压水堆核电厂的组成

 

　　压水堆核电厂的组成通常可以分为三大部分：其一，把一回路系统及其辅助系统、安全 设施及厂房等称为核岛(nuclear island);其二，把以汽轮发电机组为核心的二回路辅助系 统及厂房称为常规岛(conventional island);其三，电气系统和设备(发电机及其辅助系统、 电源系统等)。图1-2为压水堆核电厂主要厂房。

　　图1-2压水堆核电厂主要厂房 1 一安全壳；2-汽轮发动机厂房；3-燃料操作厂房；4一辅助设备厂房核岛由以下几部分组成：

 

　　(1)反应堆冷却剂系统；

 

　　(2)核岛辅助系统，如化学和容积控制系统、余热排出系统等；(3)专设安全设施系统，如安注系统、安全壳喷淋系统等；(4)与安全壳相关的通风系统，如安全壳换气通风系统等；(5)三废系统，如废液处理系统等；(6)其他系统。

 

　　反应堆冷却剂系统又称核岛蒸汽供应系统(NSSS系统)，位于安全壳内，如图1-3为 安全壳内纵剖面图。

 

　　压水堆核电厂的常规岛包括与常规火力发电厂相似的系统及设备，主要有：

 

　　(1)蒸汽系统，如主蒸汽系统、汽水分离再热系统等；(2)给水系统，如凝结水系统、除氧器系统等；(3)汽机及其辅助系统；(4)外围系统。

 

　　图1-3安全壳内纵剖面图

 

　　反应堆结构

 

　　反应堆是产生、维持和控制链式核裂变反应的装置，它以一定功率释放出能量，并由冷却剂导出，再通过蒸汽发生器将堆芯产生的热量传给蒸汽发生器二次侧给水，产生蒸汽，驱动汽轮发电机发电。

 

　　大亚湾核电站反应堆的堆型是压水堆，其位于安全壳的中央，常用加压轻水作为慢化剂和冷却剂。图1-4是压水堆本体（图中缺堆芯下栅格板）。它可分为四部分：反应堆堆芯，堆内构件，反应堆压力容器、顶盖和控制棒驱动机构。

 

　　除了在机械强度、刚度、加工精度和耐腐蚀等方面满足比一般机械设备更高的要求外，反应堆结构部件还要满足核性能和抗辐射方面的要求。结构材料在反应堆内受到核裂变放出的髙能量7射线和各种能量的中子轰击后，材料性能发生变化，同时还带有很强的放射性。因此，在设计、制造、安装和在役检查的各个阶段中，都要对反应堆的主要部件进行严格的质量控制，以保证反应堆安全可靠地运行。

 

　　反应堆堆芯是反应堆的核心部件，核燃料在堆芯内实现核裂变反应，释放出核能，同时将核能转变成热能，因而它是一个高温热源和强辐射源。

 

　　堆芯组成和换料策略如图1-5所示，堆芯由157个尺寸相同、截面为正方形的燃料组件排列而成，其当量直径为304 cm。核电站堆芯首次装料时，有三种不同富集度（即235U在铀中所占的份额，又称浓缩度）的燃料组件，分别是1.8%，2. 4%和3.1%。因堆芯沿径向中子注量率的分布是中间髙、外侧低，为了提高堆芯平均功率密度和充分利用核燃料，采取按富集度不同分区装料和局部倒料的燃料循环方式，即堆芯的四周由52个富集度为3. 1%的燃料 组件组成第3区，内区则混合交错布置52个富集 度为2.4%和53个富集度为1. 8%的燃料组件组成 第2区和第1区。换料时卸出第1区的乏燃料组 件，外围的组件向内部区域倒换，新加人的燃料 组件放在第3区（最外围）。采用这样的燃料分布 方式可以展平堆芯功率，获得较高的燃耗深度， 提高核燃料的利用率。每年更换约1/3的燃料组 件（更换组件的具体数目要根据本年度发电计划及上一循环燃耗情况而定），称为一个燃料循环。

 

　　从第二个循环开始，新装入的燃料组件的富集度为3. 25%。髙于首次装料，这是因为运行一段时间后堆芯内积累了一些吸收中子的裂变产物，需要增加正反应性储备。根据燃料组件在堆芯中的不同位置，在其中分别放置了控制棒组件、可燃毒物组件、中子源组件和阻力塞组件。