核電站概論講義第一章緒論世界電力工業回顧我國電力工業現狀世界核電發展與現狀我國核電發展與現狀核電基本知識一、世界電力工業回顧電力工業起源于10世紀后期。1875年世界上第一臺火力發電機組建于巴黎北火車站的直流發電機，用于照明供電。1904年意大利試驗地熱發電成功。1912年德國建成世界第一座潮汐電站。1920年前蘇聯建成第一座熱電站。1925年美國制成世界第一臺100MW汽輪發電機組。1929年美國建成第一座抽水蓄能電站，7000kW。1954年，原蘇聯建成世界第一座核電站并網發電1957年美國安裝第一臺超臨界火力發電機組（31MPa,621/566/566，125MW）。1970年法國制成世界第一臺燃氣蒸汽聯合循環發電機組。1991年世界最大水電站--巴西/巴拉圭的伊泰普水電站建成，12600MW。1998年12月，世界最大燃氣聯合循環電站--香港龍鼓灘電站（8×320MW），一期工程（6×320MW）建成投產。1999年世界發電量的分類構成水電17.5%煤電38.1%氣電17.1%油電8.5%核電17.2%其他1.6%合計100.0%14764（億KW.h）世界發電分類構成圖。裝機容量前十位的構成情況。二、我國電力工業發展與現狀1882年7月26日下午7時，上海外灘至虹口的6.4公里電線上也亮起了15盞電燈，標志著中國電力工業從這里起步。（從美國引進16馬力蒸汽機發電）中國電力工業至今2000年已有123年的歷史。1949年以前的67年中，發展極其緩慢，到1949年底，全國發電裝機容量僅有185萬kW，年發電量43億kW.h(人均年用電量僅為7.94千瓦時)，分別居世界第21位和第25位。新中國成立后，電力工業得到了迅速發展，至2004年底發電裝機容量達4.4億kW，僅次于美國的8.9億kW；年發電量達21870億kW.h，均居世界第2位。我國火電設備生產歷程1955年----6MW，3.4MPa,435℃（上汽）--中壓機組1957年----12MW，3.4MPa,435℃--中壓機組1959年----25（50）MW，3.4MPa,435℃--中壓機組1962年----50（100）MW，8.8MPa,535/535℃--高壓機組1969年----125（200）MW，13.2MPa,535/535℃--超高壓組1971年----300MW，16.2MPa,535/535℃--亞臨界機組1985年----300(600)MW，16.7MPa,538/538℃--亞臨界機組2002年----600MW，24.2MPa,538/566℃--超臨界機組現正研制1000MW級的超臨界機組我國電力工業與國外差距電氣化程度很低

2001年我國人均裝機0．265kW，人均用電量只有1150.42kWh，為世界平均值的1／3，居世界80位之后，大約是加拿大的1/20，美國的1/14，法國的1/8，還有6000萬人左右沒有用上電；技術水平還不高，供電煤耗高

2001年為385

g/(kW.h),

約比世界先進水平相差40～50

g/(kW.h)。而且煤耗下降的速度也很慢，原計劃每10

年下降50

g/(kW.h)，但7年只下降了15

g/(kW.h)，未能完成原計劃目標。電源結構不合理，火電裝機占發電裝機總容量的73％左右(發電量占78％以上)；而水電比重偏小，裝機只占24．8％，水電發電量多年來只占17％～18％；核電比重則更小，裝機和發電量都不到2％。電網薄弱，供電可靠性差；實現可持續發展環境問題壓力大，2020年我國將超過美國成為最大的二氧化碳排放國。世界電力生產結構三、世界核電現狀自從1954年蘇聯第一座5MW試驗性核電廠投入運行以來，核電在許多國家和地區已承擔基本負荷，目前世界上30多個國家己運行核電機組441座，總裝機容量3.6W億KW，核電已占世界總發電量的20％左右。從已運行的核電站裝機容量來看美國居首位，裝機容量占全世界的四分之一，其次是法國、日本、德國和俄羅斯。從發展速度來看法國、日本和韓國保持著較高的發展速度，目前法國核能發電量已占總發電量的80%。預計到2030年，世界核電站總數將達到1000座，核發電量將占總發電量的三分之一，可以預期在相當長一段時期內核電將成為電力工業的支柱。核電主要發達國家核電比例法國和立陶宛核電比例高于75%。比利時、瑞典、烏克蘭、韓國等為40~60%。德國、芬蘭、英國等為20~30%。美國、俄羅斯、加拿大等為10~20%。中國目前為2%。四、核電發展簡史1、試驗、示范階段；1951年12月20日美國利用它的第一座“增殖一號’快堆生產的高溫蒸汽帶動發電機發出了200千瓦的電。這是人類第一次利用核能發出的電力。當然，這只是試驗性的發電。世界上第一座核電站是由蘇聯于1954年6月27日建成和并網發電的奧伯寧斯克核電站，其電功率為5000千瓦。從此核電站便在世界各地蓬勃發展起來。經過多年努力，核電站的研制與發展走過了試驗、示范和商業推廣的過程。核電商業化出現高潮的時期；2、核電商業化出現高潮的時期；從六十年代初到七十年代初這十年間，是核電在全世界逢勃發展的黃金時代。五十年代只有蘇、美、英三國建成核電站，到六十年代則增加到8個國家。六十年代初，世界核電裝機容量僅為85萬千瓦，到了七十年代初便上升到1892．7萬千瓦。1976年世界核電裝機容量突破1億千瓦。到了1998年底，世界上已有32個國家和地區相繼建成了437座核電站，裝機容量約為3．6億千瓦。世界17個國家與地區正在建造著39臺核電機組，總裝機容量0．316億千瓦。計劃建造的還有100余座，總計600座核電站全部建成后裝機容量可達5億千瓦，發電量約占當時世界發電總量的20％左右?？偟闹v，在多數工業發達國家中核電的比重不斷增長。3、核電建設規模收縮與滯緩時期；到七十年代中期核電發展勢頭開始緩慢下來，從1979年開始，核電經歷了十年遲緩發展階段。主要原因是1973年和1979年兩次石油危機的打擊，使世界經濟發展速度減慢，工業發達國家經濟增長速度由7％減慢到3％以下。使得許多工業國能源過剩，迫使原先制訂的大規模發展核電的計劃要大大削減。例如，在七十年代后期，美國就取消了100多個電站（包括火電、核電）的訂貨。另外兩次核電站事故也給公眾心理投下陰影，給反核勢力造成可乘之機，也是原因之一。4、復蘇之前的過渡階段。