压水堆核电站组成

压水堆核电站组成上一条新闻核安全名词解释下一条新闻核电站的控制调节与安全保护enterlsb转载|栏目：电力规范| 2007-08-06 23:12:09.42 | 阅读433 次压水堆核电站由压水堆、一回路系统和二回路系统三个主要部分组成。

2-1 压水堆主要部件2-1-1 堆芯堆芯结构是反应堆的核心构件，在这里实现核裂变反应，核能转化为热能；同时它又是强放射源。

因此堆芯结构的设计是反应堆本体结构设计的重要环节之一。

压水堆堆芯由若干个正方形燃料组件组成，这些组件按正方形稠密栅格大致排列成一个圆柱体。

用富集度为2%—4.4%的低富集铀为燃料。

所有燃料组件在机械结构和几何形状上完全一致，以简化装卸料操作和降低燃料组件制造成本。

燃料组件采用17×17根棒束，其中除少数插花布置的控制棒导向管外都是燃料棒。

棒束外面无组件盒，以减少中子俘获损失和便于相邻组件水流的横向交混。

图2—1（a）表示压水堆堆芯横剖面图，图2—1(b)表示压水堆燃料组件。

图2-1(a) 压水堆堆芯横剖面图图2-1(b) 压水堆燃料组件燃料棒的芯体由烧结的二氧化铀陶瓷芯块叠置而成。

烧结二氧化铀的耐腐蚀性、热稳定性和辐照稳定性都好，能保证为经济性所要求的>50000MW.d/tu的单棒最大燃耗深度。

燃料棒包壳采用吸收中子少的锆合金以降低燃料富集度。

燃料棒全长2.5—3.8M，用6—11个镍基合金或锆合金制的定位格架固定其位置。

定位格架燃料组件全长按等距离布置以保持燃料棒间距并防止由水力振动引起的横向位移。

堆芯一般分为三区，在初始堆芯中装入三种不同富集度的燃料，将最高富集度的燃料置于最外区，较低富集度的两种燃料按一定布置方式装入中区和内区，以尽量展平中子通量。

第一个运行周期由于全部都是新燃料而比后备反应性在运行周期间将随着可燃物的消耗逐渐释放出来。

第一个运行周期的长度一般为1.3—1.9年。

以后每年换一次料，将1/3或1/4堆芯用新燃料替换，同时将未燃尽的燃料组件作适应的位置倒换以求达到最佳的径向中子通量分布，倒换方案由燃料管理设计程序制定。

通常将新燃料装入最外区，将辐照过的燃料移向中心，称由外向内换料方案。

由于辐照过燃料组件的放射性水平极高，所有装卸料操作均在水屏蔽层以下进行。

为换料一般需要停堆3—4周，可利用这个时间进行汽轮发电机组及其它设备的检修，压力容器和蒸汽发生器在役检查工作。

为了确保燃料元件的安全，在运行中要严格限制核电站的负荷变化速率〈每分钟5%额定功率〉，用化学与容器控制系统和取样系统对冷却剂水质进行净化，PH值、氧、氢、氯、氟、硼、酸、锂-7等含量的控制及监测，并加强对燃料包壳完整性的监督。

2-1-2 控制棒组件控制棒组件是核反应堆控制部件，用它控制反应堆的核裂变反应速率，启动和停堆，调整反应堆的功率，在事故工况下依靠它快速下插使反应堆在极短时间内紧急停堆，以保证反应堆安全。

压水堆除由于反应性负温度系数带来的自身调节性能以外，采用控制棒、溶解的化学毒物（硼酸）和可燃毒物来进行功率调节和控制。

用细直径棒束型控制棒组件代替粗控制棒是一个很大的改进。

它消除了水隙造成的局部中子通量密度峰，省掉了控制棒的跟随挤水棒，使压力容器总高度大为缩短。

控制吸收棒材料是碳化硼或银铟镉合金，包壳材料用不锈钢或因科镍。

控制棒组件的驱动机构都装在压力容器的顶盖上，用电力使控制棒按规定速率在堆芯内提出或插入；如遇事故情况需要紧急停堆时，夹持控制棒组件的电磁离合器的激励电流被切断，所有控制棒便在重力或加上弹簧的作用下快速插入堆芯。

