核电厂系统与设备(第五讲)
核电厂系统与设备-5.3 安全壳系统
5.3 安全壳系统
5.3.2 安全壳的形式 (2) 压水堆核电厂代表性安全壳
(a)双层球形钢安全壳
5.3 安全壳系统
5.3.2 安全壳的形式 (2) 压水堆核电厂代表性安全壳
(b)钢筋混凝土安全壳
钢筋混凝土安全壳通常采用双层 结构，外层钢筋混凝土壳为生物屏蔽 层，内层钢壳起承压密封作用，其形 式有圆柱形和球形两种。 图为美国早期建造的电功率为 800 MW压水堆核电厂安全壳，直径 约40m，钢板厚度38mm，半球顶、 椭球底，二次包容壳为椭球顶盖的圆 柱形钢筋混凝土结构，两层壳之间留 有1.5 m宽的环形空间，环腔内呈负 压，从钢壳泄漏至环腔的放射性气体 只有经过过滤净化后方能从排气烟囱 排放，以降低放射性物质对环境的污 染。
5.3 安全壳系统
5.3.2 安全壳的形式 (1) 分类
按结构材料分：
钢结构 钢筋混凝土 预应力混凝土 钢与钢筋混凝土、预应力混凝土的复合结构
按性能分： 干式 冰冷凝式
按形状分：
圆柱形 球形
5.3 安全壳系统
5.3.2 安全壳的形式 (2) 压水堆核电厂代表性安全壳
综合考虑材料、性能、形式、厂址、输出功率、经济性和安 全性等因素，压水堆核电厂具有代表性的安全壳型式有：
（a）双层球形钢安全壳（前联邦德国核电站采用） （b）钢筋混凝土安全壳（美国早期核电站采用） （c）预应力混凝土安全壳（秦山、大亚湾） （d）双层预应力混凝土安全壳 （e）冰冷式安全壳
5.3 安全壳系统
5.3 安全壳系统
5.3.2 安全壳的形式 (2) 压水堆核电厂代表性安全壳
(b)钢筋混凝土安全壳
5.3 安全壳系统
5.3.2 安全壳的形式 (2) 压水堆核电厂代表性安全壳
核电厂系统及设备讲义
核电厂系统及设备讲义一、核电厂概述核电厂是利用核裂变或核聚变能产生电能的设施。
核电厂通常由核反应堆、发电机、冷却系统、辅助设备等组成。
二、核反应堆核反应堆是核电厂的核心设备，它是进行核裂变或核聚变反应的地方。
核反应堆通常采用压水堆、沸水堆等不同类型。
核反应堆的安全运行是核电厂的关键。
三、发电机核电厂的发电机是将核反应堆产生的热能转化为电能的装置。
发电机通过转动产生电能，供给电网使用。
四、冷却系统核电厂的冷却系统用于散热，避免核反应堆过热。
冷却系统通常采用水冷却或气冷却的方式。
五、安全系统核电厂的安全系统包括应急关闭系统、防护系统等。
这些系统是核电厂保障安全运行的关键。
六、辅助设备核电厂的辅助设备包括控制系统、监测设备、燃料装置等。
这些设备为核电厂的正常运行提供支持。
七、废物处理系统核电厂产生的废物处理是核电厂运行的重要环节。
废物处理系统包括核废料处理设施、废水处理设施等。
以上就是核电厂系统及设备的简要介绍，核电厂作为清洁能源的重要组成部分，在全球范围内发挥着重要作用。
随着技术的不断发展，核电厂的安全性和效率将得到进一步提升。
八、安全防护设施核电厂的安全防护设施是保障核反应堆安全运行的重要一环。
其中包括核反应堆容器、保护壳和防辐射屏障等。
这些设施能够有效隔离放射性物质，确保辐射对周围环境和人员的影响得到最小化。
九、辐射监测系统核电厂使用辐射监测系统对反应堆周围环境和工作人员进行实时监测，以确保辐射水平在安全范围内。
这些监测系统包括气体采样装置、人员穿戴的辐射监测仪器等，能够及时警报，保障人员和环境的安全。
十、应急预案核电厂拥有完善的应急预案，对各种可能的事故和突发状况进行了充分的预案和演练。
一旦发生紧急情况，核电厂能够迅速启动应急预案，以及时有效地应对和解决问题。
十一、燃料处理系统核电厂的燃料处理系统负责燃料元件的储存、运输和辐射监测。
燃料元件是核反应堆的关键部件，核电厂需要对其进行精心管理和维护，以确保核反应堆的正常运行。
第五章 压水堆核电厂二回路凝结水系统及给水系统
核电厂系统与设备2015/11/1111第五章二回路凝结水系统及给水系统2015年秋季核电厂系统与设备2015/11/1125.1 凝结水抽取系统第五章压水堆核电厂二回路凝结水系统及给水系统5.1.1 系统功能可概括为：凝结、除气、抽真空、收集、输送等功能，即：——作为热力循环的冷源，将汽轮机排汽冷凝成凝结水，并进行除氧，经4级低压加热器送到除氧器；——与汽轮机抽汽系统一起为汽轮机建立和维持一定的真空；——向蒸汽旁路系统、汽轮机排汽口喷淋系统等提供冷却水及向一些泵提供轴封水；——接收各处来的疏水并维持系统的凝结水量。