經過近幾年來的認真、冷靜的思考和分析，人們依然認為，核電不論在經濟上還是對環境的影響上仍有明顯優勢，在今后數十年內，核電將會繼續得到發展。據國際原子能機構統計和預測，21世紀初，將有58個國家和地區建造核電站，電站總數將達到l000座，裝機容量可達8億千瓦左右，核發電量將占總發電量的35％以上。現在繼續堅持要發展核電的國家有法國、英國、日本、美國、前蘇聯、韓國、比利時、荷蘭、印度、捷克等。一些發展中國家，中國、古巴、伊朗、巴基斯坦、羅馬尼亞、墨西哥等都在開始建造或陸續建造核電站。但也有一些國家，如瑞典、瑞士、意大利、奧地利、南斯拉夫等，他們決定不繼續發展核電，有的還要關閉已有的核電站。五、我國核電發展與現狀我國自行設計建造的第一座核電站——秦山30萬千瓦核電站（圖），1991年12月15日并網發電來。從法國引進電功率為2×90萬千瓦的廣東大亞灣核電站，于1993年投入運行，兩座機組年發電量可達100億度。2000年，向巴基斯坦出口的恰?，敽穗娬?，電功率為30萬千瓦。廣東嶺澳兩座90萬千瓦級核電站于2002－2003年分別投入運行。秦山二期（圖）二座60萬千瓦自行設計建造的商用核電站已于2002－2003年分別投入運行。五、我國核電發展與現狀從加拿大引進的秦山三期二座電功率為70萬千瓦的重水堆核電機組也已于2002－2003年分別投入運行。目前，正在建設的江蘇田灣兩座電功率100萬千瓦的核電站，預計到2005年可投入運行。因此到2005年我國核電運行容量可達870萬千瓦。根據國家和地方省級核電規劃，在2010－2020年山東省海陽、廣東省嶺澳、浙江省三門以及福建、江西和安徽等省均計劃建造百萬千瓦級核電站。國家計劃到2020年核電裝機容量將達3200萬千瓦（20多座）；將核電占全國總體發電量的比例從目前的大約2%提高到4%左右。我國目前運行和在建的核電站我國為什么要發展核電呢？1．煤炭資源有限，不可能作為長期主要能源；我國目前能源生產中，煤占74％。由于我國煤炭資源豐富，在今后一段時間內，煤仍將是我國主要能源。我國煤的地質儲量為4萬億噸，但按世界能源會議標準來估計，我國煤的經濟可采儲量約2000多億噸。據估計，到2050年，隨著人口增長和經濟發展，我國能源消耗將達到目前水平的五倍左右，如果維持我國煤的消耗占總能耗的70％水平估算，則2050年煤的年消耗量將達50億噸。這樣，到下世紀60年代，我國可以經濟開采的煤將會開采完畢。因此，我國要長期以煤為主要能源，顯然是不可能的。2．煤的運輸量大，由煤造成的運輸緊張狀況不可能解決；我國煤炭資源分布不均，大量集中在山西、陜西、內蒙古自治區。而東部沿海經濟發達地區缺乏常規能源。因此，西煤東運、北煤南運是長期以來困擾我國經濟建設的重要問題之一。目前煤的運輸已占我國鐵路貨運量的40％。到下一世紀初，以噸公里計算的煤運輸量將增加4－5倍，即使加緊修建鐵路，運輸問題也是難以解決的。由于這一限制，煤的消耗量不可能達到每年50億噸，只可能保持在30億噸以內。3．煤炭的污染嚴重，我國的環境將無法承受；煤炭燃燒對環境的污染比石油、天然氣嚴重得多。目前我國燃煤每年排入大氣的煙塵約2300萬噸、二氧化硫1460萬噸，給環境造成嚴重污染。據世界環境系統監測報告，41個國家的城市中，在1980－1984的五年里，大氣中顆粒物平均濃度，沈陽第二、西安第三、北京第五、上海第九、廣州第十。即前十名中我國占五席。如果到2050年我國燃煤達50億噸，而1988年全世界煤炭產量僅為48．4億噸。這就是說，到2050年，相當于把1988年全世界出產的煤炭全部集中在中國960萬平方公里的大地上燃燒，那樣我國將不可避免地成為墨盒子和黑盒子，我國的環境將無法承受。4．煤是－種重要的不可再生的化工原料；煤是－種重要的不可再生的化工原料,隨著煤炭大量燃燒，資源將越來越少，價格也就日益昂貴。如果僅將煤炭付之一炬，不但污染環境，而且在經濟上造成難以彌補的損失.六、核電基本知識1.什么是核能世界上一切物質都是由原子構成的，原子又是由原子核和它周圍的電子構成的。輕原子核的融合和重原子核的分裂都能放出能量，分別稱為核聚變能和核裂變能，簡稱核能。當一個中子轟擊鈾－235原子核時，這個原子核能分裂成兩個較輕的原子核，同時產生2到3個中了和射線，并放出能量。如果新產生的中子又打中另一個鈾－235原子核，硬引起新的裂變。在鏈式反應中，能量會源源不斷地釋放出來。即1千克鈾－235全部裂變放出的能量相當于2700噸標準煤燃燒放出的能量。2、核能的優點核能是地球上儲量最豐富的能源，又是高度濃集的能源；核電是清潔的能源，有利于保護環境；核電的經濟性優于火電；以核燃料代替煤和石油，有利于資源的合理利用。3、什么是核電站核電站是實現核裂變能轉變為電能的裝置。它與火電站最主要的不同是蒸汽供應系統。核電站利用核能產生蒸汽的系統稱為“核蒸汽供應系統”，這個系統通過核燃料的核裂變能加熱外回路的水來產生蒸汽。從原理上講，核電站實現了核能－熱能－電能的能量轉換。從設備方面講，核電站的反應堆和蒸汽發生器起到了相當于火電站的化石燃料和鍋爐的作用。課堂作業1、核能的優點是什么？第二章核電站工作原理及系統組成一、核電站工作原理1、什么叫核電站？核電站就是利用一座或若干座動力反應堆所產生的熱能來發電或發電兼供熱的動力設施。反應堆是核電站的關鍵設備，鏈式裂變反應就在其中進行。將原子核裂變釋放的核能轉換成熱能，再轉變為電能的系統和設施，通常稱為核電站。2、核電站工作原理核電廠用的燃料是鈾。用鈾制成的核燃料在“反應堆”的設備內發生裂變而產生大量熱能，再用處于高壓力下的水把熱能帶出，在蒸汽發生器內產生蒸汽，蒸汽推動汽輪機帶著發電機一起旋轉，電就源源不斷地產生出來，并通過電網送到四面八方。核電站工作流程原理1；圖2二、核電站類型目前世界上核電站常用的反應堆有壓水堆、沸水堆、重水堆和改進型氣冷堆以及快堆等。但用的最廣泛的是壓水反應堆。壓水反應堆是以普通水作冷卻劑和慢化劑，它是從軍用堆基礎上發展起來的最成熟、最成功的動力堆堆型。壓水堆核電站占全世界核電總容量的60%以上。1、壓水堆核電站----------------以壓水堆為熱源的核電站。圖它主要由核島和常規島組成。壓水堆核電站核島中的四大部件是蒸汽發生器、穩壓器、主泵和堆芯。