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第三章压水堆核电厂

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压水堆核电厂的工作原理

压水堆核电厂的工作原理

ＮｕｃｌｅａｒＰｏｗｅｒＫｎｏｗｌｅｄｇｅ核电知识压水堆核电厂的工作原理压水堆是用高温高压水作慢化剂和冷却剂的反应堆。

１５兆帕左右（即１５０大气压左右）高压的一回路水在反应堆内被核能加热，温度升高到３２５℃左右。

它在蒸汽发生器内将二回路水加热，生成６～７兆帕、２７５～２９０℃的蒸汽，推动汽轮发电机组发电。

核电厂与火电厂的主要区别是核电厂用反应堆替代了火电厂的锅炉。

压水堆的结构压水堆由堆芯、堆内构件、压力容器和控制棒及驱动机构组成（如图所示）。

把二氧化铀烧结成小圆柱形芯块，装入直径约１０毫米的锆合金管中，组成燃料元件（燃料棒）。

再将许多燃料元件按一定格式排列，用定位件组装在一起，成为燃料组件。

运行时部分组件内插有控制棒束。

许多燃料组件按一定规律组合在一起，构成堆芯，它是压水堆内产生热能的核心。

!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!"!!!!"!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!"!!!!"编者按：当前能源需求快速增长，环境污染日趋严重，为了解决这些问题，世界各国越来越把目光投向核电。

在我国正面临着核电建设快速发展的大好形势，为了向公众广泛宣传核电是安全、可靠、清洁的新能源，本刊将连续刊载核电科普知识，以飨读者。

压水堆核电厂简要流程图压水堆核的整体结构图１９２－－压水堆的主要物理热工特性压水堆用普通水作为慢化剂和冷却剂，用镉－铟－银和硼酸作为控制材料。

以１００万千瓦的核电厂为例，它具有下列主要特性：（１）堆芯高约３．６米，直径约３米，在这么小的体积内要发出约３００万千瓦热功率，其平均体积比功率高达约１１０千瓦每升。

停堆后，由于裂变产物的β和γ衰变以及缓发中子的作用，还要发出“余热”，几小时后还有１％额定功率（约３万千瓦），其能量十分可观！因此必须确保冷却剂流动不能中断，更不能失水！（２）一回路压力如果降低，高温水可能汽化，使燃料元件冷却恶化。

压水堆核电厂：反应堆硼和水补给系统(REA)

压水堆核电厂：反应堆硼和水补给系统(REA)

SED TEP RAZ
161VB 202VB 163VB 160VB 1RCV154VP
正常下泄
1REA 164VB
9REA 005BA
电加热器
TEP 回收的硼酸
PTR001BA
RIS
1REA190VB
9REA180VB
到 2 号机
192VB
194VB 059VB 159VB
RIS
9REA 003BA 3 81m
1REA130VD
到 1RCP 系统卸压箱 到 1RCP 稳压器先导安全阀
1REA353VD
TEP
2REA139VD 不合格的水 送去再处理 到 2 号机 2REA010VD 9REA003VD 9REA002VD 2REA006VD 2REA001PO
1REA355VD 1REA351VD
到 1RCP 稳压器先导隔离阀 到 1RRA 系统先导安全阀
019VP
154VB
060VB
9REA178VB 9REA 068VB 9REA052VB 9REA067VB
053VB
SED
228VB 062VB
RCV001PO
0016VD
0015VD
060 MD
1REA 006BA 3 0.02m
9REA179VB
054VB
RCV002PO
1REA003PO 058VB 158VB
1REA006VD 1REA001PO 1REA007VD 1REA002PO
1REA010VD
9REA146VD
到 1RCP002PO3 号轴封
1REA 131VD
1REA139VD
9REA 002BA 3 300m

核电厂系统与设备-压水堆核电厂

核电厂系统与设备-压水堆核电厂

2.1 概述
2.1.2 压水堆核电厂的工作原理 （8）循环水系统
功能 ：为凝汽器提供凝结汽轮机乏汽的冷却水。
分类: 开式供水和闭式供水。
开式供水：指以江河湖海为天然水源, 冷却水一次通过, 不重 复使用。
闭式供水：把由凝汽器排出的水, 经过冷却降温之后, 再用循 环水泵送回凝汽器入口重复使用。
2.1 概述
2.1.2 压水堆核电厂的工作原理 （6）二回路系统的组成
汽轮机、发电机、凝汽器、凝结水泵、给水加热器、除 氧器、给水泵、蒸汽发生器、汽水分离再热器等设备
间接循环：二回路水不受一回路污染
2.1 概述
2.1.2 压水堆核电厂的工作原理 （7）沸水堆核电厂工作原理
汽轮机、发电机、凝汽器、凝结水泵、给水加热器、除 氧器、给水泵、蒸汽发生器、汽水分离再热器等设备 直接循环
本课程课程目录
《核电厂系统与设备》
序号
教学内容
1 第1章 绪论 2 第2章 压水堆核电厂 3 第3章 反应堆冷却剂系统和设备 4 第4章 核岛主要辅助系统 5 第5章 专设安全设施 6 第6章 核电厂热力学 7 第7章 核汽轮发电机组 8 第8章 核电厂二回路热力系统
共32学时
总学时
2 4 6 4 4 2 4 2
2.1 概述
2.1.2 压水堆核电厂的工作原理 （3）反应堆冷却剂系统（一回路系统）
（RCS）Reactor Coolant System Primary Coolant System 1.Reactor Pressure Vessel 2.Steam Generator 3.Primary Coolant Pump 4.Pressuriser
2.1 概述
2.1.2 压水堆核电厂的工作原理 （8）循环水系统

