《XX年注冊(cè)核安全工程師綜合知識(shí)第三章XX課件》由會(huì)員分享，可在線閱讀，更多相關(guān)《XX年注冊(cè)核安全工程師綜合知識(shí)第三章XX課件（123頁珍藏版）》請(qǐng)?jiān)谘b配圖網(wǎng)上搜索。

1、單擊此處編輯母版標(biāo)題樣式,單擊此處編輯母版文本樣式,第二級(jí),第三級(jí),第四級(jí),第五級(jí),,,,學(xué)習(xí)改變命運(yùn),知識(shí)創(chuàng)造未來,學(xué)習(xí)成就理想知識(shí)創(chuàng)造未來,28 十月 2024,XX年注冊(cè)核安全工程師綜合知識(shí)第三章XX,《核安全綜合知識(shí)》,第三章 核反應(yīng)堆與核動(dòng)力廠,復(fù)習(xí)內(nèi)容:,第一節(jié) 核反應(yīng)堆的主要類型,,一、按照功能分類,二、按照中子能譜分類,三、按照慢化劑分類,四、按照冷卻劑分類,五、按照核燃料分類,第二節(jié) 壓水堆核電廠,一、壓水堆的基本特點(diǎn),二、壓水堆反應(yīng)堆本體,三、一回路系統(tǒng)及其主要設(shè)備,四、安全殼,五、一回路輔助系統(tǒng),六、二回路系統(tǒng),,XX年注冊(cè)核安全工程師綜合知識(shí)第三章XX,《核安全綜

2、合知識(shí)》,第三章 核反應(yīng)堆與核動(dòng)力廠,,復(fù)習(xí)內(nèi)容:,第三節(jié) 核動(dòng)力廠使用的其他核反應(yīng)堆堆型,,一、沸水堆,二、重水堆,三、高溫氣冷堆（HTGR）,四、快中子堆,第四節(jié) 新型壓水反應(yīng)堆,,一、新型壓水反應(yīng)堆的提出,二、AP1000壓水堆核電廠,三、歐洲壓水反應(yīng)堆（EPR）核動(dòng)力廠,,XX年注冊(cè)核安全工程師綜合知識(shí)第三章XX,《核安全綜合知識(shí)》,第三章 核反應(yīng)堆與核動(dòng)力廠,,復(fù)習(xí)內(nèi)容:,第五節(jié) 研究堆,一、概述,二、研究堆的基本特點(diǎn)和應(yīng)用領(lǐng)域,三、我國建造的典型研究堆,四、世界幾座典型高通量研究堆,第六節(jié) 反應(yīng)堆及核動(dòng)力裝置的功率控制,,一、緩發(fā)中子的作用,二、核反應(yīng)堆功率控制原理,三

3、、核動(dòng)力廠功率控制系統(tǒng),四、核反應(yīng)堆的儀表控制系統(tǒng),,XX年注冊(cè)核安全工程師綜合知識(shí)第三章XX,《核安全綜合知識(shí)》,第三章 核反應(yīng)堆與核動(dòng)力廠,,復(fù)習(xí)內(nèi)容:,第七節(jié) 核反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng),一、保護(hù)系統(tǒng)的功能,二、保護(hù)系統(tǒng)的安全準(zhǔn)則,三、保護(hù)系統(tǒng)的實(shí)現(xiàn),,XX年注冊(cè)核安全工程師綜合知識(shí)第三章XX,《核安全綜合知識(shí)》,第一節(jié) 核反應(yīng)堆的主要類型,,知識(shí)要點(diǎn),：,反應(yīng)堆的分類：,動(dòng)力堆：PWR、BWR、HTGR、FBR,生產(chǎn)堆,研究堆,輕水堆、重水堆、氣冷堆、液態(tài)金屬冷卻反應(yīng)堆,熱堆、中能中子堆、快堆,輕水堆、重水堆、石墨堆,壓力殼堆、壓力管堆、池式堆,,XX年注冊(cè)核安全工程師綜合知識(shí)第三章XX,《

4、核安全綜合知識(shí)》,一、按照功能分類,（1）研究用反應(yīng)堆，用來研究中子特性，進(jìn)而對(duì)物理學(xué)、生物學(xué)、輻照防護(hù)學(xué)以及材料學(xué)等方面進(jìn)行研究；,（2）生產(chǎn)堆，主要是生產(chǎn)新的易裂變核素,233,U，,239,Pu和各種不同用途的同位素；,（3）動(dòng)力堆，包括軍用動(dòng)力堆和民用動(dòng)力堆。,二、按照中子能譜分類,按引起裂變反應(yīng)的中子能量可將核反應(yīng)堆分為快中子堆、中能中子堆和熱中子堆。,快中子堆中，裂變是由快中子（平均能量達(dá)0.1 MeV左右）引起的，因此堆內(nèi)不能存有中子慢化劑材料。,中能中子堆中存有一定數(shù)量的慢化劑，裂變主要是由中能中子引起的。在快中子堆或中能中子堆中，堆內(nèi)都必須使用高富集度的核燃料。,熱中子堆中裂

5、變是由熱中子引起的，因此堆內(nèi)必須有足夠的慢化劑。天然鈾、低富集鈾燃料、,233,U、,239,Pu都可用作熱中子堆的核燃料。世界上已建的堆絕大多數(shù)屬于這種類型。,,XX年注冊(cè)核安全工程師綜合知識(shí)第三章XX,《核安全綜合知識(shí)》,三、按照慢化劑分類,核反應(yīng)堆內(nèi)的慢化劑是使中子減速而從快中子變?yōu)闊嶂凶拥奈镔|(zhì)。,慢化劑對(duì)熱中子堆的物理性能有顯著影響，所以常常按照采用慢化劑的種類來進(jìn)行反應(yīng)堆的分類，如：,輕水堆,重水堆,石墨慢化反應(yīng)堆,鈹或鈹化合物堆,……,,,,XX年注冊(cè)核安全工程師綜合知識(shí)第三章XX,《核安全綜合知識(shí)》,三、按照慢化劑分類,現(xiàn)在大量建造的壓水堆、沸水堆，都是用輕水（H,2,O）作為慢

6、化劑。輕水中所含氫的原子核是慢化能力最強(qiáng)的原子核。輕水作慢化劑的反應(yīng)堆，其單位體積可產(chǎn)生的發(fā)熱功率（功率密度）很高，特別適用于核動(dòng)力艦船。,但是輕水作為慢化劑的反應(yīng)堆也有一些局限：,1）為了提高反應(yīng)堆的熱效率，要求冷卻劑同時(shí)也是慢化劑的輕水（H,2,O），必須運(yùn)行在高溫條件下。因?yàn)橐欢▔毫ο螺p水達(dá)到飽和溫度以后就要開始沸騰，所以要提高冷卻劑溫度就必須提高堆芯的壓力。,2）輕水慢化劑本身具有較強(qiáng)的熱中子吸收，這導(dǎo)致輕水堆無法采用天然鈾，而必須采用一定富集度的低富集鈾作核燃料。,3）輕水在中子照射下還會(huì)產(chǎn)生放射性，增加了堆屏蔽防護(hù)的要求。,,,,,,,XX年注冊(cè)核安全工程師綜合知識(shí)第三章XX,《核

7、安全綜合知識(shí)》,四、按照冷卻劑分類,核反應(yīng)堆的熱工水力學(xué)性質(zhì)主要取決于選用的冷卻劑，所以從核反應(yīng)堆熱工水力學(xué)的角度常常按照冷卻劑來劃分核反應(yīng)堆的類型。,按冷卻劑種類可以分為氣冷堆、液體冷卻堆和液態(tài)金屬冷卻堆。,氣冷反應(yīng)堆包括CO,2,冷卻和He氣冷卻反應(yīng)堆；,液體冷卻反應(yīng)堆主要包括輕水冷卻的壓水堆和沸水堆，以及重水冷卻的重水反應(yīng)堆，還可以用有機(jī)化合物冷卻的液體冷卻堆；,液態(tài)金屬冷卻的反應(yīng)堆主要有鈉、鈉-鉀合金、鉍冷、鋰?yán)?、鉛鉍合金等冷卻的反應(yīng)堆。,,XX年注冊(cè)核安全工程師綜合知識(shí)第三章XX,《核安全綜合知識(shí)》,五、按照核燃料分類,按照核燃料中,235,U等易裂變核素的加濃程度即富集度進(jìn)行分類：

8、,天然鈾燃料堆,低富集鈾燃料堆,高富集鈾燃料堆,釷增殖堆,按照核燃料的形態(tài)劃分：,固體燃料堆,流態(tài)燃料堆,半流態(tài)燃料堆等。,,XX年注冊(cè)核安全工程師綜合知識(shí)第三章XX,《核安全綜合知識(shí)》,第一節(jié) 核反應(yīng)堆的主要類型,核反應(yīng)堆的分類都不是絕對(duì)的，有時(shí)為了某種需要而從一個(gè)特定角度加以區(qū)分。,按照核反應(yīng)堆的運(yùn)行參數(shù)分類,按壓力分：高壓堆、中壓堆、低壓堆；,按溫度分：高溫堆、低溫堆；,按照核反應(yīng)堆的結(jié)構(gòu)形式劃分為:,壓力殼式堆、壓力管式堆；,無論從怎樣的角度劃分，都是為了有助于從不同側(cè)面了解各種類型核反應(yīng)堆。表3-1、-2給出了各種典型反應(yīng)堆的基本特征和設(shè)計(jì)參數(shù),,XX年注冊(cè)核安全工程師綜合知識(shí)第三章

