RO《核电厂蒸汽供应系统》第1章 引言

第一章引言授课人：日期：中电投高级培训中心

内容概述1.1原子能技术的发展过程1.2核反应堆及系统基本组成1.3核反应堆的分类1.4核电厂动力堆类型1.5第代反应堆的概念1.1原子能技术的发展过程一、原子能的发现和发展19世纪以前，人们一直认为原子是不可再分的中性粒子。电子的发现，使人们认识到原子是可分的。放射性现象的发现把人们带入了原子核内部的世界。X射线、天然放射性和电子的发现，被称为19世纪到20世纪物理学3大发现，一定程度上改变了后来的世界。原子结构模型与中子、质子的发现。X射线的发现1895年11月8日，德国物理学家威海尔姆•康拉德•伦琴在做阴极射线实验的过程中发现了X射线1901年12月10日，伦琴因为发现X射线而获得诺贝尔物理学奖，成为世界上第一个获得诺贝尔奖的物理学家伦琴(1845－1923)放射性的发现1896年3月，法国物理学家安东尼·亨利·贝克勒尔发现某些物质能自发地放射出某种看不见的射线，称为放射性。与居里夫妇因在放射学方面的深入研究和杰出贡献，共同获得了1903年度诺贝尔物理学奖。天然放射性的发现，打开了微观世界的大门，为原子核物理学和粒子物理学的诞生和发展奠定了实验基础。贝克勒尔（1852－1908）放射性核素1898年，居里夫人发现了钍、钋，1902年提炼出镭如铀（U）、钋（Po）、镭（Ra）等放射性元素能自发地放出一些人眼看不见的、能穿透黑纸使照相底片感光的射线1903年，和丈夫皮埃尔·居里及亨利·贝克勒尔共同获得了诺贝尔物理学奖1911年，因分离出纯的金属镭的成就获得诺贝尔化学奖玛丽·居里（1867~1934）电子的发现1897年，英国物理学家汤姆逊在研究阴极射线时发现了电子。电子比原子小得多，电子的发现打破了原子不可分的经典的物质观，把人们带入了原子内部的世界。JosephJohnThomson（1856-1940）卢瑟福的原子结构模型在原子的中心有一个很小的核，叫做原子核原子的全部正电荷和几乎全部质量都集中在原子核里带负电的电子在核外空间绕着核旋转1911年，卢瑟福提出原子模型（“有核原子模型”、“原子太阳系模型”、“原子行星模型”）中子的发现1932年，英国物理学家詹姆斯·查德威克又发现了中子。中子不带电，其质量与质子的质量基本相同。在对各种原子核进行的实验中，发现质子和电子是组成原子核的两种基本粒子。建立了原子核是由质子和中子组成的学说。查德威克（1891－1974）质子的发现1919年，英国物理学家卢瑟福在做核反应实验时发现了质子。质子带正电荷，其电量和一个电子的电量相同，其质量等于一个电子质量的1836倍。质子的性质和氢原子核的性质完全相同，所以质子就是氢原子核。ErnestRutherford（1871～1937）原子结构模型1.1原子能技术的发展过程释放原子能的两种方法：核聚变核裂变1939年，哈恩提出分裂核理论， 发现链式反应。1.吸收、裂变反应，产生中子2.吸收、生成新核素3.被其他杂质吸收4.泄漏首次实现可控核裂变，标志着人类正式跨入了原子能时代。

1941年12月2日，由美国科学家恩利克·费米所领导的研究小组，利用在芝加哥大学建成的世界上第一座人工的裂变反应堆，首次成功地控制原子分裂的链式反应核燃料工业核武器工业反应堆工业核电工业辐射工业专用设备仪器和特殊材料工业原子能工业

核能应用核能的应用——核武器原子弹爆炸→氢弹爆炸中子弹爆炸→核能应用——核电站1954年，苏联建成世界上第一座试验核电站，石墨慢化水冷堆，电功率5MW英国建世界第一座气冷堆核电站AP1000核电站核能的应用——船舶核动力1.2核反应堆及系统基本组成压水堆核电站原理稳压器反应堆汽轮机主泵蒸汽发生器发电机给水泵凝汽器循环泵控制棒1.2核反应堆及系统基本组成

