压水堆核电厂基本原理.ppt

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1、Nuclear Thermohydraulic Research Group秋穗正秋穗正2007.12.3-2007.12.7核科学与技术学院核科学与技术学院压水堆核电厂基本原理秋穗正西安交通大学西安交通大学Tel:029-82665607Tel:029-826656071315241031813152410318Email:Email:Nuclear Thermohydraulic Research Group秋穗正秋穗正2007.12.3-2007.12.7核科学与技术学院核科学与技术学院核电厂基本工作原理核电厂基本工作原理利用核能生产电能的电厂称为核电厂。压水堆核电厂主要由压水反应堆、反

2、应堆冷却剂系统（简称一回路）、蒸汽和动力转换系统（又称二回路）、循环水系统、发电机和输配电系统及其辅助系统组成。Nuclear Thermohydraulic Research Group秋穗正秋穗正2007.12.3-2007.12.7核科学与技术学院核科学与技术学院压水堆核电厂原理图压水堆核电厂原理图Nuclear Thermohydraulic Research Group秋穗正秋穗正2007.12.3-2007.12.7核科学与技术学院核科学与技术学院三三三三环环环环路路路路压压压压水水水水堆堆堆堆一一一一回回回回路路路路系系系系统统统统Nuclear Thermohydraulic

3、Research Group秋穗正秋穗正2007.12.3-2007.12.7核科学与技术学院核科学与技术学院压压压压水水水水堆堆堆堆安安安安全全全全壳壳壳壳内内内内纵纵纵纵剖剖剖剖面面面面图图图图Nuclear Thermohydraulic Research Group秋穗正秋穗正2007.12.3-2007.12.7核科学与技术学院核科学与技术学院压水堆核电厂主要厂房布置压水堆核电厂主要厂房布置Nuclear Thermohydraulic Research Group秋穗正秋穗正2007.12.3-2007.12.7核科学与技术学院核科学与技术学院核电厂厂区核电厂厂区 L型布置型布置N

4、uclear Thermohydraulic Research Group秋穗正秋穗正2007.12.3-2007.12.7核科学与技术学院核科学与技术学院大亚湾核电厂厂区大亚湾核电厂厂区 T 型布置型布置Nuclear Thermohydraulic Research Group秋穗正秋穗正2007.12.3-2007.12.7核科学与技术学院核科学与技术学院核电厂的厂区的几个部分核电厂的厂区的几个部分核心区：核心区：主要由核岛和常规岛组成，包括反应堆厂房，辅助厂房，燃料贮存主要由核岛和常规岛组成，包括反应堆厂房，辅助厂房，燃料贮存厂房，主控制室，应急柴油发电机厂房，汽轮发电机厂房等。厂房，

5、主控制室，应急柴油发电机厂房，汽轮发电机厂房等。三废区：三废区：主要由废液贮存、处理厂房，固化厂房，弱放废物库，固体废物贮主要由废液贮存、处理厂房，固化厂房，弱放废物库，固体废物贮存库，特种洗衣房和特种汽车库等组成。存库，特种洗衣房和特种汽车库等组成。供排水区：供排水区：主要有循环水泵房，输水隧洞，排水渠道，淡水净化处理车间，主要有循环水泵房，输水隧洞，排水渠道，淡水净化处理车间，消防站，高压消防泵房，排水泵房等组成。消防站，高压消防泵房，排水泵房等组成。动力供应区：动力供应区：主要由冷冻机站，压缩空气及液氮贮存气化站，辅助锅炉房等主要由冷冻机站，压缩空气及液氮贮存气化站，辅助锅炉房等组成。组

6、成。检修及仓库区：检修及仓库区：包括检修车间，材料仓库，设备综合仓库及危险品仓库等。包括检修车间，材料仓库，设备综合仓库及危险品仓库等。厂前区：厂前区：为电厂行政办公大楼及汽车、消防、保安及生活服务设施。为电厂行政办公大楼及汽车、消防、保安及生活服务设施。Nuclear Thermohydraulic Research Group秋穗正秋穗正2007.12.3-2007.12.7核科学与技术学院核科学与技术学院核电厂安全设备功能及分级核电厂安全设备功能及分级安全一级安全一级安全一级主要包括组成反应堆冷却剂系统承压边界的所有部件。安全一级主要包括组成反应堆冷却剂系统承压边界的所有部件。安全二级安

7、全二级主要指反应堆冷却剂系统承压边界内不属于安全一级的各种部件，主要指反应堆冷却剂系统承压边界内不属于安全一级的各种部件，以及为执行所有事故工况下停堆、维持堆芯冷却剂总量和排出堆芯以及为执行所有事故工况下停堆、维持堆芯冷却剂总量和排出堆芯热量及限制放射性物质向外释放的各种部件。热量及限制放射性物质向外释放的各种部件。安全三级安全三级主要指下述一些辅助系统的设备：为控制反应性提供硼酸的系统，主要指下述一些辅助系统的设备：为控制反应性提供硼酸的系统，辅助给水系统；设备冷却水系统辅助给水系统；设备冷却水系统安全四级安全四级核岛中不属于安全一、二、三级的设备为非核安全等级。核岛中不属于安全一、二、三级