9、XX,《核安全綜合知識(shí)》,第二節(jié)、壓水堆核電廠,一、壓水堆的基本特點(diǎn),,壓水堆（PWR）最初是美國為核潛艇設(shè)計(jì)的一種熱中子堆堆型。美國Nautilus壓水堆核潛艇于1955年4月17日下水，陸上希平港（Shippingport） 壓水堆核電廠于1957年12月投入運(yùn)行。,經(jīng)過幾十年的努力，這種堆型得到了很大的發(fā)展，通過一系列的重大改進(jìn)，已經(jīng)成為技術(shù)上成熟的一種堆型。在2011年底世界上運(yùn)行的435座機(jī)組中有265座是壓水堆，占60%以上。,壓水堆核電廠采用低富集鈾作核燃料，燃料芯塊中,235,U的富集度約3%~5%左右。核燃料是高溫?zé)Y(jié)的圓柱形二氧化鈾陶瓷燃料芯塊,；,,,XX年注冊(cè)核安全工程

10、師綜合知識(shí)第三章XX,《核安全綜合知識(shí)》,一、壓水堆的基本特點(diǎn),柱狀燃料芯塊被封裝在細(xì)長的鋯合金包殼管中構(gòu)成燃料元件，這些燃料元件以矩形點(diǎn)陣排列為燃料組件。一、二百個(gè)燃料組件拼裝成壓水堆的堆芯。堆芯宏觀上為圓柱形。,壓水堆的冷卻劑是輕水。輕水不僅價(jià)格便宜，而且具有優(yōu)良的熱傳輸性能。所以在壓水堆中，輕水不僅作為中子的慢化劑，同時(shí)也用作冷卻劑。,輕水有一個(gè)明顯的缺點(diǎn)，就是沸點(diǎn)低。要使熱力系統(tǒng)有較高的熱能轉(zhuǎn)換效率，核反應(yīng)堆應(yīng)有高的堆芯出口溫度參數(shù)，必須增加冷卻劑的系統(tǒng)壓力使其處于液相狀態(tài)。,壓水堆是一種使冷卻劑處于高壓狀態(tài)的輕水堆。壓水堆冷卻劑入口水溫一般在290℃左右，出口水溫330℃左右，堆內(nèi)壓

11、力15.5MPa。,,,XX年注冊(cè)核安全工程師綜合知識(shí)第三章XX,《核安全綜合知識(shí)》,一、壓水堆的基本特點(diǎn),,,,,,,,,,圖3-1 壓水堆的熱力系統(tǒng)示意圖,,,,XX年注冊(cè)核安全工程師綜合知識(shí)第三章XX,《核安全綜合知識(shí)》,一、壓水堆的基本特點(diǎn),壓水堆核電廠最顯著的特點(diǎn)是：,結(jié)構(gòu)緊湊,堆芯的功率密度大,基建費(fèi)用低,建設(shè)周期短。,,壓水堆核電廠的主要缺點(diǎn)有兩個(gè)：,第一，必須采用高壓的壓力容器,第二，必須采用有一定富集度的核燃料,,XX年注冊(cè)核安全工程師綜合知識(shí)第三章XX,《核安全綜合知識(shí)》,一、壓水堆的基本特點(diǎn),壓水堆發(fā)展得最快，還有下列歷史上的原因：,（1）壓水堆的發(fā)展有軍用堆的基礎(chǔ),（

12、2）工業(yè)上有使用輕水的長期經(jīng)驗(yàn),（3）核工業(yè)的發(fā)展為壓水堆所需要的濃縮鈾準(zhǔn)備了條件,（4）壓水堆技術(shù)上已成熟,壓水堆核電機(jī)組一直是核能產(chǎn)業(yè)最安全堆型之一，它已經(jīng)成為一種成熟的堆型，一直吸引著越來越多的用戶，是核動(dòng)力市場(chǎng)上最暢銷的“商品”。,目前，壓水堆核電廠的燃料組件、壓力容器、主循環(huán)泵、穩(wěn)壓器、蒸汽發(fā)生器、汽輪發(fā)電機(jī)組的設(shè)計(jì)，正向標(biāo)準(zhǔn)化、系列化的方向發(fā)展。,壓水堆核電廠的研究開發(fā)工作，主要是為了進(jìn)一步提高其安全性和經(jīng)濟(jì)性。,,XX年注冊(cè)核安全工程師綜合知識(shí)第三章XX,《核安全綜合知識(shí)》,二、壓水堆反應(yīng)堆本體,,壓水堆核電廠主要由核島和常規(guī)島組成。,核島中的四大部件是反應(yīng)堆本體、蒸汽發(fā)生器（簡

13、稱蒸發(fā)器）、穩(wěn)壓器和主泵。在核島中的設(shè)備系統(tǒng)主要有壓水堆本體、一回路系統(tǒng)，以及為支持一回路系統(tǒng)正常運(yùn)行和保證反應(yīng)堆安全而設(shè)置的輔助系統(tǒng)。,常規(guī)島主要包括汽輪機(jī)組及二回路等系統(tǒng)，其形式與常規(guī)火電廠類似。,壓水堆本體包括堆芯、壓力容器與堆內(nèi)構(gòu)件。,,XX年注冊(cè)核安全工程師綜合知識(shí)第三章XX,《核安全綜合知識(shí)》,1．核燃料組件和堆芯,,核動(dòng)力廠的核心部分是反應(yīng)堆，由它提供發(fā)電所需要的全部熱能。壓水堆核電廠使用的反應(yīng)堆本體由堆芯、壓力容器、上部堆內(nèi)構(gòu)件和下部堆內(nèi)構(gòu)件等部分組成,堆芯又稱為活性區(qū)，位于反應(yīng)堆壓力容器中心偏下的位置。,,,XX年注冊(cè)核安全工程師綜合知識(shí)第三章XX,《核安全綜合知識(shí)》,1．核

14、燃料組件和堆芯,,燃料組件由燃料元件(也稱燃料棒)、定位格架和組件骨架等部件組成。大亞灣核電廠壓水堆的燃料組件通常17×17正方形排列的燃料元件組成。其燃料元件活性區(qū)部分的高度目前主要有3.66m（12英尺）。,在3.66m活芯區(qū)高度的每根燃料元件中裝有271塊二氧化鈾燃料芯塊，每個(gè)燃料芯塊直徑約8.2mm，高13.5mm。燃料芯塊的區(qū)域稱為活性區(qū)。燃料芯塊疊放在壁厚0.57mm的Zr-4合金包殼中。,Zr作燃料包殼的優(yōu)點(diǎn)：,（1）中子吸收截面??；,（2）在高溫下有較高的機(jī)械強(qiáng)度和抗腐蝕性能；,（3）只有少量氚穿過Zr管；,（4）正常運(yùn)行時(shí)，與水不發(fā)生反應(yīng)；,（5）熔點(diǎn)高（1800℃）。,Zr

15、作燃料包殼的主要缺點(diǎn)是在820℃下鋯與水開始發(fā)生鋯水反應(yīng)產(chǎn)生氫氣，會(huì)帶來安全問題。,,XX年注冊(cè)核安全工程師綜合知識(shí)第三章XX,《核安全綜合知識(shí)》,1．核燃料組件和堆芯,,燃料包殼與芯塊之間有0.17mm的間隙，目的在于補(bǔ)償包殼和燃料芯快不同材料的熱膨脹和燃料的輻照腫脹，減少包殼超應(yīng)力的風(fēng)險(xiǎn)。,燃料芯塊的上下兩端設(shè)有氧化鋁隔熱塊，頂部有彈簧壓緊，兩端用鋯合金端塞封堵，并與包殼管焊接密封在一起。彈簧所在空間可容納燃料裂變時(shí)放出的裂變氣體，氣空間充3MPa壓力的氦氣，用來改善間隙的傳熱性能和減小包殼內(nèi)外的壓差。,壓水堆燃料組件外面不加裝方形盒，即所謂開式柵格，以利于冷卻劑的橫向流動(dòng)。,密封的燃料元

16、件包殼構(gòu)成了包容放射性物質(zhì)的第一道安全屏障。,,XX年注冊(cè)核安全工程師綜合知識(shí)第三章XX,《核安全綜合知識(shí)》,1．核燃料組件和堆芯,,,在燃料元件呈17×17正方形排列的組件中有289個(gè)位置，其中264個(gè)（或265個(gè)）位置由燃料元件占據(jù)。,剩下位置留給安放控制棒或中子通量測(cè)量管道用。控制棒的上部連成一體成為蜘蛛爪式的控制棒束。每一個(gè)控制棒束都可以在相應(yīng)的燃料組件內(nèi)上下運(yùn)動(dòng)。,控制棒束在堆內(nèi)布置得很分散，以便堆內(nèi)造成平坦的中子通量密度分布。,,XX年注冊(cè)核安全工程師綜合知識(shí)第三章XX,《核安全綜合知識(shí)》,1．核燃料組件和堆芯,,壓水堆燃料元件和組件,,,XX年注冊(cè)核安全工程師綜合知識(shí)第三章XX,

17、《核安全綜合知識(shí)》,2．反應(yīng)堆壓力容器,,反應(yīng)堆壓力容器是壓水堆核電廠中最關(guān)鍵的設(shè)備之一，支承和包容堆芯和堆內(nèi)構(gòu)件，是反應(yīng)堆冷卻系統(tǒng)壓力邊界最重要的部件。,反應(yīng)堆壓力容器工作在高壓（15.5MPa左右）、高溫含硼酸水環(huán)境和放射性輻照的條件下，壽命不少于40年。,反應(yīng)堆壓力容器由筒體和頂蓋兩部分組成。反應(yīng)堆壓力容器本體材料屬低碳鋼，Mn-Ni-Mo低合金鋼。與冷卻劑接觸表面堆焊一層5mm厚的不銹鋼。在核動(dòng)力廠整個(gè)壽期，它是不可更換的。,一座90萬kW或130萬kW的壓水堆，壓力容器直徑分別為3.99m和4.39m，壁厚0.2m和0.22m，重330t和418t，高13m以上。,控制棒束由反應(yīng)堆壓

