壓水堆核電廠演示幻燈片

第2章壓水堆核電廠9/1/20231基本知識9/1/20232核電站核電站是利用核分裂(NuclearFission)或核融合(NuclearFusion)反應所釋放的的能量產(chǎn)生電能的發(fā)電廠。目前商業(yè)運轉中的核能發(fā)電廠都是利用核分裂反應而發(fā)電。核電站主要分為兩部分：核島：利用原子核裂變生產(chǎn)蒸汽的部分（包括反應堆裝置和一回路系統(tǒng)）常規(guī)島：利用蒸汽發(fā)電的部分（包括汽輪發(fā)電機系統(tǒng)）。燃料核電站使用的燃料一般是放射性重金屬：鈾、钚。9/1/20233現(xiàn)在使用最普遍的民用核電站大都是壓水反應堆核電站。工作原理是：用鈾制成的核燃料在反應堆內(nèi)進行裂變并釋放出大量熱能；高壓下的循環(huán)冷卻水把熱能帶出，在蒸汽發(fā)生器內(nèi)生成蒸汽，推動發(fā)電機旋轉。9/1/202341、核燃料：在反應堆中使用的裂變物質及可轉換物質稱為核燃料。核燃料中必須是：①含有鈾-235、鈾-233、钚-239三種易裂變核素中的一種或二種；②能夠產(chǎn)生裂變并釋放裂變能。2、易裂變核素：任何能量的中子都能引起核裂變的核素稱為易裂變核素，如鈾-235、鈾-233，钚-239三種核素。一些核燃料的基本定義9/1/202353、可轉換核素：由于能量大于1MeV以上的中子能夠引起鈾-238，釷-232轉化，所以稱這兩種核素為可裂變核素。鈾-238，釷-232可分別轉化為钚-239及鈾-233所以又將它們稱為可轉化核素。

4、一次核燃料和二次再生核燃料：在三種易裂變核素中，由于鈾-235是存在于天然礦物中的，所以叫一次核燃料。而鈾-233和钚-239是用人工方法制造得到的，所以又稱為二次再生核燃料。

9/1/20236鏈式裂變反應

當中子與裂變物質作用而發(fā)生核裂變反應時，裂變物質的原子核通常分裂為兩個中等質量數(shù)的核(稱為裂變碎片)。與此同時，還將平均地產(chǎn)生兩個以上的新的裂變中子，并釋放出蘊藏在原子核內(nèi)部的核能。在適當?shù)臈l件下，這些裂變中子又會引起周圍其他裂變同位素的裂變，如此不斷繼續(xù)下去，這種反應過程稱為鏈式裂變反應。9/1/20237慢化劑慢化劑，又稱中子減速劑。在一般情況下，可裂變核發(fā)射出的中子的飛行速度比被其它可裂變核的捕獲的中子速度要快，因此為了產(chǎn)生鏈式反應，就必須要將中子的飛行速度降下來，這時就會使用中子減速劑對慢化劑的要求是對中子有較高的散射截面和低的吸收截面。石墨中的碳元素，以及水中的氫元素都能起到慢化作用。9/1/20238通常用于熱中子反應堆慢化劑的有三種材料輕水（H2O）輕水是含氫物質，慢化能力大，價格低廉，但吸收截面較大，對金屬有腐蝕作用，易發(fā)生輻照分解。重水（氘，D2O）重水的吸收截面小，并可發(fā)生（γ，n）反應而為鏈式反應提供中子；缺點是價格昂貴，還要細心防止泄漏損失、污染和與氫化物發(fā)生同位素交換。石墨石墨吸收截面稍大于重水，但價格便宜，又是耐高溫材料，可用于非氧化氣氛的高溫堆中。鈹、碳氫化合物等。鈹?shù)穆芰Ρ仁?，用它作慢化劑可縮小堆芯尺寸，但鈹有劇毒、價格昂貴、易產(chǎn)生輻照腫脹，故使用受到限制。9/1/20239沸水堆（BoilingWaterReactor，縮寫為BWR

）以沸騰輕水為慢化劑和冷卻劑并在反應堆壓力容器內(nèi)直接產(chǎn)生飽和蒸汽的動力堆。壓水堆（PressurizedWaterReactor，縮寫為PWR

