.../第1章核電站基礎知識眾所周知,核電站是利用核裂變反應產生的能量來發電的。在核電站的眾多設備中,既有與常規火電廠類似的汽輪發電機組,又有其特有的核反應堆,涉及的專業領域很多。本章主要介紹有關反應堆物理、傳熱學、水力學和工程熱力學的一些基本知識。反應堆物理研究的對象是核反應的規律。通過對中子與物質反應規律的研究,我們可以了解核裂變反應的過程,計算不同能量的中子在反應堆內的分布,進而得到反應堆內熱源的分布,并且探討控制核反應的途徑。核裂變反應在反應堆堆芯中進行,因而堆芯的功率密度比大多數常規熱源高幾個數量級。為了使反應堆安全可靠地運行,必須持續不斷地將熱量導出堆外,以保證燃料元件不超溫,這就需要應用傳熱學理論進行分析。另外,核電廠有許多換熱設備,通過研究其傳熱能力與各種因素的關系,可以采取措施增強其傳熱能力,從而減小傳熱溫差和傳熱面積。水力學宏觀地研究流體平衡和運動的規律,建立起流體中的作用力、運動速度和壓力之間的關系。反應堆內產生的熱量由流動的冷卻劑〔水帶出,堆芯的輸熱能力與冷卻劑的流動特性密切相關,因此反應堆熱工計算與水力計算是相互聯系的。此外,核電站的許多系統都是水力回路,也需要研究流體在管道內流動的特性。核電站二回路〔蒸汽動力回路是一個典型的熱力循環過程。熱力循環是指工質從某一初始狀態出發經歷了一系列熱力狀態變化后又回到原來的初始狀態的熱力過程。在熱力循環中,工質通過吸熱、膨脹、放熱、壓縮等過程,將熱能轉變為機械能。工程熱力學的基本任務就是研究熱能轉變為機械能的規律和條件,從而找出提高熱能利用經濟性的途徑。需要說明的是,以上所述都是各自獨立的學科,每一部分的內容都非常豐富。限于篇幅及本課程的性質,本章僅就學習中可能涉及的一些基本概念和理論略作介紹,所討論的不免掛一漏萬,只能是相應學科內容的很少一部分。如果需要更深入全面地了解有關的知識,可參看相關專著。為使讀者對核電站總體上有所了解,更好地理解后面各章的內容,本章的最后一節還簡要介紹了大亞灣核電站的構成和系統設備標識方法。1.1反應堆物理基礎1.1.1核反應與結合能核反應與我們熟知的化學反應有本質的不同。化學反應是兩個或數個原子的電子相互作用的結果,原子核沒有改變；核反應則使原子核發生變化,并由此引起化學性質的改變。核反應發生在一個原子核和一個粒子相遇的情況下,該粒子可能是質子、中子或氦核等,也可能是一種電磁射線。除此之外,某些存在于自然界的核素很不穩定,會在沒有外部干預的情況下自行裂變和衰變,放出粒子和能量,我們稱這些核為放射性核。核反應只涉及原子核,反應中吸收或放出的能量遠大于化學反應。核反應形成的新原子核往往是不穩定的,會放出能量,變成穩定核,也可能放出粒子變成另一原子核,這種現象稱為衰變。人們把放射性原子的數目衰變一半所需的時間定義為半衰期。原子核由質子和中子組成,統稱核子,但實際上一個原子核的質量小于組成它的單個核子的質量之和,這種差異稱為原子核的質量虧損。根據愛因斯坦質能方程,質量虧損對應于系統的能量變化：其中C為光速〔3×108m/s>,E和m的單位分別為J和Kg。當一定數量的質子和中子聚合起來組成一個原子核后,它們虧損了質量,相應地必然放出能量；反之,為了打破一個原子核,使每個核子分離開,就必須吸收對應于質量虧損的能量。與質量虧損相應的能量叫做原子核的結合能。質量虧損越大,原子核的核子結合越緊密,因而這個原子核越穩定。在研究原子時,習慣上用電子伏特〔eV作為能量單位。1電子伏特是帶單位電子電荷的粒子不受阻礙地通過1V電勢時所獲得的能量,1eV=1.60×10-19J。在實際應用中,eV顯得太小,常用MeV作單位,1MeV=106eV。圖1.1給出了不同核素的核子平均結合能隨質量數〔即核子數的變化。由圖可見,最輕和最重的原子核的結合能較小,而中等質量的原子核則具有較大的結合能。因此,如果把曲線兩端的原子核通過核反應轉變成位置較為中間的原子核,則質量虧損比原來的多,這種增加的質量虧損就會產生能量釋放。把很輕的原子核〔如和變成較重的原子核,這就是聚變反應；把很重的原子核〔如分裂成較輕的原子核,這就是裂變反應。由于存在質量虧損,這兩種核反應都伴隨著大量的能量釋放,而且每次聚變反應所釋放的能量數倍于裂變反應。目前商用核反應堆采用的都是裂變反應。聚變反應亦稱熱核反應,需要在很高溫度下〔幾千萬度才能進行,難以控制,現尚處于實驗室研究階段。〔圖1.1圖1.1隨質量數變化的核子平均結合能1.1.2中子與原子核的反應在核反應堆中,通過中子撞擊原子核產生裂變反應。中子與原子核的反應可分為散射反應和吸收反應兩大類,裂變反應即屬于一種吸收反應。散射反應指中子與原子核碰撞后,中子的能量和運動方向產生變化,原子核的成份不改變。根據碰撞前后中子能量的變化,散射反應可分為彈性散射和非彈性散射。對于彈性散射,中子把一部分或全部動能傳給原子核,原子核的內能不變,整個系統動量守恒。顯然,被撞核的質量越接近中子,中子損失的能量越多。對于非彈性散射,入射中子的一部分動能轉變為原子核的內能,使核處于激發態,隨后發出γ射線,返回基態。只有在入射中子能量足夠大時才會使碰撞成為非彈性的。中子在介質中發生彈性和非彈性散射,直至中子的平均能量與介質原子的平均能量相等,這個過程稱為慢化。介質原子或分子一直處于熱運動狀態,其平均動能取決于介質溫度,故稱為熱能,具有這種平均熱能的中子稱為熱中子。常溫下〔20℃熱中子最可幾能量是0.025ev,對應的中子運動速度為2200m/s。吸收反應指中子與原子核碰撞后,被原子核俘獲,形成一個處于激發狀態的復合核,其激發能等于中子的動能和中子在復合核中的結合能之和。如果激發能很大,復合核便分裂成兩部分〔稱裂變碎片,并以巨大的速度往不同方向飛去,同時放出數個中子,這就是裂變反應；如果激發能不足以使復合核裂變,則復合核通過釋放等粒子失去多余能量返回基態,稱輻射俘獲反應。輻射俘獲反應放出的粒子有射線、粒子、質子等,分別稱為〔n,反應、〔n,反應和〔n,p反應。通常以中子反應截面來表示上述各種核反應的幾率大小。一個原子核與入射的一個中子發生核反應的幾率稱為微觀截面,以表示,單位是靶恩〔barn,1靶恩=10-24cm2。對于中子與原子核的各種反應,相應有散射截面s、俘獲截面c、裂變截面f、吸收截面a。因為吸收反應包括裂變反應和輻射俘獲反應,所以吸收截面等于俘獲截面與裂變截面之和,即a=c+f。中子反應截面的大小與原子核種類及入射中子能量有關。只有少數物質的原子核〔如、、在較低能量的中子轟擊下能發生裂變反應,其中僅是以自然形式存在的,它在天然鈾中占0.712%。目前運行的核反應堆絕大多數以作為核裂變材料,即核燃料。和則分別是由和在反應堆中俘獲中子后轉換成的新的核裂變材料。天然鈾中占99.3%的是另一種同位素,它僅對高能中子發生裂變反應,其裂變截面也比較小。另外在某些中子能區內俘獲截面有一些峰值,稱為共振吸收。圖1.2給出了鈾同位素微觀截面隨入射中子能量變化的曲線。圖1.2鈾同位素的微觀截面在實際中通常需要知道中子與單位體積內某種給定素核之間的反應概率,稱之為宏觀截面,用Σ表示：其中σ為微觀截面,N為核密度。如果σ的單位為靶恩,N的單位為1/cm3,則Σ的單位為1/cm,可見宏觀截面的物理意義是中子行走單位長度路程中與原子核發生反應的幾率。我們把1/Σ記為,稱之為平均自由程,它表示粒子在靶物質中連續兩次相互作用之間穿行的平均距離。單位體積內中子數與中子速度〔常采用中子的平均速度之積,稱為中子通量。中子通量表示在單位時間內穿過與其速度矢量方向垂直的單位面積的中子總數。中子通量通常用Φ表示。這樣,原子核與中子之間反應率的基本公式是：核反應堆中的中子按其能量可分為快中子〔E＞0.1MeV、中能中子〔1eV＜E＜0.1MeV和熱中子〔E＜1eV。裂變中放出的中子能量大部分為1～2MeV,屬于快中子,由圖1.2可見在這個能量區域內中子與235U核發生裂變的幾率很小,因而必須把中子減速到熱中子能量,即需要經過一個慢化過程。