系统主要由凝汽器、凝结水泵、给水管线（去低压加热器）、疏水接收罐等组成。
核电厂系统与设备2015/11/1131、凝汽器工作原理简图第五章压水堆核电厂二回路凝结水系统及给水系统5.1.2 凝结水抽取系统描述核电厂系统与设备2015/11/114第五章压水堆核电厂二回路凝结水系统及给水系统5.1.2 凝结水抽取系统描述1、凝汽器工作原理凝汽器（又称冷凝器）实际上是一种表面式热交换器，循环冷却水（海水）在管束内流过，使在管束外流动的蒸汽冷凝，在热力循环中它起着冷源的作用。
在凝汽器蒸汽凝结空间为汽水两相共存，其压力是蒸汽凝结温度下的饱和压力。
一般情况下，蒸汽凝结温度接近环境温度，如40℃的蒸汽凝结温度所对应的饱和压力为0.0075MPa ，远低于大气压力。
因此，形成了高度真空。
同时凝汽器抽真空系统及时抽出凝汽器内不凝结气体，维持凝汽器内的压力恒定不变。
核电厂系统与设备2015/11/115第五章压水堆核电厂二回路凝结水系统及给水系统5.1.2 凝结水抽取系统描述2、凝汽器大亚湾核电站每台机组设置了三台单独的凝汽器，分别安装在三个低压缸的下部。
每台凝汽器由壳体、膨胀连接件、管板、管束、水室、热阱等部分组成。
表面式凝汽器：由于饱和蒸汽轮机的排气量要比同容量的常规汽轮机大得多，因此，核电厂的凝汽器也比较大。
核电厂电气系统与设备
1.成套配电装置的特点（1）、电气设备布置在封闭或半封闭的金属外壳内，相间和对地距离可以缩小，结构紧揍，占地面积小。
（2）、所有电器元件已在工厂组装成一整体，现场安装工作量大大减小，有利缩短建设周期，也便于扩建和搬迁。
（3）、运行可靠性高，维护方便（4）、耗用钢材较多，造价较高。
2.发电机与配电装置的连接有三种方式，即用电缆、敞露母线、封闭母线连接。
3.电气主接线图一般画成单线图4.核电厂主要有三种主接线：高压开关站主接线、发变组接线、厂用电接线。
5.在两组母线间，装有三个断路器，可引接二个回路，又称为二分之三接线。
6.双母线接线特点（1）、检修任一组母线时，不会停止对用户连续供电。
（2）、运行调度灵活，通过倒换操作可形成不同的运行方式（3.）在特殊需要时，可以用母联与系统进行同期或解列操作。
7.厂用耗电量占发电厂全部发电量的百分数，称为厂用电率。
8.厂用电系统的主要功能是在任何工况下：（1）为核电厂的厂用点设备提供安全可靠的电源。
（2）并对与核安全有关的系统和设备提供应急电源，以确保核电站的安全运行。
励磁方式分为：用直流发电机作为励磁电源的直流励磁机励磁系统；用硅整流器装置将交流转化成直流后供给励磁的整流器励磁系统用直流发电机作为励磁电源的直流励磁机励磁系统用硅整流器将交流转化成直流后供给励磁的整流器励磁系统。
同步发电机并联运行的优点1.电能的供应可以相互调剂，合理使用2.增加供电的可靠性3.提高供电的质量，电网的电压和频率能保持在要求的恒定范围内4.系统愈大，负载就愈趋均匀，不同性质的负载，互相起补偿作用。
5.联成大电力系统，有可能使发电厂布局更加合理。
同步电动机的异步起动方法首先将同步电动机的励磁绕组通过一个电阻短接。
第二步，将同步电动机的定子绕组接通三相交流电源。
第三步，当同步电动机的转速达到同步转速的95％左右时，将励磁绕组与直流电源接通，则转子磁极就有了确定的极性，依靠转子磁场与定子磁场之间的吸引力将转子逐渐牵入同步。
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
核电厂系统及设备培训课程
核电厂系统及设备培训课程一、课程概述核电厂系统及设备培训课程是针对核电行业从业人员设计的一门专业培训课程。
本课程旨在帮助学员全面了解核电厂系统及设备的基本概念、工作原理和操作流程，提升其在核电厂工作中的技术能力和安全意识。
二、课程目标本课程的主要目标是培养学员掌握核电厂系统及设备的基本知识和操作技能，以及核电厂的安全管理要求，让学员能够胜任核电厂的相关工作岗位并保证工作安全。
