压水堆核电站的组成及总布置

压水堆核电站的组成及总布置（1）反应堆厂房–该厂房主要布置核反应堆和反应堆冷却剂系统及部分核岛辅助系统、专设安全设施系统。

从结构上来讲，反应堆厂房由筏板基础，带钢衬里的圆筒形预应力钢筋混凝土安全壳及其内部结构组成。

安全壳内径37m，屏蔽墙厚0.9m，总高59.4ｍ，设计压力0.52Mpa （绝对压力）。

反应堆厂房内部结构布置如下：–·-3.5m放置堆芯仪表系统、安注系统、余热排出系统热交换器、化容控制系统的再生热交换器、安全壳连续通风系统及反应堆坑通风系统的风机。

–·±0.00m放置余热排出系统泵、稳压器卸压箱、安全壳的过滤净化系统过滤器、各系统管道、应急人员气闸门。

–·4.65m主要为三套蒸汽发生器、主泵和稳压器的支承楼板的隔间，放置在本层的还有安全壳过滤净化系统的风机和反应堆压力容器顶盖存放地，压力容器也通过该层。

–·8.00m层为反应堆换料水池楼板层，堆内构件存放及燃料组件倒换装置也放置在该层，进入安全壳的人员闸门也在此标高。

–·20.00m层为反应堆操作大厅，有设备闸门通入。

–·反应堆压力容器占有从-3.50至8.20m的堆本体中心净空间。

M310加改进型反应堆本体由压力容器、堆芯、堆内构件、堆内测量仪表和控制棒驱动机构等设备组成。

–·各层之间的交通由楼梯与电梯联系。

反应堆在运行期间，一般人员不得进入；事故检修和停堆检修时，人员可经由空气闸门进入；设备闸门为安装大件设备时的进入通道，运行时封闭。

–以下简要对堆内构件进行补充说明。

（2）核辅助厂房–由1、2号机组共用，主要布置核辅助系统及设备，厂房面积74×46m，高22m。

布置（层高变化较大，仅介绍几个重要的层间）有如下系统和设备：–·±0.00m主要有上充泵、硼回收系统、废物处理系统、设备冷却水系统、电气用房。

–·5.00～8.00m主要为硼回收系统的气体分离器和蒸发器间，过滤器及除盐装置间，废气处理系统的气体衰变箱隔间、化容控制系统设备间、阀门操作间等。

–·11.50m主要为过滤器及除盐装置上部操作间，硼水制备、硼回收系统贮槽及核辅助厂房通风系统。

–·本厂房的对外出入卫生闸门设在电气厂房±0.00m层，整个厂房内各层垂直联系是通过楼梯和电梯完成。

厂房为现浇钢筋混凝土结构，有放射性防护要求的房间按屏蔽要求确定墙和楼板厚度。

（3）燃料厂房–位于反应堆厂房南侧，外轮廓尺寸46×24m，51×24m。

–·-6.70m处为安全喷淋系统的泵间及低压安注系统的泵间。

–·±0.00m是设备和燃料的主要运输通道，包括燃料运输容器放倒时的操作场地。

–·20.0m为燃料厂房的操作运行大厅。

乏燃料水池的热交换器和燃料厂房通风系统设备布置在6.30及10.00m。

–·整个厂房为钢筋混凝土结构。

乏燃料存放水池及接收水池用不锈钢覆面。

（4）电气厂房–电气厂房外轮廓尺寸：长118.40m，宽15m。

位于反应堆厂房和汽轮机厂房之间。

厂房地上高42.10m，地下-7.00m。

–·-3.40m为电缆及管道层。

–·±0.00m为卫生闸门、空气压缩机间、放射性实验室、仪表间、工具间等。

–·7.00m为中、低压配电盘和所有的控制配电盘。

–·11.50、15.50m两端为反应堆厂房与汽轮机相通的主给水管道、主蒸汽管道的管廊。

–·19.40m为主控室、计算机房，余下面积为运行人员更衣、卫生间等。

–·各层之间交通由二端及中部的楼梯及电梯联系，厂房为钢筋混凝土结构。

（5）连接厂房–连接厂房位于反应堆厂房与电气厂房、核辅助厂房、燃料厂房之间，主要为各种管道、电缆的贯穿件的连接用房，蒸汽发生器辅助给水系统的泵房及电气、风机等用房。