在核島中的系統設備主要有壓水堆本體，一回路系統，以及為支持一回路系統正常運行和保證反應堆安全而設置的輔助系統。常規島主要包括汽輪機組及二回等系統，其形式與常規火電廠類似。2、沸水堆核電站--------------------以沸水堆為熱源的核電站。圖沸水堆是以沸騰輕水為慢化劑和冷卻劑并在反應堆壓力容器內直接產生飽和蒸汽的動力堆。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點。它們都需使用低富集鈾作燃料。沸水堆核電站系統有：主系統（包括反應堆）；蒸汽-給水系統；反應堆輔助系統等。3、重水堆核電站圖以重水堆為熱源的核電站。重水堆是以重水作慢化劑的反應堆，可以直接利用天然鈾作為核燃料。重水堆可用輕水或重水作冷卻劑，重水堆分壓力容器式和壓力管式兩類。重水堆核電站是發展較早的核電站，有各種類別，但已實現工業規模推廣的只有加拿大發展起來的坎杜型壓力管式重水堆核電站。4、快堆核電站圖由快中子引起鏈式裂變反應所釋放出來的熱能轉換為電能的核電站?？於言谶\行中既消耗裂變材料，又生產新裂變材料，而且所產可多于所耗，能實現核裂變材料的增殖。目前，世界上已商業運行的核電站堆型，如壓水堆、沸水堆、重水堆、石墨氣冷堆等都是非增殖堆型，主要利用核裂變燃料，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％。世界上目前建造核電站情況核電自50年代中期問世以來，目前已取得長足的發展。到1999年中期，世界上共有436座發電用核反應堆在運行，總裝機容量為350676兆瓦。正在建造的發電反應堆有30座，總裝機容量為21642兆瓦。目前世界上有33個國家和地區有核電廠發電，核發電量占世界總發電量的17％，其中有十幾個國國家和地區核電發電量超過各種的總發電量的四分之一，有的國家超過70％。據資料估計，到2005年核電廠裝機容量將達到388567兆瓦三、核反應堆介紹核反應堆是一個能維持和控制核裂變鏈式反應，從而實現核能熱能轉換的裝置。核反應堆結構圖1、核反應堆類型（1）根據用途，核反應堆可以分為以下幾種類型①將中子束用于實驗或利用中子束的核反應，包括研究堆、材料實驗等。②生產放射性同位素的核反應堆。③生產核裂變物質的核反應堆，稱為生產堆。④提供取暖、海水淡化、化工等用的熱量的核反應堆，比如多目的堆。⑤為發電而發生熱量的核反應，稱為發電堆。⑥用于推進船舶、飛機、火箭等到的核反應堆，稱為推進堆。（2）根據燃料類型分為天然氣鈾堆、濃縮鈾堆、釷堆；（3）根據中子能量分為快中子堆和熱中子堆；（4）根據冷卻劑(載熱劑)材料分為水冷堆、氣冷堆、有機液冷堆、液態金屬冷堆；（5）根據慢化劑(減速劑)分為石墨堆、重水堆、壓水堆、沸水堆、有機堆、熔鹽堆、鈹堆；（6）根據中子通量分為高通量堆和一般能量堆；（7）根據熱工狀態分為沸騰堆、非沸騰堆、壓水堆；（8）根據運行方式分為脈沖堆和穩態堆，等等。核反應堆概念上可有900多種設計，但現實上非常有限。2、核反應堆的工作原理原子由原子核與核外電子組成。原子核由質子與中子組成。當鈾—235的原子核受到外來中子轟擊時，一個原子核會吸收一個中子分裂成兩個質量較小的原子核，同時放出2—3個中子。這裂變產生的中子又去轟擊另外的鈾—235原子核，引起新的裂變。如此持續進行就是裂變的鏈式反應。鏈式反應產生大量熱能。用循環水(或其他物質)帶走熱量才能避免反應堆因過熱燒毀。導出的熱量可以使水變成水蒸氣，推動氣輪機發電。核反應堆的合理結構應該是：核燃料＋慢化劑＋熱載體＋控制設施＋防護裝置。3、核反應堆具有哪些用途核裂變時既釋放出大量能量、又釋放出大量中子。核反應堆有許多用途，但歸結起來，一是利用裂變核能，二是利用裂變中子。核能主要用于發電，但它在其它方面也有廣泛的應用。例如核能供熱、核動力等。核供熱是一種前途遠大的核能利用方式。清華大學在五兆瓦的低溫供熱堆上已經進行過成功的試驗。核供熱的另一個潛在的大用途是海水淡化。它可作為火箭、宇宙飛船、人造衛星、潛艇、航空母艦等的特殊動力。將來核動力可能會用于星際航行。四、核能是清潔的能源目前環境污染問題大部分是由使用化石燃料引起的，化石燃料燃燒會放出大量的煙塵、二氧化碳、二氧化硫、氮氧化物等，由二氧化碳等有害氣體造成的“溫室效應”，將使地球氣溫升高，會造成氣候異常，加速土地沙漠化過程，給社會經濟的可持續發展帶來災難性的影響，核電站并不排放這些有害物質，不會造成“溫室效應”，與火電廠相比，它能大大改善環境質量，保護人類賴以生存的生態環境等。核電站是安全、經濟、干凈的能源，與火電站相比，更有利于保護環境。核電廠和火電廠對環境影響的比較（電功率100兆瓦）世界上有核電國家的多年統計資料表明，雖然核電站的比投資高于燃煤電廠，但是，由于核燃料成本顯著地低于燃煤成本，以及燃料是長期起作用的因素，這就使得目前核電站的總發電成本低于燒煤電廠。五、核能是可持續發展的能源世界上已探明的鈾儲量約490萬噸，釷儲量約275萬噸。這些裂變燃料足夠使用到聚變能時代。聚變燃料主要是氘和鋰，海水中氘的含量為0.034克/升，據估計地球上總的水量約為138億億立方米，其中氘的儲量約40萬億噸，地球上的鋰儲量有2000多億噸，鋰可用來制造氚，足夠人類在聚變能時代使用。按目前世界能源消費的水平，地球上可供原子核聚變的氘和氚，能供人類使用上千億年。因此，有些能源專家認為，只要解決了核聚變技術，人類就將從根本上解決了能源問題。七、核電站在設計上所采取的安全措施1、四重屏障：裂變產生的放射性物質90％以上滯留于燃料芯塊中；密封的燃料包殼；圖堅固的壓力容器和密閉的回路系統；圖能承受內壓的安全殼。圖2、多重保護：在出現可能危及設備和人身的情況時，進行正常停堆；因任何原因未能正常停堆時，控制棒自動落入堆內，實行自動緊急停堆；如任何原因使控制棒未能插入，高濃度硼酸水自動噴入堆內，實現自動緊急停堆。3.核電廠在管理方面采取的安全措施核電廠有著嚴密的質量保證體系，對選址、設計、建造、調試和運行等各個階段的每一項具體活動都有單項的質量保證大綱。

另外，還實行內部和外部監查制度，監督檢查質量保證大綱的實施情況和是否起到應有的作用。另外對參加核電廠工作的人員的選擇、培訓、考核和任命有著嚴格的規定。領取操縱員執照，然后才能上崗，還要進行定期考核，不合格者將被取消上崗資格。4、核電廠發生自然災害時，它能安全停閉在核電廠設計中，始終把安全放在第一位，在設計上考慮了當地可能出現的最嚴重的地震、海嘯、熱帶風暴、洪水等自然災害,>即使發生了最嚴重的自然災害,>反應堆也能安全停閉，不會對當地居民和自然環境造成危害。