核电站化学第3章

核电站化学第3章
辐射剂量只有达到较高数值时, 才对辐射产额有明显影响. 如当辐射剂量达到2×1023电子伏／厘米3·秒时, GH2≈GH2O2≈1.2, 而一般γ射线引起的GH2≈0.45. 在压水堆冷 却剂的辐射剂量水平下, GH2和GH2O2均有明显提高.
温度和压力的影响 温度升高将加快初始辐射产物向水体的扩散, 从而减少了 生成分子产物的机会.
由水中重结晶出来的晶体呈透明鳞片状密度为l46溶点184活化几率很低天然硼同位素中反应的中子吸收截面为3837反应生成物为稳定li其余为802中子吸收截面仅为55103有较高的溶解度硼以水合物价格低廉硼酸久已在工业上大规模生产价格也不贵硼酸的使用硼酸在反应性控制中的弱点硼酸对反应性的控制是通过向回路注入硼酸或纯水故对反应性的调节速度较慢105补偿裂变产物钐和氙积累引起的反应性降低等如补偿多普勒效应空泡效应快速功率调节快速停堆等硼酸在反应性控制中的速度较慢化控引进正反应性温度系数非化控压水堆的反应性温度效应是负的即温度升高会自发地引起反应性下降从而控制温度的进一步提高压水堆的负反应性温度系数是多普勒效应和冷却剂温度效应的结果燃料元件温度升高时导致反应性下降温度升高引起水的密度减少欲使反应堆最终具有负反应性温度系数小于多普勒效应和慢化剂温度效应所具有的负温度系数之和硼的燃耗天然硼中如果以堆芯水容积为50m冷却剂平均硼浓度为500mgkg则一个压水堆每年需要消耗5kg10相当于150公斤硼酸由于调节安全和换料等的需要故其燃耗量每年仅占贮备量的lihe硼酸浓度调节冷却剂硼酸浓度的调节系由化学容积控制系统完成可将硼酸注入主回路含硼冷却剂的净化和废物处理净化系统中的oh型阴离子交换树脂在运行过程中会将硼酸根吸附硼酸型的离子交换树脂交换能力也很强压水堆设有硼回收系统实际排水量另外增加并不多34ph碱性水质对腐蚀的抑制作用冷却剂ph值稍偏碱性对提高结构材料的耐腐蚀性是有利的特别是不锈钢和镍基合金还可减少金属表面腐蚀产物向冷却剂的释放量碱性水质对结构材料的稳定作用主要是由于不锈钢或镍基合金表面会生成具有保护作用的尖晶石型氧化膜提高冷却剂ph值可促使这层膜更加迅速地形成金属表面对oh离子浓度越高ph值高达一定数值时ph值对腐蚀产物运动的控制作用ph值不仅对结构材料的腐蚀率有影响而且对腐蚀产物的移动也有一定的影响可减少或防止回路中腐蚀产物向堆芯转移不仅可大大降低停堆后一回路的辐射水平且能减少腐蚀产物在燃料元件表面的沉积77具有最高的溶表明酸性或弱碱性溶液中蒸汽发生器换热管壁ph值越高腐蚀产物将从系统较热表面上溶解并转移到较冷表面上沉积下来而且能够减少腐蚀产物向堆芯的转移以及腐蚀产物的活化否则会危及锆合金即对锆合金的腐蚀有不利影响过高的碱性还会引起不锈钢或镍基合金苛性腐蚀非挥发性强碱易在堆芯构件缝隙处浓集通常是指lioh浓度一般不宜超过

压水堆核电厂运行[u5151-466e4bdc-641]

压水堆核电厂运行[u5151-466e4bdc-641]

中国核动力研究设计院
NPIC
Nuclear Power Institute of China
第二章 压水堆核电厂一回路主系统和设备
功能 组成、流程、参数 系统的运行 1 一回路主系统 功能： a.由冷却剂将堆芯中因核裂变产生的 热量传输给蒸汽动力装置并冷却堆芯 b.防止燃料元件烧毁 流程：P11，图2-1
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NPIC
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2.2 风险概率 飞机：10-4/Y， 核电厂：10-6/y 2.3 纵深防御的安全原则： 燃料芯块，燃料包壳，一回路压力边界， 安全壳 纵深防御原则贯穿在核电厂造址、设计、 制造、建造、调试、运行、事故处置和 应急准备等各个环节始终。
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核岛：反应堆及一回路系统 反应堆 蒸汽发生器 主蒸汽管 燃料厂房 废燃料池 相应系统与设备
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NPIC
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常规岛： 汽轮机 二回路系统 发电机 5. 我国核电前景 空前发展
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Nuclear Power Institute of China
组成: 筒体组合件:法兰环,接管段,筒身,冷却 剂进\出口接管 顶盖组合件 底封头 法兰密封结构 压力容器材料:含锰钼镍的低合金 钢,SA533B,SA508II,SA508III
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第3章-核电厂的调试启动

第3章-核电厂的调试启动
(8)执行交接试运行，交接试运行TOTO上应注明生 效日期。
在交接试运行TOTO签署后，由生产(运行)部门负责系统的 运行与监督，必要时，由调试队执行余留试验并处理结果。
4)所有与电网操作人员的联系都须经过生产部。
(2)调试队的责任。
1)调试队的代表兼负“试验负责人TS”的责任。 2)协调调试和安装活动，包括与向生产部提出工作许可 证和试验许可证的申请有关的准备和分析工作。 3)向生产部申请服务。 4)准备维修移交和交接试运行。 5)按照安全的原则在试验区内进行试验(包括试验的准 备、实施、试验结果分析等)。
(3)现场供货合同商。有工作负责人的责任。
四、EESR过程和TOB过程的时间关系
大体上是重叠的，如图3-4所示。工程部在收到安装 合同商关于EESR审查的申请后，要对其进行审查，在认 为可以接受时，要在施工队的协调下，调试队和生产部要 对EESR所涵盖的系统或系统的一部分进行联合检查。
有关程序规定，在TOB过程中对隔离对象的初步检 查要与相应的EESR过程的联合检查同时进行。TOB 的签署时间与EESR描述性文件签署时间大致相同。 在TOB签署之后，即可由隔离办公室在一天之内对装 置实施隔离措施，并由调试队向全现场发出警告通知。
第3章 压水堆核电厂的调试启动
3.1-3.2 目的、任务，从安装到调试的转移 3.3 调试阶段的划分 3.4-3.6 冷、热态功能试验 3.7 安全壳性能试验 3.8-3.9 燃料装载、临界前试验 3.10 初次临界试验
3.11-3.12 低功率物理、功率试验
一座大型压水堆核电厂建设工程可以分为设 计、制造、建造、调试与运行几个阶段。
营运单位作为国家核安全局批准营运核电厂 的单位，必须全面地管理、控制和协调整个调试 工作，制订好详细的调试大纲、调试程序，合理 周密、循序地计划和实施调试工作，并必须自始 至终确保安全。

