02章 压水堆核电厂.ppt

2020/6/18
10
反应堆
▪ 重水堆（Heavy Water Reactor，缩写为HWR ）
以重水作慢化剂的反应堆。重水的中子吸收截面 小，慢化性能好，中子利用率高，故可以直接利用天 然铀作为核燃料。
▪ 快堆（Fast Reactor，缩写为FR）
由快中子引起裂变的反应堆。即引起裂变的初级 中子的平均能量>100Kev。就用途而言，一般情况下 快堆不仅用于动力发电，也用于增殖，将可裂变核素 转化成易裂变核素，如铀-238转化为钚-239，故又称 快增殖堆（fast breeder reactor)。快堆一般采用液态 金属钠作载热剂，故又称钠冷快堆（sodium-cooled fast reactor）。
2020/6/18
8
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）
➢ 重水的吸收截面小，并可发生（ γ，n ）反应而为链式 反应提供中子；缺点是价格昂贵，还要细心防止泄漏 损失、污染和与氢化物发生同位素交换。
2020/6/18
7
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。
▪ 常规岛 ➢ 主要包括汽轮机组、二回路系统及发电机等，其形式 与常规火电厂类似。
▪ 配套系统
2020/6/18
17
核岛系统
▪ 一回路主系统 由反应堆、主泵、稳压器、 蒸汽发生器和相应管道组成。
➢ 反应堆外壳是一个耐高压容器，通常称为压力 容器或压力壳，其内安装着由许多核燃料组件 构成的堆芯。
➢ 一回路主系统由2~3个环路对称地并联在压力 容器接管上构成，每个环路有一台主泵和一台 蒸汽发生器。在其中一个环路上装有一台稳压 器，以维持一回路运行压力。
2020/6/18
6
▪ 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。
2020/6/18
31
总的方面有三个：
▪ 核电厂放射特性
核电厂热功率、核燃料棒破损率、冷却剂系 统泄漏率、放射性废物处理系统净化能力等决 定了正常运行时放射性排放量。设计上要求在 极限事故工况下放射性物质释放量低于国家核 安全局有关规定。
▪ 厂址自然条件和技术要求
要考虑地质灾害（地震、洪水等）、气象 条件（大气扩散能力）、水源和水文条件（靠 近大的水源）、交通运输方便、靠近负荷中心、 远离机场和可发生爆炸及有毒物的工厂等。
2020/6/18
35
核电厂厂房分区
4. 动力供应区：
包括：冷冻机站、压缩空气及液氮储存气化站、 辅助锅炉房等
5. 检修及仓库区：
包括：检修车间、材料仓库、设备综合仓库及危 险品仓库等
6. 厂前区：
包括：电厂行政办公大楼及汽车、消防、保安及 生活服务设施等。
2020/6/18
36
2.3 核电厂主要厂房设施
第2章 压水堆核电厂
2020/6/18
1
基本知识
2020/6/18
2
核电站
▪ 核电站是利用核分裂(Nuclear Fission)或核融合 (Nuclear Fusion)反应所释放的的能量产生电能 的发电厂。
➢ 目前商业运转中的核能发电厂都是利用核分裂反应而 发电。
▪ 核电站主要分为两部分：
➢ 核岛：利用原子核裂变生产蒸汽的部分（包括反应堆 装置和一回路系统）
2020/6/18
18
▪ 安全和辅助系统（按功能分3类）
(1)专设安全系统:在反应堆发生大量失水事故时 可以自动投入，阻止事故的进一步扩大，保护 反应堆的安全，同时防止放射性物质向大气环 境扩散。包括安全注入系统、安全壳喷淋系统、辅 助给水系统和安全壳隔离系统。
(2)核辅助系统:保证反应堆和一回路正常启动、 运行和停堆。包括化学和容积控制系统、硼和水补
2020/6/18
12