控制棒通常用来提供改变功率，带负荷时温度变化和汽包含量变化以及停堆所需的短期或快速反应性控制。

长期缓慢的反应性变化如由于氙中毒、燃料燃耗、裂变产物积累、从冷态起动等，用化学补偿予以调节。

压水堆的化学补偿控制是用改变水中硼酸浓度的方法来实现的。

这样，在大部分运行时间内，可将控制棒几乎完全提出，减小了局部功率不均匀系数。

压水堆采用的可燃毒物有两类：（1）与燃料分开的离散型可燃毒物，包括装有硼硅酸盐玻璃管的不锈钢包壳棒，装有氧化铝-碳花硼环状芯块的内腔通水的锆合金套管，及装有碳花硼-锆弥散体的锆合金包壳棒等品种；（2）与燃料结合在一起的一体化可燃毒物，包括涂敷于燃料芯块表面的硼花锆涂层。

硼硅酸盐玻璃管的主要缺点是不锈钢包壳和运行周期末残留硼吸收中子较多，影响了中子经济性，以及其结构形式限制了使用的灵活性，不利于最佳换料方案的实施。

2-1-3 控制棒驱动机构控制棒驱动机构是反应堆的重要动作部件，通过它的动作带动控制棒组件在堆芯内上下抽插，以实现反应堆的启动，功率调节，停堆和事故情况下的安全控制。

因此，它是确保反应堆安全可控的重要部件。

压水堆核电站的控制棒驱动机构，通常有长棒控制机构和短棒控制机构两种。

长控制棒驱动机构的动作要求为：在正常运行情况下要求控制棒的移动速度缓慢，，每秒钟的行程约为1 0毫米；在快速停堆或事故情况时要求驱动机构在得到事故停堆讯号后，即能自动脱开，控制棒组件靠自重快速插入堆芯。

从得到讯号到控制棒完全插入堆芯的紧急停堆时间一般不超过2秒钟。

短控制棒驱动机构不参与反应堆的启动，停堆和调节功率，而专用来抑制反应堆在运行过程中由于氙浓度变化引起堆芯轴向功率分布的畸变和抑制氙振荡现象，以保证堆芯运行安全。

由于反应堆在运行过程中各种内外因素均会引起反应堆的反应性变化，故控制棒动作频繁。

要求控制棒驱动机构在反应堆运行过程中进行近百万次的动作而不发生故障，同时，考虑到反应堆装换料时，驱动机构的轴应能使控制棒组件适应远距离装拆，加上压水堆的高压密封要求，这给控制棒驱动机构的设计和制造提出了较高的要求。

目前常见的驱动机构有磁阻马达式、磁力提升式、液压驱动型及齿轮齿条等各种形式。

国外压水堆核电站约有60%以上的长控制棒驱动机构采用销爪式磁力提升机构。

它具有磨损少、寿命长、控制简单、制造方便及使用安全可靠等优点。

短控制棒驱动机构采用磁阻马达驱动机构。

2-1-4 压力容器压水堆压力容器呈圆筒形，尺寸和重量较大，是核电站中的重型设备。

如1000MW核电站所用的压力容器总高度约13m,内径约4m,壁厚约20cm,重量约400～500t。

其结构由筒体和可拆卸的顶盖构成，两者用法兰和密封垫环相连接。

压力容器采用锰-钼-镍系列的低合金钢作为母材，内壁与冷却剂接触处均堆焊了3—8mm厚的奥式体不锈钢衬里以减轻腐蚀和防止冷却剂被放射性腐蚀产物过度污染。

压力容器内装有堆芯、控制棒组件和堆内构件，靠堆内构件保证燃料组件和控制棒组件的精确定位，承受堆芯的全部重量，及把静动载荷传到容器法兰上，最终经由外部承受件传给厂房结构。

压力容器的冷却剂进口接管和出口接管位于法兰下面，堆芯之上。

由进口接管进来的水经过容器壁与堆芯-吊篮之间的环行通道往下流入下腔室，然后转换向上流，通过堆芯和上腔室，经出口接管流出。

压力容器作为保证燃料元件冷却的关键设备和防止放射性外逸的第二道屏障，对核安全至关重要。

它在高温高压和强辐射、强腐蚀的条件下须能可靠的工作40～60年。

由于强放射性，使它成为核电站中不可更换的设备，因此必须限制和监督其受到的快中子辐照损伤。

除了设置辐照监管定期取出母材和焊缝样品作实验，及定期为压力容器的重要部位进行在役检查外，近年来为减少压力容器接受的快中子注量以延长它的寿命，趋向于采用由内向外的低中子泄漏换料方案。