）壓水反應堆利用輕水（普通水H2O）作為冷卻劑和中子慢化劑。

沸水堆與壓水堆同屬輕水堆，都具有結構緊湊、安全可靠、建造費用低和負荷跟隨能力強等優(yōu)點。它們都需使用低富集鈾作燃料。反應堆9/1/202310重水堆（HeavyWaterReactor，縮寫為HWR

）以重水作慢化劑的反應堆。重水的中子吸收截面小，慢化性能好，中子利用率高，故可以直接利用天然鈾作為核燃料。快堆（FastReactor，縮寫為FR）由快中子引起裂變的反應堆。即引起裂變的初級中子的平均能量>100Kev。就用途而言，一般情況下快堆不僅用于動力發(fā)電，也用于增殖，將可裂變核素轉化成易裂變核素，如鈾-238轉化為钚-239，故又稱快增殖堆（fastbreederreactor)?？於岩话悴捎靡簯B(tài)金屬鈉作載熱劑，故又稱鈉冷快堆（sodium-cooledfastreactor）。反應堆9/1/202311目前，世界上已商業(yè)運行的核電站堆型，如壓水堆、沸水堆、重水堆、石墨氣冷堆等都是非增殖堆型，主要利用核裂變?nèi)剂?，即使再利用轉換出來的钚-239等易裂變材料，它對鈾資源的利用率也只有1~2％，但在快堆中，鈾-238原則上都能轉換成钚-239而得以使用，但考慮到各種損耗，快堆可將鈾資源的利用率提高到60~70％。9/1/202312反應堆的分類9/1/2023132.1概述9/1/202314核電站工作原理9/1/2023159/1/202316壓水堆核電站構成核島：在核島中的系統(tǒng)設備主要有壓水堆本體，一回路系統(tǒng)，以及為支持一回路系統(tǒng)正常運行和保證反應堆安全而設置的輔助系統(tǒng)反應堆蒸汽發(fā)生器主蒸汽管燃料廠房廢燃料池相應系統(tǒng)與設備常規(guī)島主要包括汽輪機組、二回路系統(tǒng)及發(fā)電機等，其形式與常規(guī)火電廠類似。配套系統(tǒng)9/1/202317核島系統(tǒng)一回路主系統(tǒng)由反應堆、主泵、穩(wěn)壓器、蒸汽發(fā)生器和相應管道組成。反應堆外殼是一個耐高壓容器，通常稱為壓力容器或壓力殼，其內(nèi)安裝著由許多核燃料組件構成的堆芯。一回路主系統(tǒng)由2~3個環(huán)路對稱地并聯(lián)在壓力容器接管上構成，每個環(huán)路有一臺主泵和一臺蒸汽發(fā)生器。在其中一個環(huán)路上裝有一臺穩(wěn)壓器，以維持一回路運行壓力。9/1/202318安全和輔助系統(tǒng)（按功能分3類）(1)專設安全系統(tǒng):在反應堆發(fā)生大量失水事故時可以自動投入，阻止事故的進一步擴大，保護反應堆的安全，同時防止放射性物質向大氣環(huán)境擴散。包括安全注入系統(tǒng)、安全殼噴淋系統(tǒng)、輔助給水系統(tǒng)和安全殼隔離系統(tǒng)。(2)核輔助系統(tǒng):保證反應堆和一回路正常啟動、運行和停堆。包括化學和容積控制系統(tǒng)、硼和水補給系統(tǒng)、余熱排出系統(tǒng)、反應堆和乏燃料水池冷卻和處理系統(tǒng)、設備冷卻水系統(tǒng)等。(3)三廢處理系統(tǒng):回收和處理放射性廢物以保護和監(jiān)視環(huán)境。包括廢液處理系統(tǒng)、廢氣處理系統(tǒng)和固體廢物處理系統(tǒng)。9/1/202319常規(guī)島系統(tǒng)常規(guī)島系統(tǒng)可劃分為汽輪機回路、循環(huán)冷卻水系統(tǒng)和電氣系統(tǒng)三大部分。汽輪機回路：主要設備有汽輪機、汽水分離再熱器、冷凝器、凝結水泵、低壓加熱器、除氧器、主給水泵和高壓加熱器等。這個循環(huán)回路的流程原理與火力發(fā)電廠基本相同；循環(huán)水冷卻回路：亦稱三回路，其主要功用是向冷凝器供給冷卻水，確保汽輪機冷凝器的有效冷卻。電氣系統(tǒng)：電氣系統(tǒng)包括發(fā)電機、勵磁機、主變壓器、廠用變壓器等。9/1/2023209/1/202321核供汽系統(tǒng)：反應堆+反應堆冷卻劑系統(tǒng)+輔助系統(tǒng)9/1/202322反應堆冷卻劑系統(tǒng)(ReactorCoolantSystem,RCP)（一回路Primarysystem）反應堆冷卻劑系統(tǒng)(RCP)一般有2~4并聯(lián)在反應堆壓力容器上的封閉環(huán)路。每條環(huán)路組成：1臺蒸汽發(fā)生器、1~2臺反應堆冷卻劑泵、以及管道。其中一個環(huán)路熱管段與穩(wěn)壓器相連,用于RCP系統(tǒng)的壓力調(diào)節(jié)和壓力保護。

