图解核电站主要系统.ppt

图 解 核电站主要系统,适用对象：行政、财务人员和初接触核电领域的工作人员 内容简介：本讲义用图文结合的形式介绍了压水堆核电站的流程原理和主要系统为使读者建立并保持核电站的“全流程”概念，讲义结构采用开篇的流程总图与各节超级链接、通过点击链接分头介绍各系统的方式讲述为尽量简洁易懂，各系统只介绍其主要功能核电站工作原理总图,RCP,RCV,REA,RRA,RIS,EAS,ASG,VVP,GCT,GSS,CEX,CRF,ABP,ADG,APP,AHP,ARE,GEX,PTR,,GEV,,GEW,GPV,废物处理,厂用电,核电站主要系统,反应堆冷却剂系统 RCP 化学和容积控制系统 RCV 反应堆硼和水的补给系统 REA 余热排出系统 RRA 反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统 PTR 安全注入系统 RIS 安全壳喷淋系统 EAS,发电机励磁和电压调节系统 GEX 输电系统 GEV 主开关站—超高压配电装置 GEW 厂内6.6KV供电网络LG*/LH*,二回路主要系统,电气部分主要系统,核岛主要系统,核岛主要系统,反应堆冷却剂系统 RCP 化学和容积控制系统 RCV 反应堆硼和水的补给系统 REA 余热排出系统 RRA 反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统 PTR 安全注入系统 RIS 安全壳喷淋系统 EAS,,§1.1 反应堆冷却剂系统 RCP,一、核岛主要系统,反应堆冷却剂系统 的所有设备、管道都包容在反应堆厂房内。

输热：堆芯→ SG→ 二回路 反应性控制； 压力控制； 充当第二道安全屏障RCP系统功能：,一、核岛主要系统,§1.1 反应堆冷却剂系统 RCP,RCP系统的组成,RCP由核反应堆和与其相连的三条输热环路组成，每条环路包含一台蒸汽发生器、一台主冷却剂泵以及相应的管道和阀门在其中一条环路上还连接有一台稳压器一、核岛主要系统,§1.1 反应堆冷却剂系统 RCP,1、核反应堆,1、堆压力容器容器本体+顶盖 2、堆内构件 吊蓝、堆芯、堆内上部构件、堆内下部构件,一、核岛主要系统,§1.1 反应堆冷却剂系统 RCP,2、燃料组件,一、核岛主要系统,§1.1 反应堆冷却剂系统 RCP,2、燃料组件,采用17× 17阵列,一、核岛主要系统,§1.1 反应堆冷却剂系统 RCP,3、蒸汽发生器,作用： 1、作为热交换设备，产生蒸汽； 2、作为连接设备，隔离一、二回路4、主泵,一、核岛主要系统,§1.1 反应堆冷却剂系统 RCP,电动、立式、单级、三级轴封、离心泵,一、核岛主要系统,§1.1 反应堆冷却剂系统 RCP,5、稳压器,功能： 1、压力控制 2、超压保护,,一、核岛主要系统,§1.2 化学和容积控制系统RCV,RCV系统的主要功能： 1、容积控制2、化学控制3、反应性控制,§1.2 化学和容积控制系统RCV,1、容积控制,（1）一回路水容积变化的原因 水容积随温度的变化而变化 不可避免的泄漏(一号密封、主泵2#轴封等）,（2）水容积变化的影响,水的比容随温度的变化关系曲线,,,,,,,,,温度,容 积,,,,,,•,1.4m3/1T,300 0C,一回路水容积变化→稳压器水位的变化,0,容积控制的方法,上充补水，补偿一回路水的收缩和泄漏（REA系统执行） 下泄排水，吸收一回路水的膨胀，下泄流排往容控箱或TEP系统。

