压水堆核电站组成

压水堆核电站组成

上一条新闻核安全名词解释下一条新闻核电站的控制调节与安全保护

enterlsb转载|栏目：电力规范| 2007-08-06 23:12:09.42 | 阅读433 次

压水堆核电站由压水堆、一回路系统和二回路系统三个主要部分组成。

2-1 压水堆主要部件

2-1-1 堆芯

堆芯结构是反应堆的核心构件，在这里实现核裂变反应，核能转化为热能；同时它又是强放射源。因此堆芯结构的设计是反应堆本体结构设计的重要环节之一。

压水堆堆芯由若干个正方形燃料组件组成，这些组件按正方形稠密栅格大致排列成一个圆柱体。用富集度为2%—4.4%的低富集铀为燃料。所有燃料组件在机械结构和几何形状上完全一致，以简化装卸料操作和降低燃料组件制造成本。燃料组件采用17×17根棒束，其中除少数插花布置的控制棒导向管外都是燃料棒。棒束外面无组件盒，以减少中子俘获损失和便于相邻组件水流的横向交混。图2—1（a）表示压水堆堆芯横剖面图，图2—1(b)表示压水堆燃料组件。

图2-1(a) 压水堆堆芯横剖面图

图2-1(b) 压水堆燃料组件

燃料棒的芯体由烧结的二氧化铀陶瓷芯块叠置而成。烧结二氧化铀的耐腐蚀性、热稳定性和辐照稳定性都好，能保证为经济性所要求的>50000MW.d/tu的单棒最大燃耗深度。燃料棒包壳采用吸收中子少的锆合金以降低燃料富集度。燃料棒全长2.5—3.8M，用6—11个镍基合金或锆合金制的定位格架固定其位置。定位格架燃料组件全长按等距离布置以保持燃料棒间距并防止由水力振动引起的横向位移。

堆芯一般分为三区，在初始堆芯中装入三种不同富集度的燃料，将最高富集度的燃料置于最外区，较低富集度的两种燃料按一定布置方式装入中区和内区，以尽量展平中子通量。第一个运行周期由于全部都是新燃料而比后备反应性在运行周期间将随着可燃物的消耗逐渐释放出来。第一个运行周期的长度一般为1.3—1.9年。以后每年换一次料，将1/3或1/4堆芯用新燃料替换，同时将未燃尽的燃料组件作适应的位置倒换以求达到最佳的径向中子通量分布，倒换方案由燃料管理设计程序制定。通常将新燃料装入最外区，将辐照过的燃料移向中心，称由外向内换料方案。由于辐照过燃料组件的放射性水平极高，所有装卸料操作均在水屏蔽层以下进行。为换料一般需要停堆3—4周，可利用这个时间进行汽轮发电机组及其它设备的检修，压力容器和蒸汽发生器在役检查工作。

为了确保燃料元件的安全，在运行中要严格限制核电站的负荷变化速率〈每分钟5%额定功率〉，用化学与容器控制系统和取样系统对冷却剂水质进行净化，PH值、氧、氢、氯、氟、硼、酸、锂-7等含量的控制及监测，并加强对燃料包壳完整性的监督。

2-1-2 控制棒组件

控制棒组件是核反应堆控制部件，用它控制反应堆的核裂变反应速率，启动和停堆，调整反应堆的功率，在事故工况下依靠它快速下插使反应堆在极短时间内紧急停堆，以保证反应堆安全。

压水堆除由于反应性负温度系数带来的自身调节性能以外，采用控制棒、溶解的化学毒物（硼酸）和可燃毒物来进行功率调节和控制。用细直径棒束型控制棒组件代替粗控制棒是一个很大的改进。它消除了水隙造成的局部中子通量密度峰，省掉了控制棒的跟随挤水棒，使压力容器总高度大为缩短。控制吸收棒材料是碳化硼或银铟镉合金，包壳材料用不锈钢或因科镍。控制棒组件的驱动机构都装在压力容器的顶盖上，用电力使控制棒按规定速率在堆芯内提出或插入；如遇事故情况需要紧急停堆时，夹持控制棒组件的电磁离合器的激励电流被切断，所有控制棒便在重力或加上弹簧的作用下快速插入堆芯。控制棒通常用来提供改变功率，带负荷时温度变化和汽包含量变化以及停堆所需的短期或快速反应性控制。长期缓慢的反应性变化如由于氙中毒、燃料燃耗、裂变产物积累、从冷态起动等，用化学补偿予以调节。

压水堆的化学补偿控制是用改变水中硼酸浓度的方法来实现的。这样，在大部分运行时间内，可将控制棒几乎完全提出，减小了局部功率不均匀系数。

压水堆采用的可燃毒物有两类：（1）与燃料分开的离散型可燃毒物，包括装有硼硅酸盐玻璃管的不锈钢包壳棒，装有氧化铝-碳花硼环状芯块的内腔通水的锆合金套管，及装有碳花硼-锆弥散体的锆合金包壳棒等品种；（2）与燃料结合在一起的一体化可燃毒物，包括涂敷于燃料芯块表面的硼花锆涂层。硼硅酸盐玻璃管的主要缺点是不锈钢包壳和运行周期末残留硼吸收中子较多，影响了中子经济性，以及其结构形式限制了使用的灵活性，不利于最佳换料方案的实施。

2-1-3 控制棒驱动机构

控制棒驱动机构是反应堆的重要动作部件，通过它的动作带动控制棒组件在堆芯内上下抽插，以实现反应堆的启动，功率调节，停堆和事故情况下的安全控制。因此，它是确保反应堆安全可控的重要部件。

压水堆核电站的控制棒驱动机构，通常有长棒控制机构和短棒控制机构两种。长控制棒驱动机构的动作要求为：在正常运行情况下要求控制棒的移动速度缓慢，，每秒钟的行程约为1 0毫米；在快速停堆或事故情况时要求驱动机构在得到事故停堆讯号后，即能自动脱开，控制棒组件靠自重快速插入堆芯。。从得到讯号到控制棒完全插入堆芯的紧急停堆时间一般不超过2秒钟。短控制棒驱动机构不参与反应堆的启动，停堆和调节功率，而专用来抑制反应堆在运行过程中由于氙浓度变化引起堆芯轴向功率分布的畸变和抑制氙振荡现象，以保证堆芯运行安全。

由于反应堆在运行过程中各种内外因素均会引起反应堆的反应性变化，故控制棒动作频繁。要求控制棒驱动机构在反应堆运行过程中进行近百万次的动作而不发生故障，同时，考虑到反应堆装换料时，驱动机构的轴应能使控制棒组件适应远距离装拆，加上压水堆的高压密封要求，这给控制棒驱动机构的设计和制造提出了较高的要求。

目前常见的驱动机构有磁阻马达式、磁力提升式、液压驱动型及齿轮齿条等各种形式。国外压水堆核电站约有60%以上的长控制棒驱动机构采用销爪式磁力提升机构。它具有磨损少、寿命长、控制简单、制造方便及使用安全可靠等优点。短控制棒驱动机构采用磁阻马达驱动机构。

2-1-4 压力容器

压水堆压力容器呈圆筒形，尺寸和重量较大，是核电站中的重型设备。如1000MW核电站所用的压力容器总高度约13m,内径约4m,壁厚约20cm,重量约400～500t。其结构由筒

体和可拆卸的顶盖构成，两者用法兰和密封垫环相连接。压力容器采用锰-钼-镍系列的低合金钢作为母材，内壁与冷却剂接触处均堆焊了3—8mm厚的奥式体不锈钢衬里以减轻腐蚀和防止冷却剂被放射性腐蚀产物过度污染。压力容器内装有堆芯、控制棒组件和堆内构件，靠堆内构件保证燃料组件和控制棒组件的精确定位，承受堆芯的全部重量，及把静动载荷传到容器法兰上，最终经由外部承受件传给厂房结构。压力容器的冷却剂进口接管和出口接管位于法兰下面，堆芯之上。由进口接管进来的水经过容器壁与堆芯-吊篮之间的环行通道往下流入下腔室，然后转换向上流，通过堆芯和上腔室，经出口接管流出。

压力容器作为保证燃料元件冷却的关键设备和防止放射性外逸的第二道屏障，对核安全至关重要。它在高温高压和强辐射、强腐蚀的条件下须能可靠的工作40～60年。由于强放射性，使它成为核电站中不可更换的设备，因此必须限制和监督其受到的快中子辐照损伤。除了设置辐照监管定期取出母材和焊缝样品作实验，及定期为压力容器的重要部位进行在役检查外，近年来为减少压力容器接受的快中子注量以延长它的寿命，趋向于采用由内向外的低中子泄漏换料方案。

2-1-5 安全壳

包容整个一回路的安全壳是防止放射性物质逸入环境的最后一道屏障，它必须经受住失水事故时一回路水全部喷放汽化所产生的最高压力和温度，以及地震、旋风、飞机坠落撞击、来自内部和外部的飞射物撞击等各种静态和动态载荷而不丧失其保护功能。图2-2表示一座压水堆的安全壳。

