第一章概述
1.1核电概况
1.1.1 核电特点
能源是一个国家发展工业农业国防和科学技术的重要物质基础。随着社会生产的不断发展，人类使用的能源不但在数量上越来越大，在品种及构成上也有了很大的变化。
截止1996.9.16，全世界煤电占总电力生产的39%，油电占11%，水电占19%，核电占17%。由于化石燃料储藏有限，又是化学工业与纺织工业的宝贵原料，化石燃料不能保证人类不断增长的能源需求。因此，开发新能源是人类生存与发展的需要，也是社会经济发展的需要。
核能是现阶段已经在工业上得到了大规模的应用的新能源。而由于技术成本等的限制，在相当长的一段时间内，其它新能源还难以形成一定的工业规模。
世界核能资源丰富，铀和钍是可以通过裂变释放核能的天然物质，广泛分布在地球上是可以通过聚变释放核能的天然物质，在海水中有着巨大的储量。如按1Kg 铀-235完全燃烧相当于2700吨标准煤计算，已探明的具有开采价值的铀和钍矿资源，相当于地壳中有机燃料的20倍；而1升海水中的氘聚变放出的能量则相当于300升汽油燃烧放出的能量。
核能的应用技术比较成熟，核能发电已经在工业上得到了大规模的应用。核电具有很大的环境优势。与火电厂相比，核能发电不消耗氧气，也不排放SO2、NO X、CO2和重金属。与水电站相比，核电站不必拦河造坝修建水库，迁移居民，对生态平衡的不利影响很小。核能作为一种清洁、安全、经济的新型能源其逐渐取代现有化石能源的趋向已越来越明显。
据国际原子能机构的资料表明，截止1999年底，全球正在运行的核电站机组共有436座，目前正在建造的核电机组有38座，其中7座在亚洲。1999年全球核发电量为2394.6TWh 时。核发电量占总发电量比例最高的10个国家为：法国：75%，立陶宛:73.1%，比利时：57.7%，保加利亚：47.1%，斯洛伐克：47%，瑞典：46.8%，乌克兰：43.8%，韩国：42.8%，匈牙利：38.3%，亚美尼亚：36.4%。
在我国，火电占主导地位，煤炭占能源总量的72.9％,核能仅占不足1％。火电为主的消费结构造成了严重的环境污染，对我国的环境可持续发展构成了巨大的压力。而能源分布南北不均也给铁路运输造成很大的压力。新世纪我国在能源开发上将以电力为中心，以煤炭为基础，大力开发石油和天然气，积极发展核电以及其他新能源和可再生能源。中国核电将会有大规模的发展。到2010年，中国核电装机容量的目标为二千万千瓦；到2020年，核电在中国电力结构中的比重将由目前的百分之一提高到百分之五，达到四千万千瓦的装机总容量。
1.1.2 世界核电发展概况
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1. 核裂变的发现
1919年，卢瑟福用 粒子轰击氮原子核使氮原子嬗变成了氧原子，首次实现原子核的人工嬗变，把一种化学元素变成了另一种化学元素，被誉为当代的炼金术。1932年，他的学生查德威克发现了中子，中子是电中性，不受静电力的影响，很适合用来轰击原子核。
1934年，意大利物理学家费米用新发现的中子去逐个轰击元素周期表上的元素原子，在短短几个月内发现了数十种放射性同位素，费米还意外地发现，在中子源与被轰击的银金属之间放一块石蜡后，所激发的核反应更为激烈，这就是说，经过减速后的中子引起核反应的能力增强了。这一发现被称为是原子时代的“真正起点”。
1938年（39年）德国人哈恩、施特拉斯曼用中子轰击铀，发现了核裂变现象。李斯曼特纳和弗里希预言了裂变在理论上应伴随着大量的能量释放。他们还计算出了释放能量的大致数量。1939年，弗里希和约里奥用实验证明了裂变实际上是能量释放源，并测出了释放能量的近似值。仍在1939年，冯·哈尔榜、约里奥和科瓦斯基发现了这个反应还放出几个中子。
从这时开始，裂变反应就变得现实起来，人们很自然地想到了链式反应的可能性。费米提出了链式反应的概念，并预言一个重核裂变成两个轻核时一定会出现多余的中子。约里奥-居里夫妇率先证实了链式反应的可能性，并发现链式反应速度非常之快。就在二次大战爆发的前两天，玻尔和惠勒指出，铀-235比铀-238更能发生裂变，而慢中子更能引起裂变。现在，释放原子核能的理论和实践依据已经齐备，只要链式反应一开始，无比巨大的能量就会在很短的时间内释放出来。
2. 链式反应的实现
1942年，在意大利学者费米的领导下，美国在芝加哥建成了世界上第一座核反应堆，他们认为，要实现自持式链式反应，必须解决两个问题。一是找到合适的减速剂（慢化剂），把快中子变为慢中子，才能有效地激发裂变，使裂变反应维持不断的进行，费米建议用石墨。另一个问题是必须严格控制裂变反应速度，使裂变反应既能不断进行，又不致引起爆炸。他们利用镉吸收中子的特性，把镉棒插入反应堆，通过调节镉棒深度来控制裂变反应的速度。1942年12月2日，成功地实现了自持链式裂变反应。当时得到的功率仅仅有0.5瓦，但它第一次实现了输出能大于输入能的核反应，宣告了人类利用核能时代的开始。从此以后，核反应从实验室阶段走向现实的工业生产。
3. 核能的和平利用
二战之后，各大国如苏联、英国、法国、中国都相继研制出原子弹，打破了美国的核垄断和核威慑，这倒使世界局势反而趋于缓和。于是，原子能的和平利用提到了议事日程。实际上，有了反应堆就可以建造核电站，这在技术上是不困难的。
1954年6月，苏联建成了世界上第一座核电站，装机容量为5000KW，第一次实现了原子能的和平利用。这之后，苏联一直在设计建造石墨水冷堆核电站和压水堆核电站，开始在国内建造了一批容量为1000KW级的核电机组。但由于石墨水冷堆核电站没有安装安全壳，在固有安全性上还有一定的缺陷，在切尔诺贝利核电站事故暴露出这一点之后，正在进一步改进之中。
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1956年5月，英国建造的第一座石墨气冷堆核电站投入运行，发电容量为50000KW。但由于发电成本高，当60年代中期压水堆核电站大量发展时，无法在国际市场上竞争，后来就发展为高温气冷堆核电站机组。这种核电站可获得很高的蒸汽参数，提高装置的热效率，是一种很有前途的核电站。目前正在运行的这种核电机组，其最大功率为330MW。但由于高温气冷回路技术环境剂量和材料等方面的问题尚待解决，故目前仍然处于原型堆阶段。
1956年，美国在其潜艇压水堆的基础上建造了第一座压水堆核电站，其电功率为60MW。经过几十年的应用和发展，压水堆核电站已获得了设计建造和运行等方面的完整经验。目前商用压水堆核电站的单机功率已达1300MW。另外，美国还积极发展沸水堆核电站，自1960年美国第一座示范性沸水堆核电站投入运行以来，目前单机功率已经达到1300MW。
1962年，加拿大建造了第一座实验性重水堆核电站，后来又建造了电功率为540MW 和750MW级的重水堆核电机组。
此外，各国还在竞相发展快中子堆核电站。这是一种增殖堆，能大量利用核废料。虽然世界各发达国家已建成十几座快中子堆核电机组。但在多为原型堆，尚有很多问题需要解决。
1.2 大亚湾核电站简介
大亚湾核电站为压水堆核电站，共装有二台名义电功率各为900MW的机组。它用的核燃料为UO2，在12个月换料循环中其浓缩度为3％左右。反应堆的慢化剂和载热剂均为轻水（普通水），二回路工质也是普通水。
1.2.1 工作原理
大亚湾核电站的每台机组都由反应堆、蒸汽发生器、汽轮机、发电机及有关设备、管路等组成。
图1.1 900MW压水堆核电站系统原理图
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载热剂流过反应堆活性区时吸收核裂变产生的热能，然后沿管路进入蒸汽发生器的U 型管内，再把热量传递给U 形管外的水，使其变为饱和蒸汽。被冷却后的载热剂再由主泵送回反应堆，完成反应堆载热剂的密闭循环。此环路称为第一回路（简称一回路）。
汽轮机工质在蒸汽发生器中被加热变成饱和蒸汽后进入汽轮机膨胀作功，将蒸汽的热能转变为汽轮机高速旋转的机械能，带动发电机发电。作完功后的乏汽被排入冷凝器，由循环水进行冷却，使乏汽凝结成水。然后再由水泵将凝结水打回蒸汽发生器，完成汽轮机工质的密闭循环。此环路称为第二回路（简称二回路）。
由此可见，一、二回路的称呼是根据能量转换的先后次序定的。一、二回路的边界是蒸汽发生器中的U 形管传热面。但习惯上将蒸汽发生器作为一个完整的设备划归一回路。故一回路又称蒸汽产生系统或核蒸汽供应系统。汽轮机和发电机是直接刚性连接的，通常把它们看成一个整体机组，称为汽轮发电机组。故二回路又称电力生产系统。
二回路部分与常规火电站基本相同，故又称常规岛。但常规岛的概念比二回路广得多。它不仅包括能量转换流程中的汽—水循环回路，还包括为其服务的辅助系统及设施。一回路部分的主要设备是核反应堆，故又称为核岛。同样，核岛的概念比一回路也广得多。它不仅包括能量转换流程中载热剂的循环回路，还包括其他为反应堆服务的辅助系统。
综上所述，压水堆核电站将核能转变为电能是分四步，在四个主要设备中实现的。 1. 反应堆：将核能转变为热能（高温高压水）；
2. 蒸汽发生器：将一回路高温高压水中的热量传递给二回路的水，使其变为饱和蒸汽。在此只进行热量交换，不进行能量的转变；
