核电基础知识(授课讲稿).docx

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1、Qf.).=m(Z,A)C*-n(Z,A1)+111(Z2.A2)C2和Qf.、=B(Z1,Al)+B(Z2,A2)-B(Z,A)自发裂变发生的条件：Ql,O,即两裂片的结合能大于裂变核的结合能。诱发裂变能锅发生臼发裂变的核素不多，大量的裂变过程是诱发裂变，即当具有一定能量的某粒子Q轰击靶核A时，形成宏合核。笈介核般处于激发态，其激发能超过它的裂变位高垒高度时，那么核裂变就公立即发生。诱发裂变中，中了诱发裂变是最重要的。这是由于中子与靶核没有库仑势垒，能量很低的中子就可以进入核内使其激发而发生裂变。裂变过程又有中子发射，可.以形成链式反应。汽轮机发电机与压水堆相比，沸水堆有以下几个优点：直接循

2、环。核反应堆产生的揉汽直接引入汽轮机，推动汽轮发电机组发电.这是沸水堆与压水堆最大的区别0沸水堆核电站省去一个回路，不再需要稳压器和蒸汽发生器。 工作压力可以降低。获得与压水堆同样的温度，只需加压到7MPa左右。 堆芯出现空泡.沸水堆堆内有气泡.运行经验的积景表明，在任何工况卜慢化剂空泡系数均为负值，空泡的负反馈是沸水堆的固有特性，它使反应堆更加稳定。与压水堆相比，沸水堆有以下几个缺点： 辐射防护和废物处理较发杂。 功率密度比压水堆小.水沸膊后密度降低，慢化能力减弱.水堆重水堆是指用重水(D2O)作慢化剂的反应堆。按结构分，重水堆可以分为压力管式和压力壳式.采用压力管式时，冷却剂可以与慢化剂相

3、同也可以不同。压力管式重水堆又分为立式和卧式两种。压力壳式只有立式，冷却剂与慢化剂相同。IE水堆核电站的主要特点是：压水堆核电站回路系统原理图图；压水堆燃料元件棒由于体积膨胀及其它原因，在密闭回路内冷却剂的压力会波动，从而使反应堆的运行工况不稳定。因此，在反应堆质力容罂出口和蒸发罂之间的回路热管段安装有稳压器。稳压器是一个高大的空心圆柱体。下部为水，通过浸泡在饱和水卜一的电加热涔产生蒸汽并浮升到稳压器的上部空间，利用蒸汽的用性来维持核反应堆冷却剂的稔定压力。第三节AP100o的系统带点1. APlOOO概况西昂公司在开发APloOO之前，已完成了AP600的开发工作，并于1998年9月获得美国

4、核管会(NRC)的最终设计批准(FDA),1999年12月则获得NRC的设计许可证，该设计许可证的有效期为15年。为了适应电力用户日益增长的电网规模，提高经济性方面的竞争力，西屋公司在AP600的基础上推出了AP1000.2002年3月28H西屋公司向美国NRC提交了APloOO的认证申请。AlOoO是一种双环路100oMW的压水堆核电机组，AP100O的设计完全建立在AP600己论证技术基础之上，是AP600的延伸，保持了AP600的基本设计：堆芯尺寸基本不变，采用非能动的安全系统，其设计与性能特点满足用户要求文件(URD)的要求。2. APlOOo的主要设计参数见表一aapiow!:iMj

5、m*wwatw*VJDAPlMOM51EPRMMVftt?SdIXC-DOO-IOWPMIg婚式MUMOO2W5CSO电”.08408ItHuiain11-241(12)IB金人”外燃KMOX4W(M0W)4*000w11eBIVScODO4so(J3000)电触/阳，Hr冷C1W91.11/iIIeUiW1wWo：r.3：xeKMN,Fqe2251tflH1010W的QU，内居HU*ft-I内&二J-,一I2-M4“aiifcUim用次国次/年1两台蒸汽发生器对称布置，系统管路由两个主冷却剂环路构成。每个环路的冷端完全相同，并采用了大半径弯管使管路流动阻力降低，并为调节冷热管不同的膨胀率提供

6、柔韧性.管子整体锻造，消除焊i,既降低成本，也减少在役检查的工作量。管路结构和材料的选择显著降低了管子的应力。主泉采用屏蔽式泵，电机与水泵共用一根转动轴，其间没有联轴器，所有转动部件均被包容在与主回路冷却剂相连通的承压壳中。由于屏蔽泵没有轴封，使主回路成为一个“封闭的”系统，传统压水堆核电站中的轴封1.OCA事件在APlooo设计中不会发生。另外，主泵直接安装在蒸汽发生冷下封头上，可使泵与蒸汽发生罂采用同个支撑，大大简化了支掠系统.与主回路相连的接口减少，压力边界的完整性得到更可靠的保障。在APlOoo设计中，与主回路相连的系统主要包括正常余热排出系统和化容系统。这些系统与主回路间至少有两盘的