三、课程大纲1. 核电厂系统及设备概述•核电厂定义和分类•核电厂系统组成和功能•核电厂设备分类和作用2. 核能原理与反应堆类型•核能原理概述•常见核反应堆类型及特点•核反应堆的工作原理3. 核电厂关键系统概述•反应堆系统•输电系统•供水系统•紧急停堆系统4. 核电厂设备操作与维护•设备操作规程与流程•设备监测与维护要点•常见故障处理方法5. 核电厂安全管理•核能安全基本原理•核电厂事故案例分析•核电厂安全设施和措施四、课程评估方式本课程的评估方式主要包括课堂笔记、课程作业和期末考试。
学员需要根据老师的要求完成课堂笔记和作业，并参加期末考试。
根据学员在学习过程中的表现和考试成绩，评估其对核电厂系统及设备的掌握程度。
五、课程资料本课程将提供以下资料：•课程讲义：包括课程内容的详细介绍和教学演示•参考书籍：提供与核电厂系统及设备相关的专业参考书籍•实践案例：通过实际案例分析，帮助学员更好地理解核电厂的运行和管理六、适用人群本课程适用于核电行业从业人员、核能研究人员、核电厂管理人员以及对核能技术感兴趣的学生等。
学员需要具备基本的科学知识和相关专业背景，以更好地理解本课程的内容。
七、总结核电厂系统及设备培训课程旨在提升学员在核电厂工作中的技术能力和安全意识。
通过系统地学习核电厂的基本概念、工作原理和操作流程，学员能够更好地理解核电厂的运行和管理，并胜任相关工作岗位。
本课程将为学员提供丰富的课程资料和实践案例，帮助其更好地掌握核电厂系统及设备的知识和技能。
核电厂系统及设备培训课程
运行成本：包括燃 料成本、维护成本、 人力成本等
经济效益：发电量、 电力销售收入、税 收等
社会效益：环保、 安全、就业等 Nhomakorabea综合效益评估：考 虑各种因素，评估 核电厂的总体效益
调整：根据监控数据，及时调 整运行参数，优化设备性能， 提高运行效率
运行监控：实时监测核电厂系 统及设备的运行状态，确保安 全稳定
应急处理：在出现异常情况时， 迅速采取应急措施，防止事故 扩大
培训内容：介绍核电厂运行监 控与调整的相关知识、技能和
注意事项
运行效率提升：通过改进操作流程和设备维护方式，提高核电厂运行效率 安全管理强化：加强安全监管和风险控制，确保核电厂安全稳定运行
感谢您的观看
汇报人：
核电厂设备介绍
反应堆类型：轻水堆、重水堆、快中子堆等 反应堆结构：压力壳、燃料组件、控制棒等 反应堆控制系统：调节反应堆功率、控制反应性等 反应堆安全设施：安全壳、应急冷却系统等
蒸汽发生器： 将核反应堆产 生的热能转化 为蒸汽，为汽 轮机提供动力
蒸汽管道：将 蒸汽从蒸汽发 生器输送到汽 轮机，以及从 汽轮机输送到
辐射防护：加强辐射防护措施，确 保员工和周边居民的健康与安全
核电厂运行与管理
核电厂运行计划：制定、执行和监控核电厂的运行计划，确保安全、经济和高效运行 调度管理：协调核电厂与电网之间的调度，确保电力供应的稳定和可靠 应急预案：制定和执行核电厂应急预案，应对突发事件和事故情况 运行人员培训：对核电厂运行人员进行培训，提高其技能水平和操作能力
核电厂安全与防护
国家核安全法 规和标准
核电厂系统及设备培训课件(PPT86张)
20
• 裂变产物向冷却剂的释放速度是以逃逸系数 来衡量的，定义为单位时间内裂片核由燃料 包壳缺陷释放出来的份额，单位为s-1。实验 证明，裂变产物的释放速度正比于它在燃料 中的累积量。对一定的核素可以列出如下两 个方程:
3
按其功能可分为以下几类:
• 排出核燃料剩余功率；
• 对反应堆冷却剂进行化学和容积控制；
• 进行设备的冷却；
• 废物的收集和处理；
• 核岛通风空调系统。
4
1 化学和容积控制系统(CVCS)
1.1 系统的功能 1.2 设计依据 1.3 系统流程 1.4 系统设备布置 1.5 系统运行
5
1.1 系统的功能
化容系统主要功能如下: • 通过改变反应堆冷却剂的硼浓度,对堆芯进 行反应性控制； • 维持稳压器的水位,控制一回路系统的水装 量； • 对反应堆冷却剂的水质进行化学控制和净化, 减少反应堆冷却剂对设备的腐蚀,控制反应 堆冷却剂中裂变产物和腐蚀产物的含量,降 低反应堆冷却剂的放射性水平；
6
• 向反应堆冷却剂泵提供轴封水；
1.3 系统流程
34
1 下泄管线
