2022年反应堆结构 .pdf

270 引言20世纪物理学对人类社会产生最重要影响的发明莫过于核能的利用。 1938年底，德国科学家哈恩和斯特拉斯曼在用中子轰击铀原子核的实验中首次发现了核裂变现象。 核裂变可释放出巨大的能量核能。1939年春法国科学家约里奥居里和意大利科学家费米先后证明，铀核在裂变过程中会释放出二三个中子 ，从而揭示了 自持裂变链式反应的可能性。1942年费米又在反应堆上首次实现了可控裂变链式反应。 由于当时正处于二战期间， 美国政府将核能的利用引向军用，率先研制出原子弹和核潜艇。直到20世纪50年代美国才开始开发核能发电技术。1957年底，美国首先将核潜艇压水堆和常规蒸汽发电技术结合起来，建成了世界上第一座希平港原型压水堆核电厂 。截止2006年底， 全世界 31个国家和地区共拥有运行核电机组 435台 ， 其发电量占全世界总发电量的16% 左右 ， 并积累 了10000多 堆年的核电运行经验。压水堆核电厂因具有功率密度高、结构紧凑 、 安全易控、技术成熟、造价和发电成本较低等特点，已成为目前国际上最广泛采用的商用核电厂堆型。此种堆型已占轻水堆核电机组总数的 3/ 4。1 压水反应堆技术概述压水堆核电厂工艺流程图如图1所示。 其工作原理：在反应堆工作压力下保持液态的轻水(H2O)作为冷却剂被主泵唧送反应堆堆芯，带走堆芯产生的热量；当其流经蒸汽发生器传热管时，将热量传给传热管外的二回路水，使之变为蒸汽， 驱动汽轮发电机发电；温度下降 了的冷却剂返回堆芯， 构成一回路循环；由于二回路饱和蒸汽参数较低，故从高压缸排出的乏汽需再热去湿后再进入低压缸作功。其余凝给水系统与常规火电厂基本相同。选用轻水作为中子慢化剂和反应堆冷却剂的主要原因是水具有优良的中子慢化性能和热物理特性，与燃料棒包壳、 回路结构材料具有良好的化学相容性，价格低廉， 易于获得。 水有很大的反应性负温度系数，可使反应堆具有较好的“固有安全性” 。但水的热中子吸收截面较大，因而压水堆不能使用天然铀作燃料 ， 而必须使用富集铀。 为了使水在反应堆内不沸腾， 反应堆必须在高压下运行。现代压水堆工作压力约为 15.5MPa 。核裂变在释放热能的同时还产生大量的放射性裂变产物和活化产物。鉴于反应堆停堆后会持续释出衰变热， 堆芯如不能得到有效冷却，可能会导致燃料组件和反应堆压力边界的损坏， 甚至导致放射性外泄。 因此确保核安全已成为核电厂的头等大事。为保证核蒸汽供应系统的有效性及贯彻纵深防御原则，它们的设计须满足专门设计准则：冗余性，多样性， 故障安全 ， 单一故障，以及实体分隔等 。本文主要阐述典型压水堆的核蒸汽供应系统（NSSS ） 技术及其发展趋势。 所谓的核蒸汽供应系统系指利用核燃料的裂变能转变为蒸汽热能以供给汽轮机做功的系统， 泛指核电厂汽轮机进汽阀之前?张禄庆( 中核集团公司, 北京 100822) 压水反应堆介绍 （上）图1 压水堆核电厂工艺流程图1.反应堆2.一回路3.稳压器4.蒸汽发生器5.主泵6.高压加热器7.给水罐8.凝汽器9.给水泵10.低压加热器11.二回路12.汽水分离再热器13.汽轮机14.发电机15.凝结水泵16.循环水泵17.三回路18.