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個國家正在運行的核電機組有441臺，裝機容量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藏量，但是人口眾多，人均能耗低，隨著經(jīng)濟發(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)點和特點（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，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、燃料循環(huán)費和運行維修費三部份組成的，核電站的建造投資費比火電站高，但是

5、核電站的燃料循環(huán)費卻比較低，只占總電價的30－40%，而火電站的燃料費占總電價的60－70%。在國外核發(fā)電成本已低于火力發(fā)電成本。從長遠看，隨著核電站設(shè)備改進，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)生嚴重破裂的情況下，放射性物質(zhì)也不會擴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)壓器進行調(diào)節(jié)。現(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、發(fā)電機、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行的441座核電站（2004年6月統(tǒng)計數(shù)）主力機組。,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工

13、作以及核電站的初步設(shè)計，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)計利用的是自然力，這種設(shè)計理念的引入，使核電站安全系統(tǒng)的設(shè)計發(fā)生了根本的變化： 在設(shè)計中充分考慮了嚴重事故的預(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)濟上也具有較強的競爭力,AP1000開發(fā)情況,1985年西屋公司開始了非能動先進壓水堆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)計批準(zhǔn)書?；M了1300人年，完成了12,000份設(shè)計文件，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)計的預(yù)認證審查，AP600有關(guān)的試驗和分析程序可以用于AP1000設(shè)計。目前AP1000設(shè)計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)路機組; 電功率1117MWe; 設(shè)計壽命60年; 主要安全系統(tǒng)采用非能動設(shè)計，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)計特點如下：,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)計已獲得成功的運行；● 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行經(jīng)驗；● 穩(wěn)壓器容積比運行電廠增大了很多；,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，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)計大幅度減少了安全系統(tǒng)的設(shè)備和部件，與正在運行電站的設(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)和先進主控室設(shè)計,AP1000采用成熟的數(shù)字化技術(shù)和先進主控室設(shè)計。主控室采用緊湊布置，充

19、分應(yīng)用人因工程的設(shè)計理念。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)濟性、安全性、廢物處理和防止核擴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)濟性三個方面的目標(biāo),經(jīng)濟性目標(biāo),1.初投資每千瓦小于1000美元，在全壽期內(nèi)的經(jīng)濟性明顯優(yōu)于其它能源 2.能源系統(tǒng)的財務(wù)風(fēng)

21、險不高于其它能 源項目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,這一系列試驗應(yīng)包括：基準(zhǔn)實驗 例如： 介電強度試驗 絕緣電阻試驗 功能特性的評定試驗等影響參數(shù)的極限值試驗: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)備的耐久性試驗和/或超時限性能評定的實驗。,K3質(zhì)量鑒定程序,K3質(zhì)量鑒定程序用來驗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； －按照抗地震試驗程序；－為某些設(shè)備項所

24、規(guī)定的事故條件下的專用質(zhì)量鑒定程序?！⊥ㄟ^以上程序試驗應(yīng)證明該設(shè)備仍能執(zhí)行其規(guī)定的功能。　在某些情況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的質(zhì)量鑒定方法。,抗地震試驗,用抗地震試驗的方法如在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)備試樣上進行的程序是用于驗證在經(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。,在該試驗之前應(yīng)先進行為確定

25、諧振頻率的探測試驗?！?yīng)給出在每次試驗之前、試驗期間及試驗之后確定功能特性的驗收準(zhǔn)則?！≡试S采用下列方法：?。瓎屋S正弦拍波試驗；?。瓎屋S時程試驗；?。p軸時程試驗?！∮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。,測試點分三類,一般測點：乙方進行測試，然后將測試報告 送交甲方審查認可 見證（W）點：乙方進行測試時，甲方派 人在測試現(xiàn)場“見證” 停工待檢（H）點：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 得到甲方認可前，乙方不能進行下一 道工序的操作