3. 汽轮机：将饱和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。 1.2.2 电站布置
图1.2 大亚湾核电站平面布置图
核电站各种大型沉重的设备都需要安放在坚固的地基上。
另外，核电站还需要大量的冷却水源，故一般都靠近大流量的江、河、湖、海。大亚湾核电站冷却系统使用海水。而淡水供应来自大坑水库。
反应堆、蒸汽发生器、主泵、稳压器等一回路主设备和主管道安装在安全壳RX1和RX2内。安全壳是一个园柱形预应力钢筋混凝土建筑物。其内径约为37ｍ，高约60ｍ，壁厚为0.9ｍ。安全壳内壁还衬有一层厚6mm碳钢板。为反应堆服务的核辅助设备及系统则布置在两个安全壳之间的核辅助厂房NX内。汽轮发电机组及其他二回路设备、系统安装在汽轮机厂房MX1和MX2内。一、二回路之间是通过联接厂房（主蒸汽隔离阀管廊）WX连接的。LX为电气厂房。
1.3 GNPS识别符号
1.3.1 厂房及房间的识别符号
1. 一般原则
(1) 厂房的识别
厂房的识别一般用3个符号来表示。第一个符号为数字，表示机组识别，即该厂房是属于那个机组的，或两个机组共用的，还是不属于任何机组，而是属于工地系统的，第二、三个符号为两个英文字母，其中第一个字母表示厂房，第二个字母表示该厂房之区域。如下图所示：
机组识别符号的规定：
1——1号机组
9——两套机组共用
0——工地系统
厂房识别符号的规定：
D——柴油机厂房
K——乏燃料厂房
L——电气厂房
M——汽轮机厂房
N——核辅助厂房
R——反应堆厂房
W——连接厂房
厂房区域识别符号的规定：
厂房内的分区一般用字母A、B、C……表示。如厂房内无分区时，则上述厂房符号后加X。如果厂房识别的第一个字母对于认别厂房的关系已足够时，可省去第二个字母。
例如：9NA——两台机组共用的核辅助厂房A区
1RX——1号机组的反应堆厂房
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(2) 房间的识别
房间的识别一般用三个数字符号来表示，第一个数字表示楼层，第二、三个数字表示房号，如图所示。
识别原则：
地平面一层用2表示；
低于地平面的层由上而下用1、0表示； 高于地平面的层由下而上用3、4、5等表示。 (3) 厂房及房间的识别
例如：
9NA518——为两套机组共用的核辅助厂房A 区四楼18号房间 1L710——1号机组20米的主控室 2. 汽轮机厂房的识别： (1) 厂房识别:
汽轮机厂房分为：MA ——汽轮机大厅； MB ——汽轮机辅助厂房；MT ——汽轮发电机；MO ——润滑油库；MV ——汽轮机厂房通风；MP ——树脂处理厂房。
(2) 楼层识别（汽轮机大厅）：
(3) 房号识别
在具体的厂房内的，按一般原则标识。如1MA301,1MB201,2MV201/MV202等。 MA 与MB 的汽轮机大厅区域中，以数字表示与机轴垂直之区域，以字母表示与机轴平行之区域，将MA 划分为各个小区域，如下图的B9区。
1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 A
B
C D E
A
（MB ）
例如：1M3B9——为1号机组汽轮机厂房三层B9区（上图X 点表示）.
1.3.2 设备的识别符号
设备识别用9个符号来表示。这9个符号又分为两个大组，前4个符号为功能组符号，表示该设备属于哪套机组，哪个系统。后5个符号为设备组符号，表示是什么设备及设备的编号，详见下图：
功能组符号设备组符号
功能组符号设备组组符号图中：
L——字母N——数字
1. 功能识别：
用来识别功能的符号共4个，又分两组。第一个符号为数字，表示机组识别，后3个符号为字母，用来表示系统识别。
机组识别符号的规定与厂房及房间识别相同。当设备属于哪个机组不能确定时可不必表示机组识别。
三个字母中的第一个字母代表该系统的属性，即属于哪一类系统，后面两个字母表示具体系统。
例如： A——给水 ABP——低压给水加热器系统
C——冷凝器 CEX——凝结水抽取系统
D——通风及装卸运输设备 DVM——汽机厂房通风系统
E——安全壳 EAS——安全壳喷淋系统
G——汽轮发电机 GCT——汽机旁路系统
J——消防 JPH——汽机油箱消防系统
K——仪表及控制 KSC——主控制室系统
L——电气系统 LGB——6.6KV配电盘系统
P——各种坑、池 PMC——核燃料装卸贮存
R——反应堆 RCP——反应堆冷却剂系统
S——公用系统 SAP——压缩空气生产系统
T——三废处理 TEG——废气处理系统
V——主蒸汽 VVP——主蒸汽系统
X——辅助系统 XCA——辅助蒸汽生产系统
Y——临时试验设施 YLH——试验用移动式柴油机组
2. 设备识别
用来识别设备的符号共5个，分成两组，前三个数字表示设备编号，后两个字母表示设备类型。
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例如：BA——罐FI——过滤器PO——泵
TO——按钮VV——蒸汽阀GV——蒸汽发生器
举例：
1RCP001PO——1号机组反应堆冷却系统的1号主泵
2GPV001KO——2号机组汽轮机蒸汽和疏水系统的1号（高压）缸。
3. 阀门识别
与设备识别原则相同，差别在于设备组符号中的后两个字母，第一个字母均用V，以表示阀门，第二个字母表示通过的流体类别，如右图所示。
V后的X——流体类别，表示如下：
A——空气H——其他油类R——化学试
B——硼酸液J——废气S——固体废
C——循环水K——废液T——饮用水
D——除盐水L——凝结水和给水V——蒸汽
E——生水N——冷却水X——氩
F——燃料油P——一回路冷却剂Y——氢
G——二氧化碳Q——有机液体Z——氮例如：
GRE003VV——汽机调节系统第3号调节阀
AHP235VL——高压给水加热系统第235号凝结水阀门
注：在本系统图上，阀门的功能组符号可省去，但在非本系统图上，功能组符号应保留。
4. 测量及控制设备识别
与设备识别的原则相同，差别在于将识别符号放在表示测量及控制设备的圆圈中，且设备组符号中后两个字母中的第一个字母表示该测量及控制设备的功能类别，如就地还是远传，第二个字母表示测量值，如测量的是流量还是压力等等。如上图所示。
图中：L为字母，N为数字。
功能类别符号如下：
M——经传送器 L——就地 Y——测试 S——开关信息
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测量值类别符号如下：
A ——中子通量 C ——速度 D ——流量 E ——音量 F ——频率 G ——分析 H ——时间 I ——电流 J ——防火 K ——限值 L ——照明通量 M ——位移 N ——流体水位 P ——压力 R ——阻抗 S ——放射性 T ——温度 U ——电压 V ——振动 Ｗ——有功功率 X ——机械杂项 Y ——电气杂项 Z ——物理杂项
例如：
001MN ——1号水位测量（经传送器）
RCP005MP ——反应堆冷却剂系统第5号压力测量（经传送器） 注：在本系统图上，系统认别符号可省去。
1.3.3 电缆的识别符号
电缆识别用八个符号表示，如下图：
机组识别及系统识别同前。 电缆类别用一个字母表示如下：
A ——中压电缆
B ——低压电缆（A
C 或DC ） C ——控制电缆（开/关）
D ——仪表电缆 T ——电话线 I ——对讲机 S ——声力电线
电缆序号用三位数字表示。 1.3.4 工程图纸的识别符号
每份图纸可用分成８个组别的21个顺序排列的字母数字混合符号来识别，如下图所示。
图中：L 为字母，N 为数字，X 为字母数字均可。
机组识别 系统识别 电缆类别
1. 工程识别
对广东大亚湾核电站为PG
这里：P——代表压水堆（PＷR）系统G——代表广东
2. 机组识别：
1——1号机组2——2号机组
9——两套机组共用0——工地公用
X——不属任何机组或二套机组均可用
3. 系统识别
对电站系统设计来说，该组识别符号为：
17XYZ——即前两位为数字17表示系统设计，后三位为表示系统识别的三个字母。
4. 次序号
对电站系统设计图纸来说为三位数字，具体分类如下：
500～599——表示流程图
600～699——表示测量控制图
700～799——表示电气图
5. 图纸作者
该组符号的第一个字母表示图纸生产的主要单位，如：
J——广东核电合营有限公司E——EDF
F——FRAMATOME G——GEC
后面三个符号可以是字母也可以是数字，表示供货商，分包商或主要单位下面的部门。
例如：F001——为FRA公司第1号分包商
6. 主要作用
用两位数字表示该文件的主要作用如下：
01——工程控制及协调02——行政管理规定
03——概念设计04——质量保证和质量控制
41——合同42——土建工程（设计与施工）
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43——电站布置 44——设备（设计/生产/安装） 45——电站与系统的功能设计及运行
7. 文件类别
文件类别用两个字母表示如下：
GN ——函件 DS ——技术要求 SS ——现场工程 DD ——设计与图纸 SD ——施工安装图纸 PT ——时间计划 ST ——现场工程计划 PR ——进度报告 MD ——其他