8、的设备为非核安全等级。Nuclear Thermohydraulic Research Group秋穗正秋穗正2007.12.3-2007.12.7核科学与技术学院核科学与技术学院压水堆堆芯（压水堆堆芯（reactor core）堆芯设计满足的一般要求：堆芯设计满足的一般要求：1 1 堆芯功率分布尽量均匀，以便堆芯有最大的功率输出堆芯功率分布尽量均匀，以便堆芯有最大的功率输出2 2 尽量减少堆芯内不必要的中子吸收材料，提高中子经济性尽量减少堆芯内不必要的中子吸收材料，提高中子经济性3 3 要有最佳的冷却剂流量分配和最小的流动阻力要有最佳的冷却剂流量分配和最小的流动阻力4 4 有较长的堆芯寿命，

9、适当的减少换料操作次数有较长的堆芯寿命，适当的减少换料操作次数5 5 堆芯结构紧凑，换料要简易方便。堆芯结构紧凑，换料要简易方便。Nuclear Thermohydraulic Research Group秋穗正秋穗正2007.12.3-2007.12.7核科学与技术学院核科学与技术学院典型压水堆压力容器与堆芯结构原理图典型压水堆压力容器与堆芯结构原理图Nuclear Thermohydraulic Research Group秋穗正秋穗正2007.12.3-2007.12.7核科学与技术学院核科学与技术学院堆芯横截面图堆芯横截面图Nuclear Thermohydraulic Researc

10、h Group秋穗正秋穗正2007.12.3-2007.12.7核科学与技术学院核科学与技术学院压压水水堆堆纵纵剖剖面面图图Nuclear Thermohydraulic Research Group秋穗正秋穗正2007.12.3-2007.12.7核科学与技术学院核科学与技术学院压水堆燃料管理压水堆燃料管理Nuclear Thermohydraulic Research Group秋穗正秋穗正2007.12.3-2007.12.7核科学与技术学院核科学与技术学院压水堆堆芯组件压水堆堆芯组件核燃料组件核燃料组件棒束控制棒组件棒束控制棒组件可燃毒物组件可燃毒物组件中子源组件中子源组件阻力塞组件阻

11、力塞组件核燃料组件核燃料组件采用无盒、带指形控制组件的采用无盒、带指形控制组件的棒束型燃料组件。棒束型燃料组件。主要结构：燃料棒骨架主要结构：燃料棒骨架骨架：上下管座，骨架：上下管座，8 8层定位格层定位格架，导向管架，导向管采用采用171717=289=264+24+1 17=289=264+24+1 正正方形排列。方形排列。Nuclear Thermohydraulic Research Group秋穗正秋穗正2007.12.3-2007.12.7核科学与技术学院核科学与技术学院Nuclear Thermohydraulic Research Group秋穗正秋穗正2007.12.3-20

12、07.12.7核科学与技术学院核科学与技术学院棒状燃料元件棒棒状燃料元件棒结构组成结构组成选材原则：限制燃料和包壳选材原则：限制燃料和包壳 的使用温度的使用温度包壳的作用以及选材特点包壳的作用以及选材特点机械强度机械强度第一道屏障第一道屏障 燃料芯块结构特点燃料芯块结构特点锆氢反应锆氢反应集气空腔盒充填气体作用：集气空腔盒充填气体作用：轴向空腔和径向间隙作用，轴向空腔和径向间隙作用，预冲压氦气技术作用预冲压氦气技术作用Nuclear Thermohydraulic Research Group秋穗正秋穗正2007.12.3-2007.12.7核科学与技术学院核科学与技术学院芯块的结构特点芯块的

13、结构特点芯块的结构特点芯块的结构特点结构尺寸：圆柱体形何谓“环脊”现象为何采用碟形加倒角的结构形式如何防止辐照肿胀的破坏：1碟形加倒角 2制孔剂芯块密度的选择Nuclear Thermohydraulic Research Group秋穗正秋穗正2007.12.3-2007.12.7核科学与技术学院核科学与技术学院燃料元件包壳燃料元件包壳材料：锆4 合金燃料元件包壳壁厚的选择结构强度化学，腐蚀一定的安全裕度包壳内壁与燃料芯块的径向间隙包壳内壁与燃料芯块的径向间隙包壳内壁与燃料芯块的径向间隙包壳内壁与燃料芯块的径向间隙 大小与间隙的导热系数大小与间隙的导热系数大小与间隙的导热系数大小与间隙的导热