▪ 反应堆的分类
2020/6/18
13
2.1 概述
2020/6/18
14
核电站工作原理
2020/6/18
15
2020/6/18
16
压水堆核电站构成
▪ 核岛：在核岛中的系统设备主要有压水堆本体，一回路系 统，以及为支持一回路系统正常运行和保证反应堆安全而 设置的辅助系统 ➢ 反应堆 ➢ 蒸汽发生器 ➢ 主蒸汽管 ➢ 燃料厂房 ➢ 废燃料池 ➢ 相应系统与设备
给系统、余热排出系统、反应堆和乏燃料水池冷却和
处理系统、设备冷却水系统等。
(3)三废处理系统:回收和处理放射性废物以保护 和监视环境。包括废液处理系统、废气处理系统和 固体废物处理系统。
2020/6/18
19
常规岛系统
2020/6/18
20
2020/6/18
21
核供汽系统：反应堆+反应堆冷却剂系统+辅助系统
▪ 合理区分放射性与非放射性的建筑物，严格分开净区和脏 区。脏区尽可能置于主导风向下风侧。
▪ 满足核电厂生产工艺流程要求，便于设备运输，减少厂区 管线的迂回和纵横交叉。
▪ 反应堆厂房、核辅助厂房和燃料厂房，都应设在同一基岩 的基垫层上，防止因沉降差异造成管线断裂。
▪ 布置时以反应堆厂房为中心，核辅助厂房、燃料厂房、主 控楼和应急柴油发电机厂房围绕在反应堆厂房周围。对双 单元核电厂也可采用对称布置，并共用部分核辅助厂房。
2020/6/18
4
一些核燃料的基本定义
1、核燃料：在反应堆中使用的裂变物质及可转 换物质称为核燃料。
➢ 核燃料中必须是：
①含有铀-235、铀-233、钚-239三种易裂变核素中的 一种或二种；
②能够产生裂变并释放裂变能。
2、易裂变核素：任何能量的中子都能引起核裂 变的核素称为易裂变核素，如铀-235、铀233，钚-239三种核素。
▪ 石墨
➢ 石墨吸收截面稍大于重水， 但价格便宜，又是耐高温 材料，可用于非氧化气氛的高温堆中。
▪ 铍、碳氢化合物等。
➢ 铍的慢化能力比石墨好，用它作慢化剂可缩小堆芯尺 寸，但铍有剧毒 、价格昂贵、易产生辐照肿胀，故使 用受到限制。
2020/6/18
9
反应堆
▪ 沸水堆（Boiling Water Reactor，缩写为 BWR ）
2020/6/18
22
反应堆冷却剂系统(Reactor Coolant System,RCP)（一回路Primary system）
➢反应堆冷却剂系统(RCP)一般有2~4并联在反应堆 压力容器上的封闭环路。
➢每条环路组成：1台蒸汽发生器、1~2台反应堆冷 却剂泵、以及管道。
➢其中一个环路热管段与稳压器相连,用于RCP系统 的压力调节和压力保护。
•每个环路中，位于反应堆压力容器出口和蒸汽发生器入口之
间的管道称为热段，
•主泵和压力容器入口间的管道称为冷段，
•蒸汽发生器与主泵间的管道称为过渡段。
2020/6/18
23
2020/6/18
RCP 系统组成
24
1.主要功能
反应堆冷却剂系统(RCP)即核电站一回路 的主回路，其主要功能是使冷却剂循环流 动，将堆芯中核裂变产生的热量通过蒸汽 发生器传输给二回路，同时冷却堆芯，防 止燃料元件烧毁或毁坏。
2020/6/18
26
(3)压力控制:RCP系统中的稳压器用于控 制冷却剂压力，以防止堆芯中发生不利于 燃料元件传热的偏离泡核沸腾现象。
(4)放射性屏障:RCP系统压力边界作为裂 变产物放射性的第二道屏障，在燃料元件 包壳破损泄漏时，可防止放射性物质外逸。
2020/6/18
27
2.2 核电厂总体及厂房布置
2020/6/18
34
核电厂厂房分区
1. 核心区：（核岛+常规岛）
包括：反应堆厂房、核辅助厂房、燃料厂房、主控制室、 应急柴油发电机厂房、汽轮发电机厂房等
2. 三废区：
包括：废液储存处理厂房、固化厂房、弱放废物库、固 体废物库、特种洗衣房和特种汽车库等
3. 供排水区：
