第二章 压水堆核电站热力系统

1. 第二章 压水堆核电站热力系统

2. 2.1 核电站简介 ★核电厂系统简图

3. ★核电优势 ●核电厂是高能量、少耗料的电厂。核燃料的能量密度非 常高，以铀-235为例，1kg铀-235裂变产生热量约相当于2700吨 标准煤燃料释放的热量。 ●核电厂也是特殊核燃料生产厂。核燃料在反应堆内燃烧 过程中还能使一部分铀238或钍232转化为新的可裂变燃料，经 加工处理后可重新用作核燃料入堆使用。使自然界中的铀、钍 矿藏可获得充分利用。 ●大多数国家核电成本低于火电。 建造投资费 >火电厂 电厂每度电的成本 燃料循环费 <<火电 运行维修费 不相上下 总体，每度电的发电成本，核电厂普遍低于火电厂约15－50。

5. 世界核电厂分布图 截止2002年1月，全世界运行的核电站有438 个，总发电量为353 GW(e) 。还有32核电站正在建设中。 我国从2002年装机200万KW到2020年要发展到4000万KW

6. ●国际能源贮备 ●核电是安全可靠并且清洁的。 ▲核电厂严格按国际安全规范设计建造； ▲运行时严格控制三废排放； ▲对放射性排放经严格处理。即使从放射性排放来 看，核电厂对环境的污染也比火电厂小

7. 1000兆瓦电厂每年释放 CO2 SO2

8. 1000兆瓦电厂每年释放 NOX ★常见的堆型 压水堆 幻灯片 9 沸水堆 大多数国家的核电站建设 都是以发展压水堆型为主 幻灯片 12 重水堆 幻灯片 14 幻灯片 18 高温气冷堆 幻灯片 16

9. 压水堆电厂

11. 幻灯片 8

12. 沸水堆核电厂

13. 沸水堆核电厂 幻灯片 8

14. 重水堆核电厂

15. 重水堆电厂（CANDU） 幻灯片 8

16. 气冷堆

17. 高温钍堆 幻灯片 8

18. ★压水堆优势 ●压水堆采用低富集铀作为燃料，铀-235的富集度技术已 过关，核燃料的生产技术基本定型； ●压水堆以轻水作为冷却剂和慢化剂，成本低廉； ●压水堆核电站系统设有蒸汽发生器，使带有放射性的一 一回路系统与二回路系统的汽水系统完全隔离，一回路带放 射性的冷却剂不会进入二回路，进入汽轮机的蒸汽不带放射 性，因而二回路运行维护方便； ●压水堆内的压力容器的体积较小，便于设备制造； ●核反应堆的控制棒传动系统由压力容器的上部引入，设 备检修和更换核燃料比较方便。 我国已经决定采用压水堆技术路线，在设备制造的国产化 方面也围绕这一条技术路线配套。目前已建、在建及规划中的 核电站基本以压水堆型为主。

19. 2.2 压水堆核电站系统组成

20. 发电机回路 汽轮机回路 反应堆回路 反应堆回路及其辅助系统和厂房构成核岛 汽轮机回路及其辅助系统和厂房总称常规岛 电厂的其它部分总称配套设施

21. ★反应堆回路 ●—由压水型反应堆、蒸汽发生器和主泵及安全和辅助系统等 组成密闭式的高压循环回路。 ●—将反应堆堆芯内核裂变所释放的大量热能导出，传给蒸汽 发生器二次侧给水产生饱和蒸汽，送入常规岛的汽轮机发电。 ●—压水型反应堆是一个装有核燃料 的高压容器，称为压力容器。压力容 器内部，安装由核燃料组件及控制棒 组成的堆芯。 ●—不同功率压水堆核电站，反应堆 回路由不同数目环路组成。每个环路 中各有一台蒸汽发生器和一台主冷却 剂泵，用不锈钢管组成封闭回路，其 中一个环路上，还装有一台稳压器， 用以保持压力回路中的运行压力，同 时也保证回路超压时的安全。

22. ▲大亚湾核电站由三个压力 环路并联组成反应堆回路蒸汽 发生器为55/19型，主泵为立式 100型单级混流泵。

23. ●安全和辅助系统 按照功能大体上可以分为三类： 以大亚湾核电站为例 ▲牵涉到核安全的安全系统： 安全注入系统、安全壳喷淋系统、辅助给水系统和安全壳 隔离系统。 幻灯片 24 幻灯片 25 ▲保证反应堆和压力回路启动、运行和停堆的核辅助系统： 化学和容积控制系统、硼和水补给系统、余热排出系统、 反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统、设备冷却水系统、核 岛应急生水系统、蒸汽发生器排污系统、硼回收系统、核取 样系统、核岛排气及疏水系统、核岛冷却水系统； 幻灯片 24 ▲回收和处理放射性废物以保护和监视环境的系统： 废液处理系统、废气处理系统和固体废物处理系统。 幻灯片 26

