1 核电站的核心装置是提供核能的反应堆 堆中释放的能量要利用载热流体 水 氦气 液态金属 通过第一回路带到热交换器 再通过热交换器 加热工作物质 由第二回路送到涡轮发电机 从核裂变发现到现在 只有50多年的历史 1942年 第一座反应堆达到临界 一 核电站的发展 2 1954年 在库尔恰托夫的主持下 苏联建成了世界上第一座核电站 奥布灵斯克5MW石墨水冷堆核电站 从此人类进入了核电时代 这种类型的核电站目前只在原苏联和东欧少数国家使用 1957年 美国的希平港压水堆核电站投入运行 这种核电站安全性能较好 目前世界各国的核电站有70 以上属于这种类型 我国投入运行的秦山核电站 广东大亚湾核电站 在建的秦山二期 岭澳 田湾核电站也是 3 1968年 加拿大角坎杜堆核电站运行 它由重水堆本体 一次冷却回路 二次回路及其它辅助系统组成 目前 这种类型核电站所站比例排在第三位 我国在建的秦山三期核电站即属这种类型 4 1960年 美国的德累斯顿沸水堆核电站投入运行 它主要由沸水堆本体 蒸汽给水系统和其它辅助系统组成 目前这种类型的核电站所占比例仅次于压水堆核电站 我国目前没有这种类型的核电站 5 1974年 法国建成了 凤凰 示范快堆核电站 它由快中子堆本体 一回路钠 二回路钠 三回路水及其它辅助系统组成 目前 这种类型核电站所占比例最小 它的最大特点是在运行中能够实现核燃料的增殖 我国将建一座实验快 中子 堆 6 50年代到60年代 美国 前苏联 英国 法国等几个工业先进国家 致力于各种类型反应堆的研究 试验 探索各种建堆方案 建造了若干种原型核电厂 7 美国从60年代中期起 除大力发展本国核电外 开始向欧洲 日本及一些发展中国家输出核电技术 法国遵循压水堆标准化技术路线 以及由于政府的重视和大力支持 发展迅速 到1980年 跃居世界核发电量第二的国家 前苏联 原联邦德国 日本 加拿大 比利时 瑞典等国也相继发展和建造了本国的核电站 8 进入80年代以后 世界核电发展的步伐明显变缓 1979年发生三里岛事故 1986年发生切尔诺贝利事故 各国更加注重于核电的安全管理 更加注重于核电的经济竞争力 9 10 11 12 13 我国正在运行的核电厂GNP 14 秦山核电站 15 16 17 二 核电站的安全性多道屏障第一道屏障是燃料芯块 第二道屏障是燃料元件包壳 第三道屏障是一回路系统压力边界 第四道屏障安全壳 18 QNP 3 CANDU 19 三 核电站运行的特点1 在火电厂中 可以连续不断地向锅炉提供燃料 而压水堆核电站的反应堆 只能对堆芯一次装料 定期停堆换料 反应堆冷却剂中含有硼酸 对一回路系统及其辅助系统的运行和控制 带来一定的复杂性 2 放射性带来了很多常规火力发电厂所没有的特殊问题 20 3 反应堆停闭后 不能立即停止冷却 4 核电站在运行过程中 会产生气体 液体及固体放射性废物 它们的处理和贮存问题在火力发电站中是不存在的 21 四 压水堆核电站的组成核的系统和设备部分 又称核岛 常规的系统和设备部分 又称常规岛 22 核岛由以下部分组成1 核蒸汽供应系统 包括以下系统 1 压水堆及一回路主系统和设备 主管道 冷却剂泵 蒸汽发生器 稳压器及泄压箱等 2 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 3 以上系统的控制 保护和检测系统 23 24 25 26 27 2 核岛的其余组成部分 它包括 1 设备冷却水系统 生水系统 重要厂用水系统 2 放射性废物处理系统及硼回收系统 即一回路排水处理系统 3 反应堆安全壳及安全壳喷淋系统 4 核燃料装换料及贮存系统 5 安全壳通风和过滤系统 核辅助厂房通风系统 6 柴油发电机组 28 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除系统安装在安全壳内 核岛核蒸汽供应系统中另两个辅助系统及核岛的其余组成部分均在安全壳外的核辅助厂房内 29 