• 核电厂正常运行时,从一回路的冷管段引出一 股冷却剂,称为下泄流,其正常流量约为 13.6m3/h,经下泄隔离阀进入再生热交换器的 壳侧,冷却至140℃,再经过节流孔板,将压力 降至2.4MPa后,进入下泄热交换器的管侧,由 壳侧的设备冷却水将下泄流温度降低至46℃ 左右,离开下泄热交换器的下泄流经下泄压力 控制阀再次降压，进入过滤器，滤去水中5μ 以上的悬浮颗粒。经温控三通，进入净化段。 35
15
核电厂系统及设备知识
核电厂系统及设备知识概述核电厂是一种利用核能发电的设施，它包含了一系列的系统和设备，每个系统和设备都发挥着重要的作用。
本文将介绍核电厂的主要系统和设备，并解释它们的功能和工作原理。
主要系统1.反应堆系统2.蒸汽发生器系统3.蒸汽涡轮机系统4.发电机系统5.控制和保护系统6.辅助系统下面将对每个系统进行详细介绍。
1. 反应堆系统反应堆系统是核电厂的核心组成部分。
它包括核反应堆、燃料组件、冷却剂循环系统和反应堆容器等。
核反应堆是核能发电的关键元素，它通过控制核反应过程来产生热能。
燃料组件是反应堆内用于核反应的燃料，通常使用铀或钚等放射性物质。
冷却剂循环系统用于将冷却剂（如轻水或重水）循环传递到反应堆中，从而控制反应堆的温度。
2. 蒸汽发生器系统蒸汽发生器系统使用反应堆中产生的热能将水转化为蒸汽。
蒸汽发生器是其中的关键设备，它通过将热能传递给水来产生高温高压的蒸汽。
蒸汽发生器中的水一般以自然循环或强制循环方式进行传热。
3. 蒸汽涡轮机系统蒸汽涡轮机系统利用蒸汽的能量驱动涡轮机的转动，从而产生机械能。
涡轮机通常由高压涡轮、中压涡轮和低压涡轮组成，每个涡轮对应一个级别的蒸汽。
这些涡轮通过轴传递机械能给发电机。
4. 发电机系统发电机系统将涡轮机传递过来的机械能转化为电能。
发电机是核电厂中非常重要的设备，它通过利用电磁感应原理将机械能转化为电能。
5. 控制和保护系统控制和保护系统对核电厂的运行和安全起着重要作用。
它包括控制设备、保护设备和监测设备等。
控制设备用于控制核反应堆和其他系统的运行，保护设备用于检测和响应发生异常情况，监测设备用于监测核电厂的运行状态和参数。
6. 辅助系统辅助系统是核电厂的辅助设备，它们为主要系统提供支持和保障。
常见的辅助系统包括给水系统、消防系统、氢气系统、冷却水系统等。
设备知识除了核电厂的主要系统，还有一些关键设备需要了解。
1.控制棒2.轻水堆3.反应堆压力容器4.冷却塔5.辐射防护设备控制棒是用于控制和调节核反应堆的关键设备，它可以通过插入或提取来控制核反应堆中的核反应过程。
核电厂系统及设备
核电厂系统及设备引言核电厂是一种利用核能进行发电的设施，它通过核裂变或核聚变反应来产生高温和高压的蒸汽，从而驱动涡轮发电机发电。
核电厂系统由多个关键设备组成，这些设备的运行稳定性对于核电站的安全和可靠运行至关重要。
本文将介绍核电厂的系统架构以及其中的关键设备。
1. 核电厂系统架构核电厂系统的整体架构通常包括以下几个主要部分：1.1 反应堆系统反应堆系统是核电厂的核心部分，它是核能转化为热能的地方。
根据不同的反应方式，可以分为核裂变反应堆和核聚变反应堆。
反应堆系统由反应堆、燃料元件、冷却剂和控制系统等组成。
1.2 蒸汽发生系统蒸汽发生系统将高温和高压的冷却剂转化为蒸汽，供给涡轮发电机驱动发电。
该系统通常包括蒸汽发生器、蒸汽管道和调节阀等设备。
1.3 蒸汽涡轮发电机组蒸汽涡轮发电机组将蒸汽能量转化为机械能，并输出电力。
它通常由涡轮机组、发电机和调速器等组成。
1.4 辅助系统辅助系统包括冷却系统、给水系统、空气压缩系统等，它们为核电厂的正常运行提供必要的支持和辅助服务。
2. 核电厂关键设备下面将介绍核电厂中的一些关键设备及其功能：2.1 反应堆反应堆是核电厂的核心设备，它用于控制和维持核裂变或核聚变反应的稳定。
反应堆通常由燃料元件、反应堆压力容器、控制棒和冷却剂等组成。
2.2 蒸汽发生器蒸汽发生器将反应堆中的冷却剂热能转化为蒸汽，并供给蒸汽涡轮发电机组。
蒸汽发生器通常由多个管束、壳体和再热器等组成。
2.3 涡轮发电机涡轮发电机是核电厂的核心发电设备，它将蒸汽涡轮机的机械能转化为电能。
涡轮发电机由转子、定子、励磁系统和冷却系统等组成。
2.4 控制系统控制系统用于监控和控制核电厂的各个设备和系统，确保其安全运行。
