核電與儀表

1、核電與儀器儀表吳劍鳴2007年9月,各類資源發(fā)電比例,已探明的燃料可用年數(shù),世界核電站一覽表,1954年前蘇聯(lián)建成了世界第一座核電站。截至2004年5月，全世界30個國家正在運(yùn)行的核電機(jī)組有441臺，裝機(jī)容量36313.5萬千瓦，核發(fā)電量占總發(fā)電量的16％。,我國建成核電站一覽表,我國核電將快速大發(fā)展,我國的煤碳、水力和石油資源有一定的蘊(yùn)藏量，但是人口眾多，人均能耗低，隨著經(jīng)濟(jì)發(fā)展，今后幾十年內(nèi)能源要求大幅度的增長，特別在我國華

2、東地區(qū)電力需求增長較快，最近幾年大量建造煤電站已經(jīng)造成沿海地區(qū)空氣嚴(yán)重污染，因此必須調(diào)整發(fā)電結(jié)構(gòu)，加速發(fā)展核電，以緩解電力的供需矛盾，減少環(huán)境污染。,我國已批準(zhǔn)建設(shè)的核電站一覽表,核電站的優(yōu)點(diǎn)和特點(diǎn)（一）核電站是高能量、少耗料的電站　　原子核裂變釋放的能量，要比任何一種化學(xué)反應(yīng)釋放的能量大幾百萬倍。每一公斤鈾－235全部裂變所產(chǎn)生的能量相當(dāng)于2500－2700噸優(yōu)質(zhì)煤燃燒時放出的能量。一座發(fā)電容量為60萬千瓦的核電站，每天僅需燃耗約

3、3公斤的鈾－235。而對于同樣發(fā)電容量的一座煤電站來說，每天要解決近萬噸的送料和上千噸灰渣的運(yùn)輸問題。,1000 MW電站燃料用量,我國資源分布不均勻：60％以上的煤集中在華北70％以上的水力資源集中在西南東南沿海人口、工業(yè)集中，缺乏水力、煤炭資源北煤南運(yùn)，西電東送，西氣東送,（二）核電站同時是特殊的核燃料生產(chǎn)廠　　核燃料在反應(yīng)堆內(nèi)燃耗掉一部份，同時還使一部份鈾-238或釷-232轉(zhuǎn)化為新的可裂變的核燃料钚-239或鈾-233。

4、它們經(jīng)過加工處理后可重新投入反應(yīng)堆中使用。在鈾礦藏中，鈾235 占0.71％，其余大都是鈾－238。鈾-238和釷-232的蘊(yùn)藏量要比鈾-235大千百倍，因此，利用核電站反應(yīng)堆的這樣一個轉(zhuǎn)化、增殖特性，可以使自然界蘊(yùn)藏著的大量鈾、釷礦藏獲得充分利用，同時又為核發(fā)電提供了豐富的新核燃料。,（三）國外核電站的發(fā)電成本已低于火電站　　發(fā)電站每度電的成本是由電站建造投資費(fèi)、燃料循環(huán)費(fèi)和運(yùn)行維修費(fèi)三部份組成的，核電站的建造投資費(fèi)比火電站高，但是

5、核電站的燃料循環(huán)費(fèi)卻比較低，只占總電價(jià)的30－40%，而火電站的燃料費(fèi)占總電價(jià)的60－70%。在國外核發(fā)電成本已低于火力發(fā)電成本。從長遠(yuǎn)看，隨著核電站設(shè)備改進(jìn)，燃料循環(huán)更加合理，其發(fā)電成本仍然會繼續(xù)低于同時期的火電發(fā)電。,火電站與核電站發(fā)電成本比較,（四）核電是清潔的能源　　核電站排放的稀有氣體、裂變產(chǎn)物的總劑量率約為1.2×10-11微希/(千瓦·小時)[標(biāo)準(zhǔn)為2.1×10-10微希/(千瓦·

