核电厂的运行总复习综述

个人对核电厂的认识和理解从上世纪五十年代开始发展的核电到现在为止已经走过了六十多个年头，发展的道路当然是不平坦的，经过三里岛事故和切尔诺贝利核泄漏事件以及近期的日本福岛核泄漏事故，我们都可以看得到，核电拥有的不仅仅是经济、环保等优势，也存在着一定的危险。

下面我们将一起走进世界核电发展史，探讨核电现状，以及本人对于核电的陋见。

（一）、世界核电发展史：第一、高速发展阶段：上世纪６０年代中期至８０年代初，全世界共有２４２个核电机组投入运行，属于“第二代”核电站（上世纪60年代，陆续建设30万千瓦及以上的压水堆、沸水堆、重水堆核电站）。

受石油危机的影响，以及核电的经济性和环保性，核电经历了一个大规模高速发展阶段，鼎盛时期平均每１７天就会有一座新核电站投入运行。

第二、减缓阶段：上世纪８０年代初至本世纪初，１９７９年的美国三里岛核电站事故、１９８６年的苏联切尔诺贝利核泄漏，使得全球核电发展迅速降温。

从这时候开始，人们开始重新评估核电的安全性和经济性。

为确保核电站的安全，世界各国加强了安全设施，制定了更严格的审批制度，我们知道切尔诺贝利核电站会发生如此严重的事故其实和当时的核岛的结构有很大的关系，那时候是缺少安全壳这一结构的。

第三、复苏阶段：２１世纪以来，随着世界经济的复苏、越来越严重的能源危机和对环境的重视，核能凭借其作为清洁能源的优势而重新受到青睐。

同时，经过多年的技术发展，以及安全措施的保证实施，核电的安全可靠性进一步提高，世界核电的发展开始进入复苏期，世界各国制定了积极的核电发展规划，法国核电发电比例甚至达到了80%，欧美各国加快发展核电。

以美国、欧洲、日本为主开发的先进轻水堆核电站，即“第三代”核电站（以美欧开发“先进轻水堆”，美国以AP-1000型为代表），取得重大进展。

（二）中国核电建设历程1983年5月5日签订中法核电合作备忘录，计五条。

主要内容：法国供四座核岛，常规岛英国两套，法选两套，均由法总设计。

第一章绪论1. 压水堆核电厂与化石燃料电厂相比的运行特点。

（1）反应堆临界（2）产生大量放射性物质（3）相当可观的堆芯剩余释热（4）核电厂系统、设备复杂（5）使用饱和蒸汽2. 核电厂载硼运行的特点（好处和代价）。

压水堆核电厂通过调节慢化冷却剂中的硼浓度，可以控制长期缓慢的反应性变化。

好处：对反应性的影响比较均匀，不引起功率分布畸变；大大减少了控制棒的数目，简化了堆的结构。

代价：为保证慢化剂温度系数为负，对温度有限制；增加了化容系统复杂性，并产生含硼酸废液。

3.汽轮机快速降负荷的定义及目的。

定义：当汽轮机接到Runback信号时，汽轮机将以200%满功率/min的负荷变化率降负荷，持续降负荷1.5s (降负荷5%满功率)，等待28.5s后，如果该信号仍存在，则再次快速降负荷5%满功率，直至信号消失。

目的：利用功率控制系统的机制，通过自动降负荷，降低反应堆功率，缓解一、二回路间的矛盾，减少停堆次数，提高核电厂运行的经济性。

4. 核电厂运行工况的分类。

正常运行和运行瞬态；中等频度事件；稀有事故；极限事故5. 核安全文化的概念。

安全文化是存在于单位和个人的种种特性和态度的总和，它建立一种超出一切之上的观念，即核电厂的安全问题由于它的重要性要保证得到应有的重视。

6. 核电厂运行规程的构成。

正常运行规程；故障运行规程；事故规程；行政性控制规程7. 9种运行标准工况（P-T大刀图）和6种运行模式（MODE)。

9种运行标准工况：换料冷停堆；维修冷停堆；正常冷停堆；单液相中间停堆；双相中间停堆；正常中间停堆；热停堆；热备用；功率运行6种运行模式：功率运行，启动，热备用，热停堆，冷停堆，换料第二章核电厂技术规格书1. 术语及定义：动作：是技术规格书的每条规范中在指定条件下所需采取的行动停堆深度：假定最大价值的单束控制棒全部卡在堆外，而其他棒组（包括控制棒组和停堆棒组）全部插入堆内，由此使反应堆处于次临界或从现时状态达到次临界瞬时的反应性总量轴向通量偏差：两部分堆外中子探测器上半部与下半部归一化通量信号的差值(电流信号差△I ) ，可表示为AFD。