第三章 压水堆核电厂

第三章 压水堆核电厂

堆芯中子通量分布测量装置
目的：建立中子通量分布图（三 维），确定热点
布置：
56
安全壳
作用：裂变产物与环境之 间的最后一道屏障
安全壳厂房 安全壳环境控制系统 安全壳贯穿与隔离系统
57
总结
1 堆内构件 名称 作用 2 控制棒驱动机构 结构 工作原理 提升 下降 停堆
3 反应堆压力容器
结构 作用 选材 运行限制 4 堆内测量支承结构
温度测量
5 安全壳 作用
中子通量测量
三个系统 58
59
初始状态为传递钩爪啮合，夹持钩爪脱开。
1：提升线圈通电，传递钩爪驱动轴提升一个步阶； 2：夹持线圈通电，夹持钩爪夹持驱动轴；
3：传递线圈断电，传递钩爪脱开；
4：提升线圈断电，传递钩爪下降一个步阶； 5：传递线圈通电，传递钩爪啮合驱动轴； 6：夹持线圈断电，夹持钩爪夹脱开，为提升做准备； 7：提升线圈通电，传递钩爪驱动轴提升一个布阶； 如此循环动作，直到达到提升位置为止。
52
运行限制
压力温度运行限制曲线： 限制因素： 压力容器的强度，主泵的限制：汽蚀等，低 压蒸发等。
53
压力容器结构
筒体组合件
法兰环 接管段
筒身
冷却剂进、出口接管
顶盖组合件
底封头
法兰密封件
54
压力容器支承结构
55
堆内测量支承结构
堆芯冷却剂出口温度测量装置
目的：绘制堆芯温度分布图和确定 最热通道 布置：
31
中子源组件
作用：
1 提高中子通量水平 2 点火 初级中子源
结构与材料：锎
初装料情况 次级中子源 结构与材料：锑、铍 初装料情况
32
阻力塞组件

压水堆核电厂水化学

压水堆核电厂水化学

压水堆核电厂水化学知识一、绪论1.1、水在核电厂的作用：（1）中子慢化剂：将快中子慢化为易引发核反应的热中子；（2）主回路冷却剂：将核反应产热传导至二回路；（3）发电工质：通过水汽循环实现热能发电；（4）冷却水：将二回路余热导入最终热阱（海水）、设备冷却水（闭式冷却水）、定子冷却水、轴封冷却水；（5）辐射屏蔽：水是良好的放射线屏蔽剂，核电厂的换料水池、乏燃料池充满水可起到吸收中子及辐射屏蔽作用；（6）其它：消防水、配制各种去污剂等1.2、水化学对材料腐蚀的作用：通过对水中杂质含量限制、调整水的酸碱性和氧化还原性可有效控制水对材料的腐蚀速率和损伤程度，延长设备使用寿命。

1.3、水化学对控制集体剂量的贡献：1）通过水质控制可以抑制材料腐蚀，减少腐蚀产物产生量；2）适宜的水质可以减少燃料破损的风险，减少裂变产物进入一回路冷却剂；3）冷却剂酸碱性及氧化还原性的合理调配，可以改变活化腐蚀产物的释放、迁移、沉积路径。

二、水化学基础知识2.1、水的密度随温度变化：1）常压时，在0~4℃之间，水具有反膨胀性，T↑→ 密度↑；2）大于4℃的饱和水，T↑ → 密度↓（符合热胀冷缩规律）2.2、水是离子型化合物的优良溶剂。

2.3、溶解度：一定温度下，某种物质溶解在一定量溶剂中达到饱和时所能溶解的量。

2.4、溶液：一种或几种以上的物质高度分散（以分子、离子或原子状态）到另一种物质里，形成均一的、稳定的混合物。

能溶解其他物质的物质叫溶剂；被溶解的物质叫溶质。

2.5、胶体溶液：数量较多的分散质粒子的直径在1nm—100nm之间的分散系，是一种高度分散的多相不均匀体系。

2.6、悬浮液：大量的微小的不溶性固体颗粒因布朗运动而分散于液体中形成的混合物。

固体颗粒粒径通常大于100nm。

2.7、浓度单位：一般有摩尔浓度、质量浓度、体积浓度。

如：mol/L、mg/kg、μg/kg 、ml/kg等，也有无量纲单位ppm、ppb、ppt（通常表示数量级）。

【清华压水堆核电厂运行】系统与设备(3)热工基础3小时

【清华压水堆核电厂运行】系统与设备(3)热工基础3小时

燃料棒束的阻力损失，流道摩擦阻力损 失，
提升损失，重力压降，
ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ
堆芯出入口联箱的阻力损失，
定位格架的阻力损失，
沿程加速压降。
系统与设备（3）
26
热工设计准则
为了反应堆的运行安全可靠，热工设计必须满足一些准 则：
燃料元件表面的最大热流密度小于临界热流密度。定
义偏离泡核沸腾比DNBR：
燃料元件的总温降
从燃料中心线到冷却剂的总温度降可以表示为：
T −Tf = q′ r F + 1 + tc + rF 中心 2 π rF 2λ αfG λc α(r + t ) F c
q′为线功率密度，r为燃料元件芯块的半径，