6、小時)]。而燒煤電站排放的灰塵中主要含有鐳、釷等物質(zhì)，其總劑量率約為3.52×10-11微希/(千瓦·小時)[標(biāo)準(zhǔn)為10.6×10-10微希/(千瓦·小時)]。顯然，核電站對環(huán)境的污染比火電站小。燒煤的電站每天還要排出幾百噸的二氧化硫等有害氣體，造成溫室效益和酸雨。,（五）核電是安全的能源－三道屏障,為了保證核電站的安全，我們在放射性裂度產(chǎn)物和環(huán)境之間設(shè)置了三道屏障：只要其中一道屏障是完整的，就不

7、會發(fā)生放射性物質(zhì)外泄事故。第一道屏障——燃料芯塊和包殼核裂變產(chǎn)生的放射性物質(zhì)98％以上滯留在二氧化鈾陶瓷芯塊中，燃料芯塊密封在鋯合金包殼內(nèi)，它能承受約200大氣的壓力，防止燃料裂變產(chǎn)物進(jìn)入一回路水中。,三道屏障(續(xù)),第二道屏障——壓力容器和一回路壓力邊界 核燃料封閉在耐高壓的壁厚20厘米的鋼質(zhì)壓力容器和一回路內(nèi)。第三道屏障——安全殼 反應(yīng)堆廠房是一個高大的預(yù)應(yīng)力鋼筋混凝土構(gòu)筑物，壁厚近1米，內(nèi)表面有6毫米厚的鋼襯，即

8、使在一回路系統(tǒng)及設(shè)備發(fā)生嚴(yán)重破裂的情況下，放射性物質(zhì)也不會擴(kuò)散到安全殼以外的環(huán)境中。,（五）核電站有一系列處理事故措施為了保證在最嚴(yán)重假想事故下這些屏障不被突破，核電站中還設(shè)置了各種工程安全設(shè)施。例如在失水事故時，通過安全注射和安全噴淋系統(tǒng)將反應(yīng)堆產(chǎn)生的熱量帶走并將帶放射性的水蒸汽冷凝下來，通過凈化系統(tǒng)將放射性物質(zhì)除去，從而保證反應(yīng)堆不發(fā)生熔化并防止放射性物質(zhì)向外擴(kuò)散。,壓水堆核電站簡單介紹,壓水堆核電站主要由原子核反應(yīng)堆、一回路系統(tǒng)

9、、二回路系統(tǒng)及其他輔助系統(tǒng)和設(shè)備組成。一回路系統(tǒng)是將核裂變能轉(zhuǎn)化為水蒸汽的熱能裝置。它由反應(yīng)堆、主循環(huán)泵（即主泵）、穩(wěn)壓器、蒸汽發(fā)生器以及相應(yīng)的管道等組成。,壓水堆核電站簡單介紹（續(xù)）,一回路循環(huán)系統(tǒng)的壓力由穩(wěn)壓器進(jìn)行調(diào)節(jié)?，F(xiàn)代大功率壓水堆核電站的一回路系統(tǒng)一般有2－4條并聯(lián)的密閉環(huán)路,為了確保安全，整個一回路循環(huán)系統(tǒng)的主要設(shè)備集中安裝在一座立式圓柱狀球形頂蓋密封建筑物安全殼里。安全殼的內(nèi)徑約40米，高約70米。,二回路主系統(tǒng)和設(shè)備,二

10、回路主系統(tǒng)的主要功用是將蒸汽發(fā)生器產(chǎn)生的飽和蒸汽供汽輪發(fā)電機(jī)組作功發(fā)電和供電站其他輔助設(shè)備使用。二回路系統(tǒng)主要由飽和蒸汽輪機(jī)、發(fā)電機(jī)、冷凝器、凝結(jié)水泵、低壓加熱器、除氧器、給水泵、高壓加熱器、中間汽水分離再熱器和相應(yīng)的儀表、閥門、管道等設(shè)備組成,第一代核電站,自50年至60年代初蘇聯(lián)、美國等建造的第一批單機(jī)容量在300MWe的原型核電站，如美國的希平港核電站和英第安角1號核電站，法國的舒茲(Chooz)核電站，德國的奧珀利海母(Obr

