核電站知識(shí)講座核電站知識(shí)講座核電站知識(shí)講座內(nèi)容目錄概述第一章原子核反響堆第二章核電站動(dòng)力裝置第三章核電站的控制和運(yùn)行第四章核電站平安措施第五章核電站三廢處理及環(huán)境保護(hù)第六章核電站廠房布置1內(nèi)容目錄概述第一章原子核反響堆第二章核電站動(dòng)力裝置第三章核電站的控制和運(yùn)行第四章核電站平安措施第五章核電站三廢處理及環(huán)境保護(hù)第六章核電站廠房布置1概述一、世界核電開展動(dòng)向二、我國核電開展現(xiàn)狀和展望三、核電站優(yōu)越性2一、世界核電開展動(dòng)向核能發(fā)電作為一種新型的能源，開展迅速，到2002年底世界上已有30多個(gè)國家和地區(qū)建成約460余座核電站，發(fā)電容量約為4億千瓦。正在建造中約有40座，方案建造的約有100座，全部建成裝機(jī)容量將近5億千瓦，約占當(dāng)時(shí)世界發(fā)電量的20%，目前約占16%。3從已運(yùn)行的核電站裝機(jī)容量來看美國仍居首位，裝機(jī)容量占全世界的四分之一，其次是法國、日本、德國和俄羅斯。從開展速度來看除法國、日本仍保持較高的開展速度外，韓國和中國在核能開展上代表新升的開展國家。目前法國核能發(fā)電量已超過總發(fā)電量的80%。韓國自1980年開場引進(jìn)建造大、中型壓水堆和重水堆多堆型的核電站至今已建成16座核電站，裝機(jī)容量近1500萬千瓦目前正建的有4座百萬千瓦級(jí)核電站。不僅解決了能源并通過技術(shù)引起消化形成了核電站設(shè)計(jì)和設(shè)備制造配套工業(yè)體系，并向國外輸出核電站。從開展趨勢(shì)來看，在今后30年內(nèi)將會(huì)有更多國家和地區(qū)擁有核電站，預(yù)計(jì)到2025年，核電站總數(shù)將到達(dá)1000座，核電發(fā)量將占總發(fā)電量的約三分之一，由此可見核電將成為電力工業(yè)的支柱。4二、我國核電開展現(xiàn)狀和展望1.需求和條件我國的煤碳、水力和石油資源有一定的蘊(yùn)藏量，但是人口眾多，人均能耗低，隨著經(jīng)濟(jì)開展，今后幾十年內(nèi)將有大幅度的增長，煤、石油和水力的增加不能滿足需要。而且煤和石油將更多地用于化工原料，大量消耗不僅使資源過早枯竭，且將給環(huán)境造成越來越嚴(yán)重的污染。特別在我國華東地區(qū)經(jīng)濟(jì)興旺，電力需求增長較快，最近幾年大量建造煤電站已經(jīng)造成沿海地區(qū)空氣嚴(yán)重污染，因此在華東地區(qū)要調(diào)整火電構(gòu)造，加速開展核能，以緩解電力的供需矛盾，減少環(huán)境污染。5核電站的設(shè)計(jì)、建造和運(yùn)行管理是一項(xiàng)綜合性很強(qiáng)的工程，牽涉到多種學(xué)科和工業(yè)部門。我國核電雖然起步較晚，但通過秦山30萬千瓦和60萬千瓦核電站的研究、設(shè)計(jì)、建造和運(yùn)行管理，已初步形成了一個(gè)從核電站設(shè)計(jì)、科研試驗(yàn)、設(shè)備制造、施工安裝平安評(píng)審到調(diào)試運(yùn)行等完整的核電工程配套體系；同時(shí)通過廣東大亞灣嶺澳4×90萬千瓦核電站的引進(jìn)建成發(fā)電，進(jìn)一步增強(qiáng)了核電建立、運(yùn)行管理能力，加上在改革開放政策下通過廣泛的國際交流和國際合作在核能技術(shù)和管理方面為進(jìn)一步開展我國核電創(chuàng)造了良好根底。62.在役運(yùn)營機(jī)組〔1〕秦山核電站并網(wǎng)發(fā)電以來運(yùn)行狀況核電站自1991年12月15日并網(wǎng)成功以來，秦山核電站運(yùn)行情況良好，自并網(wǎng)發(fā)電至今已完成七次換料運(yùn)行，1995年發(fā)電量達(dá)22.18億度，負(fù)荷因子達(dá)84.41%；1996年發(fā)電量達(dá)22.25億度，負(fù)荷因子達(dá)84.44%；1997年發(fā)電量達(dá)20.12億度，負(fù)荷因子達(dá)76.55%；累計(jì)發(fā)電量達(dá)104億度，平均負(fù)荷因子達(dá)76.55%；到達(dá)國際同類核電站的先進(jìn)水平。累計(jì)運(yùn)行周期達(dá)1300滿功率天，堆內(nèi)已運(yùn)行的5萬多根燃料棒至今未發(fā)生一根破損，保證了核電站平安運(yùn)行和較高負(fù)荷因子。至今已平安運(yùn)行十一年，累計(jì)發(fā)電近200億度電。7我國30萬千瓦核電站放射性三廢和輻照防護(hù)嚴(yán)格按照國際和國家放射性防護(hù)標(biāo)準(zhǔn)進(jìn)展設(shè)計(jì)。核電站建成運(yùn)行以來，國家環(huán)保部門和浙江省環(huán)境監(jiān)測(cè)部門，通過歷年來的對(duì)附近居民的放射性劑量監(jiān)測(cè)其結(jié)果，每年均小于0.01毫希，遠(yuǎn)低于國家標(biāo)準(zhǔn)。由于秦山核電廠成功建立和良好的營運(yùn)業(yè)績，1995年7月13日國家計(jì)委組織20余家省、部委的國家驗(yàn)收組經(jīng)過現(xiàn)場檢查和嚴(yán)格的驗(yàn)收程序，通過了國家驗(yàn)收。國家計(jì)委向秦山核電廠授予驗(yàn)收合格證書，正式交付生產(chǎn)運(yùn)行。國務(wù)院總理發(fā)來賀信，國務(wù)院付總理吳邦國參加驗(yàn)收大會(huì)祝賀并稱贊核電站建成在我國核電開展和核能和平利用歷史上具有里程碑的意義。“中國核電從這里起步〞。8〔2〕廣東大亞灣核電機(jī)組是合資聯(lián)營，從法國引起的壓水堆核電站。單堆電功率為90萬千瓦，兩座核電站年發(fā)電量達(dá)100億度，自1993年投稿運(yùn)行以來，穩(wěn)定運(yùn)行，對(duì)廣東、香港兩地的經(jīng)濟(jì)開展和繁榮產(chǎn)生積極作用?！?〕巴基斯坦恰希瑪核電站由于秦山30萬千瓦核電站的建立成功，促進(jìn)了中巴恰希瑪核電站建造合同。中巴恰?，敽穗娬?2年2月5日簽訂合同，2000年9月并網(wǎng)發(fā)電，2001年3月驗(yàn)收移交，經(jīng)過第一循環(huán)，02年底經(jīng)過一次換料又投入運(yùn)行。9秦山核電站——由上海核工院自主設(shè)計(jì)的我國第一座壓水堆核電站10巴基斯坦恰?，敽穗娬尽缮虾：斯ぴ喊磭H標(biāo)準(zhǔn)設(shè)計(jì)的

我國第一座出口壓水堆核電站11秦山三期核電工程——上海核工院參加建造的

我國第一座重水堆核電站1213〔4〕秦山二期2×60萬千瓦核電機(jī)組87年10月國家批準(zhǔn)立項(xiàng)，廠址設(shè)在秦山地區(qū)楊柳山，經(jīng)過六年建立，1號(hào)機(jī)組已于2002年4月18日正式投入產(chǎn)業(yè)運(yùn)行，2號(hào)機(jī)組將于2003年投入運(yùn)行。〔5〕廣東二期〔嶺澳〕2×100萬千瓦核電站廣東核電公司在嶺澳地區(qū)建造兩臺(tái)百萬級(jí)核電站，1號(hào)機(jī)組已于2002年3月并風(fēng)發(fā)電，2003年11月2號(hào)機(jī)組也已投入運(yùn)行?！?〕秦山三期2×70萬千瓦重水堆核電站秦山三期2×70萬千瓦重水堆核電站將利用加拿大政府提供的優(yōu)惠貨款建立。廠址設(shè)在秦山地區(qū)的螳螂山。96年11月12日正式簽訂合同，第一臺(tái)機(jī)組已于02年11月并網(wǎng)發(fā)電。14153.在建江蘇2×100萬千瓦核電站95年4月，國家正式批準(zhǔn)江蘇核電站立項(xiàng)，廠址設(shè)在江蘇省連云港。1997年12月中俄建立核電站合同簽字，機(jī)組出力為2×100萬千瓦，采用俄羅斯的WWER－1000型壓水堆機(jī)組，由俄羅斯政府提供貨款，國內(nèi)配套，由中核總、江蘇省電力公司承建，目前該電站正進(jìn)入安裝調(diào)試階段。上述八臺(tái)在建機(jī)組總裝機(jī)容量達(dá)660萬kW，加上已經(jīng)運(yùn)行發(fā)電的三臺(tái)機(jī)組，到2005年核電站的運(yùn)行容量可達(dá)870萬kW。164.本世紀(jì)末和下世紀(jì)初核電展望根據(jù)國家和地方省核電規(guī)劃，在本世紀(jì)末和下世紀(jì)初的山東省海陽、廣東省嶺澳、浙江省三門灣、福建省、江西省和安徽省等地區(qū)均打算建造百萬千瓦級(jí)核電站，廠址選擇和可行性研究報(bào)告正在進(jìn)展。廣東嶺澳二期和浙江三門也已進(jìn)展多年籌備工作，廠址選擇和可行性研究報(bào)告已通過爭取成為百萬級(jí)驅(qū)開工程。最近國務(wù)院和國家體委已原則批準(zhǔn)在“十五〞期間在嶺澳和三門廠址建造四座百萬千瓦級(jí)壓水堆核電站。方案到2021年核電裝機(jī)容量將要到達(dá)3200萬千瓦。估計(jì)約占當(dāng)時(shí)總電力的4%。17三、核電站的優(yōu)越性核發(fā)電之所以開展如此迅速，是因?yàn)樗然鹆Πl(fā)電具有更多的優(yōu)越性：〔一〕核電站是高能量、少耗料的電站原子核裂變釋放的能量，要比任何一種化學(xué)反響釋放的能量大幾百萬倍。每一公斤鈾－235全部裂變所產(chǎn)生的能量相當(dāng)于2500－2700噸優(yōu)質(zhì)煤燃燒時(shí)放出的能量。一座發(fā)電容量為60萬千瓦的核電站，每天僅需燃耗約3公斤的鈾－235。假設(shè)反響堆初始裝料約1500公斤鈾－235，就足以供核電站滿功率連續(xù)發(fā)電一年半。而對(duì)于同樣發(fā)電容量的一座火電站來說，一年半中將要燒掉250萬噸左右的煤〔或150萬噸左右的重油〕。這樣，幾乎每天要為火電站解決近萬噸的送料和上千噸灰渣的運(yùn)輸問題。由于核電站具有高能量、少耗料這個(gè)特點(diǎn)，它將大大減少了電站的燃料運(yùn)輸和儲(chǔ)存。尤其是對(duì)于缺乏煤、石油和水力資源的地區(qū)，核發(fā)電就更有吸引力。