18、力容器頂蓋上部通過控制棒束的驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)插入堆芯。,,XX年注冊(cè)核安全工程師綜合知識(shí)第三章XX,《核安全綜合知識(shí)》,2．反應(yīng)堆壓力容器,,壓水堆壓力容器內(nèi)結(jié)構(gòu),,,,,,,XX年注冊(cè)核安全工程師綜合知識(shí)第三章XX,《核安全綜合知識(shí)》,3. 堆內(nèi)構(gòu)件,,壓水堆堆內(nèi)構(gòu)件構(gòu)件包括：,（1）下部支承構(gòu)件，,（2）上部支承構(gòu)件，,（3）堆芯儀表支承結(jié)構(gòu)。,堆內(nèi)構(gòu)件構(gòu)件的功能是：,（1）支承和固定燃料組件，承受堆芯重量，,（2）確保控制棒的對(duì)中和導(dǎo)向，,（3）引導(dǎo)冷卻劑流入和流出燃料組件，合理分配流量，,（4）為壓力容器提供熱屏蔽，減少中子和γ射線的照射，,（5）為堆芯內(nèi)儀表提供導(dǎo)向和支承。,,XX年注冊(cè)核安

19、全工程師綜合知識(shí)第三章XX,《核安全綜合知識(shí)》,4. 反應(yīng)堆換料,壓水堆初次裝料后，大約經(jīng)過一兩年要進(jìn)行一次更換燃料組件的操作，我們稱之為首次換料。這以后，就每隔一段時(shí)間換料一次。每次換料只需卸下三分之一的燃料組件。,卸出的燃料組件，放在反應(yīng)堆旁邊的貯存水池內(nèi)。,早期的壓水堆換料停堆四個(gè)月，現(xiàn)在換一次料最短可以兩個(gè)星期內(nèi)完成。,大亞灣核電廠在運(yùn)行的頭十年中，每年進(jìn)行一次換料，每次換料更換1/3燃料組件，達(dá)到平衡換料時(shí)新燃料的富集度為3.2%。,隨著燃料和包殼材料的發(fā)展與改進(jìn)，燃耗大大提高，已從過去的12個(gè)月?lián)Q料變更為目前的18個(gè)月的換料，新燃料的富集度可達(dá)4.45%。,換料時(shí)間的縮短與換料周期

20、的延長，對(duì)提高核動(dòng)力廠的經(jīng)濟(jì)性有很大的作用。,,XX年注冊(cè)核安全工程師綜合知識(shí)第三章XX,《核安全綜合知識(shí)》,5. 堆內(nèi)流動(dòng)組織,,作為慢化劑和冷卻劑的核純輕水，由壓力容器側(cè)面進(jìn)來后，經(jīng)過吊籃和壓力容器之間的環(huán)形下降段，再從底部下腔室進(jìn)入堆芯。冷卻水通過堆芯帶出核反應(yīng)堆內(nèi)熱量，溫度升高，密度降低，再從堆芯上部流經(jīng)上腔室流出壓力容器。,冷卻劑在壓力容器流動(dòng)時(shí)，有一部分沒有用來冷卻燃料元件，此稱為旁路流量。應(yīng)該盡可能減少旁路流量,。,,XX年注冊(cè)核安全工程師綜合知識(shí)第三章XX,《核安全綜合知識(shí)》,5. 堆內(nèi)流動(dòng)組織,,大亞灣核電廠旁路流量大約為6.04%：,從壓力容器內(nèi)壁與堆芯吊蘭之間的間隙直接流

21、向出口約為1.0%；,通過堆芯輻板流量約為0.6%，,通過導(dǎo)向筒支承板法蘭進(jìn)入頂蓋空間約為2.2%；,從控制棒導(dǎo)向管旁路的流量約為2.24％。,從安全上留有余量，旁路流量的熱工設(shè)計(jì)值為總流量的6.5%。,冷卻劑自上而下又自下而上流動(dòng)，目的是為了減少動(dòng)壓頭對(duì)堆芯產(chǎn)生的機(jī)械應(yīng)力。,壓水堆冷卻劑入口水溫一般在290℃左右，出口水溫330℃左右，堆內(nèi)壓力15.5MPa。,一座100萬kW電功率的壓水堆，堆芯冷卻劑流量約為6萬t/h。,,XX年注冊(cè)核安全工程師綜合知識(shí)第三章XX,《核安全綜合知識(shí)》,三、一回路系統(tǒng)及其主要設(shè)備,,1．反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng),,一座90萬kW或140萬kW的壓水堆核電廠，一回路有

22、三或四條并列的環(huán)路組成。,反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)可分為冷卻系統(tǒng)、壓力調(diào)節(jié)系統(tǒng)和超壓保護(hù)系統(tǒng)幾個(gè)部分，包括壓力容器、蒸汽發(fā)生器、主循環(huán)泵、穩(wěn)壓器等設(shè)備，由這些設(shè)備及相關(guān)管路組成整個(gè)一回路冷卻劑系統(tǒng)，有其特定的壓力邊界，通常稱為一回路壓力邊界。,控制棒驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)的壓力外殼也屬于一回路壓力邊界。該壓力邊界構(gòu)成了包容放射性物質(zhì)的一道安全屏障。,一回路壓力邊界內(nèi)所有的設(shè)備是安全等級(jí)、質(zhì)量等級(jí)和抗震等級(jí)最高的設(shè)備，即安全等級(jí)一級(jí)、質(zhì)量保證等級(jí)一級(jí)和抗震一類的設(shè)備。,壓力容器、蒸汽發(fā)生器、主循環(huán)泵和穩(wěn)壓器等一回路系統(tǒng)和設(shè)備都被安置在如圖的安全殼內(nèi)，稱之為核島。,,,XX年注冊(cè)核安全工程師綜合知識(shí)第三章XX,《核安全

23、綜合知識(shí)》,1．反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng),,,XX年注冊(cè)核安全工程師綜合知識(shí)第三章XX,《核安全綜合知識(shí)》,1．反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng),蒸汽發(fā)生器內(nèi)有很多傳熱管，傳熱管內(nèi)流動(dòng)的是溫度較高的堆芯冷卻劑，稱為一次側(cè)；而傳熱管外流動(dòng)的是溫度相對(duì)較低的水和汽，稱為二次側(cè)。,冷卻劑從蒸汽發(fā)生器的U型傳熱管一次側(cè)流過后，將熱量盡可能多地傳遞給傳熱管外流動(dòng)的二次側(cè)工質(zhì)。所以在蒸汽發(fā)生器里，一回路堆芯冷卻劑與二回路的水在互不接觸的情況下，通過管壁發(fā)生了熱交換，從而使二回路的水變成280℃左右的、6～7MPa的高溫蒸汽。,從蒸汽發(fā)生器出來的冷卻劑經(jīng)過過渡段到主循環(huán)泵（簡稱主泵或冷卻劑泵），經(jīng)主泵升壓后流經(jīng)冷管段，回到反應(yīng)堆壓

24、力容器，形成閉合環(huán)路。,一回路是有放射性的，由于蒸汽發(fā)生器將一、二回路分開，蒸汽發(fā)生器產(chǎn)生的蒸汽不帶放射性。 。,,,XX年注冊(cè)核安全工程師綜合知識(shí)第三章XX,《核安全綜合知識(shí)》,2．蒸汽發(fā)生器,,蒸汽發(fā)生器是壓水堆核電廠一、二回路的樞紐，將反應(yīng)堆產(chǎn)生的熱量傳遞給蒸汽發(fā)生器二次側(cè)，產(chǎn)生蒸汽推動(dòng)汽輪機(jī)作功。又是分隔一、二次側(cè)介質(zhì)的屏障。管板和倒置U形管是冷卻劑壓力邊界的組成部分。但傳熱管斷裂事故在核動(dòng)力廠設(shè)備事故中居首要地位。約占非計(jì)劃停堆事故的四分之一，可靠性比較低。,蒸汽發(fā)生器傳熱管數(shù)量大、面積占一回路承壓邊界面積的80％左右，傳熱管壁一般為1～1.2mm。因而傳熱管是整個(gè)一回路壓力邊界中最

25、薄弱的部分。傳熱管是蒸汽發(fā)生器內(nèi)的事故多發(fā)區(qū)域。,蒸汽發(fā)生器傳熱管的可靠性主要取決于傳熱管的完好性。只要有一根蒸汽發(fā)生器傳熱管斷裂就可能造成放射性物質(zhì)的泄漏及核動(dòng)力廠長期停閉。,,XX年注冊(cè)核安全工程師綜合知識(shí)第三章XX,《核安全綜合知識(shí)》,2．蒸汽發(fā)生器,按二回路工質(zhì)在蒸汽發(fā)生器中流動(dòng)方式分為：,（1）自然循環(huán)蒸汽發(fā)生器,（2）直流(強(qiáng)迫循環(huán))蒸汽發(fā)生器,按傳熱管形狀可分為：,（1）U形管蒸汽發(fā)生器,（2）直管蒸汽發(fā)生器,（3）螺旋管蒸汽發(fā)生器。,按設(shè)備的安放方式可分為：,（1）立式蒸汽發(fā)生器,（2）臥式蒸汽發(fā)生器,按設(shè)備的結(jié)構(gòu)特點(diǎn)可分為：,（1）帶預(yù)熱器蒸汽發(fā)生器,（2）不帶預(yù)熱器的蒸汽發(fā)