压水堆核电厂运行复习资料1、核电厂构成三个部分：核岛、常规岛、配套设施。

2、核电厂工作原理：U235裂变产生的热量传给一回路冷却剂，再通过蒸汽发生器传给二回路产生蒸汽，在二回路转为动能，由汽轮机传给发电机产生电流，供给用户。

3、稳压器功能：压力控制，使一回路压力波动限制在小数值范围；压力保护，当某种事故引起一回路压力急剧升高，安全阀组能提供压力保护；升压、降压、除气、水位调节4、目前采用电加热式稳压器。

5、蒸发器的三个功能：一回路冷却剂将核蒸汽供应系统的热量传给二回路给水；使二回路产生一定压力，一定温度和一定干度蒸汽的热交换设备。

6、一回路冷却系统主要参数：出口，310~330；入口，288~300，一般温升30~40，300MW的电功率时环路流量：15000~24000t/h。

7、反应堆本体结构：压力容器；反应堆堆芯；上下部堆内构件；控制棒组件及其驱动结构▲8、稳压器卸压箱结构个功能：功能：凝结和冷却当稳压器过压时，通过安全阀组排放到卸压箱的蒸汽，防止一回路冷却剂对反应堆安全壳可能造成的污染；结构：一个卧式低压容器在它筒体的上部为氮气空间，但装有一组喷雾器，筒体的底部沿轴线方向装有一根鼓泡管。

▲9、一回路主要功能：又称压水堆冷却剂系统，功用是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冷却堆芯，防止燃料元件烧毁。

▲10、压水堆中冷却剂：除盐除氧的含硼水。

▲11、可燃毒物组件只在第一炉料时使用，新的反应堆装入第一炉燃料时，装入它，补偿掉一部分过剩反应性。

▲12、压力容器泄漏的探测主要用温度测量。

▲13、蒸发器水位就是冷柱的水位。

▲14、稳压器的顶端喷雾器的作用是降温降压。

15、连续喷淋作用：一，保持稳压器内水的温度与化学成分的均匀性；二，限制大流量喷淋启动时对管道的热冲击。

16、稳压器泄压箱作用：同8。

▲17、压水堆稳压器中水位随一回路的平均温度的变化而变化。

▲18、压力变化给系统带来的影响：一，压力过大，一回路处于不允许的应力下，某一管道可能破裂造成失水事故；二，压力过低，水将大量汽化，导致燃料与水热交换不良，燃料温度升高，致使包壳破裂，燃料融化。

核电站中典型的振动载荷：1）高周疲劳循环载荷（High cycle fatigue）2）泵相关的振动（Pump related vibration)载荷3) 地震载荷（Seismic loads）4）水锤和汽锤（Water/steam hammer)的冲击载荷5)反应堆冷却管突然爆炸（Blow down loads）的冲击载荷6)电厂维修和改造过程中产生的载荷学习目的1）确定和限制振动对工程结构和机械产品的性能、寿命和安全的有害影响2）创造和设计新型的振动设备、仪器及自动化装置振动设计问题；系统识别问题；环境预测问题。

