压水堆核电站概述

1、压水堆核电站概述第1页，共89页，2022年，5月20日，18点13分，星期二目 录一.核能与核裂变 3二.核裂变 9三.反应堆 11四.核电站 14五.世界核电发展现状 21六.中国核电发展概况 24七.核电站主要系统和设备 32八.核电站运行工况分类 76九.核电站的安全保障 77十.核电站运行 78十一.核电站和火电站比较 81第2页，共89页，2022年，5月20日，18点13分，星期二一.核能与核裂变(1)1.原子的组成原子是由质子、中子和电子组成的。世界上一切物质都是由原子构成的，任何原子都是由带正电的原子核和绕原子核旋转的带负电的电子构成的。 原子核一般是由质子和中子构成的，最简

2、单的氢原子核只有一个质子。 一个铀-235原子有92个电子，其原子核由92个质子和143个中子组成。 第3页，共89页，2022年，5月20日，18点13分，星期二一.核能与核裂变(2)1.原子的组成第4页，共89页，2022年，5月20日，18点13分，星期二一.核能与核裂变(3)2.核能在60多年前，科学家发现铀-235原子核在吸收一个中子以后能分裂，同时放出23个中子和大量的能量，这就是核裂变能。两个较轻的原子核聚合成一个较重的原子核，同时放出巨大的能量，这就是核聚变能。它也是取得核能的重要途径之一。 第5页，共89页，2022年，5月20日，18点13分，星期二一.核能与核裂变(4)3

3、.核裂变裂变反应是可裂变重核裂变成两个中等质量核并放出能量的反应，包括用中子轰击引起的裂变和自发裂变。有意义的是指用中子轰击某些可裂变原子核时，引起重原子核发生裂变的一种反应。 在裂变过程中有大量能量释放出来，且伴随着放出若干个次级中子，这是最重要的一种核反应。第6页，共89页，2022年，5月20日，18点13分，星期二一.核能与核裂变(5)对核裂变反应，一般可用反应式来描述： U+nX1+X2+n+E 其中用U表示可裂变核，n表示中子，X1及X2分别代表两个裂变碎片核，表示为每次裂变放出的次级中子平均数，E表示每次裂变过程中所释放的能量。第7页，共89页，2022年，5月20日，18点13

4、分，星期二裂变产物质量数分布第8页，共89页，2022年，5月20日，18点13分，星期二一.核能与核裂变(6)第9页，共89页，2022年，5月20日，18点13分，星期二二.核燃料(1)天然的或人造的某些重原子核(如U235、Pu239)在受到中子撞击时裂变并放出大量能量天然的铀矿中U235的含量不足1%，应先把它浓缩成U235含量达3%以上的核燃料一般压水堆核电站采用U235富集度达3%的陶瓷型UO2作燃料核燃料被制造成芯块后装入元件包壳第10页，共89页，2022年，5月20日，18点13分，星期二二.核燃料(2) 第11页，共89页，2022年，5月20日，18点13分，星期二三.反

5、应堆(1)1.反应堆起源核反应堆是实现原子核可控链式裂变反应的一种装置。1942年美国首次建成了反应堆。1954年，前苏联建成了世界上首座核电站。从那以后，反应堆在许多国家和地区得到了广泛的发展和应用。第12页，共89页，2022年，5月20日，18点13分，星期二三.反应堆(2)2.反应堆的类型根据用途，核反应堆可以分为以下几种类型将中子束用于实验或利用中子束的核反应，包括研究堆、材料实验堆等。生产放射性同位素的核反应堆。生产核裂变物质的核反应堆，称为生产堆。提供取暖、海水淡化、化工等用的热量的核反应堆，比如多目的堆。为发电而产生热量的核反应，称为发电堆。用于推进船舶、飞机、火箭等到的核反应

6、堆，称为推进堆。 第13页，共89页，2022年，5月20日，18点13分，星期二三.反应堆(3)第14页，共89页，2022年，5月20日，18点13分，星期二四.核电站(1)1.什么是核电站?核电站就是利用一座或若干座动力反应堆所产生的热能来发电或发电兼供热的动力设施。反应堆是核电站的关键设备，链式裂变反应就在其中进行。目前世界上核电站常用的反应堆有压水堆、沸水堆、重水堆和改进型气冷堆以及快堆等。但用的最广泛的是压水反应堆。压水反应堆是以普通水作冷却剂和慢化剂，它是从军用堆基础上发展起来的最成熟、最成功的动力堆堆型。第15页，共89页，2022年，5月20日，18点13分，星期二四.核电站