λf为燃料元件的导热系数，λc为包壳的导热系 数，
tc为包壳厚度， α为包壳表面与冷却剂的放热系数，αG为燃料与
反应堆冷却剂回路依靠三台主泵使冷却剂循环，将热量 传给蒸汽发生器二回路的给水。
单位时间冷却剂输送的热量P为：
P = G C ∆T

mp
mp
G 为流量率，C 为冷却剂热容，∆T为冷却剂的温升。

因为∆T＝ ∆H/ Cp，所以上式可以改写为：
P =Gm∆H
∆H为冷却剂的焓升。H＝u＋P/ρ，u为内能，P为压 力， ρ为流体密度。
燃料非均匀装载对功率分布的影响。为了展平径向功率 分布，压水堆一般分三区配置不同富集度燃料，高富集 度的新燃料在最外区。
„ 控制棒对功率分布的影响。
5
系统与设备（3）
6
压水堆传热特点
传热有三种基本形式，即对流换热、导热和辐射传 热。压水堆堆芯的换热主要依靠前两种方式。 UO2芯块裂变后产生的热量主要是通过热传导传给 芯块表面及燃料包壳。一回路的冷却剂通过主泵进 行强制循环进入堆芯，将燃料元件表面热量通过对 流换热带走。冷却剂带出热量后流入蒸汽发生器， 也是通过对流换热把热量传给二次侧的给水。 为了提高整个电厂的循环效率，需要提高二回路蒸 汽的温度和压力，从而必须提高一回路冷却剂的温 度，因而必须提高一回路压力。大亚湾核电站的一 回路冷却剂压力为15.5MPa。波动范围为0.2MPa。

压水堆核电站的工作原理

压水堆核电站的工作原理

压水堆核电站的工作原理
压水堆核电站是一种常见的核电站类型，其工作原理如下：
1. 核燃料的使用：压水堆核电站使用低浓缩铀（U-235）作为
核燃料。

铀矿石被加工成浓缩的铀燃料棒，然后装入核反应堆。

2. 反应堆：核反应堆是核电站的核心部分，它包含大量的燃料棒（通常有数千个），并由冷却剂包围。

冷却剂一般是水。

3. 燃料棒中的核裂变：核燃料在核反应堆中被中子激活，引发核裂变反应，产生大量的热量。

4. 热量传递：核裂变带来的热量将被传递给循环系统，以便产生蒸汽。

5. 蒸汽产生：核反应堆中的热量使循环系统中的水变为高温高压的蒸汽。

6. 蒸汽驱动涡轮机：蒸汽进一步流入涡轮机，蒸汽流通过涡轮使其旋转。

7. 发电机运转：涡轮机旋转带动发电机运转，将机械能转化为电能。

8. 冷却剂循环：经过涡轮机后，蒸汽会被冷凝成水，并通过冷却剂循环系统重新注入核反应堆。

9. 安全控制：核电站配备了多重安全系统，以确保核反应过程的安全性，如反应堆冷却、核裂变链式反应的控制等。

总结起来，压水堆核电站的工作原理是通过核裂变产生热能，将燃料棒中的热量传递给循环系统中的水，使其转化为高温高压的蒸汽，然后利用蒸汽驱动涡轮机运转发电机，最终产生电能。

同时，核电站配备多层安全系统以确保反应的安全进行。

压水堆核电站

压水堆核电站

02
预防为主：采取预防措 施，避免事故发生
04
持续改进：不断改进安 全管理，提高安全水平
安全措施
提高技术水平和 设备可靠性 6
加强与政府和公 众的沟通和合作 5建立应急响应机 制4源自建立完善的安全 1 管理体系
定期进行安全检 2 查和评估 加强员工培训和 3 教育
安全培训
培训内容：包括核 安全基础知识、核 安全法律法规、核 安全操作规程等
压水堆核电站
演讲人
目录
01. 基本构成 02. 核安全文化
基本构成
反应堆
反应堆类型： 压水堆核电站 的反应堆类型 为轻水堆
01
冷却剂：水， 用于冷却燃料 和产生蒸汽
03
安全壳：用于 保护反应堆和 周围环境，防 止辐射泄漏
05
02
04
燃料：核燃料， 如铀235
控制棒：用于 控制反应堆的 功率和反应速 率
01
04
培训效果评估： 包括考试、实际 操作考核、模拟 演练评估等
培训方式：包括 课堂培训、实际 操作培训、模拟
演练等
02
03
培训对象：包括 核电站工作人员、
管理人员、技术 人员等
谢谢
06
蒸汽发生器：将 冷却剂的热量转 化为蒸汽，用于 驱动汽轮机发电
蒸汽发生器
结构：主要由管束、 壳体和传热管组成
安全措施：设有安全阀、 压力表等安全装置，确
保设备安全运行
01
作用：将核反应堆产 生的热量转化为蒸汽
02
03
工作原理：通过核反应 堆产生的热量加热传热
管内的水，产生蒸汽
04
汽轮发电机
01
作用：将蒸汽的热能转化为机械能，驱动发电机发电

