第三章 压水堆核电站

压水堆核电站1942年费米在世界第一座反应堆上首次实现了可控裂变链式反应。

但是核能这柄双刃剑却首先使用于研制原子弹、氢弹、核潜艇和核航母。

直到20世纪50年代人类才开始开发核能的和平利用——核能发电技术。

1957年底，美国首先将核潜艇压水堆和常规蒸汽发电技术结合，建成了世界上第一座60MW希平港原型压水堆核电厂。

原子核裂变时产生的中子，有的被易裂变核吸收产生新的裂变，有的被某些原子核如（结构材料、减速剂、冷却剂、控制棒等的原子核)俘获后不发生裂变，有的漏到堆芯外面去了。

在裂变时，只有当中子的产生率等于消失率时，裂变反应才能进行下去，通常把这种状态叫临界状态。

达到临界时的堆芯质量叫临界质量。

实际上，核反应堆的燃料装载量比临界质量大，这是因为除了要“烧掉”大部分核燃料外，在堆芯换料时，核燃料的质量也要大于临界质量，还要留有一定的后备反应性，以便控制裂变反应。

压水堆（pressurized waterreactor）使用加压轻水（即普通水）作冷却剂和慢化剂，且水在堆内不沸腾的核反应堆。

燃料为低浓铀。

使用加压轻水作冷却剂和慢化剂，水压约为15.5MPa，水在堆内不沸腾，驱动汽轮发电机组的蒸汽在反应堆以外产生，借助于蒸汽发生器实现，蒸汽压力为6～7MPa。

燃料为浓缩铀或MOX燃料。

20世纪80年代前，被公认为是技术最成熟，运行安全、经济实用的堆型。

最早用作核潜艇的军用反应堆。

1961年，美国建成世界上第一座商用压水堆核电站。

压水堆由压力容器、堆芯、堆内构件及控制棒组件等构成。

压力容器的寿命期为40年，堆芯装核燃料组件。

压水堆核电站以压水堆为热源的核电站。

它主要由核岛和常规岛组成。

压水堆核电站核岛中的四大部件是蒸汽发生器、稳压器、主泵和堆芯。

在核岛中的系统设备主要有压水堆本体，一回路系统，以及为支持一回路系统正常运行和保证反应堆安全而设置的辅助系统。

常规岛主要包括汽轮机组及二回路等系统，其形式与常规火电厂类似。

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。

压水堆核电站压水堆核电站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。

压水堆核电站由反应堆、一回路系统、二回路系统以及电站的配套设施等主要部分组成。

压水堆燃料是高温烧结的圆柱形二氧化铀陶瓷块，直径约8毫米，高13毫米，称之为燃料芯块。

其中铀－235的浓缩度约3％。

燃料芯块－个一个地重叠着放在外径约9.5毫米，厚约0．57毫米的锆合金管内，锆管两端有端塞。

燃料芯块完全封闭在锆合金管内，构成燃料元件。

这种锆合金管称为燃料元件包壳。

这些燃料元件用定位格架定位，组成横截面是正方形的燃料组件(见图4-2)。

每一个燃料组件包括两百多根燃料元件。

一般是将燃料元件排列成横十七排、纵十七行的17×17的组件，中间有些位置空出来放控制棒。

控制棒的上部连成－体成为棒束。

每一个棒束都在相应的燃料组件内上下运动。

控制棒在堆内布置得很分散，以便堆内造成平坦的中子通量分布。

燃料组件外面不加装方形盒，以利于冷却剂的横向流动。

加上端部构件，整个组件长约四米，横截面为边长约20厘米的正方形。

图4－3是典型压水堆压力容器与堆芯结构原理图；图4－4为压力容器的结构布置图。

由燃料组件组成的堆芯放在一个很大的压力容器内。

控制棒由上部插入堆芯。

在压力容器顶部有控制棒的驱动机构。

作为慢化剂和冷却剂的水，由压力容器侧面进来后，经过吊篮和压力容器之间的环形间隙，再从下部进入堆芯。

冷却水通过堆芯后，温度升高，密度降低，再从堆芯上部流出压力容器。

一般入口水温300C ο，出口水温332C ο，堆内压力15.5Mpa 。

一座100万千瓦的压水堆，堆芯每小时冷却水的流量约6万吨。

这些冷却水并不排出堆外，而是在封闭的－回路内往复循环。

堆芯放了一百多个燃料组件，这些组件总共包括四万多根三米多长、比铅笔略粗的燃料元件。

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。

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）。

我国压水堆核电站主要设备及原理完整文档(可以直接使用，可编辑完整文档，欢迎下载）压水堆核电站主要设备及原理压水堆核电站主要设备典型压水反应堆的核心是一个圆柱形高压反应容器。

容器内设有实现核裂变反应堆的堆芯和堆芯支承结构，顶部装有控制裂变反应的控制棒驱动机构，随时调节和控制堆芯中控制棒的插入深度。

堆芯是原子核反应堆的心脏，链式裂变反应就在这里进行。

它由核燃料组件、控制棒组件和既作中子慢化剂又作为冷却剂的水组成。

堆内铀-235核裂变时释放出来的核能迅速转化为热量，热量通过热传导传递到燃料棒表面，然后，通过对流放热，将热量传递给快速流动的冷却水（冷却剂），使水温升高，从而由冷却水将热量带出反应堆，再通过一套动力回路将热能转变为电能。

压水堆核电站原理：由反应堆释放的核能通过一套动力装置将核能转变为蒸汽的动能，进而转变为电能。

该动力装置由一回路系统，二回路系统及其他辅助系统和设备组成。

原子核反应堆内产生的核能，使堆芯发热，高温高压的冷却水在主冷却泵驱动下，流进反应堆堆芯，冷却水温度升高，将堆芯的热量带至蒸汽发生器。

蒸汽发生器一次侧再把热量传递给管子外面的二回路循环系统的给水，使给水加热变成高压蒸汽，放热后的一次侧冷却水又重新流回堆芯。

这样不断地循环往复，构成一个密闭的循环回路。

一回路系统主要设备除反应堆外，还有蒸汽发生器、冷却剂主泵机组、稳压器及主管道等。

一回路示意图稳压器结构图冷却剂主泵结构图二回路中蒸汽发生器的给水吸收了一回路传来的热量变成高压蒸汽，然后推动汽轮机，带动发电机发电。

做功后的乏汽在冷凝器内冷却而凝结成水，再由给水泵送至加热器，加热后重新返回蒸汽发生器，再变成高压蒸汽推动汽轮发电机作功发电。

这样构成第二个密闭循环回路。

二回路系统由蒸汽发生器二次侧、汽轮机、发电机、冷凝器、凝结水泵、给水泵、给水加热器和中间汽水分离再热器等设备组成。

汽轮发电机机组是二回路系统的主要设备。

它由饱和汽轮机、发电机、冷凝器和中间汽水分离加热器组成。