核電站知識講座核電站知識講座核電站知識講座內容目錄概述第一章原子核反響堆第二章核電站動力裝置第三章核電站的控制和運行第四章核電站平安措施第五章核電站三廢處理及環境保護第六章核電站廠房布置1第一頁，共182頁。內容目錄概述第一章原子核反響堆第二章核電站動力裝置第三章核電站的控制和運行第四章核電站平安措施第五章核電站三廢處理及環境保護第六章核電站廠房布置2第二頁，共182頁。概述一、世界核電開展動向二、我國核電開展現狀和展望三、核電站優越性3第三頁，共182頁。一、世界核電開展動向核能發電作為一種新型的能源，開展迅速，到2002年底世界上已有30多個國家和地區建成約460余座核電站，發電容量約為4億千瓦。正在建造中約有40座，方案建造的約有100座，全部建成裝機容量將近5億千瓦，約占當時世界發電量的20%，目前約占16%。4第四頁，共182頁。從已運行的核電站裝機容量來看美國仍居首位，裝機容量占全世界的四分之一，其次是法國、日本、德國和俄羅斯。從開展速度來看除法國、日本仍保持較高的開展速度外，韓國和中國在核能開展上代表新升的開展國家。目前法國核能發電量已超過總發電量的80%。韓國自1980年開場引進建造大、中型壓水堆和重水堆多堆型的核電站至今已建成16座核電站，裝機容量近1500萬千瓦目前正建的有4座百萬千瓦級核電站。不僅解決了能源并通過技術引起消化形成了核電站設計和設備制造配套工業體系，并向國外輸出核電站。從開展趨勢來看，在今后30年內將會有更多國家和地區擁有核電站，預計到2025年，核電站總數將到達1000座，核電發量將占總發電量的約三分之一，由此可見核電將成為電力工業的支柱。5第五頁，共182頁。二、我國核電開展現狀和展望1.需求和條件我國的煤碳、水力和石油資源有一定的蘊藏量，但是人口眾多，人均能耗低，隨著經濟開展，今后幾十年內將有大幅度的增長，煤、石油和水力的增加不能滿足需要。而且煤和石油將更多地用于化工原料，大量消耗不僅使資源過早枯竭，且將給環境造成越來越嚴重的污染。特別在我國華東地區經濟興旺，電力需求增長較快，最近幾年大量建造煤電站已經造成沿海地區空氣嚴重污染，因此在華東地區要調整火電構造，加速開展核能，以緩解電力的供需矛盾，減少環境污染。6第六頁，共182頁。核電站的設計、建造和運行管理是一項綜合性很強的工程，牽涉到多種學科和工業部門。我國核電雖然起步較晚，但通過秦山30萬千瓦和60萬千瓦核電站的研究、設計、建造和運行管理，已初步形成了一個從核電站設計、科研試驗、設備制造、施工安裝平安評審到調試運行等完整的核電工程配套體系；同時通過廣東大亞灣嶺澳4×90萬千瓦核電站的引進建成發電，進一步增強了核電建立、運行管理能力，加上在改革開放政策下通過廣泛的國際交流和國際合作在核能技術和管理方面為進一步開展我國核電創造了良好根底。7第七頁，共182頁。2.在役運營機組〔1〕秦山核電站并網發電以來運行狀況核電站自1991年12月15日并網成功以來，秦山核電站運行情況良好，自并網發電至今已完成七次換料運行，1995年發電量達22.18億度，負荷因子達84.41%；1996年發電量達22.25億度，負荷因子達84.44%；1997年發電量達20.12億度，負荷因子達76.55%；累計發電量達104億度，平均負荷因子達76.55%；到達國際同類核電站的先進水平。累計運行周期達1300滿功率天，堆內已運行的5萬多根燃料棒至今未發生一根破損，保證了核電站平安運行和較高負荷因子。至今已平安運行十一年，累計發電近200億度電。8第八頁，共182頁。我國30萬千瓦核電站放射性三廢和輻照防護嚴格按照國際和國家放射性防護標準進展設計。核電站建成運行以來，國家環保部門和浙江省環境監測部門，通過歷年來的對附近居民的放射性劑量監測其結果，每年均小于0.01毫希，遠低于國家標準。由于秦山核電廠成功建立和良好的營運業績，1995年7月13日國家計委組織20余家省、部委的國家驗收組經過現場檢查和嚴格的驗收程序，通過了國家驗收。國家計委向秦山核電廠授予驗收合格證書，正式交付生產運行。國務院總理發來賀信，國務院付總理吳邦國參加驗收大會祝賀并稱贊核電站建成在我國核電開展和核能和平利用歷史上具有里程碑的意義。“中國核電從這里起步〞。9第九頁，共182頁。〔2〕廣東大亞灣核電機組是合資聯營，從法國引起的壓水堆核電站。單堆電功率為90萬千瓦，兩座核電站年發電量達100億度，自1993年投稿運行以來，穩定運行，對廣東、香港兩地的經濟開展和繁榮產生積極作用。〔3〕巴基斯坦恰希瑪核電站由于秦山30萬千瓦核電站的建立成功，促進了中巴恰希瑪核電站建造合同。中巴恰希瑪核電站92年2月5日簽訂合同，2000年9月并網發電，2001年3月驗收移交，經過第一循環，02年底經過一次換料又投入運行。10第十頁，共182頁。秦山核電站——由上海核工院自主設計的我國第一座壓水堆核電站11第十一頁，共182頁。巴基斯坦恰希瑪核電站——由上海核工院按國際標準設計的

我國第一座出口壓水堆核電站12第十二頁，共182頁。秦山三期核電工程——上海核工院參加建造的

我國第一座重水堆核電站13第十三頁，共182頁。14第十四頁，共182頁。〔4〕秦山二期2×60萬千瓦核電機組87年10月國家批準立項，廠址設在秦山地區楊柳山，經過六年建立，1號機組已于2002年4月18日正式投入產業運行，2號機組將于2003年投入運行。〔5〕廣東二期〔嶺澳〕2×100萬千瓦核電站廣東核電公司在嶺澳地區建造兩臺百萬級核電站，1號機組已于2002年3月并風發電，2003年11月2號機組也已投入運行。〔6〕秦山三期2×70萬千瓦重水堆核電站秦山三期2×70萬千瓦重水堆核電站將利用加拿大政府提供的優惠貨款建立。廠址設在秦山地區的螳螂山。96年11月12日正式簽訂合同，第一臺機組已于02年11月并網發電。15第十五頁，共182頁。16第十六頁，共182頁。3.在建江蘇2×100萬千瓦核電站95年4月，國家正式批準江蘇核電站立項，廠址設在江蘇省連云港。1997年12月中俄建立核電站合同簽字，機組出力為2×100萬千瓦，采用俄羅斯的WWER－1000型壓水堆機組，由俄羅斯政府提供貨款，國內配套，由中核總、江蘇省電力公司承建，目前該電站正進入安裝調試階段。上述八臺在建機組總裝機容量達660萬kW，加上已經運行發電的三臺機組，到2005年核電站的運行容量可達870萬kW。17第十七頁，共182頁。4.本世紀末和下世紀初核電展望根據國家和地方省核電規劃，在本世紀末和下世紀初的山東省海陽、廣東省嶺澳、浙江省三門灣、福建省、江西省和安徽省等地區均打算建造百萬千瓦級核電站，廠址選擇和可行性研究報告正在進展。廣東嶺澳二期和浙江三門也已進展多年籌備工作，廠址選擇和可行性研究報告已通過爭取成為百萬級驅開工程。最近國務院和國家體委已原則批準在“十五〞期間在嶺澳和三門廠址建造四座百萬千瓦級壓水堆核電站。方案到2021年核電裝機容量將要到達3200萬千瓦。估計約占當時總電力的4%。18第十八頁，共182頁。三、核電站的優越性核發電之所以開展如此迅速，是因為它比火力發電具有更多的優越性：〔一〕核電站是高能量、少耗料的電站原子核裂變釋放的能量，要比任何一種化學反響釋放的能量大幾百萬倍。每一公斤鈾－235全部裂變所產生的能量相當于2500－2700噸優質煤燃燒時放出的能量。一座發電容量為60萬千瓦的核電站，每天僅需燃耗約3公斤的鈾－235。假設反響堆初始裝料約1500公斤鈾－235，就足以供核電站滿功率連續發電一年半。