1、反应堆本体及堆芯反应堆容器内存装核燃料、慢化剂、冷却剂、控制、测量部件、各类实验管道，组成反应堆本体。堆本体内装置有核燃料、慢化剂、冷却剂、控制部件的部位称为堆芯。1.2核反应堆及系统基本组成2、核燃料核燃料就是核反应堆内产生核裂变，放出能量和裂变中子的基体燃料。（1）易裂变核燃料：以金属形式或以合金、化合物形式存在的铀-233、铀-235及钚-239。（2）可再生核燃料：钍-232、铀-238，在核反应堆内吸收一个中子后会分别转化为易裂变燃料铀-233和钚-239。将固体核燃料芯块装在包壳内封死，做成带包壳可更换的单元体，通称燃料元件。多个燃料元件利用机械连接方式组合成一个可同时更换的整体，称为核燃料组件。燃料棒结构燃料组件1.2核反应堆及系统基本组成3、慢化剂慢化剂：放在堆芯能把裂变中子迅速减速的物质。中子吸收截面较小、慢化能力较高的轻物质作慢化剂材料，如轻水、重水、石墨、铍及氧化铍和有机化合物等。反射层：在热中子堆堆芯的四周放置一层慢化剂类材料，把泄漏出堆芯的中子部分反射回去，以提高中子利用率，减少核燃料装载。1.2核反应堆及系统基本组成4、冷却剂及其系统冷却剂（载热剂）：将核裂变产生的热量带出堆芯的物质。（1）要求导热性能好，吸收中子少。（2）冷却剂可以是液体、气体，也可以是其他流动类物质，最常用的如轻水、重水、氯气、液态金属铀等。反应堆冷却剂系统：冷却剂以足够的流量通过密闭的冷却环路不断循环，将堆芯热量带出并转移走。（1）主要由核反应堆压力容器、循环泵、蒸汽发生器、稳压器、阀门和连接管道等设备组成。（2）具有良好的密封性能和承受足够温度、压力的能力，不使带放射性的冷却剂外泄。反应堆冷却剂系统1.2核反应堆及系统基本组成5、控制系统核反应堆控制系统是为了使反应堆能够安全地实现启动、停闭、改变功率；能在正常情况下稳定运行；能在异常工况下及时作出反应，采取相应对策，避免发生事故；能在事故工况快速停堆，确保安全。一般包括堆芯监测系统、核监测系统、反应堆控制系统和反应堆保护系统。（1）设置探测器以获得信号用于监测、控制；（2）在堆内放入控制棒（事故棒、调节棒、补偿棒）；（3）在冷却剂中加入棚酸等溶液以控制反应性。1.2核反应堆及系统基本组成6、专设安全设施在核反应堆上确保反应堆事故状态下从堆芯排出余热、实现必要冷却；控制已发生的事故不再继续扩展、恶化；缓解已发生的事故，使事故后果降至最小；将可能释放出来的放射性物质尽量密封隔离，使之不外泄或少外泄；确保周围居民和工作人员的健康不受损害，环境不被污染等。

专设安全设施组成专设安全设施堆芯应急冷却系统安全壳喷淋系统辅助给水系统安全壳内消氢系统安全壳及安全壳内通风冷却过滤系统安全壳隔离系统主蒸汽管道断裂隔离系统堆芯余热排出系统堆芯应急冷却电源系统1.2核反应堆及系统基本组成7、屏蔽用来吸收减弱来自堆芯及其系统的中子、γ射线的辐射，保护工作人员和周围居民的身体健康，或防止反应堆部件因过度辐照而引起材料脆化、发热过高的措施称为屏蔽。屏蔽材料要求具有良好的抗辐照性能，一定的机械强度，尽可能大的导热系数。体积质量（密度）小的材料，如水、石墨、含硼材料及石蜡、塑料等。重元素和含氧物质的混合物，如混凝土。1.2核反应堆及系统基本组成8、二回路系统和最终热阱二回路系统的任务是把一回路冷却剂传递来的热量转移走。不同堆型的热量转移方式和最终转换成何种能源用途各不相同。9、辅助系统一、二回路辅助系统：化学和容积控制系统、硼和水补给系统、堆芯余热排放系统、设备冷却水系统等；核燃料更换、贮存、运输所需的相应系统；放射性废气、废液、废物处理系统；仪控电、辐射监测、通风、通讯广播、气水暖、消防系统。

压水堆核电站二回路系统1.3核反应堆的分类反应堆类型热中子堆快中子堆中能中子堆能量小于0.1eV的热中子能量大于0.1MeV的快中子能量为1eV~10keV的中能中子一、按中子能量区分堆型1.3核反应堆的分类实验、研究、试验类堆研究实验堆工程实验堆辐照应用研究堆动力堆电站堆舰船用堆供热堆生产堆易裂变材料生产堆聚变材料生产堆二、按用途分类1.3核反应堆的分类三、按主要组成部分分类核燃料固体燃料堆流态燃料堆慢化剂液体慢化剂堆固体慢化剂堆冷却剂气体冷却堆液体冷却堆1.3核反应堆的分类四、按核反应堆设计特点分类核燃料天然铀堆、低浓铀堆、高浓铀堆、钚燃料堆、钍堆堆芯构型均匀堆、非均匀堆、强化堆芯堆、稀释堆芯堆、循环燃料堆、裸堆转换比燃料堆、转换堆、增殖堆一次冷却剂回路压水堆、沸水堆、循环燃料堆、强制循环堆、自然对流堆机动性移动式堆、可运输堆、装配式堆、空间堆堆体结构池式堆、压力容器式堆、压力管式堆1.4核电厂动力堆类型一、概述根据IAEA2005年统计，世界上共有430座核电厂，约占电厂总装机容量的16%，另有24座在建，已关闭核电机组117台。全世界已有约12000堆·年的核电运行经验。1.4核电厂动力堆类型二、轻水慢化堆（LWR）

