放阀,并将汽 轮机脱扣,降低汽轮机转速,直至停止。 控制棒插入停闭反应堆; ①控制棒插入,反应堆继续降功率,当功率降低到临 界点时,记录TAV、硼浓度和临界棒位; ②继续插棒,当中间量程指示值小于10-10A时,源量程 投入运行,然后反应堆进入热停堆状态;
堆停闭后再启动时堆内反应性变化
氙消失 氙产生
反应性变化
3.3 停堆深度
定义:当反应堆所有棒(包括控制棒和停堆棒)全部插入 堆芯时,反应堆次临界的反应性总量。 而在技术规范书中,考虑到安全方面的因素,定义为: 假定最大价值的一束棒全部卡在堆芯外,而其他所有棒 全部插入时,反应堆次临界的反应性总量。
从热停堆模式降至冷停堆模式 调整硼浓度至冷停堆无氙的硼浓度,并投入稳压器备用 电加热器,启动喷雾阀,使稳压器硼浓度与冷却剂系统 一致; 确认热停堆模式,包括冷却剂温度、稳压器水位、有效 增殖系数等; 通过增大下泄流流量,使冷却剂系统净化; 对冷却剂进行降温降压: (1)增大蒸汽排放量,实现冷却剂温度的下降; (2)打开稳压器喷雾阀,实现稳压器降温降压; 用氮气臵换化学与容积控制箱中的氢气;
Keff=1.0 反应性为0
停堆深度的考虑 为保证停堆深度满足技术规范书中运行限制条件,需定 期或在任何引入正反应性前确定停堆深度。 通常利用参考反应性数据计算与零反应性参考点的差值 来确定停堆深度,需要考虑停堆棒、调节棒、氙、硼和温度 变化引起的反应性。但不考虑钐的负反应性,因此得到的停 堆深度偏于保守。
氙的中毒曲线
中毒达到平 衡值 I
“积毒”II
“消毒” III
在积毒阶段启动
当碘坑最大值之前的积毒阶段,例如热停闭后两 小时内再启动,这是最简单的情况 按顺序提升调节捧组而达临界。 在提升调节棒组时,应估计到随时都有可能达到 临界; 在接近临界时,必须避免任何可能使冷却剂平均 温度突变5℃或冷却剂硼浓度稀释l0mg/kg的操 作,并且应注意堆内中子的倍增率不超过每分钟 10倍(相当于反应堆周期T=26s)。