第四章 核电站系统

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核工程导论
第四章 核电站系统
Systems of Nuclear Power Plant (NPP)
上海交通大学 2010年
第四章 核电站系统
Systems of Nuclear Power Plant (NNP) • • • • 4.1 核电厂工作原理 4.2 核电厂的组成与主系统 4.3 核电厂的主要设备 4.4 核电厂的控制
CANDU堆的优缺点 堆的优缺点
• 用天然铀作燃料,燃料循环简单
– 由于重水吸收中子的能力比轻水弱200多倍, 所以重水反应堆可以采用天然铀作燃料 – 建造重水堆不需要建浓缩铀厂,只要具备天 然铀燃料生产能力就可以
• 天然铀需要量少,产钚量高
– 若压水堆的卸料不进行后处理的话,重水堆 的天然铀需要量要比压水堆的少些 – 在相同发电量的情况下,重水堆产钚量要比 压水堆多,这可为快中子堆积累更多的燃料 – 而且在特殊情况下,还可以用于军用
RBMK石墨慢化轻水冷却核电厂 石墨慢化轻水冷却核电厂
Graphite Moderator Water Cooling Reactor
蒸汽 石墨块 堆芯 燃料棒 压力管 液体分配箱 • 世界上第一个核电站的堆型 • 切尔诺贝利核电站的堆型 汽水分离器
石墨水冷堆核电站的主要特性 的主要特性
Characteristics of Graphite Moderator Water Cooling Reactor
• • • • • •
核燃料:低浓缩铀,~2%富集度 慢化剂:轻水 冷却剂:轻水 回 路:一个回路 堆 芯:直流蒸发器 压 力:一回路:5~7Mpa
– 一回路冷却水在堆芯内发生沸腾,并将产生的 蒸汽直接送给汽轮发电
重水堆核电站工作原理 重水堆核电站
Heavy Water Reactor
重水作慢化剂和冷却 剂,天然铀核燃料, 不停堆换料 蒸汽发生器
• • • • • • • •
核燃料:天然铀,0.71%富集度 慢化剂:石墨 冷却剂:轻水 回 路:一个回路, 堆 芯:压力管,沸水型 换 料:不停堆 优 点:功率可以设计非常大 缺 点:
– 堆芯太大、不易控制 – 有些条件下可能会有正空泡份额
高温气冷堆工作原理
HighHigh-temperature Gas Cooling Reactor (HTGR)
– 主给水系统 Feedwater System – 主蒸汽系统 Main Steam System
高温气冷堆的核燃料
蒸汽发生器
直径60mm
反应堆容器
高温气冷堆的主要特性 的主要特性
Characteristics of HTGR
• 核燃料:低浓铀或高浓铀加钍的氧化物(或碳化物),高 温陶瓷型颗粒燃料 • 慢化剂:石墨 • 冷却剂:氦气 • 回 路:
– 二个回路:蒸汽轮机 – 一个回路:氦气轮机
• 堆 芯:由球形燃料和石墨反射层组成
• 压 力:4Mpa
• 堆芯出口温度:大于750℃。 • 换 料:堆顶部连续装入堆芯,同时从堆芯底部卸料管连 续卸出乏燃料球
快中子增殖堆工作原理
Fast Breeder Reactor (FBR)
蒸汽发生器
中间热交换器
钠泵 堆芯
钠池容器
快中子增殖堆的主要特性 的主要特性
Characteristics of FBR • • • • • 核燃料:浓缩铀、钚-239( 铀-238) 中 子:快中子 慢化剂:无 冷却剂:液态金属钠,铅铋和氦气 回 路:三个回路 一回路钠、中间回路钠、二回路蒸汽 • 堆 芯:池式, • 钠的出口温度: 约为550℃, • 增殖原理:铀-238吸收中子生成钚-239
反应堆堆芯
汽轮机厂房
• 名称
– 气轮机厂房 Turbine Building – 常规岛 Conventional Island – 二号厂房 No.2 Building
秦山核电二期汽轮机厂房
秦山核电三期汽轮机厂房 Conventional Island
BOP系统(Balance Of Plant)
• 电厂辅助与公用设施
– – – – – – 海水循环 输变电 取排水 应急柴油发电机组 电厂辅助 服务设施
核电厂的主系统(压水堆)
• 一回路系统 Primary Loop System 核蒸汽供应系统 Nuclear Steam Supply System, NSSS