压水堆核电厂简要介绍

压水堆核电厂简要介绍
综合考虑，一般压水堆核电厂一回路系统的工作压力约 为15. 0MPa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 。
3）反应堆冷却剂的出口温度
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： ① 燃料包壳温度限制：燃料包壳材料要受到抗高温腐蚀性 能的限制，对于轻水堆， 包壳材料Zr-4的允许表面工作温 度应不高于350℃。 ② 传热温差的要求：为了保证燃料元件表面与冷却剂之间 传热的要求，燃料表面与冷却剂间应有足够的温压。若包 壳温度限制在350℃，冷却剂温度至少要比此温度低10℃～ 15℃，以保证正常的热交换。
3）厂房布置
➢ 核岛核蒸汽供应系统中的压水堆、一回路主系 统和设备及余热排出系统安装在安全壳（也称反 应堆厂房）内。当发生泄漏事件时，安全壳可以 把带放射性的反应堆冷却剂系统与环境隔开；
➢ 核蒸汽供应系统中另外两个辅助系统及核岛的其 余组成部分均在安全壳外都放置在辅助厂房内， 该厂房位于控制厂房和安全壳之间；
5、核电厂选址要求
核电厂选址的很多因素与火电厂相同，包括：接近 电力负荷中心，有充足的冷却水源，交通运输方便，良 好的自然条件（如地形、地质和地震等），减少废热废 物排放对生物的影响和防止环境污染的可能性等。
此外，还应尽量减少释放放射性对环境的影响，以 确保居民在一般事故和严重事故条件下不受危害。
大亚湾核电厂共有348个系统.
一回路主系统流程图
二回路系统流程图
1、核岛的组成
➢ 核蒸汽供应系统，它包括：
a、压水堆及一回路主系统和设备（主泵，蒸汽 发生器，主管道，稳压器等）。
b、三个辅助系统：化学和容积控制系统、余热 排出系统和安全注射系统。

压水堆核电厂运行原理及总体介绍

压水堆核电厂运行原理及总体介绍
CNNC
压水堆核电厂运行原 理及总体介绍
二〇一三年八月
核反应
在核物理学中，原子 核在其他粒子的轰击 下产生新原子核的过 程，称为核反应．
原 子 核
电子
2
中子和质子最初就是通过原子核的人工转变 这一核反应发现的：
粒子轰击氮核→质子
14 7
N +
4 2
He → 17 8 O
粒子
+
1 1
H
质子
世界核电分布图
在当前，全世界有33个国家和地区有核电站，核发电量占 全世界发电总量的17%，有的国家甚至超过70%。核电站 中以压水堆、沸水堆所占的比例最大。全世界各种堆型核 电机组数占核电总机组数的份额：压水堆占60%，沸水堆 占20%，重水堆占10%，其他堆占10%。
核电厂的种类
世界核电界就因为日本福岛核事故爆发出现了集 体刹车，我国也不例外。核电项目停止审批、对 在建在运核设施进行安全大检查……一系列紧急 措施的目的只有一个：确保核电安全。安全，始 终是核电发展的首要条件。 今年两会政府工作报告指出，要―安全高效发展核 电‖。在经历了―适度‖、―积极‖、―大力‖等种种调整 之后，我国核电政策用最直白的―安全高效‖宣告 了核电建设的基础和本质。
核电和火电的区别
核电厂外观
火电厂外观
核电和火电的区别
火电厂厂房布置 火电厂厂房布置
核电厂厂房布置
核电和火电的区别
核电厂由核岛（主要是核蒸汽供应系统）、常规 岛（主要是汽轮发动机组）和电厂配套设施三大 部分组成。核燃料在反应堆内产生的裂变能，主 要以热能的形式出现。它经过冷却剂的载带和转 换，最终用蒸汽或气体驱动涡轮发电机组发电。 核电厂所有带强放射性的关键设备都安装在反应 堆安全壳厂房内，以便在失水事故或其他严重事 故下限制放射性物质外溢。为了保证堆芯核燃料 在任何情况下等到冷却而免于烧毁熔化，核电厂 设置有多项安全系统。

第三章 水化学 原理

第三章 水化学 原理
14
非碳酸盐硬度 利用将水加热煮沸方法不能去除的那部分硬度叫永久硬度，又称非碳酸盐硬度。 主要是钙、镁的硫酸盐及氯化物等。 硬度的单位通常用mmol/L或μmol/L。 酸度和碱度 水的酸度是指水中含有能接受氢氧根离子物质的量。能形成酸度的物质有强酸， 强酸弱碱盐，酸式盐和弱酸。在离子交换除盐过程中阳离子交换柱的出水含有一 定的酸度。强酸弱碱盐水解时会产生一定量H+，故呈酸性。 水的碱度是指水中含有能接受氢离子物质的量。一般水的碱度主要来源重碳酸根。 水的碱度的测定主要用酸中和法测定，中和滴定所用的指示剂不同，测定结果不 同。 用酚酞作指示剂时，它的变色范围是pH值8.1~8.3，此时的化学反应为：
一 水的基本性质 水的分子结构是以氧为核心，两个氢 原子是104°31′的H-O-H夹角。氧原 子的8个电子中有两个电子与氢原子 联系在一起，还有两对电子与临近的 水分子形成氢键。水分子在水汽状态 （气相）O-H的距离是0.9568Å，在冰 中的距离是0.99Å。水的性质主要由分 子构造和氢键决定的。右图是水分子 和水分子键的氢键结构。
图3-1 水分子和氢键结构特性示意图
2
什么是氢键？，氢键是氢原子同时和两个电负性很大而半径 较小的原子（例如O、N等）结合所形成的一种特殊的原子间 作用力。氢键的作用力比通常化学键要小得多。在不同温度 下，水中氢键数不同，见下表数据。表中C0-单分子份额，C1由一个氢键缔合的分子数额，C2-有双氢键的分子份额。
4
（3 ） 水是极性溶剂 由于水分子的不对称结构，水分子是有极性的，这导致了它对各种无机盐有很 高的溶解度，所以原水中含有大量钙、镁及碱金属盐类，给反应堆供水造成很 大负担，为了除去这些盐类要经过复杂的水处理过程。 氧族：？
水反常高的沸点和凝固点

