引言

  1. 世界上第一座核电厂是石墨水冷堆,由苏联在1954年建成。
  2. 世界上第一个核反应堆是石墨气冷堆,由美国在1938年建成。

堆本体

  1. 堆本体包括压力容器,控制棒驱动机构,堆内构件(分上部堆内构件和下部堆内构件)和堆芯结构4部分。
  2. 堆芯是堆本体内包括核燃料,慢化剂,冷却剂,控制部件的部分。
  3. 核燃料由燃料棒,组件骨架和定位格架组成。燃料棒包括包壳,芯块,隔热片,压紧弹簧,上下端塞。组件骨架包括导向管和上下管座。
  4. 功能组件包括控制棒组件,可燃毒物棒组件,中子源棒组件和阻力塞棒组件。所有燃料组件导向管内均放入功能性组件,控制棒组件约占1/3.
  5. UO2芯块能够滞留大部分放射性裂变产物,是防止放射性物质泄露的首道屏障。(三道安全屏障包壳,一回路压力边界和安全壳)
  6. 燃料元件棒包壳上端塞有一进气孔,供燃料棒制成后充入氮气并密封。
  7. 控制棒元件是多根吸收体细棒组成的多角星形束棒结构,分'黑棒'和'灰棒','黑棒'全部为吸收体棒,用于安全停堆,'灰棒'由小部分吸收体棒和阻力塞棒组成,用于功率调节。
  8. 控制棒材料是银-铟-镉合金,密封在不锈钢细管内制成。
  9. 可燃毒物棒:可燃毒物棒随反应堆运行而被消耗,在首次换料或前几次换料中,可燃毒物棒被分批撤走,可燃毒物棒要求中子吸收能力强,又能随反应堆运行而被消耗的材料,可燃毒物棒用于在刚启堆时抑制过多的正反应性。
  10. 中子源棒分初级中子源和次级中子源,初级中子源可采用钋-铍源或自发裂变中子源(如锎源),次级中子源一般采用锑-铍源。初级中子源棒在第一次换料时取出,次级中子源棒则永久留在堆芯内。
  11. 下部堆内构件包括
  12. 下部堆内构件中的热屏用于减弱压力容器受到的辐照。
  13. 压力容器由筒体和封头组成,筒体下部有中子注量率测量装置的管座,封头上部则连接有温度测量装置。
  14. 冷却剂旁通流包括接管旁通流,控制棒导向管旁通流,堆芯围板旁通流和封头冷却剂旁通流。
  15. 压力容器吊篮上部开有冷却剂出口管嘴以引导冷却剂由此流出压力容器。
  16. 压力容器受到内部压力产生的拉应力和热应力两类应力。

冷却剂环路系统

  1. 压水堆冷却剂系统一般由3到4条冷却剂环路和压力容器接管相连。
  2. 一回路压力边界:蒸汽发生器一次侧,冷却剂泵,压力容器,稳压器,一回路管线和阀门等。不包括卸压箱~
  3. 压水堆冷却剂环路分冷段,热段和过渡段。
  4. 稳压器起控制系统压力的作用,连接至一个环路(3-4个环路之一)的热管段。
  5. 冷却剂环路系统与化学和容积控制系统,余热排出系统,堆芯应急冷却系统均有接口相连。
  6. 压水堆冷却剂系统起载热剂(冷却剂),慢化剂和压力控制的作用。
  7. 典型压水堆蒸汽发生器组件包括筒体,换热管束和汽水分离组件。汽水分离组件又包括汽水分离器和蒸汽干燥器两部分。
  8. 核电厂运行时要求蒸汽湿度小于0.25%.
  9. 自然循环倍率指蒸汽发生器产生单位蒸汽需要的循环水量,自然循环倍率=循环水流量/蒸汽流量=1+再循环水流量/蒸汽流量。
  10. 每台蒸汽发生器设置宽量程和窄量程水位监测仪表,由窄量程仪表产生停堆信号。
  11. 蒸汽流量,给水流量,冷却剂温度变化和给水温度变化会影响蒸汽发生器的水位。其中给水温度升高,水位将上升,因为传热效率下降了。
  12. 核电厂正常运行时蒸汽发生器二次侧给水来自主给水系统,主给水系统故障或失效时由辅助给水系统供给。
  13. 反应堆冷却剂泵普遍采用轴密封泵,其水力段轴承浸泡在水中润滑和冷却,润滑冷却水来自化学和容积控制系统的轴封注水(高压低温)。
  14. 冷却剂泵设置有热屏组件,用于阻止热量由冷却剂向泵内其他组件传导,也防止含放射性的冷却剂漏入轴承,该热屏由设备冷却水冷却。
  15. 冷却剂泵热屏,电动机空气冷却器,润滑油冷却器均由设备冷却水冷却。
  16. 主泵1号轴封水来自化学和容积控制系统,泄漏水进入2号轴封,2号轴封漏水流向疏水系统,3号轴封由硼和水补给系统提供除氧除盐水,其轴封水也流向疏水系统。2号轴封的作用是阻挡1号轴封漏水,也在故障时短暂维持一回路压力。
  17. 稳压器的作用:保持和控制冷却剂系统压力,防止冷却剂汽化,控制冷却剂系统压力防止超压,为冷却剂系统容积变化提供缓冲,核电厂停堆时降温降压。
  18. 稳压器安全阀组提供超压保护,每个阀组由上游卸压保护阀(常闭)和下流隔离阀(常开)串联而成。在超压时三组超压阀将按整定值顺序(16.6MPa.17.0MPa.17.2MPa)打开。
  19. 正常工作时稳压器工作在饱和状态下,冷却剂压力等于系统压力,而温度大于热管段温度(热管段冷却剂有一定过冷度)。
  20. 稳压器压力过高时增大喷淋,压力过低则增加加热功率。
  21. 卸压箱冷却涉及设备冷却水系统和硼和水补给系统,冷却蛇管内的水来自设备冷却水,喷淋冷却水则来自硼和水补给系统。同时卸压箱还连通来自余热排出系统和化学与容积控制系统的卸压管线。