每個環(huán)路中，位于反應堆壓力容器出口和蒸汽發(fā)生器入口之間的管道稱為熱段，主泵和壓力容器入口間的管道稱為冷段，蒸汽發(fā)生器與主泵間的管道稱為過渡段。9/1/202323RCP系統(tǒng)組成9/1/2023241.主要功能反應堆冷卻劑系統(tǒng)(RCP)即核電站一回路的主回路，其主要功能是使冷卻劑循環(huán)流動，將堆芯中核裂變產(chǎn)生的熱量通過蒸汽發(fā)生器傳輸給二回路，同時冷卻堆芯，防止燃料元件燒毀或毀壞。9/1/202325

2.輔助功能(1)中子慢化劑:壓水堆的冷卻劑為輕水，它具有比較好的中子慢化能力，起到慢化劑的作用，使裂變產(chǎn)生的快中子減速成為熱中子，以維持鏈式裂變反應。另外，它也起到反射層的作用，使泄漏出堆芯的部分中子反射回來。(2)反應性控制:反應堆冷卻劑中溶有的硼酸可吸收中子，因此通過調(diào)整硼溶度可控制反應性。9/1/202326(3)壓力控制:RCP系統(tǒng)中的穩(wěn)壓器用于控制冷卻劑壓力，以防止堆芯中發(fā)生不利于燃料元件傳熱的偏離泡核沸騰現(xiàn)象。(4)放射性屏障:RCP系統(tǒng)壓力邊界作為裂變產(chǎn)物放射性的第二道屏障，在燃料元件包殼破損泄漏時，可防止放射性物質外逸。9/1/2023272.2核電廠總體及廠房布置9/1/202328關于核電站選址有關規(guī)定文件《核電廠安全許可證件的申請和頒發(fā)》；《核電廠廠址選擇安全規(guī)定》；《核電廠廠址選擇中的地震問題》；《核電廠廠址選擇的大氣彌散問題》；《核電廠廠址選擇及評價的人口分布問題》；《核電廠廠址選擇的外部人為事件》；《核電廠廠址選擇的放射性物資水力彌散問題》；《核電廠廠址選擇與水文地質的關系》；《核電廠廠址查勘》；《濱河核電廠廠址設計基準洪水的確定》；《核電廠廠址選擇的極端氣象條件》；《核電廠設計基準熱帶氣旋》；《核電廠的地基安全問題》。9/1/202329核電廠選址應考慮的因素從核安全的觀點考慮,核電站的廠址選擇必須是保護公眾和環(huán)境免受放射性事故所引起的過量輻射影響。要重點考慮：可能發(fā)生的外部自然事件和人為事件對核電站的影響實施應急措施及有關外圍地帶的人口密度、分布及其他特征核電站正常的放射性物質釋放等。