图2-2 压水堆的安全壳剖面图

因为需要靠容积来缓和压力的升高，压水堆安全壳通常做得容积较大，对于1000MW的压水堆，安全壳直径约为40m，高度约为60m,用厚约1m的钢筋混凝土或预应力钢筋混凝土制成，内表面覆盖了厚6mm的钢衬里以保证密封性，设计压力约为0.4—0.5MP。运行过程中要定期进行泄漏率试验，在设计压力下每24小时的泄漏量不得超过壳内自由容积的0.1%—0.5%。

2-2 一回路系统及主要设备

压水堆核电站的一回路系统的主要设备有：蒸汽发生器、冷却剂主循环泵、稳压器及主管道等。由于一回路系统是在高温高压和带放射性条件下工作，因此对这些设备的设计、制造和维修有较高的要求，这些设备也是核电站的关键设备。

2-2-1 蒸汽发生器

蒸汽发生器是一回路冷却剂把从反应堆获得的热量传给二回路工质使其变为蒸汽的热交换的设备。

压水堆核电站所用的蒸汽发生器有三种主要类型：（1）产生饱和蒸汽的立式倒置U形管束（自然循环）蒸汽发生器，在其管束上面的汽泡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。传热管材料早先采用奥式体不锈钢，因应力腐蚀严重，现均改用因科镍-600，因科镍-690或因科洛-800；（2）产生微过热蒸汽的立式直管束直流型（强迫循环）蒸汽发生器，它不需要装汽水分离器，可实现最大约28℃的蒸汽过热度，

比自然循环蒸汽发生器提高热效率约3%。但对二回路水质和传热管材的抗腐蚀性能要求较苛刻，有因为热容量小，对热流自动控制的要求很高。这种蒸汽发生器现在很少采用；（3）产生饱和蒸汽的卧式U形管束（自然循环）蒸汽发生器，是由前苏联单独开发成功的，现用于俄罗斯和东欧各国的VVER压水堆，其出口蒸汽的湿度小于0.2%。主要优点是以立式圆筒形厚壁集流管代替水平管板，使传热管束根部汽水流动通畅，避免了由于淤渣沉积和腐蚀介质浓缩引起的传热管应力腐蚀破裂现象，因此，传热管材料虽一直使用奥式体不锈钢，仍保持良好的运行记录；主要缺点是体积庞大，重量大，由于铁路运输的限制，单台蒸汽发生器对应的电功率不能超过约250MW。

蒸汽发生器是压水堆核电站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，也是主系统压力边界的一部分，一有泄漏便影响安全，而工作条件苛刻。运行中须严格控制二回路水质，进行在线监测和定期取样分析。二回路水中的杂质会产生游离氢氧根，其过程浓集将导致传热管晶间应力腐蚀。对不同的管材要采用不同的二回路化学水处理方法以保证相应的水质。对用海水冷却的核电站须防止海水漏入二回路,要对凝结水进行全流量或部分流量的净化,连续添加化学药剂并连续排污。

2-2-2 反应堆冷却剂泵

反应堆冷却剂泵用于唧送高温高压的反应堆冷却剂，使其强迫循环流动，连续不断地把反应堆中产生的热能传送到蒸汽发生器，以保证一回路系统的正常工作。反应堆冷却剂泵是核动力装置的重要设备之一，也是一回路主系统中唯一高速旋转的设备。

反应堆冷却剂泵有两种类型：一种是屏蔽泵；一种是轴封泵。屏蔽泵把电动机和泵体组装在一个全封闭的结构内，所以一回路的冷却剂不会向外泄漏。轴封泵不采用全密封结构，它的电动机和泵体分开组装。为了防止放射性的冷却剂沿泵轴向外泄漏，在泵轴上设有轴密封。轴密封的结构有不接触的流体静力或动力密封和接触式的端面密封等。两类泵相比，屏蔽泵

的密封性好，能保证一回路冷却剂完全不向外泄漏，但它的容量较小，据现有的资料报道，目前最大的屏蔽泵功率为2260千瓦。屏蔽泵主要问题是：

（1）效率比轴封泵低10—15%，使运行费用增倍；

（2）电动机的大部分零件要用耐腐蚀的材料制造，使其造价高昂；

（3）维修不方便；

（4）惰转时间较短。

在压水堆发展的早期虽然普遍采用屏蔽泵，但自1965年以来，除船用核动力装置外，压水堆核电站已广泛采用轴封泵。

目前核电站的冷却剂轴封泵的流量一般为1500—2000立方米/小时，这相当于30万千瓦核电站的冷却剂总量。反应堆所配置的一回路冷却剂泵的台数一般不超过四台。

目前，压水堆核电站的电功率当采用两个环路时约为50—60万千瓦，三个环路时核电站电功率约为80—90万千瓦，四个环路时约为110—120万千瓦。由于每一环路需设一台一回路冷却剂泵，故所有电站使用的冷却剂泵都可采用同样规格的标准产品，有利于核电站设备的标准化。当然，随着核电站规模的再扩大，鉴于反应堆一回路系统不便于再增多到四个环路以上，所以只好靠再增大泵的流量。

设计核电站冷却剂泵时，合理选择额定转速值是很重要的，因为泵的转速在很大程度上决定了泵的所有特性。例如，会影响到水泵的结构型式、惰转性能、电机及水泵的尺寸和重量，以及轴密封和轴承的设计等。

目前，压水堆核电站多数选取1000—1500转/分的单级离心式或混流式的轴封泵。

考虑到核电站运行过程中可能出现断电事故，在反应堆冷却剂泵断电，发生紧急停堆的瞬态情况下，为了导出堆芯余热，避免燃料元件棒烧毁，要求反应堆冷却籍具有足够的惰转时间，维持一回路冷却剂必须的惯性流量以及随后靠自然循环进一步带走余热，以确保反应堆安全。

主循环泵惰转时间的长短，取决于泵及电机的转动惯性的大小。水泵机组的动能与旋转部件的转动惯量及转速的平方成正比。所以，转速越高，所需的转动惯量越小。轴封泵电动机是一个单独的壳体，结构上允许在其转轴顶端安装一个飞轮，以加大转动部件的顶端量。

由于反应堆冷却剂泵所输送的介质为带有放射性的液体，而泵在运转时又是长期无法接近维修。这就对泵的轴密封结构提出相当高的要求，使泵的泄漏量能严格控制在极少的限度内。

压水堆轴封泵的轴密封结构，一般由三道密封顺序排列组成，由泵腔起沿转轴方向的第一道密封是不接触式端面密封；第三道密封是接触式端面密封；第二道密封可采用不接触式端面密封，也可采用接触式端面密封。轴封泵的第一道密封用来大幅度地降低系统压力，它是控制冷却剂泄漏量的主要密封。当泵正常运行时，靠轴封水系统供给的轴封水在密封的两端面之间形成一层极薄的（几微米到几十微米）水膜，使密封的两个端面几乎不发生摩擦。轴封泵的第二道密封一般在3.5公斤/平方厘米的低压力下工作，一旦第一道密封损坏时，它可以在短时间内承受整个系统的压降，即能在短时间内承担泵的全部压力，使运行人员能实现正常停堆而不致发生大的泄漏。轴封泵的第三道密封主要是防止冷却籍向安全壳内泄漏。为了防止机械密封出现干摩擦，以保证泵的正常运行，由轴封水系统不断地供给来自化学和容积控制系统的高压低温的低放射性密封水，这样就降低了密封组件的温度，也保证了泄漏出来的大部分水是达到了允许标准的低放射性水。

反应堆轴封泵一般采用立式。它由3—4个轴承，一个推力轴承，其余都是径向轴承（又称导向轴承）。最下端叶轮部分的导向轴承是水润滑的石墨轴承，其余上端的导向轴承和推力轴承均为油润滑轴承。当一回路主系统无压力时，转子部件的自身重量就是转子的向下轴向

力。当泵正常工作时，由于轴密封段两侧巨大的压力差，使转子产生一个很大的向上轴向力。推力轴承的上、下推力块一般做成能够转动一个小角度的，以自动调整其负载。推力轴承的供油系统一般采用自供油式系统，以提高其供油的可靠性。

为了避免轴密封、轴承与带放射性的高温冷却剂接触而使温度升高，通常在叶轮的上部设有圆筒形热屏蔽和盘管形的冷却器，这样即使在轴封注入水断失的情况下，仍能使轴密封、轴承的温度保持在70℃以下。

现代大型轴封泵的泵体大多数由原来蜗壳式结构改成球型或近似原筒型的结构，采用球型泵壳后，从泵的吸入口到叶轮间增设一引流管，在叶轮叶片外增设一环形导叶，以代替蜗壳流道的扩压作用。球型壳的强度好，又便于加工和探伤，其水力效率并不比蜗壳式结构低多少，故目前常被用作大流量大功率轴封泵的泵体。

2-2-3 稳压器

稳压器用于稳定和调节一回路主系统冷却剂的工作压力，避免一回路主系统压力过高或过低，以防止一回路主系统及设备超压或反应堆内冷却剂压力过低而出现容积沸腾现象，以避免堆芯燃料元件棒过热烧毁的事故。

现代大功率压水堆核电站都采用电热式稳压器。

电热式稳压器一般采用立式圆柱形结构。用来抑制压力升高的喷雾器安置在稳压器上部蒸汽空间的顶端。限制压力降低的电热元件安置在稳压器下部水空间内，它可以从筒体的侧面水平对称地插入稳压器内，或从筒体下封头垂直向上插入稳压器内。从反应堆入口前引一根“低”温冷却剂喷雾水管接在稳压器上部，并与其内部的喷雾头相连。而从反应堆出口引一根“高”温冷却剂波动管，连接在稳压器的底部。