而對于同樣發電容量的一座火電站來說，一年半中將要燒掉250萬噸左右的煤〔或150萬噸左右的重油〕。這樣，幾乎每天要為火電站解決近萬噸的送料和上千噸灰渣的運輸問題。由于核電站具有高能量、少耗料這個特點，它將大大減少了電站的燃料運輸和儲存。尤其是對于缺乏煤、石油和水力資源的地區，核發電就更有吸引力。19第十九頁，共182頁。〔二〕核電站不僅是一座發電站，而且是一座特殊的核燃料生產廠核燃料的燃燒方式與化石燃料的燃料有著本質的差異。有機燃料的燃燒結果，剩下的幾乎只是無價值的灰渣。而核燃料在反響堆內燃耗掉一部份，剩下一部份，同時在反響堆燃耗過程中還使一部份鈾-238或釷-232轉化為新的可裂變的核燃料钚-239或鈾-233。這些新產生的核燃料比自然界蘊藏的核燃料鈾-235具有更優良的性能，經過加工處理后可重新投入反響堆中使用。在地球上的鈾礦藏中，鈾-238和釷-232的蘊藏量要比鈾-235大千百倍，因此，利用核電站反響堆的這樣一個重要的轉化或增殖特性，可以使自然界蘊藏著的大量鈾、釷礦藏獲得充分利用，這進一步又為核發電提供了豐富的核燃料。20第二十頁，共182頁。〔三〕核電站的發電本錢已低于火電站電站最重要的經濟指標是每度電的本錢。發電站每度電的本錢是由電站建造投資費、燃料循環費和運行維修費三部份組成的，其中主要是建造投資費和燃料循環費。核電站的建造投資費雖然比火電站高，但是核電站的燃料循環費卻比較低，只占總電價的30－40%，而火電站的燃料費竟占總電價的60－70%。這種燃料循環費與建造投資費的比例關系有利于核電站發電本錢的降低。隨著核電站設備制造工藝的改進和核燃料生產本錢的降低，近年來核發電本錢總是低于火力發電本錢。表1－2列出了1991年幾年國家的火力發電和核發電本錢的數據。雖然由于資本主義國家物價波動而使電價每年不同，但是從表中列出的數據可以看出，核電站發電本錢要比燒煤或燒油的火力發電本錢低。從長遠看，隨著核電站設備改進，燃料循環更加合理，其發電本錢仍然會繼續低于同時期的火電發電。21第二十一頁，共182頁。表1－2火電站與核電站發電本錢比較國別成本電站類型美國法國日本燒油電站8.1美分/度電28生丁/度電13.06日元/度電燒煤電站4.8美分/度電10.45日元/度電核電站4.3美分/度電21生丁/度電8.9日元/度電22第二十二頁，共182頁。〔四〕核電站是一種平安可靠并且清潔的電站提到原子能，有不少人總有點擔憂，其實核電站是一個完全可以控制的核裂變裝置，它不同于原子彈。即使在最嚴重事故的情況下也不會發生核爆炸。對于壓水堆核電站來說，可能出現的最嚴重事故是，一回路設備〔如壓力殼、主循環泵、蒸汽發生器及主管道〕完全破裂而造成高溫高壓全部汽化，反響堆堆芯由于失水而造成熔化。但在這種情況下，核裂變反響也就停頓了，因此不會發生核爆炸。雖然核電站發生這種事故的可能性非常小，但是為了做到平安可靠，萬無一失，并防止事故引起放射性擴散，核電站中設置了三道放射性屏障和應急事故處理系統。〔續后頁〕23第二十三頁，共182頁。〔續前頁〕第一道屏障是核燃料元件棒包殼，它能承受約200大氣的壓力。放射性裂變產物被限制在包殼管內；第二道屏障是反響堆壓力殼和一回路耐壓管道；第三道屏障是反響堆平安殼，它將反響堆及一回路系統的主要設備密封在平安殼內。即使在一回路系統及設備發生嚴重破裂的情況下，放射性物質也不會擴散到廠房以外。同時，為了保證這些屏障在最嚴重假想事故下不被突破，核電站中還專設設置各種工程平安設施。例如在失水事故時，通過平安注射和平安噴淋系統將反響堆產生的熱量帶走并被帶放射性的水蒸汽冷凝下來，并通過凈化系統將放射性物質除去，從而保證反響堆不發生熔化并防止放射性物質向外擴散。24第二十四頁，共182頁。×10-11微希/(千瓦·×10-10微希/(千瓦·×10-11微希/(千瓦·×10-10微希/(千瓦·小時)]。因此，從放射性排放來看，核電站對環境的污染比火電站小。而且燒煤的電站每天還要排出幾百噸的二氧化硫等有害氣體，所以相比之下，核電站是清潔的電站。25第二十五頁，共182頁。綜上所述，核能是當今世界上重要的能源之一。從當前世界范圍來說，煤、石油和天然氣已供不應求，而其他新能源如太陽能、潮汐能、地熱能等尚未廣泛開發利用，核聚變能正處在左究探索階段。因此，當前開發利用核裂變能是最有現實意義的。26第二十六頁，共182頁。第一章原子核反響堆一、原子構造二、核的結合能三、放射性同位素衰變四、原子核反響五、原子核裂變六、臨界條件七、反響堆燃燒過程八、反響堆內熱量傳遞過程九、反響堆構造27第二十七頁，共182頁。一、原子構造表2－1質子、中子和電子比較表A：原子的質量〔質子數＋中子數〕Z：原子序數〔質子數或電子數〕〔A－Z〕：中子數粒子種類質量電荷(靜電單位)（克）(原子質量單位)質子1.67252×10-241.007277+1中子1.67482×10-241.0086650電子9.1096×10-285.4859×10-428第二十八頁，共182頁。同位素：原子序數一樣而質量數不同天然鈾：原子序數為92，但質量數有234，235，238，三種鈾同位素。29第二十九頁，共182頁。30第三十頁，共182頁。二、核的結合能核力特征:(1)短程作用力核子間接近到10-13cm才發生，且大于質子靜電排斥力(2)核力的作用與核子的性質無關，即中子與中子間，中子與質子，質子與質子核力相等。核結合能：核力與靜電斥力之差與之相應的能量稱為核的結合能。愛因斯坦質能公式：E＝MC2E為能量，M為質量，C為光速＝3×1010cm/秒1兆電子伏〔Mev〕＝1.6021×10-6爾格氦原子〔〕：兩個質子，兩個中子，兩個電子質量差異為m—質量虧損31第三十一頁，共182頁。三、放射性同位素衰變穩定同位素—放射性同位素：放出、、射線--射線：兩個質子與兩個中子組成的粒子

--射線：電子流--射線：與X射線性能相似，是高能量的電磁波，流穿透率32第三十二頁，共182頁。四、原子核反響〔1〕提高溫度幾千萬度使核獲得足夠動能抑制靜電斥力－實現熱核反響。〔2〕高能加速器使輕核〔質子，氘粒子〕加速到動能為幾兆電子伏轟擊核反響。〔3〕利用中子轟擊產生核反響：1〕吸收中子放出γ射線反響(n,γ)反響33第三十三頁，共182頁。2〕吸收中子放出粒子(n,γ)反響3〕吸收中子放出質子(n,p)反響4〕吸收中子發生核裂變(n,f)反響5〕中子與原子核發生彈性散射即(n,n)反響6〕能量大于0.1兆電子伏的中子與原子核發生非彈性散射，即(n,n’)反響34第三十四頁，共182頁。五、原子核裂變圖2－2帶電液滴分裂過程示意圖重核在中子數擊下裂變反響結果：1.產生裂變碎片〔即裂變產物〕分裂產生碎片質量數約在72－160共80余種放射性同位素。35第三十五頁，共182頁。2.裂變放出新中子一般可以放出2－3個中子，平均為2.5個中子。3.釋放裂變能量質量虧損＝236.133-235.918=0.215(原子質量單位)Δ×931.2=200兆電子伏能量每公斤鈾含2.6×1024×200=5.2×1026兆電子伏=8.3×1013千焦=2700噸煤每公斤發出29.4×10[6]千焦熱量二百七十萬倍裂變前裂變后94.945鈾-235235.124236.133釓-95138.955235.918一個中子1.009碘-139兩個中子2.01836第三十六頁，共182頁。每次裂變產－3個中子1392781每次裂變間隙萬分之一秒圖2－5鏈式裂變反響圖37第三十七頁，共182頁。