全国服务热线:
QQ913605975
立体车库产品中心
新闻中心
您的位置:主页 > 立体停车场 >

核电站基本原理

作者:法国尼斯赌场 发布于:2020-10-31 15:16 点击量:

  核电站基本原理 _兵器/核科学_工程科技_专业资料。压水堆核电站工作原理 目录 ? 有关基本概念 ? 核电站工作原理 ? 反应堆结构 ? 一回路系统及主要设备 ? 反应堆运行和控制 ? 核电站的安全设计 ? 世界核电新发展 有关基本概念 (1)

  压水堆核电站工作原理 目录 ? 有关基本概念 ? 核电站工作原理 ? 反应堆结构 ? 一回路系统及主要设备 ? 反应堆运行和控制 ? 核电站的安全设计 ? 世界核电新发展 有关基本概念 (1)裂变反应 指可裂变重核在中子作用下分裂成两个中等 质量核,并放出能量的反应。 铀233、铀235和钚239是最重要的可裂变重 核,在热中子轰击下引起原子核裂变。 U235——自然界中存在的唯一可裂变核,在 天然铀中仅占0.7%,其余主要是U238。 Pu239、U233——人工生产可裂变核,分别 由自然界中的U238和Th232俘获一个中子后产生 的。 有关基本概念 U235原子核在中子作用下,分裂成两个质 量较小原子核,同时产生2-3个中子和β、γ 射线%是以裂 变碎片的动能的形式放出,在核燃料内转换成 热能。 1kg U235全部裂变释放的热量等于2500t标 准煤燃烧释放的热量。 有关基本概念 反应堆仃堆后,裂变反应终止,但仃堆前 形成的裂变产物仍存在,其衰变放出β、γ射 线及其能量,会在仃堆后相当一段时间内释放 出来。因此,反应堆仃堆后仍需要冷却和屏蔽。 仃堆后从堆芯导出衰变热,是保证反应堆 安全的重要问题之一。 有关的基本概念 (2) 链式反应 裂变中子在适当条件下会引起其它核裂变, 而放出更多的新裂变中子,如果此反应继续进 行下去,这个过程就称为链式裂变反应。 链式裂变反应释放的核能叫做核裂变能。 目前核电站反应堆多数属热中子堆,利用热 中子引起U235裂变放出的能量。 有关的基本概念 裂变放出的中子是快中子(E≥1Mev)。 快中子必须经过慢化,与周围介质的原子核 多次碰撞,使中子能量减小,才能成为热中子 (E=0.625ev)。 普通水、重水和石墨均可作为热中子反应 堆中的慢化剂。 有关基本概念 (3) 反应堆临界 如果反应堆内,单位时间裂变产生的 中 子数等于因吸收和泄漏损失的中子数,则 反 应堆内链式反应能持续进行下去,处于这 种 工作状态反应堆称为反应堆临界。 有关基本概念 核反应堆是可控的自持链式反应装置, 是瞬时爆炸不可控的链式反应装置。 两者最根本区别是的装料是高 浓 铀或钚,而核反应堆采用低浓铀。 有关的基本概念 (4) 有效增殖系数 指在有限大反应堆系统内,新一代的 中子与产生它的直属上一代中子数之比, 或中子的产生率与中子消失率之比。 通常用Keff表示: Keff =1 反应堆临界; Keff <1 反应堆次临界; Keff >1 反应堆超临界。 核电站工作原理 – 核电站是利用核裂变反应放出的核能来发电 的装置。即实现了核能-热能-电能的转换。 – 由一回路系统和二回路系统两大部分组成。 核电站的核心是反应堆。一、二回路是完全 隔离的密闭循环系统。 – 一回路系统(核蒸汽供应系统)主要由反应 堆、蒸汽发生器、主泵、稳压器和冷却剂管 道组成,也称为核岛。 