电加热器分为两组：一为比例组，二为备用组。比例组供系统稳定运行时调节系统压力微小波动用。备用组供系统启动和压力大幅度波动时用。在一回路系统启动的整个升温工程中，备用组电加热器也起到加热一回路水的作用，但主要靠冷却剂泵提供升温所需的热量。

比例组和备用组的单根电热元件的功率和结构都完全相同，但备用组的电热元件数量多，总功率大。将螺旋状的镍铬电阻丝和颗粒度均匀地干燥氧化镁粉一起装填到一端被封死的耐热合金管内，然后压紧制得电加热元件半成品。制成的电热元件半成品，还要在缩管机上进行缩管，再一次压实氧化镁粉，以减少镍铬电阻丝工作后短路的几率。两个电极引线接头从金属管的开口端引出后，再用陶瓷端塞将口封死，并涂以绝缘漆。每根电热元件的电功率值，取决于稳压器的加热要求和电热元件表面最大允许热负荷值。为了减少电热元件的更换次数，要求电热元件有尽可能长的工作寿命，一般要求7000至20000小时（即1—3年）。电热元件可以直接插入稳压器内，也可以加套管。目前，一般多采用直接插入式，这样能提高电热元件的表面热负荷，并且中心温度低，升压响应快。因此工作性能较好，但要求制造质量高。

稳压器喷雾头的结构和常规电站燃油锅炉的喷油头大体相似，但由于油水粘度不同而喷孔直径与流道的切向角度也不一样。因此要求在小压差（约0.19兆帕）、大流量（40—80吨/小时）的工作条件下，能喷射出尽可能细小的雾状水滴，并且要求在稳压器横向截面上分布均匀；以构成良好的饱和蒸汽凝结。

2-3 一回路辅助系统

一回路除了主系统以外还有很多辅助系统，这些辅助系统担负着各种各样的重要功能，其重要程度有时并不亚于主系统。下面叙述最主要的几个辅助系统。

2-3-1 化学与容积控制系统

核电站的化学与容积控制系统的主要作用是调节一回路系统中稳压器的液位，以保持一回路冷却剂容积；调节冷却剂中的硼浓度，以补偿反应堆在运行过程中反应性的缓慢变化；通过净化冷却剂和添加化学药剂，保持一回路的水质。其原理流程见图2-3。

图2-3 化学和容积控制系统原理流程

当核电站一回路处于稳定功率运行时，一回路高温高压的冷却剂从下泄流管线流入化学和容积控制系统的再生热交换器和下泄节流孔板。减低冷却剂的温度和压力，再经过下泄热交换器进一步降温，以达到树脂床的工作温度。然后经过过滤器除去冷却剂中颗粒杂质，进入混合床净化离子交换器，去除以离子状态存在于冷却剂中的裂变产物和腐蚀产物。

由离子交换器出来的下泄流，经过滤后，喷淋到容积控制箱内。在喷淋过程中除去其中的气体裂变产物（氪和氙）。通过上述过滤，离子交换和喷淋除气，使冷却剂的放射性低于允许水平。

容积控制箱的底部与上允泵的吸水入口相连，冷却剂经上允泵加压后，大部分经过再生热交换后回到主回路冷却剂系统中去，少部分被送到主循环泵轴封水系统用作轴密封水。

轴密封水系统的回路和正常上充下泄回路并联，从上充泵出来的冷却剂先经过过滤器过滤，然后进入主循环泵轴封室。其中一部分经过轴封回流引出，通入轴封谁热交换器，冷却后回到容积控制箱；另一部分经主循环泵的轴封进入泵体内，与一回路冷却剂混合。当正常下泄

流回路不通时，为了排除轴封水中进入泵体的这部分冷却剂，回路中还没设置有过剩下泄管线及其热交换器，使一回路冷却剂通过过剩下泄热交换器和轴封回水热交换器冷却后流回容积控制箱。

容积控制箱上部空间充有氢气，以保证冷却剂中溶解有足够的氢来平衡水的辐照分解，控制冷却剂中的氧含量在允许水平以下，以减少设备和系统的腐蚀。

在反应堆启动过程中，还可以通过化学添加箱添加联氨，以去除冷却剂在补给和存贮过程中吸收的氧。化学药剂添加箱还用来向冷却剂中添加LiOH，以控制冷却剂中的PH值。当冷却剂中硼由于受中子辐照产生（n，a）反应后，产生过量的锂时，可使部分下泄流在进入容积控制箱之前流经出锂离子交换器，以去除过量的锂来调整冷却剂的PH值。

随着反应堆启动过程中，由于从冷态变到热态过程中的温度变化、核燃料的燃耗、裂变产物积累等引起了反应性下降，需要采用稀释冷却中硼浓度的方法来调整。这种方法是除盐水充至一回路冷却剂系统中来，将下泄流排放到硼回收系统中去。但在反应堆芯寿期后期，由于冷剂中硼浓度很低，如仍采用这种方法来稀释硼，会使排放到硼回收系统冷却剂量大大增加。因此，另设有除硼离子交换器，在大量稀释硼浓度时将下泄通过除硼离子交换器，以降低冷却剂中硼的浓度。

在反应堆停堆、换料级补偿氙的衰变所引起的反应性增加时，需要向一回路冷却剂系统注入浓硼酸溶液，并将相应的数量的冷却剂排放到硼回收系统中去，以提高一回路系统冷却剂的硼浓度。

加硼过程中所用的浓硼酸液由硼酸制备系统供给。浓硼酸制备箱将干硼酸配制成一定浓度硼酸液，然后输送到浓硼酸贮存箱内贮备，以供化学和容积控制系统使用。

当反应堆功率变化，冷却剂发生膨胀或收缩时，化学和容积控制系统可通过控制上充和下泄的方法来调节稳压器的过高或过低的液位。上充和下泄的流量发生不平衡时可由容积控制箱

予以补偿。

当容积控制箱液位过高时，可将下泄流排放至硼回收系统进行处理；当容积控制箱液位过低时，把按一定比例混合的浓硼酸和除盐水自动补入容积控制箱内。如果容积控制箱液位仍继续下降，上充泵还能改从换料水箱中汲水进行补水。

2-3-2 主循环泵轴密封水系统

主循环泵轴密封水系统采用机械密封和水密封两种，水密封是通过密封水循环系统提供所需的轴密封水。其原理流程图见图2-4。

图2-4 主循环泵密封水系统原理流程

化学和容积控制系统的冷却剂由容积控制箱进入泵体上部后，便分成两部分：一部分向下经润滑轴承及热屏蔽套进入到一回路与一回路冷却剂混合，另一部分向上进入主循环泵第一道密封。如果主循环泵的第二道密封采用接触式的端面密封，则由第一道密封出来的泄漏水除少部分进入第二和第三道密封外，其余均回流至化学和容积控制系统的容积控制箱。

为了使第三道密封的轴封水有恒定的压力，在第二道密封的泄漏管上设置了溢流竖管，它的位置和第三道密封保持一定的位差，以便确保第三道密封不会出现干磨现象。从溢流竖管和第三道密封出来泄漏水均引排至疏水箱。

如果主泵的第二道密封也采用不接触式端面密封，则顺序流经第一和第二道密封的泄漏水除少部分进入第三道密封外，其余均回流到化学和容积控制系统的容积控制箱中。此时，由于

第三道密封前的泄漏水已有恒定的压力，故系统可以不必再设置溢流竖管。

2-3-3 硼回收系统

核电站一回路系统的冷却水都含有硼酸，在电站运行和检修过程中，大量的冷却水排放会造成放射性废水对环境的污染，并使硼酸用量增多。因此，压水堆核电站设置了硼回收系统。其原理流程见图2-5。

图2-5 硼回收系统原理图

由容积控制箱来的含硼放射性废水，均先引至硼回收系统暂存箱内。当料液积累到一定数量时，由料液泵吸出，经过过滤、离子交换和加热脱气等方法，除去料液中不溶性颗粒状、可溶性离子状和气体状的裂变产物及腐蚀产物。从脱气塔顶部排出的气体，经排气冷凝器凝结，并除掉所含的水汽后，便排往废气系统处理。经脱气后的料液进入蒸汽发生器蒸发，二次蒸汽冷凝水即成为再生补给水，检测后进入硼回收再生水箱供补给水系统使用。蒸汽发生器釜底溶液浓缩至一定浓度后排入卸放箱，经过滤后被送至化学和容积控制系统重新使用。

核电基础知识

核电基础知识 核电技术发展：自1951年12月美国实验增殖堆1号（EBR-1）首次利用核能发电以来，世界核电至今已有50多年的发展历史。截止到2005年年底，全世界核电运行机组共有440多台，其发电量约占世界发电总量的16% 1、什么是核能 世界上一切物质都是由原子构成的，原子又是由原子核和它周围的电子构成的。轻原子核的融合和重原子核的分裂都能放出能量，分别称为核聚变能和核裂变能，简称核能。 本书内提到的核能是指核裂变能。前面提到核电厂的燃料是铀。铀是一种重金属元素，天然铀由三种同位素组成： 铀－235 含量0.71% 铀－238 含量99.28% 铀－234 含量0.0058% 铀－235是自然界存在的易于发生裂变的唯一核素。