18〔二〕核電站不僅是一座發(fā)電站，而且是一座特殊的核燃料生產(chǎn)廠核燃料的燃燒方式與化石燃料的燃料有著本質(zhì)的差異。有機(jī)燃料的燃燒結(jié)果，剩下的幾乎只是無價(jià)值的灰渣。而核燃料在反響堆內(nèi)燃耗掉一部份，剩下一部份，同時(shí)在反響堆燃耗過程中還使一部份鈾-238或釷-232轉(zhuǎn)化為新的可裂變的核燃料钚-239或鈾-233。這些新產(chǎn)生的核燃料比自然界蘊(yùn)藏的核燃料鈾-235具有更優(yōu)良的性能，經(jīng)過加工處理后可重新投入反響堆中使用。在地球上的鈾礦藏中，鈾-238和釷-232的蘊(yùn)藏量要比鈾-235大千百倍，因此，利用核電站反響堆的這樣一個(gè)重要的轉(zhuǎn)化或增殖特性，可以使自然界蘊(yùn)藏著的大量鈾、釷礦藏獲得充分利用，這進(jìn)一步又為核發(fā)電提供了豐富的核燃料。19〔三〕核電站的發(fā)電本錢已低于火電站電站最重要的經(jīng)濟(jì)指標(biāo)是每度電的本錢。發(fā)電站每度電的本錢是由電站建造投資費(fèi)、燃料循環(huán)費(fèi)和運(yùn)行維修費(fèi)三部份組成的，其中主要是建造投資費(fèi)和燃料循環(huán)費(fèi)。核電站的建造投資費(fèi)雖然比火電站高，但是核電站的燃料循環(huán)費(fèi)卻比較低，只占總電價(jià)的30－40%，而火電站的燃料費(fèi)竟占總電價(jià)的60－70%。這種燃料循環(huán)費(fèi)與建造投資費(fèi)的比例關(guān)系有利于核電站發(fā)電本錢的降低。隨著核電站設(shè)備制造工藝的改進(jìn)和核燃料生產(chǎn)本錢的降低，近年來核發(fā)電本錢總是低于火力發(fā)電本錢。表1－2列出了1991年幾年國家的火力發(fā)電和核發(fā)電本錢的數(shù)據(jù)。雖然由于資本主義國家物價(jià)波動(dòng)而使電價(jià)每年不同，但是從表中列出的數(shù)據(jù)可以看出，核電站發(fā)電本錢要比燒煤或燒油的火力發(fā)電本錢低。從長遠(yuǎn)看，隨著核電站設(shè)備改進(jìn)，燃料循環(huán)更加合理，其發(fā)電本錢仍然會(huì)繼續(xù)低于同時(shí)期的火電發(fā)電。20表1－2火電站與核電站發(fā)電本錢比較國別成本電站類型美國法國日本燒油電站8.1美分/度電28生丁/度電13.06日元/度電燒煤電站4.8美分/度電10.45日元/度電核電站4.3美分/度電21生丁/度電8.9日元/度電21〔四〕核電站是一種平安可靠并且清潔的電站提到原子能，有不少人總有點(diǎn)擔(dān)憂，其實(shí)核電站是一個(gè)完全可以控制的核裂變裝置，它不同于原子彈。即使在最嚴(yán)重事故的情況下也不會(huì)發(fā)生核爆炸。對(duì)于壓水堆核電站來說，可能出現(xiàn)的最嚴(yán)重事故是，一回路設(shè)備〔如壓力殼、主循環(huán)泵、蒸汽發(fā)生器及主管道〕完全破裂而造成高溫高壓全部汽化，反響堆堆芯由于失水而造成熔化。但在這種情況下，核裂變反響也就停頓了，因此不會(huì)發(fā)生核爆炸。雖然核電站發(fā)生這種事故的可能性非常小，但是為了做到平安可靠，萬無一失，并防止事故引起放射性擴(kuò)散，核電站中設(shè)置了三道放射性屏障和應(yīng)急事故處理系統(tǒng)。〔續(xù)后頁〕22〔續(xù)前頁〕第一道屏障是核燃料元件棒包殼，它能承受約200大氣的壓力。放射性裂變產(chǎn)物被限制在包殼管內(nèi)；第二道屏障是反響堆壓力殼和一回路耐壓管道；第三道屏障是反響堆平安殼，它將反響堆及一回路系統(tǒng)的主要設(shè)備密封在平安殼內(nèi)。即使在一回路系統(tǒng)及設(shè)備發(fā)生嚴(yán)重破裂的情況下，放射性物質(zhì)也不會(huì)擴(kuò)散到廠房以外。同時(shí)，為了保證這些屏障在最嚴(yán)重假想事故下不被突破，核電站中還專設(shè)設(shè)置各種工程平安設(shè)施。例如在失水事故時(shí)，通過平安注射和平安噴淋系統(tǒng)將反響堆產(chǎn)生的熱量帶走并被帶放射性的水蒸汽冷凝下來，并通過凈化系統(tǒng)將放射性物質(zhì)除去，從而保證反響堆不發(fā)生熔化并防止放射性物質(zhì)向外擴(kuò)散。23×10-11微希/(千瓦·×10-10微希/(千瓦·×10-11微希/(千瓦·×10-10微希/(千瓦·小時(shí))]。因此，從放射性排放來看，核電站對(duì)環(huán)境的污染比火電站小。而且燒煤的電站每天還要排出幾百噸的二氧化硫等有害氣體，所以相比之下，核電站是清潔的電站。24綜上所述，核能是當(dāng)今世界上重要的能源之一。從當(dāng)前世界范圍來說，煤、石油和天然氣已供不應(yīng)求，而其他新能源如太陽能、潮汐能、地?zé)崮艿壬形磸V泛開發(fā)利用，核聚變能正處在左究探索階段。因此，當(dāng)前開發(fā)利用核裂變能是最有現(xiàn)實(shí)意義的。25第一章原子核反響堆一、原子構(gòu)造二、核的結(jié)合能三、放射性同位素衰變四、原子核反響五、原子核裂變六、臨界條件七、反響堆燃燒過程八、反響堆內(nèi)熱量傳遞過程九、反響堆構(gòu)造26一、原子構(gòu)造表2－1質(zhì)子、中子和電子比較表A：原子的質(zhì)量〔質(zhì)子數(shù)＋中子數(shù)〕Z：原子序數(shù)〔質(zhì)子數(shù)或電子數(shù)〕〔A－Z〕：中子數(shù)粒子種類質(zhì)量電荷(靜電單位)（克）(原子質(zhì)量單位)質(zhì)子1.67252×10-241.007277+1中子1.67482×10-241.0086650電子9.1096×10-285.4859×10-427同位素：原子序數(shù)一樣而質(zhì)量數(shù)不同天然鈾：原子序數(shù)為92，但質(zhì)量數(shù)有234，235，238，三種鈾同位素。2829二、核的結(jié)合能核力特征:(1)短程作用力核子間接近到10-13cm才發(fā)生，且大于質(zhì)子靜電排斥力(2)核力的作用與核子的性質(zhì)無關(guān)，即中子與中子間，中子與質(zhì)子，質(zhì)子與質(zhì)子核力相等。核結(jié)合能：核力與靜電斥力之差與之相應(yīng)的能量稱為核的結(jié)合能。愛因斯坦質(zhì)能公式：E＝MC2E為能量，M為質(zhì)量，C為光速＝3×1010cm/秒1兆電子伏〔Mev〕＝1.6021×10-6爾格氦原子〔〕：兩個(gè)質(zhì)子，兩個(gè)中子，兩個(gè)電子質(zhì)量差異為m—質(zhì)量虧損30三、放射性同位素衰變穩(wěn)定同位素—放射性同位素：放出、、射線--射線：兩個(gè)質(zhì)子與兩個(gè)中子組成的粒子

--射線：電子流--射線：與X射線性能相似，是高能量的電磁波，流穿透率31四、原子核反響〔1〕提高溫度幾千萬度使核獲得足夠動(dòng)能抑制靜電斥力－實(shí)現(xiàn)熱核反響?！?〕高能加速器使輕核〔質(zhì)子，氘粒子〕加速到動(dòng)能為幾兆電子伏轟擊核反響?！?〕利用中子轟擊產(chǎn)生核反響：1〕吸收中子放出γ射線反響(n,γ)反響322〕吸收中子放出粒子(n,γ)反響3〕吸收中子放出質(zhì)子(n,p)反響4〕吸收中子發(fā)生核裂變(n,f)反響5〕中子與原子核發(fā)生彈性散射即(n,n)反響6〕能量大于0.1兆電子伏的中子與原子核發(fā)生非彈性散射，即(n,n’)反響33五、原子核裂變圖2－2帶電液滴分裂過程示意圖重核在中子數(shù)擊下裂變反響結(jié)果：1.產(chǎn)生裂變碎片〔即裂變產(chǎn)物〕分裂產(chǎn)生碎片質(zhì)量數(shù)約在72－160共80余種放射性同位素。342.裂變放出新中子一般可以放出2－3個(gè)中子，平均為2.5個(gè)中子。3.釋放裂變能量質(zhì)量虧損＝236.133-235.918=0.215(原子質(zhì)量單位)Δ×931.2=200兆電子伏能量每公斤鈾含2.6×1024×200=5.2×1026兆電子伏=8.3×1013千焦=2700噸煤每公斤發(fā)出29.4×10[6]千焦熱量二百七十萬倍裂變前裂變后94.945鈾-235235.124236.133釓-95138.955235.918一個(gè)中子1.009碘-139兩個(gè)中子2.01835每次裂變產(chǎn)－3個(gè)中子1392781每次裂變間隙萬分之一秒圖2－5鏈?zhǔn)搅炎兎错憟D36六、臨界條件反響堆堆芯內(nèi)中子數(shù)目變化四種情況〔1〕中子被鈾-235吸收發(fā)生裂變產(chǎn)生兩個(gè)裂變碎片產(chǎn)生2－3個(gè)新中子〔2〕核燃料吸收中子不發(fā)生裂變鈾-235吸收中子后20%不發(fā)生裂變變成鈾-236，鈾-238吸收中子不裂度。〔3〕中子有害吸收，中子被慢化劑、冷卻劑，構(gòu)造材料裂變碎片及其它雜質(zhì)吸收，有害吸收〔4〕中子的泄漏損失調(diào)整運(yùn)動(dòng)中子與核碰撞，由于堆芯尺寸有限會(huì)飛出損失，稱為中子泄漏。37圖2－6自持鏈?zhǔn)搅炎兎错戇^程的中子循環(huán)38反響堆內(nèi)自持鏈?zhǔn)椒错憲l件產(chǎn)生數(shù)=泄漏數(shù)＋吸收數(shù)有效增殖系數(shù)K有效1〕當(dāng)K有效＝1：臨界狀態(tài)產(chǎn)生數(shù)＝吸收數(shù)＋泄漏數(shù)，中子循環(huán)平衡102，104，108，1012，1014中子下平衡392〕K有效＞1：超臨界狀態(tài)例：K有效＝1.05，100105110116個(gè)……反響堆啟動(dòng)，功率提升。3〕K有效＜1，次臨界狀態(tài)產(chǎn)生數(shù)不如消耗多，一代比一代減少直至零為止。降功率或停堆。反響堆功率：P＝Vf/(3×1010)瓦＝nv單位體積內(nèi)中子通量f＝裂變截面，單位時(shí)間單位體積裂變率f。V－堆芯體積。40七、反響堆燃燒過程反響性隨運(yùn)行變化：可裂變物鈾-235因裂變而減少燃耗。堆內(nèi)非裂變?nèi)剂衔罩凶雍笊a(chǎn)可裂變物钚-239裂變產(chǎn)物積累，中子有害吸收增加中毒，結(jié)渣以應(yīng)堆內(nèi)溫度變化，材料吸收中子能力改變圖2－7K有效隨運(yùn)行時(shí)間的變化411〕鈾-235裂變裂變

