[工学]压水堆电厂运行1章.pdf

压水堆核电厂运行 在基础理论学习基础上，运行课程是综合运用。 掌握核电厂运行的基本原理、概念； 了解核电厂运行的一般基础性(共性) 问题。 为从事核电厂工作或进一步操纵员培训打下基础。 教学中对过去课程是复习、开拓和深化，几乎涉及到 学习过的每一门课程。 教材：郑福裕，邵向业编，压水堆核电厂运行，核工业研 究生部，核电培训系列教材。 内容：结合西屋公司设计(Sequoyah， Shearon Harris Nuit 1核电厂)及部分大亚湾核电厂内容。 压水堆核电厂运行 第1章 绪论 (2) 第2章技术规格书 (4) 第3章正常运行 (12) 第4章异常运行 (6) 第5章 事故(8) 机动：2 考试：2 1 1 核电厂运行特点 压水堆核电厂生产流程 火电厂的生产流程 1.1.1 核电厂与火电厂的比较 核电厂：利用核裂变能来生产推动汽轮发电机旋转的蒸汽。 火电厂：又称化石燃料(Fossil Fuel 煤、石油、天然气)电厂，靠 燃烧放出的热能来生产蒸汽推动汽轮机发电机组旋转。 主要不同是生产蒸汽的装置不同，而二回路热力循环大致一样。 核电厂(以压水堆核电厂为例)，生产蒸汽的系统又叫核蒸汽供应 系统(Nuclear Steam Supply System);在压水堆核电厂就是一回 路系统。 火电厂由锅炉生产蒸汽。 1. 1.1 核电厂安全性特征 1定期停堆换料，新堆或刚换料后的堆，有较 大的剩余反应性，用来补偿冷态到热态、功率 亏损、平衡氙毒、燃耗和裂变产物积累所带来 的反应性损失，使反应堆能运行足够长的期 限 。因此有可能发生比设计功率高得多的超 功率事故。 反应堆若具有正的温度反应性条件，功率会失 控增加。 例：切尔诺贝利事故RBMK堆，在20％额定功率 以下，功率反应性系数是正的；固有安全性差。 1. 1.1 核电厂安全性特征 2 强放射性 10 1W热功率燃耗末期放射性活度3.7×10 Bq （1Ci） 20 热功率3000MW核电厂 裂变产物放射性10 Bq 9 （3×10Ci） -10 3 环保容许水的放射性活度的量级 1×10 Ci/m （1Bq/升） 核反应堆的放射性物质 98%保留在芯块中， 2%扩散在包壳与芯块的间隙内 芯块不熔，包壳不漏，放射性物质不逸出. 3 剩余发热 定义：反应堆停闭后，堆芯释出的热量。 导出余热是安全功能之一。担负安全功能的 设备是安全设备。 导出正常热量不是安全设备，导出余热是安 全设备。 反应堆停堆后，仍需不断冷却。 剩余发热由三部分组成： •剩余裂变：缓发种子裂变热；停堆60s后可以忽略。 •裂变产物衰变热;裂变产物继续发射β和γ射线，裂 变产物的半衰期都比较长，射线在与周围物质作用时 将释出热量，即衰变热。 •中子俘获产物的衰变热。 后两项时间长。裂变产物衰变热;是主要的。所以通 常又说衰变热。 ANS 曲线 ANS 曲线 裂变产物的衰变功率 N (0) 在 功率水平下稳定运行了无限长时间：每次裂变产生的 裂变产物的平均裂变能量对停堆后某时刻能量释放的贡献： ( ) N ∞τ , ( ) M ∞τ S 1 , 能量释放率 (1) N ( ) 0 200 功率N (0)下运行有限长时间 τ0