当一个中子轰击铀－235原子核时，这个原子核能分裂成两个较轻的原子核，同时产生2到3个中子和射线，并放出能量。如果新产生的中子又打中另一个铀－235原子核，能引起新的裂变。在链式反应中，能量会源源不断地释放出来。 铀－235裂变放出多少能量呢？1千克铀－235全部裂变放出的能量相当于2700吨标准煤燃烧放出的能量。 2、核反应堆原理 反应堆是核电站的关键设计，链式裂变反应就在其中进行。反应堆种类很多，核电站中使用最多的是压水堆。 压水堆中首先要有核燃料。核燃料是把小指头大的烧结二氧化铀芯块，装到锆合金管中，将三百多根装有芯块的锆合金管组装在一起，成为燃料组件。大多数组件中都有一束控制棒，控制着链式反应的强度和反应的开始与终止。 压水堆以水作为冷却剂在主泵的推动下流过燃料组件，吸收

了核裂变产生的热能以后流出反应堆，进入蒸汽发生器，在那里把热量传给二次侧的水，使它们变成蒸汽送去发电，而主冷却剂本身的温度就降低了。从蒸汽发生器出来的主冷却剂再由主泵送回反应堆去加热。冷却剂的这一循环通道称为一回路，一回路高压由稳压器来维持和调节。 3、什么是核电站 火力发电站利用煤和石油发电，水力发电站利用水力发电，而核电站是利用原子核内部蕴藏的能量产生电能的新型发电站核电站大体可分为两部分：一部分是利用核能生产蒸汽的核岛、包括反应堆装置和一回路系统；另一部分是利用蒸汽发电的常规岛，包括汽轮发电机系统。 核电站用的燃料是铀。铀是一种很重的金属。用铀制成的核燃料在一种叫“反应堆”的设备内发生裂变而产生大量热能，再用处于高压力下的水把热能带出，在蒸汽发生器内产生蒸汽，蒸汽推动气轮机带着发电机一起旋转，电就源源不断地产生出来，并通过电网送到四面八方，这就是最普通的压水反应堆核电站的工作原理。 在发达国家，核电已有几十年的发展历史，核电已成为一种

核工业基本知识复习题

核工业基本知识复习题 是非题 一、核能基础知识 1.核能是一种可持续发展的能源，通过几十年经验总结证明，核能是安全、 （＋）经济、干净的能源。 2.核能是一种可持续发展的能源，其优越性是干净、经济、负荷因子高和功 （＋）率调节能力强。 3.核电站具有安全、经济、负荷因子高和污染少等优点。（+ ） 4.我国目前投入商业运行的核电站都是轻水堆型。（－） 5.核能是原子核内部的化学反应释放出来的能量。（—） 6.核能是由质量转换出来的，符合爱因斯坦的著名公式E=mc2。（＋） 7.核电是释放核子内部能量来发电的，目前释放核子能的方法是裂变。（＋） 8.我国当前核电站的主要堆型是轻水压水堆。（＋） 9.我国压水堆核电站中所使用的冷却剂和载热剂也是降低裂变的中子能量 （＋）的慢化剂。 10.核电站的类型是由核反应堆堆型确定的，目前世界上的核电站堆型仅有轻 （—）水堆、重水堆。 11.核岛是发生核裂变并将核能变为热能的场所。（＋） 12.核电站的常规岛就是常规的火电站。（—） 13.核电站主要由核岛、常规岛和辅助设施组成。（＋） 14.核电站按冷却剂分类有水堆、气堆、液态金属堆和熔盐堆。（+） （＋）15.核电安全的三道安全屏障指的是核燃料元件包壳、一回路压力边界和安全 壳。 16.秦山一期核电站反应堆是用轻水作为慢化剂和冷却剂的。（＋） 17.铀－235链式裂变反应是核能发电的物理基础。（＋） 18.秦山三期核电站反应堆是用重水作为慢化剂，轻水作为冷却剂的。（—） 19.全世界当前拥有的核电站数量已超过400座。（＋） 20.当前核电站单机容量最大的核电站是重水堆核电站。（—） 21.目前大部分压水堆核电站的燃料棒包壳由锆合金管制成。（＋） 22.压水堆核电站中的蒸汽发生器其主要作用是将一回路高温高压的水转变（＋）

第七章 压水堆核电站的二回路系统及设备

第七章压水堆核电站的二回路系统及设备 7.1 主蒸汽系统 主蒸汽系统将蒸汽发生器产生的新蒸汽输送到主汽轮机和其他用汽设备及系统。与主蒸汽系统直接相关的设备是：主汽轮机高压缸、汽轮机轴封系统(CET)、汽水分离再热器(MSR)、蒸汽旁路排放系统(GCT)、主给水泵汽轮机(APP)、辅助给水泵汽轮机(ASG)、除氧器(ADG)和蒸汽转换器(STR)。 三台蒸汽发生器顶部引出的三根外径为Φ812.8mm主蒸汽管，分别穿过反应堆厂房(安全壳)；进入主蒸汽隔离阀管廊，并以贯穿件作为主蒸汽管在安全壳上的锚固点。穿过主蒸汽隔离阀管廊后进入汽轮机厂房，然后合并为一根外径为Φ936mm的公共蒸汽母管，再将蒸汽引向各用汽设备和系统。如图7.1所示。 在主蒸汽隔离阀管廊中的每根主蒸汽管道上装有一个主蒸汽隔离阀，其下游安装了一个横向阻尼器。主蒸汽隔离阀上游的管道上装有7只安全阀，一个大气排放系统接头和一个向辅助给水泵汽轮机供汽的接头。大气排放系统接头和辅助给水泵汽轮机供汽接头之所以要接在主隔离阀的上游，是考虑到当二回路故障蒸汽隔离阀关闭时大气排放系统和辅助给水系统还能工作。 在主蒸汽隔离阀两侧还接有一条旁路管，其上装有一个气动隔离阀，在机组启动时平衡主蒸汽隔离阀两侧的蒸汽压力，并在主蒸汽管暖管时提供蒸汽。 在汽轮机厂房内，从蒸汽母管上引出四根Φ631mm的管道与主汽轮机的四个主汽门相连，向汽轮机高压缸供汽。此外，从蒸汽母管两头还引出二条通往凝汽器两侧的蒸汽旁路排放总管。管上各引出6条通往凝汽器的蒸汽排放管，去主给水泵汽轮机、除氧器、蒸汽转换器、汽水分离再热器和轴封的供汽管。两条蒸汽排放总管由一根平衡管线连接在一起。 (1)主蒸汽隔离阀 主蒸汽隔离阀为对称楔形双闸板闸阀。正常运行时全开，但在收到主蒸汽管线隔离信号后能在5秒内关闭。 隔离阀的执行机构是一个与氮气罐相连的液压缸。氮气进入液压缸活塞的上部，其名义bar a。氮气的膨胀力使隔离阀关闭。为开启阀门，设有一套汽动油压泵液压系压力为198. bar a液压油进入液压油缸活塞的下部，克服氮气的压力和开启阻统，产生名义压力为329. 力使阀门开启，见图7.2。快速关阀是由快速排泄液压油缸活塞下部的油液实现的。 控制分配器用于关闭主蒸汽隔离阀。它们由电磁阀操纵。当电磁阀通电时，分配器开启，将液压油缸活塞下部的液体通过常开隔离阀排出，主蒸汽隔离阀在氮气压力作用下迅速关闭。两条排油管线是冗余的，单独一条管线就足以使阀门在5秒内关闭。

压水堆核电站组成资料

压水堆核电站组成 上一条新闻核安全名词解释下一条新闻核电站的控制调节与安全保护 enterlsb转载|栏目：电力规范| 2007-08-06 23:12:09.42 | 阅读433 次 压水堆核电站由压水堆、一回路系统和二回路系统三个主要部分组成。 2-1 压水堆主要部件 2-1-1 堆芯 堆芯结构是反应堆的核心构件，在这里实现核裂变反应，核能转化为热能；同时它又是强放射源。因此堆芯结构的设计是反应堆本体结构设计的重要环节之一。 压水堆堆芯由若干个正方形燃料组件组成，这些组件按正方形稠密栅格大致排列成一个圆柱体。用富集度为2%—4.4%的低富集铀为燃料。所有燃料组件在机械结构和几何形状上完全一致，以简化装卸料操作和降低燃料组件制造成本。燃料组件采用17×17根棒束，其中除少数插花布置的控制棒导向管外都是燃料棒。棒束外面无组件盒，以减少中子俘获损失和便于相邻组件水流的横向交混。图2—1（a）表示压水堆堆芯横剖面图，图2—1(b)表示压水堆燃料组件。 图2-1(a) 压水堆堆芯横剖面图