在核電廠設計中甚至還考慮了廠區附近的堤壩坍塌、飛機附毀、交通事故和化工廠事故之類的事件，例如一架噴氣式飛機在廠區上空墜毀，而且碰巧落到反應堆建筑物上，設計要求這時反應堆還是安全的。5、核電站的縱深防御措施核電站的設計、建造和運行，采用了縱深防御的原則，從設備上和措施上提供多層次的重疊保護，確保放射性物質能有效地包容起來不發生泄漏。縱深防御包括以下五道防線：第一道防線：精心設計，精心施工，確保核電站的設備精良。有嚴格的質量保證系統，建立周密的程序，嚴格的制度和必要的監督，加強對核電站工作人員的教育和培訓，使人人關心安全，人人注意安全，防止發生故障。第二道防線：加強運行管理和監督，及時正確處理不正常情況，排除故障。第三道防線：設計提供的多層次的安全系統和保護系統，防止設備故障和人為差錯釀成事故。第四道防線：啟用核電站安全系統，加強事故中的電站管理，防止事故擴大。第五道防線：廠內外應急響應計劃，努力減輕事故對居民的影響。八、核電站在設計上所采取的安全措施6、核電站廢物嚴格遵照國家標準，對人民生活不會產生有害影響核電廠的三廢治理設施與主體工程同時設計，同時施工，同時投產，其原則是盡量回收，把排放量減至最小，核電廠的固體廢物完全不向環境排放，放射性液體廢物轉化為固體也不排放；像工作人員淋浴水、洗滌水之類的低放射性廢水經過處理、檢測合格后排放；氣體廢物經過滯留衰變和吸附，過濾后向高空排放。

核電廠廢物排放嚴格遵照國家標準，而實際排放的放射性物質的量遠低于標準規定的允許值。所以，核電廠不會對給人生活和工農業生產帶來有害的影響。八、核電站系統1、核電站系統（三個回路）圖1；圖2；圖3一回路：反應堆冷卻劑（硼水）在主泵的驅動下進入反應堆，流經堆芯后從反應堆容器的出口管流出，進入蒸汽發生器，然后回到主泵，這就是反應堆冷卻劑的循環流程（亦稱一回路流程）。二回路：在循環流動過程中，反應堆冷卻劑從堆芯帶走核反應產生的熱量，并且在蒸汽發生器中，在實體隔離的條件下將熱量傳遞給二回路的水。二回路水被加熱，生成蒸汽，蒸汽再去驅動汽輪機，帶動與汽輪機同軸的發電機發電。三回路：作功后的乏蒸汽在冷凝器中被海水或河水、湖水冷卻水（三回路水）冷凝為水，再補充到蒸汽發生器中。以海水為介質的三回路的作用是把乏蒸汽冷凝為水，同時帶走電站的棄熱。2、核電站主要設備——核反應堆——蒸汽發生器——穩壓器——主冷卻劑泵——汽輪發電機機組九、核電站廠房核電站廠房主要由反應堆廠房（又稱安全殼廠房）、一回路輔助廠房、核燃料廠房、汽輪發電機廠房、主控制室、輸配電廠房、循環水廠房及三廢處理廠房等組成。課堂作業1、簡述核電站的工作原理。2、核電站有哪些類型？3、簡述核電站的三個回路系統。第三章壓水堆核電站概況主要內容3-1概述3-2核電站總體及廠房布置3-3核電站主要廠房設施3-1概述一、系統構成（圖）壓水堆核電站由:壓水堆本體、反應堆冷卻劑系統（稱一回路）、蒸汽和動力轉換系統（稱二回路）、循環水系統（三回路）、發電機和輸配電系統及其輔助系統組成。它主要由核島和常規島組成。核島：通常將一回路及核島輔助系統、專設安全設施和廠房稱為核島。壓水堆核電站核島中的四大部件是蒸汽發生器、穩壓器、主泵和堆芯。常規島：二回路及其輔助系統和廠房稱之。沸水堆核電廠原理圖（1）一回路系統壓水堆核電廠反應堆冷卻劑系統一般有二至四條并聯在反應堆壓力容器上的封閉環路(見圖)。每一條環路內一臺蒸汽發生器、一臺或兩臺反應堆冷卻劑泵及相應的管道組成，在其中的一個環路的熱管段上，通過波動管與一臺穩壓器相連。一回路內的高溫高壓含硼水，由反應堆冷卻劑泵輸送，流經反應堆堆芯，吸收了堆芯核裂變放出的熱能，再進入蒸汽發生器，通過蒸汽發生器傳熱管壁，將熱量傳給蒸汽發生器二次側給水，然后再由反應堆冷卻劑泵送回反應堆。如此循環往復，構成封閉問路。整個一回路系統設有一臺穩壓器。一回路系統的壓力靠穩壓器調節．且保持穩定。（1）一回路系統為了保證反應堆和反應堆冷卻劑系統的安全運行，核電廠還設置了一系列核輔助系統和專設安全設施系統。核輔助系統主要用來保證反應堆和一回路系統的正常運行。專設安全設施系統為核電廠重大的事故提供必要的應急冷卻措施，并防止放射性物質的擴散。（2）二回路系統組成：二回路系統由汽輪機、發電機、凝汽器、凝結水泵、給水加熱器、除氧器、給水泵、蒸汽發生器、汽水分離再熱器等設備組成。工作流程：蒸汽發生器的給水在蒸汽發生器吸收熱量變成蒸汽，然后驅動汽輪發電機組發電。做功后的乏汽在凝汽器內冷凝成水。凝結水由凝結水泵輸送，經低壓加熱器加熱后進入除氧器，除氧水出給水泵送入高壓加熱器加熱后重新返回蒸汽發生器，如此形成熱力循環。為保證二回路系統的正常運行，二回路系統也設有一系列輔助系統。（3）循環水系統----三回路系統循環水系統主要用來為凝汽器提供凝結汽輪機乏汽的冷卻水。循環水系統分為：開式供水及閉式供水兩類。開式供水方式的主要優點是：冷卻水進水溫度較低，有利于汽輪機組的經濟運行，而且系統簡單，投資較低。因此，只要水流在枯水季節時的水流量仍能達到發電廠耗水量的3—4倍，水質又符合要求；則應首選開式水方式；大亞灣核電廠的開式循環水系統形式:為開式單元制系統。每臺機組有2臺容量為50％的循環水泵。它們對應于2條獨立的系列A和B的循環水回路。經循環水泵升壓后，每個系列分成3條支路進入3臺凝汽器。圖每臺凝汽器水室被分割為兩個獨立水室，每臺水泵與3臺凝汽器的一半連接形成獨立的回路。循環水離開凝汽器后經6個循環水支管分別匯入A、B系列的排水渠，每條排水渠有一個獨立的虹吸井、，循環水經虹吸井流入明渠歸大海。為防止海洋生物在凝汽器、管道及水渠等處的滋生造成對管道勸阻塞和水污染，對循環水必須進行氯化處理，再結合機械處理方法(膠球清洗凝汽器管于和循環水進口垂直管段上的二次濾網過濾)，才能收到滿意的效果。大亞溶核電廠采用次氯酸鈉溶液進行氯化處理。次氮酸鈉溶液是采用就地電解海水的方法獲得。（4）發電機和輸配電系統發電機和輸配電系統的組成：發電機、勵磁機、主變壓器、廠用變壓器、啟動變壓器、高壓開關站和柴油發電機組等。