一回路辅助系统

  1. RCV.化学和容积控制系统的功能有容积控制,保持反应堆系统内的水体积,吸收稳压器吸收不了的容积变化,反应性控制,与硼和水补给系统配合调节硼浓度以控制反应性变化,*化学控制,通过净化,去除冷却剂中的裂变产物和腐蚀产物,控制一回路放射性水平。化容系统还有辅助功能,如为冷却剂泵提供轴封水,轴承冷却润滑水(高压低温),为稳压器提供辅助喷淋用水,为反应堆进行充水排气及打压实验,在稳压器充满水时控制系统压力。
  2. RCV由下泄,净化,上充和过剩下泄环节组成。
  3. 压水堆稳态运行时,冷却剂由一条环路的冷段引出下泄,经过先降温后降压(降温防止净化树脂损坏,先降温防止降压时冷却剂汽化,降温通过下泄热交换器进行,由上充流对下泄流进行冷却),然后流出安全壳,由下泄热交换器(由设备冷却水冷却)继续冷却和减压,之后进入净化环节。
  4. 净化环节包括两个阴阳离子混合离子净化交换柱(一用一备)和一个可串联的阳离子交换柱,还设有一个三通阀,正常运行时引导下泄流进入净化树脂,当下泄流温度超过限值,可能损坏树脂时,将下泄流直接引导至上充流。
  5. 净化后的下泄流进入上充流,先进入容积控制箱(用于控制容积,容积较小,高水位时可向硼回收系统排放,低水位时由硼和水补充系统补充含硼水),由3台上充泵升压后,接入冷却剂环路冷段,上充泵出口另设一根接管用于给冷却剂主泵提供高压低温轴封注水。在上充管路上还另设一根支管,在必要时对稳压器进行辅助喷淋。压水堆核电厂上充泵一般还兼为应急冷却安注系统高压安注泵。
  6. 主泵轴封用水由上充流过滤后提供,轴封泄漏水回流进入轴封回流热交换器(由设备冷却水冷却),然后返回上充泵入口。冷却剂系统还有一条过剩下泄通道,当正常下泄失效时提供备份,也可作为提高下泄流量时用,过剩下泄流由过剩赵鸿热交换器冷却,过剩下泄热交换器由设备冷却水系统提供冷却水。
  7. REA.硼和水补给系统是RCV的支持系统,与RCV配合实现三大控制。包括补水,硼补充,硼酸配置和化学添加剂制备四个环节。
  8. 补水环节包括2个纯水贮存箱和4台纯水输送泵,水源来自硼回收系统,水箱为浮顶式结构。
  9. 硼补充环节有3个4%浓硼酸溶液贮存箱,浓硼酸溶液来自硼回收系统,供给不足时由硼酸配置环节提供,贮存箱上部充氮气以避免氧气溶解。
  10. 硼酸配置环节的功能是配置4% (7000mg/L)浓硼酸溶液,4%指硼酸质量分数,7000mg/L指B10和B11的质量含量。
  11. 化学添加剂制备环节的功能是注入联氨以除氧和注入氢氧化锂(Li7)以调节pH。
  12. RRA.余热排出系统用于在停堆过程中(冷却剂温度降至180℃,压力3MPa以下)和停堆后带走堆芯热量(热阱为设备冷却水系统),以及在启堆时控制冷却剂升温速率直至冷却剂温度达180℃(加热冷却剂靠的是主泵运转发热和稳压器加热,RRA只控制加热速率,RRA没有加热功能~)。
  13. RRA包括余热排出热交换器(设备冷却水提供冷却水),余热排出泵及相关管道阀门。余热排出由冷却剂环路热管段引出,回水至冷却剂冷管段。
  14. 余热排出系统热交换器出口阀用于调节通过热交换器的冷却剂流量,以达到控制系统冷却剂升、降温速率和控制冷却剂温度的目的,而旁路管线调节阀则用来调节总流量并使其保持流量恒定。
  15. 余热排出系统设置有安全阀组,上游保护阀(常关)和下流隔离阀(常开),可以超压排放至卸压箱。
  16. RRI.设备冷却水系统是核岛设备与重要厂用水系统海水之间的一个中间回路,起屏蔽和隔离的作用,用心防止放射性流体因泄漏而释放到海水中,也防止海水对核岛设备直接接触产生腐蚀。RRI以除盐水作介质。其压力低于用户介质压力以防除盐水进入核岛系统稀释硼酸。