图2-1(b) 压水堆燃料组件 燃料棒的芯体由烧结的二氧化铀陶瓷芯块叠置而成。烧结二氧化铀的耐腐蚀性、热稳定性和辐照稳定性都好，能保证为经济性所要求的>50000MW.d/tu的单棒最大燃耗深度。燃料棒包壳采用吸收中子少的锆合金以降低燃料富集度。燃料棒全长2.5—3.8M，用6—11个镍基合金或锆合金制的定位格架固定其位置。定位格架燃料组件全长按等距离布置以保持燃料棒间距并防止由水力振动引起的横向位移。 堆芯一般分为三区，在初始堆芯中装入三种不同富集度的燃料，将最高富集度的燃料置于最外区，较低富集度的两种燃料按一定布置方式装入中区和内区，以尽量展平中子通量。第一个运行周期由于全部都是新燃料而比后备反应性在运行周期间将随着可燃物的消耗逐渐释放出来。第一个运行周期的长度一般为1.3—1.9年。以后每年换一次料，将1/3或1/4堆芯用新燃料替换，同时将未燃尽的燃料组件作适应的位置倒换以求达到最佳的径向中子通量分布，倒换方案由燃料管理设计程序制定。通常将新燃料装入最外区，将辐照过的燃料移向中心，称由外向内换料方案。由于辐照过燃料组件的放射性水平极高，所有装卸料操作均在水屏蔽层以下进行。为换料一般需要停堆3—4周，可利用这个时间进行汽轮发电机组及其它设备的检修，压力容器和蒸汽发生器在役检查工作。 为了确保燃料元件的安全，在运行中要严格限制核电站的负荷变化速率〈每分钟5%额定功率〉，用化学与容器控制系统和取样系统对冷却剂水质进行净化，PH值、氧、氢、氯、氟、硼、酸、锂-7等含量的控制及监测，并加强对燃料包壳完整性的监督。 2-1-2 控制棒组件

压水堆核电站工作原理简介

压水堆核电站工作原理简介 核反应堆是核电动力装置的核心设备，是产生核能的源泉。在压水反应堆中，能量主要来源于热中子与铀-235核发生的链式裂变反应。 裂变反应是指一个重核分裂成两个较小质量核的反应。在这种反应中，核俘获一个中子并形成一个复合核。复合核经过很短时间（10-14s）的极不稳定激化核阶段，然后开裂成两个主要碎片，同时平均放出约2.5个中子和一定的能量。一些核素，如铀-233、铀-235、钚-239和钚-241等具有这种性质，它们是核反应堆的主要燃料成分。铀-235的裂变反应如图1.3-1所示。 对于铀-235与热中子的裂变反应来说，目前已发现的裂变碎片有80多种，这说明是以40种以上的不同途径分裂。 在裂变反应中，俘获1个中子会产生2～3个中子，只要其中有1个能碰上裂变核，并引起裂变就可以使裂变继续进行下去，称之为链式反应。 由于反应前后存在质量亏损，根据爱因斯坦相对论所确定的质量和能量之间的关系，质量的亏损相当于系统的能量变化，即ΔE＝Δmc2。对铀-235来说，每次裂变释放出的能量大约为200Mev（1兆电子伏=1.6×10-13焦耳）。这些能量除了极少数（约2％）随裂变产物泄露出反应堆外，其余（约98％）全部在燃料元件内转化成热能，由此完成核能向热能的转化。 水作为冷却剂，用于在反应堆中吸收核裂变产生的热能。高温高压的一回路水由反应堆冷却剂泵送到反应堆，由下至上流动，吸收堆内裂变反应放出的热量后流出反应堆，流进蒸汽发生器，通过蒸汽发生器的传热管将热量传递给管外的二回路主给水，使二回路水变成蒸汽，而一回路水流出蒸汽发生器后再由反应堆冷却剂泵重新送到反应堆。如此循环往复，形成一个封闭的吸热和放热的循环过程，构成一个密闭的循环回路，称为一回路冷却剂系统。 蒸汽发生器产生的饱和蒸汽由主蒸汽管道首先送到汽轮机的高压阀组以调节进入高压缸的蒸汽量，从高压阀组出来的蒸汽通过四根环形蒸汽管道进入高压缸膨胀做功，将蒸汽的热能转变为汽轮机转子旋转的机械能。在膨胀过程中，从高压缸前后流道不同的级后抽取部分蒸汽分别送入高压加热系统和辅助蒸汽系统。高压缸的排气一部分送往4号低压加热器用于加热凝结水，大部分通过四根管道排往位于低压缸两侧的四台汽水分离再热器，在这里进行汽水分离，并由新蒸汽对其进行再热。从汽水分离再热器出来的过热蒸汽经四根管道送入四台低压缸内膨胀做功，从四台低压缸前后流道抽取部分蒸汽分别送往3号、2号和1号低

核电站基本知识考试习题

核电厂的安全目标是什么，其两个解释目标是什么？ 答：安全目标是建立并维持一套有效的防护措施，以保证工作人员、公众和环境免遭放射性危害。 辐射防护目标 确保在正常时放射性物质引起的辐射照射低于国家规定的限值，并保持在可合理达到的尽量低的水平。 技术安全目标 防止发生事故，减少严重事故发生概率及其后果。 核能发电有何特点？ 1、核能具有很高的能量密度 2、核电是清洁的能源 3、核能是极为丰富的能源 4、核电在经济性具有竞争力 5、核电的安全性具有保障 纵深防御原则是什么，与核电站设计有何关系？ 多道屏障：燃料芯块、燃料元件包壳、反应堆冷却剂系统承压边界、安全壳 多级防御 预防，预防出现异常工况和系统故障； ——保守设计、高质量建造和运行 保护，异常工况的控制和故障检测； ——控制、保护系统和定期检查 限制，控制事故在设计基准事故内； ——工程安全设施和事故处置程序 缓解，防止事故的扩展，减轻严重事故的后果； ——备用措施和事故管理 应急，减轻大量放射性物质释放所造成的环境影响； ——厂外应急响应计划。 反应堆冷却剂系统的功能是什么？ 系统功能： 可控的产生链式裂变反应 导出堆芯热量，冷却堆芯，防止燃料元件烧毁 产生蒸汽 第二道实体屏障，包容放射性物质 反应堆的功能是什么? 以铀为核燃料，可控制地使一定数量的核燃料发生自持链式裂变反应，并持续不断地将核裂变释放能量带出作功。 由以下部分组成：堆芯、下部堆内构件、上部堆内构件、压力容器（含筒体及顶盖）、控制棒驱动机构。 主泵的功能是什么？目前，压水大型堆核电厂主要使用哪种类型的主泵，为什么？

功能：用于驱动冷却剂在RCP内的循环，连续不断地将堆芯产生的热量传递给蒸汽发生器二次侧给水。 空气冷却、立式电动单级离心泵，带有可控泄漏轴封装置。 大流量、低扬程。 稳压器的基本功能是什么？如何实现？稳压器的压力与水位控制如何实现？ 压力控制—维持一回路压力在整定值附近，防止堆芯冷却剂汽化； 压力保护—系统超压时，安全阀自动开启，使RCP卸压； 作为一回路冷却剂的缓冲箱，补偿RCP水容积变化 在启堆时使RCP升压，停堆时使RCP降压。 化学和容积控制系统的基本功能是什么？ 启动前向一回路系统充水，进行水压试验。 运行中用于调节稳压器水位，保持一回路冷却剂系统水体积。 调节冷却剂系统硼浓度，控制反应堆反应性的慢变化 净化冷却剂，减少反应堆冷却剂中裂变产物和腐蚀产物的含量。 为主泵提供轴封水； 向反应堆冷却剂加入适量的腐蚀抑制剂，以保持一回路水质。 冷却剂泵停运后提供稳压器的辅助喷淋水。 RCV系统的功能如何实现？ 下泄回路 净化回路 上充回路 轴封水及过剩下泄回路 低压下泄管线 反应堆硼和水补给系统的功能是什么？ 为一回路系统提供除气除盐含硼水，辅助化容系统实现容积控制； 为进行水质的化学控制提供化学药品添加设备； 为改变反应堆冷却剂硼质量分数，向化容系统提供硼酸和除气除盐水； 为换料水储存箱、安注系统的硼注入罐提供硼酸水和补水，为稳压器卸压箱提供辅助喷淋冷却水，为主泵轴封蓄水管供水。 余热排出系统的功能是什么？ 当反应堆进入冷停闭的第二阶段以下时，用于排出堆芯余热，水和设备中的释热，以及运行的主泵在一回路中产生的热量。 在反应堆停堆及装卸料或维修时，导出燃料发出的余热，将一回路水保持在冷态温度。 换料操作后，余热排出泵可将反应堆换料腔中的水送回换料水箱。 主泵停止时，可以使一回路硼浓度均匀化。 与化容系统相连，当一回路压力过低时，可排放和净化一回路冷却剂。 用RRA排料腔水时，水由此去PTR水箱。 设备冷却水系统的功能是什么，系统有何特点？