使中子慢化的物質稱慢化劑,中子在慢化劑中與其原子核碰撞發生彈性散射,動能逐漸減小。慢化劑的慢化性能可以用一個中子能量從快中子降到熱中子所需的平均碰撞次數來表征。顯然,平均碰撞次數越少,慢化性能越好。當然,慢化劑還應具有較小的中子吸收截面,以減少中子的損失。核反應堆中常用的慢化劑有水、石墨和鈹。表1.1列出了各種慢化劑的慢化性能。表1.1慢化劑的慢化性能慢化劑氫H2O氘D2OBeBeOC平均碰撞次數<從2MeV降到0.03eV>18192535861031141.1.3核裂變如前所述,裂變反應指一個重核分裂成兩個較小質量核的反應,它一般由一個核吸收一個中子引起。在這種反應中,核俘獲一個中子并形成一個復合核,復合核經過很短時間〔約10-14秒的極不穩定的激化核階段,然后分裂成兩個主要碎片,同時放出數個中子和一定的能量。裂變反應是核反應堆中最重要的一種反應。裂變反應式為：其中X1和X2表示裂變碎片。裂變反應時,會形成60余種不同的碎片,這些碎片通過衰變產生約250種不同的核素,稱為裂變產物。裂變碎片的質量分布見圖1.3。圖中曲線呈現出兩個明顯的峰,分別位于質量數95和140附近,而分裂成質量數恰好相等的兩半的幾率很小,大約只占0.01%。裂變碎片會發生一系列的衰變,具有很強的放射性,主要是和射線,其中有些核素半衰期較長,給核燃料后處理帶來困難。圖1.3235U裂變碎片出現的概率曲線圖1.4裂變中子能量對于,每次裂變平均放出2.43個中子。這些中子的能量分布在從熱能直到15Mev左右的區域,見圖1.4。絕大部分中子是在裂變的瞬間放出的,稱瞬發中子,另有約0.65%是由裂變產物在衰變過程放出來的,稱為緩發中子。緩發中子雖然份額很小,但由于它的平均壽期長達12s,因而增加了每代中子的平均壽命,使得反應堆功率變化速度變慢,從而有可能對裂變反應進行控制。每次裂變反應釋放約207MeV能量,其分布形式見表1.2。其中大部分為裂變碎片的動能,它們在核燃料內轉換成熱能,以熱能形式出現。由于中微子幾乎不與堆內任何物質作用,這部分能量〔12MeV無法利用。一般計算近似認為可利用的裂變能為200MeV,其中約97%分配在燃料內,不到1%能量〔主要是射線逸出而被堆的屏蔽層吸收,其余能量分配在堆內的冷卻劑和結構材料內。在裂變能中,約有4%～5%是裂變產物衰變過程中放出的和射線能量,其釋放有一段時間延遲,即使在停堆后仍然存在〔隨時間呈指數衰減,因此反應堆在停堆后仍然需要維持冷卻和屏蔽。表1.2裂變釋放能的形式能量形式能量,MeV發射時間裂變碎片動能168瞬發裂變中子動能5瞬發瞬發γ能量7瞬發裂變產物γ衰變能量7緩發裂變產物β衰變能量8緩發中微子能量12緩發總計207根據上述分析,堆芯內單位體積核燃料的釋熱率〔功率密度為：qv=0.97fNEf式中——中子通量；f——微觀裂變截面；N——核燃料內核密度；Ef——每次裂變放出的能量〔可利用,約等于200MeV。和的裂變反應與類似,這兩種核燃料可由其他元素在反應堆中俘獲中子產生：能通過俘獲中子生成裂變物質的元素稱為可轉換材料,如上式中的和。如果把可轉換材料放置在堆內,可以在初始燃料因裂變而消耗的同時產生新燃料〔可裂變材料。反應堆中生成的燃料量與消耗的燃料量之比叫做反應堆轉換比；若轉換比大于1,則稱增殖比,這種反應堆就是增殖反應堆。低富集鈾反應堆的轉換比約為0.6,而以钚為燃料的快中子增殖堆的增殖比可達1.2～1.4,可以充分利用自然界儲存量相對豐富的。1.1.4中子鏈式反應在裂變反應中放出的中子與其它可裂變核碰撞,會進一步引起新的核裂變,從而放出第二代中子。如果反應如此不斷地繼續下去,這個過程就稱為鏈式裂變反應,簡稱鏈式反應。鏈式反應如果不依靠外界補充中子而能持續下去,則稱為自持鏈式反應。核反應堆就是一種能以可控方式產生自持鏈式裂變反應的裝置。自持鏈式反應的條件是每一次裂變反應放出的中子里面至少有一個中子能引起另一次核裂變。對于熱中子反應堆,裂變放出的快中子經過慢化成為熱中子,通過新的裂變反應產生第二代中子。由于每次裂變反應平均放出兩個以上的裂變中子,因而實現自持的鏈式裂變反應是有可能的。但是,因為核反應堆是由核燃料、慢化劑、冷卻劑以及結構材料等所組成的裝置,不可避免地有一部分中子要被非裂變材料吸收,同時還有一部分中子要從反應堆中泄漏出去。因此,在實際的反應堆中,并不是全部的裂變中子都能引起新的核裂變反應。一個反應堆能否實現自持的鏈式裂變反應,就取決于上述裂變、非裂變吸收和泄漏等過程內中子的產生率和消失率之間的平衡關系。如果在上述的反應過程中,產生中子數等于或多于消耗掉的中子數,則鏈式裂變反應將會自持地進行下去。裂變中子從產生到消失的過程稱為中子壽命循環。為了說明自持鏈式反應的條件,把某一代裂變中子數與產生它的上一代裂變中子數之比定義為有效增殖系數,記為K：若K=1,則堆內中子數目保持平衡,鏈式裂變反應過程處于穩態狀況,因而反應堆功率保持穩定不變,稱為臨界狀態；若K＜1,則中子數目不斷減少,不能維持自持鏈式反應,反應堆功率下降,稱為次臨界狀態；若K＞1,則中子數目隨時間按指數規律增長,堆功率增加,稱為超臨界狀態。下面我們分析裂變產生的中子在慢化過程中經歷的遭遇。首先,當中子的能量高于238U的裂變閾能〔約1.1MeV時,它可能引起238U核的裂變〔見圖1.2。由于238U核每次裂變時平均放出2.5個中子,所以使得快中子數目增加了,這一現象稱為238U的快中子倍增效應。其次,當中子的能量降低到238U共振能區附近時,有一部分中子將被238U核共振吸收,這一效應將使中子數目減少。快中子慢化成熱中子后,在反應堆內被吸收的情況可分為二種：〔1被慢化劑以及結構材料等物質所輻射俘獲,它將使中子的數目減少；〔2被燃料——鈾〔包括235U和238U吸收,其中一部分將引起裂變而產生新一代快中子。最后,由于反應堆的體積實際上總是有限的,因此有一部分中子在運動的過程中要泄漏出去。從以上討論可以知道,反應堆內中子數目的改變取決于下列幾個因素：<1>快中子增殖系數ε：從初始裂變中子數增加到238U裂變閾能以下中子數的倍率。<2>快中子逃脫泄漏幾率Lf：快中子在慢化過程中不被泄漏的幾率。<3>逃脫共振俘獲幾率P：中子在慢化過程中,逃脫238U共振吸收的幾率。<4熱中子逃脫共振吸收的幾率Lt：熱中子在擴散過程中的不泄漏幾率。<5>熱中子利用系數f：被燃料吸收的熱中子數占被堆芯所有物質〔包括燃料在內吸收的熱中子總數的份額。<6>熱中子增殖系數η：燃料每吸收一個熱中子所產生的平均裂變中子數。因此,增殖系數K可表示為：式中稱為無窮大介質中的增殖系數,該式叫作四因子公式。為了方便起見,一般用反應性來表征反應堆偏離臨界的程度。反應性定義為上一代與下一代中子數的相對變化,即：將它表示成與增殖系數K的關系：實際上,總是K≈1,所以≈K–1。可以看出,與K只是參考點不同,即：——當K＝1時＝0,反應堆為臨界狀態；——當K＜1時＜0,反應堆為次臨界狀態；——當K＞1時＞0,反應堆為超臨界狀態。由于K接近1,的值很小,所以反應性偏離零的變化一般以pcm作為單位來表示,1pcm＝10-5。在核電站穩定運行過程中,反應堆處于臨界狀態。若反應性偏離零,即意味著堆內中子數量有改變,堆功率相應發生變化。1.1.5反應性控制臨界反應堆系統內核燃料的裝載量,也就是維持自持鏈式反應所需的易裂變物質的最小數量稱為臨界質量。隨著運行時間的增加,處于臨界狀態反應堆的反應性會不斷發生變化,可能變為次臨界,其原因為：——可裂變物質因核反應而不斷減少,即燃耗增加,使下降；——裂變產物不斷積累,其中有些易吸收中子,使下降；——堆芯內溫度變化引起反應性變化,即溫度效應。因此,反應堆初始裝料遠遠超過臨界質量,即＞0,在運行中通過使用中子吸收材料來吸收多余的中子,以抵消剩余的反應性。壓水反應堆中通常使用控制棒和硼酸作為控制反應性的手段。