14、系数有密切关系，是影响芯块温度的重要因素，同时芯块的有密切关系，是影响芯块温度的重要因素，同时芯块的有密切关系，是影响芯块温度的重要因素，同时芯块的有密切关系，是影响芯块温度的重要因素，同时芯块的各种特性如导热系数，裂变气体的释放，蠕变和塑性形各种特性如导热系数，裂变气体的释放，蠕变和塑性形各种特性如导热系数，裂变气体的释放，蠕变和塑性形各种特性如导热系数，裂变气体的释放，蠕变和塑性形变等也都随温度变化。变等也都随温度变化。变等也都随温度变化。变等也都随温度变化。Nuclear Thermohydraulic Research Group秋穗正秋穗正2007.12.3-2007.12.7核科学

15、与技术学院核科学与技术学院“骨架骨架”结构结构定位格架定位格架控制棒导管控制棒导管中子通量测量导管中子通量测量导管上管座上管座下管座下管座Nuclear Thermohydraulic Research Group秋穗正秋穗正2007.12.3-2007.12.7核科学与技术学院核科学与技术学院定位格架定位格架8 8 层定位格架的作用层定位格架的作用材料及结构特点材料及结构特点混流翼混流翼Nuclear Thermohydraulic Research Group秋穗正秋穗正2007.12.3-2007.12.7核科学与技术学院核科学与技术学院上管座上管座下管座下管座Nuclear Therm

16、ohydraulic Research Group秋穗正秋穗正2007.12.3-2007.12.7核科学与技术学院核科学与技术学院控制棒组件控制棒组件结构组成：结构组成：2424根吸收剂棒星形架根吸收剂棒星形架组件数目保证：组件数目保证：卡棒准则，功率卡棒准则，功率分布，弹棒事故分布，弹棒事故 Nuclear Thermohydraulic Research Group秋穗正秋穗正2007.12.3-2007.12.7核科学与技术学院核科学与技术学院控制棒组件控制棒组件 星形架星形架结构特点：毂环，翼片，指形连接柄结构特点：毂环，翼片，指形连接柄Nuclear Thermohydraulic

17、 Research Group秋穗正秋穗正2007.12.3-2007.12.7核科学与技术学院核科学与技术学院吸收剂棒吸收剂棒 黑棒黑棒 灰棒灰棒 材料材料 银铟镉银铟镉 不锈钢不锈钢 结构：结构：二者相似二者相似黑棒束控制组件：黑棒束控制组件：2424根黑棒根黑棒灰棒束控制组件：灰棒束控制组件：8 8根黑棒根黑棒1616根灰棒根灰棒Nuclear Thermohydraulic Research Group秋穗正秋穗正2007.12.3-2007.12.7核科学与技术学院核科学与技术学院堆芯相关组件堆芯相关组件可燃毒物组件，初级中子源组件，次级中子源可燃毒物组件，初级中子源组件，次级中子源

18、组件，阻力塞组件组件，阻力塞组件结构上的共同点：结构上的共同点：支承结构：一个压紧组件形成的支承结构支承结构：一个压紧组件形成的支承结构 24 24 根棒束根棒束Nuclear Thermohydraulic Research Group秋穗正秋穗正2007.12.3-2007.12.7核科学与技术学院核科学与技术学院可燃毒物组件可燃毒物组件作用：作用：用于第一燃料循环，降低硼浓度，半尺用于第一燃料循环，降低硼浓度，半尺慢化剂的慢化剂的负温度系数负温度系数可燃毒物材料：可燃毒物材料：硼玻璃管（硼玻璃管（B B2 2O O3 3+SiO+SiO2 2）初装料：初装料：484812(12(棒棒)1

19、81816(16(棒棒)+2)+216=89616=896第一次换料时全部卸出，换阻力塞组件第一次换料时全部卸出，换阻力塞组件Nuclear Thermohydraulic Research Group秋穗正秋穗正2007.12.3-2007.12.7核科学与技术学院核科学与技术学院中子源组件中子源组件作用：作用：1 1 提高中子通量水平提高中子通量水平 2 2 点火点火初级中子源初级中子源 结构与材料：锎结构与材料：锎 初装料情况初装料情况次级中子源次级中子源 结构与材料：锑、铍结构与材料：锑、铍 初装料情况初装料情况Nuclear Thermohydraulic Research Grou

20、p秋穗正秋穗正2007.12.3-2007.12.7核科学与技术学院核科学与技术学院阻力塞组件阻力塞组件作用：作用：304304不锈钢材料不锈钢材料初装料情况初装料情况前述各种堆芯相关组件前述各种堆芯相关组件都含有中子源组件，只都含有中子源组件，只有阻力塞组件全部是阻有阻力塞组件全部是阻力塞组件力塞组件Nuclear Thermohydraulic Research Group秋穗正秋穗正2007.12.3-2007.12.7核科学与技术学院核科学与技术学院大亚湾核电厂首次装料堆芯相关组大亚湾核电厂首次装料堆芯相关组件种类以及数量件种类以及数量Nuclear Thermohydraulic R