圖2－8鈾－235裂變422〕鈾-238吸收中子發(fā)生裂或發(fā)生獲反響生成鈾－239……一系列反響圖2－9在中子輻照下所產(chǎn)生的同位素鏈433〕中毒、結(jié)渣裂變碎片半衰期長短可分兩大類：一類短壽命同位素：氙－135，氙－133，碘－131等。所引起的中子有害吸收稱“反響堆中毒〞。二類半衰期穩(wěn)定同位素引起中子有害吸收稱為反響堆“結(jié)渣〞。釤－149，釓－157，銪－155，鎘－113等20－30種。44八、反響堆內(nèi)熱量傳遞過程〔一〕熱量來源及分布能源來源時(shí)間能量兆電子伏份額%射程釋放能量的位置裂變直接釋放的能量裂變碎片動(dòng)能瞬發(fā)16884極短幾乎全在燃料內(nèi)裂變中子能動(dòng)瞬發(fā)52.5中絕大部分在慢化劑內(nèi)射線能量瞬裂52.5長堆芯、反射層、熱屏蔽層裂變碎片衰變放出的射線緩發(fā)73.5短燃料、慢化劑、冷卻劑裂變碎片衰變放出的射線緩發(fā)63長堆芯、反射層、熱屏蔽層緩發(fā)中子緩發(fā)0－0.4略去中絕大部分在慢化劑內(nèi)伴隨衰變放出的中微子緩發(fā)105極長宇宙空間間接能量非裂變效應(yīng)(n,

)放出的射線緩發(fā)73.5長非裂變效應(yīng)產(chǎn)物衰變放出的、、射線緩發(fā)21長,,短堆芯、反射層、熱屏蔽層合計(jì)可用能量（除中微子通量外）-20010045單位體積燃料釋熱率：qv=EfNff(,z)qv：體積發(fā)熱率，千焦/米3·時(shí)Nf：單位體積內(nèi)可裂變核子數(shù)f：為核燃料裂變截面〔厘米2〕Ef：每次裂變釋放能量〔約200Mev〕(,z)=Ajo(2.405/R)Cos(Z/H)qvmax－－中心點(diǎn)燃料最大體系發(fā)熱率J0為零階火塞爾函數(shù)全堆芯發(fā)出總功率為：46〔二〕燃料棒內(nèi)導(dǎo)熱過程1.燃料芯塊內(nèi)導(dǎo)熱過程：o—芯塊半徑，t1為芯塊外外表溫度℃to—芯塊中心溫度，-1芯塊導(dǎo)熱系數(shù)2.芯塊外表與包殼外表間接觸傳熱過程：ak兩種材料間界面接觸傳熱系數(shù)，千瓦/m2·℃473.通過包殼的導(dǎo)熱過程：2--包殼外半徑tw—包殼外壁面溫度t2—包殼內(nèi)壁面溫度4.包殼外壁面溫度tf(o)—流體入口℃G—冷卻劑總流量，公斤/小時(shí)Cp—比熱〔千焦/公斤·℃〕48反響堆內(nèi)水力設(shè)計(jì)〔三〕流體流動(dòng)阻力1.沿程摩擦阻力壓降為水的比重〔公斤/米3〕V為水流速〔米/秒〕l為直管段長度〔米〕de水力直徑〔米〕g重力加速度〔米/秒2〕為沿程序摩擦阻力2.流道截面變化及流向變化局部阻力壓降為局部阻力系數(shù)493.垂直流道內(nèi)流動(dòng)的位差壓降1，2為比重4.流體沿途溫度，密度變化造成壓降G—總流量，公斤/小時(shí)A—流道截面積〔米2〕V—流速--水比重505.流量變化壓降L—流道長度〔米〕Ct—時(shí)間轉(zhuǎn)換常數(shù)g—重力加速Wg—質(zhì)量流速，公斤/米2·小時(shí)t=(t-o)為時(shí)間增量總壓降P總＝P摩＋P局P位＋Pa1＋Pa2MPa51九、反響堆構(gòu)造反響堆本體構(gòu)造由堆芯組件，堆內(nèi)構(gòu)件，壓力容器和控制棒驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)等主要設(shè)備部件組成。圖為1000MW級(jí)壓水反響堆本體構(gòu)造示意圖。冷卻劑由反響堆壓力容器進(jìn)口接收進(jìn)入，沿壓力容器內(nèi)側(cè)向下，在吊籃底部向上通過流量分配裝置，然后繼續(xù)向上進(jìn)入堆芯，將燃料棒釋出的熱量導(dǎo)出，被加熱的反響堆冷卻劑經(jīng)吊籃出口、反響堆壓力容器出口接收流出。1.堆芯組件堆芯是核反響堆的核心部位，它由核燃料組件控制組件，可燃毒物組件，中子源組件及阻力塞線件等部件組成。整個(gè)核反響堆的堆芯將由121－193個(gè)燃料組件，幾十個(gè)控制棒組件和相應(yīng)的相關(guān)組件及高沒高溫高壓冷卻水組成直徑約為3米，高約4米的圓柱形裂變鏈?zhǔn)椒错憛^(qū)域。521〕燃料組件：壓水堆的燃料組件普遍采用無盒，束棒下方形組件。它由燃料棒，定位格架，導(dǎo)向管和上、下管座等組成。電功率為1000MWe級(jí)的壓水堆標(biāo)準(zhǔn)燃料組件是燃料棒徑為9.5mm，棒間距為12.6mm，橫截面尺寸為214×214mm，總高為4058mm的17×17排列無盒組件。2〕控制組件：控制組件用于控制和調(diào)節(jié)反響堆反響性的部件。將強(qiáng)中子吸收材料〔如銀－銦－鎘合金〕封裝在不銹鋼包殼內(nèi)形成控制棒。假設(shè)干根控制棒固定在連接柄上構(gòu)成控制組件。控制棒組件由一個(gè)連接柄和24根控制棒組成。連接柄上帶有16根徑向翼連接，并用銷釘鎖緊。插彩圖：燃料組件5354553〕可燃毒物組件：可燃毒物組件為減少補(bǔ)償初始堆芯剩余反響性所需的硼濃度，防止出現(xiàn)慢化劑正溫度系數(shù)，而在堆芯設(shè)置的部件。將含有可燃耗的中子吸收材料〔硼、釓〕封裝，制成可燃毒物棒，并用連接板連接，便組成可燃毒物組件。此外，在堆芯中還設(shè)置中子源組件，用以起反響堆。根據(jù)反響堆物理計(jì)算，在規(guī)定位置的燃料組件導(dǎo)向管中分別插入控制棒組件、可燃毒物組件或中子源組件。其余的燃料組件導(dǎo)向管中插以阻力塞組件，以減少這些導(dǎo)向管中冷卻劑的漏流。562.堆內(nèi)構(gòu)件堆內(nèi)構(gòu)件主要由堆芯下部支承構(gòu)件、堆芯上部支承構(gòu)件和堆內(nèi)測(cè)量裝置等組成。用以支承及固定燃料組件，形成冷卻劑通道，以導(dǎo)出堆內(nèi)產(chǎn)生的熱量；形成控制棒驅(qū)動(dòng)線并使之對(duì)中，保證控制棒能上下自由動(dòng)作以及為設(shè)置堆內(nèi)測(cè)量提供條件。堆內(nèi)構(gòu)件材料大局部為不銹鋼，少量為鎳基合金。插圖堆內(nèi)構(gòu)件57581〕堆芯下部支承構(gòu)件由吊監(jiān)筒體與其下部的下柵格板組件連接構(gòu)成。下柵格板組件有堆芯下板及吊籃底板和支承柱，用于支承燃料組件并使其下部準(zhǔn)確定位。吊籃筒體內(nèi)設(shè)有圍板組件以形成反響堆冷卻劑流道。吊籃筒體上部設(shè)有冷卻劑出口凸緣，在熱態(tài)運(yùn)行時(shí)，與壓力容器的出口接收內(nèi)緣膨脹貼合，以減少漏流。吊籃底部設(shè)有流量分配板或流量分配筒，使進(jìn)入堆芯的冷卻劑流量合理分布。吊籃底部設(shè)有帶緩沖器的輔助支承，在吊籃斷裂時(shí)能得以緩沖，從而減少吊籃對(duì)壓力容器底部的沖擊，并防止控制棒相對(duì)抽出堆芯過多而引起反響性急劇增長的嚴(yán)重事故。592〕堆芯上部支承構(gòu)件由支承筒將壓緊板與堆芯上板連接構(gòu)成。用以使燃料組件上部準(zhǔn)確定位并防止其向上竄動(dòng)。在壓緊板和堆芯上板之間裝有導(dǎo)向筒，對(duì)控制棒組件進(jìn)展引導(dǎo)并防止水流沖擊。3〕堆內(nèi)測(cè)量包括堆芯中子通量密度測(cè)量和堆內(nèi)溫度測(cè)量。為了測(cè)量堆芯中子通量密度分布，一般用將中子探測(cè)元件套以套管并堆底引入堆芯的方法，亦有用將可活化的探測(cè)小球通過導(dǎo)管從壓力容器頂部用氣體吹入和吹出的方法進(jìn)展測(cè)量的。用熱電偶在規(guī)定的燃料組件出口及堆出口測(cè)量堆芯和堆出口冷卻劑溫度，熱電偶一般從壓力容器頂部引入，亦有隨同中子通量密度測(cè)量元件從壓力容器底部引入的。603.反響堆壓力容器反響堆壓力容器用于容納和支承堆芯及堆內(nèi)構(gòu)件；為冷卻劑管道提供連接條年，以保證堆芯冷卻；同時(shí)為控制棒驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)及堆內(nèi)測(cè)量提供裝設(shè)條件。反響堆壓力容器材料為低合金碳鋼，內(nèi)壁襯以超低碳不銹鋼及局部鎳基合金堆焊層。反響堆壓力容器由圓柱形筒身及帶有法蘭的球形頂蓋組成。筒身與頂蓋用螺栓連接，并用金屬O形環(huán)密封，同時(shí)設(shè)有監(jiān)漏系統(tǒng)。筒身上焊有反響堆冷卻劑進(jìn)口劑管與出口接收，用以與反響堆冷卻劑管道連接。筒身上部內(nèi)側(cè)設(shè)有凸緣，用以支承堆內(nèi)構(gòu)件。筒身處焊有支承凸臺(tái)和進(jìn)出口接收下部凸臺(tái)共同用于容器本身的支承。壓力容器頂蓋上焊有管座，用以裝設(shè)控制棒驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)及溫度測(cè)量裝置。6162根據(jù)對(duì)反響堆壓力容器輻照壽命的要求，可在吊籃筒體外圍設(shè)置圓筒形熱屏蔽或局部設(shè)置中子襯墊以減少對(duì)壓力容器的輻照損傷。在吊籃筒體外側(cè)設(shè)置輻照監(jiān)視管，內(nèi)裝壓力容器筒體材料和主焊縫的試樣，用于監(jiān)測(cè)壓力容器的輻照損傷程度，以指導(dǎo)反響堆壓力容器的平安使用。4.控制棒驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)控制棒驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)是反響堆的重要?jiǎng)幼鞑考?，通過它的動(dòng)作帶動(dòng)控制棒組件在堆芯內(nèi)上下抽插，以實(shí)現(xiàn)反響堆的啟動(dòng)，功率調(diào)節(jié)，停堆和事故情況下的平安控制。因此，它是確保反響堆平安可控的重要部件。