控制系统通常包括控制台、传感器、执行器和自动化控制算法等。
2.5 辅助设备辅助设备包括冷却系统、给水系统、空气压缩系统等，它们为核电厂提供必要的辅助服务和支持。
例如，冷却系统用于冷却反应堆和其他设备，保持其正常工作温度。
核电厂系统与设备
核电厂系统与设备1. 简介核电厂是一种利用核能发电的设施，它包含了各种系统和设备来产生电能。
核电厂系统和设备的设计和操作都十分复杂，具有高度的安全性和可靠性要求。
本文将介绍核电厂系统的基本原理和常见设备。
2. 核电厂系统核电厂系统可以分为以下几个方面：2.1 原子核反应堆系统原子核反应堆是核电厂的核心部分，它是产生核能的地方。
反应堆系统包括核燃料、反应堆堆芯、冷却剂、控制系统等。
核燃料负责产生反应堆中的核链式反应，冷却剂负责带走反应释放的热量，控制系统控制核反应的速度和功率。
2.2 蒸汽发生系统蒸汽发生系统将核能产生的热量转化为蒸汽能，并供给给发电机组驱动发电。
蒸汽发生系统包括主蒸汽管路、主汽阀、锅炉和汽轮机等。
主蒸汽管路负责将核反应堆中的蒸汽引导到发电机组，主汽阀控制蒸汽的流量，锅炉将蒸汽产生，汽轮机接收蒸汽的能量并转化为机械能。
2.3 辅助系统核电厂还有一系列辅助系统，包括冷却系统、安全系统、控制系统等。
冷却系统用于冷却核反应堆和其他设备，确保其正常运行。
安全系统负责监测和控制核反应的安全性，一旦发生异常情况，将采取相应的措施以保护设备和人员安全。
控制系统用于监控和控制核电厂的各个系统和设备，确保其协调运行。
3. 核电厂设备3.1 反应堆反应堆是核电厂中最重要的设备，它包括反应堆堆芯和反应堆压力容器等组成部分。
反应堆堆芯是核燃料的放置区域，反应堆压力容器用于容纳和封闭反应堆堆芯，并提供足够的结构强度和密封性能。
3.2 蒸汽发生器蒸汽发生器是将核能产生的热量转化为蒸汽能的设备。
它由几百根细管子组成，核反应堆中的冷却剂在细管内流动，在和管外的水蒸汽之间进行热交换。
通过蒸汽发生器，核能的热量被转移到水蒸汽上，从而驱动发电机组发电。
3.3 发电机组发电机组将蒸汽能转化为电能。
它由转子、定子、励磁系统等部分组成，转子和定子之间的相对运动产生电磁感应，进而产生电能。
发电机组是核电厂中的关键设备，它的可靠性和效率直接影响到核电厂的发电能力。
《 核电厂系统与设备 》课程教学大纲
《核电厂系统与设备》课程教学大纲课程编号：0805607406课程名称：核电厂系统与设备英文名称：Nuclear power plant systems and equipment课程类型：专业必修课总学时：64讲课学时：64实验学时：0学分：4.0适用对象：4年制本科，热能与动力工程专业(核电站集控运行方向)先修课程：工程热力学、传热学、流体力学、原子核物理、核反应堆理论、核电站汽轮机原理一、课程性质、目的和任务本课程是热能与动力工程专业(核电站集控运行方向)本科生的一门专业必修课。
通过该课程的教学，使学生对现代、大型压水堆核电厂的总体组成有较全面的认识，掌握系统和设备的技术要求等有关的知识。
培养学生具有理论联系实际，分析、解决问题的能力，为进一步学习与从事相关工作打下良好的基础。
压水堆核电厂是我国核电建设的主要堆型，它的系统组成复杂、设备庞大、类型众多，安全性与可靠性要求高。
本课程介绍压水堆核电厂的主要系统及设备，包括：厂房选址与布置、压水堆核电厂一、二回路主辅系统、专设安全设施，阐述主要设备的设计原则、结构及热工水力特性。
二、教学基本要求了解现代、大型压水堆核电厂一、二回路系统及其主要辅助系统、专设安全设施的功能、组成及运行特性。
掌握核电厂主要设备的设计原则、结构及热工水力特性。
三、教学内容及要求1 绪论世界核电的发展；核电厂的经济性与安全性；我国核电的现状和发展前景。
了解核电的发展。
2 压水堆核电厂压水堆核电厂的组成；核电厂总体及厂房布置；核电厂主厂房设施；核电厂设备安全功能及分级；核电厂安全设计规范、原则。
了解核电厂的选址、总体布置，理解安全分级。
3 反应堆冷却剂系统和设备反应堆冷却剂系统；反应堆本体结构；蒸汽发生器；冷却剂泵；稳压器及卸压箱。
了解冷却剂系统的组成、功能、设备结构，掌握设计的基本原则及必要的计算方法。