21、esearch Group秋穗正秋穗正2007.12.3-2007.12.7核科学与技术学院核科学与技术学院反应堆堆内构件反应堆堆内构件堆内构件包括：堆内构件包括：堆芯下部支承结构，堆芯上部支承结构，控制棒堆芯下部支承结构，堆芯上部支承结构，控制棒束导向管和压紧弹簧组成。束导向管和压紧弹簧组成。功能：功能：1 1 为冷却剂提供流道为冷却剂提供流道2 2 为压力容器提供屏蔽为压力容器提供屏蔽3 3 为燃料组件提供支承和压紧为燃料组件提供支承和压紧4 4 固定监督用的辐照样品固定监督用的辐照样品5 5 为棒束控制组件和传动轴以及上下堆芯测量装置提供机械导向为棒束控制组件和传动轴以及上下堆芯测量装置

22、提供机械导向6 6 平衡机械载荷和水力载荷平衡机械载荷和水力载荷7 7 确保堆芯容器顶盖内的冷却水循环，以便顶盖保持一定的温度确保堆芯容器顶盖内的冷却水循环，以便顶盖保持一定的温度Nuclear Thermohydraulic Research Group秋穗正秋穗正2007.12.3-2007.12.7核科学与技术学院核科学与技术学院下部支承组件吊篮组件下部支承组件吊篮组件1 1 吊篮筒体吊篮筒体2 2 下栅板组件下栅板组件3 3 围板幅板组件围板幅板组件4 4 热屏蔽组件热屏蔽组件5 5 防断支承组件防断支承组件Nuclear Thermohydraulic Research Group秋

23、穗正秋穗正2007.12.3-2007.12.7核科学与技术学院核科学与技术学院堆芯上部支撑结构堆芯上部支撑结构堆芯上栅格板堆芯上部支承柱棒束控制导向筒上部支承板Nuclear Thermohydraulic Research Group秋穗正秋穗正2007.12.3-2007.12.7核科学与技术学院核科学与技术学院堆芯上部支撑结构Nuclear Thermohydraulic Research Group秋穗正秋穗正2007.12.3-2007.12.7核科学与技术学院核科学与技术学院控制棒驱动机构控制棒驱动机构控制棒驱动机构：控制棒驱动机构：带动控制棒组件在堆芯内提升和下降，以带动控制棒

24、组件在堆芯内提升和下降，以实现反应堆的启动，功率调节（调节棒），停堆和事故情况实现反应堆的启动，功率调节（调节棒），停堆和事故情况下的安全控制（安全棒）。下的安全控制（安全棒）。控制棒驱动机构要求：控制棒驱动机构要求：在正常运行工况下要求棒的移动速度在正常运行工况下要求棒的移动速度缓慢，缓慢，每秒钟行程约每秒钟行程约10mm10mm；在快速停堆或事故工况时要求驱；在快速停堆或事故工况时要求驱动机构在得到事故停堆信号后，靠自重快速插入堆芯，从得动机构在得到事故停堆信号后，靠自重快速插入堆芯，从得到信号到控制棒完全插入堆芯的紧急停堆时间一般到信号到控制棒完全插入堆芯的紧急停堆时间一般2 2秒钟秒钟

25、左右，左右，以保证反应堆安全。以保证反应堆安全。Nuclear Thermohydraulic Research Group秋穗正秋穗正2007.12.3-2007.12.7核科学与技术学院核科学与技术学院控制棒驱动机构控制棒驱动机构常用的驱动机构：常用的驱动机构：电磁步进式，电磁步进式，齿轮齿条式，水力驱动式齿轮齿条式，水力驱动式大亚湾核电厂采用三线圈电磁步大亚湾核电厂采用三线圈电磁步进式驱动机构进式驱动机构优点：优点：提棒精度高，提升力大，提棒精度高，提升力大，不宜失步，结构简单，加工容易，不宜失步，结构简单，加工容易，拆装和维修方便等优点。需要紧拆装和维修方便等优点。需要紧急停堆时，只需

26、要切断电源，控急停堆时，只需要切断电源，控制棒便可自由落体。制棒便可自由落体。Nuclear Thermohydraulic Research Group秋穗正秋穗正2007.12.3-2007.12.7核科学与技术学院核科学与技术学院反应堆压力容器反应堆压力容器反应堆压力容器支撑和包容堆芯和堆内构件，工作在高压反应堆压力容器支撑和包容堆芯和堆内构件，工作在高压(15.5MPa15.5MPa左右左右)、高温含硼酸水介质环境和放射性辐照的条、高温含硼酸水介质环境和放射性辐照的条件下，件下，寿命不少于寿命不少于4040年年。百万千瓦级核电厂压力容器。百万千瓦级核电厂压力容器高约高约13m13m，内

