核电基础知识

1、会计学1核电基础知识核电基础知识第1页/共62页第2页/共62页 铀235原子核完全裂变放出的能量是同量煤完全燃烧放出能量的 2700000倍！以1000MW压水堆核电站和燃煤电站相比较：-压水堆核电站每年补充30吨核燃料（其中 只含有约1吨U235）。-燃煤电站每年约消耗300万吨原煤（相当于 每天需要3列40节的运煤列车）。第3页/共62页链式裂变反应 裂变反应是由中子引起的，而反应结果又产生了新的中子。如果能用新的中子引起新的核裂变，裂变反应就能连续不断地进行下去，同时不断产生能量。人们找到了实现这种产生连续反应的条件，这种反应就叫链式裂变反应。铀和钚 铀是一种金属，它是自然界中原子序数

2、最大的元素。在地壳中含量为四百万分之一。除了0.71的铀235外，其余全是铀238。 钚是一种人造核素，Pu239 是由U238转化而来，它也可以实现链式核反应。第4页/共62页第5页/共62页第6页/共62页第7页/共62页第8页/共62页2.1 核电厂的基本原理第9页/共62页3 核电站基本概念3.1 核电站基本构成第10页/共62页核电厂与火电厂的比较第11页/共62页核电厂与火电厂的比较第12页/共62页核电厂与火电厂的比较第13页/共62页核电站常用术语 核岛 、常规岛 、BOP NSSS、BNI 反应堆、燃料元件、慢化剂、冷却剂一回路压力边界、三道屏障 环路的概念 回路的概念 常用

3、缩写第14页/共62页反应堆的基本结构反应堆 反应堆堆芯是反应堆系统的心脏，堆芯中的燃料必须以一定方式排列在一起，以便能以可控的方式进行核裂变。堆芯的几何形状必须能使所产生的热既经济又方便地被反应堆冷却剂系统带走。反应堆设计还必须为其它部件提供防止堆芯辐射所需的屏蔽。第15页/共62页第16页/共62页燃料元件燃料元件必须满足以下要求：1 要能使燃料和产生的绝大多数裂变产物都密封在元件包壳中；2 在结构上能保证适当地冷却；3 要能安全地操作并且在预期的运行条件下还能保持结构的完整性，要能在高温下运行，并且中子的寄生吸收要尽量少。核电站常用术语之 反应堆、燃料元件 & 一回路压力边界、三

4、道屏障第17页/共62页燃料元件 第18页/共62页燃料元件 第19页/共62页 慢化剂 在热中子反应堆中，核裂变主要是由热中子引起的（快中子反应堆中核裂变主要是由快中子引起）。裂变产生的快中子必须经过慢化剂核碰撞而减少能量变成热中子。因此，对慢化剂材料的要求是当快中子与它碰撞时，使快中子的能量损失越多越好，而吸收中子的能力越小越好，基本上满足这两方面要求的慢化剂，最好的是重水，其次是石墨，铍和水。核电站常用术语之 反应堆、燃料元件 & 一回路压力边界、三道屏障第20页/共62页 一回路冷却剂 一回路冷却剂系统必须提供足够的冷却剂循环流量，以便带走堆芯产生的热量，并将能量通过二回路系统

5、将能量传递给汽轮发电机。冷却剂必须能维持较高温度，以便获得较高的热效率。冷却剂与堆芯材料的相容性要好，并且总的中子寄生吸收要尽量少。在某些设计中，冷却剂还必须起必要的中子慢化作用。 反应堆压力容器 反应堆堆芯所包含的燃料以及一回路冷却剂都必须装在一个密封的系统内。这种容器必须高度可靠，以便保证不发生冷却剂的泄漏，这种容器也必须能防止放射性物质释放到环境中去。 压力容器必须能承受预期的设计压力，同时还必须能承受由于管道断裂或地震所造成的任何冲击载荷。第21页/共62页第22页/共62页 一回路压力边界 一回路压力边界包括反应堆容器、反应堆冷却剂管道及其附件等称为反应堆冷却系统。包括蒸汽发生器、反