8. 图面次序
如同一图纸文件有若干张时须用该组识别，如2/5——共有5张，此为第2张 9. 图纸上位置的判断：
在图纸上系统之间的连接用箭头及9个识别符号表示
机组认别与系统识别同前，当不能确定属哪个机组时，机组识别可省略。
连接页码第一个字母用F 表示，后面二位数字表示图纸次序号的后两位数字，如后两位数为01，02，03……时，可省掉0。
坐标识别，第一个字母表示与机轴平行之区域，第二个为数字，表示与机轴垂直之区域。
即去ABP 系统图第51页坐标为E5即来自ABP 系统图第50页坐标为A5的格。
但是，目前工程图纸中尚有许多例外情况。
机组识别
系统识别
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第二章 核物理与反应堆物理
2.1 原子和原子核
2.1.1 原子
具有单质化学特性的最小微粒即为原子。
原子由一个原子核及围绕原子核不断旋转的一些电子组成，见图2.1。原子核带正电。每个电子带一个负电荷（电量约等于1.6×10－19
库仑）。原子核的正电荷在数量上等于核
外电子所带负电荷的总和。由于符号相反，作用相互抵消，因此从电学观点看，原子呈
中性。
图2.1 原子的结构 图2.2 原子核的结构
原子的直径（假定为球形）约为10－
8cm ，这是指电子轨道的直径。而原子核的直径
约为10
－12
cm ，比原子直径小得多。如果以1cm 直径的小球表示一个氢原子核，则只有其
1/1840大小的电子，将在约10m 外围绕它旋转。 2.1.2 原子核
原子核电由核子组成的紧密的整体。核子分为两类：一类呈电中性的称为中子（符号：n ），另一类带一个单位正电荷（与一个电子带的电荷绝对值相等）称为质子（符号：p ）。中子的质量只比质子的稍大一点，几乎相同。原子核的结构如图2.2所示。
除了普通氢原子核只有一个质子外，所有物质的原子核既包含质子又包含中子。各种物质特性的不同主要就是由于它们的原子核中的中子或质子的数目不同。 2.1.3 原子的质量
化学元素中最轻的原子是氢原子，一个氢原子的质量是1.673×10－24
克，一个氧原子
的质量是2.6563×10
－23
克，其它元素一个原子的质量最大的也不过是氢原子质量的二百
多倍。所以原子的质量都是很小的，用克来作单位实在是太大了。因此规定，以碳－12原子的静止质量的1/12作为原子质量的单位，称为u。这样，碳－12单个原子的质量即为12u。碳－12原子的实际质量等于1.992268×10－23克，则
1u＝1.6605655×10－24克
同样可得：
质子的质量是1.00728u（约计1.6726×10－24克）
中子的质量是1.00876u（约计1.6750×10－24克）
电子的质量是0.000549u（约计0.9109×10－27克）
可见，质子和中子的质量十分接近（1u），而电子的质量比核子的质量小得多（约小1840倍）。所以，原子质量几乎全部集中在原子核中。
2.1.4 原子序数和质量数
实际上原子序数就是原子核的质子数，习惯上用Z来表示。由于质子和中子的质量都很接近1u，因此原子核中的核子数，即质子和中子数的总数A就称为原子核的质量数。它与质子数Z和中子数N的关系为A＝N＋Z。
由不同的A和Z构成的原子核称为核素。
X。
为了标记每种核素，可以写出它的化学符号X，并用它的A和Z作为上下标，即A
Z
U经常只写成235U。
由于X本身已经暗含了原子序数Z，经常只写A X。例如235
92
2.1.5 同位素
决定一种元素化学性质的是该元素的原子序数，即原子核中的质子数，它决定了核外的电子状态。因此，凡原子核中含有相同质子数的原子，它们的化学特性相同。
人们把原子序数相同，但质量数不同的核素称为同位素。
同位素之间的化学特性虽然相同，但核特性可能迥然不同。尽管自然界只存在不到一百种化学性质不同的元素，目前却已经知道约有1500种核素（其中大约300种稳定核素和1200种放射性核素）。有些元素只有一种同位素，而有些元素有数种同位素。例如天然铀就含有三种同位素，它们的比例如下：
A 百分比（原子数）原子量M（u）
234 0.006 234.11
235 0.712 235.12
238 99.282 238.12
2.2 核反应和结合能
2.2.1 核反应
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化学反应是两种或多种原子的电子相互作用的结果，原子核并不发生变化。例如碳燃烧的化学反应是：
C ＋O 2 → CO 2＋4.1eV
核反应是原子核发生的变化。它可以是引发的或者是自发的。例如中子轰击氧原子核，引发的核反应可写成：
1 0n ＋168O
→ 16
7N ＋1
1H
也可以把这个反应式简写成：
168O （n ，p ）16
7N
这表明中子进入氧核中置换出了一个质子，使氧核变化为氮核。这样形成的氮核具有放射性，会自发进行核反应：
16
7N
→ 16
8O ＋ 0
－1β（电子）
即氮核放出一个β粒子（电子）之后，又变成的氧核。 在核反应中总是伴随能量的释放或吸收，例如：
6 3Li
＋ 1 0n → 4 2He ＋ 3
1H ＋ 0.189MeV
而且释放的能量比化学反应产生的能量大得多。 2.2.2 结合能
一个原子核的质量小于组成它的单个质子和中子的质量之和。这种质量差异称为原子核的质量亏损。
根据爱因斯坦相对论所确定的质量和能量之间的关系，质量的亏损相当于系统的能量变化。
ΔE ＝Δmc 2
式中c 是光在真空中的速度，等于3×108m/ｓ。Δm 用千克为单位，则E 的单位为焦耳。
当一定数量的质子和中子聚合起来（聚变）组成一个原子核后，它们亏损了质量；也就是放出了能量。反之，为了打破一个原子核，使每个核子分离开，就必须吸收等于质量亏损的能量才行。与质量亏损相应的能量叫作原子核的结合能。质量亏损越大，原子核的核子结合越紧密，因而这个原子核越稳定。
图 2.3给出了不同核素的核子平均结合能随
质量数（即核子数）的变化。对于最轻的原子核，
这种能量较小，但随着核的质量数增大，增加很快。质量数为90左右的原子核具有最大的核子平均结合能（8.7MeV）。这些元素结合最紧密，因而也最稳定（例如铁）。因此，如果把曲线两端的原子核转变成最稳定区的原子核，则质量亏损比原来的多。这种增加的质量亏损就相当于能量释放。转变的方法是将很轻的原子核变成较重的原子核，这就是聚变反应。或者是将很重的原子核分裂成较轻的原子核，这就是目前核反应堆中所采用裂变反应。
2.3 中子核反应与裂变反应
2.3.1 自由中子
当中子脱离原子核后处于自由状态，称为自由中子。自由中子是放射性粒子，如果在真空中不与其它相遇，衰变时转变成质子并放出电子，其半衰期为12.8min，即
1 0n → 1
1
H＋0
－1
β
2.3.2 中子的散射
当中子脱离原子核以自由状态出现时，总是具有很高的能量（1～100Mev）。由于这种中子的速度很快，称为快中子。快中子在介质中运动，会与介质的原子核发生散射碰撞。
散射碰撞分弹性的和非弹性的两种。在非弹性碰撞中，中子和核体系的动量守恒，但动能不守恒。中子碰撞所失去的一部分动能转变成被撞核的内能（势能），有时叫激发能。碰撞是否属于非弹性的可能性取决于被撞核的性质和入射中子的能量，这种能量应当足够大。如果是重核（质量数大），中子至少应有0.1MeV的能量才能使碰撞成为非弹性的。对轻核，入射中子的最低能量还要更大。
弹性碰撞时中子和核体系的动量和动能均守恒。中子损失的动能变成被撞核的动能。被撞核的质量越接近中子的质量，中子损失能量越多。
中子在介质中受到非弹性和弹性碰撞，直至中子的平均能量与介质原子（或分子）的平均能量相等为止，这个过程称为慢化。
最终平均能量值取决于介质的温度，因此称为热能。具有这种平均热能的中子称为热中子。可以计算出热中子在不同温度下的能量和速度，如表2.1所示。
表2.1 热中子的能量和速度
对于核反应堆中的中子分类标准是：能量超过0.1MeV的中子称为快中子；能量低于
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1eV 的中子称为热中子；能量在1eV ～0.1eV 之间的中子称为中能中子。
能使中子慢化的物质称慢化剂。如果快中子和某种物质的原子核只需进行很少几次碰撞就能将速度降低到热中子速度，这种物质就是一种良好的慢化剂。将一个中子能量从2MeV 降到0.03eV （速度从19500Km/ｓ降到2.4Km/ｓ）所需的平均碰撞次数，可以表征慢化剂的慢化性能。然而不是所有轻元素都能用来做慢化剂的，因为有些轻元素，如锂和硼它们俘获中子的能力特别大，是不能用作慢化剂的。表2.2列出了慢化剂物质的慢化性能。其中铀只是作为比较提出的。
表2.2 慢化剂的慢化性能
2.3.3 反应有效截面
中子与原子核之间存在各种可能的反应。这些反应中常常认为是快速运动的中子与不动的靶核相遇时发生。
1. 微观截面
一个中子与一个核相遇的概率称为微观截面，一般用δ表示。 由于一个核的截面约为10
－24
cm 2，所以用10
－24
cm 2做为有效截面的单位，称为靶恩（barn ），1靶恩等于10