包括：循环水泵房、疏水隧洞、排水渠道、淡水净化处 理车间、消防站、高压消防泵房、排水泵房等。
2020/6/18
29
核电厂选址应考虑的因素
从核安全的观点考虑,核电站的厂址选择必须 是保护公众和环境免受放射性事故所引起的过量 辐射影响。要重点考虑：
➢ 可能发生的外部自然事件和人为事件对核电站的影响 ➢ 实施应急措施及有关外围地带的人口密度、分布及其
他特征 ➢ 核电站正常的放射性物质释放等。
2020/6/18
➢ 常规岛：利用蒸汽发电的部分（包括汽轮发电机系 统）。
▪ 燃料
➢ 核电站使用的燃料一般是放射性重金属：铀、钚。
ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ
2020/6/18
3
▪ 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。
30
我国现行法规标准是采用国际原子能机构 制订的通用标准,比较严格,考虑因素包括： ▪ 社会、经济等 ▪ 外部自然事件：如地震、工程地质、水文地质、 洪水和极端气象条件、水体交换、大气扩散等); ▪ 外部人为事件、人口分布以及应急计划等 ▪ 降低工程造价,提高工程的经济性也是选址时重点 要考虑的原则.
2020/6/18
32
▪ 辐射安全要求
出现事故时不对居民造成超过规定的危害。
➢ 辐射安全应符合国家环境保护、辐射防护等法 规和标准要求。
➢ 核电厂应设在非居住区
可防止厂外人为事故干扰 出现事故可保障居民的安全隔离
➢ 考虑厂址周围人口密度和分布
2020/6/18
33
核电厂总平面布置
总平面布置设计时应考虑的原则：
2020/6/18
5
3、可转换核素：由于能量大于1MeV以上的中子能 够引起铀-238，钍-232转化，所以称这两种核素为 可裂变核素。铀-238，钍-232可分别转化为钚-239 及铀-233所以又将它们称为可转化核素。
4、一次核燃料和二次再生核燃料：在三种易裂变核 素中，由于铀-235是存在于天然矿物中的，所以叫 一次核燃料。而铀-233和钚-239是用人工方法制造 得到的，所以又称为二次再生核燃料。
以沸腾轻水为慢化剂和冷却剂并在反应堆压力 容器内直接产生饱和蒸汽的动力堆。
▪ 压水堆（Pressurized Water Reactor，缩 写为PWR ）
压水反应堆利用轻水（普通水H2O）作为冷却 剂和中子慢化剂。
沸水堆与压水堆同属轻水堆，都具有结构 紧凑、安全可靠、建造费用低和负荷跟随能力 强等优点。它们都需使用低富集铀作燃料。
2020/6/18
11
▪ 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％。
2020/6/18
28
关于核电站选址有关规定文件
▪ 《核电厂安全许可证件的申请和颁发》； ▪ 《核电厂厂址选择安全规定》； ▪ 《核电厂厂址选择中的地震问题》； ▪ 《核电厂厂址选择的大气弥散问题》； ▪ 《核电厂厂址选择及评价的人口分布问题》； ▪ 《核电厂厂址选择的外部人为事件》； ▪ 《核电厂厂址选择的放射性物资水力弥散问题》； ▪ 《核电厂厂址选择与水文地质的关系》； ▪ 《核电厂厂址查勘》； ▪ 《滨河核电厂厂址设计基准洪水的确定》； ▪ 《核电厂厂址选择的极端气象条件》； ▪ 《核电厂设计基准热带气旋》； ▪ 《核电厂的地基安全问题》。
2020/6/18
25
2.辅助功能
(1)中子慢化剂:压水堆的冷却剂为轻水，它 具有比较好的中子慢化能力，起到慢化剂 的作用，使裂变产生的快中子减速成为热 中子，以维持链式裂变反应。另外，它也 起到反射层的作用，使泄漏出堆芯的部分 中子反射回来。
(2)反应性控制:反应堆冷却剂中溶有的硼酸 可吸收中子，因此通过调整硼溶度可控制 反应性。