六、臨界條件反響堆堆芯內中子數目變化四種情況〔1〕中子被鈾-235吸收發生裂變產生兩個裂變碎片產生2－3個新中子〔2〕核燃料吸收中子不發生裂變鈾-235吸收中子后20%不發生裂變變成鈾-236，鈾-238吸收中子不裂度。〔3〕中子有害吸收，中子被慢化劑、冷卻劑，構造材料裂變碎片及其它雜質吸收，有害吸收〔4〕中子的泄漏損失調整運動中子與核碰撞，由于堆芯尺寸有限會飛出損失，稱為中子泄漏。38第三十八頁，共182頁。圖2－6自持鏈式裂變反響過程的中子循環39第三十九頁，共182頁。反響堆內自持鏈式反響條件產生數=泄漏數＋吸收數有效增殖系數K有效1〕當K有效＝1：臨界狀態產生數＝吸收數＋泄漏數，中子循環平衡102，104，108，1012，1014中子下平衡40第四十頁，共182頁。2〕K有效＞1：超臨界狀態例：K有效＝1.05，100105110116個……反響堆啟動，功率提升。3〕K有效＜1，次臨界狀態產生數不如消耗多，一代比一代減少直至零為止。降功率或停堆。反響堆功率：P＝Vf/(3×1010)瓦＝nv單位體積內中子通量f＝裂變截面，單位時間單位體積裂變率f。V－堆芯體積。41第四十一頁，共182頁。七、反響堆燃燒過程反響性隨運行變化：可裂變物鈾-235因裂變而減少燃耗。堆內非裂變燃料吸收中子后生產可裂變物钚-239裂變產物積累，中子有害吸收增加中毒，結渣以應堆內溫度變化，材料吸收中子能力改變圖2－7K有效隨運行時間的變化42第四十二頁，共182頁。1〕鈾-235裂變裂變

圖2－8鈾－235裂變43第四十三頁，共182頁。2〕鈾-238吸收中子發生裂或發生獲反響生成鈾－239……一系列反響圖2－9在中子輻照下所產生的同位素鏈44第四十四頁，共182頁。3〕中毒、結渣裂變碎片半衰期長短可分兩大類：一類短壽命同位素：氙－135，氙－133，碘－131等。所引起的中子有害吸收稱“反響堆中毒〞。二類半衰期穩定同位素引起中子有害吸收稱為反響堆“結渣〞。釤－149，釓－157，銪－155，鎘－113等20－30種。45第四十五頁，共182頁。八、反響堆內熱量傳遞過程〔一〕熱量來源及分布能源來源時間能量兆電子伏份額%射程釋放能量的位置裂變直接釋放的能量裂變碎片動能瞬發16884極短幾乎全在燃料內裂變中子能動瞬發52.5中絕大部分在慢化劑內射線能量瞬裂52.5長堆芯、反射層、熱屏蔽層裂變碎片衰變放出的射線緩發73.5短燃料、慢化劑、冷卻劑裂變碎片衰變放出的射線緩發63長堆芯、反射層、熱屏蔽層緩發中子緩發0－0.4略去中絕大部分在慢化劑內伴隨衰變放出的中微子緩發105極長宇宙空間間接能量非裂變效應(n,

)放出的射線緩發73.5長非裂變效應產物衰變放出的、、射線緩發21長,,短堆芯、反射層、熱屏蔽層合計可用能量（除中微子通量外）-20010046第四十六頁，共182頁。單位體積燃料釋熱率：qv=EfNff(,z)qv：體積發熱率，千焦/米3·時Nf：單位體積內可裂變核子數f：為核燃料裂變截面〔厘米2〕Ef：每次裂變釋放能量〔約200Mev〕(,z)=Ajo(2.405/R)Cos(Z/H)qvmax－－中心點燃料最大體系發熱率J0為零階火塞爾函數全堆芯發出總功率為：47第四十七頁，共182頁。〔二〕燃料棒內導熱過程1.燃料芯塊內導熱過程：o—芯塊半徑，t1為芯塊外外表溫度℃to—芯塊中心溫度，-1芯塊導熱系數2.芯塊外表與包殼外表間接觸傳熱過程：ak兩種材料間界面接觸傳熱系數，千瓦/m2·℃48第四十八頁，共182頁。3.通過包殼的導熱過程：2--包殼外半徑tw—包殼外壁面溫度t2—包殼內壁面溫度4.包殼外壁面溫度tf(o)—流體入口℃G—冷卻劑總流量，公斤/小時Cp—比熱〔千焦/公斤·℃〕49第四十九頁，共182頁。反響堆內水力設計〔三〕流體流動阻力1.沿程摩擦阻力壓降為水的比重〔公斤/米3〕V為水流速〔米/秒〕l為直管段長度〔米〕de水力直徑〔米〕g重力加速度〔米/秒2〕為沿程序摩擦阻力2.流道截面變化及流向變化局部阻力壓降為局部阻力系數50第五十頁，共182頁。3.垂直流道內流動的位差壓降1，2為比重4.流體沿途溫度，密度變化造成壓降G—總流量，公斤/小時A—流道截面積〔米2〕V—流速--水比重51第五十一頁，共182頁。5.流量變化壓降L—流道長度〔米〕Ct—時間轉換常數g—重力加速Wg—質量流速，公斤/米2·小時t=(t-o)為時間增量總壓降P總＝P摩＋P局P位＋Pa1＋Pa2MPa52第五十二頁，共182頁。九、反響堆構造反響堆本體構造由堆芯組件，堆內構件，壓力容器和控制棒驅動機構等主要設備部件組成。圖為1000MW級壓水反響堆本體構造示意圖。冷卻劑由反響堆壓力容器進口接收進入，沿壓力容器內側向下，在吊籃底部向上通過流量分配裝置，然后繼續向上進入堆芯，將燃料棒釋出的熱量導出，被加熱的反響堆冷卻劑經吊籃出口、反響堆壓力容器出口接收流出。1.堆芯組件堆芯是核反響堆的核心部位，它由核燃料組件控制組件，可燃毒物組件，中子源組件及阻力塞線件等部件組成。整個核反響堆的堆芯將由121－193個燃料組件，幾十個控制棒組件和相應的相關組件及高沒高溫高壓冷卻水組成直徑約為3米，高約4米的圓柱形裂變鏈式反響區域。53第五十三頁，共182頁。1〕燃料組件：壓水堆的燃料組件普遍采用無盒，束棒下方形組件。它由燃料棒，定位格架，導向管和上、下管座等組成。電功率為1000MWe級的壓水堆標準燃料組件是燃料棒徑為9.5mm，棒間距為12.6mm，橫截面尺寸為214×214mm，總高為4058mm的17×17排列無盒組件。2〕控制組件：控制組件用于控制和調節反響堆反響性的部件。將強中子吸收材料〔如銀－銦－鎘合金〕封裝在不銹鋼包殼內形成控制棒。假設干根控制棒固定在連接柄上構成控制組件。控制棒組件由一個連接柄和24根控制棒組成。連接柄上帶有16根徑向翼連接，并用銷釘鎖緊。插彩圖：燃料組件54第五十四頁，共182頁。55第五十五頁，共182頁。56第五十六頁，共182頁。3〕可燃毒物組件：可燃毒物組件為減少補償初始堆芯剩余反響性所需的硼濃度，防止出現慢化劑正溫度系數，而在堆芯設置的部件。將含有可燃耗的中子吸收材料〔硼、釓〕封裝，制成可燃毒物棒，并用連接板連接，便組成可燃毒物組件。此外，在堆芯中還設置中子源組件，用以起反響堆。根據反響堆物理計算，在規定位置的燃料組件導向管中分別插入控制棒組件、可燃毒物組件或中子源組件。其余的燃料組件導向管中插以阻力塞組件，以減少這些導向管中冷卻劑的漏流。57第五十七頁，共182頁。2.堆內構件堆內構件主要由堆芯下部支承構件、堆芯上部支承構件和堆內測量裝置等組成。用以支承及固定燃料組件，形成冷卻劑通道，以導出堆內產生的熱量；形成控制棒驅動線并使之對中，保證控制棒能上下自由動作以及為設置堆內測量提供條件。堆內構件材料大局部為不銹鋼，少量為鎳基合金。插圖堆內構件58第五十八頁，共182頁。59第五十九頁，共182頁。1〕堆芯下部支承構件由吊監筒體與其下部的下柵格板組件連接構成。下柵格板組件有堆芯下板及吊籃底板和支承柱，用于支承燃料組件并使其下部準確定位。吊籃筒體內設有圍板組件以形成反響堆冷卻劑流道。吊籃筒體上部設有冷卻劑出口凸緣，在熱態運行時，與壓力容器的出口接收內緣膨脹貼合，以減少漏流。吊籃底部設有流量分配板或流量分配筒，使進入堆芯的冷卻劑流量合理分布。吊籃底部設有帶緩沖器的輔助支承，在吊籃斷裂時能得以緩沖，從而減少吊籃對壓力容器底部的沖擊，并防止控制棒相對抽出堆芯過多而引起反響性急劇增長的嚴重事故。60第六十頁，共182頁。