6、应堆冷却剂泵、连接辅助系统和应急系统用的贯穿件以及相应的仪表。全部反应堆冷却剂系统部件都位于安全壳内。 在运行时，反应堆冷却剂系统把堆内产生的热量输送到蒸汽发生器中，蒸汽发生器产生蒸汽，供给汽轮发电机。热的反应堆冷却剂从反应堆容器中出来，流经热段管道进入蒸汽发生器，在那里排出能量产生蒸汽。离开蒸汽发生器的冷却剂流经交叉段管道进入反应堆冷却剂泵的吸水口。泵的排水流经冷段管道进入反应堆容器入口接管，完成整个循环。第23页/共62页一回路压力边界 第24页/共62页 三道屏障 第一道是燃料包壳;第二道屏障是反应堆冷却剂系统压力边界，它起着防止裂变产物向 环 境 释 放 的 “屏障”或“防线”的作用，

7、是三道屏障中最关键的一道屏障。第三道是反应堆安全壳。第25页/共62页第26页/共62页核电站常用术语之 一、二、三回路的概念第27页/共62页1 LOCALoss Of Coolant Accident2 DBA Design Basic Accident3 SSE Safety Stop Earthquake4 OBE Operating Basis Earthquake5 LBB Leak Before Break6 NSSSNuclear Steam Supply System7 BNI Balance of Nuclear Island8 BOP Balance Of Plant第2

8、8页/共62页2.2 核电厂的主要堆型 压水堆 1956年 美国 沸水堆 1960年 美国 重水堆 1962年 加拿大 石墨水冷堆 （前苏联 切尔诺贝利核电站） 石墨气冷堆 快中子堆 第29页/共62页 目前世界上有约500个核电机组在运行，总装机容量达35000万千瓦。 从核电站使用的堆型上，压水堆（PWR）型核电站约占56%，沸水堆（BWR）型核电站约占21%，重水堆型核电站约占7%，其它堆型包括石墨水冷堆、气冷堆和快中子增殖堆约占16%。第30页/共62页常见核反应堆类型之 压水堆（PWR) 压水堆的堆芯位置于反应堆压力容器内，流过堆芯的热水保持在120160大气压的高压下，使它加热到3

9、00330的高温也不沸腾。这水在堆芯中既作为慢化剂，又作为燃料元件的冷却剂，它把从堆芯取得的热量，带到蒸汽发生器内传给二回路的水产生蒸汽，然后借助于主循环泵又回到堆芯。系统的压力靠稳压器保持稳定，在蒸汽发生器的二回路侧产生的饱和蒸汽或过热蒸汽，用来驱动汽轮发生机组。第31页/共62页 压水堆的优点是，1. 活化的腐蚀产物和破损燃料元件棒逸出的裂变产物局限在一回路内，不会进入二回路污染汽轮机；2. 还可以靠充入一回路水的硼酸含量来补偿燃耗，可以大大减小控制棒数目，使后者的任务仅限于调节负荷与停堆。由于正常运行时控制棒基本上完全提出堆芯以外，所以中子通量的分布比较均匀，可达到较深而均匀的燃耗。第3

10、2页/共62页 沸水堆是沸腾轻水冷却和慢化反应堆的简称。沸水堆和压水堆存在着明显的差别，主要体现在以下几个主要方面：汽轮机所需的蒸汽是从压力容器内直接产生的，而不象压水堆核电站那样蒸汽由蒸汽发生器产生，从而取消了压水堆安全壳内几个最大型的设备及辅助管道，如：蒸汽么生器、稳压器等。沸水堆反应堆压力容器内压力不到压水堆的一半（约70kg/cm2）。常见核反应堆类型之 沸水堆（BWR）第33页/共62页由于汽轮机所需蒸汽是从反应堆压力容器中直接产生的，所以汽轮机及其辅助系统和设备均带有不同程度的放射性。由于给水直接进入反应堆压力容器，所以沸水堆核电站的水化学程度较压水堆高。核辅助系统较压水堆较为简单