63控制棒驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)的動(dòng)作要求為：在正常運(yùn)行工況下要求棒的移動(dòng)速度緩慢，每秒鐘的行程約為10mm；在快速停堆或事故工況時(shí)要求驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)在得到事故停堆訊號(hào)后，即通自動(dòng)脫開，控制棒組件靠自重快速插入堆芯，從得到訊號(hào)到控制棒完全插入堆芯的緊急停堆時(shí)間一般不超過2秒鐘，以保證堆芯運(yùn)行平安。核電廠壓水堆的控制棒驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)普遍采用磁力提升式驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)，它具有構(gòu)造簡單，加工容易，提升能力大，拆裝和維修方便等優(yōu)點(diǎn)。磁力提升式驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)由磁軛，耐壓殼，內(nèi)部部件，驅(qū)動(dòng)軸及位置指示器等五個(gè)部件組成。圖3－12為控制棒驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)。6465內(nèi)部部件支承在耐壓殼下部的密封殼內(nèi)端面上，它與套在密封殼外面的磁軛部件的三個(gè)工作線圈相對(duì)應(yīng)，構(gòu)成磁回路。三個(gè)工作線圈中上部是提升線圈，中部為保持線圈，下部是傳遞線圈。當(dāng)三個(gè)工作線圈按設(shè)計(jì)程序通直流電時(shí)，裝在內(nèi)部部件中的三對(duì)磁極和銜鐵相應(yīng)地被感應(yīng)而吸合，帶動(dòng)兩組鉤爪與驅(qū)動(dòng)軸部件中環(huán)形槽交替嚙，使驅(qū)動(dòng)軸部件帶動(dòng)控制棒組件向上或向下一步一步移動(dòng)。三個(gè)工作線圈都斷電時(shí)，控制棒靠重力插入堆芯。驅(qū)動(dòng)軸部件上部上光桿上端是位置指示器的傳感器局部，中部環(huán)形桿有環(huán)形槽與內(nèi)部部件的鉤爪相嚙合，下部光桿有環(huán)形槽與內(nèi)部部件的鉤爪相嚙合，下部下光下光桿有可拆芯桿與控制棒組件相連接。在反響堆運(yùn)行期間確保不脫開，其拆裝由專用工具完成。66控制棒組件在反響堆內(nèi)的軸向位置由套在位置指示內(nèi)套管外面的位置指示器部件及其指示儀表指示。整個(gè)機(jī)構(gòu)在壓力容器頂蓋管座上，密封殼與管座用螺紋連接并用“〞切割機(jī)、焊接機(jī)進(jìn)展。運(yùn)行期間機(jī)構(gòu)外部用空氣冷卻，耐壓殼部件內(nèi)充滿一回路高溫高壓水、驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)的驅(qū)動(dòng)軸在密封水內(nèi)上下運(yùn)動(dòng)。堆內(nèi)構(gòu)件各部件與壓力容器筒身、頂蓋相互之間都設(shè)有定鍵、銷等，用以相互定位使用控制驅(qū)動(dòng)線對(duì)中，確保控制棒能自由提升、下降和快速下降。各部件之間壓緊固定處，根據(jù)情況設(shè)置彈性部件以及留有間隙以補(bǔ)償不同的熱膨脹量。67第二章核電站動(dòng)力裝置一、一回路系統(tǒng)及主要設(shè)備二、一回路輔助系統(tǒng)三、二回路系統(tǒng)及主要設(shè)備68第二章核電站動(dòng)力裝置將原子核裂變釋放的核能轉(zhuǎn)變?yōu)殡娔艿南到y(tǒng)和設(shè)備，通常稱為核電站。原子核能反響堆類型不同，核電站的系統(tǒng)、設(shè)備也有所差異，所以下面仍以壓水反響堆為便，介紹核電站的工作原理。壓水堆核電站主要由原子核反響堆、一回路系統(tǒng)、二回路系統(tǒng)及其他輔助系統(tǒng)和設(shè)備組成。其流程原理見圖3-1。一回路系統(tǒng)是將核裂變能轉(zhuǎn)化為水蒸汽的熱能裝置。它由反響堆、主循環(huán)泵〔即主泵〕、穩(wěn)壓器、蒸汽發(fā)生器以及相應(yīng)的管道等組成。6970一、一回路系統(tǒng)及主要設(shè)備原子核反響堆內(nèi)產(chǎn)生的核能，使堆芯發(fā)熱溫度升高，高溫高壓的冷卻水在主循環(huán)泵驅(qū)動(dòng)下，流進(jìn)反響堆堆芯，將堆芯中的熱量帶至蒸汽發(fā)生器。蒸汽發(fā)生器再熱把熱量傳遞給二回路循環(huán)系統(tǒng)中的給水，使給水加熱變成高壓蒸汽，放熱后的冷卻水又重新流回堆芯。這樣，不斷地循環(huán)往復(fù)，構(gòu)成一個(gè)密閉的循環(huán)路。一回路循環(huán)系統(tǒng)的壓力由穩(wěn)壓器進(jìn)展調(diào)節(jié)?，F(xiàn)代大功率壓水堆核電站的一回路系統(tǒng)一般有2－4條并聯(lián)的密閉環(huán)路〔見圖3-2〕，每條環(huán)路由一臺(tái)主循環(huán)泵和一臺(tái)蒸汽發(fā)生器與相應(yīng)管道連接而成，為了確保平安，將整個(gè)一回路循環(huán)系統(tǒng)的主要設(shè)備集中安裝在一座立式圓柱狀球形頂蓋密封建筑物〔通常稱核電站平安殼〕里。平安殼的內(nèi)徑約40米，高約70米，它是采用預(yù)應(yīng)力混凝土內(nèi)襯鋼板的大型建筑構(gòu)造，能承受一定壓力，可以防止放射性物質(zhì)穿透和向外擴(kuò)散〔見圖3-3〕。7172二回路循環(huán)系統(tǒng)由汽輪機(jī)、發(fā)電機(jī)、冷凝器、凝結(jié)水泵、給水泵、給水加熱器和中間汽水別離再熱器等設(shè)備組成。二回路中蒸汽發(fā)生器的給水吸收了一回路傳來的熱量變成高壓蒸汽，然后推動(dòng)汽輪機(jī)，帶動(dòng)發(fā)電機(jī)發(fā)電。作功后的廢氣在冷凝器內(nèi)冷卻而凝結(jié)成水，再由給水泵送入加熱器加熱后重新返回蒸汽發(fā)生器，再變成高壓蒸汽推動(dòng)汽輪發(fā)電機(jī)作功發(fā)電。這樣構(gòu)成了第二個(gè)密閉循環(huán)回路。二回路系統(tǒng)的設(shè)備均安裝在汽輪發(fā)電機(jī)組廠房內(nèi)，一回路和二回路通過主蒸汽管道與蒸汽發(fā)生器連接。核電站的二回路系統(tǒng)和普通火電站的動(dòng)力回路相似，蒸汽發(fā)生器和一回路系統(tǒng)相當(dāng)于火電站的鍋爐。但是，由于反響堆一回路系統(tǒng)往往帶有一定劑量的放射性，因此，從反響堆出來的冷卻劑一般不宜直接送入汽輪機(jī)，否則將會(huì)使常規(guī)機(jī)組操作維修復(fù)雜，所以核電站一般比火電站要多一套動(dòng)力回路。73蒸汽發(fā)生器型式：立式飽和蒸汽發(fā)生器由“U〞型傳熱管、管板、汽水別離器和容器部件組成。1.“U〞型傳熱管材料因種洛依〔Incoloy)800或Inconel690等基合金，強(qiáng)度高，熱阻小，抗應(yīng)力腐蝕，晶間腐蝕強(qiáng)水質(zhì)控制嚴(yán)格：O2＜0.1ppm，Cl2<0.1ppm，2.管板：厚度：700mm深孔：6000－8000個(gè)3.管子與管板連接脹接和焊接雙重連接形式4.汽水別離器第一級(jí)簡狀的旋風(fēng)式別離器第二、三級(jí)為板別離器 圖3-47475反響堆冷卻劑泵型式：單級(jí)離心式軸封泵由泵殼，葉輪，軸密封構(gòu)造，推力軸承，電機(jī)和飛輪。1.泵殼：蝸殼式構(gòu)造，高強(qiáng)度低合金鋼，內(nèi)壁堆焊不銹鋼。2.軸承：一個(gè)是推力軸承，2－3個(gè)導(dǎo)向軸承〔徑向軸承〕3.軸密封第一道：不接觸式端面密封〔流體靜力或動(dòng)力密封〕第二道：不接觸式端面密封或接觸式端面密封第三道：接觸式端面密封正常運(yùn)行時(shí)，靠軸封水系統(tǒng)供給軸封水的密封兩端面之間形成一層極薄幾薇束水膜，使密封面不發(fā)生靡探。4.電機(jī)鼠寵式異步電機(jī)5.飛輪慣性惰轉(zhuǎn) 圖3-57677穩(wěn)壓器型式：電熱式穩(wěn)壓器立式園柱形1.噴霧器用于抑制壓力升高，安置在蒸汽空間頂端2.電加熱器限制壓力降低，安置在穩(wěn)壓器的下部水空間內(nèi)電加述元件采用直接插入式。圖3-67879二、一回路輔助系統(tǒng)一回路輔助系統(tǒng)的主要作用是保證反響堆和一回路系統(tǒng)能正常運(yùn)行及調(diào)節(jié)，并為一些重大的事故提供必要的平安保護(hù)及防止放射性物質(zhì)擴(kuò)散的措施。按其所起的作用，大至可以分為五類：1〕保證堆和一回路系統(tǒng)正常運(yùn)行的是：化學(xué)和容積控制系統(tǒng)；主泵軸密封水系統(tǒng)。2〕提供核電站一回路系統(tǒng)在運(yùn)行和停堆時(shí)必要的冷卻系統(tǒng)是：設(shè)備冷卻水系統(tǒng)；停堆冷卻系統(tǒng)3〕對(duì)付重大失水事故保證核電站平安的工程平安設(shè)施系統(tǒng)是：平安注射系統(tǒng)；平安殼噴淋系統(tǒng)和平安殼隔離系統(tǒng)4〕控制和處理放射性物質(zhì)，減少對(duì)自然界影響的是，放射性廢氣凈化處理系統(tǒng)，廢液處理系統(tǒng)；固體廢物處理系統(tǒng)5〕其他：補(bǔ)給水系統(tǒng)，取樣系統(tǒng)，凈化去污清洗系統(tǒng)，廢燃料池。8081(一)化學(xué)和容積控制系統(tǒng)作用：調(diào)節(jié)一回路系統(tǒng)中穩(wěn)壓器液位，保持一回路冷卻劑容積；調(diào)節(jié)水中硼濃度，補(bǔ)償反響堆在運(yùn)行過程中反響性緩慢變化；通過凈化冷卻劑及添加化學(xué)藥劑，保持一回路的水質(zhì)82圖3-8化學(xué)和容積控制系統(tǒng)83〔二〕主泵軸密封水系統(tǒng)由容積控制箱通過上充泵來的冷卻劑進(jìn)入泵體后局部與一回路水混合，另一局部向上進(jìn)入泵的第一道密封。第二道密封和第三道密封分別回流到容積控制箱和疏排水箱。圖3-9主泵軸封水系統(tǒng)84〔三〕硼回收系統(tǒng)由容積控制箱來含硼廢水，均引入暫存箱內(nèi)。