11、igheim)核電站,日本的美浜1號核電站等。,第二代核電站,自60年代末至70年代世界上建造了單機(jī)容量在600－1400MWe的標(biāo)準(zhǔn)核電站，以美國為代表的Model 212（600MWe，兩環(huán)路壓水堆）、Model 312，Model 314 ，Model 412、Model 414、System80以及一批沸水堆（BWR）均可劃入第2代核電站范疇。法國的CPY，P4，P4′´也屬于Model 312，Model 414一類

12、標(biāo)準(zhǔn)核電站。日本、韓國也建造了一批Model 412、System80等標(biāo)準(zhǔn)核電站。它們是目前世界正在運(yùn)行的441座核電站（2004年6月統(tǒng)計(jì)數(shù)）主力機(jī)組。,第三代核電站,滿足美國用戶要求文件或歐洲核電用戶要求文件建造的核電站 美國核電用戶要求文件（URD）和歐洲核電用戶要求文件（EUR）提出了下一代核電站的安全和設(shè)計(jì)技術(shù)要求，它包括了改革型的能動（安全系統(tǒng)）核電站和先進(jìn)型的非能動（安全系統(tǒng)）核電站，并完成了全部工程論證和試驗(yàn)工

13、作以及核電站的初步設(shè)計(jì)，它們將成為下三代核電站的主力堆型表：,第三代核電站(續(xù)),,AP1000的設(shè)計(jì)理念,在傳統(tǒng)成熟的壓水堆核電技術(shù)的基礎(chǔ)上，安全系統(tǒng)“非能動化”?！胺悄軇踊痹O(shè)計(jì)利用的是自然力，這種設(shè)計(jì)理念的引入，使核電站安全系統(tǒng)的設(shè)計(jì)發(fā)生了根本的變化： 在設(shè)計(jì)中充分考慮了嚴(yán)重事故的預(yù)防和緩解； 系統(tǒng)配置簡化，安全支持系統(tǒng)減少，安全級設(shè)備和抗震廠房大幅減少，安全等級和質(zhì)保等級降低，應(yīng)急動力電源和很多動力設(shè)備被取消，

14、大宗材料需求明顯降低。 由此還產(chǎn)生了設(shè)計(jì)簡化、系統(tǒng)設(shè)置簡化、工藝布置簡化、施工量減少、工期縮短等一系列效應(yīng)，最終使AP1000在安全性能顯著提高的同時，經(jīng)濟(jì)上也具有較強(qiáng)的競爭力,AP1000開發(fā)情況,1985年西屋公司開始了非能動先進(jìn)壓水堆AP600的開發(fā)研究工作，前后共化了13年的時間，于1998年9月3日NRC頒布了AP600最終設(shè)計(jì)批準(zhǔn)書。化費(fèi)了1300人年，完成了12,000份設(shè)計(jì)文件，耗資近6個億美元。在此基礎(chǔ)上開發(fā)

15、了AP1000。 2002年3月，核管會已經(jīng)完成AP1000設(shè)計(jì)的預(yù)認(rèn)證審查，AP600有關(guān)的試驗(yàn)和分析程序可以用于AP1000設(shè)計(jì)。目前AP1000設(shè)計(jì)許可證審查階段已基本完成。,AP1000技術(shù)描述,AP1000為單堆布置兩環(huán)路機(jī)組; 電功率1117MWe; 設(shè)計(jì)壽命60年; 主要安全系統(tǒng)采用非能動設(shè)計(jì)，布置在安全殼內(nèi); 安全殼為雙層結(jié)構(gòu)，外層為預(yù)應(yīng)力混凝土，內(nèi)層為鋼板結(jié)

16、構(gòu)。 AP1000主要的設(shè)計(jì)特點(diǎn)如下：,AP1000技術(shù)描述(續(xù)),● 反應(yīng)堆和反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)設(shè)計(jì)采用成熟技術(shù)。● AP1000反應(yīng)堆采用西屋公司成熟的Model 314,這種反應(yīng)堆設(shè)計(jì)已獲得成功的運(yùn)行；● 燃料組件采用可靠性高的14ft Robust燃料組件；● 采用增大的蒸汽發(fā)生器（?125型），這種蒸汽發(fā)生器已在改造核電廠中獲得成功的運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)；● 穩(wěn)壓器容積比運(yùn)行電廠增大了很多；,AP1000技術(shù)描述(續(xù)),