核电站工作原理 – 二回路系统(汽轮发电机系统)主要由汽轮 发电机组、冷凝水系统和给水系统等组成, 也称为常规岛。 – 反应堆运行时放出的核能,主要以热能的形 式,由一回路系统的冷却剂带出,用以产生 蒸汽,由蒸汽驱动汽轮发电机组发电。 反应堆结构 反应堆 反应堆是维持和控制核燃料链式裂变反应, 并能将核裂变产生的热量有效导出的装置。 压水堆采用低浓度UO2核燃料,高温高压含 硼水做冷却剂和慢化剂。 压水反应堆由压力容器、堆内构件、堆芯组 件、控制棒驱动机构和反应堆附属设备等组成。 反应堆结构 堆芯组件 ? 堆芯组件由燃料组件(121个)、控制棒 组件(37个)和相关组件组成。 ? 相关组件包括: 初级中子源组件(2个) 次级中子源组件(2个) 可燃毒物组件 (50个) 阻力塞组件 (30个) 控制棒组件和相关组件均 插入燃料组件 的导向管中。 反应堆结构 (1)燃料组件 – 燃料组件是反应堆中将核能转化为热能的核 心部件,采用束棒无盒方形结构。首炉堆芯 装入三种不同铀-235浓度燃料组件。 – 燃料组件由燃料棒和骨架组成。上、下管 座、控制棒导向管、中子通量测量管、定位 格架构成组件骨架。 – 燃料棒由UO2芯块、Al2O3隔热片、压缩弹簧、 上、下端塞、Zr-4包壳管组成。棒内充氦气。 反应堆结构 (2)控制棒组件 操纵反应堆,保证其安全的重要部件。 用于停堆和补偿快反应性变化。 控制棒用强烈吸收中子的材料制成,主 要材料有镉和硼。 秦山核电站控制棒吸收体选用银-铟-镉 合金。包壳管采用不锈钢管,棒内充氦气。 控制棒用连接柄连成束棒结构。连接 柄与驱动机构的驱动轴相啮合。 反应堆结构 (3)可燃毒物组件 – 首次装料时,堆芯使用新燃料,初始总反应 性较大。为补偿部分过剩反应性,堆芯设置 了可燃毒物组件。 – 第一次换料时全部卸出,换成阻力塞组件。 – 采用硼硅玻璃管作可燃毒物,包壳材料为不 锈钢。 反应堆结构 (4)初级中子源组件 – 为堆芯装料后,反应堆首次启动提供所需中 子源。 – 初级中子源采用210Po-Be(或252Cf)源。 – 2个初级中子源组件只在反应堆首次启动时 使用。第一次换料时取走,改换阻力塞组件。 注: 核反应 Be9( α , n)C12 反应堆结构 (5) 次级中子源组件 -利用非放射性Sb-Be中子源在堆内活化, 产生中子。 -在首次装料时装入2个次级中子源组件。 换料后继续使用,提供反应堆启动所需中子源。 反应堆结构 (6)阻力塞组件 阻力塞组件是由不锈钢制成的短棒,共 20根。 不装控制棒、可燃毒物或中子源组件的 燃料组件导向管中都插入阻力塞棒,增加水 流阻力,减少冷却剂流经导向管中的漏流。 反应堆结构 堆内构件 堆内构件是指压力容器内,除堆芯组件 及驱动轴以外的所有构件。 由四大部分组成: -吊篮部件; -压紧部件; -辐照监督管; -堆内构件附件(堆内温测装置)。 主体材料为奥氏体不锈钢。 吊篮部件 压紧部件 反应堆结构 堆内构件主要功能: 安放和定位堆芯组件; 为冷却剂流经堆芯导流; 为控制棒束运动导向; 减弱中子和γ射线对压力容器辐照损伤; 为堆内温度和中子通量测量提供支承和引导。 反应堆结构 反应堆压力容器 – 反应堆冷却剂压力边界重要设备。在核电站 寿期内保持结构完整性。 – 分顶盖和筒体两大部分,用螺栓连接,靠两 道镀银O形环密封。 – 顶盖上装有CRDM管座、堆内温测管座和放 气管。下封头装有中子通量测量管座。 – 材料采用美国ASME SA 508-3低合金钢。与 冷却剂接触的容器内表面堆焊不锈钢。 反应堆压力容器 反应堆结构 控制棒驱动机构 操纵控制棒升降的机构。安装在压力容器 顶盖的CRDM管座上。 由五大部件组成: 耐压壳部件、驱动轴部件、销爪部件、磁 轭部件和棒位指示器部件。 每个部件可分别安装和拆卸。 反应堆结构 控制棒驱动机构工作原理: 采用磁力提升式。 耐压壳外面的三个电磁线圈按一定的顺 序通电,使驱动轴和控制棒组件垂直步跃 式移动。 事故情况下,磁轭线圈断电,控制棒靠 重力快速插入堆芯。 秦山核电厂控制棒行程为2.8m,步距为 10 mm,落棒时间≤2s。 控制棒驱动机构 反应堆结构 反应堆附属设备主要包括: 反应堆压力容器支座 压力容器金属保温层 压力容器放气管系 顶盖吊具 换料水池底部密封结构 驱动机构拉紧装置 驱动机构冷却风罩 堆芯中子通量测量管系 一回路系统及主要设备 – 压水堆核电站的一回路系统(核蒸汽供应系 统)由反应堆及围绕它的若干个环路组成。 – 每个环路有一台蒸汽发生器、一台主泵,几 个环路共用一台稳压器,均安装在安全壳内。 一回路系统及主要设备 蒸汽发生器 – 蒸汽发生器是一种热交换器,将反应堆产生 的热量由一次侧传给二次侧。使二次侧的水 变成蒸汽,蒸汽经汽水分离和干燥后驱动汽 轮发电机发电。 – 秦山核电厂采用国际通用的立式U型管自然 循环式蒸汽发生器。一回路冷却剂在U型传 热管内流动。二回路给水在传热管外被加热 和蒸发。 一回路系统及主要设备 – 蒸汽发生器上部设有三级汽水分离器,使出 口处饱和蒸汽的湿度不超过0.25%。 – 蒸汽发生器主要由管板、U型管束、汽水分 离装置及筒体组件组成。 – 蒸汽发生器传热管易受机械损伤和腐蚀,其 破裂事故是核电厂发生频率较高事故之一。 蒸汽发生器 一回路系统及主要设备 主泵 – 功能是强迫冷却剂循环,把反应堆产生的热 能传送止蒸汽发生器,以产生蒸汽,驱动汽 轮机作功。 – 秦山核电站采用立式、单级离心泵。 – 主泵机组由泵、电机及推力轴承三大部件组 成。三级串联的轴密封控制泵轴的泄漏。 – 主泵电机轴的顶端安装大飞轮,保证电机断 电后,有足够的惰转时间,以提供必要的惯 性流量,冷却堆芯。 主泵 一回路系统及主要设备 稳压器 -稳压器是立式圆筒形容器,满功率运 行 时,蒸汽和水的容积各占一半。 - 功能是调节系统压力,并提供超压保 护。 -下封头设置电加热器,可将水加热汽 化,制止压力降低。 -顶部装有喷雾器。与系统的冷段连接, 使欠热水喷入容器,抑制压力升高。 一回路系统及主要设备 -稳压器顶部设有卸压阀和安全阀,用作超压保 护。 -稳压器底部波动管与一回路系统的热段相连, 当冷却剂容积发生变化时,通过波动管流入或 流出稳压器。 稳压器 一回路系统及主要设备 主管道 – 主管道由直管、弯头、三通及其附件组成。 – 全部采用奥氏体不锈钢铸造成形。 – 每个环路由三段管道组成: 热管段 (压力容器和蒸汽发生器之间); U型过渡段 (蒸汽发生器和主泵之间); 冷管段 (主泵和压力容器之间)。 一回路系统及主要设备 主系统(SRC) – 秦山核电站主系统由二个环路组成。 – 堆进、出口平均温度为302oC,系统压力为 15.2Mpa,流量为24000t/h。 – 每条环路有一台蒸汽发生器、一台主泵以及 相应的管道,构成一封闭回路。 – 两个环路共用一台稳压器。 – 主系统压力靠稳压器调节,系统的容积控制 由稳压器和化容系统共同完成 。 一回路系统及主要设备 一回路辅助系统 一回路除主系统外,还有19个辅助系统。 按功能分为三类: (1)保证反应堆和主系统正常运行、启动和仃 堆的系统,包括: ? 化学和容积控制系统(SCV); ? 硼回收系统(SBR) ? 设备冷却水系统(SCW) ? 停堆冷却系统(SRH) 一回路系统及主要设备 ? 主泵轴封水系统(SPS) ? 取样系统(SAM) ? 乏燃料池冷却和净化系统(SFP) ? 安全壳疏排水系统(SRD) ? 水质化学分析室(SLD) ? 蒸汽发生器排污系统(SAF) ? 辅助给水系统(SAF) 一回路系统及主要设备 (2)失水事故时保护反应堆和一回路、阻止事 故扩大,并防止放射性向环境扩散的系统, 包括: ? 安全注射系统(SIS) ? 安全壳喷淋系统(SCS) ? 安全壳消氢系统(SHR) ? 安全壳贯穿管道隔离系统(SCI) 一回路系统及主要设备 (3)处理放射性物质以保护环境的系统, 包括 ? 废气处理系统(SGW) ? 废液处理系统(SLW) ? 放射性废树脂收集系统(SWS) ? 放射性部件去污系统(SDC) 反应堆运行和控制 反应性控制 其任务是采取有效的控制方式确保反应堆 的安全运行,在事故时能紧急停闭反应堆。 秦山核电厂与国际上压水堆一样,反应性 控制采用化学毒物(溶硼)、控制棒束和固 体可燃毒物相结合的方式。 反应堆运行和控制 (1)化学毒物 改变溶解在冷却剂中硼酸浓度,补偿慢变 化的反应性。如燃料燃耗、裂变产物积累和仃 堆余量等。 注:1. 天然硼含80.2%B11和19.8%B10 2. 核反应 B10(n,α)Li7 反应堆运行和控制 (2)控制棒 主要用于启动、停堆等快变化反应性控制。 (3)固体可燃毒物 反应堆首次装料都是新燃料,不含裂变产 物,后备反应性最大。有效增殖系数Keff可达 1.25-1.30。为此,在堆芯首次装料时设置固 体可燃毒物,用以抵消部分后备反应性。 反应堆运行和控制 一个典型压水堆,第一循环有效增殖系数 Keff=1.26, 即剩余增殖系数 Kex=0.26,或26%△k。 三种控制方式的反应性分配: 控制棒 -8%△k; 固体可燃毒物 -8%△k; 化学毒物 -20%△k。 (换料停堆深度, Keff <0.90) 反应堆运行和控制 反应堆启动 – 启动指反应堆从热停堆状态(冷却剂平均温 度280℃~290℃,压力15.2Mpa)到达临界 。 – 堆启动时,首先稀释硼到临界硼浓度, 然后 依次提棒,并严密监视源量程计数。 – 接近临界时,应放慢提棒速度。 – 反应堆临界后,控制棒不应低于规定的插入 极限,以保证紧急停堆时,有足够停堆深度。 反应堆运行和控制 启动安全要点: – 绝不允许提棒与稀释硼两种方式同时向堆内 添加正反应性。相反,向堆内引入负反应性 时,允许插棒与硼化同时进行。 – 堆启动时,首先稀释硼到预定值, 然后依次 提棒到达临界。接着再继续提升反应堆功率。 反应堆运行和控制 反应堆功率运行 反应堆功率升到2%~5%后,汽轮机冲转, 加速到额定转速,发电机与电网并网。 