26、生器,,,,XX年注冊(cè)核安全工程師綜合知識(shí)第三章XX,《核安全綜合知識(shí)》,2．蒸汽發(fā)生器,壓水堆核電廠中的蒸汽發(fā)生器主要有下列三種：,,（1）立式U形管蒸汽發(fā)生器，,（2）臥式蒸汽發(fā)生器，,（3）立式直流蒸汽發(fā)生器。,田灣核電廠蒸汽發(fā)生器是臥式U形管自然循環(huán)蒸汽發(fā)生器。其優(yōu)點(diǎn)是：,（1）沒有水平管板，取而代之的是立式圓柱形連箱。傳熱管根部具有一定的流速，雜質(zhì)不會(huì)在這里沉積和濃縮，可避免傳熱管與聯(lián)箱結(jié)合部位的腐蝕破裂。,（2）具有較大的蒸汽空間，單位蒸發(fā)面的負(fù)荷較立式蒸汽發(fā)生器的小，因而，采用較簡單的汽水分離裝置（百葉窗式）就能保證蒸汽質(zhì)量滿足標(biāo)準(zhǔn)。,缺點(diǎn)是：,（1）出口蒸汽的濕度對(duì)水位波動(dòng)比較

27、敏感，對(duì)水位控制要求校高。,（2）臥式安放，不便于在安全殼內(nèi)布置。,,XX年注冊(cè)核安全工程師綜合知識(shí)第三章XX,《核安全綜合知識(shí)》,3．主循環(huán)泵,,反應(yīng)堆冷卻劑泵（簡稱主泵）是一回路系統(tǒng)的重要設(shè)備，是壓水堆核電廠的最關(guān)鍵設(shè)備之一 。,主泵的功能是使冷卻劑升壓，克服冷卻劑流動(dòng)阻力損失，從而把反應(yīng)堆中產(chǎn)生的熱能輸送至蒸汽發(fā)生器，以產(chǎn)生驅(qū)動(dòng)汽輪機(jī)做功的蒸汽。,在百萬級(jí)的壓水堆核電廠中，每臺(tái)主循環(huán)泵的冷卻水流量約為每小時(shí)2萬多噸，泵的電機(jī)功率為5～9MW。泵的關(guān)鍵是保持軸密封，以免堆內(nèi)帶放射性的水外漏。,核動(dòng)力廠的主循環(huán)泵除了密封要求嚴(yán)以外，還由于泵放在安全殼內(nèi)，處于高溫、高濕及,?,射線輻射的環(huán)境下

28、，要求電機(jī)的絕緣性能好,。,,XX年注冊(cè)核安全工程師綜合知識(shí)第三章XX,《核安全綜合知識(shí)》,3．主循環(huán)泵,,對(duì)核動(dòng)力廠主泵有下列要求：,（1）長期無人維護(hù)下安全可靠運(yùn)行；,（2）結(jié)構(gòu)簡單，方便維修；,（3）能提供足夠大的轉(zhuǎn)動(dòng)慣量；,（4）過流部件表面材料耐腐蝕；,（5）帶放射性的冷卻劑泄漏小。,反應(yīng)堆冷卻劑泵可分為兩大類：,（1）全密封泵,（2）軸封泵,,XX年注冊(cè)核安全工程師綜合知識(shí)第三章XX,《核安全綜合知識(shí)》,4．穩(wěn)壓器,,在反應(yīng)堆壓力容器出口和蒸汽發(fā)生器之間的熱管段安裝有穩(wěn)壓器。穩(wěn)壓器是一個(gè)高大的空心圓柱體。下部為水，通過浸泡在飽和水下的電加熱器產(chǎn)生蒸汽并浮升到穩(wěn)壓器上部空間，利用蒸汽

29、的彈性來維持核反應(yīng)堆內(nèi)冷卻劑的穩(wěn)定壓力。,若一回路有一條以上并列的環(huán)路時(shí)，只要在一條熱管段上安裝一臺(tái)穩(wěn)壓器就可以滿足穩(wěn)定堆內(nèi)壓力的需要。,穩(wěn)壓器的基本功能是建立并維持一回路系統(tǒng)的壓力，避免冷卻劑在反應(yīng)堆內(nèi)發(fā)生容積沸騰或超壓。 具體是：,（1）壓力控制：穩(wěn)態(tài)運(yùn)行時(shí)，維持一回路恒定壓力（15.5MPa），防止堆冷卻劑汽化；,（2）系統(tǒng)瞬態(tài)時(shí)，將壓力變化限制在允許值以內(nèi)，避免緊急停堆；,（3）事故時(shí)，防止一回路系統(tǒng)超壓，維護(hù)一回路的完整性，即在壓力超過安全閥閾值時(shí)，安全閥開啟，蒸汽排放到卸壓箱。,（4）作為一回路冷卻劑的緩沖箱，補(bǔ)償反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)容積變化。,（5）在啟動(dòng)時(shí)使反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)升壓，停

30、堆時(shí)使反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)降壓。,,XX年注冊(cè)核安全工程師綜合知識(shí)第三章XX,《核安全綜合知識(shí)》,四、安全殼,,壓力容器、蒸汽發(fā)生器、主循環(huán)泵和穩(wěn)壓器等一回路系統(tǒng)和設(shè)備都被安置在如圖3-8的安全殼內(nèi)，稱之為核島。,安全殼是包容反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的氣密承壓構(gòu)筑物，既承受內(nèi)壓又承受外壓的堅(jiān)固建筑物。安全殼用于保證：,（1）在發(fā)生失水事故和主蒸汽管道破裂事故時(shí)承受內(nèi)壓，容納噴射出的汽水混合物，防止或減少放射性物質(zhì)向環(huán)境的釋放；,（2）承受外壓以防安全殼外各種可能的沖擊，對(duì)外部事件（如飛機(jī)撞擊、龍卷風(fēng)）進(jìn)行防護(hù)；,（3）在正常運(yùn)行期間，對(duì)反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的放射性提供生物屏蔽，并限制污染氣體的泄漏。安全作為放

31、射性物質(zhì)與環(huán)境之間的第三道屏障。,,XX年注冊(cè)核安全工程師綜合知識(shí)第三章XX,《核安全綜合知識(shí)》,四、安全殼,,,37 000、39 000mm,,XX年注冊(cè)核安全工程師綜合知識(shí)第三章XX,《核安全綜合知識(shí)》,四、安全殼,,安全殼可以是混凝土殼也可以是鋼殼。混凝土安全殼也有多種形式，主要有：,（1）帶密封鋼襯的預(yù)應(yīng)力混凝土安全殼，,（2）雙層安全殼，,（3）負(fù)壓安全殼。從幾何形狀上有圓柱形的和球形的。,安全殼的尺寸取決于堆功率，安全殼尺寸是由滿足能量釋放所需的凈自由容積決定的，最小內(nèi)部高度通常由設(shè)備裝卸的空間決定，而高度直徑也取決于經(jīng)濟(jì)性。,我國秦山和大亞灣核電廠所采用的是帶密封鋼襯里的單層預(yù)

32、應(yīng)力混凝土安全殼。安全殼底部用鋼筋混凝土底板封閉，頂部用準(zhǔn)球形的預(yù)應(yīng)力混凝土穹頂封閉，其內(nèi)表面由一層6mm厚，由焊接鋼板組件制成的金屬襯里覆蓋。,大亞灣壓水堆核電廠安全殼整體尺寸如下：筒體混凝土壁厚0.9m，襯里內(nèi)徑37m，高為56.68m。內(nèi)部有效空間約49000m3。安全殼的設(shè)計(jì)（絕對(duì)）壓力為0.52MPa，設(shè)計(jì)溫度為145℃，允許每24小時(shí)的（質(zhì)量）泄漏量為0.1%。,,XX年注冊(cè)核安全工程師綜合知識(shí)第三章XX,《核安全綜合知識(shí)》,五、一回路輔助系統(tǒng),核動(dòng)力廠一回路輔助系統(tǒng)，按其作用，大致可分為以下幾類：,（1）保證反應(yīng)堆和一回路系統(tǒng)正常運(yùn)行的系統(tǒng)有：化學(xué)和容積控制系統(tǒng)，硼和水補(bǔ)給系統(tǒng)，

33、主循環(huán)泵軸密封水系統(tǒng)。,（2）為核動(dòng)力廠一回路系統(tǒng)在運(yùn)行和停堆時(shí)提供必要冷卻的系統(tǒng)有：設(shè)備冷卻水系統(tǒng)，重要廠用水系統(tǒng)，余熱排出系統(tǒng)（也稱為停堆冷卻系統(tǒng)），和通風(fēng)系統(tǒng)。,（3）在發(fā)生重大失水事故時(shí)保證核動(dòng)力廠反應(yīng)堆及主廠房安全的系統(tǒng)有：安全注入系統(tǒng)，安全殼噴淋系統(tǒng)。,（4）控制和處理放射性物質(zhì)，減少對(duì)自然環(huán)境放射性排放的系統(tǒng)有：疏排水系統(tǒng)，放射性廢液處理系統(tǒng)，廢氣凈化處理系統(tǒng)，廢物處理系統(tǒng)，硼回收系統(tǒng)，取樣分析系統(tǒng)。,（5）一回路其他輔助系統(tǒng)：補(bǔ)給水系統(tǒng)，乏燃料池冷卻及凈化去污清洗系統(tǒng)等。,,XX年注冊(cè)核安全工程師綜合知識(shí)第三章XX,《核安全綜合知識(shí)》,五、一回路輔助系統(tǒng),一回路輔助系統(tǒng)的主要作