主要作用：是將核電廠發出的電能向電網輸送，同時保證核電廠內部沒備的可靠供電。工作過程：（1）在電廠正常功率運行時，發電機發出的電能絕大部分經主變壓器升壓至外網電壓輸送給用戶。同時，整個廠用電設備的配電系統由發電機的引出母線經廠用變壓器降壓后供電。（2）當發電機停機時，則由外部電網經啟動變壓器供電。（3）當外網和發電機組都不能供電時，則由柴油發電機組向安全母線供電，以保證核電廠設備的安全。圖3-2核電廠總體及廠房布置一、廠址選擇核電廠選址比火電廠具有更高的安全要求。選擇核電廠的廠址工作，涉及區域經濟發展規劃等因素，跟氣象、地質、地震和水文等自然條件有關，還與安全、環境有重要關系；但核電廠選址考慮的因素中很多與火電廠相同。歸結起來，核電廠選址應考慮核電廠本身特性、廠址自然條件和技術要求以及輻射安全等三個方面。1．核電廠放射性特性反應堆燃料棒運行時的破損率、反應堆冷卻劑系統的泄漏率和放射性廢物處理系統的凈化能力等決定了電廠在正常運行時放射性的排放量。如果放射性廢氣排故量很大，電廠就不宜建在城鎮居民中心附近；如果廢水放射性排故量很大，電廠廢水就不能直接向江河湖海中排放。具體允許徘放量，需根據放射性物質的毒性、廠址的環境稀釋能力、居民點離電廠的距離和居民的飲食習慣來決定。設計上要求核電廠在極限事故工況下的放射性物質釋放量不應達到對居民健康和安全造成超過我國國家核安全局關十核電廠廠址選擇所規定的嚴重危害后果的程度。2．廠址的自然條件和技術要求（1）廠區地震條件是確保核電廠安全的重要條件，是選廠址的決定因素之一。核電廠的抗震設計應保證在它整個壽命期限內即使遇到最大地震，仍能使核電廠安全地停堆和不影響周圍的環境。廠址的地震基本烈度一般不大于7度(一般應避免在設計烈度高于9度的地區建廠)。（2）氣象條件的基本要求是：氣流暢通，有利于放射性廢氣的稀釋擴散。廠址周圍的氣象條件雖有不同，但通過大氣擴散實驗可以測出各處的大氣擴散因子的差別，從而確定廠址是否合適。（3）水源和水文條件：一般要求百年一遇最小流量也能滿足電廠正常遠行的要求。冷卻水量取決于冷卻方式。由于壓水堆核電廠的熱效率比火電廠低，因此核電廠冷卻水量應比同樣容量的火電廠大。一般核電廠均建在有充分水源的江、河、湖、海邊。（4）核電廠應建在鐵路、公路或水路等交通運輸比較方便的地方，以便于對大型設備和新燃料、乏燃料的特殊運輸；（5）電廠應盡可能接近負荷中心，以減少輸電的投資和線路上的能量損失．3．輻射安全要求（1）輻射安全應符合國家環境保護、輻射防護等法規和標準的要求。（2）將核電廠設置在非居住區，（3）考慮廠址周圍的人口密度和分布。二、總平面布置1、總平面布置原則：陽江核電效果圖(1)合理區分放射性與非放射性的建筑物，使凈區和臟區嚴格分開，臟區盡可能置于主導風向的下風側，以減少放射性污染。(2)滿足核電廠生產工藝流程要求，便于設備運輸，減少廠區管線的迂回和縱橫交叉。(4)核電廠廠房布置以反應堆廠房為中心，核輔助廠房、燃料廠房、主控制樓和應急柴油發電機廠房均環繞在反應推廠房周圍。2、核電廠廠房分區：(1)核心區：主要由核島和常規島組成，包括反應堆廠房、核輔助廠房、燃料廠房、主控制室、應急柴油發電機廠房、汽輪發電機廠房等。*(2)三廢區：主要由廢液儲存、處理廠房、固化廠房、弱放廢物庫、固體廢物儲存庫、特種洗衣房和特種汽車庫等組成。(3)供排水區：主要由循環水泵房、輸水隧洞、排水渠道、淡水凈比處理車間、消防站、高壓消防泵房、排水泵房等組成。（4）動力供應區：主要出冷凍機站、壓縮空氣及液氮儲存氣化站、輔助鍋爐房等組成。（5）檢修及倉庫區：包括檢修車問、材料倉庫、設備綜合倉庫及危險品倉庫等。（6）廠前區：包括電廠行政辦公大樓及汽車、消防、保安及生活服務設施。核電廠的總體布置主要取決于核心區、供排水區、三廢區的布置，而關鍵又在于核心區的布置。核心區的布置首先取決于核島各廠房的組合，以及它們與汽輪機廠機房的相對位置關系。核島廠房主要有反應堆廠房、核輔助廠房、燃料廠房、主控制室（圖）等。3、反應堆廠房與汽輪機廠房的布置方式*（1）一種是汽輪機廠房與反應堆廠房呈L形布置；L形布置方法廠房布局緊湊，占地少，特別是由幾個單元機組并列時，汽機廠房可以合在一起，以減少汽機廠房內重型吊車臺數，若端部再接維修車問，則沒備檢修更為方便。但是，這種布置，在汽輪機廠房與反應堆廠房之間需設置防止汽輪機飛車時葉片對安全殼沖擊的屏障。圖（2）另一種是汽機廠房與反應堆廠房呈T形布置。采用T形布置方式時，汽輪機葉片飛射方向不會危及反應堆廠房，但廠房面積相對大些?，F在廠大多采用此種布置。大亞灣核電廠雙堆T形平而布置圖3-3核電廠主要廠房設施核電廠主要廠房指反應堆廠房(即安全殼)、燃料廠房、核輔助廠房、汽輪機廠房和控制廠房。壓水堆核電廠的廠房布置圖。*1、反應堆廠房是一個有鋼材的圓柱形須應力混凝土結構，頂部呈半球形或橢圓形，它的內徑約40m，壁厚約lm，高約60m一70m，它包容一回路系統帶放射性物質的所有設備，以防止放射性物質向外擴散。即使在核電廠發生嚴重事故時，也仍然將放射性物質封閉在安全殼內，不致影響到周圍環境。整個結構按抗震I類要求設計。秦山核電三期圖2、燃料廠房設有乏燃料儲存水池，用來盛放乏燃料；儲水池上方，有一臺100t一150t的橋式吊車，以吊運乏燃料運輸容器和乏燃料池冷卻系統酌設備。這個廠房通過燃料輸送水道與反應堆廠房相連。在乏燃料儲水池內，通常須有7m一9m深的水層作為屏蔽層，乏燃料儲存池需按抗震I類要求設計。3、核輔助廠房是一個具有多種用途的鋼筋混凝土結構。廠房內設有化學和容積控制系統、安全注入系統、設備冷卻水系統等輔助系統及廠房必需的空氣處理和冷卻設備。核電廠核輔助廠房一般集中設置在反應推廠房的周圍，這有利于縮短系統管路從而節省核電廠的基建投資。4、汽輪發電機廠房的布置與火電廠汽輪機廠房相似，它一般船布置在緊靠安全殼的一側。廠房內設有汽輪發電機組、凝汽器、凝結水泵、給水泵、給水加熱器；除氧移、汽水分離再熱器及與二回路系統有關的輔助系統。大亞灣核電廠的汽輪發電機組配有1臺高壓缸和3臺低壓缸，整個汽輪發電機組安裝在鋼筋混凝土基座上，呈縱向布置。汽機端部朝向反應推廠房；發電機端部靠近檢修場地。凝汽器布置在低壓缸下面。汽輪發電機廠房有效利用高度約37m，長約98m，2臺容量為50％的汽水分離再熱器位于汽輪機低壓缸的兩側，置于輕型鋼結構平臺上。