2〕堆芯上部支承構件由支承筒將壓緊板與堆芯上板連接構成。用以使燃料組件上部準確定位并防止其向上竄動。在壓緊板和堆芯上板之間裝有導向筒，對控制棒組件進展引導并防止水流沖擊。3〕堆內測量包括堆芯中子通量密度測量和堆內溫度測量。為了測量堆芯中子通量密度分布，一般用將中子探測元件套以套管并堆底引入堆芯的方法，亦有用將可活化的探測小球通過導管從壓力容器頂部用氣體吹入和吹出的方法進展測量的。用熱電偶在規定的燃料組件出口及堆出口測量堆芯和堆出口冷卻劑溫度，熱電偶一般從壓力容器頂部引入，亦有隨同中子通量密度測量元件從壓力容器底部引入的。61第六十一頁，共182頁。3.反響堆壓力容器反響堆壓力容器用于容納和支承堆芯及堆內構件；為冷卻劑管道提供連接條年，以保證堆芯冷卻；同時為控制棒驅動機構及堆內測量提供裝設條件。反響堆壓力容器材料為低合金碳鋼，內壁襯以超低碳不銹鋼及局部鎳基合金堆焊層。反響堆壓力容器由圓柱形筒身及帶有法蘭的球形頂蓋組成。筒身與頂蓋用螺栓連接，并用金屬O形環密封，同時設有監漏系統。筒身上焊有反響堆冷卻劑進口劑管與出口接收，用以與反響堆冷卻劑管道連接。筒身上部內側設有凸緣，用以支承堆內構件。筒身處焊有支承凸臺和進出口接收下部凸臺共同用于容器本身的支承。壓力容器頂蓋上焊有管座，用以裝設控制棒驅動機構及溫度測量裝置。62第六十二頁，共182頁。63第六十三頁，共182頁。根據對反響堆壓力容器輻照壽命的要求，可在吊籃筒體外圍設置圓筒形熱屏蔽或局部設置中子襯墊以減少對壓力容器的輻照損傷。在吊籃筒體外側設置輻照監視管，內裝壓力容器筒體材料和主焊縫的試樣，用于監測壓力容器的輻照損傷程度，以指導反響堆壓力容器的平安使用。4.控制棒驅動機構控制棒驅動機構是反響堆的重要動作部件，通過它的動作帶動控制棒組件在堆芯內上下抽插，以實現反響堆的啟動，功率調節，停堆和事故情況下的平安控制。因此，它是確保反響堆平安可控的重要部件。64第六十四頁，共182頁。控制棒驅動機構的動作要求為：在正常運行工況下要求棒的移動速度緩慢，每秒鐘的行程約為10mm；在快速停堆或事故工況時要求驅動機構在得到事故停堆訊號后，即通自動脫開，控制棒組件靠自重快速插入堆芯，從得到訊號到控制棒完全插入堆芯的緊急停堆時間一般不超過2秒鐘，以保證堆芯運行平安。核電廠壓水堆的控制棒驅動機構普遍采用磁力提升式驅動機構，它具有構造簡單，加工容易，提升能力大，拆裝和維修方便等優點。磁力提升式驅動機構由磁軛，耐壓殼，內部部件，驅動軸及位置指示器等五個部件組成。圖3－12為控制棒驅動機構。65第六十五頁，共182頁。66第六十六頁，共182頁。內部部件支承在耐壓殼下部的密封殼內端面上，它與套在密封殼外面的磁軛部件的三個工作線圈相對應，構成磁回路。三個工作線圈中上部是提升線圈，中部為保持線圈，下部是傳遞線圈。當三個工作線圈按設計程序通直流電時，裝在內部部件中的三對磁極和銜鐵相應地被感應而吸合，帶動兩組鉤爪與驅動軸部件中環形槽交替嚙，使驅動軸部件帶動控制棒組件向上或向下一步一步移動。三個工作線圈都斷電時，控制棒靠重力插入堆芯。驅動軸部件上部上光桿上端是位置指示器的傳感器局部，中部環形桿有環形槽與內部部件的鉤爪相嚙合，下部光桿有環形槽與內部部件的鉤爪相嚙合，下部下光下光桿有可拆芯桿與控制棒組件相連接。在反響堆運行期間確保不脫開，其拆裝由專用工具完成。67第六十七頁，共182頁。控制棒組件在反響堆內的軸向位置由套在位置指示內套管外面的位置指示器部件及其指示儀表指示。整個機構在壓力容器頂蓋管座上，密封殼與管座用螺紋連接并用“〞切割機、焊接機進展。運行期間機構外部用空氣冷卻，耐壓殼部件內充滿一回路高溫高壓水、驅動機構的驅動軸在密封水內上下運動。堆內構件各部件與壓力容器筒身、頂蓋相互之間都設有定鍵、銷等，用以相互定位使用控制驅動線對中，確保控制棒能自由提升、下降和快速下降。各部件之間壓緊固定處，根據情況設置彈性部件以及留有間隙以補償不同的熱膨脹量。68第六十八頁，共182頁。第二章核電站動力裝置一、一回路系統及主要設備二、一回路輔助系統三、二回路系統及主要設備69第六十九頁，共182頁。第二章核電站動力裝置將原子核裂變釋放的核能轉變為電能的系統和設備，通常稱為核電站。原子核能反響堆類型不同，核電站的系統、設備也有所差異，所以下面仍以壓水反響堆為便，介紹核電站的工作原理。壓水堆核電站主要由原子核反響堆、一回路系統、二回路系統及其他輔助系統和設備組成。其流程原理見圖3-1。一回路系統是將核裂變能轉化為水蒸汽的熱能裝置。它由反響堆、主循環泵〔即主泵〕、穩壓器、蒸汽發生器以及相應的管道等組成。70第七十頁，共182頁。71第七十一頁，共182頁。一、一回路系統及主要設備原子核反響堆內產生的核能，使堆芯發熱溫度升高，高溫高壓的冷卻水在主循環泵驅動下，流進反響堆堆芯，將堆芯中的熱量帶至蒸汽發生器。蒸汽發生器再熱把熱量傳遞給二回路循環系統中的給水，使給水加熱變成高壓蒸汽，放熱后的冷卻水又重新流回堆芯。這樣，不斷地循環往復，構成一個密閉的循環路。一回路循環系統的壓力由穩壓器進展調節。現代大功率壓水堆核電站的一回路系統一般有2－4條并聯的密閉環路〔見圖3-2〕，每條環路由一臺主循環泵和一臺蒸汽發生器與相應管道連接而成，為了確保平安，將整個一回路循環系統的主要設備集中安裝在一座立式圓柱狀球形頂蓋密封建筑物〔通常稱核電站平安殼〕里。平安殼的內徑約40米，高約70米，它是采用預應力混凝土內襯鋼板的大型建筑構造，能承受一定壓力，可以防止放射性物質穿透和向外擴散〔見圖3-3〕。72第七十二頁，共182頁。73第七十三頁，共182頁。二回路循環系統由汽輪機、發電機、冷凝器、凝結水泵、給水泵、給水加熱器和中間汽水別離再熱器等設備組成。二回路中蒸汽發生器的給水吸收了一回路傳來的熱量變成高壓蒸汽，然后推動汽輪機，帶動發電機發電。作功后的廢氣在冷凝器內冷卻而凝結成水，再由給水泵送入加熱器加熱后重新返回蒸汽發生器，再變成高壓蒸汽推動汽輪發電機作功發電。這樣構成了第二個密閉循環回路。二回路系統的設備均安裝在汽輪發電機組廠房內，一回路和二回路通過主蒸汽管道與蒸汽發生器連接。核電站的二回路系統和普通火電站的動力回路相似，蒸汽發生器和一回路系統相當于火電站的鍋爐。但是，由于反響堆一回路系統往往帶有一定劑量的放射性，因此，從反響堆出來的冷卻劑一般不宜直接送入汽輪機，否則將會使常規機組操作維修復雜，所以核電站一般比火電站要多一套動力回路。74第七十四頁，共182頁。蒸汽發生器型式：立式飽和蒸汽發生器由“U〞型傳熱管、管板、汽水別離器和容器部件組成。1.“U〞型傳熱管材料因種洛依〔Incoloy)800或Inconel690等基合金，強度高，熱阻小，抗應力腐蝕，晶間腐蝕強水質控制嚴格：O2＜0.1ppm，Cl2<0.1ppm，2.管板：厚度：700mm深孔：6000－8000個3.管子與管板連接脹接和焊接雙重連接形式4.汽水別離器第一級簡狀的旋風式別離器第二、三級為板別離器 圖3-475第七十五頁，共182頁。76第七十六頁，共182頁。反響堆冷卻劑泵型式：單級離心式軸封泵由泵殼，葉輪，軸密封構造，推力軸承，電機和飛輪。1.泵殼：蝸殼式構造，高強度低合金鋼，內壁堆焊不銹鋼。2.軸承：一個是推力軸承，2－3個導向軸承〔徑向軸承〕3.軸密封第一道：不接觸式端面密封〔流體靜力或動力密封〕第二道：不接觸式端面密封或接觸式端面密封第三道：接觸式端面密封正常運行時，靠軸封水系統供給軸封水的密封兩端面之間形成一層極薄幾薇束水膜，使密封面不發生靡探。4.