34、用是保證反應(yīng)堆和一回路系統(tǒng)能正常運(yùn)行及調(diào)節(jié)，并為一些重大的事故提供必要的安全保護(hù)及防止放射性物質(zhì)擴(kuò)散的措施,。包括：,①排出核燃料剩余功率，余熱排出系統(tǒng)，在美國屬于專設(shè)安全設(shè)施，因?yàn)橛酂岜眉孀鞯蛪喊沧⒈?。在法國設(shè)計(jì)中，余熱排出與低壓安注分成兩系統(tǒng)，但余熱排出系統(tǒng)仍是核安全相關(guān)系統(tǒng)，按專設(shè)安全設(shè)施要求設(shè)計(jì)。,②反應(yīng)堆冷卻劑化學(xué)和容積控制，包括化容系統(tǒng)，是核安全相關(guān)系統(tǒng)，上充泵兼作高壓安注泵，屬于安全設(shè)施；硼和水補(bǔ)給系統(tǒng)，調(diào)硼和加硼部分與核安全有關(guān)。,③水質(zhì)控制，包括核取樣系統(tǒng)，與核安全無直接關(guān)系，但在監(jiān)督水質(zhì)、保證正常運(yùn)行、減少廠房內(nèi)劑量及延長設(shè)備壽命方面起重要作用。,,XX年注冊(cè)核安全工程師綜

35、合知識(shí)第三章XX,《核安全綜合知識(shí)》,1．化學(xué)和容積控制系統(tǒng),,化學(xué)和容積控制系統(tǒng)的主要功能是：容積控制，化學(xué)控制和反應(yīng)性控制。,核動(dòng)力廠從冷態(tài)(60℃)到熱態(tài)（291.4℃）零功率的啟動(dòng)過程或從熱態(tài)零功率到冷停堆過程中，水體積增加（或減少）40％，化容系統(tǒng)能夠補(bǔ)償按允許升溫或降溫速率運(yùn)行時(shí)所引起的一回路水體積的變化。,對(duì)于較快的負(fù)荷變化，如每分鐘±5%額定功率的線性功率變化，或±10%額定功率的功率階躍改變，化容系統(tǒng)與穩(wěn)壓器共同承擔(dān)容積補(bǔ)償。一般化容系統(tǒng)分擔(dān)容積變化的30%～40%。對(duì)于一回路不可避免的小泄漏（如軸封和閥門的泄漏），由化容系統(tǒng)提供足夠的補(bǔ)給水。,容積控制的目的是吸收穩(wěn)壓器不能

36、全部吸收的一回路水容積的變化，從而將穩(wěn)壓器的水位維持在整定值上。,,XX年注冊(cè)核安全工程師綜合知識(shí)第三章XX,《核安全綜合知識(shí)》,1．化學(xué)和容積控制系統(tǒng),,容積控制基本原理：通過上充和下泄來吸收穩(wěn)壓器不能吸收的一回路容積變化。化容系統(tǒng)作為一回路的緩沖箱,。,在核動(dòng)力廠運(yùn)行中，一回路水化學(xué)因下列原因而變化：,（1）物理腐蝕：雜質(zhì)沉積在燃料包殼上結(jié)垢，形成熱點(diǎn)，可能導(dǎo)致燃料包殼破損；,（2）化學(xué)腐蝕：一回路雜質(zhì)多、溫度高、氧含量增加和PH值下降都會(huì)加大化學(xué)腐蝕。,一回路的放射性也因下列原因而增加：,（1）水及其中雜質(zhì)的活化；,（2）裂變產(chǎn)物的釋放；,（3）腐蝕產(chǎn)物的活化；,（4）化學(xué)添加物的活化。

37、,,XX年注冊(cè)核安全工程師綜合知識(shí)第三章XX,《核安全綜合知識(shí)》,1．化學(xué)和容積控制系統(tǒng),,化容積控制系統(tǒng)除了上述三個(gè)主要功能外，在某些核動(dòng)力廠還可能有下述輔助功能：,（1）向堆冷卻劑泵提供軸封水；,（2）為穩(wěn)壓器提供輔助噴淋水，當(dāng)主噴淋管線不可用時(shí)，化容積控制系統(tǒng)提供的穩(wěn)壓器輔助噴淋管線代替主噴淋管線功能。,（3）在一回路滿水時(shí)，穩(wěn)壓器不起作用時(shí)，可由化容系統(tǒng)的下泄閥進(jìn)行壓力控制。對(duì)于上充泵兼作高壓安注泵的化容系統(tǒng)，事故時(shí)用上充泵向堆芯注入應(yīng)急冷卻水，從而具有核安全功能。,,XX年注冊(cè)核安全工程師綜合知識(shí)第三章XX,《核安全綜合知識(shí)》,2．設(shè)備冷卻水系統(tǒng),,設(shè)備冷卻水系統(tǒng)是一個(gè)閉式的冷卻水回

38、路，用以防止放射性物質(zhì)在設(shè)備和熱交換器發(fā)生泄漏時(shí)被直接排放到江水和海水中而污染環(huán)境。,所冷卻的設(shè)備中，部分是與核安全有關(guān)的，如安全殼噴淋系統(tǒng)熱交換器等。該系統(tǒng)是部分與質(zhì)量和核安全相關(guān)的。,設(shè)備冷卻水系統(tǒng)的功能是：,（1）冷卻功能：為核動(dòng)力廠一回路主、輔系統(tǒng)接觸放射性介質(zhì)的設(shè)備和熱交換器提供冷卻水，并將其熱負(fù)荷通過重要廠用水系統(tǒng)傳到海水中。,（2）隔離作用：該系統(tǒng)是核島各熱交換器與海水之間的一道屏障。它既可以避免放射性流體不可控地釋放到海水中而污染環(huán)境，又可以防止海水對(duì)核島各熱交換器的腐蝕。,（3）在事故工況下作為專設(shè)安全設(shè)施的支持系統(tǒng)，將熱量經(jīng)重要廠用水系統(tǒng)排入環(huán)境。,,XX年注冊(cè)核安全工程師

39、綜合知識(shí)第三章XX,《核安全綜合知識(shí)》,3．余熱排出系統(tǒng),余熱排出系統(tǒng)的主要功能是：,（1）在停堆后第二階段，即在一回路溫度降到180℃以下、絕對(duì)壓力降到3.0MPa以下時(shí)，排出堆芯余熱、一回路水和設(shè)備的顯熱以及運(yùn)行的主泵在一回路中產(chǎn)生的熱量，使反應(yīng)堆進(jìn)入冷停堆狀態(tài)；,（2）反應(yīng)堆在冷停期間，進(jìn)行換料或維修操作時(shí)，排出堆內(nèi)余熱，維持一回路溫度低于60℃；,（3）除了失水事故（LOCA）引起安全注入系統(tǒng)投入運(yùn)行的情況以外，在其他事故引起的停堆事故中，余熱排出系統(tǒng)也被用來排出熱量。,余熱排出系統(tǒng)還可能有一些輔助功能，在反應(yīng)堆從冷停堆開始加熱過程中，控制一回路平均溫度，保證升溫速率在28℃ /h之內(nèi)

40、。,,XX年注冊(cè)核安全工程師綜合知識(shí)第三章XX,《核安全綜合知識(shí)》,4．安全注入系統(tǒng),安全注入系統(tǒng)的功能是：,（1）在一回路小破口失水事故時(shí)或在二回路蒸汽管道破裂造成一回路平均溫度降低而引起冷卻劑收縮時(shí)，安全注入系統(tǒng)用來向一回路補(bǔ)水，以重新建立穩(wěn)壓器水位；,（2）在一回路大破口失水事故時(shí)，安全注入系統(tǒng)向堆芯注水，以重新淹沒并冷卻堆芯，限制燃料元件溫度的上升；,（3）在二回路蒸汽管道破裂時(shí)，向一回路注入高濃度硼酸溶液，以補(bǔ)償由于一回路冷卻劑連續(xù)過冷而引起的正反應(yīng)性，防止堆芯重返臨界。,安全注入系統(tǒng)通常分三個(gè)子系統(tǒng)：,高壓安全注入系統(tǒng)；,中壓安全注入系統(tǒng)，即蓄壓箱注入系統(tǒng)；,低壓安全注入系統(tǒng)。,高

41、壓安注泵和低壓安注泵是能動(dòng)系統(tǒng)，它由事故保護(hù)系統(tǒng)給出自動(dòng)啟動(dòng)信號(hào)而投入運(yùn)行。鑒于該系統(tǒng)的重要性，具有安全功能。在電站失去外電源情況下，安全注射泵可由應(yīng)急柴油發(fā)電機(jī)組自動(dòng)供電。,,,XX年注冊(cè)核安全工程師綜合知識(shí)第三章XX,《核安全綜合知識(shí)》,5．安全殼噴淋系統(tǒng),安全殼噴淋系統(tǒng)主要功能是：從安全殼頂部噴灑冷卻水，為安全殼氣空間降溫降壓，限制事故后安全殼內(nèi)的峰值壓力，保證安全殼完整性。,安全殼噴淋系統(tǒng)的輔助功能是：,（1）噴淋水中加入NaOH，有除碘功能。,（2）在再循環(huán)安注模式下，安全殼地坑的水需要冷卻時(shí)，由安全殼噴淋系統(tǒng)的熱交換器冷卻后再注入堆芯，安全殼噴淋系統(tǒng)是在設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故下可排除安全殼內(nèi)

42、熱量的唯一系統(tǒng)。,（3）當(dāng)反應(yīng)堆廠房發(fā)生火災(zāi)時(shí)，可手動(dòng)噴淋滅火；,（4）在LOCA后15天，安全殼噴淋泵可作為低壓安注泵的備用。,在核動(dòng)力廠斷電情況下，安全噴淋泵也由應(yīng)急柴油發(fā)電機(jī)組自動(dòng)供電。,,XX年注冊(cè)核安全工程師綜合知識(shí)第三章XX,《核安全綜合知識(shí)》,6．其它一些核島輔助系統(tǒng),（1）主循環(huán)泵軸密封水系統(tǒng),（2）硼回收系統(tǒng),（3）補(bǔ)給水系統(tǒng),補(bǔ)給水系統(tǒng)是為一回路主、輔系統(tǒng)提供所需的除鹽水、除氧水及硼回收再生水。一回路補(bǔ)給水系統(tǒng)由三部分組成：,①?硼回收再生水系統(tǒng)，使用此系統(tǒng)水可以減少核動(dòng)力廠向環(huán)境排放的廢水量。,②?除鹽水系統(tǒng)，它適用于要求無放射性但允許含氧的敞開系統(tǒng)和設(shè)備的充水和補(bǔ)給水。