24. 幻灯片 23 幻灯片 26

25. AP600安全壳喷淋系统 幻灯片 23

26. ★汽轮机回路 ●主要由汽轮发电机、凝汽器、凝结水泵、低压加热器、除氧 器、主给水泵和高压加热器等与核岛部分的蒸汽发生器组成封 闭的汽水循环回路。 幻灯片 24 ●同火力发电厂使用过热蒸汽相比，蒸汽发生器出口的蒸汽为 饱和蒸汽，焓值较低，含有较多的雾状水分，因此核电汽轮机 的体积比火电汽轮机的体积大，在本体疏水和蒸汽除湿等方面 都要采取相应地必要措施，以防止冲蚀。 ●为提高汽轮发电机组的综合热效率，采用两台并列的容量各 为50%的汽动给水泵为蒸汽发生器提供给水，另有一台容量为 50%的电动给水泵备用。 ●每台汽轮机组具有两台循环冷却水泵，分别组成两条独立的 循环冷却水回路。每条循环冷却水回路提供50%的冷却水量供 发电机组满载运行。

27. ★ 发电机回路 ●发电机回路主要设备为发电机、励磁机、主变压器、厂用 变压器、400/500KV高压开关站等。 ★ 压水堆核电站热力系统 ●从热力分析角度看，压水堆核电站的热力过程在反应堆回 路和汽轮机回路完成。其中，反应堆回路主要是热量的产生 和传递，而在汽轮机回路发生热能与机械能的转换，因此典 型的热力分析主要集中在汽轮机回路。 ●本章简要介绍反应堆回路和汽轮机回路主要系统、设备的 结构，并对反应堆回路中主要的热量传递过程计算方法进行 简单介绍。汽轮机回路热力分析在第三章介绍。

28. 2.3 反应堆回路 反应堆回路中与热力过程相关的主要设备有反应堆、蒸汽发生器、稳压器、主泵、冷却剂管道及保温层。

29. ★ 反应堆（核锅炉） 核电站利用核燃料发生的受控自持式裂变反应释放的能量作为热源，反应堆堆芯就是放置核燃料，实现持续受控链式反应，不断释放大量能量场所，相当于常规电厂锅炉。 ●核燃料组件 ●棒束控制组件 ●压力容器 ●反应堆内的热量产生与传递

30. 燃料组件

31. ●核燃料组件 核燃料组件由燃料棒、导向管、定位格架和上下管座组成。 ▲燃料棒 △燃料芯块由低加浓度 二氧化铀粉末经冷压、烧 结成所要求密度，经滚磨 成一定尺寸（直径8.19mm， 高度13.5mm）的正圆柱体。 为了减少芯块与包壳的相 互作用下的膨胀和肿胀，减少芯块与包壳 的相互作用，每个芯块的端面呈浅碟形。 此外，还在粉末压制的制块工艺中加入一 些制孔剂，便烧结后芯块内部存在一些细 孔，容纳绝大部分裂变气体。二氧化铀燃 料芯块叠置在锆—4合金包壳中，装上端 塞，把燃料封焊在里面，构成燃料棒。

33. △包壳: ①保证了燃料棒的机械强度; ②包容住核燃料及其裂变产物，构成强放射性的裂变产物 与外界环境之间的第一道屏障。 △燃料棒内有足够的预留空间和间隙: ①容纳燃料释放出的裂变气体; ②允许包壳及燃料的不同热膨胀和燃料肿胀，使包壳和端 塞焊缝都没有超应力的风险; ③间隙内充填一定压力的氦气，以改善间隙内热传导性能。

34. ▲核燃料组件 由燃料棒、导向管、定位格架和上下管座组成。

37. 快堆燃料棒 高温气冷堆燃料

38. △导向管与八层格架和上下管 座连接，组成基本的燃料组 件结构骨架 △燃料棒呈17*17正方形排列， 燃料棒被支撑并夹紧在结构骨 架内，棒的间距沿组件的全长 保持不变。 △每个组件共有289个栅元，设 有24根据导向管和1根堆内能 量测量管，其余264个栅元装 燃料棒。