17、● 主泵采用成熟的屏蔽式電動泵；● 主管道簡化設(shè)計(jì)，減少焊縫和支撐；● 壓力容器與西屋標(biāo)準(zhǔn)的三環(huán)路壓力容器相似，取消堆芯區(qū)的環(huán)焊縫，堆芯測量儀表布置在上封頭，可在線測量；● 反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)采用兩環(huán)路的布置方案，但蒸汽發(fā)生器和屏蔽馬達(dá)泵是直接連接的。,非能動安全系統(tǒng),1. 非能動安注系統(tǒng) 2. 非能動余熱排出系統(tǒng) 3. 非能動安全殼冷卻系統(tǒng) 4. 非能動主控制室居留系統(tǒng) 5. 非

18、能動安全殼氫控制 6. 非能動MCR/I&C室冷卻 7. 非能動安全殼pH控制 8. 非能動安全殼大氣放射性導(dǎo)出,非能動安全系統(tǒng)(續(xù)),采用了非能動設(shè)計(jì)大幅度減少了安全系統(tǒng)的設(shè)備和部件，與正在運(yùn)行電站的設(shè)備相比，閥門、泵、安全級管道、電纜、抗震廠房容積分別減少了約50%，35%，80%，70%和45%。,數(shù)字儀控系統(tǒng)和先進(jìn)主控室設(shè)計(jì),AP1000采用成熟的數(shù)字化技術(shù)和先進(jìn)主控室設(shè)計(jì)。主控室采用緊湊布置，充

19、分應(yīng)用人因工程的設(shè)計(jì)理念。數(shù)字化控制系統(tǒng)采用 Ovation DCS系統(tǒng)。,采用模塊化建造技術(shù),AP1000在建造中大量采用模塊化建造技術(shù)。整個電站共分4種模塊類型: 結(jié)構(gòu)模塊122個; 管道模塊154個; 機(jī)械設(shè)備模塊55個; 電氣設(shè)備模塊11個。 從而建設(shè)周期大大縮短，從第一罐混凝土到裝料只需 36個月。 模塊最大體積不得超過集裝箱的容積，即24m

20、5;3.6m×3.6m，其重量一般不得超過5噸。,第四代核電站,美國、法國、日本、英國等核電發(fā)達(dá)國家在2000年組建了Gen-IV國際論壇.總的目標(biāo)是在2030年左右，向市場上提供夠很好解決核能經(jīng)濟(jì)性、安全性、廢物處理和防止核擴(kuò)散問題的第四代核電站。第四代核電站有可持續(xù)能力、安全可靠性和 經(jīng)濟(jì)性三個方面的目標(biāo),經(jīng)濟(jì)性目標(biāo),1.初投資每千瓦小于1000美元，在全壽期內(nèi)的經(jīng)濟(jì)性明顯優(yōu)于其它能源 2.能源系統(tǒng)的財(cái)務(wù)風(fēng)

21、險(xiǎn)不高于其它能 源項(xiàng)目3. 總的電力生產(chǎn)成本應(yīng)低于每度電3美分4. 建設(shè)期小于3年,安全可靠性目標(biāo),1：有很高的運(yùn)行安全性和可靠性。2：堆芯損壞的可能性極低3：在事故條件下無廠外釋放，不需要廠外應(yīng)急。,第四代核電站(續(xù)),IE級設(shè)備的定義,IE級被定為電氣系統(tǒng)設(shè)備的安全級，它是完成下列各項(xiàng)功能所必須的： -反應(yīng)堆緊急停堆， -安全殼隔離， -堆芯應(yīng)急冷卻， -反應(yīng)堆余熱導(dǎo)出，