7、隔高设施，且主冷却剂压力边界限制在安全壳以内，降低了安全壳旁路凶险。正常余热排出系统的设计压力嬴于传统设计，在安全壳以内的管道设计压力与主回路相同，在安全壳以外管道的极限承载能力不低于主回路运行压力。化容系统的换热器及;争化设施移到安全壳内，实际上已构成主冷却剂系统的一部分，并由主泵提供聊动压头。而包括补水泵等设备在内的其它部分位于安全壳外,正常运行时不需要连续运行，间歇期内与主回路隔离。在非能动专设安全设施中，一些管道的隔离阀不再是反应堆冷却剂系统的压力边界，这类阀门的误动作或隔离失效不会危及到冷却剂压力边界的完整性，例如：堆芯补水箱和非能动换热器的隔离阀。APlOoo压力边界隔离设施除了传

8、统的高可兜性阀门外，如：安全阀和前：级自动卸压阳，还采用了高可靠性的无泄漏的隔离边界爆破阀(SquibValve)。综上所述，AP1000反应堆冷却剂系统采用了简化、安全和紧凑布置的设计，压力边界相对于传统压水堆核电站有所简化，冷却剂压力边界的完整性比传统设计更加可靠。非能动特性APIO设说与传统的压水堆设计相比的最大不同点在于APlooo使用非能动的安全系统来减绫设计工况中有可能发生的意外事故。安全功能的实现不依赖外界的电能或动力以及人员的操纵1依靠状态的变化、储能的林放或自主的动作来实现。如利用流体被加热或蒸发、冷却或冷;疑而产生的密度差形成驱动压头或位差形成的重力压头。非能动安全系统不仅

9、简化了专设安全设施，而且可以减少人员干预而可能产生的误动作，改善J人机关系，提高了安全性，还使核电厂成本降低。非能动堆芯冷却系统APlOOO非能动堆芯冷却系统包括非能动余热去除系统和安全注入系统.与传统压水堆应急堆芯冷却系统相比，APlOOO非能动堆芯冷却系统除了具有安全注射和应急硼化的功能外，还具有堆芯应急衰变热导出和安全壳PH值控制的功能，替代了传统压水堆辅助（应急）给水系统和安全壳喷淋系统的部分功能。在反应堆冷却剂系统中，引入个非能动热交换器。当冷却剂泵失效时，水流自然循环到该热交换器，后者将热地载带到安全壳内的换料水箱（IRWST）。传热过程无需动力。当IRWST达到饱和时，向安全壳大

10、气蒸发，非能动安全壳冷却系统动作，冷凝水沿壳壁流回环料水池，可以实现长时间的堆芯冷却。安全注入系统由两台堆芯补绐水箱（CMT）、两台安全注射箱和IRWST组成，连接丁反应堆冷却剂环路并充满硼水，注射依靠重力和气体储能的择放。当正常上充水系统失效时，可应付小泄漏及由失水事故引起的大泄漏，CMT.安全注射水箱和IRWST为堆芯提供冷却。依靠1RR5T提供冷却水注入保持1.oCA后期冷却和余热去除，和安全壳冷却系统一起建立再循环，使堆芯保持淹没。非能动安全充冷却系统P1000非能动安全壳冷却系统与传统压水堆的安全壳喷淋系统的主要功能相同，其作用是发生.1.OCA事故或主蒸汽管破裂事故发生在安全壳内时

11、,排出安全壳内的热量.非能动安全壳冷却系统以钢安全壳作为传热界面，将空气从外层屏蔽壳入口引入,通过外部环廊到达底部,在空气折流板底部转向180度，进入内部环廊，再沿安全壳内壁向上流动。由于内部环廊空气被加热和水蒸气存在，造成内外环廊空气密度差，形成空气的自然循环，空气最终从解蔽壳顶部烟囱排出.在安全壳顶部设有可供72小时的冷却水贮存箱，水依靠全力向下潦,在钢安全壳弧顶和克壁外侧形成层水膜。当安全壳内压力或温度过高时，系统自动开启。由形成的水膜和空气自然循环导出安全壳内的热量，降低安全壳的压力，保证安全充不受损坏。OutsideCoollngairintakeSteelcontainmentve

12、sselAirbaffleNaturalconvectionairdischargePCCSgravitydrainwatertankWaterfilmevaporation非能动安全壳裂交产物去除系统APlOOO在设计上没有安全相关的安全壳喷淋系统用于去除安全壳中的裂变产物。安全壳大气中活性物质的去除完全靠自然的过程（娟沉淀、扩散、热迁移等）。事故后如安全壳内放射性活度升高，由防火系统提供的非能动安全壳喷淋系统在安全壳外充氮透的压力作用下进行喷淋，以限制裂变产物的择放。绝大多数非气态活性物质最终沉积在安全壳地坑冷却水中。非能动主控室可居留系统失去交流电源时，主控室非能动应急可居留系统向主控室通风和充气，维持工作人员可以继续居留的环境至少72小时，井兼作主控室、仪表间和直流设备室的非能动热阱。对APlOoo非能动安全系统的评价APlOOO非能动安全系统的设计满足NRC过去的和新近的准则要求，原理简单，系统简化。非能动原理在实际中已有应用，M