原理：通过上充下泄将稳压器的液位维持在“程序液位”§1.2 化学和容积控制系统RCV,2、化学控制,物理腐蚀（结垢） 燃料包壳破损 化学腐蚀（侵蚀） 高温+高氧含量+低pH值 → 化学反应加快腐蚀进程加速 → 一回路比放射性升高,（1）一回路的化学问题,（2）化学控制的目的,限制腐蚀 将一回路水的化学和放射性指标持在规定的范围内,§1.2 化学和容积控制系统RCV,化学控制的原理,控制pH值（注入7LiOH，中和硼酸） 控制氧含量（机组启动时注入N2H4，正常运行时向容控箱充入氢气） 净化一回路水（过滤+除盐）,§1.2 化学和容积控制系统RCV,化容系统净化段的流程,,§1.2 化学和容积控制系统RCV,3、反应性控制,（1） 反应性变化的原因 燃料多普勒效应和慢化剂温度效应 裂变产物、毒物（氙、钐等）和燃耗 工况改变导致的过渡反应性变化,（3）反应性控制地目的 补偿燃耗和毒物带来的负反应性 控制轴向功率偏差 控制R棒位在调节带内 保证停堆深度,（2）反应性控制的三个手段 控制棒 可燃毒物棒 硼酸溶液的化学补偿,（4） 反应性慢变化的控制措施加硼 稀释 除硼,反应性慢变化的控制措施,§1.2 化学和容积控制系统RCV,,1、系统的功能,§1.3 反应堆硼和水补给系统REA,REA系统为RCV贮存并提供其三大控制功能所需的各种流体。

2、系统的组成,REA系统由水部分和硼酸部分组成，只有硼酸部分与安全相关水部分包括： 9REA001和002BA1-2REA006BA1-2REA001和002PO 硼酸部分包括： 9REA003和005BA1-2REA004BA1-2REA003和004PO,一、核岛主要系统,,反应堆硼和水补给系统流程简图,,§1.4 余热排出系统RRA,1、系统的功能,当一回路的温度降到 180 0C 及以下，压力降到 3.0 Mpa 以下时，RRA系统排出以下三部分热量：,,堆功率,7 %,时间（h）,1%,,,,,,,,,,,,,,,,,,,,,,,,,,,,,,,,,,剩余功率,,停堆,,,,1,2,3,0,Pn%,100%,,,93 %,,,5,4,,,反应堆停堆后的剩余功率,堆芯余热 一回路水和设备的显热 主泵产生的热量,一、核岛主要系统,2、RRA系统的组成,§ 1.4 余热排出系统RRA,,,,,,,,,,,,,,,,,,,,,,,,,,,,,,,,,,,,,,,,,,,,,,,,,,,,,,,,,,,,,,,,,,,,,,,,,,,,,,,,,,,反应堆,一环路,二环路,三环路,01GV,02GV,RCP01PO,RCP02PO,RCP03PO,01BA,,,RRA01PO,RRA02PO,01RF,02RF,24VP,25VP,13VP,RCV50VP,RCV01-03 PO,RCV310VP,RCV366VP,RRA14VP,30VP,46VP,RRA15VP,净化 单元,02BA,01-03DI,,,,,,,RRI,RRI,RRI,13VP,,,,,,,RCV01EX,,082VP,03GV,02RF,RCP-RCV-RRA连接图,RRA泵,§ 14 余热排出系统RRA,RRA泵的电动机,§ 1.4 余热排出系统RRA,RRA热交换器,§ 1.4 余热排出系统RRA,,§1.5 反应堆水池和乏燃料水池冷却和处理系统PTR,1、系统的功能,冷却功能 净化功能 充排水功能,2、系统的组成,反应堆水池 乏燃料水池 换料水箱 泵和管道,一、核岛主要系统,1#机RX、KX厂房布置图,换料腔,堆内构件池,传输水池,乏燃料水池,装罐池,冲洗池,KX厂房,RX厂房,,,反应堆水池全貌,§1.5 反应堆水池和乏燃料水池冷却和处理系统PTR,堆腔（左图）和换料机（右图）,§1.5 反应堆水池和乏燃料水池冷却和处理系统PTR,乏燃料池和行车（左图） 运输水池和倾翻机（右图）,§1.5 反应堆水池和乏燃料水池冷却和处理系统PTR,,PTR流程图,PTR001/002RF,§1.5 反应堆水池和乏燃料水池冷却和处理系统PTR,要求的最小换料水箱水贮量为1660m3(对应于报警水位：15．30m)。