7、(2)2.核电站工作原理核反应堆产生的热量由冷却剂传到蒸汽发生器，加热二次侧的给水，产生饱和蒸汽。蒸汽发生器产生的饱和蒸汽，通过调节进入汽轮机，驱动汽轮机做功。与汽轮机转子同轴相联的发电机转子产生旋转磁场，在发电机定子线圈上产生感应电压和电流，向外电网输送。第16页，共89页，2022年，5月20日，18点13分，星期二四.核电站(3)第17页，共89页，2022年，5月20日，18点13分，星期二四.核电站(4)3.核电站类型(1)压水堆核电站 以压水堆为热源的核电站。它主要由核岛和常规岛组成。压水堆核电站核岛中的四大部件是蒸汽发生器、稳压器、主泵和堆芯。在核岛中的系统设备主要有压水堆本体，

8、一回路系统，以及为支持一回路系统正常运行和保证反应堆安全而设置的辅助系统。常规岛主要包括汽轮机组及二回等系统，其形式与常规火电厂类似。第18页，共89页，2022年，5月20日，18点13分，星期二四.核电站(5)3.核电站类型(2)沸水堆核电站 以沸水堆为热源的核电站。沸水堆是以沸腾轻水为慢化剂和冷却剂并在反应堆压力容器内直接产生饱和蒸汽的动力堆。沸水堆与压水堆同属轻水堆，都具有结构紧凑、安全可靠、建造费用低和负荷跟随能力强等优点。它们都需使用低富集铀作燃料。 沸水堆核电站系统有：主系统（包括反应堆）；蒸汽-给水系统；反应堆辅助系统等。第19页，共89页，2022年，5月20日，18点13分

9、，星期二四.核电站(5)3.核电站类型(3)重水堆核电站 以重水堆为热源的核电站。重水堆是以重水作慢化剂的反应堆，可以直接利用天然铀作为核燃料。重水堆可用轻水或重水作冷却剂，重水堆分压力容器式和压力管式两类。 重水堆核电站是发展较早的核电站，有各种类别，但已实现工业规模推广的只有加拿大发展起来的坎杜型压力管式重水堆核电站。第20页，共89页，2022年，5月20日，18点13分，星期二四.核电站(6)3.核电站类型(4)快堆核电站 由快中子引起链式裂变反应所释放出来的热能转换为电能的核电站。快堆在运行中既消耗裂变材料，又生产新裂变材料，而且所产可多于所耗，能实现核裂变材料的增殖。 目前，世界上

10、已商业运行的核电站堆型，如压水堆、沸水堆、重水堆、石墨气冷堆等都是非增殖堆型，主要利用核裂变燃料，即使再利用转换出来的钚-239等易裂变材料，它对铀资源的利用率也只有12，但在快堆中，铀-238原则上都能转换成钚-239而得以使用，考虑到各种损耗，快堆可将铀资源的利用率提高到6070。第21页，共89页，2022年，5月20日，18点13分，星期二五.世界核电发展现状(1)根据国际原子能机构的统计，截至2005年9月底，全世界正在运行的核电机组有443座，分布在31个国家或地区，年发电量占世界总量的16%；另外，正在建造的核电机组25座。目前，核电主要分布在北美（美国、加拿大）、东亚（日本、韩

11、国）和欧洲（法国、英国、俄罗斯、德国）等，这8个国家的反应堆数量占全世界总和的74%。反应堆拥有量排名前三位的美国、法国、日本的反应堆总和占全世界的49.4%。第22页，共89页，2022年，5月20日，18点13分，星期二五.世界核电发展现状(2) 第23页，共89页，2022年，5月20日，18点13分，星期二五.世界核电发展现状(3) 第24页，共89页，2022年，5月20日，18点13分，星期二六.中国核电发展概况(1)1.中国核电发展现状(1) 中国的核电发展经历了2个阶段第一阶段，从1985年建造秦山核电厂开始到1994年大亚湾核电站2台机组发电，花了10年时间建成了2个核电厂，