江河或海洋Power and Electrical Engineers大家谈名师资料总结 - - -精品资料欢迎下载 - - - - - - - - - - - - - - - - - - 名师精心整理 - - - - - - - 第 1 页，共 4 页 - - - - - - - - - 大家谈28Power and Electrical Engineers同， 只 是 棒 内装有不同235U富集度的U O2芯块。 燃 料 棒 包壳是防止放射性向环境释放的第一道安全屏障，现多采用吸收中子少的Z r-4 合金或耐辐照性能更好的合金材料。2.2 堆内构件压 力容 器系指压力容器内除燃料组件及其相关组件以外的所有结构件。 其主要功能是：支承和准确固定燃料组件， 保持其与控制棒驱动机构的良好对中 ，使控制棒能上下自由移动 ； 形成冷却剂的流道， 以有效导出堆内热量；为堆内（中子注量率、 温度、水位）测量仪表提供支承和导向； 减少中子辐照对压力容器的危害。堆内构件主要由堆芯上、 下部支承构件和堆内测量装置以及热屏蔽等组成。2.3 压力容器2.3.1 压力容器压力容器是包容堆芯、控制棒组件 、 堆内构件及反应堆冷却剂的圆筒形重型设备， 由筒体和可拆卸的顶盖构成， 两者用法兰和螺栓密封相连。压力容器采用低合金钢作母材， 内壁堆焊一层奥氏体不锈钢。压力容器作为防止放射性外泄的第二道屏障，对核安全至关重要。压力容器是核电厂中不可更换的设备。它在高温高压和强辐照的条件下须能可靠地工作3040a， 新的设计则要求 60a。2.3.2 控制棒组件及其驱动机构控制棒由驱动机构带动在控制棒导向管里上下的部分 。 它由反应堆本体、反应堆冷却剂系统以及整套核辅助系统和专设安全系统等组成。压水堆本体纵剖面图如图 2所示。2 反应堆本体2.1 堆芯系反应堆内发生裂变链式反应之处。它是由许多燃料组件竖直平行排列组成的近似圆柱体。燃料组件通常由燃料棒、控制棒导向管、 定位格架以及上、 下管座和滤网等部件组成（见图3）。燃料棒通常按1717正方形排列， 水从燃料棒束间流过，带走其产生的热量。 所有燃料组件的结构和尺寸完全相图2 压水堆本体纵剖面图1.放气孔2.压力容器顶盖3.热电偶测量管4.接头5.压力容器主螺栓6.导向筒支承板7.压紧弹簧8.内支承凸缘9.支承筒10.导向筒11.堆芯吊篮12.冷却剂进口13.堆芯上板14.热屏蔽15.堆芯围板16.支承辐板17.燃料组件18.辐照监督管19.压力容器筒体20.堆芯下板21.堆芯支承柱22.流量分配板23.径向支承块24.堆芯支承板25.连接板26.子通量密度测量管 27.对中销28.冷却剂出口29.人孔30.安全支承缓冲器图3 压水堆燃料组件1.控制组件星状连接柄2.控制棒3.压紧弹簧4.上管座5.燃料棒6.控制棒导向管7.定位格架8.下管座名师资料总结 - - -精品资料欢迎下载 - - - - - - - - - - - - - - - - - - 名师精心整理 - - - - - - - 第 2 页，共 4 页 - - - - - - - - - 29移动，来控制反应堆的核裂变反应速率，以实施反应堆启动、 停运和调整功率，是反应堆内唯一的可动部件 。控制棒芯体采用热中子强吸收材料制成，一般采用银铟镉合金。控制棒驱动机构有磁阻电机驱动形式和磁力提升驱动形式，都具有全密封、 快速落棒可靠等特点。3 反应堆冷却剂系统 系指使反应堆冷却剂在规定压力、温度的条件下进行正常循环、 载出堆芯热量的系统，即一次冷却剂系统， 又称一回路。 压水堆一回路的主要设备如图4所示。