43、,③?除氧水系統(tǒng)，提供給要求無氧和無放射性的系統(tǒng)和設(shè)備，用于沖洗、浸泡等。,（4）取樣系統(tǒng)及分析室,（5）去污清洗系統(tǒng),,XX年注冊(cè)核安全工程師綜合知識(shí)第三章XX,《核安全綜合知識(shí)》,六、二回路系統(tǒng),核電廠常規(guī)島可分為汽輪機(jī)回路、循環(huán)冷卻水系統(tǒng)和電氣系統(tǒng)三部分。,壓水堆核電廠汽輪機(jī)回路，也稱為二回路系統(tǒng)，主要功能是將蒸汽發(fā)生器產(chǎn)生的飽和蒸汽供汽輪發(fā)電機(jī)組做功發(fā)電和供電站其他輔助設(shè)備使用。,二回路系統(tǒng)主要由飽和蒸汽汽輪機(jī)、發(fā)電機(jī)、汽水分離再熱器，冷凝器、凝結(jié)水泵、低壓加熱器、除氧器、給水泵、高壓加熱器、循環(huán)水泵、中間汽水分離再熱器和相應(yīng)的閥門、管道等組成。,循環(huán)冷卻水系統(tǒng)，亦稱三回路。向凝汽器提

44、供冷卻水，確保汽輪機(jī)凝汽器的有效冷卻。,電氣系統(tǒng)，主要設(shè)備為發(fā)電機(jī)、勵(lì)磁機(jī)、主變壓器、廠用變壓器、輔助變壓器、高壓開關(guān)站和柴油發(fā)電機(jī)組等組成。將核動(dòng)力廠發(fā)出的電能向電網(wǎng)輸送，同時(shí)保證核動(dòng)力廠內(nèi)部設(shè)備的可靠供電。,,XX年注冊(cè)核安全工程師綜合知識(shí)第三章XX,《核安全綜合知識(shí)》,1．飽和蒸汽汽輪機(jī)組,大亞灣核電廠的汽輪機(jī)為英國GEC-A公司設(shè)計(jì)制造的飽和蒸汽、中間再熱、多缸單軸系沖動(dòng)式汽輪機(jī)。,2．發(fā)電機(jī)組,核動(dòng)力廠主發(fā)電機(jī)與火電站發(fā)電機(jī)不同點(diǎn)在于采用半速四級(jí)機(jī)組，是核動(dòng)力廠飽和蒸汽汽輪機(jī)所要求的,根據(jù)反應(yīng)堆事故停堆時(shí)安全冷卻的需要，希望主發(fā)電機(jī)及其勵(lì)磁系統(tǒng)應(yīng)能帶動(dòng)冷卻劑主循環(huán)泵進(jìn)行不低于20～3

45、0s的運(yùn)轉(zhuǎn),,。,,3．二回路輔助系統(tǒng),二回路的輔助系統(tǒng)包括：主蒸汽排放系統(tǒng)、循環(huán)冷卻水系統(tǒng)、汽輪機(jī)再熱與抽氣系統(tǒng)、凝結(jié)水給水系統(tǒng)、化學(xué)水處理系統(tǒng)、事故(輔助)給水系統(tǒng)、蒸汽發(fā)生器排污系統(tǒng)、控制保護(hù)系統(tǒng)和潤滑油系統(tǒng)等。,,XX年注冊(cè)核安全工程師綜合知識(shí)第三章XX,《核安全綜合知識(shí)》,第三節(jié) 核動(dòng)力廠使用的其他核反應(yīng)堆堆型,一、沸水堆,1. 沸水堆的發(fā)展,沸水堆是以沸騰水為中子慢化劑和冷卻劑，并在反應(yīng)堆壓力容器內(nèi)直接產(chǎn)生飽和蒸汽的動(dòng)力堆。堆芯工作壓力下降到7MPa左右,。,世界上第一座沸水堆核動(dòng)力廠是在20世紀(jì)50年代建成 ，到目前為止，世界上共建造了99座沸水堆核動(dòng)力廠，總裝機(jī)容量為83.4

46、GW電功率。,60年代建成的第一代14座，70－80年代以后建成的第二代80座，80年代建成的二代加2座，2004年和2006年建成的三代2座，還有8座在建。BWR裝機(jī)容量占全世界核動(dòng)力廠總功率約23%。,,XX年注冊(cè)核安全工程師綜合知識(shí)第三章XX,《核安全綜合知識(shí)》,2. 沸水堆的特點(diǎn),圖3-9 沸水堆核動(dòng)力廠示意圖,,XX年注冊(cè)核安全工程師綜合知識(shí)第三章XX,《核安全綜合知識(shí)》,圖3-10 沸水堆燃料組件和控制棒,,XX年注冊(cè)核安全工程師綜合知識(shí)第三章XX,《核安全綜合知識(shí)》,圖3-12 MARK-I 安全殼,,XX年注冊(cè)核安全工程師綜合知識(shí)第三章XX,《核安全綜合知識(shí)》,2.沸水堆的特點(diǎn)

47、,日本東京電力公司建造的柏崎刈羽6號(hào)、7號(hào)機(jī)組是先進(jìn)的沸水堆（ABWR）。它是滿足用戶要求文件（URD）要求的有電廠運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)的第三代先進(jìn)型核動(dòng)力廠機(jī)組。,ABWR設(shè)計(jì)的重大改進(jìn)之一是將原來BWR安裝在壓力殼外側(cè)的反應(yīng)堆再循環(huán)泵改為安裝在壓力殼內(nèi)部的內(nèi)置泵，實(shí)現(xiàn)了核蒸汽供應(yīng)系統(tǒng)的一體化設(shè)計(jì)。該項(xiàng)改進(jìn)的優(yōu)點(diǎn)是：,（1）壓力殼在堆芯以下無大口徑管嘴，保證LOCA下無堆芯裸露風(fēng)險(xiǎn)，大大降低了堆芯熔化概率；,（2）取消了壓力殼外的再循環(huán)泵和再循環(huán)管道，有利于堆廠房的小型化，,（3）減少了在役檢查的工作量，由于水處理技術(shù)的改進(jìn)和廣泛使用各種自動(dòng)工具，ABWR檢修時(shí)工作人員所受放射性劑量已大幅度降低。,,X

48、X年注冊(cè)核安全工程師綜合知識(shí)第三章XX,《核安全綜合知識(shí)》,1．熱傳導(dǎo),分析一維導(dǎo)熱過程的基本公式是傅里葉定律 ：,,,λ為導(dǎo)熱系數(shù)（也稱熱導(dǎo)率），單位W/(m·℃)，t為溫度；負(fù)號(hào)表示熱量傳遞的方向同溫度升高的方向相反,穩(wěn)態(tài)工況下導(dǎo)熱微分方程的一般形式為：,,,式中,q,v,為釋熱率，W/m,3,,燃料元件溫度場(chǎng)分析在反應(yīng)堆熱工分析中有著重要的地位。,,,,XX年注冊(cè)核安全工程師綜合知識(shí)第三章XX,《核安全綜合知識(shí)》,3.沸水堆與壓水堆的比較,與壓水堆相比，沸水堆有以下特點(diǎn)：,（1）直接循環(huán) 核反應(yīng)堆產(chǎn)生的蒸汽被直接引入蒸汽輪機(jī)。,（2）工作壓力可以降低 堆芯工作壓力下降到沸水堆的7MP

49、a左右。,（3） 堆芯出現(xiàn)空泡，堆芯處于兩相流動(dòng)狀態(tài)。,（4） 沸水堆中采用十字形控制棒在燃料組件盒之間，從底部插入，水力驅(qū)動(dòng)的控制棒傳動(dòng)機(jī)構(gòu)較壓水堆復(fù)雜。,（5）總反應(yīng)性控制量比壓水堆小，控制棒占15～17％Δk/k，停堆深度4％Δk/k。正常反應(yīng)性控制由控制棒（為主）、可燃毒物和慢化劑空泡效應(yīng)共同完成。,（6）在一回路水總量和壓力控制方面，沸水堆是控制給水流量和通過卸壓閥實(shí)現(xiàn) 。,（7）在功率調(diào)節(jié)方面，在沸水堆可以利用空泡的負(fù)反應(yīng)性效應(yīng)，即可以通過控制冷卻劑流量來改變反應(yīng)堆功率。,,XX年注冊(cè)核安全工程師綜合知識(shí)第三章XX,《核安全綜合知識(shí)》,二、重水堆,,1.重水堆的基本特點(diǎn),重水堆是

50、指用重水作慢化劑的反應(yīng)堆，是核動(dòng)力廠中發(fā)展較早的反應(yīng)堆堆型之一。重水具有良好的中子物理特性，可直接利用天然鈾作核燃料。,重水的價(jià)格較貴，重水費(fèi)用占基建投資比重大。,目前國際上已投入運(yùn)行的重水堆核動(dòng)力廠共30余座，總裝機(jī)容量為19921MW電功率，約占全世界核動(dòng)力廠總功率的6.5% ）,重水堆經(jīng)過幾十年的發(fā)展中，已形成各種類型的重水堆。重水堆按其結(jié)構(gòu)形式可以分為壓力管式和壓力殼式兩類。目前建得最多的是壓力管式重水堆,我國秦山三期兩臺(tái)機(jī)組是電功率為72.8萬千瓦的重水堆核動(dòng)力廠，采用的是由加拿大設(shè)計(jì)建造的壓力管臥式重水堆，稱為CANDU型重水堆。,在壓力管式重水堆中，用壓力管把重水慢化劑和冷卻劑分