電機鼠寵式異步電機5.飛輪慣性惰轉 圖3-577第七十七頁，共182頁。78第七十八頁，共182頁。穩壓器型式：電熱式穩壓器立式園柱形1.噴霧器用于抑制壓力升高，安置在蒸汽空間頂端2.電加熱器限制壓力降低，安置在穩壓器的下部水空間內電加述元件采用直接插入式。圖3-679第七十九頁，共182頁。80第八十頁，共182頁。二、一回路輔助系統一回路輔助系統的主要作用是保證反響堆和一回路系統能正常運行及調節，并為一些重大的事故提供必要的平安保護及防止放射性物質擴散的措施。按其所起的作用，大至可以分為五類：1〕保證堆和一回路系統正常運行的是：化學和容積控制系統；主泵軸密封水系統。2〕提供核電站一回路系統在運行和停堆時必要的冷卻系統是：設備冷卻水系統；停堆冷卻系統3〕對付重大失水事故保證核電站平安的工程平安設施系統是：平安注射系統；平安殼噴淋系統和平安殼隔離系統4〕控制和處理放射性物質，減少對自然界影響的是，放射性廢氣凈化處理系統，廢液處理系統；固體廢物處理系統5〕其他：補給水系統，取樣系統，凈化去污清洗系統，廢燃料池。81第八十一頁，共182頁。82第八十二頁，共182頁。(一)化學和容積控制系統作用：調節一回路系統中穩壓器液位，保持一回路冷卻劑容積；調節水中硼濃度，補償反響堆在運行過程中反響性緩慢變化；通過凈化冷卻劑及添加化學藥劑，保持一回路的水質83第八十三頁，共182頁。圖3-8化學和容積控制系統84第八十四頁，共182頁。〔二〕主泵軸密封水系統由容積控制箱通過上充泵來的冷卻劑進入泵體后局部與一回路水混合，另一局部向上進入泵的第一道密封。第二道密封和第三道密封分別回流到容積控制箱和疏排水箱。圖3-9主泵軸封水系統85第八十五頁，共182頁。〔三〕硼回收系統由容積控制箱來含硼廢水，均引入暫存箱內。積累一定量。由泵吸出，經過濾，離子交換和加熱脫氣，除去料液中不溶性顆粒，可溶劑離子狀和氣體狀裂變產物及腐蝕產物。從脫氣塔頂部排出氣體，經排給冷卻排往廢氣系統處理。料液進入蒸發器蒸發，蒸汽凝水作再生補給水用。蒸發后濃縮后排入卸放箱，經過濾后送至化學和容積控制系統重新使用。86第八十六頁，共182頁。圖3-10硼回收系統87第八十七頁，共182頁。〔四〕設備冷卻水系統功能：為核電站一回路主，輔系統帶放射性的設備和熱交換器提供冷卻水。設備冷卻水由水泵輸送、經設備冷卻水熱交換器被江水或海水冷卻后，再分別經過各分配集流量流進所需要冷卻的設備和熱交換器中去，從那里帶出熱量，然后返回水泵吸入口，如此循環。88第八十八頁，共182頁。89第八十九頁，共182頁。〔五〕停堆冷卻系統功能：1.將一回路熱量帶走，使堆停后的余熱不斷帶走，使堆芯溫度降低到允許溫度。2.在發生失水事故時，停冷系統可作為平安注射系統一局部，將硼水注射到堆芯。90第九十頁，共182頁。圖3-12停堆冷卻系統原理：停堆后，冷卻劑通過停冷泵及停冷熱交換器組成的冷卻回路由熱段引出冷段進入，將堆芯熱量由設備冷卻水帶出。當發生失水事故時，能從換料水箱或平安殼地質中將硼水注入到堆芯中去。91第九十一頁，共182頁。〔六〕平安注射系統功能：當一回路管道或設備發生破損時，平安和來向堆芯緊急注入高硼冷卻水，防止堆芯因失水而造成燒毀。平安系統設兩套平安注射管系：1.低壓安注管系，由平安注射箱和管絡與一回路相連，箱內容納一定量高硼水，并用抉氣充壓使箱內維持恒定壓力。當大失水時，回路壓力低于安注箱壓力時，硼水通過止回閥自動注入一回路。2.高壓安注管系：由平安注射泵和換料水箱與一回路相，當小失水事故時，回路壓力低于一定值時，安注泵自動啟動，將換料水箱內硼水分冷，熱兩端同時向堆芯注水。〔圖3-13)92第九十二頁，共182頁。93第九十三頁，共182頁。〔七〕平安殼噴淋系統功能：平安殼噴淋將用來降低平安殼內壓力和溫度，使放射性蒸汽凝結下來。原理：在平安殼上部設有一定數量噴淋頭，當平安殼由于主管道破裂而蒸汽壓力升高時，噴淋泵自動啟動、交換料水箱內硼水和NaOH貯箱內硼水和NaOH貯箱內供除碘用的NaOH一起吸入，噴入平安殼。當換料水箱內水用盡后，可改吸平安殼內的地坑水。繼續冷卻平安殼。圖3－14平安殼噴淋系統94第九十四頁，共182頁。95第九十五頁，共182頁。三、二回路系統及主要設備〔一〕系統的功用和組成二回路主系統的主要功用是將蒸汽發生器產和的飽和蒸汽供汽輪發電機組作功發電和供電站其他輔助設備使用。二回路系統主要由飽和蒸汽輪機、發電機、冷凝器、凝結水泵、低壓加熱器、除氧器、給水泵、高壓加熱器、中間汽水別離再熱器和相應的儀表、閥門、管道等設備組成。此外，還有主蒸汽排放系統、循環冷卻水系統、控制保護系統、潤滑油系統等輔助系統。其中大局部設備與火電站差不多，故不詳細介紹，下面主要介紹核電站汽輪和發電機的特點。圖3－15秦山一期二回路熱力系統96第九十六頁，共182頁。97第九十七頁，共182頁。〔二〕飽和蒸汽汽輪機組壓水堆核電站的汽輪機與火電站汽輪機在原理上沒有什么差異，只是由于反響堆冷卻劑溫度的限制〔壓水堆平均出口溫度一般小于330℃〕只能產生壓力較低〔4.9-7.35兆帕〕的飽和蒸汽或微過熱蒸汽〔過熱度20－30℃〕。與火電站的高參數汽輪機相比，蒸汽的可用焓降僅為它的65%，汽耗約大一倍。在冷凝器內的一樣背壓下，排氣容積流量約大60－70%，因此核電站的飽和蒸汽汽輪機與火電站的汽輪機相比，具有以下特點：1.一般采用半速機組核電站汽輪機的轉速一般取1500轉/分〔美國1800轉/分〕，是火電站汽輪機轉速〔3000轉/分〕的一半。98第九十八頁，共182頁。99第九十九頁，共182頁。采用半速機組的優點是：半速機組的葉片較長，葉片端渦流損失影響較小。因此效率比全速機組高1－1.5%。不利的因素是半速機組的主要部件〔如汽缸、轉子、末級葉片、軸承等〕尺寸和質量相應增大。因此，核電站汽輪機要比同等功率的火電站汽輪機大得多。例如：一臺120萬千瓦核電站汽輪機的高壓轉子毛重約120噸，比同功率火電站汽輪機高壓轉子重五倍。2.汽水別離再熱器飽和蒸汽汽輪機是在濕蒸汽區工作。蒸汽在汽輪機各級膨脹過程中產生大量水分，為了防止水蝕，除對在水蝕區工作的部件嘞鍍或堆焊一層13%的鉻鋼保護層外，一般在高壓與低壓缸之間裝有汽水別離再熱器。蒸汽在高壓缸作功膨脹后，經過汽水別離再熱器〔用新蒸汽加熱〕。然后通過低壓缸，這樣可以提高循環效率和減少葉片水蝕。100第一百頁，共182頁。3.超速核電站飽和蒸汽汽輪機，在事故條件下，超速較大。這是因為在汽輪機甩負荷時，汽機內壓力突然下降，而汽水別離再熱器內存有大量蒸汽以及汽輪機外表聚積的聚結水擴容蒸發產生大量蒸汽使汽輪機轉速迅速升高。如果不采取措施，將超速20%以上。目前國外在低壓缸入口處采用快速關閉截止閥來防止超速。根據實際，在采用該措施后，汽輪機甩全負荷時超速不超過4－7%。飽和蒸汽汽輪機的主要技術關鍵問題是長達1500毫米以上的末級葉片加工，重達200噸以上的低壓缸轉子的加工和大尺寸的低壓汽缸的加工制造工藝。101第一百零一頁，共182頁。為滿足核發電經濟要求，核電站一般采用單堆單機，隨著單堆功率增加，核電站汽輪機也越造越大。目前最大核電站的功率已到達130萬千瓦。最大的飽和蒸汽汽輪機的容量亦為130萬千瓦。汽輪機全長為40多米，加上發電機，汽輪發電機組全長約56米。圖表示壓水堆核電站的汽輪機構造。6.蒸汽發生器排污系統根據對蒸汽發生器運行水質的要求，均規定有一定的設計排污率。一般在蒸汽發生器的下部均設有排污口。排污水與一個專門設置的擴容相連。