核反应堆-核电-核技术-核工程-3.1 压水堆核电厂一回路主系统1

核反应堆-核电-核技术-核工程-3.1 压水堆核电厂一回路主系统1

•放射性屏障
RCP系统压力边界作为裂变产物放射性的第二道 屏障，在燃料元件包壳破损泄露时，可防止放射性物 质外外逸。
3
3.1.2 系统描述 系统组成
冷却系统
压力调节系统
超压保护系统
提高冷却剂质量流量可 一回路冷却剂的温度升高或降低， 当压力超过限制值，卸压管线
以减少堆出入口的温差。 造成一回路冷却剂体积膨胀或收缩。 上的安全阀开启，向卸压箱排放蒸
提高压力，提高承压要求，材料和加工制造 难度加大，从而影响电厂的经济性。
• 燃料包壳温度限制，抗高温腐蚀性能 • 传热温差的要求，冷却剂温度至少要
比包壳温度低10-15oC，保证热交换
• 冷却剂过冷度的要求，应有20oC左右
的过冷度。
3.入口温度
• 出口温度确定，对于额定热功率 的反应堆，入口温度与流量为单 值关系。
蒸汽压力。
值不同的安全阀。
4
冷却系统
冷却剂载热方程:
Pt qmCp (tout tin )
燃料表面的放热过程:
PU A h (t f tc )
h～ qm0.8
Pt: 堆芯热功率 qm：冷却剂流量 Cp: 冷却剂定压热熔 tout,tin：堆芯出入口温差
Pu: 堆内燃料棒的总功率 A: 燃料元件总表面积 tf : 燃料元件表面温度 tc : 冷却剂温度 h : 冷却剂与燃料元件表面的
• 入口温度越高，冷却剂平均温度 越高
• 入口温度高，冷却剂的温升小， 所需质量流量大，增加泵的唧送 功率，降低了电厂的净效率。
4.冷却剂流量
qm

c p (tout tin ) pt
• 进出口温升30-40oC
• 核电厂变工况时，平均温度变

03 第三章压水堆核电厂 先进核反应堆结构原理

03 第三章压水堆核电厂 先进核反应堆结构原理
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下部支承组件－吊篮组件
吊篮组件 热中子屏蔽 围板幅板组件 堆芯下栅格板 流量分配板 堆芯二次支承和测量通道
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堆芯下部支撑结构
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堆芯上部支撑结构
堆芯上栅格板 支承柱 控制棒束导向筒 上部支承板
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堆芯上部支撑结构
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堆芯上部支撑结构
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压水堆堆芯组件
核燃料组件 棒束控制棒组件 可燃毒物组件 中子源组件 阻力塞组件
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核电厂主回路系统简介
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主、辅助系统
7
3.1 压水堆堆芯（reactor core）
堆芯设计满足的一般要求： 1 堆芯功率分布尽量均匀，以便堆芯有最大的功率输出 2 尽量减少堆芯内不必要的中子吸收材料，提高中子经济性 3 要有最佳的冷却剂流量分配和最小的流动阻力 4 有较长的堆芯寿命，适当的减少换料操作次数 5 堆芯结构紧凑，换料要简易方便。
作用： 1 防止放射性外逸第二道屏障 2 压力边界 3 堆内构件的支承和固定作用 选材原则 1 高度的完整性 (杂质少，纯度高)2 适当的强度和足够的韧性 3 低的辐照敏感性 4 导热性能好：热应力 5 便于加工制造，成本低
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压力容器选材
当前反应堆压力容器材料普遍选 用低合金钢，与冷却剂接触 表面堆焊一层5mm厚的不锈钢。
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初级中子源组件
作用： 1 提高中子通量 2 点火
初级中子源 2个组件：1＋1＋16＋6
材料：锎 结构与位置 1.06×17.7， 堆芯下部 初装料情况
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次级中子源组件
次级中子源 2个组件：4＋20
材料：锑、铍 作用，二次启动
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阻力塞组件
作用： 结构与材料： 304不锈钢，短棒

压水堆核电厂运行

压水堆核电厂运行

压水堆核电厂运行• 1.正常运行和运行瞬态•正常运行是指核电厂功率运行、燃料更换、维修过程中，频繁发生的事件。

•要求：不触发停堆，放射性后果无影响。

•主要包括：1）稳态和停堆运行2）带有允许偏差的运行3）运行试验• 2.中等频度事件：•发生频率：＞10-2/堆年•要求：最坏的结果，导致紧急停堆，可以很快恢复运行，放射性后果无影响。

• 3.稀有事件：•发生频率：10-4-10-2/堆年•要求：允许少量元件破损，堆芯几何形状不受影响，放射性后果对公众无影响。

• 4.极限事故：•发生频率：10-6-10-4/堆年•要求：事故缓解系统正常。

•后果：后果严重，但要求放射性不致使公众健康和安全受到危害。

•针对三道安全屏障的安全限值•1）保证燃料包壳完整性•如燃料芯块温度≤2800℃、DNBR≥1.22•线功率密度≤590W/cm等。

•2）保证冷却剂边界完整性•冷却剂压力≤16.55MPa、冷却剂温度≤343 ℃等•3）保证安全壳的完整性：•安全壳压力≤0.13MPa、壳内平均温度≤145 ℃、峰值压力下泄漏率≤0.3%等。

•有些安全限值是无法直接测量的，如DNBR、线功率密度、燃料芯块温度等，可以通过其他可测量的参数加以限制，如堆芯热功率、冷却剂温度、压力、流量等。

加热升温•为什么要加热升温：①保证慢化剂温度系数为负值②保护系统的仪表工作在正常范围③稳压器能在有汽腔情况下处于可运行状态④反应堆压力容器远离最小脆性转变温度⑤其他原因：如水化学的原因、水泵的原因等。

•由什么来进行加热升温：主要靠一次水泵来加热升温。

为了保证稳压器容积里的水和一次主回路的水同时升温并建立汽腔，稳压器的断续式加热器也投入运行。

加热升温的初始条件•①反应堆冷却剂系统•·反应堆冷却剂系统含稳压器已完成充水排气，处于水实体状态；•·反应堆冷却剂内的硼浓度为冷停堆模式的硼浓度；•·反应堆冷却剂系统的温度维持在60℃以下；•·反应堆冷却剂系统的压力维持在0.345至0.689MPa（表压）；•·反应堆冷却剂泵处于可运行状态。