（1）水的中子慢化能力强，热物理性能好；

（2）与结构材料相容；

（3）价格低；

（4）核燃料采用锆合金包壳、二氧化铀芯块，安全性好；

（5）具有负温度反应性效应，反应堆自稳定性能好；

（6）堆芯紧凑，水、蒸汽工艺属于常规成熟的技术，建造成本较低；

（7）堆芯燃料必须要用低富集度的加浓铀；

（8）需要定期停堆开盖才能进行换料；

（9）受运行压力限制。1.4核电厂动力堆类型1、压水堆压水堆是核电站中使用最多的堆型，技术成熟，安全性好，易于控制压水堆使用轻水作为慢化剂和冷却剂，运行过程中以高压保持流经堆芯的水为液相使用UO2陶瓷燃料，U-235富集度为3~4%左右采用控制棒和硼酸控制反应性反应堆运行压力为15.5MPa左右，反应堆冷却剂平均温度为300~330℃左右，蒸汽压力为5~7MPa核电站热效率为31%~34%左右

压水堆本体

压水堆一回路1.4核电厂动力堆类型2、沸水堆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。沸水堆不需要专门的蒸汽发生器，运行参数较压水堆低;具有很强的自然循环能力，一般可达40~50%FP，甚至100%FP;反应堆压力容器底部有较大数量的孔洞;（控制棒）具有强烈的空泡负反馈，对丧失热阱非常敏感。1.4核电厂动力堆类型3、重水慢化堆（HWR）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。

重水堆冷却剂系统CANDU堆及其燃料管道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。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，对铀资源的利用率只有1％~2％；在快堆中，铀-238原则上都能转换成钚-239而得以使用，但考虑到各种损耗，快堆可将铀资源的利用率提高到60％~70％。回路式快堆系统池式快堆系统1.5第四代反应堆概念2002年9月20日，在日本东京召开的第四代反应堆国际研讨会上，公布了6种第四代反应堆设计概念。这6种设计概念将成为美国和其他九个国家共同开发第四代反应堆的发展方向。气冷快堆系统（GFR）铅合金液态金属冷却快堆系统（LFR）熔盐反应堆系统（MSR）液态金属钠冷却快堆系统（SFR）超临界水冷反应堆系统（SCWR）超高温气冷反应堆系统（VHTR）1.5第四代反应堆概念快中子谱氦冷反应堆，采用闭式燃料循环，燃料可选择复合陶瓷燃料。采用直接循环氦气轮机发电，或采用其工艺热进行氢的热化学生产。通过综合利用快中子谱与锕系元素的完全再循环，GFR能将长寿命放射性废物的产生量降到最低。其快中子谱还能利用现有的裂变材料和可转换材料（包括贫铀）。参考反应堆是288兆瓦的氦冷系统，出口温度为850℃。1、气冷快堆系统GFR）1.5第四代反应堆概念系统是快中子铅（铅/铋共晶）液态金属冷却堆，采用闭式燃料循环，以实现铀的有效转化，并控制锕系元素。燃料是含有可转换铀和超铀元素的金属或氮化物。LFR系统的特点是可在一系列电厂额定功率中进行选择，例如LFR系统可以是一个1200兆瓦的大型整体电厂，也可以选择额定功率在300~400兆瓦的模块系统与一个换料间隔很长（15~20年）的50~100兆瓦的电池组的组合。LFR电池组是一个小型的工厂制造的交钥匙电厂，可满足市场上对小电网发电的需求。2、铅合金液态金属冷却快堆1.5第四代反应堆概念3、熔盐反应堆是超热中子谱堆，燃料是钠、锆和氟化铀的循环液体混合物。熔盐燃料流过堆芯石墨通道，产生超热中子谱。MSR系统的液体燃料不需要制造燃料元件，并允许添加钚这样的锕系元素。锕系元素和大多数裂变产物在液态冷却剂中会形成氟化物。熔融的氟盐具有很好的传热特性，可降低对压力容器和管道的压力。参考电站的功率水平为1000兆瓦，冷却剂出口温度700~800℃，热效率高。1.5第四代反应堆概念1.5第四代反应堆概念是快中子谱钠冷堆，它采用可有效控制锕系元素及可转换铀的转化的闭式燃料循