控制棒由強吸收中子材料〔銀銦鎘合金制成,由驅動機構帶動在堆芯內移動〔抽出或插入來控制反應性,主要用于控制反應堆的啟動、停止和功率變化等較快速的反應性變化。使用控制棒帶來的問題是插入控制棒后,中子密度的分布發生畸變,局部中子密度過高,出現熱點,嚴重時會使燃料棒燒毀,因此對控制棒的插入深度要作嚴格控制。硼酸中的硼原子核可吸收中子,因此把硼酸溶解在慢化劑中〔壓水堆中以水作為慢化劑和冷卻劑,通過調節硼濃度可以控制反應性。硼酸溶液在堆芯中的分布是均勻的,不會引起中子通量畸變。但調節慢化劑硼濃度比較緩慢,這種方法只能控制因燃耗、氙毒和慢化劑溫度改變等引起的比較緩慢的反應性變化。下面我們討論影響反應性的幾個重要因素。1．慢化劑溫度效應慢化劑溫度變化引起反應性變化的現象,稱慢化劑溫度效應。慢化劑溫度變化1℃所引起的反應性變化的大小稱為慢化劑溫度系數,用表示。對于用水作慢化劑的壓水堆,當溫度改變時水的密度有顯著的改變。水溫升高后單位體積內水的分子數減少了,使中子的慢化能力變差,逃脫共振吸收的機率減小,中子泄漏的幾率增大,從而使反應性減小,這時溫度系數是負值；然而,因為慢化劑中含有毒物〔溶解硼,當慢化劑被加熱膨脹時,單位體積內溶解硼的分子數也會相應減少,因而中子被硼吸收的幾率也減少,這個效應使溫度系數變為正效應。因此,當慢化劑溫度增加時,引起了二個相反的效應,即純水的負效應和溶解毒物的正效應。慢化劑溫度系數是正值還是負值,要看這兩方面的效應哪個更顯著。在壓水堆中,當水中沒有或僅含有少量硼時,慢化劑溫度系數是負值；在硼濃度較大時,慢化劑溫度系數是正值。技術規范要求壓水堆電站運行時慢化劑溫度系數必須為負值,所以硼濃度不能太高,通常不超過1400g/g。2．燃料溫度效應〔多普勒效應燃料溫度效應是由于燃料溫度變化引起238U共振截面變化引起的反應性變化,也稱多普勒效應。當燃料溫度上升時,238U共振吸收俘獲截面峰值復蓋的能譜加寬,這就導致有較多的中子損失在燃料共振區,從而使反應性下降；反之,當燃料溫度下降時,則反應性增加。燃料溫度變化1℃所引起的反應性變化,稱為燃料溫度系數〔多普勒系數,用ｕ表示,ｕ總是負值。多普勒系數的大小除隨燃料溫度變化外,還隨堆芯運行壽期〔即運行時間而變化。多普勒效應是反應堆的一個重要和固有的穩定因素和控制手段。因為反應堆的熱量主要是在燃料中產生。當有意或無意地引入一個反應性使功率升高時,燃料溫度立即升高,燃料的溫度效應就立即表現出來,使反應性下降,從而使反應堆返回臨界而穩定在一個新的功率狀態。燃料溫度系數是瞬發的,對功率的變化響應很快,它對反應堆的控制和安全起著十分重要的作用。3．功率系數和功率虧損功率系數綜合了多普勒系數和慢化劑系數,它表示功率每變化百分之一時反應性的變化,即/%功率。功率系數在堆芯壽期內總是負的,但在壽期終點時數值最低,這主要是由慢化劑系數引起的。我們把積分功率系數稱為功率虧損。顯然,功率增加時功率虧損是負值,即引入堆芯的反應性是負的,因此必須給堆芯加上等量的正反應性,才能保持反應堆臨界。在核電站運行中,這種正反應性是通過提控制棒或稀釋硼的方式得到的。4．氙效應在裂變產物中,存在一些熱中子吸收截面較大的核素,稱為毒物,它們對反應性的作用稱毒效應。反應堆中產額較多、毒效應最顯著的毒物是135Xe〔氙,此外還有149Sm〔鉅。135Xe主要由裂變產物中的135I衰變形成,它的熱中子俘獲截面c＝2.7×108b。135Xe的消失途徑是通過放射性衰變生成135Cs或俘獲中子成為136Xe。當反應堆啟動后達到穩定功率運行時,堆芯135Xe濃度開始逐漸增加,直到產生的與消失的135Xe達到平衡。0越高〔即堆功率越大,其平衡濃度也越大。當反應堆停堆時,堆芯中子通量瞬時降到零,因此135Xe俘獲中子消失的途徑立即中止,只由放射性衰變繼續消失。由于135Xe的衰變消失速度比135I衰變產生135Xe的速度慢,起初135Xe的濃度增加,一直達到最大值后才開始下降。對應于135Xe濃度從增長到下降的過程,反應性形成一個低谷。由于停堆后的135Xe是由135I衰變產生的,人們稱這個低谷為碘坑。在反應堆功率變化過程中,由于135Xe俘獲中子消失的速度受到影響,在不同程度上也會出現上述的現象。5．燃耗正如火力發電廠每天要消耗大量的化學燃料——煤或石油一樣,核電站中的反應堆每天也要消耗一定量的核燃料——鈾、钚。根據粗略估計,一個電功率為1000MW的核電站每天大約要消耗3kg左右的鈾-235〔或钚-239。評價一個反應堆燃料消耗情況的指標稱為燃耗深度。核電站常用單位質量的鈾發出的能量作為燃耗深度的度量,可用下式表示：式中,為燃耗深度,ＭＷ為反應堆熱功率〔MW,d為運行時間〔日,ＭＷ·d即為反應堆運行一定時間后所發出的總能量；tU為反應堆的總裝載量,它是指鈾〔包括238U和235U的質量。燃耗的單位為MWd/tU。目前壓水堆的平均卸料燃耗深度可達到30000MWd/tU或更高的數值。1.2傳熱學基礎知識1.2.1傳熱的基本方式熱量總是從高溫物體傳到低溫物體,傳熱學的任務就是研究熱傳遞的規律。熱傳遞的現象很多,但可歸納成三種基本的傳熱方式,即導熱、對流和熱輻射。常用以下兩個物理量來表征熱傳遞的強弱：熱流量Q——單位時間內通過某一傳熱面的熱量,W/s；熱流密度q––––單位時間內通過單位面積的熱量,W/<m2?s>。1．導熱熱量從物體中溫度較高的部分傳遞到溫度較低的部分,或者從溫度較高的物體傳遞到與之接觸的溫度較低的另一物體的過程稱為導熱〔又稱熱傳導。從微觀角度來看,氣體、液體、固體的導熱機理是有所不同的。氣體中,導熱是氣體分子不規則熱運動時互相碰撞的結果,氣體的溫度較高,其分子的運動動能越大,不同能量水平的分子相互碰撞的結果,使熱量從高溫處傳到低溫處；液體或固體是通過它們的微觀粒子在其平衡位置附近的振動而形成彈性波來傳遞熱能；金屬則主要依靠自由電子的擴散作用產生熱能傳遞。傳熱學研究的范圍只是以宏觀方法去研究導熱過程,通常只使用宏觀量把導熱過程與物體的溫度分布聯系起來。分析一維導熱過程的基本公式是傅里葉定律。考察如圖1.5所示的平板,假設兩個表面均維持均勻溫度,對于x方向上任意位置一個厚度為dx的微元層,根據傅里葉定律,單位時間通過該層的導熱熱量與其溫度變化率及平板面積F成正比,即：式中,為比例系數,稱為導熱系數〔也稱熱導率,單位W/〔m?℃。負號表示熱量傳遞的方向同溫度升高的方向相反。圖1.5通過平板的導熱假設不隨溫度變化,將上式積分,可得：式中——平板厚度,m；t——平板兩邊的溫度差,℃。該式又可表示為：把它與電學上的歐姆定律I=相比,可以看出它們在形式上是類似的：傳熱量Q對應于電流強度I,溫差t對應于電壓U。于是對應于電阻R,它表示了熱量傳遞路徑的阻力,稱為熱阻,記為Rt。與串聯電路的總電阻計算方法相仿,對于幾個環節構成的傳熱過程〔如多層平板導熱,總的熱阻等于各分熱阻之和。導熱系數是表征導熱性能優劣的參數,不同材料的導熱系數值不同,即使是同一材料,導熱系數值亦隨溫度而變。例如純銅的導熱系數為395W/〔m?℃；碳鋼為36.7W/〔m?℃；空氣為0.0259W/〔m?℃；水為0.0559W/〔m?℃。一般而言,金屬＞液＞氣。對于更復雜的情況,例如有內熱源的三維導熱,可以通過分析物體內部某個微元體的熱量平衡推導出普遍適用的導熱微分方程。穩態工況下導熱微分方程的一般形式為：式中為釋熱率,W/m3。公式左端第一項表示從微元體表面傳導出去的熱量〔差一負號,第二項表示微元體內產生的熱量,因此該式實際上體現了能量守衡的關系。導熱微分方程是求解物體內溫度分布的主要工具。對流和對流換熱對流是指流體各部分之間發生相對位移,從而把熱量從一處帶到另一處的熱傳遞現象。對流僅能發生在流體中,而且必然伴隨有導熱現象。工程上常遇到的不是單純的對流方式,而是流體流過另一固體表面時對流和導熱聯合起作用的熱量傳遞,稱為對流換熱。本節重點討論對流換熱。流體流過固體表面,當流體和固體溫度不同時,它們之間必然會發生熱量傳遞。