压水堆核电厂一回路系统与设备简介(补充讲义)

压水堆核电厂一回路系统与设备简介上海交通大学核科学与工程学院2011年5月核反应堆安全分析补充材料主要内容核电原理和压水堆核电厂总体构成反应堆的基本结构一回路主系统与设备一回路辅助系统与设备专设安全设施一、压水堆核电厂发电原理和总体构成压力容器稳压器主泵主管道蒸发器汽轮机发电机冷凝器输配电二回路一回路基本参数:一回路：压力154bar,高压水二回路：压力~55bar,出口饱和蒸汽核电站厂房安全壳厂房汽轮发电机厂房一回路辅助厂房主控室乏燃料池汽水分离再加热器硼酸箱换料水池除氧器核电站系统简图核蒸汽供应系统常规岛和BOP系统二、反应堆的基本结构•堆芯形状–圆柱形–方形堆芯布置–立式–卧式冷却剂流道–管束–排管型–多孔介质燃料组件排列形式：正方形、三角形、蜂窝型数量：15x15、8x8、17x17等堆芯作用–核裂变链式反应的区域堆芯特征典型压水反应堆本体结构反应堆本体堆芯（活性区）堆内构件反应堆压力容器（压力壳）控制棒驱动机构压水堆堆芯堆芯堆腔换料中新堆装料反应堆的组成燃料芯块控制棒燃料组件安置核材料的物体—燃料棒；冷却燃料棒和带走能量的载体—冷却剂；使中子慢化的物体—慢化剂；控制中子数量，即控制功率的物体—控制棒。冷却剂（慢化剂）人口燃料芯块•功能–含裂变材料的混合物•燃料铀-235含量–低浓缩铀：铀-235的富集度为2~5％（压水堆)–天然铀：铀-235的富集度为0.72％（重水堆）–中等浓缩铀：铀-235的富集度为12~30％（快堆)–钚：由铀238吸收中子产生•芯块材料和结构材料–金属铀–铀氧化物粉末烧结成的二氧化铀陶瓷芯块–陶瓷燃料和耐高温的石墨结构材料–铀、钚混合氧化物含裂变材料铀-235的含量每个陶瓷芯块为直径1cm，高度1cm的圆柱体压水堆燃料组件燃料棒的排列15×15或17×17棒束长:约3~4m燃料棒的排列：15×15或17×17燃料元件与燃料组件燃料元件燃料组件控制棒组件•功能–控制反应堆中的中子数–调节功率–停止核裂变反应•控制材料类型–控制棒•银－铟－镉合金材料，可移动–硼酸溶液——化学补偿控制•通过改变溶于冷却剂中的硼酸浓度来补偿慢的反应性变化。控制棒组件驱动杆控制棒驱动机构controlroddrivemechanism,CRDM•作用–使控制棒上下运动或保持在某一高度的机电系统•类型–磁力提升式（核电站）–磁阻马达式（核潜艇）•组成–驱动杆部件–钩爪部件–耐压壳部件–磁轭部件–棒位指示部件控制棒组件及控制棒驱动机构控制棒驱动机构控制棒组件控制棒压力容器PressureVessel•用于放置堆芯及堆内构件•防止放射性物质外逸的承压设备•其寿命为核电站的寿命堆内构件堆芯吊兰上栅格板下栅格板堆芯支撑部件上封头下封头压力容器控制棒驱动机构围板作用：定位、分隔流体；上部组件（压紧组件）；下部组件（吊篮组件）压水堆内冷却剂流动路线下降段：吊篮和压力容器之间形成环形腔.入口管嘴下降段下腔室堆芯上栅格板上腔室出口管嘴三、一回路主系统与设备（1）反应堆冷却剂系统反应堆冷却剂系统即主系统，是核电厂最重要最基本的系统。核裂变能量的导出、交换和转化在该系统内发生，该系统功能的正常发挥，具有重大的经济意义；该系统基本部分均要承受高压，构成了所谓“压力边界”，是核电厂的三道“安全屏障”之一，维护了核电厂的安全，避免放射性物质向环境的释放。系统流程图化容系统余热排出系统设备冷却水系统应急堆芯冷却系统蒸汽发生器辅助给水系统系统布置反应堆冷却剂系统所有设备、阀门及管道，全部装在安全壳内。•反应堆安放在安全壳中央并稍偏离中心，以避开装卸料机构的起吊死区。•反应堆冷却剂系统设备和管道的布置以反应堆压力容器为中心，力求紧凑、简单对称。•蒸汽发生器的位置高于反应堆压力容器管嘴所在的平面，以便使系统具有足够的自然循环能力。•为了防止管道破裂后由于流体喷射导致的管道甩击对周围设备的危害，对高能管道的可能断裂位置装有限制器，对设备、管道进行实体隔离。