除氧水稻安置在高于2臺汽動給水泵中心線24米的標高層。給水泵的安裝位置既便于出除氧水箱放水，又便于將給水泵驅動汽輪機的排汽排往凝汽器。5、控制廠房布置在整個核電廠的中心，它包括中央控制備。中央控制室內裝有控制臺和控制盤，繼電器室內裝有各種繼電器和控制器；必須按抗震I類的要求進行設計。課堂作業1、核電廠主要廠房有哪些？2、反應堆廠房與汽輪機廠房的布置方式有哪兩種？3、核電廠核心區由哪些設備構成？大亞灣核電廠的循環水系統示意圖核電廠廠區L形布置圖第四章反應堆冷卻劑系統和設備主要內容4-1反應堆冷卻劑系統4-2反應堆本體結構----------系統設備4-3反應堆冷卻劑泵4-4蒸汽發生器4-5穩壓器4-1反應堆冷卻劑系統一、系統的功能反應堆冷卻劑系統又稱為一回路系統，其主要功能是：(1)在核電廠正常功率運行時將堆內產生的熱量載出，并通過蒸汽發生器傳給路工質，產生蒸汽，驅動汽輪發電機組發電。(2)在停堆后的第一階段，經蒸汽發生器帶走堆內的衰變熱。(3)系統的壓力邊界構成防止裂變產物釋放到環境中的一道屏障。(4)反應堆冷卻劑作為可溶化學毒物硼的裁體，并起慢化劑和反射層作用。(5)系統的穩壓器用來控制一回路的壓力，防止堆內發生偏離泡核沸騰，同時對一路系統實行超壓保護。二、系統描述系統組成：按照功能，反應堆冷卻劑系統可分為冷卻系統、壓力調節系統和超壓保護系統。反應堆冷卻劑系統的流程圖11、冷卻系統冷卻系統由反應堆冷卻劑泵、反應堆和蒸汽發生器及相應的管道組成。在正常功率運行時，反應維冷卻劑泵使冷卻劑強迫循環通過維芯，帶走燃料元件產生的熱量。圖2．壓力調節系統為了保證反應堆冷卻劑系統具有好的冷卻能力，應當將堆芯置于具有足夠欠熱度的冷卻劑淹沒之中。核電廠在負荷瞬變過程中，由于量測系統的熱慣性和控制系統的滯后等原因，會造成一、二回路之間的功率失配，從而引起負荷瞬變過程中一回路冷卻劑溫度的升高或降低，造成一回路冷卻劑體積膨脹或收縮。水經波動管涌人或流出穩壓器，引起一回路壓力升高或降低。當壓力升高至超過沒定值時，壓力控制系統調節噴淋閥．由冷管段引來的過冷水向穩壓器汽空間噴淋降壓；若壓力低于設定值，壓力控制系統啟動加熱器，使部分水蒸發，升高蒸汽壓力。3．超壓保護系統當一回路系統的壓力超過限值時，裝在穩壓器頂部卸壓管線上的安全閥開啟，向卸壓箱排放蒸汽，使穩壓器壓力下降，以維持整個一回路系統的完整性。卸壓系統主要由裝在穩壓器汽空間連管上的卸壓閥或安全閥及其管道和卸壓箱組成。西屋公司設計的穩壓器，上面裝備有卸壓閥和安全閥，卸壓閥的開啟整定值比安全閥的開啟整定值低。若卸壓閥開啟后使超壓瞬變過程得以緩解，安全閥則可免于開啟，法國法馬通公司設計的穩壓器，只裝備三只同一類型開啟整定值不同的安全閩。三、系統參數的選擇：環路數與環路容量：核電廠的一回路系統由若干并聯的環路組成。按照核電廠安全準則，單堆核電廠的環路數不小于2，但過多的環路數將增加設備投資，因此，目前核電廠中一般采用2—4條環路并聯形式。每一條環路所對應的電功率最初為150MW。隨著核電設備設計制造能力提高，近期的壓水堆核電站，一條環路的電功率已達到300——600MW，而且以每個環路300MW設計建造600MW、900MW、12000MW的大型核電站。近代典型壓水堆核電站功率與一回路容量表1、一回路壓力2、反應堆冷卻劑出口溫度冷卻劑出口溫度越高，電廠熱效率越高，但受下列因素限制：(1)燃料包殼溫度限制。材料受抗高溫腐蝕性能限制。(2)傳熱溫差的要求。冷卻劑溫度至少要比包殼溫度低10℃——15℃，以保證正常的熱交換。(3)冷卻劑過冷度要求。為保證流動的穩定性和有效傳熱，冷卻劑應具有20℃左右的過冷度。由此可見，對于一定的工作壓力，反應堆冷卻刑的堆出口溫度變化余地很小。如大亞灣核電廠一回路壓力為15.5MPa，其堆出口冷卻劑平均溫度為329．8℃。*3．反應堆冷卻劑的入口溫度反應堆冷卻劑的出口溫度一旦確定，對于一個確定熱功率的反應堆，其人口溫度與流量有單值關系。入口溫度越高，一回路冷卻劑平均溫度越高。從這方面來說，對提高熱效率有利。但入口溫度越高，冷卻劑溫升越小，所需冷卻劑流量越大，這就增加了泵的輸送功率，從而降低了電廠的凈效率。選擇冷卻劑的入口溫度時，應綜合考慮它與流量各自帶來的利弊以及其他一些因素后，選取最佳值。4．冷卻劑流量綜合上述分析，壓水堆核電廠一回路參數范圍是：工作壓力15MPa左右，冷卻劑在反應堆的進口溫度取280℃——300℃，在反應堆的出口溫度取310℃——330℃，進出口的溫升為30℃——40℃。核電廠變工況時，反應堆冷卻劑平均溫度變化允許的最大溫差為17℃——25℃。反應堆的設計溫度為350℃。一回路系統中冷卻劑的流量較大，當單環路對應的電功率為300Mw時，冷卻劑總質量流量可達到15000t／h~21000t／h(即每10MW熱功率160t／h~250t／h)。主管道內冷卻劑流速可達15m／s，一回路系統的總阻力約為o．6MPa~o．8MPa。四、系統布置反應堆冷卻劑系統的所有設備、閥門及管道，全部安裝在安全殼內。反應堆安放在安全完中央并稍偏離中心；以避開裝卸料機構的起吊死區。堆芯部分處在反應堆廠房地平面高度以下。反應堆冷卻劑系統設備和管道的布置以反應堆壓力容器為中心，力求緊湊、簡單對稱。為了補償主管道的熱膨脹應力，蒸汽發生器和主泵采用擺動的支耀結構，以允許橫向位移。冷卻劑中存在裂變產物和腐蝕產物，對系統設備和管道有不同程度的污染。因此，在設備周圍設有隔墻，它們與安全殼培構成了二次屏蔽。主要設備(反應堆壓力容器、蒸汽發生器、反應堆冷卻劑泵、穩壓器等)和反應堆冷卻劑管道安裝在二次屏蔽墻內。4-2反應堆本體結構組成：壓水堆本體由堆芯、堆芯支撐結構、反應堆壓力容器及控制棒傳動機構組成。典型壓水堆的本體結構圖。一、堆芯結構堆芯又稱為活性區，位于反應堆壓力容器中心偏下的位置。大亞灣核電廠由157個幾何形狀和機械結構完全相同的燃料組件，構成一個高3．65m，等效直徑3．04m的準圓柱狀核反應區。反應堆冷卻劑流過堆芯時起到慢化劑的作用?？刂瓢艚M件用于反應堆控制，提供反應堆停堆能力和控制反應性快速變化。與燃料組件/（圖）組合在一起的還有一些功能組件，它們在堆啟動和運行中起著重要作用。二、堆芯支撐結構三、反應堆壓力容器反應堆壓力容器支撐和包容堆芯和堆內構件，工作在高壓(15．