自由度数：确定体系中所有质量位置所需的独立坐标数自由度特性：连续体、离散体（单自由度、多自由度）外加载荷：自由振动、强迫振动、自激振动阻尼特性：有阻尼、无阻尼运动微分方程：线性、非线性响应形式：周期、非周期参量函数：确定性、非确定性v(t)振动超前x(t)π/2a(t)振动超前v(t)π/2；小于1 欠阻尼等于1 临界阻尼大于1 过阻尼（1）线性系统对简谐激励的稳态响应是频率等同于激振频率、而相位滞后激振力的简谐振动（2）稳态响应的振幅及相位只取决于系统本身的物理性质（m, k, c）和激振力的频率及力幅，而与系统进入运动的方式（即初始条件）无关振动时而加强,时而减弱的现象叫拍矩阵中非零的非对角元元素称为耦合项质量矩阵M中出现耦合项称为惯性耦合刚度矩阵K或柔度矩阵中出现耦合项称为弹性耦合刚度矩阵K中的元素k ij是使系统仅在第j 个坐标上产生单位位移而相应于第i 个坐标上所需施加的力工程振动测试和数据分析3）方法(1)电测法原理：振动量→电量优点：灵敏度高、频率范围及动态、线性范围宽、便于分析和遥测缺点：易受电磁场干扰应用：目前最广泛采用的方法(2)机械法原理：利用杠杆原理将振动量放大→直接纪录优点：抗干扰能力强、灵敏度高、便于分析和遥测缺点：频率范围及动态、线性范围窄、测试结果受影响应用：用于低频大振幅振动及扭振的测量(3)光测法原理：利用读数显微镜、光波干涉原理、激光多普效应等优点：不受电磁场干扰、精度高、适于对质量小及不易安装传感器的试件作非接触测量缺点：造价偏高应用：精密测量和传感器、测振仪标定5.9.1振动测试的基本概念1）目的(1) 测定机械系统的动态响应特性，以便确定机器设备承受振动和冲击的能力，并为产品的改进设计提供依据；(2) 分析振动产生的原因，寻找振源，以便有效地采取减振和隔振措施；(3) 对运行中的机器进行故障监控，以避免重大事故。

第一讲1.完成热力循环的热力系统:一回路,二回路(汽轮机组),三回路系统。

2.完成电力生产：一回路,二回路,三回路,发电机输变电系统,通常简单地称为堆,机,电三大核心部分。

3.核岛(nuclear island):一回路系统及其辅助系统、安全设施及厂房。

4.常规岛(conventional island):汽轮发电机组为核心的二回路及其辅助系统和厂房。

5.配套设施( BOP: Balance of Plant)：除核岛、常规岛的其余部分。

6.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：（2）蒸汽发生器：（3）汽轮机：（4）发电机：7.核电厂布置分区：a.核心区:b.三废区:c.供排水区:d.动力供应区：e.检修及仓库区：f.厂前区:8.反应堆厂房与汽轮机厂房的相对位置,有T型与L型布置：我国采用T型布置。

9.抗震分为一、二类和非抗震类（NA）10.五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。

每个核电厂均应制订应急计划。

称为第五道防御。

11.对应急初始条件和应急行动水平可以按照某种方案进行分类，称之为识别类。

分为四种：A类为异常辐射水平和放射性流出物排放类；F类为裂变产物屏障丧失类；H类为影响电厂安全的灾害和其它条件类；S为系统故障类。

12.我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。

13.第一道屏障: 燃料元件包壳（cladding）14.第二道屏障: 一回路压力边界(primary system envelope)。

15.第三道屏障: 安全壳(containmant)，即反应堆厂房。

1.1 、世界核电的发展及第四代核电技术；（五种反应堆的基本特征）1.2 、核电厂的经济性和安全性；1.2.1 、核电厂的优越性1.2.2 、核电厂的经济性1.2.3 、核电厂的安全性是有保证的1.2.4、压水堆的特点1.3 、核电厂的运行特点；1.4 、压水堆核电厂的组成；（核岛部分、常规岛部分）1.5、我国核电厂的起步与历史发展前景。