12、3台机组，总装机容量为210万kW。第二阶段，从1996年建造秦山二期开始，陆续建设了秦山三期、岭澳一期及田湾等核电厂。第二阶段共建设4个核电厂，8台核电机组，总装机容量为700万kW。第25页，共89页，2022年，5月20日，18点13分，星期二六.中国核电发展概况(2)1.中国核电发展现状(2)到2007年，已有11台机组、900万kW装机容量投入运行,占全国电力装机总量的2%左右。2007年中国大陆核电的发电量505亿kW.h，上网电量470多亿kW.h。但在广东、浙江两省，核电上网电量已占当地总发电量的13%以上，核电成为当地电力结构的重要支柱。第26页，共89页，2022年，5月2

13、0日，18点13分，星期二六.中国核电发展概况(3)1.中国核电发展现状(3)目前已投入运行的核电站: 核电站名称 所属集团装机容量(MWe) 堆 型 投运时间秦山一期中核总1x300PWR1991大亚湾中广核2x900PWR1994秦山二期中核总2x600PWR2002和2004秦山三期中核总2x700CANDU2002和2003岭澳一期中广核2x900PWR2002和2003田湾中核总2x1000PWR2006和2007第27页，共89页，2022年，5月20日，18点13分，星期二六.中国核电发展概况(4)1.中国核电发展现状(4)目前在建的核电站: 核电站名称 所属集团装机容量(MWe

14、) 堆 型 计划投运时间秦山二期扩建中核总2x600PWR2011岭澳二期中广核2x900PWR2010红沿河中广中电4x1000PWR2012秦山一期扩建中核总2x1000PWR2012三门中核总2x1200PWR2013海阳中电投2x1200PWR2014宁德中广核2x1000PWR2012阳江中广核2x1000PWR2013福清中核总2x1000PWR2013石岛湾华能1200高温气冷2013第28页，共89页，2022年，5月20日，18点13分，星期二六.中国核电发展概况(5)1.中国核电发展现状(5)目前具备的核电技术能力(1) 在核电自主化方面，实现先进百万千瓦级压水堆核电站的自

15、主设计、自主制造、自主建设和自主运营，全面建立与国际先进水平接轨的建设和运营管理模式，形成比较完整的自主化核电工业体系。 在运行业绩及核安全方面，确保已投运核电站安全可靠运行，主要运行指标达到世界核电运行组织(WANO)先进水平。2020年以前新开工核电站的主要设计指标接近或达到美国核电用户要求文件(URD)或欧洲核电用户要求文件(EUR)的同等要求。第29页，共89页，2022年，5月20日，18点13分，星期二六.中国核电发展概况(6)1.中国核电发展现状(6)目前具备的核电技术能力(2) 在工程建设方面，通过引入竞争机制，全面实施招投标制和合同管理制，提高项目管理水平，进一步降低工程造价

16、。 在经济性方面，在确保安全性和可靠性的基础上，降低运行成本，实现核电上网电价与同地区的脱硫燃煤电厂相比具有竞争力。 在核电法规和技术标准方面，在核安全、核设施管理、核应急、放射性废物管理，以及工程设计、制造、建设、运营等方面，建立起完整的符合中国国情并与国际接轨的核电法规和标准体系。第30页，共89页，2022年，5月20日，18点13分，星期二六.中国核电发展概况(7)2.中国核电发展规划(1)国务院审议通过的核电中长期发展规划(2005-2020)预计，到2020年，我国的核电装机容量将从现在的900万千瓦达到4000万千瓦。4000万千瓦的容量意味着还需要新开工建设30台左右的百万千瓦

17、级核电机组，核电建设将在这15年的时间里翻二番。 第31页，共89页，2022年，5月20日，18点13分，星期二六.中国核电发展概况(8)2.中国核电发展规划(1) 在广东粤东(田尾厂址)地区，浙江浙西地区、湖北、江西、湖南等地都开展了核电厂址普选工作，进一步增加了核电厂址储备。 除沿海厂址外，湖北、江西、湖南、吉林、安徽、河南、重庆、四川、甘肃等内陆省(区、市)也不同程度地开展了核电厂址前期工作，这些厂址要根据核电厂址的要求、依照核电发展规划，严格复核审定，按照核电发展的要求陆续开展工作。 第32页，共89页，2022年，5月20日，18点13分，星期二七.核电站主要系统和设备(1)1.一