－
24
cm 2。
值得特别注意的是这个有效截面并不反映核的实际截面，因为一个中子与一个核发
生反应的概率主要取决于放射中子的能量。
实验表明，热中子的微观截面往往比同一反应时的快中子有效截面大得多。因此，在多种热中子核反应堆中利用慢化剂将快中子慢化来提高反应率。有些重核的截面，在超热中子范围内往往会发生急剧的重大变化，称为共振。图2.4是铀同位素有效截面随中子能量的变化和发生共振的例子。
中子与核发生反应的总概率显然是各种反应的概率之和。这些概率包括：
·散射截面ζｓ ·俘获截面ζc ·裂变截面σf ·吸收截面ζa ＝ζc ＋ζf
2. 宏观截面
在反应堆中考虑的并不是一个中子对一个核的作用问题，而是中子和在单位体积里某种给定元素核之间的反应概率。这种概率称为宏观截面，用Σ表示。它等于在单位体积内
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给定元素的核数与微观截面之积。如果N 为单位体积中的核数，σ为微观截面，则
Σ＝ζ·N
由于有各种ζ，也就有各种Σ。
Σ的量纲是长度的倒数，1/Σ是一个中子在给定的介质中移动的平均自由程。 2.3.4 核反应率
在单位体积中自由中子数与速度（通常采用平均速度）之积，称为中子通量。中子通量是指在单位时间内穿过与其速度矢量方向垂直的单位面积的中子总数。
中子通量通常用Φ表示，则Φ＝n ·v （个/cm 2·ｓ）。 这样，有关核与中子之间反应率的基本公式是：
反应率＝Σ·Φ（次/cm 2·ｓ）
2.3.5 反应堆总功率与剩余功率
堆功率与每秒发生的裂变数成正比。设中子通量密度平均值为Φ、可裂变核数为N 、裂变截面为ζf ，则每秒发生的裂变数等于N ζf Φ。已知每次裂变释放能量E 、堆芯体积V ，可得到堆芯总功率的近似值为：
P ＝VEN ζf Φ
式中 E ＝200 MeV ＝3.2×10
－11
J 。
由于有泄漏，堆芯中子通量密度的分布是不均匀的。对于圆柱形堆芯初装料时，轴向中子通量密度分布具有余弦形式。但随着燃耗加深，中子通量密度会逐渐展平些。若堆芯燃料是均匀的，则径向通量密度也近似余弦分布。为使功率分布均匀，往往在中子通量密度低的外围分区提高燃料的浓缩度。
当反应堆在满功率状态下停堆后，链式反应停止。但反应堆还继续释放约占额定功
率的6％的功率，称剩余功率。剩余功率是由裂变产物及活化产物的β和γ衰变产生的。剩余功率随时间的衰减如图2.5所示。所以，在停堆以后还必须不断地冷却堆芯。
2.4 核 裂 变
2.4.1 裂变反应
裂变反应是指一个重核分裂成两个较小质量核的反应。在这种反应中，
核俘获一个中
图2.5 剩余功率随时间的变化曲线
- 18 -
子并形成一个复合核。复合核经过很短时间（约10
－14
s ）的极不稳定激化核阶段，然后开
裂成两个主要碎片，同时平均放出约2.5个中子和一定的能量。
例如：
235 92U
＋ 1
0n → FF1 ＋ FF2 ＋ x 1
0n ＋ ～200MeV
图2.6是裂变过程的示意图。
图2.6 铀235的裂变反应
2.4.2 可裂变元素和增殖元素
可裂变元素是指在中子作用下产生裂变的那些元素。目前实际在反应堆中可作为燃料
使用的只有233U 、235
U 和239Pu 。但其中仅235U 是以自然形式存在的，它在天然铀中占0.712％。
233U 和239Pu 可以由其它元素的俘获中子产生，例如：
238 92U ＋1
0n
→ 239 92U → 239 93Np → 239
94Pu
能通过俘获中子产生裂变物质的元素称为增殖元素，上式中的238
92U 就是增殖元素。 占天然铀99.282%的238
92U 在热中子堆中虽然很少参加裂变，却能生成裂变元素239
94Pu 。我们将生成的裂变核数与消耗的裂变核数之比叫做反应堆转换比。 2.4.3 裂变产物
在235
92U 裂变反应时，会形成60余种不同的碎片。通过β衰变产生约250种不同的核素，称为裂变产物。
图2.7是235U 的裂变产物质量分布。曲线呈现出两个明显的峰，分别位于质量数95和140附近。233U 或239Pu 的裂变曲线与235U 的十分接近。
裂变碎片会发生一系列的衰变，具有很强的放射性，主要是β和γ射线。要经过很长时间才会逐渐减弱下来，这就使人们对它们的处理出现困难。
2.4.4 中子发射
裂变形成的大多数碎片显示出一种释放中子的强裂倾向，似乎中子与裂变同时出现，其实这些中子是由碎片发射出来的。
刚释放出来的中子能量很大（0.5～12MeV），是快中子。
某些由碎片放出的中子是在裂变发生时发射出来的（实际上是在约10－14秒之后）。这些中子称瞬发中子。
一小部分中子（不到全部释放中子的1％）是在裂变发生一段时间裂变碎片经β衰变后才放出来的。其强度随时间很快减弱，但有些可能在裂变后几小时才放出来。人们统称它们为缓发中子。
2.4.5 裂变能量
以一个裂变反应为例：
235 92U＋ 1
n →236
92
U →95
36
Kr＋139
56
Ba ＋21
n
根据质量亏损可计算出裂变所释放的能量。反应前后的质量可列表如下：
质量亏损为：236.13267－235.91734＝0.215u。
已知1u的总能量为931MeV，这样就得到一个235U核按上述方法裂变产生的能量为：
0.215×931＝200 MeV
裂变能的大部分（约80％）是以碎片动能的形式出现的。它们很快被周围的介质减速，把能量逐步交给介质。约有20％的能量由瞬时γ射线和中子带走。其余的能量随着裂变产物的放射性衰变，通过β和γ辐射的形式逐渐放出。
2.5 链式裂变
在裂变反应中，俘获一个中子会产生2～3个中子。只要其中有一个能碰上裂变核，并引起裂变就可以使裂变继续进行下去，称之为链式反应。但在实际过程中要维持这种反应，则需要满足许多条件。
2.5.1 中子的遭遇
在反应堆中，中子有四种可能的遭遇：
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（1）泄漏到堆外；
（2）被慢化剂、冷却剂、结构材料、裂变产物或核燃料杂质等材料吸收而消失；
（3）被燃料中的非裂变核吸收而消失；
（4）被裂变核素吸收后引起裂变并放出几个新中子。
上述遭遇中，只有第四种情况会产生替代的新中子。此外，中子也通过衰变自行消失，但由于其半衰期比上述途径所需时间要长得多，其影响可以忽略不计。
2.5.2 中子平衡
反应堆设计的主要任务之一就是计算中子发生上述各种遭遇的比例，保证引起裂变的比例足够大，易于使第二代中子与第一代中子达到平衡。现以天然铀热中子反应堆为例，来说明堆内中子平衡的情况。设第一代N1＝100个快中子作为开始。按四种可能的遭遇，其中：2个快中子引起238U裂变并放出5个快中子，加上其余98个快中子共有103个快中子，其中2个快中子泄漏到堆外，余101个快中子，其中5个共振中子被238U吸收不引起裂变。余96个被慢化后，变成热中子，其中3个热中子漏失。余下的93个热中子中，17个被慢化剂、载热剂及结构材料吸收，10个热中子被235U俘获不裂变，26个热中子被238U俘获，40个热中子引起235U裂变并放出100个快中子。这时的中子与第一代开始时的中子相同，即第二代开始N2＝100个快中子。
这就是自持链式反应的一个完全循环。可以一代一代周而复始地重复下去。
如果在一个循环终了时，所产生的快中子不足100个，则经过若干代之后反应就会停止，这种链式反应是收敛的。如果在循环未了时的中子多于100个，则在循环中的中子数会不断增加，这种链式反应是发散的。
在上述中子平衡中给定的数字可以确定下列参数的具体数值：
1. 快中子增殖系数ε＝103/100＝1.03
2. 快中子逃脱泄漏机率L f＝101/103＝0.976
3. 逃脱共振俘获机率p＝96/101＝0.95
4. 热中子逃脱泄漏机率L t＝93/96＝0.966
5. 热中子利用系数f＝76/93＝0.83
6. 热中子增殖系数η＝100/76＝1.32
2.5.3 增殖系数
有效增殖系数是某一代发生的裂变中子数除以上一代发生的裂变中子数。为了简便往往把有效增殖系数称为增殖系数并用K表示，即：
K＝N2/N1
这样就可以用增殖系数来确定反应堆的状态：
（1）K＝1反应堆为临界状态。
（2）K＜1反应堆为次临界状态。
（3）K＞1反应堆为超临界状态。
增殖系数用参数表示：
K＝ε·p·f·η·L f·L t＝K∞·L f·L t
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核电基础知识 核电技术发展：自1951年12月美国实验增殖堆1号（EBR-1）首次利用核能发电以来，世界核电至今已有50多年的发展历史。截止到2005年年底，全世界核电运行机组共有440多台，其发电量约占世界发电总量的16% 1、什么是核能 世界上一切物质都是由原子构成的，原子又是由原子核和它周围的电子构成的。轻原子核的融合和重原子核的分裂都能放出能量，分别称为核聚变能和核裂变能，简称核能。 本书内提到的核能是指核裂变能。前面提到核电厂的燃料是铀。铀是一种重金属元素，天然铀由三种同位素组成： 铀－235 含量0.71% 铀－238 含量99.28% 铀－234 含量0.0058% 铀－235是自然界存在的易于发生裂变的唯一核素。
