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核电站工艺与设备简介 转贴 第一章压水堆核电站概况 核电站的核心是反应堆，核反应堆是实现核燃料可控链式裂变反应的装置。中心的速度越低，击中核燃料的原子核引起核裂变的几率越大，使中子慢化的物质称慢化剂;将裂变产生的热量带出反应堆的物质称为冷却剂。 核电站的发展历史表明，用普通水(轻水)为慢化剂和冷却剂的轻水堆(LWR)是当代最具有竞争力的堆型。这是由于:(1)水具有优越的慢化性能和热物理性能，纯水同堆芯及回路结构材料的化学相容性好，水又是以低廉价格到处可以获得的物质;(2)轻水堆的很大的反映性负温度系数提供一定的内在安全性;(3)堆芯紧凑因而容易做到最经济;(4)充分利用了常规蒸汽动力装置的水介质工艺技术基础，可大大节省研究开发工作量;(5)二氧化铀陶瓷燃料和锆合金包壳材料的成功。水作为慢化剂的缺点是:(1)热中子吸收截面积大，因而不可能使用天然铀作为燃料，轻水堆必须使用富集铀;(2)水的蒸汽压力高，使反应堆必须在高压下运行。通常所称的轻水堆包括压水堆(PWR)和沸水堆(BWR)，如果不允许水在堆内沸腾，称为压水堆，如果允许水在堆内沸腾，则称为沸水堆。轻水堆中绝大部分是压水堆，因为水如果在堆内沸腾，将会产生一系列较复杂的问题。 由于水的慢化能力及载热量能力都好，所以压水堆的结构紧凑，堆芯体积小，堆芯的功率密度大。因而体积相同时，压水堆功率较高;或者在相同功率下，压水堆比其它堆体积小。这是压水堆的主要优点，也是它的基建费用低，建设周期短的主要原因。 压水堆的特点是堆内的水经常保持液态，因此驱动汽轮发电机组的蒸汽必须在反应堆以外产生，这是借助于蒸汽发生器实现的。来自反应堆的冷却剂即一回路水流过蒸汽发生器传热管的一侧，将热量传给传热管另一侧的二回路水，使后者转变为蒸汽，为了获得较高的热效率，二回路蒸汽及一回路水的温度与压力越高越好，但受到结构材料强度的限制而不得不作折中的选择现代压水堆核电站的二回路蒸汽压力约为6-7mpa，热段工作温度约325℃，此时冷却剂尚有20~25℃的欠热度(沸腾裕度)。全厂热效率为33%~34%。 压水堆整个堆芯置于厚重的压力容器内(见图1-1)。 1-1 压水堆本体横剖面图 靠反应堆冷却剂泵(主泵)使一回路水在反应堆压力容器与蒸汽发生器之间不断循环流动，将堆芯产生的热能载带出来。反应堆冷却剂系统即一回路通常包含2-4条并联的环路，每条环路由1台蒸汽发生器，1-2台主泵和连接管道构成。由于水的不可压缩性，少许体积变化就会引起很大的压力变化，压力过高或过低都会产生不利影响。设想冷却剂体积减小，压力降低，堆内的水就会部分汽化，使传热恶化，而导致部分燃料元件烧毁。为此需要在其中一条环路上装1台保持整个一回路压力稳定的稳压器。稳压器是一个耐压罐，罐内下半部盛一回路水，上半部为蒸汽空间，罐顶部设置有喷淋管嘴，底部设置有浸入式电加热器。当一回路压力升高时，与喷淋管嘴相连接的喷淋阀会自动开启，一回路冷段的水喷入蒸汽空间，使部分蒸汽凝结，从而抑制压力上升。当一回路压力降低时，电加热器会自动投入，产生蒸汽，从而抑制压力下降。图1-2表示压水堆一回路主要设备。 图1-2压水堆一回路的主要设备 在蒸汽发生器二回路产生的饱和蒸汽，经主蒸汽管道从反应堆厂房输往汽轮发电机厂房，驱动汽轮发电机组发电。由于饱和蒸汽在高压缸内膨胀做功后，排气湿度以达到容许上限12%-14%，须通过汽水分离再热器去湿并升温，成为低压过热蒸汽后，才能引入低压缸继续做功。从低压缸排出乏汽湿度也会达到12%-14%的限值。乏汽在凝汽器中将汽化潜热传给三回路的循环冷却水(海水或河湖水)而转变为液态的凝结水。凝结水由凝结水泵升压流过低压加热器逐渐升温后，经主给水管道从汽轮发电机厂房返回反应堆厂房，进入蒸汽发生器重新变为新蒸汽，这样构成循环的二回路(蒸汽-给水回路)。核电厂的二回路和汽轮机组由于新蒸汽为压力不高的饱和蒸汽，其质量流量约为同功率火电装置的170%~190%，体积流量约为同功率火电装置的250%~350%，又需为去湿和防止超速采取专门措施，所以与火电厂的蒸汽-给水回路及高压过热汽轮机组有很大的不同。图1-3表示压水堆核电厂工艺流程示意图。 图1-3压水堆核电站工艺流程示意图 压水堆在高速推广、激烈竞争的发展过程中，技术上有很大的进步。为了从规模效应获得最大经济效益，二十多年来装置功率从200MW猛增到了1200MW，堆芯平均功率密度从70KW/L升高至105KW/L，燃料棒最大线功率从325W/cm升高至约500W/cm压力容器内径从2.8m增大至4.5m。许多新工艺开发出来，投入使用。例如为了满足安全监管当局限制线功率的要求，将燃料组件进一步细化，以17×17组件代替1515组件，则在同样堆芯功率密度下可把最大线功率降至390~430W/cm;为了节省核燃