简述压水堆核电站工作原理

简述压水堆核电站工作原理

简述压水堆核电站工作原理嘿，朋友们！今天咱来聊聊压水堆核电站那神奇的工作原理。

你看啊，这压水堆核电站就好比一个超级大的能量制造工厂。

核燃料呢，就像是工厂里的超级原料，蕴含着巨大的能量。

在这个大工厂里，核燃料被放进反应堆这个核心区域。

就好像是把宝贝放进了一个特别的魔法盒子里。

然后呢，核燃料在里面发生链式裂变反应，这可不得了啦，就像一场超级能量大爆发！释放出大量的热能。

这热能可不能浪费呀，水就来帮忙啦！水在反应堆里被加热，变成高温高压的水蒸汽。

你想想，这水蒸汽就像充满力量的小火车，呼呼地跑起来。

接着呢，这些水蒸汽就冲向汽轮机，推动汽轮机快速转动。

汽轮机就像是一个大力士，被水蒸汽推动着拼命干活。

汽轮机一转起来，又带动着发电机也跟着转起来啦。

发电机就像一个勤劳的小精灵，把机械能转化成电能。

那发出来的电呢，就顺着电线跑到我们家里啦，给我们带来光明和便利。

哎呀，你说神奇不神奇？这就好像是变魔术一样，从核燃料开始，经过一系列的过程，最后就变成了我们能用的电。

有人可能会担心啦，这么厉害的能量会不会有危险呀？嘿嘿，别担心，核电站有很多安全措施呢。

就像给这个大工厂装上了好多把安全锁，保证一切都稳稳当当的。

而且啊，这压水堆核电站可是为我们的生活做出了巨大贡献呢！它能提供大量的电力，让我们的生活更加丰富多彩。

想想看，如果没有核电站，我们的电可能就不够用啦，那得多不方便呀！
所以说呀，压水堆核电站虽然听起来很复杂很神秘，但其实它就像我们生活中的好帮手，默默地为我们工作着。