27、径，内径5m,5m,筒体壁厚筒体壁厚200mm,200mm,总重约总重约330t330t。作用：作用：1 1 防止放射性外逸第二道屏障防止放射性外逸第二道屏障2 2 压力边界压力边界3 3 支承和固定作用支承和固定作用选材原则选材原则1 1 高度的完整性高度的完整性 2 2 适当的强度和足够的韧性适当的强度和足够的韧性3 3 低的辐照敏感性低的辐照敏感性 4 4 导热性能好导热性能好 5 5 便于加工制造，成本低便于加工制造，成本低Nuclear Thermohydraulic Research Group秋穗正秋穗正2007.12.3-2007.12.7核科学与技术学院核科学与技术学院压力容

28、器选材压力容器选材当前反应堆压力容器材料普遍选当前反应堆压力容器材料普遍选用用低合金钢低合金钢，与冷却剂接触表面，与冷却剂接触表面堆焊一层堆焊一层5mm5mm厚的不锈钢。厚的不锈钢。低合金钢及其焊缝在快中子积分低合金钢及其焊缝在快中子积分通量大于通量大于10101818cmcm2 2后脆性转变温度后脆性转变温度明显升高。明显升高。相应措施：严格限制铜和磷这两相应措施：严格限制铜和磷这两种元素的含量，种元素的含量，添加少量铝、钒、添加少量铝、钒、铬，铂、镍铬，铂、镍等元素，尽量减少钢等元素，尽量减少钢的辐照损伤热屏。的辐照损伤热屏。Nuclear Thermohydraulic Research

29、 Group秋穗正秋穗正2007.12.3-2007.12.7核科学与技术学院核科学与技术学院运行限制运行限制压力温度运行限制曲线压力温度运行限制曲线限制因素：限制因素：压力容器的强度，主泵的限制：汽蚀等，压力容器的强度，主泵的限制：汽蚀等，低压蒸发等。低压蒸发等。Nuclear Thermohydraulic Research Group秋穗正秋穗正2007.12.3-2007.12.7核科学与技术学院核科学与技术学院压力容器结构压力容器结构筒体组合件筒体组合件 法兰环法兰环 接管段接管段 筒身筒身 冷却剂进、出口接管冷却剂进、出口接管顶盖组合件顶盖组合件底封头底封头法兰密封件法兰密封件Nu

30、clear Thermohydraulic Research Group秋穗正秋穗正2007.12.3-2007.12.7核科学与技术学院核科学与技术学院堆内测量支承结构堆内测量支承结构堆芯冷却剂出口温度测量装置堆芯冷却剂出口温度测量装置目的：目的：绘制堆芯温度分布图和绘制堆芯温度分布图和确定最热通道确定最热通道布置：布置：堆芯上部堆芯上部堆芯中子通量分布测量装置堆芯中子通量分布测量装置目的：目的：建立中子通量分布图建立中子通量分布图（三维），确定（三维），确定热点热点?布置：布置：堆芯下部堆芯下部Nuclear Thermohydraulic Research Group秋穗正秋穗正2007

31、.12.3-2007.12.7核科学与技术学院核科学与技术学院安全壳安全壳作用：裂变产物与环境之作用：裂变产物与环境之间的最后一道屏障间的最后一道屏障安全壳厂房安全壳厂房安全壳环境控制系统安全壳环境控制系统安全壳贯穿与隔离系统安全壳贯穿与隔离系统Nuclear Thermohydraulic Research Group秋穗正秋穗正2007.12.3-2007.12.7核科学与技术学院核科学与技术学院一回路主系统系统组成一回路主系统系统组成2 24 4个环路个环路堆芯压力容器堆芯压力容器热腿热腿稳压器稳压器蒸汽发生器蒸汽发生器冷腿冷腿主泵主泵Nuclear Thermohydraulic Re

32、search Group秋穗正秋穗正2007.12.3-2007.12.7核科学与技术学院核科学与技术学院三环路压水堆一回路主系统布置三环路压水堆一回路主系统布置闭合环路以反应堆为闭合环路以反应堆为中心呈辐射状布置中心呈辐射状布置只有一台稳压器只有一台稳压器堆芯低于出口管嘴，堆芯低于出口管嘴，利于堆芯淹没和自然利于堆芯淹没和自然循环循环Nuclear Thermohydraulic Research Group秋穗正秋穗正2007.12.3-2007.12.7核科学与技术学院核科学与技术学院安全辅助系统安全辅助系统第一类第一类 牵涉到核安全的安全系统牵涉到核安全的安全系统第二类第二类 保证反应