压水堆核电站的组成及总布置

压水堆核电站的组成及总布置 （1）反应堆厂房 –该厂房主要布置核反应堆和反应堆冷却剂系统及部分核岛辅助系统、专设安全设施系统。从结构上来讲，反应堆厂房由筏板基础，带钢衬里的圆筒形预应力钢筋混凝土安全壳及其内部结构组成。安全壳内径37m，屏蔽墙厚0.9m，总高59.4ｍ，设计压力0.52Mpa （绝对压力）。反应堆厂房内部结构布置如下： –·-3.5m放置堆芯仪表系统、安注系统、余热排出系统热交换器、化容控制系统的再生热交换器、安全壳连续通风系统及反应堆坑通风系统的风机。 –·±0.00m放置余热排出系统泵、稳压器卸压箱、安全壳的过滤净化系统过滤器、各系统管道、应急人员气闸门。 –·4.65m主要为三套蒸汽发生器、主泵和稳压器的支承楼板的隔间，放置在本层的还有安全壳过滤净化系统的风机和反应堆压力容器顶盖存放地，压力容器也通过该层。 –·8.00m层为反应堆换料水池楼板层，堆内构件存放及燃料组件倒换装置也放置在该层，进入安全壳的人员闸门也在此标高。–·20.00m层为反应堆操作大厅，有设备闸门通入。 –·反应堆压力容器占有从-3.50至8.20m的堆本体中心净空间。M310加改进型反应堆本体由压力容器、堆芯、堆内构件、堆内测量仪表和控制棒驱动机构等设备组成。

–·各层之间的交通由楼梯与电梯联系。反应堆在运行期间，一般人员不得进入；事故检修和停堆检修时，人员可经由空气闸门进入；设备闸门为安装大件设备时的进入通道，运行时封闭。 –以下简要对堆内构件进行补充说明。 （2）核辅助厂房 –由1、2号机组共用，主要布置核辅助系统及设备，厂房面积74×46m，高22m。布置（层高变化较大，仅介绍几个重要的层间）有如下系统和设备： –·±0.00m主要有上充泵、硼回收系统、废物处理系统、设备冷却水系统、电气用房。 –·5.00～8.00m主要为硼回收系统的气体分离器和蒸发器间，过滤器及除盐装置间，废气处理系统的气体衰变箱隔间、化容控制系统设备间、阀门操作间等。 –·11.50m主要为过滤器及除盐装置上部操作间，硼水制备、硼回收系统贮槽及核辅助厂房通风系统。 –·本厂房的对外出入卫生闸门设在电气厂房±0.00m层，整个厂房内各层垂直联系是通过楼梯和电梯完成。厂房为现浇钢筋混凝土结构，有放射性防护要求的房间按屏蔽要求确定墙和楼板厚度。 （3）燃料厂房 –位于反应堆厂房南侧，外轮廓尺寸46×24m，51×24m。

压水堆核电站稳压器压力控制系统仿真研究

基金项目：国家自然科学基金资助项目（61040013）；上海市教育委员 会重点学科建设项目（J51301）；上海市教育委员会科研创 新项目（09YZ347） 收稿日期：2012－03－23修回日期：2012－05－04第30卷第1期计算机仿真2013年1月文章编号：1006－9348（2013）01－0193－04 压水堆核电站稳压器压力控制系统仿真研究 张国铎，杨旭红，许行，卢栋青 （上海电力学院，上海200090） 摘要：研究PID 控制器参数优化问题，针对稳压器压力控制系统具有复杂非线性、时变性特点，引起系统的输出品质特性较差，超调量大，调节时间长，上升时间长，控制精度差等。传统PID 的控制参数难以精确整定，且依赖于对象的精确数学模型。为了提高PID 控制精度，减小超调量、调节时间和上升时间，提出用单神经元的神经网络来优化PID 控制器参数的方法。通过单神经元的自学习和自适应能力，获得最优控制性能的PID 控制参数。仿真结果表明，单神经元神经网络的PID 控制方法与传统的PID 控制方法相比，系统响应速度更快，超调量更小，为优化控制系统提供了参考。 关键词：压水堆；稳压器；压力控制系统；比例积分微分控制；单神经元 中图分类号：TP183文献标识码：A Simulation of Pressurizer Pressure Control System of Pressurized Water Reactor Nuclear Power Station ZHANG Guo －duo ，YANG Xu －hong ，XU Hang ，LU Dong －qing （Shanghai University of Electric Power ，Shanghai 200090，China ） ABSTRACT ：Study PID controller parameters optimization problem．The pressure control system of pressurizer has the characteristics of complex nonlinear and time －varying ，leading to the poor outputs of the system ，such as large o-vershoot ，long setting time and low control accuracy．It is difficult to get precise parameters with traditional PID con-troller ，and the PID control method is relied on the precise mathematical model badly．In order to improve the precision of PID control ，decrease the overshoot and the setting time ，and the rising time ，a PID controller parameter optimization method was put forward based on single neuron neural network．Through the self －learning and the self －adaptive abili-ty of the single neuron ，the optimal PID controller parameters were obtained．The computer simulation experiment dem-onstrates that the single neuron PID controller performs very well ：the response is quicke ant the overshoot is minimal compared with the tradition PID regulator．And it provides some reference for optimization control system． KEYWORDS ：PWR －type ；Pressurizer ；Pressure control system ；PID controller ；Single neuron 1引言 稳压器是压水堆核电站的重要设备之一，其压力控制的优劣直接影响到核电站能否安全的运行。稳压器的压力要 维持在一定范围内，在稳态运行时一回路绝对压力在15． 5MPa 的整定值附近。当系统压力过高时，系统压力边界可 能会被破坏，当系统压力过低时堆芯会发生DNB （偏离泡核 沸腾）。PID 控制是传统的稳压器压力控制系统常用的控制 方法，该方法具有直观、实现简单和鲁棒性好等优点。但是， 在很多实际的情况中，被控对象往往具有非线性、时变性和不确定性，对象参数和环境常常随着时间发生变化，使得控制对象和模型失配， 传统PID 控制器参数往往优化不良，控制效果欠佳［1］。因此常规PID 控制的应用受到了很大的挑战和限制。针对传统PID 控制器参数优化过程存在的问题，运用单神经元的自学习和自适应能力，获得最优控制性能的PID 控制参数，结合单神经元神经网络适用于复杂非线性系统进行建模和控制特点，本文提出了一种用单神经元神经网络来优化PID 控制器参数的方法，并通过MATLAB 仿真来证明该控 制方法比传统的PID 控制优越性体现在超调量的减小、调节 时间的减小和上升时间的减小。2稳压器压力控制系统压力控制的作用是在稳态和设计瞬态工况下，使稳压器 —391—

压水堆核电站的发电原理

压水堆核电站的发电原理 把热能带出，在蒸汽发生器内产生蒸汽，蒸汽推动汽轮机带动发电机发电。 一回路反应堆堆芯因核燃料裂变产生巨大的热能，由主泵泵入堆芯的水被加热成327度、155个大气压的高温高压水，高温高压水流经蒸汽发生器内的传热U型管，通过管壁将热能传递给U型管外的二回路冷却水，释放热量后又被主泵送回堆芯重新加热再进入蒸汽发生器。水这样不断地在密闭的回路内循环，被称为一回路。 二回路蒸汽发生器U型管外的二回路水受热从而变成蒸汽，推动汽轮发电机做功，把热能转化为电力：做完功后的蒸汽进入冷凝器冷却，凝结成水返回蒸汽发生器，重新加热成蒸汽。这样的汽水循环过程，被称为二回路。 三回路三回路使用海水或淡水，它的作用是在冷凝器中冷却二回路的蒸汽使之变回冷凝水。 什么是核燃料? 核燃料是可在核反应堆中通过核裂变产生核能的材料，是铀矿石经过开采、初加工、铀转化、铀浓缩，进而加工成核燃料元件。 压水堆核电站用的是浓度为3%左右的核燃料（铀一235）。大亚湾核电站的核反应堆内有157个核燃料组件，每个组件由1717根燃料棒组成。燃料棒由烧结二氧化铀芯块装入锆合金管中封焊构成。一个燃料组件中有一束控制棒，控制核裂变反应。

利用核能生产电能的电厂称为核电厂。由于核反应堆的类型不同，核电厂的系统和设备也不同。压水堆核电厂主要由压水反应堆、反应堆冷却剂系统（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，其流程原理如图 2.1所示。通常将一回路及核岛辅助系统、专设安全设施和厂房称为核岛。二回路及其辅助系统和厂房与常规火电厂系统和设备相似，称为常规岛。电厂的其他部分，统称配套设施。实质上，从生产的角度讲，核岛利用核能生产蒸汽，常规岛用蒸汽生产电能。 反应堆冷却剂系统将堆芯核裂变放出的热能带出反应堆并传递给二回路系统以产生蒸汽。通常把反应堆、反应堆冷却剂系统及其辅助系统合称为核供汽系统。现代商用压水堆核电厂反应堆冷却剂系统一般有二至四条并联在反应堆压力容器上的封闭环路（见图2.2）。每一条环路由一台蒸汽发生器、一台或两台反应堆冷却剂泵及相应的管通组成。一回路内的高温高压含硼水，由反应堆冷却剂泵输送，流经反应堆堆芯，吸收了堆芯核裂变放出的热能，再流进蒸汽发生器，通过蒸汽发生器传热管壁，将热能传给二回路蒸汽发生器给水，然后再被反应堆冷却剂泵送入反应堆。如此循环往复，构成封闭回路。整个一回路系统设有一台稳压器，一回路系统的压力靠稳压器调节，保持稳定。 为了保证反应堆和反应堆冷却剂系统的安全运行，核电厂还设置了专设安全设施和一系列辅助系统。 一回路辅助系统主要用来保证反应堆和一回路系统的正常运行。压水堆核电厂一回路辅助系统按其功能划分，有保证正常运行的系统和废