  17. RRI用户分三类,第一类用户包括安全设施设备和停堆冷却用设备,如安全喷淋系统、RRA中的热交换器和泵,以及RRI本身冷却。第二类用户包括运行期间的重要设备,如冷却剂泵,RCV热交换器、卸压箱等,第三类用户是与核电厂运行和安全无关的设备,如硼回收系统、废液废气处理系统、辅助蒸汽系统等。
  18. SEC.重要厂用水系统的功能是将RRI载带的热量转移至最终热阱海水中。
  19. RRI和SEC是核电厂运行时间最长的系统。
专设安全设施
  1. 专设安全设施的功能包括确保核反应堆事故状态下必要的冷却;控制已发生事故,使之不再扩展和恶化;缓解已发生事故,使之后果降到最小;密封隔离可能释放的放射性物质;保证足够的停堆深度以防止其重返临界。
  2. 专设安全设施包括安全注入系统,安全喷淋系统,辅助给水系统,安全壳,安全壳通风系统,安全壳消氢系统,安全壳隔离系统,主蒸汽隔离系统等。
  3. 安全注入系统(堆芯应急冷却系统):目前压水堆核电厂应急冷却普遍采用能动安注和非能动安注结合,能动安注包括高压安注,中压安注和低压安注,非能动安注主要指蓄压安注箱。
  4. 高压安注由3台高压安注泵(RCV上充泵),硼注入箱及再循环回路,注入管线,换料水箱和安全壳地坑取水管线组成。硼注入箱内的硼酸溶液来自REA。高压安注先由换料水箱供水,后由地坑取水供水。
  5. 低压安注设有2条注入管线,由低压安注泵,注入管线,换料水箱和安全壳地坑取水管线组成。低压安注先由换料水箱供水,后由地坑取水供水。低压安注兼向换料水箱充水的功能。
  6. 能动安注运行有4个阶段,分4个不同运行模式。冷端直接注入阶段(换料水箱),冷端再循环注入阶段(地坑取水),冷热端同时再循环注入阶段和长期再循环注入阶段。
  7. 安全壳喷淋系统用于在事故时喷淋冷却安全壳内空气,降低温度,维持压力,保证安全壳完整性,此外在喷淋水中加入氢氧化钠,降低放射性物质浓度(放射性碘),同时中和泄漏的硼酸。
  8. 安喷系统构成有1台喷淋泵,1台热交换器(设备冷却水冷却),1台化学添加喷射器,喷淋管和阀门。
  9. 安喷系统在正常运行时备用,事故状态有两种工作模式,直接喷淋阶段和再循环喷淋阶段,分别从换料水箱和安全壳地坑取水。
  10. 安全壳地坑水中的热量由安喷系统热交换器转移给设备冷却水。
  11. 辅助给水系统用作蒸汽发生器主给水系统的备份。
  12. 辅助给水系统贮存水箱供水来自常规岛除盐水系统并经脱气装置除氧或凝结水泵。
  13. 脱气装置的工作包括 给来自常规岛,进入辅助给水贮存水箱的除盐水进行除氧,给贮存水箱内的水进行再处理除氧,*给来自核岛,进入硼和水补给系统贮存水箱的除盐水进行除氧。
  14. 安全壳是确保核电厂安全的最后一道屏障。对于压水堆核电厂,反应堆厂房即指安全壳。
  15. 核电站寿期内安全壳需要定期进行打压试验(0.52MPa),试验分A类整体密封试验 (泄漏试验),B类局部密封性试验和C类局部密封性试验。
  16. 安全壳通风系统用于正常运行时散热和停堆期间维持安全壳内环境温度和放射性气体浓度。根据分工核电厂通风系统有热态通风系统和冷态通风系统,分别在运行和停堆时运行。
  17. 安全壳内消氢系统用于净化安全壳大气,即抽出安全壳内大气,过滤除碘后由烟囱排出,限制放射性气体浓度,保持安全壳内压力。
  18. 发生失水事故时,由于锆水反应,喷淋液中NaOH引起金属腐蚀,冷却剂中溶解的过量氢和冷却剂辐照分解,会产生氢气(主要是前二者,大部分由铝受NaOH腐蚀产生),安全壳消氢系统用来保证氢浓度低于爆炸极限(4%)。
  19. 安全壳隔离系统用于事故状态下隔离安全壳内外连通管道的隔离,
  20. 安全壳隔离系统运行分两个阶段,触发堆芯应急冷却能动安注系统投运的同时,第一阶段安全壳隔离系统启动;伴随安全壳喷淋系统的触发投运,第二阶段安全壳隔离启动。
  21. 换料水箱的水由REA进行补给。