積累一定量。由泵吸出，經(jīng)過濾，離子交換和加熱脫氣，除去料液中不溶性顆粒，可溶劑離子狀和氣體狀裂變產(chǎn)物及腐蝕產(chǎn)物。從脫氣塔頂部排出氣體，經(jīng)排給冷卻排往廢氣系統(tǒng)處理。料液進(jìn)入蒸發(fā)器蒸發(fā)，蒸汽凝水作再生補(bǔ)給水用。蒸發(fā)后濃縮后排入卸放箱，經(jīng)過濾后送至化學(xué)和容積控制系統(tǒng)重新使用。85圖3-10硼回收系統(tǒng)86〔四〕設(shè)備冷卻水系統(tǒng)功能：為核電站一回路主，輔系統(tǒng)帶放射性的設(shè)備和熱交換器提供冷卻水。設(shè)備冷卻水由水泵輸送、經(jīng)設(shè)備冷卻水熱交換器被江水或海水冷卻后，再分別經(jīng)過各分配集流量流進(jìn)所需要冷卻的設(shè)備和熱交換器中去，從那里帶出熱量，然后返回水泵吸入口，如此循環(huán)。8788〔五〕停堆冷卻系統(tǒng)功能：1.將一回路熱量帶走，使堆停后的余熱不斷帶走，使堆芯溫度降低到允許溫度。2.在發(fā)生失水事故時(shí)，停冷系統(tǒng)可作為平安注射系統(tǒng)一局部，將硼水注射到堆芯。89圖3-12停堆冷卻系統(tǒng)原理：停堆后，冷卻劑通過停冷泵及停冷熱交換器組成的冷卻回路由熱段引出冷段進(jìn)入，將堆芯熱量由設(shè)備冷卻水帶出。當(dāng)發(fā)生失水事故時(shí)，能從換料水箱或平安殼地質(zhì)中將硼水注入到堆芯中去。90〔六〕平安注射系統(tǒng)功能：當(dāng)一回路管道或設(shè)備發(fā)生破損時(shí)，平安和來向堆芯緊急注入高硼冷卻水，防止堆芯因失水而造成燒毀。平安系統(tǒng)設(shè)兩套平安注射管系：1.低壓安注管系，由平安注射箱和管絡(luò)與一回路相連，箱內(nèi)容納一定量高硼水，并用抉氣充壓使箱內(nèi)維持恒定壓力。當(dāng)大失水時(shí)，回路壓力低于安注箱壓力時(shí)，硼水通過止回閥自動(dòng)注入一回路。2.高壓安注管系：由平安注射泵和換料水箱與一回路相，當(dāng)小失水事故時(shí)，回路壓力低于一定值時(shí)，安注泵自動(dòng)啟動(dòng)，將換料水箱內(nèi)硼水分冷，熱兩端同時(shí)向堆芯注水。〔圖3-13)9192〔七〕平安殼噴淋系統(tǒng)功能：平安殼噴淋將用來降低平安殼內(nèi)壓力和溫度，使放射性蒸汽凝結(jié)下來。原理：在平安殼上部設(shè)有一定數(shù)量噴淋頭，當(dāng)平安殼由于主管道破裂而蒸汽壓力升高時(shí)，噴淋泵自動(dòng)啟動(dòng)、交換料水箱內(nèi)硼水和NaOH貯箱內(nèi)硼水和NaOH貯箱內(nèi)供除碘用的NaOH一起吸入，噴入平安殼。當(dāng)換料水箱內(nèi)水用盡后，可改吸平安殼內(nèi)的地坑水。繼續(xù)冷卻平安殼。圖3－14平安殼噴淋系統(tǒng)9394三、二回路系統(tǒng)及主要設(shè)備〔一〕系統(tǒng)的功用和組成二回路主系統(tǒng)的主要功用是將蒸汽發(fā)生器產(chǎn)和的飽和蒸汽供汽輪發(fā)電機(jī)組作功發(fā)電和供電站其他輔助設(shè)備使用。二回路系統(tǒng)主要由飽和蒸汽輪機(jī)、發(fā)電機(jī)、冷凝器、凝結(jié)水泵、低壓加熱器、除氧器、給水泵、高壓加熱器、中間汽水別離再熱器和相應(yīng)的儀表、閥門、管道等設(shè)備組成。此外，還有主蒸汽排放系統(tǒng)、循環(huán)冷卻水系統(tǒng)、控制保護(hù)系統(tǒng)、潤滑油系統(tǒng)等輔助系統(tǒng)。其中大局部設(shè)備與火電站差不多，故不詳細(xì)介紹，下面主要介紹核電站汽輪和發(fā)電機(jī)的特點(diǎn)。圖3－15秦山一期二回路熱力系統(tǒng)9596〔二〕飽和蒸汽汽輪機(jī)組壓水堆核電站的汽輪機(jī)與火電站汽輪機(jī)在原理上沒有什么差異，只是由于反響堆冷卻劑溫度的限制〔壓水堆平均出口溫度一般小于330℃〕只能產(chǎn)生壓力較低〔4.9-7.35兆帕〕的飽和蒸汽或微過熱蒸汽〔過熱度20－30℃〕。與火電站的高參數(shù)汽輪機(jī)相比，蒸汽的可用焓降僅為它的65%，汽耗約大一倍。在冷凝器內(nèi)的一樣背壓下，排氣容積流量約大60－70%，因此核電站的飽和蒸汽汽輪機(jī)與火電站的汽輪機(jī)相比，具有以下特點(diǎn)：1.一般采用半速機(jī)組核電站汽輪機(jī)的轉(zhuǎn)速一般取1500轉(zhuǎn)/分〔美國1800轉(zhuǎn)/分〕，是火電站汽輪機(jī)轉(zhuǎn)速〔3000轉(zhuǎn)/分〕的一半。9798采用半速機(jī)組的優(yōu)點(diǎn)是：半速機(jī)組的葉片較長，葉片端渦流損失影響較小。因此效率比全速機(jī)組高1－1.5%。不利的因素是半速機(jī)組的主要部件〔如汽缸、轉(zhuǎn)子、末級(jí)葉片、軸承等〕尺寸和質(zhì)量相應(yīng)增大。因此，核電站汽輪機(jī)要比同等功率的火電站汽輪機(jī)大得多。例如：一臺(tái)120萬千瓦核電站汽輪機(jī)的高壓轉(zhuǎn)子毛重約120噸，比同功率火電站汽輪機(jī)高壓轉(zhuǎn)子重五倍。2.汽水別離再熱器飽和蒸汽汽輪機(jī)是在濕蒸汽區(qū)工作。蒸汽在汽輪機(jī)各級(jí)膨脹過程中產(chǎn)生大量水分，為了防止水蝕，除對(duì)在水蝕區(qū)工作的部件嘞鍍或堆焊一層13%的鉻鋼保護(hù)層外，一般在高壓與低壓缸之間裝有汽水別離再熱器。蒸汽在高壓缸作功膨脹后，經(jīng)過汽水別離再熱器〔用新蒸汽加熱〕。然后通過低壓缸，這樣可以提高循環(huán)效率和減少葉片水蝕。993.超速核電站飽和蒸汽汽輪機(jī)，在事故條件下，超速較大。這是因?yàn)樵谄啓C(jī)甩負(fù)荷時(shí)，汽機(jī)內(nèi)壓力突然下降，而汽水別離再熱器內(nèi)存有大量蒸汽以及汽輪機(jī)外表聚積的聚結(jié)水?dāng)U容蒸發(fā)產(chǎn)生大量蒸汽使汽輪機(jī)轉(zhuǎn)速迅速升高。如果不采取措施，將超速20%以上。目前國外在低壓缸入口處采用快速關(guān)閉截止閥來防止超速。根據(jù)實(shí)際，在采用該措施后，汽輪機(jī)甩全負(fù)荷時(shí)超速不超過4－7%。飽和蒸汽汽輪機(jī)的主要技術(shù)關(guān)鍵問題是長達(dá)1500毫米以上的末級(jí)葉片加工，重達(dá)200噸以上的低壓缸轉(zhuǎn)子的加工和大尺寸的低壓汽缸的加工制造工藝。100為滿足核發(fā)電經(jīng)濟(jì)要求，核電站一般采用單堆單機(jī)，隨著單堆功率增加，核電站汽輪機(jī)也越造越大。目前最大核電站的功率已到達(dá)130萬千瓦。最大的飽和蒸汽汽輪機(jī)的容量亦為130萬千瓦。汽輪機(jī)全長為40多米，加上發(fā)電機(jī)，汽輪發(fā)電機(jī)組全長約56米。圖表示壓水堆核電站的汽輪機(jī)構(gòu)造。6.蒸汽發(fā)生器排污系統(tǒng)根據(jù)對(duì)蒸汽發(fā)生器運(yùn)行水質(zhì)的要求，均規(guī)定有一定的設(shè)計(jì)排污率。一般在蒸汽發(fā)生器的下部均設(shè)有排污口。排污水與一個(gè)專門設(shè)置的擴(kuò)容相連。排污系統(tǒng)由擴(kuò)容箱、排污泵、排污冷卻器、離子交換床、過濾器、管道、閥門等組成。為了利用排污水的熱量，可把擴(kuò)容箱上部的蒸汽排到除氧器中去〔或采取多級(jí)擴(kuò)容及蒸發(fā)處理〕。蒸汽發(fā)生器排污水處理后可送回冷凝器重新使用，或由放射性廢水系統(tǒng)處理后排放。1017.循環(huán)水系統(tǒng)循環(huán)水系統(tǒng)的作用主要是供給汽輪機(jī)冷凝器大量循環(huán)水。根據(jù)地區(qū)及水溫，一般冷凝器的冷卻售率取為40－70。所以循環(huán)水泵的功率也是很大的。此外，循環(huán)水系統(tǒng)還供給其它非放射性交換器的冷卻用水以及電站其它用途的生產(chǎn)用水。系統(tǒng)的組成除循環(huán)水泵外，尚有專設(shè)的取水構(gòu)筑物、冷水塔或噴水池；以及各種過濾網(wǎng)、沖洗泵和澄清水池等。102〔三〕主發(fā)電機(jī)組核電站主發(fā)電機(jī)與火電站發(fā)電機(jī)不同點(diǎn)在于采用半速四極機(jī)組，這是核電站飽和蒸汽汽輪機(jī)所要求的。發(fā)電機(jī)的主要構(gòu)造是由一個(gè)定子和一個(gè)轉(zhuǎn)子組成。定子包括定子機(jī)座、定子鐵芯、電樞繞組、端蓋等主要部件。轉(zhuǎn)子包括鐵芯、轉(zhuǎn)子激磁繞組、擴(kuò)環(huán)、滑環(huán)、風(fēng)扇等主要部件。隨著單機(jī)容量增大，定子和轉(zhuǎn)子的尺寸和重量也相應(yīng)增加。轉(zhuǎn)子是用優(yōu)質(zhì)大型鍛件制成，機(jī)械強(qiáng)度高。一般認(rèn)為發(fā)電機(jī)的單機(jī)容量主要受轉(zhuǎn)子和擴(kuò)環(huán)段件的尺寸和機(jī)械性能限制。103大型發(fā)電機(jī)的冷卻方式，普遍采用定子線圈水冷，轉(zhuǎn)子線圈氫冷，定子鐵芯氫冷〔簡稱水、氫、氫冷〕。但轉(zhuǎn)子線圈水冷是開展方向。它能減輕發(fā)電機(jī)的重量，并縮小發(fā)電機(jī)的構(gòu)造尺寸，在國內(nèi)外已被廣泛采用。發(fā)電機(jī)的勵(lì)磁方式，目前已較多地采用無刷旋轉(zhuǎn)半導(dǎo)體勵(lì)磁，取消了碳刷和滑環(huán)，以提高機(jī)組的運(yùn)行平安，并且檢修方便。根據(jù)反響堆事故停堆時(shí)平安冷卻的需要，希望主發(fā)電機(jī)及其勵(lì)磁系統(tǒng)應(yīng)能帶動(dòng)冷卻劑主循環(huán)泵進(jìn)展不低于20－30秒鐘的惰轉(zhuǎn)。104〔四〕二回路輔助系統(tǒng)1.主蒸汽排放系統(tǒng)主蒸汽排放系統(tǒng)是核電站的平安保護(hù)系統(tǒng)之一。當(dāng)汽輪機(jī)局部或全部甩負(fù)荷時(shí)，它可將主蒸汽系統(tǒng)中多余的蒸汽通過接通冷凝器的蒸汽旁通閥，或通過接通大氣的蒸汽釋放閥、平安閥進(jìn)展排放。