压水堆核电站反应堆压力容器金属材料概述

压水堆核电站反应堆压力容器金属材料概述压水堆核电站反应堆压力容器是在高温、高压流体冲刷和腐蚀，以及强烈的中子辐照等恶劣条件下运行的，因此ASME规范第Ⅺ卷要求，反应堆压力容器应采用优质材料、严格制造工艺、完善的试验和检查技术，且在服役期间必须定期进行检查。 1.反应堆压力容器结构和作用 功率在1000MW及以上的普通压水堆核电站反应堆压力容器设计压力高达17MPa，设计温度在350℃左右，直径近5m，厚度超过20cm，有的单件铸锭毛重达500多吨，设计寿命至少要求40年。因为其体积庞大，不可更换，所以压力容器的寿命决定了核电站的服役年限。压水堆压力容器是由反应堆容器和顶盖组成，前者由下法兰(含接管段)、简体和半球形下封头组焊而成，顶盖由半球形上封头和上法兰焊接组成(或者为一体化顶盖)。上下法兰面之间用两道自紧式空心金属(高镍耐蚀合金Im718或18—8钢)“0”形环密封。为了避免容器内表面和密封面腐蚀，在压力容器内壁堆焊有大于5mm厚的不锈钢衬里。为防止外表面腐蚀，压力容器外表面通常涂漆保护。 2.反应堆压力容器材料的发展史 压水堆反应堆压力容器材料一般都是在工程上成熟的材料基础上改进而成的。美国第一代压水堆核电站反应堆压力容器材料用的是具有优良工艺稳定性、焊接性和强度较好的锅炉钢A212B(法兰锻件为A350LFs)，由于A212B钢淬透性和高温性能较差，第二代改用Mn-Mo 钢A302B (锻材为A336)，该钢中的Mn是强化基体和提高淬透性的元素，它能提高钢的高温性能及降低回火脆性。随着核电站向大型化发展，压力容器也随之增大和增厚，A302B钢缺口韧性差的不足就逐渐显露出来，为保证厚截面钢的淬透性，使强度与韧性有良好的配合，20世纪60年代中期又对A302B钢添加Ni，改用淬透性和韧性比较好的Mn-M-Ni钢A533B (锻材为A508一Ⅱ钢)。并以钢包精炼、真空浇铸等先进炼钢技术提高钢的纯净度、减少杂质偏析，同时将热处理由正火+回火处理改为淬火+回火的调质处理，使组织细化，以获得强度、塑性和韧性配合良好的综合性能。与此同时，由于壁厚增加和面对活性区的纵向焊缝辐照性能差，所以将压力容器由板焊接结构改为环锻容器，材料采用A508一Ⅱ钢。它曾盛行一时，但自1970年西欧发现A508一Ⅱ钢堆焊层下有再热裂纹之后，又发展了A508一Ⅲ钢。 A508一Ⅲ钢是在A508一Ⅱ钢基础上，通过减少碳化物元素C、Cr、Mo、V的含量，以减少再热裂纹敏感性，使基体堆焊不锈钢衬里后，降低产生再热裂纹的倾向。为弥补因减少淬透性元素而降低的强度和淬透性，特增加了A508一Ⅲ钢中的Mn含量。因锰易增大钢中偏析，故又降低了磷、硫含量。硅在上述钢中是非合金化元素。有增加偏析、降低钢的塑、韧性的倾向，其残存量以偏低为好。厚截面的A508-Ⅲ钢淬火后，基体组织是贝氏体，当冷却速度不足时，将出现铁素体和珠光体，这种组织较贝氏体粗大，对提高强度和韧性不利，所以反应堆压力容器用钢要求采用优化的调制热处理工艺。 俄罗斯的反应堆应力容器用的材料不是Mn-Mo-Ni钢而是Cr-M0-V以及Cr-Ni-Mo-V钢。该钢已分别用在俄罗斯及东欧的VVER-440和VVER-l000压水堆上以及我国的田湾核电站

压水堆核电站基础

第五章 反应堆冷却剂系统（RCP ） 反应堆冷却剂系统是核电站一回路主系统，系统代码为 RCP ，包括三个环路，每个环 路上有一台冷却剂循环泵和一台蒸汽发生器，其中 1号环路上还设有一台稳压器及与其相 关的卸压箱。 反应堆冷却剂系统的功能是： （1） 主泵使冷却剂在环路中循环，将堆芯的热量带出，通过蒸汽发生器将热量传给 二次侧给 水； （2） 堆芯中的冷却剂又起慢化剂作用，使中子得到慢化； （3） 冷却剂中溶有硼酸，用来控制反应性的变化； （4） 稳压器用来控制冷却剂压力，防止堆芯产生偏离泡核沸腾； （5 ）稳压器上的安全阀起超压保护作用； （6）在发生燃料元件包壳破损时，反应堆冷却剂系统的压力边界是防止放射性泄漏 的第二道屏 障。 图5.1是RCP 系统1号环路的示意图，图中也标出了其它一些与 RCP 系统连接的辅助系 统。注意有些辅助系统与 RCP 的接口不在1号环路，这里只是示意性地把它们表示出来。 图5.1 RCP 主系统（1号环路） 5.1反应堆冷却剂泵 反应堆冷却剂泵又称主泵， 是三相感应电动机驱动的立式、 单级、轴封泵，由电动机、 11 越I 停塔轡即 曲冒 Bl

轴封组件和水力部件组成。反应堆冷却剂由装在转动轴下部的泵唧送，冷却剂通过泵壳底 部吸入，然后从泵壳侧面出口接管排出。串联布置的三级轴封有效地限制了冷却剂沿泵轴 的泄漏。 三台主泵的设备编码分别为RCP001PO、002PO、003PO。主泵名义流量23790 m3/h, 压头97.2 mCL，转速1485 rpm。其结构如图5.2所示。 5.1.1水力部件 1.泵体 泵体由泵壳、扩散器（又称导叶）、 进水导管、叶轮、泵轴组成。其中除泵轴 为不锈钢锻件之外，均为不锈钢铸件。 叶轮有七个螺旋离心叶片，装在泵轴 的下端。扩散器汇集来自叶轮的冷却剂， 它由十二个螺旋离心叶片组成，被安装在 扩散段法兰的底部，扩散器可以与泵的内 部部件同时从泵体中取出。在扩散器的下 部装有防热罩。冷却剂由泵壳底部的进口 接管吸入，由装在泵轴下部的叶轮唧送， 经扩散器从泵壳侧面的出口接管排出。 2?热屏 热屏是由12层不锈钢扁平盘管组成 的热交换器，装在叶轮与泵轴承之间，热 屏法兰构成泵壳上法兰。由RCV系统来的 高压冷却水注入泵径向轴承和轴封之间， 它对轴封来说是密封水，对径向轴承来说 则是润滑剂。 热屏冷却盘管内流动的冷却水来自设 备冷却水系统（ 图5.2反应堆冷却剂泵 RRI）,其进口温度为35 C，流 量约为9 m3/h。它在反应堆冷却剂（292.4 C）和轴承之间提供传热屏障，冷却流过的反应堆冷却剂，防止轴封和轴承的损坏。即使在失去RCV系统注入水的情况下，这样构成的热 屏可保持其上部温度不超过72 C。因此，在主泵运行时或在主泵停运后而一回路温度高于70 C时，必须供给热屏冷却水。 3 .泵轴承