当一个中子轰击铀－235原子核时，这个原子核能分裂成两个较轻的原子核，同时产生2到3个中子和射线，并放出能量。如果新产生的中子又打中另一个铀－235原子核，能引起新的裂变。在链式反应中，能量会源源不断地释放出来。 铀－235裂变放出多少能量呢？1千克铀－235全部裂变放出的能量相当于2700吨标准煤燃烧放出的能量。 2、核反应堆原理 反应堆是核电站的关键设计，链式裂变反应就在其中进行。反应堆种类很多，核电站中使用最多的是压水堆。 压水堆中首先要有核燃料。核燃料是把小指头大的烧结二氧化铀芯块，装到锆合金管中，将三百多根装有芯块的锆合金管组装在一起，成为燃料组件。大多数组件中都有一束控制棒，控制着链式反应的强度和反应的开始与终止。 压水堆以水作为冷却剂在主泵的推动下流过燃料组件，吸收
了核裂变产生的热能以后流出反应堆，进入蒸汽发生器，在那里把热量传给二次侧的水，使它们变成蒸汽送去发电，而主冷却剂本身的温度就降低了。从蒸汽发生器出来的主冷却剂再由主泵送回反应堆去加热。冷却剂的这一循环通道称为一回路，一回路高压由稳压器来维持和调节。 3、什么是核电站 火力发电站利用煤和石油发电，水力发电站利用水力发电，而核电站是利用原子核内部蕴藏的能量产生电能的新型发电站核电站大体可分为两部分：一部分是利用核能生产蒸汽的核岛、包括反应堆装置和一回路系统；另一部分是利用蒸汽发电的常规岛，包括汽轮发电机系统。 核电站用的燃料是铀。铀是一种很重的金属。用铀制成的核燃料在一种叫“反应堆”的设备内发生裂变而产生大量热能，再用处于高压力下的水把热能带出，在蒸汽发生器内产生蒸汽，蒸汽推动气轮机带着发电机一起旋转，电就源源不断地产生出来，并通过电网送到四面八方，这就是最普通的压水反应堆核电站的工作原理。 在发达国家，核电已有几十年的发展历史，核电已成为一种
核工业基本知识复习题 是非题 一、核能基础知识 1.核能是一种可持续发展的能源，通过几十年经验总结证明，核能是安全、 （＋）经济、干净的能源。 2.核能是一种可持续发展的能源，其优越性是干净、经济、负荷因子高和功 （＋）率调节能力强。 3.核电站具有安全、经济、负荷因子高和污染少等优点。（+ ） 4.我国目前投入商业运行的核电站都是轻水堆型。（－） 5.核能是原子核内部的化学反应释放出来的能量。（—） 6.核能是由质量转换出来的，符合爱因斯坦的著名公式E=mc2。（＋） 7.核电是释放核子内部能量来发电的，目前释放核子能的方法是裂变。（＋） 8.我国当前核电站的主要堆型是轻水压水堆。（＋） 9.我国压水堆核电站中所使用的冷却剂和载热剂也是降低裂变的中子能量 （＋）的慢化剂。 10.核电站的类型是由核反应堆堆型确定的，目前世界上的核电站堆型仅有轻 （—）水堆、重水堆。 11.核岛是发生核裂变并将核能变为热能的场所。（＋） 12.核电站的常规岛就是常规的火电站。（—） 13.核电站主要由核岛、常规岛和辅助设施组成。（＋） 14.核电站按冷却剂分类有水堆、气堆、液态金属堆和熔盐堆。（+） （＋）15.核电安全的三道安全屏障指的是核燃料元件包壳、一回路压力边界和安全 壳。 16.秦山一期核电站反应堆是用轻水作为慢化剂和冷却剂的。（＋） 17.铀－235链式裂变反应是核能发电的物理基础。（＋） 18.秦山三期核电站反应堆是用重水作为慢化剂，轻水作为冷却剂的。（—） 19.全世界当前拥有的核电站数量已超过400座。（＋） 20.当前核电站单机容量最大的核电站是重水堆核电站。（—） 21.目前大部分压水堆核电站的燃料棒包壳由锆合金管制成。（＋） 22.压水堆核电站中的蒸汽发生器其主要作用是将一回路高温高压的水转变（＋）
第七章压水堆核电站的二回路系统及设备 7.1 主蒸汽系统 主蒸汽系统将蒸汽发生器产生的新蒸汽输送到主汽轮机和其他用汽设备及系统。与主蒸汽系统直接相关的设备是：主汽轮机高压缸、汽轮机轴封系统(CET)、汽水分离再热器(MSR)、蒸汽旁路排放系统(GCT)、主给水泵汽轮机(APP)、辅助给水泵汽轮机(ASG)、除氧器(ADG)和蒸汽转换器(STR)。 三台蒸汽发生器顶部引出的三根外径为Φ812.8mm主蒸汽管，分别穿过反应堆厂房(安全壳)；进入主蒸汽隔离阀管廊，并以贯穿件作为主蒸汽管在安全壳上的锚固点。穿过主蒸汽隔离阀管廊后进入汽轮机厂房，然后合并为一根外径为Φ936mm的公共蒸汽母管，再将蒸汽引向各用汽设备和系统。如图7.1所示。 在主蒸汽隔离阀管廊中的每根主蒸汽管道上装有一个主蒸汽隔离阀，其下游安装了一个横向阻尼器。主蒸汽隔离阀上游的管道上装有7只安全阀，一个大气排放系统接头和一个向辅助给水泵汽轮机供汽的接头。大气排放系统接头和辅助给水泵汽轮机供汽接头之所以要接在主隔离阀的上游，是考虑到当二回路故障蒸汽隔离阀关闭时大气排放系统和辅助给水系统还能工作。 在主蒸汽隔离阀两侧还接有一条旁路管，其上装有一个气动隔离阀，在机组启动时平衡主蒸汽隔离阀两侧的蒸汽压力，并在主蒸汽管暖管时提供蒸汽。 在汽轮机厂房内，从蒸汽母管上引出四根Φ631mm的管道与主汽轮机的四个主汽门相连，向汽轮机高压缸供汽。此外，从蒸汽母管两头还引出二条通往凝汽器两侧的蒸汽旁路排放总管。管上各引出6条通往凝汽器的蒸汽排放管，去主给水泵汽轮机、除氧器、蒸汽转换器、汽水分离再热器和轴封的供汽管。两条蒸汽排放总管由一根平衡管线连接在一起。 (1)主蒸汽隔离阀 主蒸汽隔离阀为对称楔形双闸板闸阀。正常运行时全开，但在收到主蒸汽管线隔离信号后能在5秒内关闭。 隔离阀的执行机构是一个与氮气罐相连的液压缸。氮气进入液压缸活塞的上部，其名义bar a。氮气的膨胀力使隔离阀关闭。为开启阀门，设有一套汽动油压泵液压系压力为198. bar a液压油进入液压油缸活塞的下部，克服氮气的压力和开启阻统，产生名义压力为329. 力使阀门开启，见图7.2。快速关阀是由快速排泄液压油缸活塞下部的油液实现的。 控制分配器用于关闭主蒸汽隔离阀。它们由电磁阀操纵。当电磁阀通电时，分配器开启，将液压油缸活塞下部的液体通过常开隔离阀排出，主蒸汽隔离阀在氮气压力作用下迅速关闭。两条排油管线是冗余的，单独一条管线就足以使阀门在5秒内关闭。
先进压水堆核电站核岛通风空调系统设备鉴定研究 文章通过对第三代先进压水堆核电站核岛通风空调系统核级设备样机鉴定进行分析，总结出适用于核岛通风空调系统核级关键设备包括风机类、风阀类、空调类和净化类的样机选择原则、鉴定方法的选择、包络性地震载荷的确定、鉴定的实施和鉴定结论。该鉴定总结对于其他核电站通风空调系统核级设备的鉴定具有较高的参考价值和指导意义。 标签：通风空调系统；设备鉴定；环境鉴定；抗震鉴定；鉴定方法 引言 核电站核岛通风空调系统对于核电站正常运行和环境保护起着重要的作用，是反应堆重要的辅助屏障系统，也是核电站的纵深防御措施之一。通风空调设备是核岛通风空调系统的重要组成部分，对于核安全级（简称核级）的通风空调设备，需要进行鉴定以验证其在规定的使用条件下具备所要求的功能能力。核岛通风空调系统的主要设备包括风机类、风阀类、空调类和净化类，因设备功能不同，这些设备类别又分为多种系列、型号和规格，选择有代表性的样机进行鉴定成为必然。文章在目前国内在建的某第三代先进压水堆核电站核岛通风空调系统关键设备的研制基础上，对鉴定样机的选择原则、鉴定方法的选择、鉴定输入条件、鉴定内容、鉴定结论进行了分析总结。 1 设备鉴定 1.1 设备鉴定的目的 根据NB/T 20036.1[1]，设备鉴定的目的是证明被鉴定设备在规定的使用条件下具备所要求的功能能力，并产生相应的证据。 1.2 设备的分级 HAF102[2]在设计总准则一章中针对核电厂的设计提出了“必须明确规定构筑物、系统和部件的全部安全功能。构筑物、系统和部件必须按其安全的重要性进行分级。”从而根据其安全级别对物项的设计和评定提出相应的鉴定要求。根据TS-X-NIEP-TCYV-DC-20001[3]，第三代先进压水堆核电站核岛通风空调设备功能安全分级、电气分级、地震分级之间的对应关系如表1所示。 1.3 设备鉴定的内容 设备鉴定包括设备的环境鉴定和抗震鉴定，只有经过设备鉴定合格的设备，才能用于核设施。环境鉴定是验证设备在正常与事故环境条件下的性能，环境鉴定包括长期正常运行工况下的老化鉴定和事故环境工况下的LOCA鉴定；抗震鉴定是验证设备在地震载荷的作用下能否正常工作，保持其要求的性能，以履行
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
PCTran压水堆核电站事故仿真实验报告 一、预习报告 实验名称：压水堆核电站事故PCTRAN仿真模拟 实验目的：1、熟悉PCTRAN软件的使用； 2、利用PCTRAN软件模拟核电站的工作、事故工况和事故现象； 3、结合仿真软件深入了解核电站事故的发生原因、现象、后果。 实验仪器设备： 电脑、仿真软件 实验内容： 1、启动电脑，打开PCTRAN仿真软件，熟悉操作界面和 方法。 2、加载运行工况，然后加载事故工况。 3、在事故工况稳定之后，导出事故流程记录，并对事故 中产生响应的参数进行图表记录。 实验原理和背景材料: PCTRAN是基于PC的核能仿真软件包尤其针对核电站运行和事故反应的培训。如堆芯熔化，安全壳失效和放射性物质释放等严重事故也包含在它的范围内。从1985引入以来，PCTRAN 已经成为全世界安装在核电站和研究机构中最成功的培训仿真软件。从1996年起，PCTRAN被国际原子能机构（IAEA）选为年度先进反应堆仿真专题研讨会培训软件。相当多的大学用PCTRAN教授核能技术并用作硕士和博士的论文开发平台。 在核电站模拟方面，提供了正常运行时的仪表和控制显示。另外还提供了反应对冷却剂边界泄露或者安全壳失效的图标。组