緊貼固體表壁處總有一薄層流體作層流流動,其中垂直于壁面的方向上僅有分子能量的傳遞,即只存在導熱,而層流薄層以外的區域,熱量的傳遞主要依靠對流。對流換熱的基本計算式為牛頓冷卻公式：Q=F〔twtf式中F——與流體接觸的壁面面積,m2；——對流換熱系數,W/〔m2?℃；tw——壁面溫度,℃；tf——流體平均溫度,℃。由對流換熱公式可導出對流熱阻。對流換熱有多種類型,見表1.3。表1.3對流換熱的類型單相流體對流傳熱兩相流體對流傳熱沸騰冷凝強迫對流傳熱自然對流傳熱池式沸騰泡核沸騰過渡沸騰膜態沸騰滴狀凝結膜狀凝結流動沸騰泡核沸騰過渡沸騰膜態沸騰通過液膜的強迫對流缺液區傳熱求解對流換熱問題,關鍵是求出對流換熱系數,而它與許多因素有關,一般只能通過實驗得出各種特定條件下適用的計算表達式。影響對流換熱的因素有五個方面：<1>流體流動的原因流動分為強迫流動和自然流動兩類。凡受外力的推動〔如鼓風機或泵而引起的流體流動,稱為強迫流動；原來靜止的流體,由于內部溫度不平衡,因而流體各部分之間產生密度差,由此引起的流動稱為自然流動。強迫流動和自然流動具有不同的換熱規律,計算對流換熱的方法也有所不同。<2>流體的流態流體的流態分層流和紊流。由于兩種流態的機理不同,熱傳遞的規律也隨之而異。層流時,熱傳遞主要依靠互不相干的流層之間的導熱；紊流時,除緊貼壁面的層流底層外,流體沿壁面法線方向產生對流作用而使熱傳遞增強。<3>流體有無相變發生在某些換熱過程中,參與換熱的液體因受熱〔或放熱而發生沸騰〔或凝結。流體有相變的換熱過程與無相變的對流換熱過程有很大差別。在相變過程中,流體溫度基本保持相應壓力下的飽和溫度而不變,這時液體與壁面間的換熱量等于流體吸收或放出的潛熱,同時汽液兩相的流動情況也不同于單相流動,所以有相變時與無相變時的換熱條件大不一樣。對同一種液體,有相變時的換熱強度要大得多。<4>流體的物理性質不同流體如空氣、水和油等,它們的物理性質不同,例如在溫度和速度完全相同的水和空氣中,物體被加熱或冷卻的快慢速度相差甚大。這主要是因為水和空氣的導熱系數相差懸殊,以致邊界層中的導熱熱阻不同,從而影響了換熱系數。此外,流體的動力粘度和密度通過Re數而反映出流體的流動情況是層流還是紊流,進而影響換熱系數。又如流體的比熱CP的大小能確定流體吸放或放熱后的溫度變化,從而與邊界層中的溫度梯度有關,當然對換熱強度也有影響。<5>換熱面的幾何因素它包括換熱面的形狀、大小以及換熱面在流體中的相對位置。換熱面的形狀和大小不同,就會影響流體在換熱面附近的流動情況。例如,流體橫向繞流圓柱體,尾部產生漩渦現象,流動情況與管內流動就完全不同,這些因素都會影響對流換熱規律。熱輻射一切物體都有輻射粒子〔光子的能力,輻射粒子具有的能量稱為輻射能。物體通過電磁波來傳遞能量的方式稱為輻射。物體會因各種原因發出輻射能,其中因熱的原因而發出輻射能的現象就是熱輻射。自然界中各個物體都不停地向空間發出熱輻射,同時又不斷地吸收其他物體發出的熱輻射。輻射與吸收過程的綜合結果就造成了以輻射方式進行的物體間的熱量傳遞,這就是輻射換熱。當物體與周圍環境處于熱平衡時,輻射換熱量等于零,但這是動態平衡,輻射與吸收過程仍在不停地進行。熱輻射可以在真空中傳播,而導熱和對流換熱這兩種熱傳遞方式只能在有物質存在的條件下才能實現。當兩個物體被真空隔開時,例如地球與太陽之間,導熱與對流都不會發生,只能進行輻射換熱,這是熱輻射的一個特點。另一個特點是輻射換熱不僅產生能量的轉移,而且還伴隨著能量形式的轉化,即發射時從熱能轉換成輻射能,而被吸收時又從輻射能轉換為熱能。實驗表明,物體的輻射能力與溫度有關,同一溫度下不同物體的輻射與吸收本領也大不一樣。一種稱做絕對黑體〔簡稱黑體的理想物體在同溫度的物體中具有最大的輻射本領和吸收本領。黑體在單位時間內向所有方向輻射出的熱量稱為輻射力E,它由斯蒂芬—玻爾茲曼定律計算：E=0FT4式中F——物體的輻射表面積,m2；0——黑體輻射常數,也稱斯蒂芬—玻爾茲曼常數,其值為5.67×-8W/〔m2?k4；T——表面的絕對溫度,K。實際物體的輻射能力小于同溫度下黑體的值,其計算可以采用斯蒂芬—玻爾茲曼定律的經驗修正形式：E=0FT4式中,ε稱為該物體的黑度〔又稱發射率,與物體的種類及表面狀態有關,其值總是小于1。在壓水堆穩態工況下,堆內的溫度不是很高,輻射換熱量相對于導熱和對流小得多,一般可以忽略不計。但在事故工況下,堆內可達到相當高的溫度,就要考慮熱輻射的作用了。4．傳熱過程在換熱設備中,需要交換熱量的冷、熱流體一般分別處于固體壁面的兩側,熱量由壁面一側的流體穿過壁面傳到另一側的流體中,這個過程稱為傳熱過程。傳熱過程包括三個串聯的環節。第一個環節是高溫流體傳熱給壁面,屬對流換熱；第二個環節是熱量從固體的一側傳到另一側,屬導熱；第三個環節是另一壁面傳熱給低溫流體,屬對流換熱。傳熱過程的基本計算公式為：q=kt〔1-1式中,k為傳熱系數,W/<m2?℃>；t=tf1–tf2,即兩側流體的溫差。流體的溫度比較容易測量,因此求解上式的關鍵在于計算k。下面以平板的傳熱過程為例分析如何推導k。圖1.6平板傳熱過程[方法一]由各環節的傳熱方程式推導。三式相加得：把它與式〔1-1比較,可得：[方法二]利用熱阻的概念。傳熱過程的三個環節相當于三個串聯的熱阻：1/11/2根據歐姆定律,總熱阻為：又從式〔1-1可知：所以1.2.2單相流體的對流換熱在核電站的許多系統,如反應堆堆芯的燃料棒束通道中以及蒸汽發生器或凝汽器的傳熱管內,水與壁面之間的傳熱都是單相流體的強迫對流換熱。對于管內單相流動的情況,對流換熱系數用下式計算：式中——對流換熱系數,W/<m2?℃>；——流體的熱導率,W/<m?℃>；De——流道的當量直徑,其中,A為流道截面積,U為濕潤周界；Re——雷諾數,,無因次；V——流速,m/s；——流體密度,kg/m3；——流體動力粘度,kg/<m·s>；Pr——普朗特數,,無因次；Cp——流體的定壓比熱,J/<kg·℃>。c1和c2為常數。對于管內流體與壁面的傳熱,c1＝0.023,c2＝0.4。在反應堆堆芯中,燃料棒成柵格排列,每四根燃料棒構成一個棒束柵元,冷卻劑在其中流動,形成一個水力流道〔如圖1.7。對于這種情況,,,其中l為燃料棒中心距,d為燃料棒外徑。圖1.7棒束柵元從圖中可見,流道的截面積等于正方形面積減去一根燃料棒的截面積,濕潤周界為四條1/4燃料棒周長之和,即等于一根燃料棒的周長。大亞灣核電站燃料棒外徑d＝9.5mm,棒中心距為l＝12.6mm,因此一個棒束柵元的當量直徑為1.2.3沸騰傳熱沸騰是一種重要的傳熱機理,它存在于蒸汽發生器、穩壓器的電加熱器表面等傳熱設備之中。在正常運行時,堆芯局部也存在欠熱沸騰。在反應堆冷卻劑系統出現破口而突然卸壓時,堆芯中會出現復雜的沸騰工況。沸騰可以分為池式沸騰和流動沸騰。池式沸騰是指浸沒在大容積液體內的傳熱面上產生的沸騰,流動沸騰是液體流過傳熱面時產生的沸騰。在堆芯和蒸汽發生器傳熱管二次側出現的都是流動沸騰,穩壓器中則是池式沸騰。下面主要討論流動沸騰工況。圖1.8表示豎直放置的均勻加熱通道中流體的流動結構和相關的傳熱工況,其中圖<a>是熱流密度較小的情況,圖<b>表示熱流密度大時的情況。圖1.8流動沸騰的傳熱區域1．熱流密度較低時的沸騰工況此時,流道內相繼會出現下列傳熱工況：<1>單相液體強迫對流傳熱。這時液體的溫度低于飽和溫度。<2>泡核沸騰。泡核沸騰又可分成兩種情況：——欠熱泡核沸騰：此時液體的主流溫度還沒有達到飽和溫度,但壁面已經超過飽和溫度,在壁面上產生了汽泡。汽泡脫離壁面后進入主流區,與欠熱水相遇后冷凝,所以汽泡主要存在于壁面附近。——飽和泡核沸騰：發生在液體主流溫度已經達到飽和溫度的情況下,主流中存在分立的汽泡。在泡核沸騰工況下,壁面上的汽泡不斷產生又不斷脫離,對邊界層產生很大的擾動,對傳熱有明顯的改善作用。<3>通過液膜的強迫對流蒸發。