39. ▲堆芯核燃料区 △堆芯核燃料区由157个几何上和机械上都完全相同的燃料组 件组成，燃料组件被安置在下栅格板上，外侧用包络堆芯 的堆芯围板定位。上栅格板放置在燃料组件顶部的压紧弹 簧上，用以防止在事故情况下由于水力不稳定性而使燃料 组件上升。 △为了使堆芯释热比较均匀，初始堆芯采用三种不同加浓度 的燃料分区布置。加浓度最高的燃料装在堆芯的外围，称 为3区，另外两种较低加浓度的燃料以国际象棋棋盘的方式 布置在堆芯内区，称为1区和2区。通常每年停堆换料一次， 更换三分之一堆芯（52个燃料组件）。将燃耗最深的组件卸 走，新燃料放入外区，而其 余组件则在堆芯内区按棋盘 方式重新布置，使堆芯功率 尽可能均匀。

40. VVER-440/213 - The reactor core

41. ●棒束控制组件 ▲棒束控制组件包括一组24根吸收剂 和用作吸收剂棒支承结构的星形架； ▲星形架与安置在反应堆容器封头上 的控制棒驱动机构的传动轴相啮合。 ▲每一棒束控制组件有其本身的驱动 系统，可单独动作或若干控制组件 编组动作。 ▲在紧急停堆时，每一棒束控制组件 靠重力快速插入堆芯，以防止发生 对电站有害的运行工况。

43. 控制棒 燃料组件 压力容器 ●压力容器 ▲又称压力壳，是由两个组件即容器本体以及用双头螺栓联 接的反应堆容器顶盖组成。反应堆容器是由低合金碳钢部 件组成。由无纵焊缝的单个锻制部件，用全焊透的环缝连 成一体。堆容器包容堆内构件、堆芯以及作为冷却剂、慢 化剂和反射层的水。

44. ▲堆内构件是指装在反应堆压力容 器内、除了燃料组件、棒束控制组 件、可燃毒物组件、中子源组件、 套管塞组件和堆内测量仪表外的其 它构件，主要有堆芯下部支撑结构、 堆芯上部支撑结构、控制棒束导 向管和压紧弹簧组成。 ▲堆内构件的主要功能 （1）为反应堆冷却剂提供流道； （2）为压力容器提供屏蔽，使其免 受或少受堆芯中子辐射的影响； （3）为燃料组件提供支撑和压紧； （4）固定监督用的辐照样品； （5）为棒束控制组件和传动轴以及上 下堆内测量装置提供机械导向； （6）平衡机械载荷和水力载荷； （7）确保堆容器顶盖内的冷却水循环，以便顶盖保持一定的温度。

45. ▲压力容器的主要设计参数

46. ●反应堆内的热量产生与传递 大部分 热力过程 电能 热能 回收能量 射线、 射线、 中子、 中微子。 ▲核燃料裂变反应释放能量 可回收 其它 损失 △铀－235每次裂变释放的 总能量平均约 207MeV 在燃料内 每次裂变总的可 回收能（热能） 约207MeV，其中 绝大部分产生于 燃料内部 裂变碎片动能约168MeV 热能 射线—8MeV 射线—14MeV 中子—5MeV 中微子—12MeV 可回收 损失 △非裂变中子在被吸收过程中，会产生 3~12MeV的俘获射线，也可被回收。

47. ●堆芯内的裂变产生的热量传递过程。 热传导和对流换热 反应堆堆芯外 冷却剂 燃料元件 1）核燃料元件内的热传导 裂变能主要产生于核燃料元件内部，燃料元件的长径比很大， 因此可以忽略轴向传热，核燃料元件可以看成是带内热源的、仅 存在径向传热的柱状固体：

48. 推导常物性各向同性材料有内热源的导热微分方程式。 解：微元体的热平衡式可以表示为下列形式： （导入微元体的总热流量）+（微元体内热源的生成热） -（导出微元体的总热流量）=（微元体内能的增量） 根据傅里叶定律

49. 微元体内热力学能的增量 设单位体积内热源生成热 ，微元体内热源生成热 代入（导入微元体的总热流量）+（微元体内热源的生成热） -（导出微元体的总热流量）=（微元体内能的增量） 整理 常物性各向同性的材料有内热源的导热微分方程式一般形式 0 热扩散率（又称导温系数） 稳定状态

50. Z t0 tu tg tw tf 圆柱坐标 体积释热率 边界条件 平均热导率 2）燃料芯块与包壳之间间隙的传热 没有内热源的薄层，热量通过这个充气的间隙主要是靠导热 作用。因此可用无内热源导热方程 这个间隙虽然很薄，但它引起的温度一般可以达到几十甚至几 百℃，要对间隙热导进行精确的计算是很困难的。