厂房全部为钢筋混凝土结构。

（6）辅助给水箱厂房–辅助给水箱厂房位于两座反应堆厂房的一侧，其外轮廓尺寸分别为：13.6×13.6m、13.6×14.5m。

（7）柴油发电机厂房–柴油发电机厂房位置：有两个在电气厂房的两侧，另外两个位于燃料厂房的外侧，共4个，保证供电的安全性和独立性，外轮廓尺寸约为12.0×18.0m。

厂房由柴油发电机房、电气间、空气冷却器间、风机房组成。

3.4 压水堆的主要特点•压水堆（PWR）目前成为技术上最成熟的一种堆型，采用稍加浓铀作为燃料，燃料芯块中铀-235的富集度约为3﹪，核燃料是高温浇结的圆柱形二氧化铀陶瓷燃料芯块，被封装在细长的锆合金包壳管中（作为第一道安全屏障），其冷却剂和慢化剂均为轻水。

轻水明显的缺点是沸点低，为起到较高的热能量传递，根据热力学原理，必须增加其冷却剂系统压力，堆内压力一般为15.5Mpa。

压水堆核电站的特点：•·结构紧凑，堆芯功率密度大。

•·经济上基建费用低，建设周期短（占在建和已建核电站总数的64﹪。

一般建设周期为60个月，福清核电为58个月）。

•·必须采用高压压力容器。

•·必须采用一定富集度的核燃料（由于轻水吸收热中子几率很大，所以轻水慢化的核反应堆无法以天然铀作为燃料来维持链式反应，故应将天然铀浓缩至18亿年前的水平，达到富集度3﹪。

天然铀中U-235仅占0.724%，而U-238却占99.276%）。

•3.5 压水堆与其它反应堆型的性能对比•为更好地将压水堆与其它堆型进行对比，以表2进行对比说明：•4.1 一回路系统及主要设备•一座60～130万千瓦的压水堆核电站，一回路有2～4条并列的环路。

在蒸汽发生器内，一回路的冷却剂与二回路的水在互不接触的情况下，通过蒸汽发生器中的U型管壁发生了热交换。

主循环泵是一回路系统的重要设备，每台主循环泵的冷却水流量为20000t/h。

泵的关键是保持轴密封性，同时泵处于安全壳内高温、高压状态和γ射线辐照下，要求电机的绝缘性好。

水从室温升至300℃时，密闭回路内冷却剂的压力会波动，使反应堆产生不稳定的运行工况，因而在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。