這時兩相流中的含汽率已經相當大,兩相流呈環狀流動結構,即液體薄層沿壁面流動,形成一個環狀液膜,中間是汽芯。熱量傳到液膜與汽芯的交界面,液體的蒸發將熱量帶走。<4>缺液區的傳熱。液體呈滴狀混在蒸汽中一起流動。由于此時液膜已經燒干,加熱表面與蒸汽相接觸,與液膜燒干前相比,傳熱系數大幅度降低,壁溫突然升高。但因為液滴對傳熱有增強作用,所以傳熱系數仍高于下一階段單相蒸汽時的傳熱。液膜燒干時的工況,即強迫對流蒸發到缺液區傳熱的轉折點,稱為"干涸"。<5>單相蒸汽的對流傳熱。傳熱系數降低,壁溫將進一步升高。2．熱流密度較高時的沸騰工況當加熱壁面的熱流密度提高時,泡核沸騰階段壁面上產生汽泡的數量增多。當熱流密度增加到一定程度時,產生的汽泡在離開壁之前就連成一片,形成一個汽膜。汽膜覆蓋了傳熱表面,形成很大的熱阻,傳熱系數陡然降低,壁面熱量不能被及時傳出,引起壁溫急劇上升。傳熱表面被汽膜覆蓋時的沸騰工況稱為膜態沸騰,由泡核沸騰轉變成膜態沸騰現象稱為偏離泡核沸騰,記作DNB。在膜態沸騰之后,接下去是缺液區的傳熱和單相蒸汽的傳熱。3．沸騰危機由于沸騰機理的變化引起傳熱系數陡降,導致傳熱壁面溫度驟然升高的現象稱為沸騰危機,發生沸騰危機時的熱流密度稱為臨界熱流密度。如上所述,在流動沸騰中有兩種沸騰危機,一種是偏離泡核沸騰〔DNB,其機理是泡核沸騰在熱流密度足夠大時突然轉變成膜態沸騰,它發生在含汽率很低或者欠熱的液體中；另一種沸騰危機是干涸〔Dryout,其機理是環狀流的液膜由于不斷蒸發而破裂甚至蒸干,傳熱面由于失去液膜覆蓋而傳熱性能變差,這種沸騰危機發生在含汽率很高的環狀兩相流中。在堆芯中傳熱惡化的危險主要來自偏離泡核沸騰,但在一回路大破口失水事故中的堆芯裸露階段,也有可能出現干涸。由于下列兩種原因,堆芯中發生偏離泡核沸騰的后果比發生干涸時嚴重很多：<1>發生偏離泡核沸騰的必要條件是熱流密度特別大,因而一旦傳熱能力下降時,傳熱面上熱量的積聚和溫度的升高將是非常迅猛的。而干涸的出現主要決定于流量和含汽率,通常熱流密度并不很高。<2>在從泡核沸騰轉變成膜態沸騰時,傳熱系數降低的幅度很大,這就更加劇了傳熱面〔例如包殼溫度上升的過程。而干涸發生后,蒸汽的流速通常很高,而且其中還夾帶著液滴,所以發生干涸時傳熱系數降低的幅度較小。4．臨界熱流密度燃料元件表面如果出現了偏離泡核沸騰工況,包殼溫度上升很快,這時鋯合金的機械特性、化學特性都急劇惡化,致使燃料元件發生破損,所以有時把這種工況稱做"燒毀"。發生偏離泡核沸騰時的臨界熱流密度記作qDNB。qDNB的大小主要受下列因素影響：<1>質量流速。流速大,流體的擾動強,加熱面上難以形成穩定的汽膜,因而使qDNB增大；<2>通道進口處水的欠熱度。欠熱度越大qDNB越大；<3>工作壓力。壓力增加會使飽和溫度上升,因而兩相流中的含汽率減小,這使qDNB增加；<4>發生DNB處冷卻劑的焓。冷卻劑的焓越大,越易產生汽泡,故qDNB越小；<5>加熱表面的粗糙度。粗糙度大,流體攪動加強,使汽泡容易脫離壁面,qDNB有所增大。qDNB的數值可以用公式進行計算,所用的公式是從大量的試驗結果綜合出來的,是半經驗公式。大亞灣核電站所用的qDNB計算公式是WRB-1,它是從美國西屋公司的W-3公式改進而得到的。公式中除了上述影響因素之外,還考慮了熱流密度沿流道分布不均勻、冷壁效應、定位格架和棒彎曲等因素的影響。5．偏離泡核沸騰比為了保證反應堆的安全,在設計中要求燃料元件表面的最大熱流密度小于臨界熱流密度。為了定量表達這個要求,引入了偏離泡核沸騰比這個概念,簡稱DNBR。DNBR指通過計算得到的燃料元件某點的臨界熱流密度與該點運行中實際的熱流密度的比值,即：DNBR<z>值沿冷卻劑通道長度是變化的,圖1.9示出了熱流密度沿軸向呈余弦分布時DNBR沿軸向的分布。顯然,某一點DNBR越大,則該點越不易發生偏離泡核沸騰。曲線上最小值稱為最小DNBR,記作DNBRmin或MDNBR。大亞灣核電站反應堆設計要求在穩態工況下DNBRmin2.08,在瞬態工況下DNBRmin1.22。圖1.9DNBR沿冷卻劑通道軸向的變化1.3水力學基礎知識1.3.1運動流體的機械能運動流體的總機械能可表示如下：總機械能＝位置勢能＋壓力勢能＋運動流體的動能對于如圖1.10所示的運動流體,假設流體的質量為1kg,流體在1和2兩個點的總機械能如表1.4所示。圖1.10運動的流體表1.4單位質量流體的總機械能位置勢能壓力勢能動能總機械能1點gH12點gH2流體1點和2點總機械能的差值為：〔1-2有三種不同的情況：<1>W2－W1＝0流體在1點和2點之間自由流動,無摩擦,與外界無能量交換。此時流體內各點總機械能保持恒定,只是不同形式的機械能相互轉換。<2>W2－W102點的總機械能大于1點,在1點和2點之間流體吸收能量,如水泵對流體做功。12<3>W2－W1<0流體在1、2點之間損失能量,例如渦輪機對外做功或壓頭損失。121．流動流體機械能的其它幾種表示方法<1>以流體壓力表示把式〔1-2右端乘以密度,得到：它的量綱是壓力,于是轉換為壓力表達形式。對于與外界無能量交換、無摩擦的流動,則有：即其中和表示流體在1點和2點運動所產生的動壓力；P1和P2表示1點和2點的靜壓力；gH1和gH2表示由于流體的高度而產生的靜壓力。<2>以液柱高度表示若將上式除以g,則變成如下形式：這樣,所有壓力〔包括動壓力、靜壓力和高度產生的壓力均用在管道中流動液體的液柱高度表示,也稱壓頭。2．壓頭損失實際上各種流體都是有粘性的,考慮了液體粘性的流體稱為實際流體。由于有粘性,液體在流動過程中,液滴相互之間以及液體與管道之間就會產生摩擦,導致能量的損耗；當流體流道有起伏變化,也會引起機械能損失。這些能量損失統稱為壓頭損失。如圖1.11所示。圖1.11有摩擦的流動對于有摩擦的流動,在點1和點2之間總機械能的變化中須加入一個壓頭損失總和的附加項,即：或者寫成W2－W1=－12壓頭損失分為兩類。一類是流體與壁面或流體內部的粘性摩擦產生的壓頭損失,稱為摩擦壓降Pf；另一類是流體流過有急劇變化的固體邊界時〔例如截面突然擴大或縮小、彎頭、閥門等處所出現的壓頭損失,稱為局部壓降Pc。<1>摩擦壓降計算單相流動的摩擦壓降,普遍采用達西公式：式中f——摩擦系數,無因次；L——通道長度,m；De——通道的當量直徑,m；——流體的密度,kg/m3；V——流體的流速,m/s。摩擦系數f與流體的粘度、管道的粗糙度等有關。<2>局部壓降流體流經局部地區的運動非常復雜,所產生的壓降一般只能由實驗確定,只有個別情況下,例如截面突然擴大或縮小,才能由理論分析給出結果。如果流體在局部地區的速度變化為零〔進、出口截面相等,那么局部壓降就只有形阻壓降了。局部壓降的計算公式是：式中k為局部阻力系數,由實驗確定。典型情況的局部阻力系數可查閱有關手冊。根據上面的分析,無論是摩擦壓降還是局部壓降,其壓頭損失的形式均可表示為KV2〔V為流速,K為壓力損失系數,即與流速的平方成正比。為了補償該項能量損失,必須在流體回路中建立起一個與壓頭損失相等的驅動壓頭P,一般通過泵來產生。1.3.2泵的特性泵用來將一種流體從一處輸送至另一處,提供所需要的流量和壓力。如圖1.12,為了實現這一目的,泵必須產生一定的功,包括將流體從1提升到2的抽水功和把流體從2提升到3所需的的唧送功。1．位置水頭和壓力計水頭如圖1.12,位置水頭是指1點到3點之間的水位差,它包括抽水水頭Ha’〔1點到2點之間的水位差與唧送水頭Hr’〔2點到3點之間的水位差之和,即：這是理論上泵所做的功,因為沒有考慮以下因素：回路內的壓頭損失；抽水時可能有空氣進入；抽水管內流體的速度建立過程。由此引出了實際水頭或壓力計水頭的概念。壓力計水頭就是進口壓力計和出口壓力計指示的水頭之和：Ht＝Ha＋Hr壓力計水頭是在運行期間測得的壓頭,也稱揚程,它反映了泵實際做的功,因此大于位置水頭。圖1.12位置水頭和壓力計水頭2．