排污系統由擴容箱、排污泵、排污冷卻器、離子交換床、過濾器、管道、閥門等組成。為了利用排污水的熱量，可把擴容箱上部的蒸汽排到除氧器中去〔或采取多級擴容及蒸發處理〕。蒸汽發生器排污水處理后可送回冷凝器重新使用，或由放射性廢水系統處理后排放。102第一百零二頁，共182頁。7.循環水系統循環水系統的作用主要是供給汽輪機冷凝器大量循環水。根據地區及水溫，一般冷凝器的冷卻售率取為40－70。所以循環水泵的功率也是很大的。此外，循環水系統還供給其它非放射性交換器的冷卻用水以及電站其它用途的生產用水。系統的組成除循環水泵外，尚有專設的取水構筑物、冷水塔或噴水池；以及各種過濾網、沖洗泵和澄清水池等。103第一百零三頁，共182頁。〔三〕主發電機組核電站主發電機與火電站發電機不同點在于采用半速四極機組，這是核電站飽和蒸汽汽輪機所要求的。發電機的主要構造是由一個定子和一個轉子組成。定子包括定子機座、定子鐵芯、電樞繞組、端蓋等主要部件。轉子包括鐵芯、轉子激磁繞組、擴環、滑環、風扇等主要部件。隨著單機容量增大，定子和轉子的尺寸和重量也相應增加。轉子是用優質大型鍛件制成，機械強度高。一般認為發電機的單機容量主要受轉子和擴環段件的尺寸和機械性能限制。104第一百零四頁，共182頁。大型發電機的冷卻方式，普遍采用定子線圈水冷，轉子線圈氫冷，定子鐵芯氫冷〔簡稱水、氫、氫冷〕。但轉子線圈水冷是開展方向。它能減輕發電機的重量，并縮小發電機的構造尺寸，在國內外已被廣泛采用。發電機的勵磁方式，目前已較多地采用無刷旋轉半導體勵磁，取消了碳刷和滑環，以提高機組的運行平安，并且檢修方便。根據反響堆事故停堆時平安冷卻的需要，希望主發電機及其勵磁系統應能帶動冷卻劑主循環泵進展不低于20－30秒鐘的惰轉。105第一百零五頁，共182頁。〔四〕二回路輔助系統1.主蒸汽排放系統主蒸汽排放系統是核電站的平安保護系統之一。當汽輪機局部或全部甩負荷時，它可將主蒸汽系統中多余的蒸汽通過接通冷凝器的蒸汽旁通閥，或通過接通大氣的蒸汽釋放閥、平安閥進展排放。在緊急停情況下，也可作為排走堆芯余熱的一種應急手段。各核電站蒸汽排放容量略有不同。下面介紹向個參考數據。通往冷凝器的蒸汽旁通閥的排汽量約為10-40%的滿負荷汽量。通大氣的蒸汽釋放閥的能力約和通冷凝器的旁通閥總能力一樣。設置在蒸汽母管上的主蒸汽平安閥的動作壓力取為主蒸汽母管的設計壓力，其排放總能力為100%的額定蒸汽流量。按標準要求，主蒸汽平安閥的動作要保證在反響堆滿功率運行的條件下，蒸汽發生器殼側的壓力不超過其設計壓力的110%。106第一百零六頁，共182頁。2.汽輪機再熱及抽氣系統為了降低汽輪機低壓缸蒸汽的濕度和提高汽輪機效率，在高、低壓缸之間設置一個中間汽水別離再熱器，此外，在高、壓缸上還設置了多級抽汽口，按蒸汽參數上下，分別向系統中各給水加熱器和除氧器供汽。它們的作用原理均與常規火電站的一樣。3.凝結水給水系統凝結水給水系統包括凝結水泵、凝結水除鹽裝置、低壓加熱器、除氧器、給水泵、高壓加熱器等設備。冷凝器將乏汽冷卻成為凝結水后，根據蒸汽發生器對給水中氯離子含量的嚴格要求，局部或全部凝結水進展除鹽處理，然后進展逐級加熱并除氧，成為合格的給水后供給蒸汽發生器。107第一百零七頁，共182頁。4.化學水處理系統化學水處理系統主要是對凝結水給水進展化學處理，也包括對補給水的化學處理。本系統可作為凝結水給水系統的子系統，有時也單獨列出。化學片時，包含兩方面內容：一是除鹽處理，這主要是用樹脂床進展離子交換除鹽，其指標取決于核電站對水質的要求；二是加藥處理及保持一定的pH值。例如，除了熱力除氧外，可在系統中自動注入聯氨等藥物進展化學除氧。5.事故給水系統事故給水系統主要是為了在廠用電母線斷電的情況下，供給二回路的給水以冷卻一回路冷卻劑，及時帶走反響堆剩余發熱，以保證反響堆的堆芯平安。有時，在不斷電情況下停堆時，為了節省廠用電，也可用事故給水系統來冷卻一回路冷卻劑。當廠用電母線斷電時，事故給水泵能自動投入工作。108第一百零八頁，共182頁。6.蒸汽發生器排污系統根據對蒸汽發生器運行水質的要求，規定有一定的設計排污率。一般在蒸汽發生器的下部均設有排污口。排污水與一個專門設置的擴容箱相連。排污系統由擴容箱、排污泵、排污冷卻器、離子交換床、過濾器、管道、閥門等組成。為了利用排污水的熱量，可把擴容箱上部的蒸汽排互除氧器中去〔或采取多級擴容及蒸發處理〕。蒸汽發生器排污水處理后可送回冷卻器重新使用，或由放射性廢水系統處理后排放。7.循環水系統循環水系統的作用主要是供給汽輪機冷卻器大量循環水。根據地區及水溫，一般冷凝器的冷卻倍率取為40－70。所以循環水泵的功率也是很大的。此外，循環水系統還供給其它非放射性熱交換器的冷卻用水以及電站其它用途的生產用水。109第一百零九頁，共182頁。第三章核電站的控制和運行一、概述二、反響堆的運行方式三、核電站的自動控制系統四、反響堆平安保護110第一百一十頁，共182頁。一、概述核電站在運行情況下，汽輪發電機系統的運行參數根據需要不斷地在變化，這些變化必然地要影響一回路系統的運行參數和反響堆的工作狀態。此外，核動力裝置不可防止的要受到一些內部或外部的擾動，使電廠運行參數發生波動，偏離設計值，這是我們所不希望的。為了保證核動力裝置各參數能運行在所規定的范圍內，排除內部或外部擾動的影響，自然地要為核動力裝置配備一套控制調節系統。其中主要有：〔1〕反響堆功率調節系統〔2〕蒸汽排放控制系統〔3〕穩壓器壓力和水位調節系統〔4〕蒸汽發生器給水調節系統〔5〕汽輪機調速系統111第一百一十一頁，共182頁。這是核電站五個主要控制與調節系統。顯然，反響堆功率調節系統是其中的關鍵系統，它決定了電廠的整個狀態。其它幾個系統是維持某變量在給定范圍內，或某給定值上。一個典型的壓水反響堆核電站控制系統示意圖如圖4－1所示。由圖4－1很明顯都看出，核動力裝置是一個復雜的多變量相互影響的控制對象。因此，在設計這種控制與調節系統時，單獨地考慮哪一個系統都是不適宜的，必須同時考慮這些系統相互間的影響。在現代有高階混合式模擬計算機和大型數字計算機的情況下，采用適當的數學模型，做到這一點是不困難的。112第一百一十二頁，共182頁。113第一百一十三頁，共182頁。二、反響堆的運行方式1.反響堆進、出口平均溫度Tav恒定運行方式在冷卻劑量平均溫度不變情況下，因為Tav恒定，當反響堆輸出功率增加時，入口溫度T1將下降，溫度使堆功率上升，出口溫度To也上升，保持平均溫度不變。由于Tav恒定，冷卻劑體積變化較小，這對穩壓器設備有好處，體積更小，對穩壓器內的壓力和液位調節要求也可以低。但是二回路蒸汽流量Gs和壓力Ps變化較大，對二回路設備的要求提高，增加了蒸發器給水調節系統和汽輪機調速系統的負擔。114第一百一十四頁，共182頁。2.二回路蒸汽壓力Ps恒定運行方式這方式對二回路有利，使二回路系統更經濟合理，蒸發器給水調節和汽機調整負擔減輕。使一回路平均溫度Tav變化很大，冷卻劑比容變化較大，相應穩壓器容積，液位和壓力調節系統要求提高。由于Tav變化大，為了補償堆芯溫度引起反響性變動，控制棒動作也頻繁。這對反響堆功率調節是不利。3.折中方式Tav恒定對一回路有利，Ps恒定對二回路有利。折中方式綜合兩個方式特點于不同功率水平。115第一百一十五頁，共182頁。在運行功率0－15%額定功率提升階段為使反響堆系統穩定，而讓二回路壓力讓它變動在運行功率15－85%功率提升階段反響堆的平均溫度允許變化，但二回路壓力變化變得緩慢些，功率可以投入自動調節。