9/1/202330我國現(xiàn)行法規(guī)標準是采用國際原子能機構制訂的通用標準,比較嚴格,考慮因素包括：

社會、經(jīng)濟等外部自然事件：如地震、工程地質、水文地質、洪水和極端氣象條件、水體交換、大氣擴散等);外部人為事件、人口分布以及應急計劃等降低工程造價,提高工程的經(jīng)濟性也是選址時重點要考慮的原則.9/1/202331總的方面有三個：核電廠放射特性核電廠熱功率、核燃料棒破損率、冷卻劑系統(tǒng)泄漏率、放射性廢物處理系統(tǒng)凈化能力等決定了正常運行時放射性排放量。設計上要求在極限事故工況下放射性物質釋放量低于國家核安全局有關規(guī)定。廠址自然條件和技術要求要考慮地質災害（地震、洪水等）、氣象條件（大氣擴散能力）、水源和水文條件（靠近大的水源）、交通運輸方便、靠近負荷中心、遠離機場和可發(fā)生爆炸及有毒物的工廠等。9/1/202332輻射安全要求

出現(xiàn)事故時不對居民造成超過規(guī)定的危害。輻射安全應符合國家環(huán)境保護、輻射防護等法規(guī)和標準要求。核電廠應設在非居住區(qū)可防止廠外人為事故干擾出現(xiàn)事故可保障居民的安全隔離考慮廠址周圍人口密度和分布9/1/202333核電廠總平面布置合理區(qū)分放射性與非放射性的建筑物，嚴格分開凈區(qū)和臟區(qū)。臟區(qū)盡可能置于主導風向下風側。滿足核電廠生產(chǎn)工藝流程要求，便于設備運輸，減少廠區(qū)管線的迂回和縱橫交叉。反應堆廠房、核輔助廠房和燃料廠房，都應設在同一基巖的基墊層上，防止因沉降差異造成管線斷裂。布置時以反應堆廠房為中心，核輔助廠房、燃料廠房、主控樓和應急柴油發(fā)電機廠房圍繞在反應堆廠房周圍。對雙單元核電廠也可采用對稱布置，并共用部分核輔助廠房?？偲矫娌贾迷O計時應考慮的原則：9/1/202334核電廠廠房分區(qū)核心區(qū)：（核島+常規(guī)島）包括：反應堆廠房、核輔助廠房、燃料廠房、主控制室、應急柴油發(fā)電機廠房、汽輪發(fā)電機廠房等三廢區(qū)：包括：廢液儲存處理廠房、固化廠房、弱放廢物庫、固體廢物庫、特種洗衣房和特種汽車庫等供排水區(qū)：包括：循環(huán)水泵房、疏水隧洞、排水渠道、淡水凈化處理車間、消防站、高壓消防泵房、排水泵房等。9/1/202335核電廠廠房分區(qū)動力供應區(qū)：包括：冷凍機站、壓縮空氣及液氮儲存氣化站、輔助鍋爐房等檢修及倉庫區(qū)：包括：檢修車間、材料倉庫、設備綜合倉庫及危險品倉庫等廠前區(qū)：包括：電廠行政辦公大樓及汽車、消防、保安及生活服務設施等。9/1/2023362.3核電廠主要廠房設施9/1/202337核電廠主要廠房：反應堆廠房（即安全殼）燃料廠房、核輔助廠房、汽輪機發(fā)電機廠房控制廠房9/1/202338放射性廢物處理廠房安全殼汽輪發(fā)電機廠房核輔助廠房核燃料廠房控制廠房9/1/2023399/1/202340安全殼9/1/202341燃料廠房燃料廠房設有儲存水池，用來盛放乏燃料。有大型吊車用來吊運乏燃料和設備乏燃料池內(nèi)通常有7~9m深的水層作為屏蔽層。核輔助廠房是一個多用途的鋼筋混凝土結構設有化學和容積控制系統(tǒng)、安全注入系統(tǒng)、設備冷卻水系統(tǒng)等輔助系統(tǒng)，以及廠房必需的空氣處理和冷卻系統(tǒng)。汽輪發(fā)電機廠房設有汽輪發(fā)電機組、凝汽器、凝結水泵、給水泵、給水加熱器、除氧器、汽水分離再熱器、以及二回路有關的輔助系統(tǒng)。控制廠房布置在核電廠的中心，包括：中央控制室、廠用配電和各種自動控制設備。中央控制室內(nèi)有控制臺和控制盤繼電器室內(nèi)有各種繼電器和控制器。9/1/202342核電廠除主廠房外還有循環(huán)水泵房、輸配電廠房、以及放射性廢物處理廠房。放射性廢物處理廠房是核電廠特有的廠房。核電廠內(nèi)所有通過反應堆及一回路系統(tǒng)排出的氣體、液體和固體廢物都要經(jīng)過處理，達到允許標準后才可通過高煙囪、下水道、排放或回收利用。9/1/2023432.4核電廠設備安全功能及分級9/1/202344核電廠的系統(tǒng)、設備和構筑物對于電廠安全的作用比一般常規(guī)系統(tǒng)設備和構筑物的更大，因而提出了設備的安全功能以及按安全功能對安全的重要性分級的概念。這種安全功能分級稱為“安全等級”。劃分安全等級的目的是提供分級設計標準。對于不同安全等級的設備規(guī)定不同的設計、制造、檢驗、試驗的要求。這樣既提高了核電廠安全性；又避免了對某些設備要求過嚴的現(xiàn)象。9/1/2023452.4.1安全功能及分析方法