我们可得好好感谢它呢！大家说是不是呀！。

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堆芯下部支承构件 包括：吊蓝，堆芯支承板，围板，辐板组 件，堆芯下栅格板，热屏蔽，辐照样品管 以及二次支承组件。
1.吊栏 高8.2m，壁厚51mm， 不锈钢圆筒。上端 法兰，下端焊在厚 500mm的堆芯支承 板上。 堆芯支承板是一块锻 制件。吊蓝上部法 兰挂在压力容器内 壁的凸肩上。流水 孔。 下端外壁径向焊有定 位键，与压力容器 内壁上焊接的键槽 配合。
余热排出系统
作用
用于冷停堆时排出堆芯余热的系统，亦称停堆冷却系统 很多核电厂中，本系统还兼作安全注射系统的低压注射分系 统
第三章压水堆核电厂
反应堆的类型
分类的方法
按能量产生的原理分：裂变堆、聚变堆 按冷却剂种类分：轻水堆、重水堆、气冷堆、液态金 属堆、熔盐堆等 按慢化剂种类分：轻水堆、重水堆、石墨堆 按引起裂变的中子能量分：热中子堆、快中子堆 按系统设计的先进性分：第一代、第二代、第三代、 第四代反应堆 按反应堆的用途分：商用电站堆、试验堆、同位素生 产堆、军用堆、海水淡化堆、供热堆、陆上堆、船用 堆、增殖堆
（2）燃料包壳 外径9.5mm，厚度0.57mm，主要成分为锆， 主要原因是： －几乎不吸收中子 －具有良好的机械性能（抗蠕变和良好 延展性） －很少的氚穿过Zr管被扩散 －正常，不与水反应 －熔点高（1800 ℃ ）
控制棒与控制材料
功能和要求
控制反应堆中的中子数量 控制中子数量的材料叫做控制材料或称中子吸收体，被放在燃料棒 束之间 使用吸收中子能力很大的材料 调节功率 停止核裂变反应
安全壳喷淋系统 主蒸汽系统
主蒸汽排放系统 反 应 堆 冷 却 剂 循 环 系 统 事故给水系统
循环水系统
凝结水给水系统
安全注射系统 化学和容积控制 系统
一回路与核岛
二回路与常规岛
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 主给水系统 Feedwater System 主蒸汽系统 Main Steam System 专设安全设施 安全注射系统 Safety Injection System（应急堆芯冷 却系统 Emergency Core Cooling System, ECCS） 安全壳系统 Contaiment System 安全壳喷淋系统 Contaiment Spray System
反应堆冷却剂系统流程图
MS
蒸发器
稳压器 FW 蒸发器
稳压器
MS
FW
蒸发器 HTR
HTR
A 主泵 主泵
B
主泵
压力容器
作用： • 安置堆芯、控制裂变链式反应、导出热量、产生 蒸气的重要系统 • 放射性的第二道屏障 • 构成主系统的压力边界
反应堆的基本结构
反应堆的组成
堆芯 冷却剂系统 核燃料组件 控制棒组件和驱动机构 反应堆压力容器和堆内构件
组成
压水堆压力容器 两条至四条并联的环路 稳压器系统
主参数
一次冷却剂的工作压力通常为15.2~15.5MPa 正常运行时由稳压器控制使压力保持在规定限值以内，并由卸压阀 和安全阀提供超压保护 一次冷却剂的平均温度通常为300~310℃ 其反应堆出口温度通常为315~330℃ 反应堆进出口温差在满功率时约30℃
主管道
化学和容积控制系统
作用
一次冷却剂系统中的一个重要辅助系统 用于调节一次冷却剂中硼的浓度以补偿反应性变化 补充和保持压力边界内冷却剂的容积 连续净化一次冷却剂
功能
在核电厂反应堆正常运行及停堆时，净化一次冷却剂，使其 保持规定的水质指标 补偿一次冷却剂由于其温度的变化、流失或添加所引起的容 积变化 调节一次冷却剂中的硼浓度，以补偿由一次冷却剂温度变化 、氙毒、燃耗等物理参数变化所引起的反应性的缓慢变化， 并在维修或换料时提供足够的停堆深度 作为安全注射系统的补充，在事故工况时，将含硼水注入一 次冷却剂系统 提供主泵轴封水并收集轴封回流水 向换料水箱及乏燃料池提供含硼水
压力容器
反应堆压力容器
秦山核电二期压力容器
压力容器特性
作用
以铀或钚作核燃料，可控地进行链式裂变反应， 并持续不断地将裂变能量带出作功的一种特殊 的原子锅炉
形式
外形直径约5米，壁厚约200毫米，总高约13米 的圆柱形反应容器 工作压力：15.5Mpa
压水堆堆芯
新堆装料
堆芯
换料中
堆腔
核心部件，产生核能，并变成热能。
作用
将反应堆的热能传递给二回路介质以产生蒸汽的热交 换设备
形式
它采用带汽水分离器的饱和蒸汽 自然循环蒸汽发生器
结构
直立式倒U型传热管束 管板 三级汽水分离器 外壳容器 环型管下降通道
稳压器
Pressurizer
喷淋 spray
秦山二期核电站
电加热器
Electrical Heater
堆芯其他相关组件 1.可燃毒物组件 材料：用304不锈 钢作为包壳，两端 用端塞焊接密封。 包壳内放置硼玻璃 管芯体，SiO2＋ B2O3
2.中子源组件 原因 分类： －初级，用Po－Be源或者Cf源 －次级
堆内构件
堆内构件支承和固定堆芯组件。分为下部支承构 件和上部支承构件。 主要功能： 1. 支承和固定堆芯组件，承受堆芯重量； 2. 确保控制棒驱动线的对中，为控制棒运动导向； 3. 构成冷却剂流道，合理分配流量并尽可能减少堆 内无效流量； 4. 为压力容器提供热屏蔽，减少它受中子和γ射线 的照射； 5. 为堆内测量提供安装和固定设施； 6. 为压力容器的材料辐照监督试验提供存放试样的 场所。
岭澳核电站
稳压器特性
作用
补偿一回路冷却水温度变化引起的回路水容积的变化 调节和控制一回路系统冷却剂的工作压力
结构
直立式电加热稳压器 结构呈圆柱形筒体 容器顶部设置有抑制压力升高的喷雾器（喷淋） 底部设有升高压力的电加热元件
工作状态
正常运行时，稳压器内一半容积为水，另一半为保持 一定压力的蒸汽 开启电加热元件可使热水汽化，从而提高压力 上部喷雾冷水，可使蒸汽凝结降低压力
控制材料类型
控制棒
银－铟－镉合金材料，可移动
控制Байду номын сангаас物
固定在堆内 用于在反应堆装料初期吸收中子
硼酸溶液
可缓慢地调节中子的浓度
控制 棒驱 动机 构
控制棒组件及控制棒驱动机构
控制棒驱动 机构 控制棒组件
控 制 棒
控制棒组件 1.结构 2.吸收剂特性： 耐高温＋高温水中耐腐蚀 机械强度和加工性能 强烈吸收中子能力 3.分类
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
压水堆核电站布置图
除氧器
乏燃料池
主控室
汽水分离再 加热器
换料水池
硼酸箱
岭澳核电厂平面布置图
蒸汽
稳压器
汽轮机 发电机
压力容器
蒸发器
输配电
主泵
水
水 主管道
二回路
冷凝器
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
2.围板组件
冷却剂泵（主泵）
飞轮
电机轴
泵轴
冷却剂出口
冷却剂入口
主 泵
岭澳核电站主泵
冷却剂泵特性
作用
通过推动冷却剂流动将反应堆热量送到蒸汽发 生器，传递给二回路给水
形式
主泵采用直立式、单级、混流式轴封泵 泵和电机分开，电动机在上部 电动机上设有飞轮，以增加泵的转动惯量
特性
为一回路中高速转动的设备 当主泵断电时，泵仍能继续转动几分钟 为防止带放射性的冷却水泄漏，泵轴上设有三 道密封，由两道流体静压和一道机械密封串联 组成
蒸汽发生器
steam generators
干燥器
dryer
汽水分离器
steam separator
给水入口
feedwater intake
环形下降 通道
U型传热管
U-type tube bundle
秦山二期
蒸 汽 发 生 器
蒸发器实物
岭澳 东方锅炉厂
秦山三期
秦山二期
蒸发器穿管－岭澳
蒸汽发生器特性
功能
堆芯(活性区)
反应堆的心脏 产生自持链式核裂变反应 以热的形式释放裂变能
组成
核燃料组件：核燃料是由易裂变核素制成， 通常还含有可转变核素 慢化剂：使中子慢化，仅热中子堆有 控制材料：控制中子数
控制棒组件 可燃毒物 可溶毒物
控制棒 燃料组件
冷却剂：吸收热量 并带出堆芯
燃料组件
1.燃料元件棒
每根燃料元件棒有 271块芯块，长3852mm， 外径9.5mm 冲有2.0MPa的氮气
上下都留有间隙
（1）燃料芯块 －由低富集度的UO2粉末，冷压，高温烧结。 直径8.19mm，高13.5mm；最高工作温度 2590℃<2800 ℃。 －热膨胀，致密化，肿胀，裂缝，释放裂变 气体
主系统
反应堆冷却剂系统 Coolant System
压力容器 Pressure Vessel, Reactor Vessel 主泵，冷却剂泵 Main Pump，Reactor Coolant Pump (RCP) 蒸气发生器 Steam Generator 稳压器 Pressurizer 主管道 Main Pipe
反应堆冷却剂系统的特性（2）