5Mpa左右)、高溫含硼酸水介質環境和放射性輻射的條件下，壽命不少于40年。反應堆壓力容器是一個底部為焊死的半球形封頭，上部為法蘭連接的半球形封頭的圓柱形容器，對于三環路設計，容器上有3個進口管嘴和出口管嘴與各冷卻劑環路的冷熱管段相接。這些進出口管嘴位于高出堆芯上平面約1．4m的同一個水平面上。反應堆壓力容器本體材料屬低碳鋼，與冷卻劑接觸表面堆焊一層5mm厚的不銹鋼。壓力容器高13m，內徑4m，簡體壁厚20m圃，總重約330t。圖四、控制棒驅動機構作用：控制棒驅動機構是反應堆的重要動作部件，通過它的動作帶動控制棒組件在堆芯內上下抽插，以實現反應堆的啟動、功率調節、停堆和事故情況下的安全控制。因此，它是確保反應堆安全可控的重要部件?？刂瓢趄寗訖C構要求：在正常運行工況下棒的移動速度緩慢，每秒鐘行程約10mm，在快速停堆或事故工況時要求驅動機構在得到事故停堆信號后，即能自動脫開，控制棒組件靠自重快速插入堆芯，從得到信號到控制棒完全插入堆芯的緊急停堆時間一般為2s左右，以保證反應堆安全。4-3反應堆冷卻劑泵一、作用：反應堆冷卻劑泵義叫做主泵，它的作用是為反應堆冷卻劑提供驅動壓頭，保證足夠的強迫循環流量通過堆芯，把反應堆產生的熱量送至蒸汽發生器，產生推動汽輪機做功的蒸汽。二、對泵的基本要求：(1)能夠長期在無人維護情況下安全可靠地工作，(2)冷卻劑的泄漏要盡可能少；(3)轉動部件應有足夠大的移動慣量，以便在全廠斷電情況下，利用泵的惰性提供足夠的流量，使堆芯得到適當的冷卻；(4)過流部件表面材料要求耐高溫含硼酸水的腐蝕；(5)便于維修。三、分類：分為兩大類：全密封泵和軸封泵。4-4蒸汽發生器一、作用：蒸汽發生器是壓水堆核電廠一回路、二回路的樞紐，它將反應堆產生的熱量傳遞給蒸汽發生器二次側，產生蒸汽推動汽輪機做功。蒸汽發生器又是分隔一次側、二次側介質的屏障，它對于核電廠的安全運行十分重要。*蒸汽發生器的可靠性是比較低的，它嚴重地影響核電廠運行的安全性、經濟性及可靠性。壓水堆核電廠運行經驗表明，蒸汽發生器傳熱管斷型事故在核電廠事故中居首要地位。據報道，國外壓水堆核電廠的非計劃停堆次數中約有四分之一是因有關蒸汽發生器問題造成的。1992年，在205座堆中報告蒸汽發生器有問題的達172座。3-4蒸汽發生器蒸汽發生器傳熱管面積占一回路承壓邊界面積的80％左右，傳熱管壁一般為1mm一1．2mm。因而，傳熱管是整個一回路壓力邊界中最薄弱的部分。運行經驗也表明，傳熱管是蒸汽發生器內的事故多發區域。二、分類：1、立式自然循環U形管蒸汽發生器的結構的工作流程：結構：由下封頭、U形管束、汽水分離裝置及筒體組件等組成。結構圖,,主要參數工作流程:4-5穩壓器一、穩壓器的功能*穩壓器的基本功能是建立并維持一回路系統的壓力，避免冷卻劑在反應堆內發生容積沸騰。穩壓器在電廠穩態運行時，將一回路壓力維持在恒定壓力下；在一回路系統瞬態時，將壓力變化限制在允許值以內；在事故時，防止一回路系統超壓，維護一回路的完整性。此外，穩壓器作為一回路系統的緩沖容器，吸收一回路系統水穿積的迅速變化。二、穩壓器分類按原理和結構形式的不同，穩壓器分為兩類，（1）氣罐式穩壓器：容積大，易腐蝕，淘汰（2）電加熱式穩壓器：大都采用三、穩壓器本體結構（電）結構圖現代壓水堆核電廠普通采用電加熱式穩壓器。這種穩壓器是一個立式圓柱形高壓容器。其典型的幾何參數為高13m，直徑2.5m，上下端為半球形封頭，總容積約40m2，凈重約80t。立式安裝在下部裙座上。課堂作業1、穩壓器的功能是什么？按結構和原理，穩壓器分為哪兩類？目前采用的是哪種？2、蒸汽發生器的作用是什么？壓水堆核電站主要采用的蒸汽發生器有哪三種？3、反應堆冷卻劑泵的作用是什么？對泵的主要要求是什么？核電站中有哪兩類泵？4、反應堆冷卻劑系統的主要參數是指哪些？5、大亞灣核電廠一回路壓力和堆出口冷卻劑平均溫度為是多少？燃料元件燃料元件是產生核裂變并釋放熱量的部件。它的長為3851．5mm，外徑9．5mm，Zr-4合金包殼管厚o．57mm，包殼內裝有二氧化鈾芯塊。上下兩端設有氧化鋁隔熱塊，頂部安彈簧壓緊，兩端用鐵臺金端塞封堵。并與包殼管焊接密封在一起。反應堆冷卻劑系統的流程示意圖近代典型壓水堆核電站功率與一回路容量表59/19型蒸汽發生器主要設計參數第五章核島主要輔助系統主要內容5-1化學和容積控制系統5-2反應堆硼和水補給系統5-3余熱排出系統5-4設備冷卻水系統5-5重要廠用水系統5-6反應堆換料水池和乏燃料池冷卻和處理系統5-7廢物處理系統5-8核島通風空調及空氣凈化5-1化學和容積控制系統一、系統的功能(1)通過改變反應堆冷卻劑的硼質量分數，對堆芯進行反應性控制。*(2)維持穩壓器的水位，控制一回路系統的水容量；*(3)對反應堆冷卻劑的水質進行化學控制和凈化，減少反應堆冷卻劑對設備的腐蝕，控制反應堆冷卻劑中裂變產物和腐蝕產物的含量，降低反應堆冷卻劑的放射性水平；(4)向反應堆冷卻劑系提供軸封水；*(5)為反應堆冷卻劑系統提供充水和水壓試驗手段；(6)對于上充泵兼作高壓安注泵的化容系統，事故時用上充泵向堆芯注入應急冷卻水。5-2反應堆硼和水補給系統一、系統功能(1)為一回路系統提供除氣除鹽含硼水，輔助化容系統實現容積控制；(2)為進行水質的化學控制提供化學藥品添加設備；(3)為改變反應推冷卻劑硼質量分數，向化容系統提供硼酸和除氣除鹽水；(4)為換料水儲存箱、安注系統的硼注入罐提供硼酸水和補水，為穩壓器卸壓箱提供噴淋冷卻水，為主泵軸封蓄水管供水。二、系統組成*它主要由水補給、硼酸制備及補給和化學添加三個子系統組成。大亞灣核電廠的硼和水補給系統示意圖，該系統為兩臺機組共用。5-3余熱排出系統余熱排出系統又叫做停堆冷卻系統。一座以一定功率水平運行了一段時間的反應堆，在它停閉以后，由裂變碎片和中子俘獲產物的哀變所產生的衰變功率將緩慢下降，并長時間地持續下去。因而，在《核電廠設計安全規定》明確要求，核電廠必須設置一個用來排出堆芯余熱的系統。該系統必須能以一定的速率從堆芯及一回路系統排出以下各項熱量：*(1)堆芯剩余發熱；(2)一回路及余熱排出系統流體和設備的顯熱(3)主泵運行加給一回路的熱量。