我国能源发展面临四个基本问题：核电的基本特性决定了无可替代的重要作用：二代改进型压水堆核电站自主化能力我国建设内陆核电势在必行长期战略第二章压水堆核电厂一回路主系统和设备压水堆核电厂的组成2.1 一回路主系统（冷却剂系统）2.1.1一回路主系统的组成2.1.2一回路主系统的功能2.1.3一回路主系统的主要参数2.2压水反应堆—本体结构2.2.1压水反应堆堆芯—概述（功能、组成）2.2.1.2 燃料组件（布置方式、燃料元件棒结构、燃料芯块、燃料组装过程简图）2.2.1.3 控制棒组件（种类与数量、）2.2.1.4 堆芯功能组件（中子源组件、）2.2.2 下部堆内构件（组成、功能）2.2.3 上部堆内构件（组成、功能）2.2.4 压力容器（RPV ）（材料要求）2.2.5 控制棒驱动机构（组成、分类、优缺点、控制棒驱动机构原理）2.2.6 运行中的问题2.2.6.1冷却剂的循环（流程以及注意问题）2.2.6.2结构材料的选择（包壳材料、压力容器及其内部构件材料）2.2.6.3压力容器的运行限制（温度、辐照的影响）2.3 蒸汽发生器（SG）（定义、功能）立式倒U 形自然循环蒸汽发生器（结构图、给水来源、蒸汽干燥装置、运行原理蒸汽发生器水位的保持、限制管子的腐蚀、蒸汽发生器给水与排污、设计参数）卧式：2.4.0 反应堆冷却剂泵（主泵）—概述2.4.1 主泵—水力机械部件（轴封水的作用）2.4.2 主泵—轴密封部件（1,2,3号轴封）2.4.3 主泵—主泵轴封水流程2.4.4 主泵—电动机部分2.4.5 主泵—主要参数2.5.0 稳压器概述—功能2.5.0 稳压器概述—设计原则2.5.1 稳压器—（结构、喷淋与泄压管路、先导式安全阀组）2.5.2 稳压器—卸压箱2.5. 3 稳压器的运行2.6 一回路的运行（温度、压力、流量的测量）第三章压水堆核电厂一回路主要辅助系统3.0 概述—核电厂辅助系统（按功能分为、一回路主要辅助系统）3.1 化容系统（功能、容积控制原理、化学控制原理、化容系统的冷却与降压）3.2 余热排出系统（流程、原理图）3.3 设备冷却水系统（结构、流程图、运行、）3.4 硼和水补给系统（功能、主要功能、辅助功能、流程图、组成、管线和阀门）3.5 一回路其他辅助系统（重要厂用水系统、乏燃料池冷却和处理系统）第四章压水堆核电厂二回路系统与设备4.0概述—核电厂二回路基本工作原理（功能）4.1 二回路热力系统（组成、主要流程、主要特性）4.2汽轮机工作原理与结构4.3 主蒸汽系统（系统功能、隔离阀、安全阀、运行）4.4 汽轮机旁路系统（系统功能、系统的运行）4.5 汽水分离再热器系统（功能、流程、描述、运行）第五章二回路凝结水系统及给水系统5.1凝结水抽取系统（功能、工作原理、结构、凝结水抽取流程、运行、凝结水控制系统）5.2 给水回热系统（功能、描述、流程、运行、运行参数）5.3 给水除氧器系统（功能、描述、运行）5.4 主给水系统（功能、描述、运行）5.5 蒸汽发生器的排污系统（功能、描述、运行）第六章压水堆核电厂的专设安全设施6.0 概述—（确保反应堆安全的4 种安全性要素、所有的安全设施应发挥的特定安全功能、设计原则）6.1安全注射系统（功能、辅助功能、分类、安注主要设备、运行、安注过程）6.2安全壳（功能、型式）6.3安全壳喷淋系统（功能、描述、运行）6.4辅助给水系统（功能、组成、流程、主要设备、运行）6.5安全壳隔离系统（功能、描述、运行）第十三章压水堆核电厂射线防护及三废处理13.1压水堆核电厂的核辐射（安全壳内辐射源、安全壳外辐射源、各类核辐射的不同效应、辐射防护的目的和原则）13.3核电厂的屏蔽（分类）13.4核电厂放射性废物的处理（处理措施、排出物的分类、切尔诺贝利核电站与大亚湾及岭澳核电站比较）13.4.1 核岛排气与疏水系统13.4.2 硼回收系统13.4.3 废气处理系统13.4.4 废液处理系统、固体废物处理系统压水堆核电厂对环境的影响（正常运行）。