18、回路主辅系统及设备(1)一回路主辅系统主要包括三大部分: (1)导出核裂变能的反应堆冷却剂系统； (2)保证反应堆冷却剂系统顺利稳定运行的辅助系统； (3)防止放射性物质失控排放和堆芯熔化的安全系统。 某些系统具有双重或多重作用。第33页，共89页，2022年，5月20日，18点13分，星期二七.核电站主要系统和设备(2)1.一回路主辅系统及设备(2)反应堆冷却剂系统系统功能正常功率运行时，导出堆芯裂变热，并将导出的热量传给蒸汽发生器二次侧的给水，使之变成饱和蒸汽，以驱动汽轮发电机组；在停堆冷却阶段，通过蒸汽发生器排放蒸汽和向停堆冷却系统传热，以带走堆芯衰变热和主系统的显热；主冷却剂是含硼除盐

19、水。通过其硼浓度的改变可以补偿堆芯反应性的变化。主冷却剂还同时兼作中子慢化剂和反射层；作为反应堆冷却剂系统压力边界，包容堆冷却剂，构成防止放射性外逸的第二道安全“屏障”。第34页，共89页，2022年，5月20日，18点13分，星期二七.核电站主要系统和设备(3)稳压器第35页，共89页，2022年，5月20日，18点13分，星期二七.核电站主要系统和设备(4)主冷却剂泵第36页，共89页，2022年，5月20日，18点13分，星期二七.核电站主要系统和设备(5)蒸汽发生器第37页，共89页，2022年，5月20日，18点13分，星期二七.核电站主要系统和设备(6)1.一回路主辅系统及设备(3

20、)化学和容积控制系统 化学容积控制系统（简称CVCS）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的作用。在正常运行工况下，化容系统主要承担着诸如：维持主系统（RCS）适当的水容积；净化反应堆冷却剂；调节反应堆冷却剂硼浓度；提供主泵轴封注入水。事故工况下，向主系统提供高压紧急注射流量，为此，系统设置了浓硼酸供给系统（BAA），它接受贮存7000ppm浓硼酸，通过化容系统以不同的方式注入主系统，以满足主系统各种工况要求。第38页，共89页，2022年，5月20日，18点13分，星期二七.核电站主要系统和设备(7)化学和容积控制系统第39页，共

21、89页，2022年，5月20日，18点13分，星期二七.核电站主要系统和设备(8)1.一回路主辅系统及设备(4)设备冷却水系统设备冷却水系统是一个中间冷却系统，在输送放射性流体设备和电站最终热阱（海水）之间提供一个可进行监督的中间屏障，避免放射性流体与海水之间的泄漏；设备冷却水在电站正常运行、停堆或事故工况下，从含有放射性流体的设备及其它重要设备中导出热量。具体可分为：-反应堆正常运行时，设备冷却水系统向电站一回路主辅系统某些设备提供所需的冷却水；-反应堆在停堆换料时，设备冷却水系统带走反应堆余热及换料水池的热量，并继续对有关设备提供冷却水；-在事故工况下，反应堆冷却剂系统失水或安全壳内主蒸汽

22、管道破裂时，对专设安全设施提供冷却水。第40页，共89页，2022年，5月20日，18点13分，星期二七.核电站主要系统和设备(9)1.一回路主辅系统及设备(5)安全注射系统功能: 安全注射系统作为应急堆芯冷却系统的一部分，在核电站一回路系统发生失水事故或二回路主蒸汽大量流失事故时，向堆芯提供含浓硼酸的冷却剂流量，确保堆芯处于次临界，确保堆芯剩余热量的导出以避免或限制堆芯损坏。组成: 安注系统由化容上充泵，高压安注系统（包括安注箱），低压安注系统，换料水箱，安全壳地坑等部分组成，这几个部分互相配合使用共同完成堆芯应急冷却任务。第41页，共89页，2022年，5月20日，18点13分，星期二七.