常规岛包括那些与常规火力发电厂相似的系统和设备 1 二回路系统 又称汽轮发电机系统 由蒸汽系统 汽轮发电机组 凝汽器 蒸汽排放系统 给水加热系统和辅助给水系统等组成 2 循环冷却水系统 3 电气系统及厂用电设备 30 31 核能发电原理核能发电的能量来自核反应堆中可裂变材料 核燃料 进行裂变反应所释放的裂变能 裂变反应指铀 235 钚 239 铀 233等重元素在中子作用下分裂为两个碎片 同时放出中子和大量能量的过程 反应中 可裂变物的原子核吸收一个中子后发生裂变并放出两三个中子 若这些中子除去消耗 至少有一个中子能引起另一个原子核裂变 使裂变自持地进行 则这种反应称为链式裂变反应 实现链式反应是核能发电的前提 32 要用反应堆产生核能 需要解决以下4个问题 为核裂变链式反应提供必要的条件 使之得以进行 链式反应必须能由人通过一定装置进行控制 失去控制的裂变能不仅不能用于发电 还会酿成灾害 裂变反应产生的能量要能从反应堆中安全取出 裂变反应中产生的中子和放射性物质对人体危害很大 必须设法避免它们对核电站工作人员和附近居民的伤害 33 裂变反应 20世纪30年代末 人们进一步发现 除了核衰变和核反应之外 某些原子核还会发生核裂变 当用中子轰击某些重核素的原子核时 原子核可以分裂成两个中等核 又称为裂变碎片 当中子能量较大时 在少数情况下 原子核还会分裂成三 四块核裂变碎片 有一些重核还可以发生自发裂变 即在没有外来粒子轰击下 原子核会自行分裂为二个裂变碎片 34 裂变 把一个重核分裂成二个质量为约等于初始核一半的裂变碎片的核反应称裂变反应 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 约10 14s 的极不稳定激化核阶段 然后开裂成两个主要碎片 同时放出2 3个中子和能量 35 可裂变元素 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 235U 自然存在的 占0 712 239Pu 36 U 235裂变能释放 37 链式裂变反应 当中子与裂变物质作用而发生核裂变反应时 裂变物质的原子核通常分裂为两个中等质量数的核 称为裂变碎片 与此同时 还将平均地产生两个以上的新的裂变中子 并释放出蕴藏在原子核内部的核能 在适当的条件下 这些裂变中子又会引起周围其它同位素的裂变 如此不断继续下去 链式裂变反应 核反应堆就是一种能以可控方式产生自续的链式裂变反应的装置 它能够以一定的速度将蕴藏在原子核内部的核能释放出来 38 自续裂变反应的条件 当一个裂变核俘获一个中子产生裂变以后 新产生的中子中 平均至少应该再有一个中子去引起另外一个核的裂变 一个反应堆能否实现自续的链式裂变反应 就取决于裂变 非裂变吸收和泄漏等过程中中子的产生率和消失率之间的平衡关系 39 反应性控制 初始装量超过临界质量 可裂变物质因核裂变而不断减少 燃耗增加 减少堆芯产物不断增加 有些易吸收中子堆芯内温度变化引起反应性变化控制手段控制棒硼酸 40 控制方式 控制棒强中子吸收体制成 用于快速控制硼酸调节硼浓度控制均匀 慢速 41 42 压水堆结构 43 44 结构简图 反应堆堆芯 堆内构件 反应堆压力容器和顶盖 控制棒驱动机构 45 反应堆堆芯 反应堆的核心部件 高温热源 强辐射源157个几何形状和机械结构完全相同的燃料组件 构成一个高3 65m 等效直径3 04m的准圆柱状核反应区 在典型的燃料管理方案中 初始堆芯分成三个燃料富集度不同的区 在堆芯外区放置富集度较高的燃料组件 富集度较低的燃料组件以棋盘的形式排列在堆芯的内区 1区53个组件 富集度1 8 2区52个组件 浓富集度2 4 3区52个组件 富集度为3 1 图 通常每年进行一次换料 每次换料更换1 3燃料组件 达到平衡换料时新燃料的富集度为3 25 46 燃料组件布置图 47 48 49 控制棒组件单棒包壳不锈钢中子吸收剂银 铟 镉合金 黑棒不锈钢棒 灰棒24棒束 控制棒组件24个黑棒 黑棒组件8个黑棒 16个灰棒 