– 主系统 – 辅助系统
• 二回路系统 Second Loop System
安全壳 汽轮机 蒸汽发生器 反应堆
核电站厂房
安全壳厂房 汽轮发电机厂房
一回路辅助厂房
CANDU厂房布置
百万级核电厂厂房布置
安全壳 Containment
• 名称
– – – – 安全壳 Containment 反应堆厂房 Reactor Building 核岛 Nuclear Island 一号厂房 No.1 Building
• 高通量堆
– 大于 5X1014中子/(厘米2·秒)
• 据不完全统计,最高中子通量为5×1014中子/(厘米 2·秒)以上的研究堆,全世界只有15座 • 最高中子通量为10×1014中子/(厘米2·秒)以上的研 究堆,全世界只有10座
脉冲反应堆(TRIGA堆)
• 脉冲反应堆是美国通用动力公司通用原子部 (GA)在50年代末发展起来的一种小型均匀 研究堆 • 也叫作 TRIGA堆(Training Research and Isotope Production Reactor of General Atomic, 即美国海湾通用动力公司通用原子部的培训、 研究和制备同位素反应堆) • 采用氢化锆和铀均匀弥散混合作为固体燃料一 慢化剂元件,构成一种池式反应堆
• 作用
–将一回路系统中带放射性物质的主要设备包容在一 起,以防止放射性物质向外扩散 –即使在核电站发生最严重事故时,放射性物质仍能 全部被封闭在安全壳内不致影响到周围环境
安全壳结构
• 结构
– 内径约40米,壁厚约1米,高约65-70米的圆柱状或球形预应力混凝土大型 建筑物 – 内设置有直径为10米的设备闸门和一个联接辅助厂房的人员闸门 – 顶部设置有起吊能力为250-300t的环形吊车
生产反应堆
• 用途
– 生产军用钚
• 主要类型
–石墨气冷反应堆
• 天然铀石墨气冷堆又称镁格诺克斯堆(Magnox),因为采 用镁作燃料元件包壳而得名 • 堆体结构是由大量石墨块砌成的,每块石墨上刻有20厘米 宽的槽,用以安装燃料元件 • 反应堆采用二氧化碳作冷却剂。二氧化碳从燃料元件与石 墨孔道的间隙中流过,流出堆芯后进入蒸汽发生器,经过 热交换后将热量传递给二次回路的水,使其变成蒸汽推动 汽轮机发电 • 被冷却的二氧化碳被风机重新打回反应堆堆芯中 • 天然铀石墨气冷堆是英、法两国早期生产堆的主体,对两 国早期生产军用钚做出过很大的贡献
目前,全球共有441台在运行的核电机组,其中209台是压水堆 压水堆是上国际上使用最广泛的堆型 法国在运行的核电站都是压水堆
沸水堆核电站工作原理
Boiling Water Reactor (BWR)
蒸汽
单回路 水 反应堆容器
沸水堆的主要特性 水堆的主要特性
Characteristics of Boiling Water Reactor (BWR)
研究堆
Research Reactor
• 用途
– 医学和核方面的研究,包括同位素的生产 – 物理、化学和生物领域内的教学研究和实验 – 材料检验 – 人员培训 – 原型反应堆设计研究
• 类型
– 工具堆 它主要用来考验新堆的燃料、材料和部件,同时也用来进行 新堆的物理特性实验研究 – 中子源堆 它主要用来提供中子束进行研究工作,为物理、化学、生物 和医学研究提供服务,同时也生产放射性同位素
重水 轻水
蒸汽
压力管 排管容器 一回路
汽轮机
二回路
Candu重水堆的主要特性 Candu重水堆的主要特性
Characteristics of Candu Heavy Water Reactor (BWR)
• • • • • • •
核燃料:天然铀 natural uranium,0.71%富集度 慢化剂:重水 heavy water 冷却剂:重水、轻水 water 回 路:二个回路 two loops 堆 芯:压力管 pressure tube 压 力:一回路 60 bar 换 料:不停堆
环形吊 车 蒸发器
压力容器
秦山核电三期 秦山核电二期
安 全 壳 内
反 应 堆 厂 房
环形吊车
核 岛
蒸发器
Steam Generator
压力容器
Pressure Vessel
压 水 堆 安 全 壳
CANDU安全壳示意图 CANDU安全壳示意图
蒸气发生器 冷却水循环泵 核蒸汽供应系统
通向电网
汽轮发电机
电是如何产生的?