23、核电站主要系统和设备(10)1.一回路主辅系统及设备(6)停堆冷却系统在中间停堆B阶段，以可控的降温速率将堆芯和反应堆冷却剂系统的余热导出；在发生反应堆冷却剂系统失水事故时，作为应急堆芯冷却系统（ECCS）的一部分，即低压安注系统。发挥其功能；在换料工况时，对换料水池进行充水和排水；当反应堆冷却剂系统冷态启动时，提供低压下泄通道以净化主冷却剂。第42页，共89页，2022年，5月20日，18点13分，星期二七.核电站主要系统和设备(11)1.一回路主辅系统及设备(7)安全壳喷淋系统降低安全壳内温度和压力，防止安全壳超压破坏。因失水事故而导致安全壳内温度压力升高，本系统输送含硼水（换料水箱和喷淋

24、再循环时安全壳地坑含硼水）对安全壳大气进行喷淋，使安全壳内降温降压。一回路发生失水事故时，为了减少放射性物质外泄，在喷淋液中添加定量的NaOH，用以除去安全壳大气中的放射性碘。第43页，共89页，2022年，5月20日，18点13分，星期二七.核电站主要系统和设备(12)1.一回路主辅系统及设备(8)安全壳消氢系统 一旦核电站发生失水事故时，监测安全壳大气的氢浓度，并消除氢气，使安全壳大气的氢浓度保持在较低的数值（3.7102Bq/l，则可送至T2水池，做为T2废处理。第74页，共89页，2022年，5月20日，18点13分，星期二七.核电站主要系统和设备(40)6.三废处理系统(2)废气处理

25、系统 核电站放射性废气处理系统的目的都是为了将核电站废气的放射性降低到安全水平，以便排放到大气中或复用。 高放无氧废气一般采用较简单的压缩贮存衰变和高效过滤器过滤，活性炭过滤器除碘的联合处理方法。 低放有氧废气般采用高效过滤器和活性炭过滤器直接进行净化处理。 第75页，共89页，2022年，5月20日，18点13分，星期二七.核电站主要系统和设备(41)6.三废处理系统(3)固体废物处理系统 核电站放射性固体废物基本上分为两类，干废物和湿废物。 干废物包括废过滤器芯子，受放射性污染的固体废物（工器具、设备零件、擦拭材料、不可回收的劳动保护和辐射防护用品）。 湿废物包括浓缩废水（含放化实验室废水

26、）和泥浆水、废树脂。上述这些放射性废物活度高，组成复杂必须经固体废物处理系统再加工处理，处理方法：可压缩的干废物分拣、压缩、装桶或焚烧减容固化后装桶。不可压缩的干废物，由废物产生地直接装桶或在桶内：“固定”。第76页，共89页，2022年，5月20日，18点13分，星期二七.核电站主要系统和设备(42)7.核电站的一些辅助系统（BOP）(1)压缩空气系统 分一般压空和仪表压空系统,分别用于动力、扫气和设备控制。辅助供热系统 一般设二台启动锅炉，在电站停止的状态下向各有关系统和设备提供热源。冷冻水系统 提供正常工况和应急工况的的冷冻水。第77页，共89页，2022年，5月20日，18点13分，星

27、期二七.核电站主要系统和设备(43)7.核电站的一些辅助系统（BOP）(2)通风系统 向厂房提供一定温湿度的干净空气，保持厂房设备和人员有舒适的工作环境。化水车间 提供除盐水，补充核电运行中的汽水损失。净水厂 通过对源水进行初步处理，向工业、生活、消防等系统供水。第78页，共89页，2022年，5月20日，18点13分，星期二八.核电站运行工况分类核电站运行工况分以下四类:正常运行和运行瞬态 -稳态和停堆运行 -带有允许偏差运行 -运行试验中等频度事件(发生概率:110-2次/堆*年)稀有事件(发生概率:10-210-4次/堆*年)极限事故(发生概率:10-410-6次/堆*年)第79页，共8

28、9页，2022年，5月20日，18点13分，星期二九.核电站的安全保障核电站的三道安全屏障 -燃料元件包壳 -一回路压力边界 -安全壳 -此外，核电站都有完善的应急响应计划，以处理事故和疏散人员，可视为第四道安全屏障第80页，共89页，2022年，5月20日，18点13分，星期二十.核电站运行(1) 核电站的运行工况主要分为正常运行、异常运行、事故运行三个方面：正常运行 包括核电站的启动、停止、功率运行、换料及带有允许偏差的运行。异常运行 某些系统、设备的异常导致核电站处于偏离正常运行状态，这些异常虽不致于直接引起停堆或专设安全设施动作，但如不及时处理，可能会引起事故。第81页，共89页，2022年，5月2