4、核岛主要辅助系统化学和容积控制系统；硼和水补给系统；余热排出系统；设备冷却水系统；重要厂用水系统；反应堆换料水池和乏染料池冷却和处理系统；废物处理系统；核岛通风空调及空气净化。
核电厂系统及设备讲义
5.2 多道屏障(Multi-barrier)
• 为了阻止放射性物质向外扩散，设计上 的最重要安全措施之一，是在放射源与 人之间设置了多道屏障。最为重要的是 以下三道屏障。
• 第一道屏障: 燃料元件包壳（cladding）
轻水堆核燃料采用低富集度二氧化铀， 将其烧结成芯块，叠装在锆合金包壳管 内，两端用端塞封焊住。正常运行时， 仅有少量气态裂变产物有可能穿过包壳 扩散到冷却剂中；如包裂和1%的裂变 产物会从包壳逸出。据美国统计，正常 运行时实际最大破损率为0.06%。
类； • F类为裂变产物屏障丧失类； • H类为影响电厂安全的灾害和其它条件类； • S为系统故障类。
我国核应急计划
• 我国的核事故应急工作是在1986年4月26 日前苏联切尔诺贝利核电厂事故后，随着 我国秦山、大亚湾核电厂的建设而逐步发 展起来的。国家核应急预案（原称国家核 应急计划）第一版编制于1996年，是我国 公共安全应急工作领域内最早的应急预案 之一。该预案第二版于2001年11月颁布。 2003年“非典”事件后，又开始酝酿修订。 2004年12月，为了统一，《国家核应急计 划》更名为《国家核应急预案》。
• 第二道防御：防止运行中出现的偏差发展 成为事故。
设置可靠的保护装置和系统。探测妨碍 安全的瞬变，完成适当的保护动作。必须 按保守的设计实践设计，留有足够的安全 裕量并配有重复探测、检查和控制手段， 各种测试仪表必须具备较高的可靠性。
• 第三道防御：限制事故的放射性后果，保 障公众的安全。
对付必须加以考虑的各种假想事故, 配 置了专设安全设施。轻水堆的典型假想事 故有：一回路或二回路管道破裂、燃料操 作事故、弹棒事故等(下图)。轻水堆的 专设安全设施包括：应急堆芯冷却系统、 辅助给水系统、安全壳及安全壳喷淋系统、 安全壳隔离系统、消氢系统等。
- 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)。
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第五讲)
• Nf、NL分别为燃料和冷却剂中的核素数目,F为裂变 率,Y为裂变产额,λ为衰变常数,kd为核素在冷却剂 中的减少率(核素在离子交换树脂上的吸附，在设备
表面的沉积，泄漏等)，γ为逃逸率系数。
• 冷却剂中裂变产物的放射性大小取决于三个因素:裂
变产物逃逸率;核素衰变;净化作用,裂变产物沉积等
• 对于一回路小的泄漏,由化容系统提供足够 的补给水。
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第五讲)
• 容积控制就是通过CVCS吸收稳压器不能全部 吸收的那部分一回路水容积的变化的量，维 持稳压器水位在一个整定的范围内。
• 一回路水容积变化的原因主要是温度的改变， 如下图所示：
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第五讲)
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第五讲)
路漫漫其悠远
图(4) RCV系统冷却和降压
核电厂系统与设备(第五讲)
2 净化段
• 净化段的离子交换树脂的正常工作温度范围为 46℃~62.5℃。若下泄流温度高于57℃，三通阀将 自动切换，使下泄流旁路离子交换树脂床，防止离 子交换树脂经受高温后失效。下泄流经温控三通阀 进入两台并联的混合除离子床中的一台，除去大多 数离子状态的裂变产物和腐蚀产物，然后进入间歇 运行的除阳离子床除去铯、钼和过量的锂离子。在 除离子床下游，设置三通阀，借此可将下泄流导向 硼回收系统进行除硼操作。
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第五讲)
管道的前后压差较大时，往往采用增加节流 孔板的方式，其原理是：流体在管道中流动时， 由于孔板的局部阻力，使得流体的压力降低，能
量损耗.