ຫໍສະໝຸດ Baidu
核电厂 火电厂
蒸汽推动汽轮 机发电
发电效率要求: 汽轮机入口工质温度高
压水堆核电站工作原理
Pressurized Water Reactor (PWR)
蒸汽
稳压器
汽轮机 发电机
压力容器
蒸发器
输配电 冷凝器
主泵

水 主管道 二回路
一回路
基本参数: 一回路:压力154 bar, 高压水 二回路:压力~55bar, 出口饱和蒸汽
脉冲反应堆
• 特点
– 采用铀氢锆合金作为燃料一慢化元件 ,具有良好的负反馈性能 – 固有安全性和较硬的中子能谱
• 主要用途有
– 用它来生产中短寿命放射性同位素,如用于疾病治疗的氮-13、氟18、镁-28、铬-5l、氙-131、锝-99、碘-125、碘-131、金-198等, 就近供应用户 – 用于中子活化分析 – 中子照相,脉冲堆的峰值中子通量比稳态堆高3个量级,脉冲中子 照相速度快、质量好、成本低,它能测出的最小裂纹达0.025毫 米,位错0.125毫米,检查锻钢件厚度达500毫米,尤其可对特殊 材料进行无损探伤 – 利用脉冲堆可开展多种基础学科的研究,如核物理、中子物理、 凝聚态物理、放射化学、分子生物学、材料科学等的实验研究; – 脉冲堆装备辐照孔道,可对各种材料、构件或样品进行辐照实验 – 用于教学和人员的培训,这是由于脉冲堆安全性很高,可以建在 大学校园内作为教学堆,不会因误操作而导致严重事故,可以进 行事故分析
高通量研究堆
High-flux Research Reactor
• 研究堆的主要用途是利用堆内的中子进行各种辐照和 科学研究工作,所以,研究堆的首要要求就是较高的 中子通量 • 低通量堆
– 中于通量小于 1× 1012中子/(厘米2·秒)的反应堆;
• 中等通量堆
– 在1×1012~1×1014中子/(厘米2·秒)之间
压水堆的主要特性
Characteristics of Pressurized Water Reactor (PWR)
• • • • • • • • • • 核燃料 fuel
– 低浓缩铀 low-enriched uranium,~2%富集度enrichment 慢化剂 moderator – 轻水 light water 冷却剂 coolant – 轻水 light water 回 路 loop:二个回路 压 力 pressure:一回路:15.4Mpa,二回路:~5.5Mpa – 一回路水保持在不发生整体沸腾 – 二回路为蒸发器出口饱和蒸汽 蒸汽温度steam temperature: – 饱和蒸汽 saturated steam 换 料 refueling:12个月 18个月
4.1 核电厂工作原理
• • • • • • • 电是如何产生的? 压水堆 pressurized water reactor 沸水堆 boiling water reactor 重水堆 heavy water reactor 石墨水冷堆 graphite water cooling reactor 高温气冷堆 high-temperature gas cooling reactor 快中子增殖堆 fast breeding reactor
低温核供热站
海水淡化反应堆
4.2 核电厂的组成(压水堆)
• 核电站厂房
Plant Buildings
• 按分岛形式分类
– 核岛(安全壳) Nuclear Island (Containment) – 常规岛(汽轮发电机厂房) Conventional Island (Turbine Building) – BOP(电站辅助与公用设施) Balance of Plant
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