系统参数•一回路压力目前一般取在14.715.7MPa之间，通常以稳压器内蒸汽压力为准；•一回路冷却剂进出口温度一般反应堆进口处温度为280300℃，出口的温度为310330℃。进出口的温升一般为3040℃；•一回路冷却剂流量当单个环路的电功率为300MW时．可达1500024000t/h，用单位热功率所需要的流量来表示，一般为l0MW热功率160250t/h范围之间。（2）蒸汽发生器•蒸汽发生器是核电厂中一、二回路的枢纽。它将反应堆产生的裂变热量通过冷却剂传递给二次侧工质，产生蒸汽，驱动汽轮机。•蒸汽发生器传热管是一（放射性）、二次侧介质的隔离屏障。•蒸汽发生器的管板和倒U形管是反应堆冷却剂压力边界的组成部分，属于第二道放射性防护屏障之一。其安全可靠十分重要。蒸汽发生器分类蒸汽发生器可按工质流动方式、传热管形式、设备安装方式以及结构特点等进行分类：•按二回路工质在蒸汽发生器中的流动方式，可以分为：自然循环式蒸汽发生器与强迫循环（直流）蒸汽发生器；•按蒸汽发生器传热管形状，可以分为：U型管、直管、螺旋管及其它形状（如：微波浪形等）的蒸汽发生器；•按设备安装方式，可以分为：立式蒸汽发生器与卧式蒸汽发生器；•按结构特征，可以分为：带预热器与不带预热器的蒸汽发生器。立式自然循环U形管蒸汽发生器主要部件：1、下封头2、管板3、U形管束4、汽水分离装置5、筒体组件6、套筒卧式蒸汽发生器一直流蒸汽发生器典型结构图1：冷却剂出口（2个）2：给水进口（2个）3：应急给水进口4：过热蒸汽出口（2个）5：传热管6：套筒7：上管板8：冷却剂进口9：人孔10：下管板蒸汽发生器给水•蒸汽发生器的给水，在正常工况时由给水流量调节系统供给。•在核电厂启动蒸汽发生器需充水、压水堆长时间处于热备用或冷停堆状态，或给水流量调节系统发生故障等工况下，则由辅助给水系统提供给水。蒸汽发生器的水位•核电厂正常运行时，蒸汽发生器必须保持正常的水位，随负荷而定。•若水位过低，蒸汽发生器二次侧水量过少，会引起一回路冷却不充分，管束因温度升高有可能破裂；同时，在给水管道中有产生汽锤的危险，蒸汽发生器的管板还将受到热冲击；•若水位过高，将导致流向汽轮机的蒸汽湿度过大。（3）反应堆冷却剂泵（主泵）反应堆主冷却剂泵（主泵）是反应堆的“心脏”。在主系统充水时，利用主泵赶气；在开堆前，利用主泵循环升温，达到开堆280C条件；在反应堆正常运行时，冷却剂由反应堆流出经主管道流进蒸发器，把热量传给二回路侧给水，然后再由主泵送回反应堆进行循环。主泵电机上的大飞轮以增加主泵惰转时间，保持适当惯量，确保断电事故时堆芯燃料元件不至烧毁。主泵是反应堆冷却剂系统主要设备和压力边界设备之一。主泵分类1、屏蔽泵（全密封泵）由装在一个能承受系统全部压力的密封容器内的屏蔽电机驱动。由于转子浸没于液体中，回转阻力高，且有屏蔽套的涡流损失，故此效率低。屏蔽泵现在一般应用于容量较小的核动力装置。2、轴封泵压水堆核电站采用的轴密封式主泵一般为立式单级离心式或混流式泵。主泵结构总体结构：1、水力机械部分2、轴封系统3、电机部分（4）稳压器•建立压力和维持压力，避免反应堆冷却剂在反应堆内沸腾，在正常运行时保持反应堆冷却剂系统在恒定的压力下，在负荷瞬变时限制压力的变化。•必要时通过卸压阀、安全阀排放蒸汽，并且在稳压器卸压箱内回收。稳压器是作为反应堆冷却剂系统的一个缓冲箱来运行的，并能在各种运行工况下使冷却剂系统保持几乎恒定的容积。主要功能稳压器的典型结构稳压实现方式当出现压力正波动时，喷淋水冷凝汽腔中的部分蒸汽，防止稳压器压力达到先导式安全阀的整定值。当出现压力负波动时，水的闪蒸和加热器自动接通加热产生的蒸汽，使反应堆冷却剂系统的压力维持在反应堆紧急停堆的低压整定值以上。稳压器先导式安全阀稳压器的卸压箱四、一回路辅助系统与设备（1）化学与容积控制系统（简称化容系统）化容系统是核电厂最重要的反应堆辅助系统。对于维护反应堆的正常运行状态，以及事故工况下保证反应堆安全起着重要作用。