若一回路有一条以上并列环路时，只要在其中一条热管段安装一台稳压器就可以满足稳定堆内压力的作用。

压水堆冷却剂入口温度在290℃，出口温度330℃。

•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安全壳内。

安全壳是一个既承受内压又承受外压的坚固建筑物。

承受内压以防止事故情况下安全壳内超压造成破坏，承受外压，以防安全壳外各种冲击。

除此之外，安全壳还可以有相当的密封性，以防止安全壳内放射性物质向周围环境泄露，所以安全壳构成了包容放射性物质的第三道安全屏障。

4.2 二回路系统及设备•压水堆核电站二回路系统的主要功能是将蒸汽发生器产生的饱和蒸汽供汽轮发电机组做功发电和供电站其他辅助设备使用。

•二回路主要由饱和蒸汽汽轮机、发电机、冷凝器、冷凝水泵、低压加热器、除氧器、给水泵、高压加热器、循环水泵、中间汽水分离再热和相应的阀门、管道等组成。

•在蒸汽发生器内，二回路工质水吸收一次侧传导的热量后，变成280℃、6-7Mpa的高温蒸汽。

高温蒸汽依次通过高压汽轮机和低压汽轮机（中间有汽水分离器将水滴分离）。

无法再利用的有蒸汽在冷凝器中变成水。

冷凝水经过预热后又回到蒸汽发生器吸收一回路冷却剂热量。

•4.3 三回路系统及设备•冷凝器实质是二回路与三回路之间的热交换器。

三回路实质上是一个开式回路，利用它将汽轮机排出的低品质乏汽和难以利用的余热带入江河湖海。

三回路的水在排放前应进行净化，三回路一般水量为400000t/h(100万千瓦堆)。

当然，在不具备采用水冷却的地方，可采用双曲冷却塔进行大气冷却。

•·饱和蒸汽汽轮机组。

由于蒸汽可用焓降仅为火电的65﹪，汽耗约大一倍。

核电汽轮机组的转速一般取1500转/min，是火电机组的一半；采用快速关闭截止阀防止超速；在高压与低压缸之间装有汽水分离器。

•·主发电机组。

采用半速四级机组。

4.4 回路辅助系统及其功能•·保证反应堆和一回路系统正常运行的系统有：化学和容积控制系统；主循环泵轴密封系统。

•·为核电站一回路系统在运行和停堆时提供必要冷却的系统：设备冷却水系统；停堆冷却系统。

•·在发生重大失水事故时保证核电站反应堆及主厂房安全的系统有：安全注射系统；安全壳喷淋系统。

•·控制和处理放射物质，减少对自然环境放射性排放的系统：蔬排水系统，放射性废液处理系统，废气处理系统，硼回收系统，取样分析系统。

•·一回路其他辅助系统：补给水系统，乏燃料池冷却及净化去污清洗系统。

•·二回路辅助系统：主蒸汽排放系统，蒸汽再热及抽汽系统，凝结水给水系统，事故给水系统，蒸汽发生器排污系统，润滑油系统及循环冷却水系统。

•事实上回路辅助系统相当于主回路的支流，在核电站运行过程中起着主关重要的作用，可以说，没有辅助系统的正常运行，核电站是没法持续运行的。

快堆增殖堆是目前世界上最先进的核反应堆。

又称为快堆运行原理铀235是实用的核燃料。

这就是说，慢中子会使铀235原子发生裂变（一分为二），并且产生更多的慢中子，而这些慢中子又会进一步引起其他铀原子裂变，使裂变过程持续下去。

由于同样的原因，铀233和钚239也是实用的核燃料。

遗憾的是，天然存在的铀233和钚239的数量真是微乎其微，而铀235的数量虽然比较可观，但也相当稀少。

在任何一块天然铀的标本中，每一千个铀原子当中只有七个是铀235，其余的都是铀238。

铀238是最常见的一种铀，但它却不是实用的核燃料。

铀238也能在中子作用下发生裂变，但只有快中子才能做到这一点。

那些分裂成两半的铀238会产生一些慢中子，而慢中子不足以引起进一步的裂变。

铀238可以比作潮湿的木头：你可以把它烧着，但它最后还是要熄灭的。

但是，假定把铀235同铀238分离开来（这是一个相当艰巨的任务），并且用铀235来建造一个原子核反应堆，这时，构成反应堆燃料的那些铀235原子就会发生裂变，并向四面八方发射出无数慢中子。

如果这个反应堆包着一个用普通铀（其中绝大部分是铀238）制成的外壳，那么，射入这个外壳的中子就会被铀238所吸收。

这些中子不可能迫使铀238发生裂变，但却会使铀238发生另外的变化，最后就会产生钚239。

如果把这能够用这种方式产生新燃料去代替用掉的燃料的反应堆就是增殖反应堆。

一座设计得当的增殖反应堆所生产的钚 239，在数量上要多于消耗掉的铀235。