核電廠安全的基本目標是限制居民和核電廠工作人員在電廠所有運行工況和事故工礦所受到的射線輻射。為保證必要的安全性，執(zhí)行安全功能的系統(tǒng)執(zhí)行下列功能：為安全停堆和維持其安全停堆狀態(tài)提供手段；為停堆后從堆芯導出余熱提供手段；在事故后為防止放射性物質的釋放提供手段，以確保事故工況之后的任何釋放不超過容許極限。9/1/202346為實現(xiàn)上述要求，國際原子能機構在安全導則中，我國國家核安全局在1986年發(fā)布的安全導則中均規(guī)定了20種安全功能項目。主要內(nèi)容有：在完成所有停堆操作后，將反應堆維持在安全停堆狀態(tài)；將其他安全系統(tǒng)的熱量轉移到最終熱阱；維持反應堆冷卻劑壓力邊界的完整性；限制安全殼內(nèi)的放射性物質向外釋放等。9/1/2023472.4.2安全分級安全分級的主要目的是正確選擇用于設備設計、制造和檢驗的規(guī)范和標準。通常，確定了設備的安全分級也同時確定了設備的抗震類別和質保要求。構成流體包容邊界并執(zhí)行一定安全功能的機械系統(tǒng)和流體系統(tǒng)的設備和部件被分成3種安全等級。其他承壓設備和部件定為安全四級(又稱非安全級，用NNS或NC表示)。9/1/2023481.安全一級安全一級主要包括組成反應堆冷卻劑系統(tǒng)承壓邊界的所有部件。安全一級包括反應堆冷卻劑系統(tǒng)中的主要承壓設備：反應堆壓力容器、主管道以及延伸到并包括第二個隔離閥的連接管道(內(nèi)徑大到破損后正常補水系統(tǒng)不能補償冷卻劑的流失)、反應堆冷卻劑泵、穩(wěn)壓器、蒸汽發(fā)生器的一次側和控制棒驅動機構的殼體。安全一級設備選用的設計等級為一級，質量為A組。美國聯(lián)邦法規(guī)規(guī)定，必須按實際可能的最高質量標準來設計、制造、安裝及試驗。9/1/2023492.安全二級安全二級主要指反應堆冷卻劑系統(tǒng)承壓邊界內(nèi)不屬于安全一級的各種部件，以及為執(zhí)行所有事故工況下停堆、維持堆芯冷卻劑總量和排出堆芯熱量及限制放射性物質向外釋放的各種部件。例如：反應堆冷卻劑系統(tǒng)承壓邊界部件中非核一級設備和部件：余熱排出系統(tǒng)、安全注入系統(tǒng)及安全殼噴淋系統(tǒng)等。構成反應堆安全殼屏障的設備和部件：安全殼及隔離貫穿反應堆廠房的流體系統(tǒng)的閥門和部件、二回路系統(tǒng)直至反應堆廠房外第一個隔離閥的部分，安全殼內(nèi)氫氣控制監(jiān)測系統(tǒng)及堆芯測量系統(tǒng)的設備和部件9/1/2023503.安全三級安全三級主要指下述一些系統(tǒng)的設備：為控制反應性提供硼酸的系統(tǒng)；輔助給水系統(tǒng)；設備冷卻水系統(tǒng)；乏燃料池冷卻系統(tǒng)；應急動力的輔助系統(tǒng)；為安全系統(tǒng)提供支持性功能的設施(例如燃料、壓縮空氣、液壓動力、潤滑劑等系統(tǒng)設施)；空氣和冷卻劑凈化系統(tǒng)；放射性廢物儲存和處理系統(tǒng)。9/1/2023514.安全四級(非核安全等級)