3.1 蒸汽发生器是 压水堆核电厂中仅次于压力容器的重型设 备。 其内部几千根薄壁传热管是一回路与二回路的传热界面，也是反应堆压力边界的一部分。 应用最广的是一种产生饱和蒸汽的立式倒置U形管束(自然循环 ) 蒸汽发生器 ，其外观和剖面图如图5所示。在其管束上部的汽包内装有汽水分离器和蒸汽干燥器 ， 可把出口蒸汽的湿度减小到 0.25以下 。3.2 主泵主泵是一种唧送冷却剂流过堆芯带出热量的重要设备。普遍使用立式单级轴封式离心泵。装在电动机顶部的飞轮具有相当大的转动惯量，在失电后能靠惰转维持一段时间使堆芯冷却。严格控制泄漏率的轴密封装置是主泵最关键的部件。另一种主泵是屏蔽泵。因其定子和转子分别用金属屏蔽套封闭 （故称屏蔽泵） 而得名。其电机效率较低，难以制造大流量主泵。只在采用全非能动安全系统中才选用屏蔽泵。3.3 稳压器系用于稳定和调节一回路工作压力的设备。 它由容器、 电加热元件 、 波动管座、喷雾器 、 卸压阀和安全阀等组成在工作状态下，稳压器维持正常水位，蒸汽和水保持两相平衡的饱和状态。喷雾器和卸压阀用来抑制压力升高。电加热元件用来抑制压力下降。安全阀用于一回路系统的超压保护。当反应堆冷却剂平均温度变化时 ， 稳压器通过波动管对系统进行冷却剂的体积补偿。4 一回路辅助系统系指为支持一回路系统正常运行而设置的辅助系统。4.1 余热排出系统又称停堆冷却系统。主要功能为： 反应堆正常冷停堆过程中 ， 当一回路压力和温度降到设定值时，导出堆芯剩余释热和系统显热，使反应堆温度降低至冷停堆或换料操作温度。4.2 化学和容积控制系统 （简称化容系统）主要用来补充和维持反应堆压力边界内冷却剂的体积，并对冷却剂连续净化，以保证水质； 调节反应堆冷却剂中硼的浓度，以补偿反应性缓慢变化；提供主泵轴封水； 向换料水箱及乏燃料水池提供含硼水；在事故工况下 ， 作为安全注射系统的补充，将含硼水注入 一回路系统等 。4.3 设备冷却水系统系在反应堆运行工况向需投入使用的一回路带放射性介质的设备提供冷却水、将其热量传至最终热阱， 避免放射性流体向环境泄漏的闭式水回路。5 专设安全设施为保证反应堆安全， 除了设置反应堆测量和保图4 压水堆一回路的主要设备1.蒸汽出口（往汽轮机）2.蒸汽发生器3.主冷却剂泵4.稳压器5.反应堆压力容器图5 压水堆的立式侧置 U 形管束蒸气发生器外观和剖面图1.蒸汽出口接管2.波纹板式蒸汽干燥器3.旋流式汽水分离器4.给水接管5.水6.传热管支承板7.传热管束8.管板9.一回路出口10.一回路进口名师资料总结 - - -精品资料欢迎下载 - - - - - - - - - - - - - - - - - - 名师精心整理 - - - - - - - 第 3 页，共 4 页 - - - - - - - - - 大家谈30Power and Electrical Engineers衬里以保证密封 ， 设计压力约为 0. 40.5 MPa。当反应堆冷却剂系统发生失水事故或主蒸汽管道发生破裂时， 安全壳隔离系统将贯穿安全壳的工艺管道迅速隔离，阻止或限制放射性物质向环境释放。 设置在安全壳顶部的喷淋系统向安全壳内喷射含硼水， 限制安全壳内压力升高，防止超压失效。安全壳内通常还设置氢氧复合系统( 又称消氢系统) ， 以控制燃料包壳与水反应及水的辐射分解产生的氢气不会达到爆燃的浓度。5.3 应急给水系统又称辅助给水系统。