一、系統的功能：(1)在停堆后第二階段，排出堆芯和一回路熱量；(2)反應堆在冷停期間，進行換料或維修操作時，排出堆內余熱，維持一回路溫度低于60℃；*(3)在電廠加熱升溫初期，控制一回路平均溫度；(4)在換料操作后，將換料水從換料水池輸送至換料水箱。5-3余熱排出系統二、系統組成：大亞灣核電廠的余熱排出系統流程圖。該系統由兩個獨立的系列組成，每個系列由一臺余熱排出泵、一臺立式U形管管殼式熱交換器及相應的管道、閥門和儀表組成。整個系統布置在安全殼內。余熱排出系統是一個與反應堆冷卻劑系統并聯的低壓回路，其入口接二環路熱管段．冷卻劑經余熱排出泵進入熱交換器，被殼側的設備冷卻水治卻后，經蓄壓箱注入管線進入1、3環路冷管段。5-4設備冷卻水系統一、系統的功能設備冷卻水系統是一個封閉的冷卻水回路，也是一個把熱量從具有放射性介質的系統傳輸到外界環境的中間冷卻系統。其功能如下：(1)為核島內需要冷卻的帶放射性的介質設備提供冷卻。*(2)作為中間冷卻回路，通過重要廠用水系統將熱量傳送給海水。在核島各冷卻對象與海水之間，形成一道阻止放射性物質進入海水的屏障。(3)設備冷卻水系統不僅在電廠正常運行的各種工況用來從核島系統除熱，而且在事故工況下作為專設安全設施的支持系統，將熱量經重要廠用水系統排入環境。二、系統組成大亞灣核電廠的設備冷卻水系統的示意圖對于雙機組核電廠的每一臺機組，設備冷卻水系統包含兩個獨立系列、一個公共環路和兩機組之間的共用部分。兩5-5重要廠用水系統一、系統的功能：重要廠用水系統的主要作用*是冷卻設備冷卻水，將設備冷卻水系統傳輸給的熱量排人海水，此系統又稱為重要生水系統。是核島的最終熱阱。重要廠用水系統與設備冷卻水系統一樣。是專設安全設施系統的支持系統，無論在電廠正常運行還是事故工況，該系統都必須將設備冷卻水系統傳輸的熱量排人海水。二、系統組成：重要廠用水系統示意圖。其構成與設備冷卻水泵統相似。系統由兩個獨立的且實體隔離的系列組成，電氣設備可由柴油發電機供電。每個系列并聯兩臺容量各為100％的重要廠用水泵，兩臺容量各為50％的板式熱交換器。重要廠用水泵從循環水過濾系統汲人海水，使其通過熱交換器吸收熱量后經循環水排水渠流入大海。重要廠用水系統既作為專設安全設施系統的支持系統，又是開式循環回路。5-6反應堆換料水池和乏燃料池冷卻和處理系統反應堆換料后，卸出的乏燃料要在乏燃料水池中存放半年以上，待燃料冷卻到一定程度，再送往后處理工廠。一、系統的功能(1)對乏燃料池的水進行冷卻，帶走乏燃料的衰變熱，(2)去除反應堆換料水池和乏燃料池中的腐蝕產物、裂變產物和水中懸浮雜質，保持水的良好的能見度和低的放射性水平；(3)向反應堆換料水池和乏燃料水池充水和排水，使水池有足夠的水層提供良好的生物防護，保證乏燃料組件處于次臨界狀態，(4)為安全注入系統和安全殼噴淋系統提供足夠的含硼水；*(5)換料或停堆檢修期間，一回路處于開啟狀態時，在余熱排除系統不可用時，本系統用來冷卻堆芯。5-7廢物處理系統一、系統的功能：如同一般工廠一樣，壓水維核電廠在運行時，也會產生一些廢物。這些廢物中，有非放射性的氣體、液體和固體，也有放射性的氣體、液體和固體。顯然，對放射性廢物的處理和管理是核電廠區別于其他工廠的重要差別之一。（1）放射性廢水有可復用廢水和不可復用廢水?？蓮陀脧U水經過處理分離成水和硼酸再利用，這是硼回收系統的任務*；不可復用廢水須按放射性水平高低、化學物含量多少分別處理，這是廢水處理系統和廢水排放系統的任務。*（2）廢氣主要分為放射性水平較高的含氫廢氣和低放射性水平的含氧廢氣，對它們分別處理。（3）固體廢物處理系統處理廢樹脂、放射性水蒸發濃縮液、廢濾芯和其他固體廢棄物等。5-8核島通風空調及空氣凈化一、系統任務：*（1）排除和凈化工作場所的污染空氣，以減少放射性物質對廠內外環境的危害，保障人身安全；（2）提供溫度、濕度、潔凈度滿足設備運行要求的環境條件，保障設備運行安全。二、系統組成：包括反應堆廠房、核燃料廠房、電氣廠房、主控制室、核輔助廠房及連接廠房的通風空調。作業1、核島通風空調及空氣凈化的主要任務是什么？2、硼回收系統的任務和廢水處理系統和廢水排放系統的任務各是什么？3、重要廠用水系統的主要作用是什么？4、為核島內需要冷卻的帶放射性的介質設備提供冷卻是哪個系統？5、反應堆在冷停期間，進行換料或維修操作時，維持一回路溫度低于多少℃？6、向反應堆冷卻劑系提供軸封水是由哪個系統完成的。7、為改變反應推冷卻劑硼質量分數，向化容系統提供硼酸和除氣除鹽水是由哪個系統完成的。硼和水補給系統圖大亞灣核電廠的余熱排出系統流程圖大亞灣核電廠的設備冷卻水系統的示意圖重要廠用水系統示意圖第六章核電站汽輪發電機組主要內容一、核電廠飽和蒸汽汽輪機的總體配置二、核電廠汽輪機的特點三、汽水分離再熱器四、核電廠的熱經濟指標一、核電廠飽和蒸汽汽輪機的總體配置在總體配置上，飽和汽輪機組總是設計成高壓缸和一組低壓缸串級式配置，在進入低壓缸前設置有汽水分離再熱器，有的設計在汽水分離再熱器和低壓缸之間設置中壓缸或中壓段。核汽輪機組的布配形式主要有*：圖單軸四缸四排汽口型式；單軸四缸六排汽口型式；大亞灣核電廠采用單軸五缸六排汽口型式；單軸五缸八排汽口型式。二、核電廠汽輪機的特點（一）核汽輪機組的一般特點1．蒸汽參數低：（1）反應堆冷卻劑溫度提高的潛力已很小(堆芯出口平均溫度一般不超過330℃)；二回路蒸汽一般為5MPa一7MPa的飽和汽；（2）汽耗率約比常規電廠高一倍；（3）與高參數汽輪機相比，低壓缸發出的功率較大；低壓缸的效率對整機的效率影響大。（4）排汽速度損失對效率有較大影響，這要求增大排汽流通截面以降低排汽速度。（一）核汽輪機組的一般特點2、體積流量大：由于蒸汽參數低，蒸汽可用比焓降小，加之為了降低投資將單機功率取得很大，這都導致核汽輪機組的體積流量大，因而對核汽輪機配置和結構有以下要求：(1)600MW一800MW以上核電機組高壓缸也做成雙流；(2)通常只設高壓缸和若干低壓缸，不設中壓缸；(3)低壓缸體積流量大，要求增加排汽口數和排汽截面以及采用更長的未級葉片。（一）核汽輪機組的一般特點3、核汽輪機組多數級工作在濕汽區飽和汽輪機組需采取除濕措施，以提高效率和保障安全運行。高壓缸中的濕度是核汽輪機特有的，高壓缸內除濕、水滴分布等問題尚需進一步研究。4、采用汽水分離再熱由于新蒸汽是飽和汽，膨脹后即進人濕汽區，為保證汽輪機安全經濟運行，在蒸汽經過高壓缸后．對高壓缸排汽進行汽水分離再熱