11、，这主要体现在：取消了压水堆中的化容系统、硼回收系统和硼、水补给系统等。常见核反应堆类型之 沸水堆（BWR）第34页/共62页 重水的慢化性能，吸收中子少，能使用天然铀，不用建造昂贵的铀同位素分离工厂或依赖国外进口的浓缩铀，重水堆能最有效地利用天然铀，即从每吨天然铀中提取最大的能量。从重水堆卸出的燃料烧得较透，含铀235量低于扩建厂通常的尾料浓度。因此，不急于后处理，可把卸出的燃料元件储存起来，待将来快堆需要时再提取其中的钚，使燃料循环简化。常见核反应堆类型之 重水反应堆（CANDU)第35页/共62页 世界上曾有过许多重水堆系统方案，也有几种不同的模式或示范性核电站概念，但是目前商用的只有加

12、拿大集中力量发展的卧式压力管式天然铀重水慢化，重水冷却型，称为坎杜（CANDU）型重水堆。 经过2万千瓦实验堆（NPD-2）和20万千瓦原型堆电站阶段，现在已发展到单堆功率70万千瓦的工业规模核电站。常见核反应堆类型之 重水反应堆（CANDU)第36页/共62页 高温气冷堆也是世界上最早发展具有较成熟经验的核电站动力堆之一。 这种堆的主要特点是采用热解碳和碳化矽作涂敷微粒燃料，把这种微粒燃料弥散到石墨基体中做成元件。每个微粒的涂敷层都能独立地防止裂变产物外逸的作用，这种元件能达到很高的燃耗，又能耐高温，堆内气体冷却剂（通常用氦气）的温度可以高达700850，因此堆的热效率很高，堆内的氦冷却剂和

13、石墨慢化剂都具有良好的热性能。 高温气冷堆是氦气冷却剂将反应堆热量传送给蒸汽发生器内的水，使水化成蒸汽以产生动力。常见核反应堆类型之 高温冷堆（HTGR)第37页/共62页 天然铀中铀-235只约占0.7%，大量的铀-238没有利用，快中子增殖堆是快中子不经慢化直接轰击235U、230Pu引起核裂变。同时利用来自堆芯边缘的高强度中子束，将贫铀-235的再生材料238U产生核反应，铀-238系获中子后生成新的裂变燃料钚-239，那么每发生一次核裂变，就能产生一个以上的新的核燃料239Pu。这种新产生的核燃料与所消耗的核燃料的比值大于或等于1时，就称为增殖，这个比值称为增殖比（低于1时称为转换比）

14、。常见核反应堆类型之 快中子增殖堆第38页/共62页 热中子堆浪费的中子多，这个比值不可能大于1（一般说来，气冷堆约为0.8，轻水堆约为0.5，重水堆约为0.8），但是，快增殖堆的增殖比可在1.11.4左右。 由于快增殖堆一方面消耗核燃料，另一方面又能产生比消耗还多的新燃料，所以，只要提供最初的燃料，其后不仅不需要补充裂变燃料，而且生成的过剩钚还可用作其它新建快增殖堆的初装料。因此，快增殖堆能充分利用核燃料资源是较理想的反应堆，目前，许多国家正积极研究和发展。常见核反应堆类型之 快中子增殖堆第39页/共62页5 压水堆核电站主要设备和部件a) 压力容器 反应堆容器是圆筒形的，底部有焊死的半球形

15、封头，顶部有用法兰和垫圈连接的可撤卸半球形封头。容器内有堆芯、堆芯支承结构、控制棒以及与堆芯直接有关的其他部件 容器入口接管和出口接管在同一个水平面上，该平面刚好低于反应堆容器法兰，但高于堆芯顶端。冷却剂通过入口接管进入容器，沿着堆芯围筒与容器壁之间的环形空间向下流动，在底部转为向上流动，通过堆芯直到出口接管。第40页/共62页第41页/共62页 所有燃料组件都是机械结构完全相同的开式组件。每个组件包括264根燃料棒、24根导向套管和1根仪表导向外管，按1717陈列布置，由一些篮式格架组件以及顶部和底部接管支承和定位。仪表导向外管位于中央位置；如果燃料组件处于堆芯带测量装置的组件位置，仪表导向