離心泵的特性曲線離心泵是電廠使用最多的一種泵,它的工作原理是利用葉輪旋轉產生的離心力做功把能量傳遞給流體。<1>泵的特性曲線對于常用的離心泵〔相對于旋轉方向葉片向后傾斜,工作時的理論壓力—流量曲線如圖1.13中①所示,在流量上升時壓力下降。這里所說的的壓力指單位質量流體從泵進口到泵出口的能量增加,即揚程,一般以液柱高度表示。實際的工作特性是在考慮下列情況時獲得的：——泵內的壓頭損失〔與流速平方成正比；——由于沖角不良造成的損失〔在額定流量時為零。這樣實際的特性曲線如圖1.13中④所示,曲線上每個流量所對應的壓力是相應流量下曲線①減去曲線②和③所對應的壓力。圖1.13泵壓力—流量特性曲線<2>管路運行特性曲線它反映了流體在管路中壓降與流量的關系,由總的位置水頭加上隨流量變化的壓頭損失得到。總位置水頭是不變的,壓頭損失與流速平方成正比,因此管路運行曲線呈拋物線形。<3>泵的工作點一臺泵在水力回路內工作,它的工作點〔即穩定運行時的流量和壓頭參數必然既要滿足泵的工作特性,又要滿足回路的工作特性,所以該泵的特性曲線與管路運行曲線的交點就是泵的工作點,如圖1.14中的M點,相應流量和壓力為Q1和H1。圖1.14泵的工作點<4>流量的調節第一種方法：通過改變管路的運行曲線〔例如裝一個調節閥或節流孔板,從而改變與泵特性曲線的交點,如圖1.15。這種調節的優點是成本低,缺點是回路中的壓頭損失增加,特別是在閥門關小時,有用功率提供的功率。第二種方法：通過改變泵的轉速〔例如增設調速器,改變泵的特性曲線,從而改變工作點。這種方法的優點是壓頭損失不變化,有用功率≈提供的功率,缺點是成本較高。圖1.15調節流量的兩種方法在核電站中,有的系統同時使用這兩種方法調節流量,例如蒸汽發生器給水流量的調節,就是在調節給水閥的同時也調節給水泵的轉速。<5>泵的聯接若干臺泵可以通過串聯或并聯構成泵組以滿足實際需要,其特性曲線見圖1.16。串聯的目的是提高同樣流量下的唧送壓力,如凝結水泵和給水泵等都是串聯泵；并聯的目的是在同樣的唧送壓頭下增加流量,如給水泵、RRA泵等都是并聯的。圖1.16泵的串聯與并聯<6>泵的功率泵在運行時使流體建立壓頭和流量,即對流體做了功,其水力功率〔即有用功率為：式中Qv——體積流量,m3/s；——液體密度,kg/m3；h——壓力計水頭,m。泵的機械功率是泵軸上提供的功率,也稱軸功率。它是選擇泵的驅動電機或汽機的依據。圖1.17泵的功率—流量曲線<7>泵的效率由于泵內存在水力損失〔泵內部流道中的摩擦和渦流、流量損失〔液體回流和機械損失〔部件摩擦損耗,所以軸功率不可能全部轉變為水力功率,泵效率定義為：泵效率開始隨流量的增加呈上升趨勢,但由于摩擦損失和沖角損失等原因,經過一個最大值后下降,如圖1.18所示。通常選取效率最高點附近作為泵的使用范圍。如果偏離額定流量太遠,不但降低效率,而且還會發出很大噪音,甚至造成泵的損壞。圖1.18泵的效率—流量特性曲線3．泵的汽蝕當泵內某處的壓力低于相應液體溫度的飽和壓力Ps時,部分液體開始汽化,形成汽泡。汽泡隨液體進入泵的高壓區,由于該處壓力較高,汽泡迅即凝結,周圍的液體以極高的速度向汽泡原來所占空間沖去,于是局部地區產生高頻、高沖擊力的水擊,可能將葉輪表面打成蜂窩狀,這種現象叫汽蝕。如果汽蝕持續發展,汽泡大量產生,就會影響正常流動,噪音和振動劇增,泵的壓力、流量和效率均下降,并且縮短泵的壽命。因此泵在運行時應嚴格防止發生汽蝕。通常用汽蝕余量〔或稱凈吸入壓頭NPSH作為判斷水泵是否發生汽蝕的物理量。<1>可用汽蝕余量NPSHav液體進入泵之前所剩余的并能有效地利用來防止汽蝕的壓頭叫可用汽蝕余量,簡稱NPSHav。它僅與泵入口處壓力P、液體溫度對應的飽和壓力Ps以及泵進口截面上流體速度V有關：NPSHav代表泵進口處單位質量液體所具有的超過汽化壓力的富余能量。流體的壓力越低,溫度越高,則NPSHav就越小,汽蝕危險性增加。<2>必需汽蝕余量NPSHre它與水泵本身設計有關,是衡量水泵抗汽蝕性能好壞的一個物理量,由水泵生產廠提供。當水泵進口處流體的NPSHav降低到正好等于NPSHre時,葉輪內將發生汽蝕。水泵內不發生汽蝕的必要條件是：NPSHavNPSHre在核電站系統中,給水泵和凝結水泵進口的水都是接近飽和狀態的,為了獲得必要的可用汽蝕余量NPSHav,把這些泵與其上游設備〔除氧器或凝汽器安裝相距一定的高度,以便利用相連管道中液柱高度增加水泵進口壓力。1.3.3自然循環水力回路內水的流動是依靠泵提供的驅動壓頭來補償水流動過程中的壓頭損失的,即P動力=P阻力。在水泵故障或失電情況下,為保持水以一定流速流動,在設計上可采用水流動的自然循環,例如當主泵斷電時,依靠自然循環帶出堆芯產生的熱量〔衰變熱。1．自然循環的建立自然循環是在閉合回路內依靠熱段〔向上流和冷段〔向下流中流體的密度差所產生的驅動壓頭來實現的流動循環。下面以核電站一回路為例說明自然循環的機理。為了便于理解,將反應堆和蒸汽發生器分別簡化成加熱點源和冷卻點源,回路中管道系統如圖1.19所示。熱源與冷源之間的高度差為Z,熱段〔反應堆出口至蒸汽發生器進口冷卻劑的密度為h,冷段〔蒸汽發生器出口至反應堆進口冷卻劑的密度為c。圖1.19一回路自然循環示意圖驅動壓頭為：上升段的總壓降為：式中,是上升段〔整個熱段長度的摩擦壓降,是上升段所有的局部壓降之和。所以,上升段有效壓頭為：下降段的總壓降為：式中,是下降段的摩擦壓降,是下降段所有局部壓降之和〔包括水泵停轉時冷卻劑流過水泵時的摩擦阻力和局部阻力。由于這些壓降值均與循環流量W有關,因此不同的流量下可以有不同的Pe和Pdw值,畫出Pe—W曲線和Pdw—W曲線,兩條曲線的交點就是所求的穩態工況下的自然循環流量。實際情況下,反應堆不是點熱源,蒸汽發生器也不是點冷源,因此冷卻劑在反應堆和蒸汽發生器內流過時也有各種壓降,驅動壓頭計算并非如此簡單,計算整個自然循環流量是非常繁瑣的迭代過程。建立自然循環注意的問題由上面的介紹可知,自然循環的建立是依靠驅動壓頭克服了回路內上升段和下降段的壓降而產生的。如果驅動壓頭不足以克服上述壓降,自然循環就要停止。其原因可能是由于上升段和下降段的磨擦壓降和局部壓降太大,因此需要設法減小這些壓降,例如采用稍大些管徑的管子,盡量減少產生各種局部壓降的阻力件等；也可能是由于驅動壓頭太小,即由于上升段〔熱段和下降段〔冷段之間的密度差不夠大所造成的,或反應堆和蒸汽發生器之間位置差不夠所造成的。在核電站中,如果蒸汽發生器二次側冷卻能力過強,反而會使一回路的自然循環能力減小以致中斷。這是由于核電站的蒸汽發生器傳熱管是倒U形管,在蒸汽發生器二次側冷卻能力過強時,會使一次側的冷卻劑在倒U形管內的上升段很快降溫,因而使U形管內的上升段和下降段中冷卻劑的平均密度差不大,驅動壓頭降低很多,使自然循環流速降低,其結果會使反應堆容器頂蓋下部出現汽泡,使自然循環中斷。另外,自然循環必須是在一個流體連續流動的回路〔或容器中進行,如果中間被汽體隔離,就不能形成自然循環。例如堆芯中若產生大量蒸汽并積存在反應堆容器的上腔室,使熱段出水接管裸露出水面,不能形成一個流通回路,自然循環就會中斷；或者在蒸汽發生器倒U形管頂部積存了蒸汽,驅動壓頭又不足以使倒U形管段中的水沖過去趕走積存的汽體,自然循環也要中斷。當反應堆上腔室或蒸汽發生器倒U形管頂部積存汽體使自然循環中斷后,如果反應堆容器中有較大的汽空間,則熱段管道和倒U形管上升段中的水靠自重返回反應堆容器。此后,堆芯的蒸汽到達蒸汽發生器的倒U形管進行冷凝,凝結的水又返回堆芯,如此循環可以把熱量傳導給二次側。這種循環傳熱方式稱為回流冷凝。當自然循環回路中出現汽體時,如要恢復自然循環,可設法使一回路升壓,這樣汽腔中的蒸汽就會凝結,凝結后的空間靠穩壓器內的水填充,或靠補給水填充。1.4熱力循環1.4.1熱力狀態參數在熱力學研究中,我們常常要分析工質所處的狀態,即某一瞬間工質所呈現的宏觀物理狀況。它可以用狀態參數來描述。