反应堆功率升到15%后,控制棒和蒸汽发 生器水位由手动控制转为自动控制。 随着发电机出力增加,控制棒自动上提, 直至规定的上限。然后调整硼浓度,使控制棒 回到规定的范围。 反应堆运行和控制 反应堆停堆 停堆是指从正常运行工况到达热停堆工 况。 停堆按启动相反的步骤进行。 先降低汽轮机负荷,反应堆自动跟踪汽轮 机功率,调节棒自动下降,通过调整硼浓度, 使棒位在规定范围内。当汽轮机停止后,插 入控制棒停闭反应堆。 反应堆运行和控制 热停堆至冷停堆 正常冷停堆分两个阶段。 ? 第一阶段通过蒸汽发生器传热给二回路来冷却。 约4h后,一回路冷却剂温度和压力分别降低至 180oC和2.94Mpa。 ? 第二阶段约12h ,停冷系统投入运行,冷却剂 温度由180oC降低至93 oC的换料温度。 当冷却剂温度降低至60oC时,停冷系统转 入间断运行来控制温度。 核电站的安全设计 设计原则: (1) 贯彻安全第一的方针; (2) 设计留有足够的安全余量; (3) 考虑多种安全措施。 如设置专设安全系统、安全保护系统 和各种抗自然灾害(如地震、洪水和台风 等)的设施,进行事故分析和环境影响评 价等。 核电站的安全设计 主要安全措施 (1) 防止放射性物质释放的三大屏障: a. 燃料包壳 密封核燃料和裂变产物; b. 压力容器及一回路系统 即使燃料包壳出现破损,放射性裂变产物 泄漏到水中,也能被密闭的一回路系统包容住; 核电站的安全设计 c. 安全壳 安全壳是一个 顶部为球形的立式圆柱形预 应力混凝土结构,内衬6mm厚钢板。 秦 山 核 电 厂 安 全 壳 内 径 为 36m , 筒 体 高 为 55.1m。 安全壳有良好的密封性,能抵御外部的破 坏(龙卷风、地震和飞机撞击等),并能承受 最严重事故下内部的高温和高压,有效地密闭 带放射性的一回路系统,防止放射性物质外逸。 核电站的安全设计 (2)核电站的纵深防御措施 建立质量保证体系,提高设计、制 造和 安装质量,以确保运行安全; 有一套完整的保护系统,若运行参 数超过限值,控制棒自动下插仃堆,同 时仃汽轮机,从而保持各屏障的完整性; 设置专设安全设施,防止一回路失 水事故或主蒸汽管破裂事故时,堆芯熔 化和放射性物质向环境释放。 核电站的安全设计 专设安全设施包括: (1) 安全注射系统 设置高压安注泵、低压安注泵和安注 箱。在事故时,根据一回路系统压力变 化,向反应堆注入含硼水,提供堆芯应 急冷却。 (2) 安全壳喷淋系统 安全壳压力上升到达一定值时,向安 全壳喷淋含硼水,使蒸汽冷凝,压力下 降,放射性物质(碘-131)被水吸收。 核电站的安全设计 (3) 安全壳隔离系统 当一回路失水事故或主蒸汽管破裂事故时, 发出安全壳隔离信号,使除蒸汽管、给水管和 通风管外的所有管道隔离。 (4) 安全壳消氢系统 用来消除安全壳内积聚的氢气,使氢浓度控 制在限值4%以下。 核电站的安全设计 (5) 安全壳空气净化和冷却系统 电站正常运行期间,使安全壳内空气每4 小时循环过滤一次,以降低空气放射性水平。 在仃堆以后,当人员进入以前,其换气能 力为每小时1.5次,以确保人员的安全工作条件, 污浊空气经高效过滤器净化到许可值后排放。 世界核电新发展 反应堆类型 根据不同的标准,有多种分类方法。 (1)快堆和热堆 世界上绝大多数反应堆为热中子反应堆。 快堆与热堆的根本区别在于,引起核裂变 是高能快中子还是热中子。 世界核电新发展 (2)轻水堆和重水堆 轻水堆与重水堆的根本区别在于,反应堆 冷却剂、慢化剂是轻水还是重水。 秦山三期核电工程(2×70万千瓦)采用加 拿大重水堆(CANDU 6),用天然铀作核燃料。 世界核电新发展 (3)压水堆和沸水堆 压水堆和沸水堆都属轻水堆,以水作冷却 剂和慢化剂。 压水堆内的水处于高温高压状态。 沸水堆内的水则处于气、液两相状态。 世界核电新发展 我国已经建成的 秦山核电站(一期)(30万千瓦) 大亚湾核电站(2×90万千瓦) 秦山核电站二期(2×60万千瓦) 岭澳核电站(2×100万千瓦) 正在建造的 田湾核电站(2×100万千瓦) 均采用压水堆。 世界核电新发展 核电现状 据2001年统计,运行核电机组数为438台, 总装机容量353,000兆瓦,占世界总发电能力 16%。在建核电机组32台,装机容量30,000兆 瓦。 法国是核电占发电份额最大的国家达75%。 美国是核电净装机容量最多的国家,有104 台核电机组在运行。 世界核电新发展 新一代核电 世界核能界极其关注新一代核电, 2002年 10月美国能源部发表的报告,对新一代核电定 义澄清如下: ? 第一代核电指早期建造的几座原型核电站; ? 第二代为当前大量运行的核电机组; ? 第三代属改进型设计,如ABWR和System80+, AP600/1000 和PBMR设计改进更大。 世界核电新发展 AP600/1000 和PBMR分别采用非能动安全 特性或固有安全性,使系统和建筑布局简化, 造价降低,建设周期缩短。 注:非能动安全系统只靠自然力驱动安全系统, 如重力、自然循环、热传导 、压缩气体和 电磁力等。 世界核电新发展 ? ABWR由GE、东芝、日立联合开发,于1996年 和1997年在日本投入运行。 ? AP600/1000由西屋公司开发。 AP1000由AP600 扩容,基本设计相同。 AP600于1998年获得美 国核管会 最终设计批准。AP1000可望2005年 后具备开工条件,2010年投入运行。 ? PBMR于20世纪90年代后期由南非电力公司开 发,供应高达9500C的氦气,可实现多种用途。 世界核电新发展 第四代是需要做大量研发工作的新一代, 能用于长期规划的核能系统。 包括6种堆: 气冷快堆、铅冷快堆、融盐堆、钠冷快堆、 超临界水冷堆和甚高温反应堆。 出口温度550-10000C,考虑能量的纵合利用, 生产电力、氢气、海水淡化和供应工业用热。 世界核电新发展 为增强核电竞争力,建造新改进型核电站, 美国和欧洲制定了用户要求文件(URD和EUR)。 URD对改进型核电站的主要要求: ?核电站的设计寿命60 年; ?换料周期可达24个月; ?电站具有负荷跟踪能力; ?燃料平均燃耗至少为55000MWd/tU; ?堆芯损坏频率<10-5/堆年; ?核电站的建造周期(从第一罐混凝土到满功率 商业运行)为54个月。

法国尼斯赌场

上一篇:核电站的原理就是烧水吗?

下一篇:荣耀“大亚湾”项目深度揭秘与核电站原理相同

法国尼斯赌场 - 立体车库 - 立体停车场 - 关于我们 - 产品中心 - 新闻资讯 - 联系我们 -

法国尼斯赌场 版权所有 站长统计 技术支持: 网站地图