33、堆和压力回路正常启动、保证反应堆和压力回路正常启动、运行和停堆的核辅助系统运行和停堆的核辅助系统第三类第三类 回收和处理放射性废物以保护和监回收和处理放射性废物以保护和监测环境的系统测环境的系统Nuclear Thermohydraulic Research Group秋穗正秋穗正2007.12.3-2007.12.7核科学与技术学院核科学与技术学院蒸汽发生器蒸汽发生器蒸汽发生器是压水堆核电厂蒸汽发生器是压水堆核电厂一、二回路的枢纽一、二回路的枢纽，它将反应堆产生的热量，它将反应堆产生的热量传递给蒸汽发生器传递给蒸汽发生器二次侧二次侧，产生蒸汽推动汽轮机作功。蒸汽发生器又是，产生蒸汽推动汽轮机

34、作功。蒸汽发生器又是分隔一、二次侧介质的屏障分隔一、二次侧介质的屏障，它对于核电厂的安全运行十分重要。，它对于核电厂的安全运行十分重要。（什（什么是一次侧和二次侧么是一次侧和二次侧?）压水堆核电厂运行经验表明，压水堆核电厂运行经验表明，蒸汽发生器传热管断裂事故在核电厂事故蒸汽发生器传热管断裂事故在核电厂事故中居首要地位中居首要地位。据报道，国外压水堆核电厂的非计划停堆次数中约有。据报道，国外压水堆核电厂的非计划停堆次数中约有四四分之一分之一是因有关蒸汽发生器问题造成的。是因有关蒸汽发生器问题造成的。19921992年，在年，在205205座核电厂中报告蒸汽发生器有问题的达座核电厂中报告蒸汽发生

35、器有问题的达172172座。同年，美座。同年，美国压水堆核电厂的负荷因子由于蒸汽发生器问题国压水堆核电厂的负荷因子由于蒸汽发生器问题(包括传热管破损和更包括传热管破损和更换蒸汽发生器换蒸汽发生器)而降低而降低3.31%3.31%。从。从1979-19941979-1994年，已有年，已有5555台蒸汽发生器因台蒸汽发生器因传热管严重损坏而被更换，其实际使用寿命平均仅为约传热管严重损坏而被更换，其实际使用寿命平均仅为约1414年年(寿命最短寿命最短者仅者仅8 8年年)，远未达到，远未达到30304040年年的设计寿命。美国的设计寿命。美国19921992年更换磨石年更换磨石-2-2堆的堆的两台蒸

36、汽发生器两台蒸汽发生器,停堆停堆192192天，耗资天，耗资1.91.9亿美元。亿美元。Nuclear Thermohydraulic Research Group秋穗正秋穗正2007.12.3-2007.12.7核科学与技术学院核科学与技术学院蒸汽发生器传热管面积占一回路承压边界面积的蒸汽发生器传热管面积占一回路承压边界面积的8080左右，传热管壁一般为左右，传热管壁一般为1 11.2mm1.2mm。因而，。因而，传热管是整传热管是整个一回路压力边界中最薄弱的部分个一回路压力边界中最薄弱的部分。只要有一根蒸汽发生器传热管断裂就可能造成放射性只要有一根蒸汽发生器传热管断裂就可能造成放射性物质的

37、泄漏及核电厂长期停闭。物质的泄漏及核电厂长期停闭。蒸汽发生器热工水力分析、腐蚀与传热管材料的研制、蒸汽发生器热工水力分析、腐蚀与传热管材料的研制、蒸汽发生器结构设计的改进、无损探伤技术、传热管蒸汽发生器结构设计的改进、无损探伤技术、传热管振动、磨损疲劳研究和二回路水质控制振动、磨损疲劳研究和二回路水质控制Nuclear Thermohydraulic Research Group秋穗正秋穗正2007.12.3-2007.12.7核科学与技术学院核科学与技术学院蒸汽发生器分类蒸汽发生器分类按照二回路工质在蒸汽发生器中按照二回路工质在蒸汽发生器中流动方式流动方式可分为可分为自然循环蒸汽自然循环蒸汽

38、发生器和直流发生器和直流(强迫循环强迫循环)蒸汽发生器蒸汽发生器；按按传热管形状传热管形状可分为可分为U U型管、直管、螺旋管蒸汽发生器型管、直管、螺旋管蒸汽发生器；按设备的按设备的安放方式安放方式可分为可分为立式和卧式蒸汽发生器立式和卧式蒸汽发生器；按按结构特点结构特点还有带还有带预热器和不带预热器预热器和不带预热器的蒸汽发生器。的蒸汽发生器。压水堆核电厂使用较广泛的有三种：压水堆核电厂使用较广泛的有三种：立式立式U U型管自然循环蒸汽型管自然循环蒸汽发生器、卧式自然循环蒸汽发生器和立式直流蒸汽发生器发生器、卧式自然循环蒸汽发生器和立式直流蒸汽发生器，其，其中尤以中尤以立式立式U U型管自然