合的放射物释放形成了应急计划区的放射性剂量分布。PCTRAN 可以为核电站的工作人员提供真实的培训和练习。模拟程序延展到可以根据现实的气象条件提供区域的剂量预测。它的运行可以是真实的速度也可以是数倍于真实的速度。它的图形用户界面使操作起来十分方便。所有的图标，文本信息和数据都是通过Microsoft Office Suite传递。 PCTRAN现有的模型: · GE BWR 2 (Oyster Creek), 4 (Peach Bottom), 5 (La Salle), 6 (River Bend) and ABWR (Lungmen) with Mark I, II, III or advanced containment · GE ABWR and ESBWR · Westinghouse 2-loop Chasma (300 Mwe) 与秦山一期同型, 600 MW Point Beach与秦山二期同型, and 4-loop (Salem) PWR dry containment or ice condenser containment (Sequoyah) · Westinghouse AP1000 三门或海阳 · Korean Standard Nuclear Plant OPR1000 and APR1400 · B&W (now Areva) PWR’s of once through steam generators (TMI)· Framatome PWR’s 3-loop大亚湾或岭澳, Areva EPR 1600, ATMEA PWR 3-loop, Mitsubishi APWR · ABB BWR’s (TVO) · Russian VVER 1000 田湾, 第三代 AES92
压水堆核电站工作原理简介 核反应堆是核电动力装置的核心设备，是产生核能的源泉。在压水反应堆中，能量主要来源于热中子与铀-235核发生的链式裂变反应。 裂变反应是指一个重核分裂成两个较小质量核的反应。在这种反应中，核俘获一个中子并形成一个复合核。复合核经过很短时间（10-14s）的极不稳定激化核阶段，然后开裂成两个主要碎片，同时平均放出约2.5个中子和一定的能量。一些核素，如铀-233、铀-235、钚-239和钚-241等具有这种性质，它们是核反应堆的主要燃料成分。铀-235的裂变反应如图1.3-1所示。 对于铀-235与热中子的裂变反应来说，目前已发现的裂变碎片有80多种，这说明是以40种以上的不同途径分裂。 在裂变反应中，俘获1个中子会产生2～3个中子，只要其中有1个能碰上裂变核，并引起裂变就可以使裂变继续进行下去，称之为链式反应。 由于反应前后存在质量亏损，根据爱因斯坦相对论所确定的质量和能量之间的关系，质量的亏损相当于系统的能量变化，即ΔE＝Δmc2。对铀-235来说，每次裂变释放出的能量大约为200Mev（1兆电子伏=1.6×10-13焦耳）。这些能量除了极少数（约2％）随裂变产物泄露出反应堆外，其余（约98％）全部在燃料元件内转化成热能，由此完成核能向热能的转化。 水作为冷却剂，用于在反应堆中吸收核裂变产生的热能。高温高压的一回路水由反应堆冷却剂泵送到反应堆，由下至上流动，吸收堆内裂变反应放出的热量后流出反应堆，流进蒸汽发生器，通过蒸汽发生器的传热管将热量传递给管外的二回路主给水，使二回路水变成蒸汽，而一回路水流出蒸汽发生器后再由反应堆冷却剂泵重新送到反应堆。如此循环往复，形成一个封闭的吸热和放热的循环过程，构成一个密闭的循环回路，称为一回路冷却剂系统。 蒸汽发生器产生的饱和蒸汽由主蒸汽管道首先送到汽轮机的高压阀组以调节进入高压缸的蒸汽量，从高压阀组出来的蒸汽通过四根环形蒸汽管道进入高压缸膨胀做功，将蒸汽的热能转变为汽轮机转子旋转的机械能。在膨胀过程中，从高压缸前后流道不同的级后抽取部分蒸汽分别送入高压加热系统和辅助蒸汽系统。高压缸的排气一部分送往4号低压加热器用于加热凝结水，大部分通过四根管道排往位于低压缸两侧的四台汽水分离再热器，在这里进行汽水分离，并由新蒸汽对其进行再热。从汽水分离再热器出来的过热蒸汽经四根管道送入四台低压缸内膨胀做功，从四台低压缸前后流道抽取部分蒸汽分别送往3号、2号和1号低
第三代核电站的要求 美国核电用户要求文件（URD）和欧洲核电用户要求文件（EUR）提出了下一代核电站（即第三代核电站）的安全和设计技术要求，它包括了改革型的能动（安全系统）核电站和先进型的非能动（安全系统）核电站，并完成了全部工程论证和试验工作以及核电站的初步设计。 第三代压水堆核电站有两种类型：改进型电厂（如EPR）和非能动型电厂(如 AP1000)。URD对两种类型的核电厂又分别提出了专用要求，其要点如下： 改进型核电厂：更简化的专设安全系统；至少有两条隔离的和独立的交流电源与电网相连；至少三十分钟时间内，不考虑操纵员的干预；在丧失全部给水，至少在2小时内不应有燃料损坏；在丧失厂内外交流电源的8小时内，燃料没有损坏等。 非能动型核电厂：不要求安全相关的交流电源；至少72小时内，不需要操作员干预；严重事故条件下，安全壳有足够的设计裕量；不需要厂外应急计划等。 第三代主要先进堆型介绍：按照URD和和其他相关文件要求，近十年来世界主要核电国家开发了一系列第三代核电堆型，这些堆型按其设计特征可以分为改进型和革新型。主要有三种核电堆型：AP1000、EPR、ABWR。 3.1 AP1000 AP1000是美国西屋公司开发的一种双环路，电功率为1117MW的第三代先进型PWR机组，他是1999年12月获得NRC设计许可证的AP600的设计，主要特征是高水平非动能安全系统的设计，并通过提高功率输出水平，降低发电成本。AP1000主要有以下几个特点：a.采用了既先进又成熟的技术，如反应堆采用Model 314技术和IFBA燃料组件，反应堆冷却剂泵采用全密封泵（屏蔽泵）等； b.采用非动能的安全系统，如非能动的堆芯冷却系统、非能动的安全壳冷却系统、主控室可滞留系统和安全壳隔离系统也通过非动能安全设计和实施实现其功能； c.反应堆冷却系统进行了若干改进以使其更可靠和便于维修； d.采用先进的全数字化仪控系统设计； e.设计改进大大简化了AP1000核电厂。使建造周期大大缩减。 3.2 欧洲先进压水堆EPR 1993年5月，法国和德国的核安全当局提出在未来压水堆设计中采用共同的安全方法，通过降低堆芯熔化和严重事故概率和提高安全壳能力来提高安全性，从放射性保护、废物处理、维修改进、减少人为失误等方面根本改善运行条件。1998年，完成了EPR基本设计。2000年3月，法国和德国的核安全当局的技术支持单位IPSN和GRS完成了EPR基本设计的评审工作，并于2000年11月颁发了一套适用于未来核电站设计建造的详细技术导则。 EPR是法马通和西门子联合开发的反应堆。2001年1月，法马通公司与西门子核电部合并，组成法马通先进核能公司（Framatome ANP，AREVA集团的子公司）。
核电厂的安全目标是什么，其两个解释目标是什么？ 答：安全目标是建立并维持一套有效的防护措施，以保证工作人员、公众和环境免遭放射性危害。 辐射防护目标 确保在正常时放射性物质引起的辐射照射低于国家规定的限值，并保持在可合理达到的尽量低的水平。 技术安全目标 防止发生事故，减少严重事故发生概率及其后果。 核能发电有何特点？ 1、核能具有很高的能量密度 2、核电是清洁的能源 3、核能是极为丰富的能源 4、核电在经济性具有竞争力 5、核电的安全性具有保障 纵深防御原则是什么，与核电站设计有何关系？ 多道屏障：燃料芯块、燃料元件包壳、反应堆冷却剂系统承压边界、安全壳 多级防御 预防，预防出现异常工况和系统故障； ——保守设计、高质量建造和运行 保护，异常工况的控制和故障检测； ——控制、保护系统和定期检查 限制，控制事故在设计基准事故内； ——工程安全设施和事故处置程序 缓解，防止事故的扩展，减轻严重事故的后果； ——备用措施和事故管理 应急，减轻大量放射性物质释放所造成的环境影响； ——厂外应急响应计划。 反应堆冷却剂系统的功能是什么？ 系统功能： 可控的产生链式裂变反应 导出堆芯热量，冷却堆芯，防止燃料元件烧毁 产生蒸汽 第二道实体屏障，包容放射性物质 反应堆的功能是什么? 以铀为核燃料，可控制地使一定数量的核燃料发生自持链式裂变反应，并持续不断地将核裂变释放能量带出作功。 由以下部分组成：堆芯、下部堆内构件、上部堆内构件、压力容器（含筒体及顶盖）、控制棒驱动机构。 主泵的功能是什么？目前，压水大型堆核电厂主要使用哪种类型的主泵，为什么？