在運行功率85－100%階段又回到反響堆內冷卻劑平均溫度不變，使反響堆的功率調節比較平衡，控制棒動作少。116第一百一十六頁，共182頁。117第一百一十七頁，共182頁。118第一百一十八頁，共182頁。119第一百一十九頁，共182頁。三、核電站的自動控制系統1.反響堆功率調節系統反響堆功率調節系統是用來操縱控制棒自動控制系統，它自動地維持既定功率水平，抑制內部或外部擾動對功率水平的影響。反響堆功率調節系統具有手動和自動控制檢和落棒功能。由于反響堆是一個動態特性比較復雜的控制對象，因自調節系統，要考慮到核裂變特性堆芯熱力學特性，溫度效應反響性反響，及一、二回路和系統間相互影響。按照折中運行方式，則主要調節量將是反響堆的進出口平均溫度Tav。而Tav隨著反響堆輸出功率Qw變化。120第一百二十頁，共182頁。給定的反響堆輸出功率Qwo通過函數變換裝置轉化為Tavo，作為被調量Tav的整定值。Tavo與實際測得的Tav相比較所產生差值信號ΔTav去驅動控制棒，調節反響堆的輸出功率Qw與給定功率Qwo相匹配。核電站發電機送向電網的電能與反響堆輸出功率相對應，所以給定了反響堆輸出功率相對應，所以給定了反響堆輸出功率Qwo也應確定了發電機送給電網的電能。這是按偏差原理進展調節的負反響系統。121第一百二十一頁，共182頁。四、反響堆平安保護壓水堆反響堆保護的重點是堆芯不被燒毀，它大致可以分為四類：堆芯保護、起動保護、停堆保護和其它快速停堆保護。1.堆芯保護堆芯保護的根本出發點是防止堆芯燒毀，也就是說，必須在任何情況下防止燃料元件包殼過熱，保證燃料包殼不破裂，防止裂變產物釋出。為保證這一點有以下幾個保護參數：122第一百二十二頁，共182頁。〔1〕超功率－超溫保護壓水反響堆在運行時，一般要求堆芯工作在泡核沸騰傳熱方式情況下。在這種傳熱方式下工作的堆芯，由燃料元件向冷卻劑放熱的放熱系數比較大，燃料包殼外表溫度只稍高于冷卻劑溫度。泡核沸騰方式的上限稱為偏離泡核沸騰點，在這一點上。因為燃料包殼外表形成了一層蒸汽，形成了所謂膜態沸騰，使燃料元件向冷卻劑的放熱系數急劇下降。這時可能導致包殼局部高溫因而燒壞，使裂變產物跑到冷卻劑中去。這是一種比較嚴重的事故，是應該絕對防止的。123第一百二十三頁，共182頁。〔2〕超功率保護當反響堆運行在滿功率或接近滿功率狀態時，由于手動或自動調節系統的誤操作，或由于化學與容積控制系統的誤動，均可能導致反響性增長事故。這種事故使反響堆功率上升，如果功率到達了事故信號整定值時，必須很快地把反響堆停下來〔見圖6－26〕。超功率保護整定值約為110%額定功率左右。〔3〕冷卻劑回路低壓保護根據堆芯允許的最大沸騰計算低壓停堆整定值，這時因為堆芯壓力降至某極限值時，溫度將升高，可能使燃料元件包殼燒毀。反響堆低壓停堆計算器的傳遞函數是124第一百二十四頁，共182頁。

式中：K7，K8，K9－－常數；τ6，τ7，τ8－－補償網絡時間常數；ΔT－－反響堆進、出口溫差〔T0-T1)；B－－可調偏移。如果冷卻劑回路壓力低于由〔6－58〕式計算的壓力時，則反響堆必須停堆〔見圖4－6〕。冷卻回路低壓保護整定值取決于熱工水力設計。根據現行壓水堆熱工設計參數，此值一般可定為13.23兆帕左右。125第一百二十五頁，共182頁。126第一百二十六頁，共182頁。〔4〕冷卻劑回路高壓保護如果由于運行事故使冷卻劑回路壓力上升到某一極限值時〔例如16.17兆帕左右〕，為防止可能造成高壓破裂事故，這時反響堆應盡快停堆。如同低壓保堆保護一樣，高壓停堆計算器的傳遞函數為式中：K10，K11，K12－－常數；τ9，τ10，τ11－－補償網絡時間常數；ΔT－－反響堆進、出口溫差〔T0-T1)；B－－可調偏移。如果冷卻劑回路壓力高于由〔6－59〕式計算的整定值時，則反響堆停堆〔見圖4－7〕。127第一百二十七頁，共182頁。128第一百二十八頁，共182頁。〔5〕冷卻劑流量保護如果反響堆運行在滿功率狀態下，功率維持不變，但冷卻劑流量由于某種原因下降，這時堆芯溫度升高，可能導致反響堆燒毀，應該馬上停堆。低流量整定值一般約為85%額定流量。〔6〕主泵供電低頻率和低電壓保護顯然，主泵供電電源發生低頻率或低電壓，均會導致冷卻劑流量降低。低頻保護整定值一般定為46赫左右，而低壓保護整定值一般為70%額定電壓。129第一百二十九頁，共182頁。2.起動保護在反響堆起動或由低功低升至高功率的過程中，可能由于誤操作，提棒過急等原因造成功率變化速度太快，引起超溫和超功率。所以應該限制反響堆反響堆功率提升速度也有限制。因此，反響堆周期過短，也應停堆。短周期整定值一般為10－20秒。〔2〕高通量低值保護在反響堆功率變化過程中，由于功率提升速度太快可能造成中子通量過，燒毀堆芯。因此在啟動時規定了幾個極限值，以保護堆芯平安。這些極限值大致是，源量程和中間量程中子通量取≤25%額定功率；功率量程中子通量〔低定值〕取≤25%額定功率。130第一百三十頁，共182頁。3.停堆保護反響堆在功率運行期間，平安棒處在完全抽出位置，調節棒是插入堆芯的。如果冷卻劑中硼濃度稀釋，調節棒必然下插。為了保證調節棒有足夠的停堆反響性余量〔即停堆反響性貯備〕，必須限制調節棒的下插深度。停堆反響性貯備由下式計算：式中：K13，K14－－常數；c－－可調偏移；Tref－－無載冷卻劑平均溫度。由〔6－60〕可見，停堆反響性貯備是功率和平均溫度的線性函數。當計算得到的z低于給定的z0時，發出“低〞或“低－低〞報警，以便手動或自動地向冷卻劑中注入硼酸。“低〞報警是警告運行人員調節棒已經插入到接近停閉反響堆狀態；而“低－低〞報警則要求采取緊急措施迅速手動或自動地向冷卻劑中加硼。131第一百三十一頁，共182頁。4.其他快速停堆保護〔1〕穩壓器高水位保護如果穩壓器內水位高達92%滿量程，則可能造成穩壓器的平安閥泄水，這時需要把反響堆停下來。〔2〕蒸汽發生器低水位保護如果蒸汽發生器水位降低，說明蒸汽發生器產生了給水流量故障。在這種情況下反響堆產生的熱量凈不可能及時地送出，因此使堆芯溫度逐漸升高，甚至發生燒毀事故。所以當蒸汽發生器水位低于某值時，便發出停堆信號。這種保護是用蒸汽與給水流量偏差和蒸汽發生器水位符合停號控制。132第一百三十二頁，共182頁。〔3〕失負荷保護當汽輪機甩掉了全部負荷時，反響堆自然就無需運行而應自動停堆。〔4〕地震停堆保護。〔5〕根據需要手動停堆。上面談的四類反響堆保護，都是以某限為準的停堆保護。實際工程中并非這樣簡單地決定在出現某參數越限就停堆。為了盡可能地使反響堆連續運行，根據事故程序和電廠狀態還應該有降功率運行，制止提棒，反插調節棒以及報警不同程度的保護動作。133第一百三十三頁，共182頁。第四章核電站平安措施一、核電站絕不會發生核爆炸二、防止放射性泄漏的屏障三、平安設計原則四、核電站的平安設施134第一百三十四頁，共182頁。一、核電站絕不會發生核爆炸提到核電站有不少人總有點不放心，認為核電站放射性到處都是，甚至把核電站的事故與原子彈爆炸聯系在一起，其實這是一種誤解。原子彈是一種不可控的鏈式裂變反響裝置。它需要有用高濃縮度〔90%以上鈾-235或钚-239〕裂變物質，由復雜精細的引爆系統點火。引爆前裂變物質都分散布置在炸彈外層，彈內沒有任何吸收中子的物質，只有在引爆裝置點火起爆點，外層裂變物質才被迅速地壓縮到中心，立刻形成不可控制的鏈式裂變反響，巨大的核能在極短時間內釋放出來，又無法帶走。因此，就發生了不可控制的核爆炸。〔圖5－1〕135第一百三十五頁，共182頁。