2-1-5 安全壳包容整个一回路的安全壳是防止放射性物质逸入环境的最后一道屏障，它必须经受住失水事故时一回路水全部喷放汽化所产生的最高压力和温度，以及地震、旋风、飞机坠落撞击、来自内部和外部的飞射物撞击等各种静态和动态载荷而不丧失其保护功能。

图2-2表示一座压水堆的安全壳。

图2-2 压水堆的安全壳剖面图因为需要靠容积来缓和压力的升高，压水堆安全壳通常做得容积较大，对于1000MW的压水堆，安全壳直径约为40m，高度约为60m,用厚约1m的钢筋混凝土或预应力钢筋混凝土制成，内表面覆盖了厚6mm的钢衬里以保证密封性，设计压力约为0.4—0.5MP。

运行过程中要定期进行泄漏率试验，在设计压力下每24小时的泄漏量不得超过壳内自由容积的0.1%—0.5%。

2-2 一回路系统及主要设备压水堆核电站的一回路系统的主要设备有：蒸汽发生器、冷却剂主循环泵、稳压器及主管道等。

由于一回路系统是在高温高压和带放射性条件下工作，因此对这些设备的设计、制造和维修有较高的要求，这些设备也是核电站的关键设备。

2-2-1 蒸汽发生器蒸汽发生器是一回路冷却剂把从反应堆获得的热量传给二回路工质使其变为蒸汽的热交换的设备。

压水堆核电站所用的蒸汽发生器有三种主要类型：（1）产生饱和蒸汽的立式倒置U形管束（自然循环）蒸汽发生器，在其管束上面的汽泡内装有汽水分离器和蒸汽干燥器，可把出口蒸汽的湿度减小到0.25%以下。

传热管材料早先采用奥式体不锈钢，因应力腐蚀严重，现均改用因科镍-600，因科镍-690或因科洛-800；（2）产生微过热蒸汽的立式直管束直流型（强迫循环）蒸汽发生器，它不需要装汽水分离器，可实现最大约28℃的蒸汽过热度，比自然循环蒸汽发生器提高热效率约3%。

但对二回路水质和传热管材的抗腐蚀性能要求较苛刻，有因为热容量小，对热流自动控制的要求很高。

这种蒸汽发生器现在很少采用；（3）产生饱和蒸汽的卧式U形管束（自然循环）蒸汽发生器，是由前苏联单独开发成功的，现用于俄罗斯和东欧各国的VVER压水堆，其出口蒸汽的湿度小于0.2%。

主要优点是以立式圆筒形厚壁集流管代替水平管板，使传热管束根部汽水流动通畅，避免了由于淤渣沉积和腐蚀介质浓缩引起的传热管应力腐蚀破裂现象，因此，传热管材料虽一直使用奥式体不锈钢，仍保持良好的运行记录；主要缺点是体积庞大，重量大，由于铁路运输的限制，单台蒸汽发生器对应的电功率不能超过约250MW。

蒸汽发生器是压水堆核电站中仅次于压力容器的重型设备，其内部几千根薄壁传热管是一回路与二回路的传热界面，也是主系统压力边界的一部分，一有泄漏便影响安全，而工作条件苛刻。

运行中须严格控制二回路水质，进行在线监测和定期取样分析。

二回路水中的杂质会产生游离氢氧根，其过程浓集将导致传热管晶间应力腐蚀。

对不同的管材要采用不同的二回路化学水处理方法以保证相应的水质。

对用海水冷却的核电站须防止海水漏入二回路,要对凝结水进行全流量或部分流量的净化,连续添加化学药剂并连续排污。

2-2-2 反应堆冷却剂泵反应堆冷却剂泵用于唧送高温高压的反应堆冷却剂，使其强迫循环流动，连续不断地把反应堆中产生的热能传送到蒸汽发生器，以保证一回路系统的正常工作。

反应堆冷却剂泵是核动力装置的重要设备之一，也是一回路主系统中唯一高速旋转的设备。

反应堆冷却剂泵有两种类型：一种是屏蔽泵；一种是轴封泵。