化容系统主要功能化容系统保证一回路必需的三种功能：化学控制：控制反应堆冷却剂的PH值，氧含量和其他容积气体含量，防止腐蚀，裂变气体积聚和爆炸，降低冷却剂放射性水平，净化冷却剂。容积控制：通过上充和下泄功能维持稳压器水位，保持一回路水容积；反应性控制：与反应堆硼和水的补给系统相配合，调节冷却剂硼浓度以跟踪反应堆的缓慢的反应性变化；化学控制容积控制化容系统辅助功能•提供主泵轴封注入水•为稳压器提供辅助喷淋水•一回路处于单相时的压力控制•对一回路进行充水、排气和水压试验化容系统安全功能•在反应堆冷却剂系统发生小破口（当量直径D9.5mm）的情况下，化容系统能够维持其水装量。•作为反应性控制系统，化容系统在反应堆停堆，或在诸如弹棒、卡棒事故的反应堆热态次临界状态下的维修阶段，它都起作用。化容系统与反应堆硼和水补给系统共同保证这种功能。•在安全注入的情况下，化容系统上充泵作为高压安注泵运行。此时，安注运行方式自动取代所有其他运行方式。化容系统简图下泄回路上充回路净化回路轴封水、轴封回流回路过剩下泄回路低压下泄管线除硼管线（2）硼和水补给系统反应堆硼和水补给系统是化学和容积控制系统的支持系统，为化学和容积控制系统主要功能的实现起保证作用。主要功能•当化学和容积控制系统进行容积控制时，为反应堆冷却剂系统提供所需的除气除盐含硼水；•当化学和容积控制系统进行化学控制时，制备和注入联氨(N2H4)，氢氧化锂(LiOH)等化学药剂；•当化学和容积控制系统进行中子毒物控制时，提供浓硼酸溶液或除气除盐水。辅助功能•为主泵轴封提供清洗水，为主泵轴封（蓄水）立管供水；•提供稳压器卸压箱喷淋水；•为反应堆换料水池和乏燃料水池的冷却和处理系统的换料水箱提供含硼浓度2000mg/kg的初始充水和补水；•为安注系统的硼注入箱提供含高浓度硼的初始充水和补水；•在化学和容积控制系统扫气时，向容积控制箱充水。系统简图硼和水补给系统原理图分为：补水回路、硼补充回路、硼酸配制回路和化学添加剂制备回路4个部分。（3）硼回收系统系统功能接受来自一回路的放射性废水，经处理检测将合格的核纯级水和硼酸与水补给给系统复用；接受来自化容系统的下泄流，直接除硼。系统组成系统由净化、硼水分离与除硼三部分组成。净化部分包括前置储存、过滤除盐与除气三个工段，设置了两个完全相同的系列各用于1台机组，同时又可互为备用；硼水分离部分包括3台储存箱、2套蒸发装置、2个蒸馏液监测箱与1台浓缩液监测箱，两机组共用；除硼部分有3台除硼床，两机组各用一台，第三台备用。系统流程图主要工艺设备•除离子床硼回收系统的除离子床有三种：净化段的阳离子床、混合除离子床、除硼段的除硼离子床。•除气装置除气装置用以除去废水中的氢气、氮气与放射性气体，还用于反应堆压力容器开盖前的冷却剂除气。除气装置由1台除气塔（脱气塔）、1台排气冷凝器、1台再生式热交换器、1台冷却器、1台输液泵及相应的仪表阀门组成。•蒸发装置蒸发装置将除气后的废水进行硼水分离，得到蒸馏液与浓缩液。每套蒸发装置由1台蒸发器、1台立式再沸器、1台冷凝器、1台强制循环泵、1台再生式热交换器、2台分别用于冷却蒸馏液与浓缩液的冷却器、1台进料泵与1台蒸馏液输送泵及相应的仪表阀门组成。（4）设备冷却水系统设备冷却水系统是一个中间冷却系统（冷却作用）。在输送放射性流体和海水（或江河水）组成的电厂最终热阱之间提供一个可进行监督的中间屏障（隔离作用），能有效地避免放射性流体与海水（江河水）之间相互泄漏。从而既可避免放射性流体不可控地释放到海水中而污染环境，又可防止海水对核岛各热交换器的腐蚀。系统功能设备冷却水系统原理图设冷水系统重要厂用水系统系统设备介绍•设备冷却水系统由设备冷却水泵、设备冷却水热交换器、波动箱、缓蚀剂添加箱及相应的管系、仪表等组成。•系统运行时，设冷泵输送设冷水，经过热交换器壳侧，将热量传给管侧的海水（或江河水），再流过需要冷却的设备并返回设冷泵入口，构成了循环