39、循环蒸汽发生器型管自然循环蒸汽发生器应用最为广泛。应用最为广泛。Nuclear Thermohydraulic Research Group秋穗正秋穗正2007.12.3-2007.12.7核科学与技术学院核科学与技术学院立式自然循环蒸汽发生器立式自然循环蒸汽发生器蒸汽发生器由下封头、蒸汽发生器由下封头、管板、管板、U U型管束、汽水型管束、汽水分离装置及筒体组件等分离装置及筒体组件等组成组成一、二回路冷却剂流程一、二回路冷却剂流程循环倍率的定义循环倍率的定义Nuclear Thermohydraulic Research Group秋穗正秋穗正2007.12.3-2007.12.7核科学与技

40、术学院核科学与技术学院主要设计参数主要设计参数Nuclear Thermohydraulic Research Group秋穗正秋穗正2007.12.3-2007.12.7核科学与技术学院核科学与技术学院 U 型型 管管 束束采用采用Inconel-690Inconel-690合金合金。该材料的抗腐蚀能力有显著改善。该材料的抗腐蚀能力有显著改善。传热管的损坏还与蒸汽发生器的传热管的损坏还与蒸汽发生器的热工水力特性热工水力特性和和水质条件水质条件密切相关。密切相关。蒸汽发生器的结构设计、管材、水质控制等方面综合研究蒸汽发生器的结构设计、管材、水质控制等方面综合研究改进。改进。对于同种管材，采取适

41、当的热处理及表面处理工艺对提高对于同种管材，采取适当的热处理及表面处理工艺对提高其抗腐蚀性能有重要意义。其抗腐蚀性能有重要意义。Nuclear Thermohydraulic Research Group秋穗正秋穗正2007.12.3-2007.12.7核科学与技术学院核科学与技术学院 管板管板管板是一二次侧压力边界的一部分，它用管板是一二次侧压力边界的一部分，它用低合金高强度钢锻造低合金高强度钢锻造而成。蒸汽而成。蒸汽发生器的管板厚度达发生器的管板厚度达500500700mm700mm，属超厚锻件，要求材料具有优良的塑韧，属超厚锻件，要求材料具有优良的塑韧性及淬透性。大型管板的管孔达近万个，

42、而且对孔径公差、节距公差、形性及淬透性。大型管板的管孔达近万个，而且对孔径公差、节距公差、形位公差及管孔光洁度都要求很高。因而，深钻孔成为蒸汽发生器制造的关位公差及管孔光洁度都要求很高。因而，深钻孔成为蒸汽发生器制造的关键工艺键工艺,也是决定管板制造加工周期的重要因素。也是决定管板制造加工周期的重要因素。管板下方及与冷却剂接触的表面，应管板下方及与冷却剂接触的表面，应堆焊镍基合金堆焊镍基合金。管板二次侧表面附近，。管板二次侧表面附近，是发生传热管腐蚀最严重的区域之一，表面的质淤积比较严重，所以现代是发生传热管腐蚀最严重的区域之一，表面的质淤积比较严重，所以现代蒸汽发生器一般采用蒸汽发生器一般采

43、用管板全长度涨管工艺加端部密封焊接管板全长度涨管工艺加端部密封焊接，由此来保证管，由此来保证管子与管板之间的密封性，消除管子与管板的间隙。管板上表面水平地装设子与管板之间的密封性，消除管子与管板的间隙。管板上表面水平地装设有两根多孔的管道供连续排污用。有两根多孔的管道供连续排污用。涨管工艺加端部密封焊接涨管工艺加端部密封焊接在役检查和停堆换料时的检查：在役检查和停堆换料时的检查：放射性跟踪法，涡流探伤监测放射性跟踪法，涡流探伤监测Nuclear Thermohydraulic Research Group秋穗正秋穗正2007.12.3-2007.12.7核科学与技术学院核科学与技术学院下下 封

44、封 头头 下封头是蒸汽发生器中承受压差最大的部件，下封头是蒸汽发生器中承受压差最大的部件，通常呈半球形。通常呈半球形。由于表面开有四个大孔由于表面开有四个大孔（接管和人孔），应力状态十分复杂，通常（接管和人孔），应力状态十分复杂，通常采用采用冲压成型制造冲压成型制造，技术难度大；也有的采，技术难度大；也有的采用用低合金钢铸造低合金钢铸造，工艺较简单，但须严格控，工艺较简单，但须严格控制铸件质量。制铸件质量。Nuclear Thermohydraulic Research Group秋穗正秋穗正2007.12.3-2007.12.7核科学与技术学院核科学与技术学院 管管 束束 组组 件件 管束是