在緊急停情況下，也可作為排走堆芯余熱的一種應(yīng)急手段。各核電站蒸汽排放容量略有不同。下面介紹向個(gè)參考數(shù)據(jù)。通往冷凝器的蒸汽旁通閥的排汽量約為10-40%的滿負(fù)荷汽量。通大氣的蒸汽釋放閥的能力約和通冷凝器的旁通閥總能力一樣。設(shè)置在蒸汽母管上的主蒸汽平安閥的動(dòng)作壓力取為主蒸汽母管的設(shè)計(jì)壓力，其排放總能力為100%的額定蒸汽流量。按標(biāo)準(zhǔn)要求，主蒸汽平安閥的動(dòng)作要保證在反響堆滿功率運(yùn)行的條件下，蒸汽發(fā)生器殼側(cè)的壓力不超過其設(shè)計(jì)壓力的110%。1052.汽輪機(jī)再熱及抽氣系統(tǒng)為了降低汽輪機(jī)低壓缸蒸汽的濕度和提高汽輪機(jī)效率，在高、低壓缸之間設(shè)置一個(gè)中間汽水別離再熱器，此外，在高、壓缸上還設(shè)置了多級(jí)抽汽口，按蒸汽參數(shù)上下，分別向系統(tǒng)中各給水加熱器和除氧器供汽。它們的作用原理均與常規(guī)火電站的一樣。3.凝結(jié)水給水系統(tǒng)凝結(jié)水給水系統(tǒng)包括凝結(jié)水泵、凝結(jié)水除鹽裝置、低壓加熱器、除氧器、給水泵、高壓加熱器等設(shè)備。冷凝器將乏汽冷卻成為凝結(jié)水后，根據(jù)蒸汽發(fā)生器對(duì)給水中氯離子含量的嚴(yán)格要求，局部或全部凝結(jié)水進(jìn)展除鹽處理，然后進(jìn)展逐級(jí)加熱并除氧，成為合格的給水后供給蒸汽發(fā)生器。1064.化學(xué)水處理系統(tǒng)化學(xué)水處理系統(tǒng)主要是對(duì)凝結(jié)水給水進(jìn)展化學(xué)處理，也包括對(duì)補(bǔ)給水的化學(xué)處理。本系統(tǒng)可作為凝結(jié)水給水系統(tǒng)的子系統(tǒng)，有時(shí)也單獨(dú)列出?；瘜W(xué)片時(shí)，包含兩方面內(nèi)容：一是除鹽處理，這主要是用樹脂床進(jìn)展離子交換除鹽，其指標(biāo)取決于核電站對(duì)水質(zhì)的要求；二是加藥處理及保持一定的pH值。例如，除了熱力除氧外，可在系統(tǒng)中自動(dòng)注入聯(lián)氨等藥物進(jìn)展化學(xué)除氧。5.事故給水系統(tǒng)事故給水系統(tǒng)主要是為了在廠用電母線斷電的情況下，供給二回路的給水以冷卻一回路冷卻劑，及時(shí)帶走反響堆剩余發(fā)熱，以保證反響堆的堆芯平安。有時(shí)，在不斷電情況下停堆時(shí)，為了節(jié)省廠用電，也可用事故給水系統(tǒng)來冷卻一回路冷卻劑。當(dāng)廠用電母線斷電時(shí)，事故給水泵能自動(dòng)投入工作。1076.蒸汽發(fā)生器排污系統(tǒng)根據(jù)對(duì)蒸汽發(fā)生器運(yùn)行水質(zhì)的要求，規(guī)定有一定的設(shè)計(jì)排污率。一般在蒸汽發(fā)生器的下部均設(shè)有排污口。排污水與一個(gè)專門設(shè)置的擴(kuò)容箱相連。排污系統(tǒng)由擴(kuò)容箱、排污泵、排污冷卻器、離子交換床、過濾器、管道、閥門等組成。為了利用排污水的熱量，可把擴(kuò)容箱上部的蒸汽排互除氧器中去〔或采取多級(jí)擴(kuò)容及蒸發(fā)處理〕。蒸汽發(fā)生器排污水處理后可送回冷卻器重新使用，或由放射性廢水系統(tǒng)處理后排放。7.循環(huán)水系統(tǒng)循環(huán)水系統(tǒng)的作用主要是供給汽輪機(jī)冷卻器大量循環(huán)水。根據(jù)地區(qū)及水溫，一般冷凝器的冷卻倍率取為40－70。所以循環(huán)水泵的功率也是很大的。此外，循環(huán)水系統(tǒng)還供給其它非放射性熱交換器的冷卻用水以及電站其它用途的生產(chǎn)用水。108第三章核電站的控制和運(yùn)行一、概述二、反響堆的運(yùn)行方式三、核電站的自動(dòng)控制系統(tǒng)四、反響堆平安保護(hù)109一、概述核電站在運(yùn)行情況下，汽輪發(fā)電機(jī)系統(tǒng)的運(yùn)行參數(shù)根據(jù)需要不斷地在變化，這些變化必然地要影響一回路系統(tǒng)的運(yùn)行參數(shù)和反響堆的工作狀態(tài)。此外，核動(dòng)力裝置不可防止的要受到一些內(nèi)部或外部的擾動(dòng)，使電廠運(yùn)行參數(shù)發(fā)生波動(dòng)，偏離設(shè)計(jì)值，這是我們所不希望的。為了保證核動(dòng)力裝置各參數(shù)能運(yùn)行在所規(guī)定的范圍內(nèi)，排除內(nèi)部或外部擾動(dòng)的影響，自然地要為核動(dòng)力裝置配備一套控制調(diào)節(jié)系統(tǒng)。其中主要有：〔1〕反響堆功率調(diào)節(jié)系統(tǒng)〔2〕蒸汽排放控制系統(tǒng)〔3〕穩(wěn)壓器壓力和水位調(diào)節(jié)系統(tǒng)〔4〕蒸汽發(fā)生器給水調(diào)節(jié)系統(tǒng)〔5〕汽輪機(jī)調(diào)速系統(tǒng)110這是核電站五個(gè)主要控制與調(diào)節(jié)系統(tǒng)。顯然，反響堆功率調(diào)節(jié)系統(tǒng)是其中的關(guān)鍵系統(tǒng)，它決定了電廠的整個(gè)狀態(tài)。其它幾個(gè)系統(tǒng)是維持某變量在給定范圍內(nèi)，或某給定值上。一個(gè)典型的壓水反響堆核電站控制系統(tǒng)示意圖如圖4－1所示。由圖4－1很明顯都看出，核動(dòng)力裝置是一個(gè)復(fù)雜的多變量相互影響的控制對(duì)象。因此，在設(shè)計(jì)這種控制與調(diào)節(jié)系統(tǒng)時(shí)，單獨(dú)地考慮哪一個(gè)系統(tǒng)都是不適宜的，必須同時(shí)考慮這些系統(tǒng)相互間的影響。在現(xiàn)代有高階混合式模擬計(jì)算機(jī)和大型數(shù)字計(jì)算機(jī)的情況下，采用適當(dāng)?shù)臄?shù)學(xué)模型，做到這一點(diǎn)是不困難的。111112二、反響堆的運(yùn)行方式1.反響堆進(jìn)、出口平均溫度Tav恒定運(yùn)行方式在冷卻劑量平均溫度不變情況下，因?yàn)門av恒定，當(dāng)反響堆輸出功率增加時(shí)，入口溫度T1將下降，溫度使堆功率上升，出口溫度To也上升，保持平均溫度不變。由于Tav恒定，冷卻劑體積變化較小，這對(duì)穩(wěn)壓器設(shè)備有好處，體積更小，對(duì)穩(wěn)壓器內(nèi)的壓力和液位調(diào)節(jié)要求也可以低。但是二回路蒸汽流量Gs和壓力Ps變化較大，對(duì)二回路設(shè)備的要求提高，增加了蒸發(fā)器給水調(diào)節(jié)系統(tǒng)和汽輪機(jī)調(diào)速系統(tǒng)的負(fù)擔(dān)。1132.二回路蒸汽壓力Ps恒定運(yùn)行方式這方式對(duì)二回路有利，使二回路系統(tǒng)更經(jīng)濟(jì)合理，蒸發(fā)器給水調(diào)節(jié)和汽機(jī)調(diào)整負(fù)擔(dān)減輕。使一回路平均溫度Tav變化很大，冷卻劑比容變化較大，相應(yīng)穩(wěn)壓器容積，液位和壓力調(diào)節(jié)系統(tǒng)要求提高。由于Tav變化大，為了補(bǔ)償堆芯溫度引起反響性變動(dòng)，控制棒動(dòng)作也頻繁。這對(duì)反響堆功率調(diào)節(jié)是不利。3.折中方式Tav恒定對(duì)一回路有利，Ps恒定對(duì)二回路有利。折中方式綜合兩個(gè)方式特點(diǎn)于不同功率水平。114在運(yùn)行功率0－15%額定功率提升階段為使反響堆系統(tǒng)穩(wěn)定，而讓二回路壓力讓它變動(dòng)在運(yùn)行功率15－85%功率提升階段反響堆的平均溫度允許變化，但二回路壓力變化變得緩慢些，功率可以投入自動(dòng)調(diào)節(jié)。在運(yùn)行功率85－100%階段又回到反響堆內(nèi)冷卻劑平均溫度不變，使反響堆的功率調(diào)節(jié)比較平衡，控制棒動(dòng)作少。115116117118三、核電站的自動(dòng)控制系統(tǒng)1.反響堆功率調(diào)節(jié)系統(tǒng)反響堆功率調(diào)節(jié)系統(tǒng)是用來操縱控制棒自動(dòng)控制系統(tǒng)，它自動(dòng)地維持既定功率水平，抑制內(nèi)部或外部擾動(dòng)對(duì)功率水平的影響。反響堆功率調(diào)節(jié)系統(tǒng)具有手動(dòng)和自動(dòng)控制檢和落棒功能。由于反響堆是一個(gè)動(dòng)態(tài)特性比較復(fù)雜的控制對(duì)象，因自調(diào)節(jié)系統(tǒng)，要考慮到核裂變特性堆芯熱力學(xué)特性，溫度效應(yīng)反響性反響，及一、二回路和系統(tǒng)間相互影響。按照折中運(yùn)行方式，則主要調(diào)節(jié)量將是反響堆的進(jìn)出口平均溫度Tav。而Tav隨著反響堆輸出功率Qw變化。119給定的反響堆輸出功率Qwo通過函數(shù)變換裝置轉(zhuǎn)化為Tavo，作為被調(diào)量Tav的整定值。Tavo與實(shí)際測(cè)得的Tav相比較所產(chǎn)生差值信號(hào)ΔTav去驅(qū)動(dòng)控制棒，調(diào)節(jié)反響堆的輸出功率Qw與給定功率Qwo相匹配。核電站發(fā)電機(jī)送向電網(wǎng)的電能與反響堆輸出功率相對(duì)應(yīng)，所以給定了反響堆輸出功率相對(duì)應(yīng)，所以給定了反響堆輸出功率Qwo也應(yīng)確定了發(fā)電機(jī)送給電網(wǎng)的電能。這是按偏差原理進(jìn)展調(diào)節(jié)的負(fù)反響系統(tǒng)。120四、反響堆平安保護(hù)壓水堆反響堆保護(hù)的重點(diǎn)是堆芯不被燒毀，它大致可以分為四類：堆芯保護(hù)、起動(dòng)保護(hù)、停堆保護(hù)和其它快速停堆保護(hù)。