22、 -反應(yīng)堆廠房的熱導(dǎo)出， -防止放射性物質(zhì)向周圍環(huán)境大量排放。,標(biāo)準(zhǔn)質(zhì)量鑒定程序,標(biāo)準(zhǔn)質(zhì)量鑒定程序用來驗(yàn)證設(shè)備在正常環(huán)境下能 執(zhí)行其規(guī)定功能的能力。 這是通過執(zhí)行一個對每種類型設(shè)備的專用質(zhì)量鑒定大綱來證明的。這個大綱須通過其條件和順序適合于該設(shè)備的一系列試驗(yàn),這一系列試驗(yàn)應(yīng)包括：基準(zhǔn)實(shí)驗(yàn) 例如： 介電強(qiáng)度試驗(yàn) 絕緣電阻試驗(yàn) 功能特性的評定試驗(yàn)等影響參數(shù)的極限值試驗(yàn):在影響參數(shù)的規(guī)定范圍的限值內(nèi)

23、和規(guī)定的上限值上檢驗(yàn)設(shè)備的功能特性。可以綜合這些影響參數(shù)的作用有關(guān)設(shè)備的耐久性試驗(yàn)和/或超時限性能評定的實(shí)驗(yàn)。,K3質(zhì)量鑒定程序,K3質(zhì)量鑒定程序用來驗(yàn)證安裝在安全殼外的設(shè)備在正常環(huán)境條件下和地震載荷下以及對一些設(shè)備項(xiàng)規(guī)定的事故條件下能執(zhí)行其規(guī)定功能的能力?！∵@是通過執(zhí)行一個為每種類型設(shè)備所持有的專用質(zhì)量鑒定大綱來證明的，這大綱指出了下面三個程序的應(yīng)用順序和條件：,－按照標(biāo)準(zhǔn)質(zhì)量鑒定程序； －按照抗地震試驗(yàn)程序；－為某些設(shè)備項(xiàng)所

24、規(guī)定的事故條件下的專用質(zhì)量鑒定程序?！⊥ㄟ^以上程序試驗(yàn)應(yīng)證明該設(shè)備仍能執(zhí)行其規(guī)定的功能?！≡谀承┣闆r下可通過分析法或用綜合的質(zhì)量鑒定方法代替通過試驗(yàn)的質(zhì)量鑒定方法。,抗地震試驗(yàn),用抗地震試驗(yàn)的方法如在IEC980“核電站安全系統(tǒng)電氣設(shè)備抗地震質(zhì)量鑒定的推薦方法”和IEC68-3-3“設(shè)備抗地震方法”中所述?！≡谝粋€設(shè)備試樣上進(jìn)行的程序是用于驗(yàn)證在經(jīng)受安全停堆地震（SSE）載荷時設(shè)備執(zhí)行其規(guī)定功能的能力。,在該試驗(yàn)之前應(yīng)先進(jìn)行為確定

25、諧振頻率的探測試驗(yàn)?！?yīng)給出在每次試驗(yàn)之前、試驗(yàn)期間及試驗(yàn)之后確定功能特性的驗(yàn)收準(zhǔn)則?！≡试S采用下列方法：?。瓎屋S正弦拍波試驗(yàn)；?。瓎屋S時程試驗(yàn)；　－雙軸時程試驗(yàn)?！∮肒3質(zhì)量鑒定程序鑒定的設(shè)備稱 “K3類設(shè)備”。,K2質(zhì)量鑒定程序,K2質(zhì)量鑒定程序用來驗(yàn)證安裝在安全殼內(nèi)的設(shè)備在正常環(huán)境條件情況下和地震載荷下能執(zhí)行其規(guī)定功能的能力?！⌒栌肒2質(zhì)量鑒定程序鑒定的設(shè)備稱作“K2類設(shè)備”。,K1質(zhì)量鑒定程序,K1質(zhì)量鑒定程序里來

26、驗(yàn)證安裝殼內(nèi)的設(shè)備在地震荷載下和在正常事故情況下和/或在事故后能執(zhí)行其規(guī)定功能的能力。,測試點(diǎn)分三類,一般測點(diǎn)：乙方進(jìn)行測試，然后將測試報(bào)告 送交甲方審查認(rèn)可 見證（W）點(diǎn)：乙方進(jìn)行測試時，甲方派 人在測試現(xiàn)場“見證” 停工待檢（H）點(diǎn)：甲方不但派人“見證”乙 方的測試工作，而且在測試結(jié)果沒有 得到甲方認(rèn)可前，乙方不能進(jìn)行下一 道工序的操作