用于当主给水系统不能工作时 ， 为防止蒸汽发生器二次侧烧干、 堆芯失去冷却，向蒸汽发生器二次侧应急供水。5.4 应急柴油发电机组系当核电厂 失去正常电源后向厂内安全系统和其他指定的安全重要设备提供可靠电力， 以保证在假设始发事件发生后能将电厂维持在安全状态的厂内自备应急电源。 它是保证核电厂安全非常重要的设备。应急供电系统一般设2 4个相同的独立系列，以保证满足多重性准则。它还必须有快速启动(1012s)和优良的加、卸载性能。 （待续）6 结束语核电，随着社会经济发展对能源需求量不断增加和环保要求的提高，而倍受关注和重视。本文从反应堆本体、 冷却系统、 一回路辅助系统和专用安全设施等方面， 对压水反应堆作一介绍。关于压水反应堆的技术发展趋势， 笔者将另文发表。作者简介 ：张禄庆(1945-) ，男，江苏句容人 ,博士， 研究员，政府特殊津贴获得者 。曾任武汉核动力运行研究所副所长， 主管科研生产， 负责大亚湾核电厂蒸汽发生器役前检查等 工作； 1991年1 1月赴奥地利任中国常驻国际原子能机构代表团一等秘书；1994年10 月回国任中核总核电局副局长， 负责秦山三期重水堆项目引进谈判协调，以及国产 1000MW级核电机组的标准化设计协调； 同时负责军用核动力科研技术协调；任军工部副主任、高新工程办公室主任。现任中核集团公司科技委常委。护系统外 ，还专门设置了 一些安全系统和设施，在事故工况下投入使用并执 行安全功能 ， 控制事故后果 ，使反应堆在事故后达到稳定的可接受状态。专设安全系统包括安全注射系统、安全壳、 安全壳喷淋系统、安全壳消氢系统、 安全壳通风净化系统、安全壳隔离系统、应急柴油发电机和应急给水系统等。5.1 安全注射系统又称应急堆芯冷却系统 (ECCS)， 专为应对一回路发生失水事故可能造成堆芯损坏而设置。它由安全注入箱和高、低压安注泵系统组成。注入水均含硼， 可藉以向堆芯引入负反应性，使反应堆不会重返临界。它们依照回路破口大小引起压力下降的程度分别起作用：通常用小流量的高压安注泵来应对中小破口和回路压力较高的情况，大流量的低压安注泵用于回路压力很低的情况。当压力降到各自的设定值时，高、低压安注泵分别自动起动，从换料水箱吸取含硼水注入堆芯。当换料水箱水位过低时 ，则转入再循环冷却方式，低压安注泵与高压安注泵串联运行，从安全壳地坑吸水，经过热交换器降温后注入堆芯。当发生大破口 ，一回路压力迅速下降到低于箱内压力时，受压含硼水即顶开逆止阀， 自动快速注入堆芯。这是一种非能动安全设施。为防止设备失效， 高压和低压安全注入泵系统各设置互相分隔、 独立的两个系列， 互为备用；装在不同环路中的安全注入箱也是互相支持的。5.2 安全壳及其辅助系统图6为压水堆安全壳剖面图。安全壳是包容一回路和一些重要的安全系统。 是防止在反应堆失水事故和严重事故下放射性物质向环境释放的最后一道 屏障。 压水堆安全壳通常容积很大，以便有较多的空间来缓解事故下内压的上升。壳体用厚约 1m的预应力钢筋混凝土制成，内表面覆盖厚6mm 的钢图6 压水堆的安全壳剖面图1.喷淋管2.钢衬里3.人员进出通道4.钢筋混凝土5.吊车6.蒸汽往汽轮机7.给水入口8.蒸汽发生器9.电缆贯穿件名师资料总结 - - -精品资料欢迎下载 - - - - - - - - - - - - - - - - - - 名师精心整理 - - - - - - - 第 4 页，共 4 页 - - - - - - - - -