51、開。壓力管內(nèi)冷卻燃料組件的高壓重水，壓力為10MPa，溫度為300℃。臥式堆芯結(jié)構(gòu)的重水堆更便于設(shè)備的布置和換料維修。,,,,XX年注冊(cè)核安全工程師綜合知識(shí)第三章XX,《核安全綜合知識(shí)》,CANDU堆系統(tǒng)流程和燃料組件示意,,XX年注冊(cè)核安全工程師綜合知識(shí)第三章XX,《核安全綜合知識(shí)》,1.重水堆的基本特點(diǎn),重水堆核動(dòng)力廠動(dòng)力循環(huán)系統(tǒng)與壓水堆核電廠相似。一回路系統(tǒng)一般分別為兩個(gè)相同的循環(huán)回路，一個(gè)設(shè)在反應(yīng)堆左側(cè)，另一個(gè)設(shè)在反應(yīng)堆右側(cè)，對(duì)稱布置。,每一個(gè)循環(huán)回路由2～6個(gè)蒸汽發(fā)生器和2～8臺(tái)循環(huán)泵組成。每個(gè)循環(huán)回路帶走反應(yīng)堆一半的熱量。通過蒸汽發(fā)生器傳遞給二回路，產(chǎn)生的蒸汽送入蒸汽輪機(jī)做功，帶動(dòng)

52、發(fā)電機(jī)發(fā)電,。,控制棒插入排管容器內(nèi)排管之間，在這種低溫低壓重水慢化劑內(nèi)，可上下方向或左右方向運(yùn)動(dòng)，比輕水堆更可靠。,壓力管臥式重水堆可以在反應(yīng)堆運(yùn)行時(shí)，由裝卸料機(jī)連接壓力管的兩端密封接頭進(jìn)行不停堆換料。每次換料時(shí)，將8束新組件從壓力管的一端推進(jìn)去，同時(shí)從同一壓力管的另一端將輻照過的燃料組件推出 。,,XX年注冊(cè)核安全工程師綜合知識(shí)第三章XX,《核安全綜合知識(shí)》,2.重水堆與輕水堆的比較,重水堆核動(dòng)力廠與輕水堆核動(dòng)力廠相比較，有以下幾點(diǎn)主要差別，由重水的核特性及特殊結(jié)構(gòu)所決定,（1）重水堆核動(dòng)力廠可以采用天然鈾作核燃料,（2）與輕水堆相比，重水堆更節(jié)約天然鈾,（3）可以不停堆更換核燃料,（4）

53、重水堆的功率密度低,（5）重水費(fèi)用占基建投資比重大。20t天然水中含有3kg重水。雖然從天然水中提取重水，比從天然鈾中制取濃縮鈾容易,,,,XX年注冊(cè)核安全工程師綜合知識(shí)第三章XX,《核安全綜合知識(shí)》,三、高溫氣冷堆（HTGR）,1．氣冷堆的發(fā)展歷史,,早期第一代氣冷堆是天然鈾石墨氣冷堆。石墨為慢化劑，CO,2,氣體為冷卻劑，金屬天然鈾為燃料，鎂諾克斯(Magnox）合金為燃料棒的包殼材料。,1956年英國建成了商用50MWe氣冷堆電站。到70年代初期，在英、法、意、日和西班牙等國建造了36座石墨氣冷堆，總裝機(jī)容量達(dá)到8.2GW（電）。,改進(jìn)型氣冷堆（AGR）是第二代氣冷堆。它仍然用石墨作慢化

54、劑和二氧化碳作冷卻劑。1963年英國建造32MWe原型堆，在1976年到1988年期間，運(yùn)行的AGR共有14座，總裝機(jī)容量達(dá)到8.9GW（電）。,,XX年注冊(cè)核安全工程師綜合知識(shí)第三章XX,《核安全綜合知識(shí)》,1．氣冷堆的發(fā)展歷史,50年代下半期在西方國家開始發(fā)展高溫氣冷反應(yīng)堆。英國第一座20MW的試驗(yàn)高溫氣冷堆龍堆（Dragon）于1964年8月首次臨界,美國、德國、日本、中國都建過實(shí)驗(yàn)或示范高溫堆：桃花谷、圣.符倫堡 、AVR、THTR、HTTR、HTR-10,第三代氣冷堆即模塊化高溫氣冷堆，雖然也經(jīng)歷了曲折的道路，卻強(qiáng)烈地吸引著人們?nèi)ヌ剿鳌?高溫氣冷堆是改進(jìn)型氣冷堆的進(jìn)一步發(fā)展。高溫氣冷

55、堆采用化學(xué)惰性和熱工性能好的氦氣為冷卻劑，以全陶瓷型包覆顆粒為燃料元件，用耐高溫的石墨作為慢化劑和堆芯結(jié)構(gòu)材料，使堆芯出口氦氣溫度可達(dá)到950℃甚至更高。,,XX年注冊(cè)核安全工程師綜合知識(shí)第三章XX,《核安全綜合知識(shí)》,1．氣冷堆的發(fā)展歷史,美國三哩島事故發(fā)生后，人們希望能設(shè)計(jì)一種“絕對(duì)安全”反應(yīng)堆，在任何事故情況下都不會(huì)發(fā)生大的核泄漏，不會(huì)危及公眾與周圍環(huán)境的安全，也就是說反應(yīng)堆具有固有安全特性。模塊式高溫氣冷堆就是在這樣的背景下發(fā)展起來的一種新堆型。,1980年初德國電站聯(lián)盟(KWU)/國際原子公司(Interatom)首先提出球床模塊式高溫氣冷堆的概念,模塊式高溫氣冷堆以小型化和良好的安

56、全特性為其特征，堆芯余熱也可依靠自然對(duì)流、熱傳導(dǎo)和輻射導(dǎo)出堆外;在經(jīng)濟(jì)上以模塊式組合、標(biāo)準(zhǔn)化生產(chǎn)、建造時(shí)間短、投資風(fēng)險(xiǎn)小等優(yōu)勢(shì)與其他堆型核動(dòng)力廠相競(jìng)爭(zhēng) 。,,XX年注冊(cè)核安全工程師綜合知識(shí)第三章XX,《核安全綜合知識(shí)》,1．氣冷堆的發(fā)展歷史,在80年代中期，設(shè)計(jì)了兩種類型的模塊式高溫氣冷堆：,西德KWU/Interatom公司設(shè)計(jì)的球形燃料元件球床模塊式高溫氣冷堆HTR-Module，熱功率200MW，電功率80MW，采用堆芯與蒸汽發(fā)生器雙殼肩并肩布置，具有非能動(dòng)的安全特性，1987年完成了HTR模塊反應(yīng)堆的安全評(píng)價(jià)。,美國GA公司提出的棱柱狀元件模塊式高溫氣冷堆，采用低濃鈾(<20％)加釷的

57、一次通過燃料循環(huán)，堆芯和蒸汽發(fā)生器雙殼肩并肩布置，其基本模塊提供17.3MPa和538°C的過熱蒸氣，完成了250MW熱功率的設(shè)計(jì)方案，采用環(huán)形堆芯后，功率水平可以提高到350MW熱功率。1986年秋天提交美國核管會(huì)（NRC）審評(píng)。,,XX年注冊(cè)核安全工程師綜合知識(shí)第三章XX,《核安全綜合知識(shí)》,2．我國高溫氣冷堆的發(fā)展,清華大學(xué)核能技術(shù)設(shè)計(jì)研究院從70年代開始進(jìn)行高溫氣冷堆和相關(guān)技術(shù)的研究，1992年開始設(shè)計(jì)10兆瓦的高溫氣冷實(shí)驗(yàn)堆（HTR－10），這是國家高技術(shù)發(fā)展計(jì)劃能源領(lǐng)域中的一個(gè)重點(diǎn)項(xiàng)目。,2000年12月1日實(shí)現(xiàn)首次臨界。2003年1月29日完成72小時(shí)滿功率并網(wǎng)發(fā)電 。,10兆瓦

58、高溫氣冷實(shí)驗(yàn)堆是世界上建成的第一座具有非能動(dòng)安全的模塊式球床高溫氣冷堆,。,2008年2月，國務(wù)院常務(wù)會(huì)議討論批準(zhǔn)了高溫氣冷堆核動(dòng)力廠重大專項(xiàng)實(shí)施方案。根據(jù)專項(xiàng)實(shí)施方案，將在山東石島灣建設(shè)規(guī)模為二十萬千瓦級(jí)的模塊式高溫氣冷堆核動(dòng)力廠示范工程HTR-PM。,,XX年注冊(cè)核安全工程師綜合知識(shí)第三章XX,《核安全綜合知識(shí)》,2．我國高溫氣冷堆的發(fā)展,圖3-16 HTR-10實(shí)驗(yàn)堆,,,XX年注冊(cè)核安全工程師綜合知識(shí)第三章XX,《核安全綜合知識(shí)》,2．我國高溫氣冷堆的發(fā)展,高溫氣冷堆的燃料元件有兩種，一種是與壓水堆相似的棱柱形的，另一種是球形的，使用這兩種元件的高溫氣冷堆分別稱為棱柱形高溫氣冷堆和球床

59、高溫氣冷堆。,兩種元件雖然形狀不同，但都由彌散在石墨基體中的包覆顆粒燃料組成。包覆顆粒燃料直徑約0.8～0.9毫米，中心是直徑約0.2～0.5毫米的核燃料UO2核芯，核芯外面有2－4層厚度、密度各不相同的熱解碳和碳化硅包覆層，這些包覆層既為核燃料裂變產(chǎn)生的氣體和固體產(chǎn)物提供貯存的空間，又是阻擋裂變產(chǎn)物逸出和放射性外泄的屏障。,圖3-17 高溫堆包覆顆粒燃料 圖3-18 HTGR非能動(dòng)余熱排出,,XX年注冊(cè)核安全工程師綜合知識(shí)第三章XX,《核安全綜合知識(shí)》,3. 模塊式高溫氣冷堆與壓水堆的比較,,,,XX年注冊(cè)核安全工程師綜合知識(shí)第三章XX,《核安全綜合知識(shí)》,4. 模塊式高溫氣冷堆的應(yīng)用,,