压水堆核电站的发电原理

核燃料在反应堆内发生裂变而产生大量热能，再被高压水把热能带出，在蒸汽发生器内产生蒸汽，蒸汽推动汽轮机带动发电机发电。 一回路反应堆堆芯因核燃料裂变产生巨大的热能，由主泵泵入堆芯的水被加热成327度、155个大气压的高温高压水，高温高压水流经蒸汽发生器内的传热U 型管，通过管壁将热能传递给U型管外的二回路冷却水，释放热量后又被主泵送回堆芯重新加热再进入蒸汽发生器。水这样不断地在密闭的回路内循环，被称为一回路。 二回路蒸汽发生器U型管外的二回路水受热从而变成蒸汽，推动汽轮发电机做功，把热能转化为电力：做完功后的蒸汽进入冷凝器冷却，凝结成水返回蒸汽发生器，重新加热成蒸汽。这样的汽水循环过程，被称为二回路。 三回路三回路使用海水或淡水，它的作用是在冷凝器中冷却二回路的蒸汽使之变回冷凝水。 什么是核燃料? 核燃料是可在核反应堆中通过核裂变产生核能的材料，是铀矿石经过开采、初加工、铀转化、铀浓缩，进而加工成核燃料元件。 压水堆核电站用的是浓度为3%左右的核燃料（铀一235）。大亚湾核电站的核反应堆内有157个核燃料组件，每个组件由17×17根燃料棒组成。燃料棒由烧结二氧化铀芯块装入锆合金管中封焊构成。一个燃料组件中有一束控制棒，控制核裂变反应。 利用核能生产电能的电厂称为核电厂。由于核反应堆的类型不同，核电厂的系统和设备也不同。压水堆核电厂主要由压水反应堆、反应堆冷却剂系统（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，其流程原理如图2.1所示。通常将一回路及核岛辅助系统、专设安全设施和厂房称为核岛。二回路及其辅助系统和厂房与常规火电厂系统和设备相似，称为常规岛。电厂的其他部分，统称配套设施。实质上，从生产的角度讲，核岛利用核能生产蒸汽，常规岛用蒸汽生产电能。 反应堆冷却剂系统将堆芯核裂变放出的热能带出反应堆并传递给二回路系统以产生蒸汽。通常把反应堆、反应堆冷却剂系统及其辅助系统合称为核供汽系统。现代商用压水堆核电厂反应堆冷却剂系统一般有二至四条并联在反应堆压力容器上的封闭环路（见图2.2）。每一条环路由一台蒸汽发生器、一台或两台反应堆冷却剂泵及相应的管通组成。一回路内的高温高压含硼水，由反应堆冷却剂泵输送，流经反应堆堆芯，吸收了堆芯核裂变放出的热能，再流进蒸汽发生器，通过蒸汽发生器传热管壁，将热能传给二回路蒸汽发生器给水，然后再被反应堆冷却剂泵送入反应堆。如此循环往复，构成封闭回路。整个一回路系统设有一台稳压器，一回路系统的压力靠稳压器调节，保持稳定。 为了保证反应堆和反应堆冷却剂系统的安全运行，核电厂还设置了专设安全设施和一系列辅助系统。 一回路辅助系统主要用来保证反应堆和一回路系统的正常运行。压水堆核电厂一回路辅助系统按其功能划分，有保证正常运行的系统和废物处理系统，部分系统同时作为专设安全设施系统的支持系统。专设安全设施为一些重大的事故提供必要的应急冷却措施，并防止放射性物质的扩散。 二回路系统由汽轮机发电机组、冷凝器、凝结水泵、给水加热器、除氧器、给水泵、蒸汽发生器、汽水分离再热器等设备组成。蒸汽发生器的给水在蒸汽发生器吸收热量变成高压蒸汽，然后驱动汽轮发电机组发电，作功后的乏汽在冷凝器内冷

压水堆核电站反应堆压力容器材料概述1

压水堆核电站反应堆压力容器材料概述 李承亮,张明乾 (深圳中广核工程设计有限公司上海分公司,上海200030) 摘要 反应堆压力容器是核电站重要部件之一,综述了反应堆压力容器材料的发展历程、性能要求、在役辐照脆化、制造现状等,指出A5082Ⅲ钢具有优良的焊接性、较高的淬透性和抗中子辐照脆化性,并具有良好的低温冲击韧性和较低的无延性转变温度等优点。分析了该钢的化学成分、制造工艺与性能之间的关系,对反应堆压力容器材料国产化的实现与未来发展方向的指引有一定的参考作用。 关键词 压水堆核电站　反应堆压力容器　材料　辐照脆化Overview of Reactor Pressure Vessel Steel in PWR Nuclear Power Plant s L I Chengliang ,ZHAN G Mingqian (Shanghai Branch ,China Nuclear Power Design Company Ltd.(Shenzhen ),Shanghai 200030) Abstract Reactor pressure vessel is one of the key components to PWR nuclear power plants.The development of reactor pressure vessel steel and its performance requirements ,in 2service irradiation embrittlement ,and manufactur 2ing status ,etc are summarized.It is demonstrated that A5082Ⅲsteels have advantages such as good weld 2ability ,high hardenability and enhanced resistance to neutron irradiation damage ,as well as excellent low 2temperature impact toughness and lower transition temperature without ductility.In addition ,the relation of chemical composition and fab 2rication techniques to mechanical properties is also analyzed.This paper will provides an reference for directing the suc 2cess of the localization and f uture development of reactor pressure vessel steel to some extent. K ey w ords PWR power plant ,reactor pressure vessel ,materials ,irradiation embrittlement 　李承亮:男,1982年生,助理工程师,硕士,从事核电站核岛主设备材料设计、研究以及先进核能系统研究等工作　E 2mail :licliang @https://www.docsj.com/doc/84339763.html, 随着国家核电中长期发展规划的颁布,未来相当长时间内 我国将大力发展压水堆核电站。反应堆压力容器是在高温、高压流体冲刷和腐蚀,以及强烈的中子辐照等恶劣条件下运行的,因此在ASM E 规范第XI 卷要求,反应堆压力容器应采用优质材料、严格制造、完善的试验和检查技术,且在服役期间应定期地进行检查。SA508系列钢是随着反应堆压力容器的大型化和整体化发展起来的,适用于制造压力容器顶盖、筒体、法兰、封头等锻件,在压水堆核电站中还应用于蒸汽发生器压力壳、稳压器压力壳和主泵压力壳等部件。 1　反应堆压力容器结构和作用 功率在1000MW 及以上的普通压水堆核电站反应堆压力 容器设计压力高达17MPa ,设计温度在350℃左右,直径近5m ,厚度超过20cm ,有的单件铸锭毛重达500多吨,设计寿命至少要求40年。因为其体积庞大,不可更换,所以压力容器的寿命决定了核电站的服役年限。 压水堆压力容器是由反应堆容器和顶盖组成,前者由下法兰(含接管段)、筒体和半球形下封头组焊而成,顶盖由半球形上封头和上法兰焊接组成(或者为一体化顶盖)。上下法兰面之间用两道自紧式空心金属(高镍耐蚀合金In 2718或1828钢)“O ”形环密封。为了避免容器内表面和密封面腐蚀,在压力容器内壁堆焊有大于5mm 厚的不锈钢衬里(过渡层309L (00Cr23Ni11)+308L (00Cr20Ni10))。为防止外表面腐蚀,压 力容器外表面通常涂漆保护。 反应堆压力容器的作用是:(1)装载着活性区及堆内所有构件,对堆芯具有辐射屏蔽作用,在顶盖上安装着控制棒管座及其驱动机构,承受很大的机械和动载荷;(2)作为承压边界,密封高温高压含放射性的一回路冷却剂并维持其压力,承受动载荷和温度载荷;(3)作为第二道屏障,在燃料元件破损后有防止裂变产物外逸的功能。 上述因素要求反应堆压力容器材料具备良好的纯净度、致密度、成分和性能均匀性,在中高温度下具有优良的力学性能(强度、塑性、冲击韧性、断裂韧性等)、冶金质量及良好的耐蚀性、焊接性和抗辐照的性能(中子辐照脆化敏感性低)、热稳定性、加工性等。其中,以面对活性区的筒体段材料性能要求最高。 2　反应堆压力容器材料的发展史 压水堆反应堆压力容器材料一般都是在工程上成熟的材料基础上改进而成的。美国第一代压水堆核电站反应堆压力容器材料用的是具有优良工艺稳定性、焊接性和强度较好的锅炉钢A212B (法兰锻件为A350L F 3),由于A212B 钢淬透性和高温性能较差,第二代改用Mn 2Mo 钢A302B [1](锻材为A336),该钢中的Mn 是强化基体和提高淬透性的元素,它能提高钢的高温性能及降低回火脆性。随着核电站向大型化发展,压力容器也随之增大和增厚,A302B 钢缺口韧性差的不足就逐渐显露出

我国压水堆核电站主要设备及原理

压水堆核电站主要设备及原理 压水堆核电站主要设备典型压水反应堆的核心是一个圆柱形高压反应容器。容器内设有实现核裂变反应堆的堆芯和堆芯支承结构，顶部装有控制裂变反应的控制棒驱动机构，随时调节和控制堆芯中控制棒的插入深度。

堆芯是原子核反应堆的心脏，链式裂变反应就在这里进行。它由核燃料组件、控制棒组件和既作中子慢化剂又作为冷却剂的水组成。 堆内铀-235核裂变时释放出来的核能迅速转化为热量，热量通过热传导传递到燃料棒表面，然后，通过对流放热，将热量传递给快速流动的冷却水（冷却剂），使水温升高，从而由冷却水将热量带出反应堆，再通过一套动力回路将热能转变为电能。

压水堆核电站原理：由反应堆释放的核能通过一套动力装置将核能转变为蒸汽的动能，进而转变为电能。该动力装置由一回路系统，二回路系统及其他辅助系统和设备组成。 原子核反应堆内产生的核能，使堆芯发热，高温高压的冷却水在主冷却泵驱动下，流进反应堆堆芯，冷却水温度升高，将堆芯的热量带至蒸汽发生器。蒸汽发生器一次侧再把热量传递给管子外面的二回路循环系统的给水，使给水加热变成高压蒸汽，放热后的一次侧冷却水又重新流回堆芯。这样不断地循环往复，构成一个密闭的循环回路。 一回路系统主要设备除反应堆外，还有蒸汽发生器、冷却剂主泵机组、稳压器及主管道等。 一回路示意图

稳压器结构图

冷却剂主泵结构图 二回路中蒸汽发生器的给水吸收了一回路传来的热量变成高压蒸汽，然后推动汽轮机，带动发电机发电。做功后的乏汽在冷凝器内冷却而凝结成水，再由给水泵送至加热器，加热后重新返回蒸汽发生器，再变成高压蒸汽推动汽轮发电机作功发电。这样构成第二个密闭循环回路。 二回路系统由蒸汽发生器二次侧、汽轮机、发电机、冷凝器、凝 结水泵、给水泵、给水加热器和中间汽水分离再热器等设备组成。