西电核电工程中测控技术的应用与发展综述报告.docVIP

核电工程中测控技术的应用与发展主要目的是为通过试验示范形式来验证核电在工程实施上的可行性是在第一代核电技术的基础上建成的，它实现了商业化、标准化等，包括压水堆、沸水堆和重水堆等，单机组的功率水平在第一代核电技术基础上大幅提高，达到千兆瓦级。第三代核电站的安全性和经济性都将明显优于第二代核电站。由于安全是核电发展的前提，世界各国除了对正在运行的第二代机组进行延寿与补充性建一些二代加的机组外，接下来新一批的核电建设重点是采用更安全、更经济的先进第三代核电机组。我国国家引进的美国非能动AP1000核电站以及广东核电集团公司引进的法国EPR核电站都属于第三代核电站第三代核电站的安全性和经济性都将明显优于第二代核电站。由于安全是核电发展的前提，世界各国除了对正在运行的第二代机组进行延寿与补充性建一些二代加的机组外，接下来新一批的核电建设重点是采用更安全、更经济的先进第三代核电机组。我国国家引进的美国非能动AP1000核电站以及广东核电集团公司引进的法国EPR核电站都属于第三代核电站。第四代核能系统概念（有于核电技术或先进反应堆），美国能源部的核能、科学与技术办公室于1999年6月美国核学会夏季年会，同年11月的该学会冬季年会上，发展第四代核能系统的设想得到进一步明确； 2000年1月，美国能源部发起并约请阿根廷、巴西、加拿大、法国、日本、韩国、南非和英国等9个国家的政府代表开会，讨论开发新一代核能技术的国际合作问题，取得了广泛共识，并发表了“九国联合声明”。第四代核能系统将满足安全、经济、可持续发展、极少的废物生成、燃料增殖的风险低、防止核扩散等基本要求。目前，世界各国都在不同程度上开展第四代核电能系统的基础技术和学课的研发工作。 第四代核电能系统包括三种快中子反应堆系统和三种热中子反应堆系统：核电站除了关键设备——核反应堆外，还有许多与之配合的重要设备。以压水堆核电站为例，它们是主泵，稳压器，蒸汽发生器，安全壳，汽轮发电机和危急冷却系统等。它们在核电站中有各自的特殊功能主泵的功用是把冷却剂送进堆内，然后流过蒸汽发生器，以保证裂变反应产生的热量及时传递出来。稳压器又称压力平衡器，是用来控制反应堆系统压力变化的设备。在正常运行时，起保持压力的作用；在发生事故时，提供超压保护。稳压器里设有加热器和喷淋系统，当反应堆里压力过高时，喷洒冷水降压；当堆内压力太低时，加热器自动通电加热使水蒸发以增加压力。蒸汽发生器的作用是把通过反应堆的冷却剂的热量传给二次回路水，并使之变成蒸汽，再通入汽轮发电机的汽缸作功。安全壳用来控制和限制放射性物质从反应堆扩散出去，以保护公众免遭放射性物质的伤害。万一发生罕见的反应堆回路水外逸的失水事故时，安全壳是防止裂变产物释放到周围的最后一道屏障。安全壳一般是内衬钢板的预应力混凝土厚壁容器。核电站用的汽轮发电机在构造上与常规火电站用的大同小异，所不同的是由于蒸汽压力和温度都较低，所以同等功率机组的汽轮机体积比常规火电站的大。危急冷却系统为了应付核电站一回路主管道破裂的极端失水事故的发生，近代核电站都设有危急冷却系统。它是由安全注射系统和安全壳喷淋系统组成。一旦接到极端失水事故的信号后，安全注射系统向反应堆内注射高压含硼水，喷淋系统向安全壳喷水和化学药剂。便可缓解事故后果，限制事故蔓延注射系统：当核电站一回路系统的管道或设备发生破损事故后，安全注射系统用来向堆芯紧急注入高硼冷却水，防止堆芯因失水而造成烧毁。安全注射系统设有两套安全注射管系。一套为安全注射箱管系，在安全注射箱内储有一定容积的高硼水，并用氮气充压，使注射箱内维持恒定的压力。当一回路系统一旦发生大破裂事故，其压力低于安全注射箱的压力时，安全注射箱内的硼水就通过止水阀自动注入一回路系统。另一套为安全注射泵管系，当一回路系统因发生破损事故而压力下降至一定值时，安全注射泵就自动启动，将换料水箱内的硼水注射至一回路系统，换料水箱内的硼水被汲完后，安全注射泵可改汲从一回路系统泄露至安全壳底部的地坑水，使硼水仍能连续不断地注入一回路系统冷却堆芯。 在电站失去外电源情况下，安全注射泵的电源可由应急柴油发电机组自动供电。安全壳喷淋系统：在核电站发生失水事故或二回路主蒸汽管道破裂事故时，安全壳内充满了带放射性高压蒸汽，安全壳喷淋系统将用来降低安全壳内压力和温度，使放射性蒸汽凝结下来在安全壳的上部设有相当数量的喷淋头，当安全壳内由于发生主管道破损事故而蒸汽压力升高时，安全壳喷淋系统的泵就自动启动，将换料水箱内的硼水和NaOH贮箱内供除碘用的NaOH溶液一起汲入，以一定的比例混合，再由喷淋头喷入安全壳内。当换料水箱的水被用尽后，喷淋泵可改汲安全壳内的地坑水。此时，地坑水先由设备冷却水冷却后再重新喷淋至安全壳内 输出型式： 电源DC：24V 对应温湿度量程温度：0-120℃，-20-80