136第一百三十六頁，共182頁。而核電站的反響堆是一個可控制的裂變反響裝置，一般采用含鈾－235量只有百分之幾的低濃鈾裂變物質燃料，封裝在耐高溫的鋯合金包殼管中成為一根根細燃料棒，分散布置在反響堆內，棒與棒之間限位固定，中間通過高速流動的冷卻水。除核燃料外，堆內還裝入做成棒束狀的吸收中子能力很強的控制物質銀－銦－鎘合金和溶解在冷卻水中的硼酸。平時反響堆不會發生核裂變反響，只有當吸收中子物質被控制機構提出反響堆和硼酸稀釋時，才會產生局部裂變反響，將能量有控制地釋放出來，反響程度由操作決定。反響過快會自動停頓。反響堆本身由于功率增加溫度升高也會自行控制使核反響減弱下來。即使在最嚴重事故情況下也不會發生核爆炸。為了證實這種現象，美國曾對在沙漠地區的壓水堆核電站做過控制棒完全失控試驗，試驗證明不會發生爆炸。就是像1986年4月蘇聯切爾諾貝利核電站發生的最嚴重核事故，反響堆失控過熱，堆芯熔化，石墨高溫燃燒，核電站發生火災，但也不會發生核爆炸。137第一百三十七頁，共182頁。二、防止放射性泄漏的四道屏障核電站的放射性主要產生在反響堆的核燃料中，為了防止核裂變過程中放射性物質泄漏，壓水堆核電站設置有四道平安屏障〔圖5-2〕。第一道屏障為燃料芯塊。核裂變產生的裂變產物除了裂變氣體、穿透率較強的中子和射線外，其他98%的放射性裂變產物被保存在陶瓷型的燃料塊內。第二道屏障為密封的鋯合金包殼管。核燃料芯塊被封為包殼管內，包殼能承受2×107Pa壓力，具有耐高溫，抗腐蝕性能，并經過長期使用考驗，證明在核電站運行時不會發生破裂。從目前世界上使用情況來看，壓水堆核電站的燃料棒破損的幾率只有萬分之一、二。138第一百三十八頁，共182頁。139第一百三十九頁，共182頁。第三道屏障為封閉的一回路系統及設備。這些設備從材料到構造均有足夠的強度和良好的密封性能，反響堆中局部燃料棒破損后，放射性物質完全能密封在一回路系統內。第四道屏障為平安殼廠房，它是一個密封的殼體構造，它能承受一回路假想失水事故時，全部冷卻水流出汽化所造成的最大壓力，并具有良好的密封性能，能有效地封住放射性物質，防止它向外界泄漏。140第一百四十頁，共182頁。三、平安設計原則1.嚴格遵循核平安法規中國核平安法規，HAF系列，該系列等效于IAEA的核平安標準系列〔NUSS〕；美國聯邦法規10CFR〔NSNRC10CFR〕，美國核管會管理導則(RegulatoryGuides)和NUREG作為重要參考；平安級機械部件按ASME標準設計；平安級電氣設備和儀表按IEEE或IEC標準設計。141第一百四十一頁，共182頁。2.縱深防御保守設計，留有大的平安裕量，如低的燃料線功率密度(最大36.7kW/m)，大容積穩壓器(35m3),蒸汽發生器二次側大的水容積(57m3)，大容積平安殼(自由空間49000m3)，以提高電廠的事故遏制能力。電廠的設計、制造、建造和其他一切影響質量的活動均貫徹QA。防止放射性泄漏的三種屏障的質量尤予以重視。控制異常運行，檢測事故苗子，從而防止異常運行事件升級為事故；設置多重、多樣和實體分隔的專設平安設施〔系統〕，在萬一發生事故時緩解其后果；設計階段就考慮應急響應措施。142第一百四十二頁，共182頁。3.采用先進技術PSA〔概率平安評價〕用作設計工具；主控室設計考慮人因工程原則，如設置平安參數顯示系統〔SPDS〕使用運行人員便于分析事故原因；ATWS〔未能停堆的預計瞬態〕對策、反響堆容器水位測量、堆頂放氣等等；增設一套柴油發電機組作為替代交流電源；ALARA〔合理可行盡量低〕設計原則；預防嚴重事故對策。143第一百四十三頁，共182頁。四、核電站的平安設施核電站雖然是平安可控的，但是電站的系統設備復雜，容易發生故障和事故。因此，為保證核電站平安可靠運行，在設計和建造核電站時設置了一系列平安設施。核電站中設置有幾套完整的平安保護系統；核電站平安保護系統由事故監測裝置、平安保護線路和平安保護執行機構等三局部組成。電站的平安保護參數很多，主要有反響堆中子通量，反響堆功率大小，增加速率，一回路的流量、溫度、穩壓器壓力、液位，蒸汽發生器的水位，二回路的蒸汽壓力、流量等約30－40項保護參數。當其中任一測量值超過限定值時，即自動發出警告并發出事故停堆信號。144第一百四十四頁，共182頁。平安保護線路根據事故信號自動實現預定保護措施，它通過執行機構將反響堆迅速關閉，使反事故系統投入工作。為可靠起見，核電站的平安保護系統一般由兩套或三套獨立系統組成。運行原則是一套投入，另一套處于熱備用狀態，或兩套同時投入以增加設備本身可靠性。保護參數采用多重符合邏輯線路，為了防止假信號引起誤動作，對重要參數同時取兩個以上的信號，保有當兩個以上的一樣信號輸入時，保護系統才作出保護動作，以提高保護系統本身可靠性。另外，在核電站設計中不僅要對各種可能發生的事故進展分析，并設置防事故和保平安的措施，還須以假想的最嚴重事故作為平安分析的依據。145第一百四十五頁，共182頁。壓水堆核電站的假想最嚴重事故是一回路管道大破裂，冷卻劑噴流而出，造成反響堆失水。堆芯失去冷卻就可能燒壞熔化，以致大量放射性產物隨水蒸汽釋放到平安殼大廳去。為了保證電站假想事故下的平安，核電站中專設設置了一套專設平安設施，它包：平安注入系統、平安噴淋系統和平安殼隔離系統等〔見圖5-3〕。當假想事故發生時，一回路的壓力急劇下降，緊急停堆系統迅速將反響堆在2秒鐘內關閉。同時，平安注入系統立刻投入工作，分別通過高壓注水泵和低壓注水泵，將大量含中子吸收劑的水注入反響堆使反響堆冷卻下來。注入水通過反響堆又從破口流出來，最終聚集在平安殼地坑中。當注入水箱貯存的水用完時，平安注射系統即自動地從地坑抽水再循環冷卻〔見圖7〕。146第一百四十六頁，共182頁。147第一百四十七頁，共182頁。其次，失水事故后，一回路的高溫高墳水破口出來迅速汽化成高溫蒸汽進入平安殼，使平安殼內的壓力、溫度升高。平安殼內的平安噴淋系統迅速投入工作，使換料水箱內含NaOH和硼酸的水從頂部噴淋下來，將蒸汽和蒸汽中放射性裂變產物除掉。噴淋下來的水也都聚集在地坑，可作再循環使用。與此同時，平安殼隔離系統自動投入工，地所有穿過平安殼通向其他廠房的管道全部關閉，放射性物質就被封閉在平安殼內。經過一定時期衰變后，檢修人員就可以進入平安殼內進展檢修。148第一百四十八頁，共182頁。第五章核電站的三廢處理及環境保護一、核電站的三廢處理二、生活中的放射性輻照三、核電站與火電廠對環境影響的比較149第一百四十九頁，共182頁。一、核電站的三廢處理隨著現代工業的迅速開展，三廢處理和環境已成為人們日益關心的問題。核電站作為一種新興的工業，它的三廢處理和環境保護一開場就受到高度重視。國際上，對核電站的三廢排放標準和排放量都有明確的規定，電站中專設設置有三廢處理系統和設備。核電站的放射性三廢的主要來源和處理方法如下。圖6-1150第一百五十頁，共182頁。151第一百五十一頁，共182頁。1.核電站的廢氣及處理核電站的放射性廢氣主要指由空氣活化產生的41Ar等，燃料棒破損時放出的85Kr、131K等裂變氣體和燃料破損時放出的90Sr、137Cs等裂變物質微粒。這些氣體以兩類形式排出：一種是廠房通風氣體、這種氣體是大量的。當廠房由于設備的泄漏被污染時，這些氣體就會含有放射性，但放射性比較低。處理方法是用高效過濾器去除氣溶膠，用活性炭過濾器吸附碘，當處理后的氣體到達廠房通風的放射性水平后，引入排風前，再進展一次高效過濾和活性炭吸附，后經高煙囪排入大氣。152第一百五十二頁，共182頁。