標志工質所處狀態的宏觀物理量稱為工質的熱力狀態參數,簡稱狀態參數。對應于物體的每一狀態,各項狀態參數都具有確定的數值,因此我們根據任何一個狀態參數的變化,都可以斷定物體的狀態發生了變化。在工程熱力學中常見的狀態參數有壓力、比容、溫度、內能、焓、熵。一般只需知道上述兩個獨立參數就可確定工質的狀態,即其它一切參數也就確定了。對于前三個參數,大家比較熟悉,下面簡單介紹內能、焓和熵。1．內能內能是熱力系內部自身所具有的能量。它包括分子運動的動能和由于分子之間的吸引力和排斥力所形成的位能,熱力系本身宏觀運動的能量和外場作用的能量都不計入內能之中。由于溫度反映了物質分子運動的強弱,因此內能是溫度的函數。內能用U表示,單位為J。2．焓焓的定義為：H=U+pV式中H——焓,J；U——內能,J；p——壓力,Pa；V——體積,m3。焓的物理意義可從定義式說明。pV是工質流入熱力系〔如汽輪機汽缸時外界對工質做的功,這部分功轉變成工質的能而進入熱力系,也稱為工質的壓能。因此,焓是工質的內能和壓能之和,可看作為隨工質轉移的能量。只有當工質流入流出一具有壓力的空間時,pV才有意義,否則就可不必考慮。在不做功的純加熱過程中〔如蒸汽發生器,工質吸收的熱量等于工質焓的增值；在做功的絕熱過程中〔如汽缸,工質做的功等于焓降。1千克工質具有的焓稱比焓,記為h,單位為J/kg。3．熵我們知道,在傳熱過程中,溫度T是傳熱的推動力,只要工質與外界有微小的溫差就能傳熱。而相應地有另一狀態參數,它的改變標志有無傳熱,這個參數就稱為"熵",以符號S表示。在可逆過程中,傳熱量Q可表示為：dQ=TdS或由此可得熵的數學定義式：式中S的單位是J/K,T是熱力學溫度,單位為K。以T為縱坐標、S為橫坐標,組成T–S圖〔或稱溫熵圖,可以描述工質的狀態變化過程。如圖1.20,圖上每一點表示一個平衡態,而曲線下的面積〔圖中12s2s11等于,即表示1-2過程中工質與外界所交換的熱量。可見使用T–S圖可以形象地將熱量表示出來。圖1.20T–S圖根據熵的定義式,若dS0,則dQ0,說明過程中工質的熵增加,表示外界對工質加熱,過程曲線向右延伸；若dS0,則dQ0,說明過程中工質的熵減少,表示工質向外界放熱,過程曲線向左延伸；若dS=0,則dQ=0,表示工質與外界無熱量傳遞,即絕熱過程。4．水蒸氣的T-S圖水蒸氣的T–S圖如圖1.21所示。圖中有兩條界限曲線——飽和水線和飽和蒸汽線,它們將坐標平面劃分成三個區域：欠熱水區、濕蒸汽區和過熱蒸汽區,并表示了水的五種狀態：欠熱水、飽和水、濕飽和蒸汽、干飽和蒸汽和過熱蒸汽。飽和水線和飽和蒸汽線匯合于臨界點c,其溫度和壓力分別記為Tc和pc。飽和水線上干度〔含汽率x=0,飽和蒸汽線上x=1,在這兩條線之間分布了若干等干度線。對于定壓加熱過程,可以用曲線1-2-3-4表示。其中1-2段表示欠熱水加熱到飽和水的過程,它非常靠近飽和水線；2-3段表示汽化過程,是一條水平等溫線；3-4表示蒸汽過熱過程。壓力提高,對應的飽和溫度也提高,蒸汽定壓加熱線向上移動,如1-2’-3’-4’和1-2’’-3’’-4’’所示。在濕蒸汽區,它們是相互平行的水平線。在欠熱水區,各壓力下的加熱曲線幾乎重合,這是因為水的可壓縮性非常小,從低壓到高壓其溫度幾乎不上升。圖1.21水蒸氣的T–S圖1.4.2卡諾循環熱能從熱力學的觀點來看,一切蒸汽動力裝置都是由吸熱、膨脹、放熱、壓縮等過程組成的熱力循環。卡諾循環就是一種理想的熱力循環。卡諾循環由兩個定溫過程及兩個絕熱過程組成。如圖1.22所示,工質在等溫TH下自熱源吸入熱量Q1,在可逆絕熱膨脹過程2-3中,工質溫度自TH降至TC,然后,工質在等溫TC下向冷源放出熱量Ｑ2。最后經可逆的絕熱壓縮過程4-1,工質溫度由TC升高到TH,從而完成一個可逆循環1-2-3-4。圖1.22卡諾循環對于一切熱功轉換過程,熱效率定義如下：對于理想循環,,可以導出卡諾循環的熱效率公式如下：卡諾循環在歷史上首先奠定了熱力學第二定律的基礎。它表明,從熱源獲得的熱量,只有一部分可以轉換為機械功,而另一部分熱量放給了冷源。從卡諾循環的分析可以得到如下重要的結論：<1>卡諾循環的熱效率是實際熱力循環的熱效率可以接近的極限值,從而可以度量實際熱力循環的熱力學完善程度；<2>提高熱力循環的熱效率的方向是盡可能提高工質吸熱時的溫度,以及盡可能使工質膨脹至較低的溫度,在接近自然環境溫度下對外放熱；<3>對于任意復雜循環,可利用對應的廣義卡諾循環來分析,即以平均吸熱溫度和平均放熱溫度代替TH和TC,兩者具有相同的熱效率。對水蒸氣而言,要實現工質的定溫加熱和定溫放熱過程,是比較容易的,因為在飽和水的定壓汽化與飽和蒸汽的定壓凝結過程中溫度都保持不變,如前所述。但是,在絕熱膨脹末期,蒸汽濕度很高,對動力機不利；另外,在低溫放熱終了時,蒸汽未完全凝結,汽水混合物的比容很大,濕蒸汽壓縮有困難,且耗功太多。由于這些原因,盡管卡諾循環在熱力學理論方面具有重大的意義,但是迄今為止,在工程上還沒有制造出完全按卡諾循環工作的熱力發動機。1.4.3朗肯循環實際蒸汽動力裝置的熱功轉換過程都是以朗肯循環為基礎的。理想朗肯循環是一種無過熱、無再熱、無回熱的簡單循環,它是研究各種復雜蒸汽動力裝置的基本循環。飽和蒸汽的朗肯循環與卡諾循環的不同之處在于它排放蒸汽是完全凝結成水的,然后絕熱壓縮,再定壓加熱至飽和水,如圖1.23所示。顯然,水的壓縮要比汽水混合物容易得多,只需用結構較小的水泵進行壓縮。圖1.23朗肯循環朗肯循環的熱效率為：從圖中可以明顯地看出,朗肯循環的效率要低于卡諾循環的效率。為了提高循環熱效率,實際蒸汽動力裝置的熱功轉換過程采用的是加以改進的朗肯循環,增加了過熱、再熱和回熱等措施。1．過熱循環過熱循環與朗肯循環的不同之處在于水汽化后緊接著去過熱器進行加熱,使其變為過熱蒸汽〔點1a后再去汽輪機膨脹作功,如圖1.24所示。圖1.24過熱循環該循環可以看成是朗肯循環5-1-2-3-4與循環1-1a-2a-2的疊加,顯然其效率大于朗肯循環,因為附加循環的平均吸熱溫度更高。但是壓水堆核電站不宜使用過熱蒸汽,這主要受熱源溫度的限制,因為一回路平均溫度為310℃,要得到過熱蒸汽就意味著要降低蒸汽的壓力,這將使得熱力循環熱源平均溫度降低。2．再熱循環再熱循環指蒸汽在汽輪機中膨脹作功到一定壓力后,又全部回到鍋爐或再熱器中進行第二次加熱,然后再回到汽輪機繼續膨脹作功,直至終點,如圖1.25所示。圖1.25再熱循環該循環可以看作是無再熱的朗肯循環5-1-a-3-4-5與再熱過程構成的附加循環2-1’-2’-a所組成的循環。采用蒸汽中間再熱是否能提高整個再熱循環的熱效率,取決于附加循環的平均吸熱溫度是否高于基本循環的相應值。3．回熱循環在朗肯循環中,工質從熱源獲得的熱量,大約有60%要向冷源排放,其余的熱量才通過熱動力裝置對外作功,這是動力發電廠熱經濟性不高的基本原因。減少熱量向冷源的排放,是改善熱力循環的主要方向,由此出現了回熱循環。回熱循環與朗肯循環的區別在于設置了給水加熱器,對返回鍋爐或蒸汽發生器的給水進行加熱,見圖1.26。加熱器的熱源是從汽輪機蒸汽膨脹過程中抽出的一部分蒸汽,抽汽汽量占蒸汽總流量的比例為。這部分蒸汽膨脹到O1點被抽出,在給水加熱器中被冷凝,狀態變為O1’。這樣一部分蒸汽把它的汽化潛熱傳給了給水而不是放給了冷卻水,部分消除了朗肯循環在較低溫度下吸熱的不利影響,使循環熱效率得以提高。圖1.26回熱循環采用回熱循環總是可以提高熱效率的,其原因可以從兩方面來理解：<1>從熱量利用方面看,減少了向凝汽器的放熱損失；<2>從加熱方面看,回熱加熱時加熱器溫差比熱源直接加熱時小,因而不可逆損失減小了。發電廠的實踐表明,采用加熱循環可使熱經濟性提高約10~15%。循環熱效率計算本節給出一個計算熱力循環熱效率的例子。圖1.27是過熱蒸汽汽輪機動力裝置的流程示意圖,其熱力循環的溫熵圖見圖1.28。這里假設所有過程均為可逆過程。