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第五讲)
• 正常下泄实际上是两次降温降压过程，第 一次降温降压是通过布置在安全壳内的再 生热交换器和其下游的节流孔板，使反应 堆冷却剂从15.5MPa 、291.4℃降至2.4MPa、 140℃左右；第二次降温降压是通过安全壳 外的下泄热交换器及其下游的下泄压力控 制阀。
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第五讲)
• 对于补偿快速的反应性变化,如多普勒效应、 空泡效应、快速的负荷跟踪和紧急停堆等 必须采用控制棒。
• 表4.1为典型的压水堆可溶性毒物反应性和 棒控反应性分配。可以看出,硼酸控制的反 应性量占总的反应性控制量的70%左右。
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第五讲)
从图可见当反应堆冷却剂系统RCP从冷态（60℃）增 温到热态（291℃）时，其比容增加将近40%；
路漫漫其悠远
图（1） 水的比容随温度变核化电厂曲系统线与设备(第五讲)
路漫漫其悠远
图（2） 容积控制原理
核电厂系统与设备(第五讲)
3 水质控制
化容系统在设计规定的燃料包壳破损率(一 般为0.5%)情况下,应能保证冷却剂达到规定 的放射性水平和水质指标。
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第五讲)
表4-2压水堆冷却剂的放射性（电功率1000MW，冷却 剂温度303oC,燃料破损率1%）
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第五讲)
（2）水质指标控制
• 水除了载热和慢化中子外,还发生一系列的 反应,其中包括:水和其中杂质的中子活化反 应,水的辐射分解,水对材料的腐蚀及腐蚀产 物的活化、迁移和沉积,裂变产物从破损的 燃料元件中逃逸及其随冷却剂的转移等。
生成Fe3O4和伽玛Fe2O3型氧化物。它们构成 了致密的氧化膜,保护金属不被进一步氧化。
相反,若水中存在游离氧,则生成阿尔帕
Fe2O3型氧化物。它结构疏松,不具备保护作 用。氧的存在还加剧不锈钢氯离子应力腐蚀
破坏。
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第五讲)
②氢
• 辐照作用下，水分解生成H2、O2、H2O2以及 多种自由基。如水中含有氢气，能抑制水 的辐射分解，从而抑制金属腐蚀。
• 概述 一回路主要辅助系统是核岛的重组成部分。
它不仅对核电厂正常运行是不可缺少的,而 且在事故工况下,为核电厂安全设施系统提 供支持。
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第五讲)
按其功能可分为以下几类: • 排出核燃料剩余功率； • 对反应堆冷却剂进行化学和容积控制； • 进行设备的冷却； • 废物的收集和处理； • 核岛通风空调系统。
• 实际核电厂运行中,考虑到泄漏和不均匀等 因素,每公斤冷却剂中加入25ml~40ml氢气。
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第五讲)
③ 氯离子和氟离子
• 不锈钢应力腐蚀破坏的几率正比于氯离子 浓度和游离氧含量的乘积。当水中氧含量 较高时,即使氯离子浓度低于1×10-6时,应 力腐蚀破裂也会发生。为防止发生应力腐 蚀,除限制含氧量外,氯离子浓度也不宜超 过0.1 ×10-6或0.15 ×10-6。
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第五讲)
• 腐蚀带来的问题尤为重要。腐蚀除了能引 起结构材料破坏外,也是裂变产物释放和腐 蚀产物活化的根本原因。防止腐蚀时冷却 剂化学的中心任务。
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第五讲)
①氧
• 水中游离氧的存在是造成金属材料腐蚀的重
要原因。在无氧的高温水中,不锈钢表面将
（1）放射性水平的控制
① 水及其中杂质的活化；
② 裂变产物的释放；
③ 腐蚀产物的活化；
④ 化学添加物的活化
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第五讲)
• 裂变产物向冷却剂的释放速度是以逃逸系数 来衡量的，定义为单位时间内裂片核由燃料 包壳缺陷释放出来的份额，单位为s-1。实验 证明，裂变产物的释放速度正比于它在燃料 中的累积量。对一定的核素可以列出如下两 个方程:
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第五讲)