60、模塊式高溫氣冷堆可以在三個(gè)方面達(dá)到應(yīng)用：高效發(fā)電，高溫供熱和生產(chǎn)液態(tài)燃料。,兩種熱力循環(huán)方式：,（1）蒸汽循環(huán)方式，由氦氣冷卻劑通過直流蒸發(fā)器加熱二次側(cè)的水，產(chǎn)生530℃的高溫蒸汽，推動(dòng)蒸汽氣輪機(jī)發(fā)電，發(fā)電效率可達(dá)40％左右。,（2）氦氣循環(huán)方式，堆芯出口的氦氣直接進(jìn)入氦氣氣輪機(jī)做功，然后經(jīng)壓縮機(jī)壓縮和回?zé)崞骰責(zé)岷笥只氐蕉研拘纬裳h(huán)，其效率可高達(dá)50％。,模塊式高溫氣冷堆第二方面的應(yīng)用是提供高溫工藝熱：900～950℃的高溫工藝熱和540℃以下各種蒸汽,高溫氣冷堆在第三方面的應(yīng)用是生產(chǎn)液態(tài)燃料：煤液化、制氫,,XX年注冊(cè)核安全工程師綜合知識(shí)第三章XX,《核安全綜合知識(shí)》,四、快中子堆,,1．快

61、中子堆的基本特點(diǎn),快中子反應(yīng)堆，簡稱快堆，是堆芯中核燃料裂變反應(yīng)主要由平均能量為0.1?MeV以上的快中子引起的反應(yīng)堆。至今，共建成了20多座不同功率規(guī)模的快堆，包括實(shí)驗(yàn)快堆、原型快堆和商用驗(yàn)證堆，積累了300多堆年運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)。,快堆是唯一較容易實(shí)現(xiàn)燃料增殖的堆型。發(fā)展快堆可以使鈾資源的利用率從單發(fā)展輕水堆的1%左右提高到60%～70%。,快堆可用的燃料形式有金屬合金燃料、氧化物燃料、碳化物燃料和氮化物燃料?，F(xiàn)在運(yùn)行的原型快堆、經(jīng)濟(jì)驗(yàn)證快堆和后期的實(shí)驗(yàn)快堆幾乎都用（Pu，U）O,2,和UO,2,等氧化物燃料。,,XX年注冊(cè)核安全工程師綜合知識(shí)第三章XX,《核安全綜合知識(shí)》,1．快中子堆的基本特點(diǎn)

62、,二氧化鈾與二氧化钚混合燃料加工成圓柱狀芯塊，裝入到直徑約為6?mm的不銹鋼包殼內(nèi)，構(gòu)成燃料元件細(xì)棒。燃料組件是由多達(dá)幾十到幾百根燃料元件細(xì)棒組合排列成六角形的燃料盒。,快堆堆芯與一般的熱中子堆堆芯不同，它分為燃料區(qū)和增殖再生區(qū)兩部分。燃料區(qū)由幾百個(gè)六角形燃料組件盒組成。每個(gè)燃料棒的中部是混合物核燃料芯塊制成的燃料棒，兩端是由天然（或貧化）二氧化鈾束棒組成的增殖再生區(qū)。核燃料區(qū)的四周是由二氧化鈾棒束組成的增殖再生區(qū)。,反應(yīng)堆的鏈?zhǔn)椒磻?yīng)由插入核燃料區(qū)的控制棒進(jìn)行控制。,按結(jié)構(gòu)來分，鈉冷快堆有兩種類型，即回路式和池式。,,XX年注冊(cè)核安全工程師綜合知識(shí)第三章XX,《核安全綜合知識(shí)》,2.鈉冷快堆的

63、結(jié)構(gòu),按結(jié)構(gòu)來分，鈉冷快堆有兩種類型，即回路式和池式,圖3-19,,圖3-20 回路式鈉冷快堆 圖3-21池式鈉冷快堆,,XX年注冊(cè)核安全工程師綜合知識(shí)第三章XX,《核安全綜合知識(shí)》,2.鈉冷快堆的結(jié)構(gòu),兩種結(jié)構(gòu)形式相比較，在池式結(jié)構(gòu)中，即使循環(huán)泵出現(xiàn)故障，或者管道破裂和堵塞造成鈉的漏失和斷流，堆芯仍然泡在一個(gè)很大的鈉池內(nèi)。池內(nèi)大量的鈉所具有的足夠的熱容量及自然對(duì)流能力，可以防止失冷事故。因而池式結(jié)構(gòu)比回路式結(jié)構(gòu)的安全性好?，F(xiàn)有的鈉冷快堆多采用這種池式結(jié)構(gòu)。但是池式結(jié)構(gòu)復(fù)雜，不便檢修，用鈉多。,中間回路的壓力高于一回路的壓力。每條回路連接一臺(tái)蒸汽發(fā)生器和一臺(tái)中間回路鈉循環(huán)泵。汽-水回路的水在

64、蒸汽發(fā)生器內(nèi)吸收熱量變?yōu)檎羝?，送往汽輪發(fā)電機(jī)組發(fā)電。,鈉冷快中子堆采用停堆換料的方案。換料是在250℃左右高溫液態(tài)鈉池內(nèi)進(jìn)行。換料時(shí)通過移動(dòng)臂將燃料組件取出，通過傾斜通道輸送到乏燃料貯存池中去，經(jīng)衰變后送后處理廠加工。,,,XX年注冊(cè)核安全工程師綜合知識(shí)第三章XX,《核安全綜合知識(shí)》,3.快堆的主要優(yōu)點(diǎn)和問題,現(xiàn)將快中子堆核動(dòng)力廠的主要特點(diǎn)歸納如下：,（1）可充分利用核燃料。,（2）可實(shí)現(xiàn)核燃料的增殖,（3）低壓堆芯下的高熱效率,除上述突出特點(diǎn)外，對(duì)于快中子堆核電廠的安全性也應(yīng)有足夠的認(rèn)識(shí)。,在鈉作冷卻劑的快堆中，液態(tài)金屬鈉與水（或蒸汽）相遇就會(huì)產(chǎn)生劇烈的化學(xué)反應(yīng)，并可能引起爆炸；,鈉與空氣接

65、觸就會(huì)燃燒；,鈉中含氧量超過一定數(shù)量會(huì)造成系統(tǒng)內(nèi)結(jié)構(gòu)等材料的嚴(yán)重的腐蝕；,堆內(nèi)的液態(tài)鈉由于沸騰所產(chǎn)生的氣泡空腔可能會(huì)引入正的反應(yīng)性；,很高的溫度、很深的燃耗以及數(shù)量很大的快中子的強(qiáng)烈轟擊，使快堆內(nèi)的燃料芯塊及包殼碰到的問題比熱堆復(fù)雜得多。,,,XX年注冊(cè)核安全工程師綜合知識(shí)第三章XX,《核安全綜合知識(shí)》,3.快堆的主要優(yōu)點(diǎn)和問題,雖然快堆在20世紀(jì)40年代已起步，只比熱堆的出現(xiàn)晚四年，而且第一座實(shí)現(xiàn)核能發(fā)電的是快堆，但是快堆現(xiàn)在還未發(fā)展到商用階段。,然而，通過40多年來的努力，以及一系列試驗(yàn)堆、示范堆和商用驗(yàn)證堆的建造，上述困難已基本克服?，F(xiàn)在快堆技術(shù)上已日臻完善，為大規(guī)模商用準(zhǔn)備了條件?？梢?/p>

66、說，快中子堆將成為即將到來的核能大發(fā)展的最為重要的堆型。,我國對(duì)快堆技術(shù)的開發(fā)始于上世紀(jì)60年代，到1987年建立了12臺(tái)套實(shí)驗(yàn)裝置和鈉回路。1970年6月建成零功率實(shí)驗(yàn)裝置，并達(dá)到臨界。1987年快堆技術(shù)發(fā)展納入國家863計(jì)劃。確立建造熱功率65MW（電功率25MW）實(shí)驗(yàn)快堆的工程目標(biāo)。2010年7月21日首次達(dá)到臨界，2011年7月實(shí)現(xiàn)并網(wǎng)發(fā)電。,,,XX年注冊(cè)核安全工程師綜合知識(shí)第三章XX,《核安全綜合知識(shí)》,一、新型壓水反應(yīng)堆的提出,1. 核動(dòng)力廠“分代”的概念,為了形象地描述，根據(jù)核動(dòng)力廠技術(shù)、經(jīng)濟(jì)和安全要求的發(fā)展，常常將核動(dòng)力廠按“代”進(jìn)行劃分：,第一代是指20世紀(jì)50～60 年代建成的試驗(yàn)堆和原型堆核動(dòng)力廠 。,第二代是指20世紀(jì)60 年代末期后投入商業(yè)運(yùn)行的核電機(jī)組，如PWR、BWR、CANDU和WWER 等。,第三代是指以滿足美國核電用戶要求文件（URD）和歐洲核電用戶要求文件（EUR）為設(shè)計(jì)要求的，具有預(yù)防和緩解嚴(yán)重事故措施，經(jīng)濟(jì)上能與天然氣機(jī)組相競(jìng)爭(zhēng)的核電機(jī)組，如ABWR 、AP1000、EPR等,第四代是指目前正進(jìn)行概念設(shè)計(jì)和研究開發(fā)的，可望約在2030 年建成