給水泵將水的壓力提高到Pa,并送入鍋爐,水泵消耗于每千克給水的功為Lp。水在水泵中的絕熱壓縮過程在T–S圖上表示為a’a線。圖1.27熱力發電廠示意圖圖1.28熱力循環T-S圖在鍋爐〔或蒸汽發生器中,水在等壓下被加熱到沸騰〔ab線、蒸發〔bc線,此后進入過熱器,在那里蒸汽溫度升高到t0〔cd線,其焓為h0〔kJ/kg。由于整個過程都是在等壓下進行的,所以每千克蒸汽所吸收的熱量q1全部用于提高蒸汽的焓,即：式中h0——過熱器出口蒸汽的焓；ha——進入鍋爐時給水的焓。蒸汽在汽輪機中膨脹所做的功為Lt,如果汽輪機工作時沒有損失,并與外界不發生熱交換,則膨脹過程沿絕熱線〔等熵線進行,如圖1.31上的de線。汽輪機排汽進入凝汽器,在等壓Pc下把熱量放給冷卻水,自身凝結成水,凝結水的焓為,然后再由給水泵送到鍋爐中。這樣,水和水蒸汽在熱力裝置中就完成了一個循環。每千克蒸汽在凝汽器中放出的熱量q2為：式中hct為汽輪機排汽的焓。從每千克蒸汽中所能得到的功Ｌ可以用熱量差來表示：式中Lt——1千克蒸汽在汽輪機內所產生的功；Lp——壓縮1千克水在水泵中所消耗的功。循環熱效率t為：如果不計水泵的功,即認為,則：式中h0=h0hct為汽輪機理想絕熱焓降。以上為理想裝置中的過程,即汽輪機內沒有損失,沒有熱交換。因此,這樣算出的循環熱效率是在一定的蒸汽初參數和凝汽器壓力下,裝置所能達到的最大效率。1.5核電站總體介紹1.5.1核能的轉換與傳輸圖1.29表示壓水堆核電站的原理流程。在核電站中,反應堆的作用是進行核裂變,將核能轉化為熱能。水作為冷卻劑在反應堆中吸收核裂變產生的熱能,成為高溫高壓的水,然后沿管道進入蒸汽發生器的U型管內,將熱量傳給U型管外側的汽輪機工質〔水,使其變為飽和蒸汽。被冷卻后的冷卻劑再由主泵打回到反應堆內重新加熱,如此循環往復,形成一個封閉的吸熱和放熱的循環過程,這個循環回路稱為一回路,也稱核蒸汽供應系統。一回路的壓力由穩壓器控制。由于一回路的主要設備是核反應堆,通常把一回路及其輔助系統和廠房統稱為核島〔NI。圖1.29核電站原理流程圖汽輪機工質在蒸汽發生器中被加熱成蒸汽后進入汽輪機膨脹作功,將蒸汽焓降放出的熱能轉變為汽輪機轉子旋轉的機械能。汽輪機轉子與發電機轉子兩軸剛性相連,因此汽輪機直接帶動發電機發電,把機械能轉換為電能。作完功后的蒸汽〔乏汽被排入冷凝器,由循環冷卻水〔如海水進行冷卻,凝結成水,然后由凝結水泵送入加熱器預加熱,再由給水泵將其輸入蒸汽發生器,從而完成了汽輪機工質的封閉循環,我們稱此回路為二回路。二回路系統與常規火電廠蒸汽動力回路大致相同,故把它及其輔助系統及廠房統稱為常規島〔CI。綜上所述,核能發電包括核能→熱能→機械能→電能的能量轉換全過程。其中后兩種能量轉換過程與常規火力發電廠內的工藝過程基本相同,只是在設備的技術參數上略有不同。核反應堆從功能上相當于火電廠的鍋爐系統,但由于它是強放射源,流經反應堆的冷卻劑帶有一定的放射性,一般不宜直接送入汽輪機,否則會造成汽輪發電機組操作維修上的困難,所以壓水堆核電站比普通電廠多了一套動力回路。1.5.2壓水堆核電站系統構成1.核島系統一回路主系統由反應堆、主泵、穩壓器、蒸汽發生器和相應管道組成。反應堆外殼是一個耐高壓容器,通常稱為壓力容器或壓力殼,其內安裝著由許多核燃料組件構成的堆芯。一回路主系統由3個環路對稱地并聯在壓力容器接管上構成,每個環路有一臺主泵和一臺蒸汽發生器。在其中一個環路上裝有一臺穩壓器,以維持一回路運行壓力。此外,還有一些安全和輔助系統,這些系統按照它們的功能大體上可以分為三類：<1>專設安全系統——在反應堆發生大量失水事故時可以自動投入,阻止事故的進一步擴大,保護反應堆的安全,同時防止放射性物質向大氣環境擴散。包括安全注入系統、安全殼噴淋系統、輔助給水系統和安全殼隔離系統。<2>核輔助系統——保證反應堆和一回路正常啟動、運行和停堆,包括化學和容積控制系統、硼和水補給系統、余熱排出系統、反應堆和乏燃料水池冷卻和處理系統、設備冷卻水系統等。<3>三廢處理系統——回收和處理放射性廢物以保護和監視環境,包括廢液處理系統、廢氣處理系統和固體廢物處理系統。2.常規島系統常規島系統可劃分為汽輪機回路、循環冷卻水系統和電氣系統三大部分。<1>汽輪機回路汽輪機回路主要設備有汽輪機、汽水分離再熱器、冷凝器、凝結水泵、低壓加熱器、除氧器、主給水泵和高壓加熱器等。這個循環回路的流程原理與火力發電廠基本相同,只是由核島部分的蒸汽發生器代替了火電廠的蒸汽鍋爐。蒸汽發生器的出口蒸汽進入汽輪機帶動發電機發電以后排入冷凝器,在冷凝器中被循環冷卻水冷凝成凝結水。凝結水由凝結水泵經低壓加熱器加熱后送入除氧器中進行除氧,再由給水泵經高壓加熱器加熱后送入蒸汽發生器作為給水產生蒸汽重復使用。由于蒸汽發生器傳熱管把一、二回路的水隔離開,這個汽水循環回路中的水和蒸汽是不帶放射性的。高、低壓加熱器的加熱熱源分別由汽輪機的高壓缸和低壓缸中間級抽汽提供。由于核電站汽輪機的進口蒸汽為飽和蒸汽,高壓缸的排氣含有較多的水份,為防止或降低濕蒸汽對汽輪機葉片的沖蝕作用,在高壓缸和低壓缸之間設置了汽水分離再熱器,以使高壓缸排氣中水份分離掉并加熱,使進入低壓缸的蒸汽變為過熱蒸汽。為了在汽輪機大負荷瞬變或汽輪機緊急跳閘時反應堆能維持適當負荷,獲得冷卻,另外設置了蒸汽旁路系統,主蒸汽可由主蒸汽聯箱直接通往冷凝器和除氧器。<2>循環冷卻水系統亦稱三回路,其主要功用是向冷凝器供給冷卻水,確保汽輪機冷凝器的有效冷卻。它是個開放式回路,循環水從海中抽取,流經冷凝器管路之后,循環水又流回海里。對于內陸核電站,循環冷卻水可以是封閉循環,通過冷卻塔向大氣排放熱量。<3>電氣系統電氣系統包括發電機、勵磁機、主變壓器、廠用變壓器等。發電機出線電壓經主變壓器升壓后與主電網相連。在正常運行時整個廠用設備的配電設備由發電機的出線經過廠用變壓器降壓供電,當發電機停機時則由主電網經過主變壓器反向供電。若此時主電網失電,則由另一外部電網經過輔助變電器向廠內供電。當上述電源均故障不可用時,則由備用的柴油發電機組向廠內應急設備供電,以保障核電站設備的安全。1.5.3廠房布置大亞灣核電站廠址布置了2臺核電機組,以及與各核電機組有關的輔助廠房、附屬廠房及公用建筑物,分為核島、常規島和電廠配套設施三部分。1.核島主要廠房<1>反應堆廠房反應堆廠房又稱安全殼,是一個帶有準球形穹頂的圓柱形預應力鋼筋混凝土結構,地面上高度約60m,直徑約37m,壁厚近1m,內襯厚約6mm不銹鋼板,可承受約5bar.a的內壓。其內主要有反應堆和其他一回路主要設備〔主泵、蒸汽發生器、穩壓器等以及部分專設安全系統和核輔助系統設備。<2>燃料廠房該廠房是一個平頂方形混凝土結構,其內主要有乏燃料水池,用以貯放堆芯中卸出的乏燃料。廠房背面緊鄰換料水箱,貯有反應堆換料操作所需的含硼水。<3>核輔助廠房它夾在兩臺機組的反應堆廠房之間,為兩機組共用。廠房呈矩形,主要布置核輔助系統〔如化學容積控制系統、硼和水補給系統等、廢物處理系統及部分專設安全系統設備。<4>電氣廠房位于反應堆廠房和汽輪機廠房之間,其內布置有主控室和各種儀表控制系統及供配電設備。另外,蒸汽發生器的蒸汽管道和給水管道也穿過該廠房,使核島和常規島聯系起來構成為一個整體。此外,核島還包括柴油發電機廠房、連接廠房、輔助給水貯存箱等。2.常規島主要廠房常規島廠房主要由汽機廠房和輔助間以及聯合泵站所組成。汽機廠房容納二回路及其輔助系統的主要設備,如汽輪機、發電機、冷凝器、除氧器、給水泵等。毗鄰的建筑物還有通風間、潤滑油傳送間、變壓器區等。聯合泵站位于循環冷卻水的取水口處,其內主要設置循環水泵和旋轉濾網,為汽輪機組的冷凝器提供冷卻水源。3.電廠配套設施〔BOP此類設施數目較多,它們既不屬于核島也不屬于常規島,甚至也不一定同核島、常規島系統有什么直接聯系,但要保證核電站的安全運行它們又是必不可少的。這些設施包括檢修車間、現場實驗室、廢物輔助廠房、除鹽水生產車間、主開關站