灰棒组件 50 51 从下部看控制棒导向管控制棒导向管 52 1 吊篮不锈钢圆筒 高8 2m 壁厚51mm 上端带有法兰 下端焊在厚500mm的堆芯支承板上 法兰上有24个流水孔 6个辐照样品孔 和4个定位键孔 筒体上有三个冷却剂出口管嘴 堆芯支承板堆芯支承板是一块锻制件 堆芯组件的全部重量由它承担 吊篮上部法兰吊挂在压力容器内壁的凸肩上 因此 堆芯支承板所承受的重量通过吊篮法兰传递给压力容器内壁的凸肩 2 围板在堆芯外侧 装有围板和固定在吊篮上的辐板 围板包围着堆芯 燃料组件是方的 而堆芯吊篮是圆的 没有围板的话 堆芯周围就出现空隙 一部分冷却剂流量将会绕过堆芯而旁路 3 下栅格板厚50mm 用来放置燃料组件 开了4 157个流水孔 53 由上海第一机床厂制造的岭澳核电厂2号机组吊篮 54 上部堆内构件 55 制造中的压力容器 56 压力容器上部构件俯视图压力容器有进出口的直环段 57 压力容器 RCP001BA 尺寸与电厂电功率大小的关系 58 压力容器在加工中 法马通 59 用机械上紧压力容器的58个螺栓螺栓张紧机 60 压力容器顶盖上控制棒驱动机构在安装 61 62 63 蒸汽发生器 功能 把堆芯热量传递给二回路给水 产生蒸汽 系统构成 蒸发段 下封头 碳钢堆焊不锈钢 管板 碳钢堆焊因科镍555mm厚 2个排污管 U形传热管 4474根 因科镍690 直径19mm 壁厚1mm 管束套筒 给水环形下降通道 支撑板 64 汽水分离段 一级分离 16个叶轮 二级分离给水环管 倒J管80 20 分布 限流器传热管破损和腐蚀 晶间腐蚀 晶界扩散 和晶间应力腐蚀堵管 海水泄露 排污防腐辅助给水水位测量与控制 65 66 67 大亚湾核电厂蒸汽发生器在运输中 68 国产首台1000MW级蒸汽发生器 69 蒸汽发生器筒体在卷板加工 70 蒸汽发生器管板 管束役前检查 71 蒸汽发生器在吊装中 72 900压水堆核电厂蒸汽发生器设计参数 73 泵 功能 给冷却剂压头 驱使其流动 带走堆芯热量 系统构成水力机械 泵体 泵壳 叶轮 出进水管 热屏 泵轴承 轴封水接管轴封系统 三串联轴封电机 电机下部轴承 电机主体 转子和定子 止推轴承 上部轴承 惰转飞轮 74 75 冷却剂泵 76 77 稳压器 功能 压力控制与保护启动升温和升压停堆降温降压补偿化学容积系统 工作原理 在反应堆额定功率运行时 半水半蒸汽 饱和热平衡状态 15 5MPa 344 8度 低压时 下部电加热 高压时 上部冷水 喷淋 维持饱和热平衡状态 构成 喷淋系统 主喷淋 来自一回路冷腿 泵出口 辅助喷淋 来自化学容积系统上冲泵出口 电加热器 60根乘24KW 波动管 壳体 3个安全阀组 保护阀 隔离阀 测量仪表卸压箱 11 5 26 5立方米 78 79 3 4稳压器3 4 1概述1 功能 1 正常运行时 保持一回路压力恒定 2 负荷变化时 限制一回路压力的变化 防止冷却剂沸腾 3 提供超压保护 4 吸收一回路系统水容积迅速变化 2 工作原理额定功率下 稳压器下部是饱和水 上部是饱和蒸汽 底部以波动官与热段相连 用电加热器和喷淋器调节稳压器压力的原理 超压保护 80 3 4 2稳压器结构高约13m 直径2 5m 内部容积39 7m3 净重80t 下部是水空间 有波动管嘴 60根电加热器 总电功率1440 分为通断式 比例式两类6组 9 9 12 上部是蒸汽空间 有喷淋管嘴和喷头 有主喷淋水 辅助喷淋水 三个先导式安全阀组 仪表管嘴和人孔 1 主喷淋在1环路 2环路 2号机组为1 3环路 主泵的出口主管道上 每个阀门的最大流72t h 降压速率为1 5MPa min 2 辅助喷淋接在RCV系统再生式热交换器的上充管线上 3 卸压压力过高时 由泄压管路将稳压器中大部分蒸汽输送到卸压箱 81 稳压器的喷淋管路与卸压管路 82 83 装卸料 84 装卸料 85 装卸料时反应堆大厅 86 燃料组件翻转架燃料组件开箱 87 燃料组件外观检查 88 乏燃料组件卸入乏燃料水池 89 乏燃