与向LHSI泵和EAS泵供水相对应的合适的水贮量为1380m3此水箱内容纳的水的硼浓度： GNPS为2300—2500ppm，LNPS为2100—2300ppm；最低温度为7℃(对于硼酸结晶温度有足够裕量)，最高温度为40℃(换料后的最高温度)．,换料水箱（PTR001BA）,,§1.5 反应堆水池和乏燃料水池冷却和处理系统PTR,电站核安全,1、核安全定义及三要素,核安全：保护核电厂工作人员、公众和环境免受反应堆裂变产物可能造成的放射性危害保证核安全的三要素： （1）反应性控制 （2）堆芯冷却 （3）放射性产物的包容,（1）燃料包壳 （2）一回路压力边界 （3）安全壳,三重屏障,专设安全设施,核电站设置了一整套的专设安全设施，以便在故障或事故工况下起到保护和缓解作用，不使事故扩大，防止堆芯烧毁，确保第三道屏障即安全壳的完整性，防止放射性物质外逸核电站以可能性极小的、假象的最严重事故作为安全设计的依据，这种最严重事故是指一回路大破口时的冷却剂丧失（LOCA）事故一旦一回路管道大破裂，冷却剂就会喷流而出，造成反应堆失水如果堆芯失去冷却而烧毁，则大量放射性物质就可能释放到安全壳内1）何谓LOCA事故？,§1.6 安全注入系统 RIS,安全注入系统由三个分系统组成。

高压安注 中压安注 低压安注,1、系统的功能,1）一回路小破口失水时，RIS用来向一回路补水，以重新建立稳压器水位；,2）一回路大破口失水事故时，RIS向堆芯注水，以重新淹没并冷却堆芯，限制燃料元件温度的上升2、系统的组成,一、核岛主要系统,3、LOCA时的安注过程,,,,,,,,,,,,,10,20,30,时间 （s）,一回路压力 （bar),150,100,50,0,一回路破口后的压力变化,第一阶段：冷段直接注入阶段,当 P≤119bar时，高压安注系统投入,当P ≤42.5bar时，中压安注系统自动投入,当P<10bar时，低压安注系统投入,§1.6 安全注入系统 RIS,高、低压安注示意,,3、LOCA时的安注过程,§1.6 安全注入系统 RIS,§1.6 安全注入系统 RIS,中压安注箱,第二阶段： 安注再循环阶段,当换料水箱的水位仅有2.1米时，安注转入再循环阶段3、LOCA时的安注过程,§1.6 安全注入系统 RIS,,§1.7 安全壳喷淋系统系统 EAS,（1）当安全壳内的一回路或二回路主管道破裂时，安全壳内的压力P和温度T就会上升EAS系统此时用喷淋水冷凝蒸汽，将安全壳内的温度、压力降低，以保持安全壳的完整性。

2）EAS系统还通过热交换器排出事故时释放到安全壳内的热量，它是安全系统中的唯一冷源一、核岛主要系统,1、系统的功能,2、系统的组成,一、核岛主要系统,,,§1.7 安全壳喷淋系统系统 EAS,EAS热交换器和碱罐,§1.7 安全壳喷淋系统系统 EAS,,GNPS 汽轮机组简介 主蒸汽系统 VVP 汽轮机旁路系统 GCT 汽水分离再热器系统 GSS 凝结水抽取系统 CEX 低压给水加热器系统 ABP,二回路主要系统,给水除气器系统 ADG 汽动/电动给水泵系统 APP/APA 高压给水加热器系统 AHP 给水流量控制系统 ARE 循环水系统 CRF 辅助给水系统 ASG,1、功能：,将一回路提供的热能（高温高压蒸汽）转变为汽轮机高速旋转的机械能，带动发电机发电； 在停机或事故工况下，保证一回路的冷却二、二回路主要系统,二回路主要系统,大亚湾核电站汽轮机组,二、二回路主要系统,2、主要流程,3台蒸汽发生器→1个汽轮机高压缸→2台汽水分离再热器→3个汽轮机低压缸→3个冷凝器→3台凝结水泵→4级低压加热器→1个除氧器→ 3台主给水泵→ 2级高压加热器→ 3台蒸汽发生器,二、二回路主要系统,,,§2.1 GNPS汽轮机组简介,二、二回路主要系统,由英国GEC公司制造的四缸、双流、中间再热、冲动式饱和蒸汽汽轮机。

该汽轮机有四个缸，一个高压缸，三个低压缸，均为双流式，四个转子刚性连成一个轴系，每个转子有两个径向轴承支撑，整个轴系只有一个推力轴承，安装在高压缸和第一号低压缸之间的轴承座内,工作原理,在喷嘴通道内，蒸汽膨胀，汽流速度增加（热能转换为动能），压力、温度降低。