核电站系统

• 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
• 结构
安全壳结构
– 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
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
Characteristics of Boiling Water Reactor (BWR)
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
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
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
CANDU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
Graphite Moderator Water Cooling Reactor
蒸汽
石墨块
堆芯 燃料棒 压力管
汽wenku.baidu.com分离器
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
石墨水冷堆核电站的主要特性
Characteristics of Graphite Moderator Water Cooling Reactor
• 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
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
• • • • • •
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
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
– 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
电是如何产生的？
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
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
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
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 部 布 置
反 应 核 堆 厂 岛 房
环形吊车 蒸发器
Steam Generator
压力容器
Pressure Vessel
压 水 堆 安 全 壳
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
反应堆堆芯
• • • • • • • •
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
High-temperature Gas Cooling Reactor (HTGR)
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
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
高温气冷堆的核燃料
蒸汽发生器 反应堆容器
直径60mm
高温气冷堆的主要特性
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
研究堆
• 用途
Research Reactor
– 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
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
• 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
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 • • • • •
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
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
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