1.堆芯保護(hù)堆芯保護(hù)的根本出發(fā)點(diǎn)是防止堆芯燒毀，也就是說，必須在任何情況下防止燃料元件包殼過熱，保證燃料包殼不破裂，防止裂變產(chǎn)物釋出。為保證這一點(diǎn)有以下幾個(gè)保護(hù)參數(shù)：121〔1〕超功率－超溫保護(hù)壓水反響堆在運(yùn)行時(shí)，一般要求堆芯工作在泡核沸騰傳熱方式情況下。在這種傳熱方式下工作的堆芯，由燃料元件向冷卻劑放熱的放熱系數(shù)比較大，燃料包殼外表溫度只稍高于冷卻劑溫度。泡核沸騰方式的上限稱為偏離泡核沸騰點(diǎn)，在這一點(diǎn)上。因?yàn)槿剂习鼩ね獗硇纬闪艘粚诱羝?，形成了所謂膜態(tài)沸騰，使燃料元件向冷卻劑的放熱系數(shù)急劇下降。這時(shí)可能導(dǎo)致包殼局部高溫因而燒壞，使裂變產(chǎn)物跑到冷卻劑中去。這是一種比較嚴(yán)重的事故，是應(yīng)該絕對(duì)防止的。122〔2〕超功率保護(hù)當(dāng)反響堆運(yùn)行在滿功率或接近滿功率狀態(tài)時(shí)，由于手動(dòng)或自動(dòng)調(diào)節(jié)系統(tǒng)的誤操作，或由于化學(xué)與容積控制系統(tǒng)的誤動(dòng)，均可能導(dǎo)致反響性增長事故。這種事故使反響堆功率上升，如果功率到達(dá)了事故信號(hào)整定值時(shí)，必須很快地把反響堆停下來〔見圖6－26〕。超功率保護(hù)整定值約為110%額定功率左右?！?〕冷卻劑回路低壓保護(hù)根據(jù)堆芯允許的最大沸騰計(jì)算低壓停堆整定值，這時(shí)因?yàn)槎研緣毫抵聊硺O限值時(shí)，溫度將升高，可能使燃料元件包殼燒毀。反響堆低壓停堆計(jì)算器的傳遞函數(shù)是123

式中：K7，K8，K9－－常數(shù)；τ6，τ7，τ8－－補(bǔ)償網(wǎng)絡(luò)時(shí)間常數(shù)；ΔT－－反響堆進(jìn)、出口溫差〔T0-T1)；B－－可調(diào)偏移。如果冷卻劑回路壓力低于由〔6－58〕式計(jì)算的壓力時(shí)，則反響堆必須停堆〔見圖4－6〕。冷卻回路低壓保護(hù)整定值取決于熱工水力設(shè)計(jì)。根據(jù)現(xiàn)行壓水堆熱工設(shè)計(jì)參數(shù)，此值一般可定為13.23兆帕左右。124125〔4〕冷卻劑回路高壓保護(hù)如果由于運(yùn)行事故使冷卻劑回路壓力上升到某一極限值時(shí)〔例如16.17兆帕左右〕，為防止可能造成高壓破裂事故，這時(shí)反響堆應(yīng)盡快停堆。如同低壓保堆保護(hù)一樣，高壓停堆計(jì)算器的傳遞函數(shù)為式中：K10，K11，K12－－常數(shù)；τ9，τ10，τ11－－補(bǔ)償網(wǎng)絡(luò)時(shí)間常數(shù)；ΔT－－反響堆進(jìn)、出口溫差〔T0-T1)；B－－可調(diào)偏移。如果冷卻劑回路壓力高于由〔6－59〕式計(jì)算的整定值時(shí)，則反響堆停堆〔見圖4－7〕。126127〔5〕冷卻劑流量保護(hù)如果反響堆運(yùn)行在滿功率狀態(tài)下，功率維持不變，但冷卻劑流量由于某種原因下降，這時(shí)堆芯溫度升高，可能導(dǎo)致反響堆燒毀，應(yīng)該馬上停堆。低流量整定值一般約為85%額定流量?！?〕主泵供電低頻率和低電壓保護(hù)顯然，主泵供電電源發(fā)生低頻率或低電壓，均會(huì)導(dǎo)致冷卻劑流量降低。低頻保護(hù)整定值一般定為46赫左右，而低壓保護(hù)整定值一般為70%額定電壓。1282.起動(dòng)保護(hù)在反響堆起動(dòng)或由低功低升至高功率的過程中，可能由于誤操作，提棒過急等原因造成功率變化速度太快，引起超溫和超功率。所以應(yīng)該限制反響堆反響堆功率提升速度也有限制。因此，反響堆周期過短，也應(yīng)停堆。短周期整定值一般為10－20秒?！?〕高通量低值保護(hù)在反響堆功率變化過程中，由于功率提升速度太快可能造成中子通量過，燒毀堆芯。因此在啟動(dòng)時(shí)規(guī)定了幾個(gè)極限值，以保護(hù)堆芯平安。這些極限值大致是，源量程和中間量程中子通量取≤25%額定功率；功率量程中子通量〔低定值〕取≤25%額定功率。1293.停堆保護(hù)反響堆在功率運(yùn)行期間，平安棒處在完全抽出位置，調(diào)節(jié)棒是插入堆芯的。如果冷卻劑中硼濃度稀釋，調(diào)節(jié)棒必然下插。為了保證調(diào)節(jié)棒有足夠的停堆反響性余量〔即停堆反響性貯備〕，必須限制調(diào)節(jié)棒的下插深度。停堆反響性貯備由下式計(jì)算：式中：K13，K14－－常數(shù)；c－－可調(diào)偏移；Tref－－無載冷卻劑平均溫度。由〔6－60〕可見，停堆反響性貯備是功率和平均溫度的線性函數(shù)。當(dāng)計(jì)算得到的z低于給定的z0時(shí)，發(fā)出“低〞或“低－低〞報(bào)警，以便手動(dòng)或自動(dòng)地向冷卻劑中注入硼酸。“低〞報(bào)警是警告運(yùn)行人員調(diào)節(jié)棒已經(jīng)插入到接近停閉反響堆狀態(tài)；而“低－低〞報(bào)警則要求采取緊急措施迅速手動(dòng)或自動(dòng)地向冷卻劑中加硼。1304.其他快速停堆保護(hù)〔1〕穩(wěn)壓器高水位保護(hù)如果穩(wěn)壓器內(nèi)水位高達(dá)92%滿量程，則可能造成穩(wěn)壓器的平安閥泄水，這時(shí)需要把反響堆停下來?！?〕蒸汽發(fā)生器低水位保護(hù)如果蒸汽發(fā)生器水位降低，說明蒸汽發(fā)生器產(chǎn)生了給水流量故障。在這種情況下反響堆產(chǎn)生的熱量凈不可能及時(shí)地送出，因此使堆芯溫度逐漸升高，甚至發(fā)生燒毀事故。所以當(dāng)蒸汽發(fā)生器水位低于某值時(shí)，便發(fā)出停堆信號(hào)。這種保護(hù)是用蒸汽與給水流量偏差和蒸汽發(fā)生器水位符合停號(hào)控制。131〔3〕失負(fù)荷保護(hù)當(dāng)汽輪機(jī)甩掉了全部負(fù)荷時(shí)，反響堆自然就無需運(yùn)行而應(yīng)自動(dòng)停堆?！?〕地震停堆保護(hù)?！?〕根據(jù)需要手動(dòng)停堆。上面談的四類反響堆保護(hù)，都是以某限為準(zhǔn)的停堆保護(hù)。實(shí)際工程中并非這樣簡單地決定在出現(xiàn)某參數(shù)越限就停堆。為了盡可能地使反響堆連續(xù)運(yùn)行，根據(jù)事故程序和電廠狀態(tài)還應(yīng)該有降功率運(yùn)行，制止提棒，反插調(diào)節(jié)棒以及報(bào)警不同程度的保護(hù)動(dòng)作。132第四章核電站平安措施一、核電站絕不會(huì)發(fā)生核爆炸二、防止放射性泄漏的屏障三、平安設(shè)計(jì)原則四、核電站的平安設(shè)施133一、核電站絕不會(huì)發(fā)生核爆炸提到核電站有不少人總有點(diǎn)不放心，認(rèn)為核電站放射性到處都是，甚至把核電站的事故與原子彈爆炸聯(lián)系在一起，其實(shí)這是一種誤解。原子彈是一種不可控的鏈?zhǔn)搅炎兎错懷b置。它需要有用高濃縮度〔90%以上鈾-235或钚-239〕裂變物質(zhì)，由復(fù)雜精細(xì)的引爆系統(tǒng)點(diǎn)火。引爆前裂變物質(zhì)都分散布置在炸彈外層，彈內(nèi)沒有任何吸收中子的物質(zhì)，只有在引爆裝置點(diǎn)火起爆點(diǎn)，外層裂變物質(zhì)才被迅速地壓縮到中心，立刻形成不可控制的鏈?zhǔn)搅炎兎错懀薮蟮暮四茉跇O短時(shí)間內(nèi)釋放出來，又無法帶走。因此，就發(fā)生了不可控制的核爆炸?！矆D5－1〕134135而核電站的反響堆是一個(gè)可控制的裂變反響裝置，一般采用含鈾－235量只有百分之幾的低濃鈾裂變物質(zhì)燃料，封裝在耐高溫的鋯合金包殼管中成為一根根細(xì)燃料棒，分散布置在反響堆內(nèi)，棒與棒之間限位固定，中間通過高速流動(dòng)的冷卻水。除核燃料外，堆內(nèi)還裝入做成棒束狀的吸收中子能力很強(qiáng)的控制物質(zhì)銀－銦－鎘合金和溶解在冷卻水中的硼酸。平時(shí)反響堆不會(huì)發(fā)生核裂變反響，只有當(dāng)吸收中子物質(zhì)被控制機(jī)構(gòu)提出反響堆和硼酸稀釋時(shí)，才會(huì)產(chǎn)生局部裂變反響，將能量有控制地釋放出來，反響程度由操作決定。反響過快會(huì)自動(dòng)停頓。反響堆本身由于功率增加溫度升高也會(huì)自行控制使核反響減弱下來。即使在最嚴(yán)重事故情況下也不會(huì)發(fā)生核爆炸。為了證實(shí)這種現(xiàn)象，美國曾對(duì)在沙漠地區(qū)的壓水堆核電站做過控制棒完全失控試驗(yàn)，試驗(yàn)證明不會(huì)發(fā)生爆炸。就是像1986年4月蘇聯(lián)切爾諾貝利核電站發(fā)生的最嚴(yán)重核事故，反響堆失控過熱，堆芯熔化，石墨高溫燃燒，核電站發(fā)生火災(zāi)，但也不會(huì)發(fā)生核爆炸。136二、防止放射性泄漏的四道屏障核電站的放射性主要產(chǎn)生在反響堆的核燃料中，為了防止核裂變過程中放射性物質(zhì)泄漏，壓水堆核電站設(shè)置有四道平安屏障〔圖5-2〕。第一道屏障為燃料芯塊。核裂變產(chǎn)生的裂變產(chǎn)物除了裂變氣體、穿透率較強(qiáng)的中子和射線外，其他98%的放射性裂變產(chǎn)物被保存在陶瓷型的燃料塊內(nèi)。第二道屏障為密封的鋯合金包殼管。核燃料芯塊被封為包殼管內(nèi)，包殼能承受2×107Pa壓力，具有耐高溫，抗腐蝕性能，并經(jīng)過長期使用考驗(yàn)，證明在核電站運(yùn)行時(shí)不會(huì)發(fā)生破裂。從目前世界上使用情況來看，壓水堆核電站的燃料棒破損的幾率只有萬分之一、二。137138第三道屏障為封閉的一回路系統(tǒng)及設(shè)備。這些設(shè)備從材料到構(gòu)造均有足夠的強(qiáng)度和良好的密封性能，反響堆中局部燃料棒破損后，放射性物質(zhì)完全能密封在一回路系統(tǒng)內(nèi)。