功能：用于驱动冷却剂在RCP内的循环，连续不断地将堆芯产生的热量传递给蒸汽发生器二次侧给水。 空气冷却、立式电动单级离心泵，带有可控泄漏轴封装置。 大流量、低扬程。 稳压器的基本功能是什么？如何实现？稳压器的压力与水位控制如何实现？ 压力控制—维持一回路压力在整定值附近，防止堆芯冷却剂汽化； 压力保护—系统超压时，安全阀自动开启，使RCP卸压； 作为一回路冷却剂的缓冲箱，补偿RCP水容积变化 在启堆时使RCP升压，停堆时使RCP降压。 化学和容积控制系统的基本功能是什么？ 启动前向一回路系统充水，进行水压试验。 运行中用于调节稳压器水位，保持一回路冷却剂系统水体积。 调节冷却剂系统硼浓度，控制反应堆反应性的慢变化 净化冷却剂，减少反应堆冷却剂中裂变产物和腐蚀产物的含量。 为主泵提供轴封水； 向反应堆冷却剂加入适量的腐蚀抑制剂，以保持一回路水质。 冷却剂泵停运后提供稳压器的辅助喷淋水。 RCV系统的功能如何实现？ 下泄回路 净化回路 上充回路 轴封水及过剩下泄回路 低压下泄管线 反应堆硼和水补给系统的功能是什么？ 为一回路系统提供除气除盐含硼水，辅助化容系统实现容积控制； 为进行水质的化学控制提供化学药品添加设备； 为改变反应堆冷却剂硼质量分数，向化容系统提供硼酸和除气除盐水； 为换料水储存箱、安注系统的硼注入罐提供硼酸水和补水，为稳压器卸压箱提供辅助喷淋冷却水，为主泵轴封蓄水管供水。 余热排出系统的功能是什么？ 当反应堆进入冷停闭的第二阶段以下时，用于排出堆芯余热，水和设备中的释热，以及运行的主泵在一回路中产生的热量。 在反应堆停堆及装卸料或维修时，导出燃料发出的余热，将一回路水保持在冷态温度。 换料操作后，余热排出泵可将反应堆换料腔中的水送回换料水箱。 主泵停止时，可以使一回路硼浓度均匀化。 与化容系统相连，当一回路压力过低时，可排放和净化一回路冷却剂。 用RRA排料腔水时，水由此去PTR水箱。 设备冷却水系统的功能是什么，系统有何特点？
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。
我国第三代核电技术一览 我国的核电技术路线是在上世纪80年代确定走引进、消化、研发、创新的道路的。经过20余年的努力，通过对引进的二代法国压水堆技术的消化吸收，取得了巨大的技术进步，实现了60万千瓦压水堆机组设计国产化，基本掌握了百万千瓦压水堆核电厂的设计能力。目前我国有五种第三代核电技术拟投入应用，他们分别是 AP1000、华龙一号、CAP1400、法国核电技术(EPR)以及俄罗斯核电技术(VVER)。北极星电力网小编整理五种核电技术及特点供核电业界人士参考。 1、AP1000 AP1000是美国西屋公司研发的一种先进的“非能动型压水堆核电技术”。西屋公司在已开发的非能动先进压水堆AP600的基础上开发了AP1000。该技术在理论上被称为国际上最先进的核电技术之一，由国家核电技术公司负责消化和吸收，且多次被核电决策层确认为日后中国主流的核电技术路线。 国家核电技术公司的AP1000和中广核集团与中核集团共推的华龙一号被默认为中国核电发展的两项主要推广技术，两者一主一辅，AP1000技术主要满足国内市场建设和需求，华龙一号则代表中国核电出口国外。 作为国内首个采用AP1000技术的依托项目三门核电一号机组原计划于2013年底并网发电，但由于负责AP1000主泵制造的美国EMD公司多次运抵中国的设备都不合格，致使三门一号核电机组如今已经延期2年。 目前，除在建的两个项目(三门、海阳)外，三门二期、海阳二期、广东陆丰、辽宁徐大堡、以及湖南桃花江等内陆核电项目均拟选用AP1000技术。 AP1000技术主要目标工程包括：海阳核电厂1-2号机组、三门核电厂1-2号机组、红沿河核电厂二期项目5-6号机组、三门核电厂二期项目、海阳核电厂二期项目、徐大堡核电厂一期项目以及陆丰核电厂一期项目等。其中海阳核电厂1-2号机组和三门核电厂1-2号机组为正在建设的核电项目，其余五个为有望核准的核电项目。 【三门核电站】浙江三门核电站是我国首个采用三代核电技术的核电项目。三门核电站在全球率先采用第三代先进压水堆AP1000技术，其1号机组是全球首座AP1000核电机组。三门核电站位于浙江南部三门县，一期工程建设2004 年7月获得国务院批准并于2009年4月19日开工建设，总投资250亿元，将首先建设两台目前国内最先进的100万千瓦级压水堆技术机组。这是继中国第一座自行设计、建造的核电站——秦山核电站之后，获准在浙江省境内建设的第二座核电站。三门核电站总占地面积740万立方米，可分别安装6台100万千瓦核电机组。全面建成后，装机总容量将达到1200万千瓦以上，超过三峡电站总装机容量。 AP1000技术特点：
先进型压水堆核电机组AP1000综述 一、AP1000的总体概况和技术特点 1. 总体概况 AP1000是西屋公司开发的一种双环路1000 MW的压水堆核电机组，其主要特点有：采用非能动的安全系统，安全相关系统和部件大幅减少、具有竞争力的发电成本、60年的设计寿命、数字化仪空室、容量因子高、易于建造(工厂制造和现场建造同步进行)等，其设计与性能特点满足用户要求文件（URD）的要求。 西屋公司在开发AP1000之前，已完成了AP600的开发工作，并于1998年9月获得美国核管会（NRC）的最终设计批准（FDA），1999年12月则获得NRC的设计许可证，该设计许可证的有效期为15年。西屋公司投入了大量人力，通过大量的实体试验和众多听证与答辩来确保其设计的成熟性。 AP1000基本上保留了AP600核岛底座的尺寸，但也作了适当的设计改进以提升AP1000的先进性和竞争力：增加堆芯长度和燃料组
件的数目；加大核蒸汽供应系统主要部件的尺寸；适当增加反应堆压力壳的高度；采用△125的蒸汽发生器；采用大型密封反应堆主泵（装备有变速调节器）；采用大型的稳压器；增加安全壳的高度；增加某些非能动安全系统部件的容量；增加汽轮机岛的尺寸和容量等。2. 主要技术特点 反应堆采用西屋成熟的Model314技术，该技术已成功地用于比利时Doel-4、Tihange-3和美国South Texas Project电站上。 反应堆冷却系统为二环路设计，每个环路通过冷却剂管道联接有一台大容量蒸汽发生器和两台密封式的冷却剂泵，此外冷却系统上还联接有一台稳压器。 采用非能动的安全系统。它采用双层安全壳，并保留了AP600的非能动安全系统的构架，系统设计简化，安全性大大提高。 仪控系统是基于Sizewell B的全数字技术而开发完成的，特别采用了经验证的数字化安全系统，采用了紧凑型的工作站式的控制室，采用了基于影像技术的人-机接口。 二、AP1000的安全性、经济性与成熟性 1. AP1000的安全性 AP1000采用失效概率低的非能动安全系统，大大提升了机组的安全性，其堆芯熔化概率（CDF）仅3×10-7/堆年，远低于URD的10-5/堆年的要求，其安全裕度与堆芯熔化概率较典型二代压水堆核电站以及AP600都有了长足的进步。其非能动堆芯冷却系统如下图所示：
基金项目：国家自然科学基金资助项目（61040013）；上海市教育委员 会重点学科建设项目（J51301）；上海市教育委员会科研创 新项目（09YZ347） 收稿日期：2012－03－23修回日期：2012－05－04第30卷第1期计算机仿真2013年1月文章编号：1006－9348（2013）01－0193－04 压水堆核电站稳压器压力控制系统仿真研究 张国铎，杨旭红，许行，卢栋青 （上海电力学院，上海200090） 摘要：研究PID 控制器参数优化问题，针对稳压器压力控制系统具有复杂非线性、时变性特点，引起系统的输出品质特性较差，超调量大，调节时间长，上升时间长，控制精度差等。传统PID 的控制参数难以精确整定，且依赖于对象的精确数学模型。为了提高PID 控制精度，减小超调量、调节时间和上升时间，提出用单神经元的神经网络来优化PID 控制器参数的方法。通过单神经元的自学习和自适应能力，获得最优控制性能的PID 控制参数。仿真结果表明，单神经元神经网络的PID 控制方法与传统的PID 控制方法相比，系统响应速度更快，超调量更小，为优化控制系统提供了参考。 关键词：压水堆；稳压器；压力控制系统；比例积分微分控制；单神经元 中图分类号：TP183文献标识码：A Simulation of Pressurizer Pressure Control System of Pressurized Water Reactor Nuclear Power Station ZHANG Guo －duo ，YANG Xu －hong ，XU Hang ，LU Dong －qing （Shanghai University of Electric Power ，Shanghai 200090，China ） ABSTRACT ：Study PID controller parameters optimization problem．The pressure control system of pressurizer has the characteristics of complex nonlinear and time －varying ，leading to the poor outputs of the system ，such as large o-vershoot ，long setting time and low control accuracy．