核島中不屬于安全一級、二級、三級的設備為非核安全等級。但非核安全等級設備的設計制造應按非核規(guī)范和標準中較高的要求執(zhí)行。必要時，還應附加與安全的重要性相適應的補充設計要求。兩個不同安全等級系統(tǒng)的接口，其安全等級應屬于相連系統(tǒng)中較高的安全等級。9/1/2023522.4.3抗震分級抗震設備：在設計上要滿足承受一定地震載荷要求的機械設備和電氣設備。我國的核安全法規(guī)抗震類別分為三類，；即抗震I類、抗震II類和非抗震類(NA)抗震I類指的是核電廠中其損壞會直接或間接造成事故工況，以及用來實施停堆或維持安全停堆并排出余熱的構筑物、系統(tǒng)和設備。9/1/202353所有與安全有關的廠房和土建構筑物都是抗震I類的，在設計上要滿足能承受安全停堆地震載荷的要求?？拐餓類表明設備的設計要滿足能承受安全停堆地震(SSE)引起的載荷要求。安全停堆地震是在分析核電廠所在區(qū)域和廠區(qū)的地質和地震條件以及當?shù)氐乇硐挛镔|的特性基礎上所確定的可能發(fā)生的最大地震。安全停堆地震通常取當?shù)貧v史上發(fā)生過的最大地震再加上一個適當?shù)陌踩Ａ?。抗震II類表明設備的設計要滿足能承受運行基準地震(OBE)引起的載荷要求。9/1/2023542.5核電廠設計原則核電廠設計首要要求：在正常工況和事故工況下，能嚴格控制放射性物質，使其對人的照射減少到可接受的水平，確保工作人員和公眾安全。一般遵循的安全設計原則有：多道屏障縱深防御單一故障原則抗自然災害輻照計量標準9/1/2023551.多道屏障第一道屏障：燃料棒包殼燃料棒可承受一定高溫（一般為1204℃），具有較高承壓能力，使放射性裂變產(chǎn)物被限制在燃料包殼內(nèi)。第二道屏障：一回路系統(tǒng)的承壓邊界

由壓力容器、管道和設備組成，它們將高溫、高壓又帶強放射性的冷卻劑封閉在其內(nèi)。正常時僅允許極少量泄漏，而且泄漏水收集后送至三廢處理系統(tǒng)。第三道屏障：安全殼

安全殼，它將一回路系統(tǒng)的主要設備(包括一些輔助系統(tǒng)和設備)和主管道包容在內(nèi)。安全殼的泄漏率要嚴格控制，設計規(guī)范要求每天泄漏率要小于安全殼總容積的千分之一。這樣，即使發(fā)生一回路主管道破裂，也只有少量放射性物質泄漏到安全殼外。9/1/2023562.縱深防御

為了保證每一道屏障在正常情況和事故情況下的有效性，在壓水堆核電廠設計中還應采取“縱深防御”原則，它包括三級相繼深入而又相互增援的防御體系。第一級安全防御第一級安全防御要求在設計、建造、運行中采取各種有效措施，保證反應堆應具有內(nèi)在的安全特性，設備必須高質量和可檢查性，系統(tǒng)必須有冗余度，因而任一部件失效也不會影響其正常運行。屬于一級安全防御的內(nèi)容有：(1)反應堆具有負的瞬