45、呈正方形排列的倒管束是呈正方形排列的倒U U型管。型管。管束直段分布有若干块支撑板，管束直段分布有若干块支撑板，用以保持管子之间的间距用以保持管子之间的间距。在在U U型管的顶部弯曲段有防振杆防止管子振动。型管的顶部弯曲段有防振杆防止管子振动。支撑板结构的设计上，应考虑二次侧流体的通过能力，流体的支撑板结构的设计上，应考虑二次侧流体的通过能力，流体的流动阻力，限制流动引起的振动及管流动阻力，限制流动引起的振动及管-孔间隙中的化学物质的孔间隙中的化学物质的浓缩。浓缩。四叶梅花孔四叶梅花孔(见图见图)。增加管。增加管-孔之间的流速，减少了腐蚀产物孔之间的流速，减少了腐蚀产物和化学物质的沉积，使得该

46、区的腐蚀状况大为改善。和化学物质的沉积，使得该区的腐蚀状况大为改善。传热管四周用套筒包围，从而将传热管四周用套筒包围，从而将二次侧二次侧分隔为下降通道及上升分隔为下降通道及上升通道，形成二次侧自然循环回路。通道，形成二次侧自然循环回路。Nuclear Thermohydraulic Research Group秋穗正秋穗正2007.12.3-2007.12.7核科学与技术学院核科学与技术学院Nuclear Thermohydraulic Research Group秋穗正秋穗正2007.12.3-2007.12.7核科学与技术学院核科学与技术学院筒筒 体体 组组 件件 蒸汽发生器筒体组件包括上

47、封头、上筒体、下筒体、锥形过渡段等。上封头呈椭球形，蒸汽出口管嘴中有若干文丘里管组成的限流器，用来限制主蒸汽管道破裂时的蒸汽流量，防止事故时对一次侧的过度冷却，以避免反应堆在紧急停堆后重返临界。上筒体设有给水管嘴并与给水环相连。上筒体还设有两个人孔,必要时可以进人更换干燥器。下筒体在靠近管板处设有若干检查孔，以便检查该区域内的传热管表面和管板二次侧表面。必要时可用高压水冲洗管板上表面的淤渣。（超声波气泡冲洗技术）Nuclear Thermohydraulic Research Group秋穗正秋穗正2007.12.3-2007.12.7核科学与技术学院核科学与技术学院 二次侧流量分配装置二次侧

48、流量分配装置 给水环的位置稍低于第一级汽水分离器，运行时它淹没在水面以下。给水经焊接在环管上的倒J型管分配到下降通道。给水环上倒J型管沿周边是不均匀分布的。大亚湾核电厂的蒸汽发生器给水环，80%的给水流向热侧，20%的给水流向冷侧。这种布置使蒸发器两侧的蒸发量大致相等，从而避免两侧之间发生热虹吸现象热虹吸现象。在管束下部略高于管板处，有一块流量分配板。板上钻的管孔比传热管的直径大，在中心处钻一大孔用于分配流量。流量分配板与U型管束中间设置的挡块相结合，保证在平面上给水分布大致均匀并以足够大的流速冲刷管板表面。Nuclear Thermohydraulic Research Group秋穗正秋穗

49、正2007.12.3-2007.12.7核科学与技术学院核科学与技术学院汽水分离装置汽水分离装置汽水分离器是自然循环蒸汽发生器的重要部件。汽水分离器是自然循环蒸汽发生器的重要部件。自然循环蒸汽发生器的尺寸在很大程度上取决于汽水分离自然循环蒸汽发生器的尺寸在很大程度上取决于汽水分离装置的结构和工作特性。装置的结构和工作特性。蒸汽发生器的上部设有两级汽水分离器。汽水混合物离开蒸汽发生器的上部设有两级汽水分离器。汽水混合物离开传热管束后经上升段首先进入传热管束后经上升段首先进入旋叶式分离器旋叶式分离器，除掉大部分，除掉大部分水分，然后进入第二级分离器进一步除湿。水分，然后进入第二级分离器进一步除湿。

50、第二级分离器第二级分离器一般是一般是人字型板式干燥器人字型板式干燥器。Nuclear Thermohydraulic Research Group秋穗正秋穗正2007.12.3-2007.12.7核科学与技术学院核科学与技术学院旋叶式旋叶式汽水分离装置汽水分离装置Nuclear Thermohydraulic Research Group秋穗正秋穗正2007.12.3-2007.12.7核科学与技术学院核科学与技术学院波纹板汽水分离装置波纹板汽水分离装置第二级汽水分离器一般采用图所示的带钩波纹板分离器。Nuclear Thermohydraulic Research Group秋穗正秋穗正20