第四道屏障為平安殼廠房，它是一個(gè)密封的殼體構(gòu)造，它能承受一回路假想失水事故時(shí)，全部冷卻水流出汽化所造成的最大壓力，并具有良好的密封性能，能有效地封住放射性物質(zhì)，防止它向外界泄漏。139三、平安設(shè)計(jì)原則1.嚴(yán)格遵循核平安法規(guī)中國核平安法規(guī)，HAF系列，該系列等效于IAEA的核平安標(biāo)準(zhǔn)系列〔NUSS〕；美國聯(lián)邦法規(guī)10CFR〔NSNRC10CFR〕，美國核管會(huì)管理導(dǎo)則(RegulatoryGuides)和NUREG作為重要參考；平安級(jí)機(jī)械部件按ASME標(biāo)準(zhǔn)設(shè)計(jì)；平安級(jí)電氣設(shè)備和儀表按IEEE或IEC標(biāo)準(zhǔn)設(shè)計(jì)。1402.縱深防御保守設(shè)計(jì)，留有大的平安裕量，如低的燃料線功率密度(最大36.7kW/m)，大容積穩(wěn)壓器(35m3),蒸汽發(fā)生器二次側(cè)大的水容積(57m3)，大容積平安殼(自由空間49000m3)，以提高電廠的事故遏制能力。電廠的設(shè)計(jì)、制造、建造和其他一切影響質(zhì)量的活動(dòng)均貫徹QA。防止放射性泄漏的三種屏障的質(zhì)量尤予以重視?？刂飘惓＿\(yùn)行，檢測(cè)事故苗子，從而防止異常運(yùn)行事件升級(jí)為事故；設(shè)置多重、多樣和實(shí)體分隔的專設(shè)平安設(shè)施〔系統(tǒng)〕，在萬一發(fā)生事故時(shí)緩解其后果；設(shè)計(jì)階段就考慮應(yīng)急響應(yīng)措施。1413.采用先進(jìn)技術(shù)PSA〔概率平安評(píng)價(jià)〕用作設(shè)計(jì)工具；主控室設(shè)計(jì)考慮人因工程原則，如設(shè)置平安參數(shù)顯示系統(tǒng)〔SPDS〕使用運(yùn)行人員便于分析事故原因；ATWS〔未能停堆的預(yù)計(jì)瞬態(tài)〕對(duì)策、反響堆容器水位測(cè)量、堆頂放氣等等；增設(shè)一套柴油發(fā)電機(jī)組作為替代交流電源；ALARA〔合理可行盡量低〕設(shè)計(jì)原則；預(yù)防嚴(yán)重事故對(duì)策。142四、核電站的平安設(shè)施核電站雖然是平安可控的，但是電站的系統(tǒng)設(shè)備復(fù)雜，容易發(fā)生故障和事故。因此，為保證核電站平安可靠運(yùn)行，在設(shè)計(jì)和建造核電站時(shí)設(shè)置了一系列平安設(shè)施。核電站中設(shè)置有幾套完整的平安保護(hù)系統(tǒng)；核電站平安保護(hù)系統(tǒng)由事故監(jiān)測(cè)裝置、平安保護(hù)線路和平安保護(hù)執(zhí)行機(jī)構(gòu)等三局部組成。電站的平安保護(hù)參數(shù)很多，主要有反響堆中子通量，反響堆功率大小，增加速率，一回路的流量、溫度、穩(wěn)壓器壓力、液位，蒸汽發(fā)生器的水位，二回路的蒸汽壓力、流量等約30－40項(xiàng)保護(hù)參數(shù)。當(dāng)其中任一測(cè)量值超過限定值時(shí)，即自動(dòng)發(fā)出警告并發(fā)出事故停堆信號(hào)。143平安保護(hù)線路根據(jù)事故信號(hào)自動(dòng)實(shí)現(xiàn)預(yù)定保護(hù)措施，它通過執(zhí)行機(jī)構(gòu)將反響堆迅速關(guān)閉，使反事故系統(tǒng)投入工作。為可靠起見，核電站的平安保護(hù)系統(tǒng)一般由兩套或三套獨(dú)立系統(tǒng)組成。運(yùn)行原則是一套投入，另一套處于熱備用狀態(tài)，或兩套同時(shí)投入以增加設(shè)備本身可靠性。保護(hù)參數(shù)采用多重符合邏輯線路，為了防止假信號(hào)引起誤動(dòng)作，對(duì)重要參數(shù)同時(shí)取兩個(gè)以上的信號(hào)，保有當(dāng)兩個(gè)以上的一樣信號(hào)輸入時(shí)，保護(hù)系統(tǒng)才作出保護(hù)動(dòng)作，以提高保護(hù)系統(tǒng)本身可靠性。另外，在核電站設(shè)計(jì)中不僅要對(duì)各種可能發(fā)生的事故進(jìn)展分析，并設(shè)置防事故和保平安的措施，還須以假想的最嚴(yán)重事故作為平安分析的依據(jù)。144壓水堆核電站的假想最嚴(yán)重事故是一回路管道大破裂，冷卻劑噴流而出，造成反響堆失水。堆芯失去冷卻就可能燒壞熔化，以致大量放射性產(chǎn)物隨水蒸汽釋放到平安殼大廳去。為了保證電站假想事故下的平安，核電站中專設(shè)設(shè)置了一套專設(shè)平安設(shè)施，它包：平安注入系統(tǒng)、平安噴淋系統(tǒng)和平安殼隔離系統(tǒng)等〔見圖5-3〕。當(dāng)假想事故發(fā)生時(shí)，一回路的壓力急劇下降，緊急停堆系統(tǒng)迅速將反響堆在2秒鐘內(nèi)關(guān)閉。同時(shí)，平安注入系統(tǒng)立刻投入工作，分別通過高壓注水泵和低壓注水泵，將大量含中子吸收劑的水注入反響堆使反響堆冷卻下來。注入水通過反響堆又從破口流出來，最終聚集在平安殼地坑中。當(dāng)注入水箱貯存的水用完時(shí)，平安注射系統(tǒng)即自動(dòng)地從地坑抽水再循環(huán)冷卻〔見圖7〕。145146其次，失水事故后，一回路的高溫高墳水破口出來迅速汽化成高溫蒸汽進(jìn)入平安殼，使平安殼內(nèi)的壓力、溫度升高。平安殼內(nèi)的平安噴淋系統(tǒng)迅速投入工作，使換料水箱內(nèi)含NaOH和硼酸的水從頂部噴淋下來，將蒸汽和蒸汽中放射性裂變產(chǎn)物除掉。噴淋下來的水也都聚集在地坑，可作再循環(huán)使用。與此同時(shí)，平安殼隔離系統(tǒng)自動(dòng)投入工，地所有穿過平安殼通向其他廠房的管道全部關(guān)閉，放射性物質(zhì)就被封閉在平安殼內(nèi)。經(jīng)過一定時(shí)期衰變后，檢修人員就可以進(jìn)入平安殼內(nèi)進(jìn)展檢修。147第五章核電站的三廢處理及環(huán)境保護(hù)一、核電站的三廢處理二、生活中的放射性輻照三、核電站與火電廠對(duì)環(huán)境影響的比較148一、核電站的三廢處理隨著現(xiàn)代工業(yè)的迅速開展，三廢處理和環(huán)境已成為人們?nèi)找骊P(guān)心的問題。核電站作為一種新興的工業(yè)，它的三廢處理和環(huán)境保護(hù)一開場就受到高度重視。國際上，對(duì)核電站的三廢排放標(biāo)準(zhǔn)和排放量都有明確的規(guī)定，電站中專設(shè)設(shè)置有三廢處理系統(tǒng)和設(shè)備。核電站的放射性三廢的主要來源和處理方法如下。圖6-11491501.核電站的廢氣及處理核電站的放射性廢氣主要指由空氣活化產(chǎn)生的41Ar等，燃料棒破損時(shí)放出的85Kr、131K等裂變氣體和燃料破損時(shí)放出的90Sr、137Cs等裂變物質(zhì)微粒。這些氣體以兩類形式排出：一種是廠房通風(fēng)氣體、這種氣體是大量的。當(dāng)廠房由于設(shè)備的泄漏被污染時(shí)，這些氣體就會(huì)含有放射性，但放射性比較低。處理方法是用高效過濾器去除氣溶膠，用活性炭過濾器吸附碘，當(dāng)處理后的氣體到達(dá)廠房通風(fēng)的放射性水平后，引入排風(fēng)前，再進(jìn)展一次高效過濾和活性炭吸附，后經(jīng)高煙囪排入大氣。151另一種為工藝廢氣，這種氣體直接與放射性液面接觸，含有高濃度的放射性核素。對(duì)這種廢氣先用廢氣緩沖缸加壓收集起來，并在衰變箱內(nèi)讓它衰變60－100天，使99%以上短壽命放射性廢氣“死掉〞，然后有的用吸附法把放射性核素吸附下來，將干凈尾氣排往大氣，而將吸附的氪、氙等氣體壓入鋼瓶，成為特殊固體廢物貯存起來。2.核電站放射性廢水及處理核電站的放射性廢水主要指一回路系統(tǒng)設(shè)備取樣廢水、泄漏水、設(shè)備去污水、換料水池更換廢水、沖洗水和其他放射性設(shè)備冷卻泄漏水等。152廢水按其品質(zhì)和放射性水平大致可分為堆性廢水和非堆性廢水。前者含硼，放射性較高并含有氘。這局部廢水先集中在廢水池中經(jīng)過衰變，然后送廢水處理車間進(jìn)展凝聚沉降、離子交換、過濾和蒸發(fā)，將放射性物質(zhì)濃縮固化、貯藏，而處理后的廢水繼續(xù)使用。對(duì)于非堆性廢水如：地面沖洗水、去污水、洗衣房廢水，根本上不含硼，不含氘，放射性低，雜質(zhì)含量多，經(jīng)過濾和離子交換凈化后，作一般復(fù)用或稀釋排放。無論排放或復(fù)用水的放射性濃度都要在國家規(guī)定的露天水源的限制標(biāo)準(zhǔn)以下〔國外壓水堆電站標(biāo)準(zhǔn)值為3.7－27貝可/升左右〕。1533.核電站的固體廢物及處理核電站的放射性固體廢物主要有污染的防護(hù)用品、金屬、玻璃、廢零件等堅(jiān)硬廢物和廢樹脂、蒸發(fā)殘?jiān)?、泥漿及廢水廢氣處理后的濃縮產(chǎn)物。處理這些固體廢物的方法是先將它們濃縮，縮小體。將可燃物燃燒成灰，不可燃物壓縮裝桶；將松散的廢物壓入特制桶中，以減少體積，然后固化，封裝后屏蔽運(yùn)往固體廢物庫。待積累到一定數(shù)量后，再送到廢礦巖洞深處、地下核爆炸后的洞穴內(nèi)或投入水文和地質(zhì)適當(dāng)?shù)纳詈Ｖ杏谰么娣拧?54核電站的三廢治理與主體工程同時(shí)設(shè)計(jì)，同時(shí)施工，同時(shí)投產(chǎn)。三廢治理原則是盡量回收，把排放減至最小。排放方式嚴(yán)格遵照國家規(guī)定，排礦物的放射性應(yīng)遠(yuǎn)低于規(guī)定標(biāo)準(zhǔn)的允許值?，F(xiàn)在地方環(huán)境保護(hù)機(jī)構(gòu)已有一整套監(jiān)測(cè)系統(tǒng)，用來確保核電站三廢治理和安排平安性。并且，經(jīng)歷證明，核電站的三廢治理措施已可使放射性降低到微缺乏道的水平。二、生活中的放射性輻照談到放射性對(duì)環(huán)境的影響，人們往往認(rèn)為只有核裂變才會(huì)產(chǎn)生。實(shí)際