A压水核电站.doc

1.2 核电站 核电站是利用原子核裂变过程中释放的核能发电的装置。对于不同类型的核反应堆，相应的核电站的系统和设备有较大的差别。 为了便于说明，本节将以压水反应堆核电站为主要结合点，介绍该种核电站的燃料元件和组件、核反应堆堆芯及控制棒束、慢化剂和冷却剂、堆内冷却剂流程、主要堆参数、一回路系统与设备、二回路系统及设备、核能传输的机理、安全壳、核岛与常规岛、该种堆型核电站的主要特点等。 对于其它类型反应堆核电站，特别是应用比较广泛的沸水堆核电站和重水堆核电站，或具有良好发展前景的高温气冷堆核电站和钠冷快中子堆核电站四种堆型核电站，本节也将就核电站的系统、设备及工作原理，特别是该种堆型核电站与其它堆型核电站的不同特点，做必要的介绍和评价。 1.2.1 压水堆核电站 压水堆核电站采用以稍加浓铀作核燃料、加压轻水做慢化剂和冷却剂的热中子核反应堆堆型，这里我们简称为压水堆。 压水堆的核燃料是高温烧结的圆柱形二氧化铀陶瓷燃块，直径约8毫米，高13毫米，称之为燃料芯块。燃料芯块中铀-235的富集度约3％，－个一个地重叠着放在外径约9.5毫米，厚约0.57毫米的锆-4合金管内。这种锆合金管称为燃料元件包壳。锆管两端有端塞，燃料芯块完全封闭在锆合金管内，构成高度为3米多细而长的燃料元件(见图1.2.1)。密封的燃料元件包壳构成了包容放射性物质的第一道安全屏障。这些燃料元件用定位格架定位，组成所谓的燃料组件(见图1.2.2)。一般是将燃料元件排列成17×17的组件，其正方形横截面边长约20厘米。加上端部构件，整个燃料组件长约4米。燃料组件外面不加装方形盒，即所谓开式栅格，以利于冷却剂的横向流动。将一百多个燃料组件（总共包括四万多根三米多长、比铅笔略粗的燃料元件）组装在一起，构成所谓的压水堆堆芯。图1.2.3是典型压水堆堆芯结构原理图。每一个燃料组件包括两百多根燃料元件，中间有些位置空出来放控制棒。控制棒的上部连成－体成为蜘蛛爪式的控制棒束。每一个控制棒束都可以在相应的燃料组件内上下运动。控制棒束在堆内布置得很分散，以便堆内造成平坦的中子通量分布。 由燃料组件组装成的堆芯放在一个很大的压力容器内，图1.2.4为压力容器的结构布置图。压水堆中最关键的设备之一是压力容器，它是不可更换的。一座90或130万千瓦的压水堆，压力容器直径分别为3.99米和4.39米，壁厚0.2米和0.22米。重330吨和418吨，高13米以上。这么巨大的压力容器，它的加工和运输都是－个需要认真对待的问题。 控制棒束由上部插入堆芯，在压力容器顶部有控制棒束的驱动机构。 作为慢化剂和冷却剂的核纯轻水，由压力容器侧面进来后，经过吊篮和压力容器之间的环形下降段，再从底部下腔室进入堆芯。冷却水通过堆芯后，温度升高，密度降低，再从堆芯上部流经上腔室流出压力容器。压水堆冷却剂入口水温一般在300左右，出口水温330左右，堆内压力15.5 MPa。一座100万千瓦电功率的压水堆，堆芯冷却剂流量约6万吨/小时。 这些高温的堆芯冷却水从压力容器上部离开反应堆后，经过冷却剂回路热管段，进入蒸汽发生器。冷却剂从蒸汽发生器的U型传热管管内一次侧流过后，将热量传递给蒸汽发生器传热管外流动的二次侧工质。此后冷却剂流出蒸汽发生器，经过冷却剂回路中间管段流到冷却剂回路主循环泵（简称主泵），经主泵升压后，流经冷却剂回路冷管段又回到反应堆，形成封闭的冷却剂在其内往返循环的冷却剂回路系统（也称一回路系统）。图1.2.5和图1.2.6分别给出了压水堆核电站回路系统原理图和冷却剂回路及设备空间分布图。一座90或130万千瓦的压水堆，一回路有三或四条并列的环路。 除了压力容器外，主循环泵也是重要设备。每台主循环泵的冷却水流量为每小时两万多吨，泵的电机功率为五千到九千千瓦。泵的关键是保持轴密封，以免堆内带放射性的水外漏。核电站的循环泵除了密封要求严以外，还由于泵放在安全壳内，处于高温、高湿及γ射线辐射的环境下，要求电机的绝缘性能好。 核反应堆里的冷却剂，当温度由室温升到300以上时，体积会有很大的膨胀。由于体积膨胀及其他原因，如果不采取措施，在密闭回路内冷却剂的压力会波动，从而使反应堆的运行工况不稳定。因此，在反应堆压力容器出口和蒸汽发生器之间的一回路热管段安装有稳压器。稳压器是一个高大的空心圆柱体。下部为水，通过沁泡的电加热器产生蒸汽并浮升到稳压器上部空间，利用蒸汽的弹性来维持核反应堆内冷却剂的稳定压力。若一回路有一条以上并列的环路时，只要在一条热管段上安装一台稳压器就可以满足稳定堆内压力的需要。 包括压力容器、蒸汽发生器、主循环泵、稳压器及相关管路的整个冷却剂系统，有其特定的压力边界，称为一回路压力边界。该压力边界构成了包容放射性物质的第二道安全屏障。一回路系统和设备都被安置在如图1.2.7的安全壳内，