压水堆是以高压高温水作为慢化剂和冷却剂的反应堆。压水堆核电厂正常运行时,向环境排放废气中的放射性低于烧煤电厂煤灰中的放射性,并且不会产生二氧化硫、二氧化碳及氮氧化物等有害气体。与气冷堆核电厂、重水堆核电厂和沸水堆核电厂相比,压水堆核电厂具有功率密度高、结构紧凑、安全易控、技术成熟、造价和发电成本较低等特点,因此它是国际上最广泛采用的商用核电厂。
压水堆核电厂
利用压水反应堆将核裂变能转换为热能,再产生蒸汽发电的电厂。
- 英文名称
- pressurized water reactor nuclear power plant; PWR NPP
- 所属学科
- 电气工程
主要由核岛(nuclear island; NI)、常规岛(conventional island; CI)和电厂配套设施(balance of plant; BOP)组成。核岛是压水堆核电厂的核心,其作用是生产核蒸汽。它包括反应堆厂房(安全壳)、反应堆辅助厂房,以及设置在它们内部的系统和设备。核岛的系统、设备主要有压水堆本体、压水堆冷却剂系统(通常又称一次冷却剂系统或一回路主系统),以及为支持压水堆冷却剂系统正常运行和保证反应堆安全而设置的辅助系统。这些辅助系统主要有:化学和容积控制系统、压水堆余热排出系统;专设安全设施的压水堆安全注射系统、安全壳喷淋系统、压水堆安全壳氢气控制系统、压水堆安全壳通风和净化系统、压水堆安全壳隔离系统和辅助(应急)给水系统;进行放射性废物处理的放射性废气处理系统、放射性废液处理系统、放射性固体废物处理系统;燃料装卸储存检测系统等。常规岛主要包括核电汽轮发电机厂房和设置在厂房内的二回路系统及设施,其内容与常规火力发电厂类似。电厂配套设施是核电厂中除核岛和常规岛外的其他建筑物、构筑物及系统。压水堆核电厂及系统示意见图1和图2,压水堆核电厂总体布置见图3。
压水堆本体主要由反应堆堆芯、堆内构件、压力容器和控制棒驱动机构等部件组成,它通常有一两百个燃料组件,装在圆筒形压水堆压力容器内。与压力容器相连接的一回路,包括2条、3条或4条并联的封闭环路。每条环路有1台蒸汽发生器、1台或2台反应堆冷却剂泵(又称主泵)。整个系统设置一台带有安全阀和卸压阀的稳压器,以控制系统压力并提供超压保护。反应堆冷却剂经过蒸汽发生器加热二回路水,使之产生干度为99.75%以上的饱和蒸汽或过热度为25~30℃的微过热蒸汽。二回路和核电汽轮机系统与火力发电厂汽轮发电机组及其汽水系统相似,但汽轮机多为饱和蒸汽汽轮机,并且设置有40%~85%额定蒸汽量排放能力的蒸汽旁路排放系统,以避免核电厂甩负荷时一、二回路超压并减少蒸汽向大气排放。此外,还设置有应急动力源和应急水源,以保证安全停堆和排出余热,并保持安全停堆状态。
压水堆内,作为中子慢化剂和一次冷却剂的高温、高压水(通常加硼以调节反应性)从燃料组件中流过,从而被进一步加热,温度升高30℃左右的一回路水进入蒸汽发生器,将二回路中水加热产生蒸汽。一回路水温度降低后,由主泵再送回堆芯,这样在一回路中循环流动。一回路运行压力通常为15.2~15.5兆帕。一回路水在压力容器出口的温度通常比运行压力下的饱和温度低20℃左右,所以其流动状态为欠热液相流动。
从蒸汽发生器出来的饱和蒸汽或微过热蒸汽进入汽轮机膨胀做功,带动发电机发电。
条目图册
扩展阅读
- 郑明光,杜圣华.压水堆核电站工程设计.上海:上海科学技术出版社,2013.