• 补偿燃耗
运行过程中,剩余反应性逐渐减少,需不断调 整冷却剂的硼浓度, 通过注入除盐水来实现。
• 反应堆检修及换料
换料冷停和维修冷停堆,要求硼浓度至少 2100×10-6, 保持必须的停堆深度。
• 负荷变化
负荷变化也可通过改变硼浓度实现。
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第五讲)
④ pH值及pH值控制剂 • 对不锈钢和镍基合金，水质偏碱性会导致
腐蚀加剧。 • 试验表明：
当pH<11.3时,对锆腐蚀不明显; 当pH>12时,腐蚀明显加剧。
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第五讲)
• 在碱性介质中,亚铁离子的溶解度在某一温 度下有一最小值,pH值越高,相应的最小溶解 度温度越低。冷却剂保持较高的pH值,能使 腐蚀产物从堆内迁移至堆外。对于现行的压 水堆核电厂一回路结构材料,水质偏碱性较 好,以pH值为9.5~10.5为宜。
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第五讲)
• 水中存在微量氟离子既能明显加剧锆合金 的腐蚀和吸氢,又能与氧共同作用引起不锈 钢的应力腐蚀。在不发生沸腾的情况下,氟 离子含量小于2×10-6的水对锆合金已无危 害。
• 目前压水堆一回路水质标准将氟含量规定 在0.1×10-6以下。
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第五讲)
原因造成的裂变产物损失。
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第五讲)
• 一座典型的1000MW级压水堆核电厂在冷却剂中 各种裂变产物和活化腐蚀产物的放射性。冷却剂 的放射性主要是由惰性气体(占90%以上)、碘(占 3%以上)、铷（占1%）、钼（约占1%）和铯（小 于1%）组成的。进入一回路冷却剂的放射性惰性 气体每年大约有数千万GBq，绝大部分是Kr （1.83h）、Xe（9.11h）等短寿命的同位素，它 们在运行过程中自行衰变，排出堆外后很快就消 失，需作净化处理的仅占很小一部分。
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第五讲)
根据该电厂运行的需要,化容系统调节冷却 剂的硼浓度,控制反应性的慢变化,并在冷停 堆和换料过程中保持足够的停堆深度。
• 启动及停堆
冷停堆前,应提高冷却剂硼浓度,以提供足够 的停堆深度;反应堆启动前，应使冷却剂硼浓 度减小到临界所需的范围。大型压水堆的冷 停堆和启动要求冷却剂硼浓度的相应改变量 为(300~500)×10-6。
表4.1 压水堆反应性控制的分配
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第五讲)
• 硼酸浓度对慢化剂的温度系数有着重要的影 响, 在较高的硼浓度下,可能出现正的慢化剂 温度系数。在压水堆核电厂,为保证反应堆 安全运行,技术规范（Technical Specification ）中规定,运行中应使慢化剂 温度系数保持负值，规定了反应堆工作温度 下冷却剂的硼浓度不应大于1400×10-6。
2 容积控制
• 化容系统补偿核电厂从冷态到热态零功率 启动过程或从热态零功率到冷停堆过程中 按允许升温或降温速率运行所引起的一回 路水体积的变化。
• 在正常的变功率运行过程中,该系统维持稳 压器的程序水位。
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第五讲)
• 对于较快的负荷变化,如每分钟±5%额定功 率的线性功率变化,或±10%额定功率的功 率阶跃改变,化容系统与稳压器共同承担容 积补偿。一般说来,化容系统分担上述过程 中容积变化的30%~40%。
核电厂系统与设备(第五 讲)
路漫漫其悠远
2020/11/19
核电厂系统与设备(第五讲)
一回路主要辅助系统
1 化学和容积控制系统 2 反应堆硼和水的补给系统 3 余热排出系统 4 设备冷却水系统 5 重要厂用水系统 6 换料水池和乏燃料池冷却和净化系统 7 废物处理系统
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第五讲)
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第五讲)
(2)混合除离子床
• 由于冷却剂中加硼酸和氢氧化锂，为了使离 子交换树脂在吸附杂质同时不改变硼和pH控 制剂含量，混合除离子床采用硼酸型阴离子 树脂和锂型阳离子树脂，这些树脂对绝大多 数可溶性杂质有很好的吸附作用，但对若干 阳离子，如钼、钇、铯去除效果不佳。