核电厂系统与设备知识点

核电厂系统与设备知识点

2020年前要新建核电站31座，今后每年平均需要建设两个百万千瓦级核电机组

我国发展核电的基本政策是：坚持集中领导，统一规划，并与全国能源和电力发展相衔接;核电政策：自主，国产化，与压水堆配套；引进的基础上,消化,改进,国产化。

在核电布局上优先考虑一次能源缺乏、经济实力较强的东南沿海地区。

坚持“质量第一，安全第一”，坚持“以我为主，中外合作”

我国确定发展压水堆

核岛:一回路系统及其辅助系统、安全设施及厂房。

常规岛:汽轮发电机组为核心的二回路及其辅助系统和厂房。

配套设施：除核岛、常规岛的其余部分。

压水堆核电厂将核能转变为电能是分四个环节，在四个主要设备中实现的：

1）核反应堆：将核能经转变为热能，并将热能传给反应堆冷却剂，是一回路压力边界的重要部件。

2）蒸汽发生器：将反应堆冷却剂的热量传递给二回路的水，使其变为蒸汽。在此只进行热量交换，不进行能量形态的转变；3）汽轮机：将蒸汽的热能转变为高速旋转的机械能；

4）发电机：将汽轮机传来的机械能转变为电能。

大亚湾核电厂共有348个系统

核电厂平面布置原则：a.区分脏净,脏区尽可能在下风口;b.满足工艺要求,便于设备运输,减少管线迂回纵横交叉;c.反应堆厂房为中心,辅助厂房,燃料厂房设在同一基岩的基垫层上,防止因厂房承载或地震所产生的沉降差导致管线断裂.d.以反应堆厂房为中心,辅助厂房,燃料厂房,主控制室应急柴油发电机厂房四周.双机组厂可采用对称布置,公用部分辅助厂房.

布置分区：核心区、三废区、供排水区、动力供应区、检修及仓库区、厂前区

核心区布置按反应堆厂房与汽轮机厂房的相对位置,有T型与L型布置：

T型:汽轮机叶片旋转平面与安全壳不相交.占地大,单独汽机厂房。

L型:汽轮机叶片旋转平面与安全壳相交,须设置防止汽轮机飞车时汽轮机叶片对安全壳和冲击的屏障.占地少,两台以上机组可公用汽轮机厂房,仅用一台吊车。

我国采用T型布置。

安全分级的目的是正确选择用于设备设计、制造、检验的规范标准

安全功能:

1 安全停堆和维持安全停堆状态；

2 停堆后余热导出；

3 事故后防止放射性物质释放，以保证放射性物质释放不超过容许值。

确定某物项对于安全的重要性有：确定论方法；概率论方法。

安全分为四级

1 安全一级：一回路承压边界所有部件；选用设备等级一级，质量A组。按照实际可能的最高标准设计、制造、安装和实验。

2 安全二级：余热去除、安注和安喷系统。

3 安全三级：辅助给水；设备冷却水；乏燃料池冷却系统；为安全系统提供支持的系统和设施。

4 安全四级：核岛中不属于安全三级以上的，但要求按照非和规范和标准中较高要求设计制造。

抗震分为一、二类和非抗震类（NA）：

抗震一类指其损害会直接或间接造成事故的工况以及用来实施停堆或维持停堆状态的构筑物、系统和设备。

安全一、二、三级和LS和1E级电器设备属抗震一类。抗震一类要求满足安全停堆地震载荷要求

安全停堆地震是分析电厂所在区域地址和地震条件，分析当地地表下物质的特性的基础上所确定的可能发生的最大地震。安全停堆地震通常取当地历史上发生过的最大地震再加上一个适当的安全裕量后确定的。

抗震二类的表明设备的设计要满足能承受运行基准地震（OBE）引起载荷要求。

在美国，抗震I类设备必定是安全级设备，而对非安全级设备也可以提单独的抗安全停堆地震要求。

核电厂的安全设计中辐射防护应遵循：正常运行工况下反射性排放低于预定限值，对环境与公众的影响可以忽略不计；导致高辐射计量或放射性物质大量释放的事故概率要低，而发生概率较高的辐射后果要小。

纵深防御要贯彻到核电厂的全部活动中。核电厂提供多层次的设备和规程，用以防止事故、或在未能防止事故发生时实施适当的防护，保证核电厂的安全。

五道相继深入而又相互增援的设计防御措施：

第一道防御：考虑对事故的预防，核电厂的设计必须是稳妥的和偏于安全的

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

第三道防御：限制事故的放射性后果，保障公众的安全。

第四道防御是应付可能已超出设计基准事故的严重事故，并使放射性后果合理尽量低。

第五道防御：应急计划；万一发生严重事故造成放射性大量外逸时，对附近居民实行隐蔽、疏散、供给药物、封锁食品，使放射性物质释放带来的损害减小到最小

制定事故应急响应预案的目的是：在核电厂发生事故时，采取及时有效措施，保护公众、保护环境，将事故损失减到最小国核事故应急管理体系：核事故应急工作实行国家、地方、核电厂三级管理制。

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:

第一道屏障: 燃料元件包壳;第二道屏障: 一回路压力边界;第三道屏障: 安全壳，即反应堆厂房。

有时见到四道屏障之说，它们依次是：燃料芯块；燃料元件包壳；一回路压力边界；气密性的承压反应堆厂房（安全壳）核电厂各系统安全设计的基本原则有:单一故障准则满足单一故障准则的设备组合，在其任何部位发生单一随机故障时，仍能保持所赋于的功能多样性原则多样性应用于执行同一功能的多重系统或部件，即通过多重系统或部件中引入不同属性来提高系统的可靠性。独立性原则为了提高系统的可靠性，防止发生共因故障或共模故障，系统设计中应通过功能隔离或实体分隔，实现系统布置和设计的独立性。故障安全原则,；充分采用固有安全性的设计原则；运行人员操作优化的设计；主控制操纵员室设计

反应堆冷却剂系统又称为一回路系统

主要功能使冷却剂循环流动，将堆芯裂变产生的热量载出，并通过蒸汽发生器传给二回路工质，产生蒸汽，驱动汽轮发电机组发电

余热载出：在停堆后的第一阶段，经蒸汽发生器带走堆内的衰变热。

放射性屏障：压力边界构成防止裂变产物释放到环境中的一道屏障，第二道屏障。

反应性控制：冷却剂作为可溶化学毒物硼的载体，并起慢化剂和反射层作用。

压力控制：RCP系统的稳压器用来控制一回路的压力，防止堆内发生偏离泡核沸腾，同时对一回路系统实行超压保护。

按照功能,反应堆冷却剂系统可分为冷却系统、压力调节系统和超压保护系统

主系统可分为两部分，即一回路系统部分和泄压蒸汽收集部分

一回路主要部件包括：反应堆压力容器、蒸汽发生器的主冷却阀、主泵、稳压器

主管道分期热段、过渡段、冷段三部分

冷却系统由反应堆冷却剂泵、反应堆和蒸汽发生器及相应的管道组成。

在反应堆冷却剂泵电动机顶部装飞轮，延长主泵断电后的惰转时间，增加泵的惯性流量

在一回路设备布置上，应使蒸汽发生器的位置高于反应堆压力容器，以便建立和保持一个自然循环驱动头。

在一回路出现两相流的情况下，必须考虑流动的不稳定性问题。原理上，增加堆芯与蒸汽发生器间的高度差仍然有效，但增加的办法更倾向于降低堆芯高度，拉长反应堆压力容器而不是抬高蒸汽发生器。

卸压系统主要由装在稳压器汽空间连管上的卸压阀或安全阀及其管道和卸压箱组成

一回路的工作压力、冷却剂的反应堆进出口温度、流量和流速等参数的选择，直接影响了核电厂的安全性和经济性核电厂一回路一般采用2～4条环路并联形式。

一般压水堆核电厂一回路系统的工作压力约为15.5MPa左右。设计压力取1.10～1.25倍工作压力；冷态水压试验压力取1.25倍设计压力。

电厂热效率与冷却剂的平均温度密切相关，冷却剂出口温度越高，电厂热效率越高，但冷却剂出口温度的确定应考虑以下因素：燃料包壳温度限制、传热温差的要求、冷却剂过冷度要求。

压水堆核电厂一回路参数范围：工作压力15.5MPa左右；冷却剂进口温度取280℃~300℃，出口温度取310℃~330℃。核电厂变工况时，平均温度变化允许的最大温差为17℃~25℃。反应堆的设计温度为350℃。单环路对应的电功率为300MW时，冷却剂总质量流量可达到15000t/h~21000t/h。主管道内冷却剂流速可达15 m/s，一回路系统的总阻力约为0.6MPa~0.8MPa 堆芯又称为活性区，位于反应堆压力容器中心偏下的位置。大亚湾核电厂由157个几何形状和机械结构完全相同的燃料组件，构成一个高3.65m，等效直径3.04m的准圆柱状核反应区。

在典型的燃料管理方案中，初始堆芯分成三个燃料浓集度不同的区，在堆芯外区放置浓集度较高的燃料组件，浓集度较低的燃料组件以棋盘的形式排列在堆芯的内区。

1区53个组件，浓集度1.8%；2区52个组件，浓集度2.4%；3区52个组件，浓集度为3.1%。通常每年进行一次换料，每次换料更换1/3 燃料组件，达到平衡换料时新燃料的浓集度为3.2%。

反应堆冷却剂流过堆芯时起到慢化剂的作用。控制棒组件用于反应堆控制，提供反应堆停堆能力和控制反应性快速变化燃料元件呈17x17正方形排列，每个组件有289个位置，其中264个位置由燃料元件占据。

燃料元件是由产生核裂变并释放热量的部件。

燃料组件骨架由24根控制棒导向管、一根中子通量测量管与上下管座焊接而成，沿高度方向放置有8个定位格架以提高组件的刚性和强度。

可燃毒物组件由装在不锈钢包壳管中的含硼玻璃管(成分为B2O3+SiO2)组成，用于抵消新堆芯第一次装料大部分过剩后备反应性

锎-252被广泛用作为初级中子源

堆芯支承结构包括：下部支承结构；上部支承结构；堆芯仪表支承结构

堆芯下栅板为燃料组件提供精确定位和流量分配

上部堆芯支承结构为燃料组件提供上部的定位，并为控制棒组件提供导向

反应堆压力容器对材料要求：高强度，耐腐蚀，抗辐照

反应堆压力容器本体材料属低碳钢

压力容器的法兰结合处用两道“O”形圈密封。

材料显示塑性还是脆性，取决于工作环境如温度，辐照等因素。