16、外管就为插入堆芯中子控测器导向套管提供了一个通道。根据燃料组件在堆芯内所处的具体位置，控制棒导向套管为插入棒束控制组件、中子源组件、可燃毒物组件或阻力塞装置提供了通道。5 压水堆核电站主要设备和部件之 b)燃料组件第42页/共62页第43页/共62页第44页/共62页第45页/共62页 蒸汽发生器是由外壳和U形管构成的立式热交换器，反应堆的高温高压冷却剂在这里把能量传递给二次冷却剂，以产生干饱和蒸汽供给主汽轮机和辅助设施。蒸汽发生器在有放射性的一回路系统和无放射性的二回路系统之间提供了边界。一次（反应堆冷却剂）侧 反应堆冷却剂通过半球形的下封头上的接管进入和离开蒸汽发生器。下封头中有一块垂直隔

17、板（分隔器）从封头伸到管板，把下封头分隔成入口室和出口室。为进入封头的进口侧和出口侧，分别设置了用螺栓紧固、带有垫片的人孔。5 压水堆核电站主要设备和部件之 c)蒸汽发生器第46页/共62页第47页/共62页二次（蒸汽）侧 蒸汽发生器的二次侧包括给水接管和蒸汽接管、管束和支承、管束包层、一级和二级汽水分离器。壳体和内部构件用碳钢制造。各种型式的蒸汽发生器之间的主要区别是给水入口管的位置和设计、汽水分离设备的设计，以及在某些装置上增加了一体化的给水预热器。这些区别对蒸汽发生器的功能几乎没有影响，只是设计用来解决特定的运行问题或提高蒸汽发生器的效率。 蒸汽发生器一般分为立式和卧式两种，对于立式蒸汽

18、发生器，高为-20m，外径约3.5m，U型管数目约3400根。5 压水堆核电站主要设备和部件之 c)蒸汽发生器第48页/共62页蒸汽发生器第49页/共62页 反应堆冷却剂泵提供充分的强迫循环流量来保证足够的传热能力，使偏离泡核沸腾比（DNB比）保持大于1.3。所需的净正吸入压头总是小于根据系统设计和运行限值可得到的数值。泵的附加转动惯性由位于泵电动机顶部的飞轮提供，以保证在泵丧失电源时有足够的堆芯冷却。在反应堆冷却剂泵失效时，反应堆保护停堆（紧急停堆），而飞轮延长惰转时间，以保持足够的传热能力，帮助建立自然循环流量。5 压水堆核电站主要设备和部件之 d)反应堆冷却剂泵第50页/共62页第51页

19、/共62页七 重大核事故简介1 三里岛压水堆核电站核事故 1979年3月28日，美国三里岛核电站发生了堆芯熔化的严重核事故。然而，事故对环境和居民没有造成任何危害和伤亡，也没有发现明显的放射性影响。事实证明，压水堆核电站的各项安全设施是有效的、可靠的。核电站周围居民所受的剂量，平均每人0.01毫希，相当于每年天然本底的百分之一左右。一次X光医疗照射约为0.7毫希。第52页/共62页2 切尔诺贝利核电站事故 1986年4月26日苏联切尔诺贝利核电站发生了迄今为止世界上最严重的一次核事故：堆芯熔毁，石墨燃烧，大量放射性物质外泄，事故致使其邻国芬兰瑞典、波兰等国空气的放射性水平比天然本底增高了410

20、倍。 切尔诺贝利核电站采用的是苏联独有的石墨沸水堆。它用石墨作慢化剂，石墨工作温度高达700，易燃，遇水产生易燃气体，该堆没有安全壳，事故时放射性外泄严重。第53页/共62页第54页/共62页第55页/共62页第56页/共62页一回路压力边界 第57页/共62页2.2 核电厂的主要堆型 压水堆 1956年 美国 沸水堆 1960年 美国 重水堆 1962年 加拿大 石墨水冷堆 （前苏联 切尔诺贝利核电站） 石墨气冷堆 快中子堆 第58页/共62页 目前世界上有约500个核电机组在运行，总装机容量达35000万千瓦。 从核电站使用的堆型上，压水堆（PWR）型核电站约占56%，沸水堆（BWR）型核电站约占21%，重水堆型核电站约占7%，其它堆型包括石墨水冷堆、气冷堆和快中子增殖堆约占16%。第59页/共62页 天然铀中铀-235只约占0.7%，大量的铀-238没有利用，快中子增殖堆是快中子不经