It is difficult to get precise parameters with traditional PID con-troller ，and the PID control method is relied on the precise mathematical model badly．In order to improve the precision of PID control ，decrease the overshoot and the setting time ，and the rising time ，a PID controller parameter optimization method was put forward based on single neuron neural network．Through the self －learning and the self －adaptive abili-ty of the single neuron ，the optimal PID controller parameters were obtained．The computer simulation experiment dem-onstrates that the single neuron PID controller performs very well ：the response is quicke ant the overshoot is minimal compared with the tradition PID regulator．And it provides some reference for optimization control system． KEYWORDS ：PWR －type ；Pressurizer ；Pressure control system ；PID controller ；Single neuron 1引言 稳压器是压水堆核电站的重要设备之一，其压力控制的优劣直接影响到核电站能否安全的运行。稳压器的压力要 维持在一定范围内，在稳态运行时一回路绝对压力在15． 5MPa 的整定值附近。当系统压力过高时，系统压力边界可 能会被破坏，当系统压力过低时堆芯会发生DNB （偏离泡核 沸腾）。PID 控制是传统的稳压器压力控制系统常用的控制 方法，该方法具有直观、实现简单和鲁棒性好等优点。但是， 在很多实际的情况中，被控对象往往具有非线性、时变性和不确定性，对象参数和环境常常随着时间发生变化，使得控制对象和模型失配， 传统PID 控制器参数往往优化不良，控制效果欠佳［1］。因此常规PID 控制的应用受到了很大的挑战和限制。针对传统PID 控制器参数优化过程存在的问题，运用单神经元的自学习和自适应能力，获得最优控制性能的PID 控制参数，结合单神经元神经网络适用于复杂非线性系统进行建模和控制特点，本文提出了一种用单神经元神经网络来优化PID 控制器参数的方法，并通过MATLAB 仿真来证明该控 制方法比传统的PID 控制优越性体现在超调量的减小、调节 时间的减小和上升时间的减小。2稳压器压力控制系统压力控制的作用是在稳态和设计瞬态工况下，使稳压器 —391—
压水堆核电站的发电原理 把热能带出，在蒸汽发生器内产生蒸汽，蒸汽推动汽轮机带动发电机发电。 一回路反应堆堆芯因核燃料裂变产生巨大的热能，由主泵泵入堆芯的水被加热成327度、155个大气压的高温高压水，高温高压水流经蒸汽发生器内的传热U型管，通过管壁将热能传递给U型管外的二回路冷却水，释放热量后又被主泵送回堆芯重新加热再进入蒸汽发生器。水这样不断地在密闭的回路内循环，被称为一回路。 二回路蒸汽发生器U型管外的二回路水受热从而变成蒸汽，推动汽轮发电机做功，把热能转化为电力：做完功后的蒸汽进入冷凝器冷却，凝结成水返回蒸汽发生器，重新加热成蒸汽。这样的汽水循环过程，被称为二回路。 三回路三回路使用海水或淡水，它的作用是在冷凝器中冷却二回路的蒸汽使之变回冷凝水。 什么是核燃料? 核燃料是可在核反应堆中通过核裂变产生核能的材料，是铀矿石经过开采、初加工、铀转化、铀浓缩，进而加工成核燃料元件。 压水堆核电站用的是浓度为3%左右的核燃料（铀一235）。大亚湾核电站的核反应堆内有157个核燃料组件，每个组件由1717根燃料棒组成。燃料棒由烧结二氧化铀芯块装入锆合金管中封焊构成。一个燃料组件中有一束控制棒，控制核裂变反应。
利用核能生产电能的电厂称为核电厂。由于核反应堆的类型不同，核电厂的系统和设备也不同。压水堆核电厂主要由压水反应堆、反应堆冷却剂系统（简称一回路）、蒸汽和动力转换系统（又称二回路）、循环水系统、发电机和输配电系统及其辅助系统组成，其流程原理如图 2.1所示。通常将一回路及核岛辅助系统、专设安全设施和厂房称为核岛。二回路及其辅助系统和厂房与常规火电厂系统和设备相似，称为常规岛。电厂的其他部分，统称配套设施。实质上，从生产的角度讲，核岛利用核能生产蒸汽，常规岛用蒸汽生产电能。 反应堆冷却剂系统将堆芯核裂变放出的热能带出反应堆并传递给二回路系统以产生蒸汽。通常把反应堆、反应堆冷却剂系统及其辅助系统合称为核供汽系统。现代商用压水堆核电厂反应堆冷却剂系统一般有二至四条并联在反应堆压力容器上的封闭环路（见图2.2）。每一条环路由一台蒸汽发生器、一台或两台反应堆冷却剂泵及相应的管通组成。一回路内的高温高压含硼水，由反应堆冷却剂泵输送，流经反应堆堆芯，吸收了堆芯核裂变放出的热能，再流进蒸汽发生器，通过蒸汽发生器传热管壁，将热能传给二回路蒸汽发生器给水，然后再被反应堆冷却剂泵送入反应堆。如此循环往复，构成封闭回路。整个一回路系统设有一台稳压器，一回路系统的压力靠稳压器调节，保持稳定。 为了保证反应堆和反应堆冷却剂系统的安全运行，核电厂还设置了专设安全设施和一系列辅助系统。 一回路辅助系统主要用来保证反应堆和一回路系统的正常运行。压水堆核电厂一回路辅助系统按其功能划分，有保证正常运行的系统和废
压水堆核电站反应堆压力容器金属材料概述压水堆核电站反应堆压力容器是在高温、高压流体冲刷和腐蚀，以及强烈的中子辐照等恶劣条件下运行的，因此ASME规范第Ⅺ卷要求，反应堆压力容器应采用优质材料、严格制造工艺、完善的试验和检查技术，且在服役期间必须定期进行检查。 1.反应堆压力容器结构和作用 功率在1000MW及以上的普通压水堆核电站反应堆压力容器设计压力高达17MPa，设计温度在350℃左右，直径近5m，厚度超过20cm，有的单件铸锭毛重达500多吨，设计寿命至少要求40年。因为其体积庞大，不可更换，所以压力容器的寿命决定了核电站的服役年限。压水堆压力容器是由反应堆容器和顶盖组成，前者由下法兰(含接管段)、简体和半球形下封头组焊而成，顶盖由半球形上封头和上法兰焊接组成(或者为一体化顶盖)。上下法兰面之间用两道自紧式空心金属(高镍耐蚀合金Im718或18—8钢)“0”形环密封。为了避免容器内表面和密封面腐蚀，在压力容器内壁堆焊有大于5mm厚的不锈钢衬里。为防止外表面腐蚀，压力容器外表面通常涂漆保护。 2.反应堆压力容器材料的发展史 压水堆反应堆压力容器材料一般都是在工程上成熟的材料基础上改进而成的。美国第一代压水堆核电站反应堆压力容器材料用的是具有优良工艺稳定性、焊接性和强度较好的锅炉钢A212B(法兰锻件为A350LFs)，由于A212B钢淬透性和高温性能较差，第二代改用Mn-Mo 钢A302B (锻材为A336)，该钢中的Mn是强化基体和提高淬透性的元素，它能提高钢的高温性能及降低回火脆性。随着核电站向大型化发展，压力容器也随之增大和增厚，A302B钢缺口韧性差的不足就逐渐显露出来，为保证厚截面钢的淬透性，使强度与韧性有良好的配合，20世纪60年代中期又对A302B钢添加Ni，改用淬透性和韧性比较好的Mn-M-Ni钢A533B (锻材为A508一Ⅱ钢)。并以钢包精炼、真空浇铸等先进炼钢技术提高钢的纯净度、减少杂质偏析，同时将热处理由正火+回火处理改为淬火+回火的调质处理，使组织细化，以获得强度、塑性和韧性配合良好的综合性能。与此同时，由于壁厚增加和面对活性区的纵向焊缝辐照性能差，所以将压力容器由板焊接结构改为环锻容器，材料采用A508一Ⅱ钢。它曾盛行一时，但自1970年西欧发现A508一Ⅱ钢堆焊层下有再热裂纹之后，又发展了A508一Ⅲ钢。 A508一Ⅲ钢是在A508一Ⅱ钢基础上，通过减少碳化物元素C、Cr、Mo、V的含量，以减少再热裂纹敏感性，使基体堆焊不锈钢衬里后，降低产生再热裂纹的倾向。为弥补因减少淬透性元素而降低的强度和淬透性，特增加了A508一Ⅲ钢中的Mn含量。因锰易增大钢中偏析，故又降低了磷、硫含量。硅在上述钢中是非合金化元素。有增加偏析、降低钢的塑、韧性的倾向，其残存量以偏低为好。厚截面的A508-Ⅲ钢淬火后，基体组织是贝氏体，当冷却速度不足时，将出现铁素体和珠光体，这种组织较贝氏体粗大，对提高强度和韧性不利，所以反应堆压力容器用钢要求采用优化的调制热处理工艺。 俄罗斯的反应堆应力容器用的材料不是Mn-Mo-Ni钢而是Cr-M0-V以及Cr-Ni-Mo-V钢。该钢已分别用在俄罗斯及东欧的VVER-440和VVER-l000压水堆上以及我国的田湾核电站