核电站系统PPT课件.ppt

核工程导论第四章核电站系统Systems of Nuclear Power Plant (NPP)上海交通大学 2010年2021/7/231第四章第四章 核电站系统核电站系统Systems of Nuclear Power Plant (NNP)•4.1 核电厂工作原理 •4.2 核电厂的组成与主系统•4.3 核电厂的主要设备•4.4 核电厂的控制2021/7/2324.1 核电厂工作原理•电是如何产生的？•压水堆 pressurized water reactor•沸水堆 boiling water reactor•重水堆 heavy water reactor•石墨水冷堆 graphite water cooling reactor•高温气冷堆 high-temperature gas cooling reactor•快中子增殖堆 fast breeding reactor2021/7/233蒸汽推动汽轮机发电火电厂电是如何产生的？核电厂发电效率要求：汽轮机入口工质温度高2021/7/234水水压水堆核电站工作原理 Pressurized Water Reactor (PWR)Pressurized Water Reactor (PWR)压力容器稳压器主泵主管道蒸发器汽轮机发电机冷凝器输配电二回路二回路一回路一回路基本参数：一回路：压力154 bar, 高压水二回路：压力~55bar, 出口饱和蒸汽 蒸汽2021/7/235压水堆的主要特性 Characteristics of Pressurized Water Reactor (PWR)Characteristics of Pressurized Water Reactor (PWR)•核燃料 fuel –低浓缩铀 low-enriched uranium，~2％富集度enrichment•慢化剂 moderator–轻水 light water•冷却剂 coolant–轻水 light water•回 路 loop：二个回路•压 力 pressure：一回路：15.4Mpa，二回路：~5.5Mpa–一回路水保持在不发生整体沸腾–二回路为蒸发器出口饱和蒸汽•蒸汽温度steam temperature：–饱和蒸汽 saturated steam•换 料 refueling：12个月18个月•目前，全球共有441台在运行的核电机组，其中209台是压水堆•压水堆是上国际上使用最广泛的堆型•法国在运行的核电站都是压水堆2021/7/236蒸汽单回路沸水堆核电站工作原理Boiling Water Reactor (BWR)Boiling Water Reactor (BWR)反应堆容器水2021/7/237沸水堆的主要特性 Characteristics of Boiling Water Reactor (BWR)Characteristics of Boiling Water Reactor (BWR)•核燃料：低浓缩铀，~2％富集度•慢化剂：轻水•冷却剂：轻水•回 路：一个回路•堆 芯：直流蒸发器•压 力：一回路：5~7Mpa–一回路冷却水在堆芯内发生沸腾，并将产生的蒸汽直接送给汽轮发电2021/7/238重水堆核电站工作原理Heavy Water Reactor重水作慢化剂和冷却剂，天然铀核燃料，不停堆换料汽轮机蒸汽发生器排管容器压力管重水蒸汽轻水一回路二回路2021/7/239Candu重水堆的主要特性 Characteristics of Candu Heavy Water Reactor (BWR)Characteristics of Candu Heavy Water Reactor (BWR)•核燃料：天然铀 natural uranium，0.71％富集度•慢化剂：重水 heavy water•冷却剂：重水、轻水 water•回 路：二个回路 two loops•堆 芯：压力管 pressure tube•压 力：一回路 60 bar•换 料：不停堆2021/7/2310CANDU堆的优缺点堆的优缺点•用天然铀作燃料，燃料循环简单–由于重水吸收中子的能力比轻水弱200多倍，所以重水反应堆可以采用天然铀作燃料–建造重水堆不需要建浓缩铀厂，只要具备天然铀燃料生产能力就可以•天然铀需要量少，产钚量高– 若压水堆的卸料不进行后处理的话，重水堆的天然铀需要量要比压水堆的少些–在相同发电量的情况下，重水堆产钚量要比压水堆多，这可为快中子堆积累更多的燃料–而且在特殊情况下，还可以用于军用2021/7/2311RBMK石墨慢化轻水冷却核电厂石墨慢化轻水冷却核电厂Graphite Moderator Water Cooling Reactor堆芯压力管蒸汽石墨块液体分配箱汽水分离器•世界上第一个核电站的堆型•切尔诺贝利核电站的堆型燃料棒2021/7/2312石墨水冷堆核电站的主要特性 Characteristics of Graphite Moderator Water Cooling ReactorCharacteristics of Graphite Moderator Water Cooling Reactor•核燃料：天然铀，0.71％富集度•慢化剂：石墨•冷却剂：轻水•回 路：一个回路，•堆 芯：压力管，沸水型•换 料：不停堆•优 点：功率可以设计非常大•缺 点：–堆芯太大、不易控制–有些条件下可能会有正空泡份额2021/7/2313高温气冷堆工作原理High-temperature Gas Cooling Reactor (HTGR)High-temperature Gas Cooling Reactor (HTGR)高温气冷堆的核燃料直径60mm蒸汽发生器反应堆容器2021/7/2314高温气冷堆的主要特性 Characteristics of HTGRCharacteristics of HTGR•核燃料：低浓铀或高浓铀加钍的氧化物（或碳化物），高温陶瓷型颗粒燃料•慢化剂：石墨•冷却剂：氦气•回 路：–二个回路：蒸汽轮机–一个回路：氦气轮机•堆 芯：由球形燃料和石墨反射层组成•压 力：4Mpa•堆芯出口温度：大于750℃。

•换 料：堆顶部连续装入堆芯，同时从堆芯底部卸料管连续卸出乏燃料球2021/7/2315快中子增殖堆工作原理Fast Breeder Reactor (FBR)Fast Breeder Reactor (FBR)堆芯中间热交换器钠池容器钠泵蒸汽发生器2021/7/2316快中子增殖堆的主要特性 Characteristics of FBRCharacteristics of FBR•核燃料：浓缩铀、钚－239（铀-238）•中 子：快中子•慢化剂：无•冷却剂：液态金属钠，铅铋和氦气•回 路：三个回路一回路钠、中间回路钠、二回路蒸汽•堆 芯：池式, •钠的出口温度: 约为550℃，•增殖原理：铀－238吸收中子生成钚－2392021/7/2317研究堆Research Reactor•用途–医学和核方面的研究，包括同位素的生产–物理、化学和生物领域内的教学研究和实验–材料检验–人员培训–原型反应堆设计研究•类型–工具堆它主要用来考验新堆的燃料、材料和部件，同时也用来进行新堆的物理特性实验研究–中子源堆它主要用来提供中子束进行研究工作，为物理、化学、生物和医学研究提供服务，同时也生产放射性同位素2021/7/2318高通量研究堆高通量研究堆High-flux Research Reactor •研究堆的主要用途是利用堆内的中子进行各种辐照和科学研究工作，所以，研究堆的首要要求就是较高的中子通量•低通量堆–中于通量小于 1× 1012中子/(厘米2·秒）的反应堆；•中等通量堆–在1×1012~1×1014中子／（厘米2·秒）之间•高通量堆–大于 5X1014中子／（厘米2·秒）•据不完全统计，最高中子通量为5×1014中子／（厘米2·秒）以上的研究堆，全世界只有15座•最高中子通量为10×1014中子／（厘米2·秒）以上的研究堆，全世界只有10座2021/7/23192021/7/2320脉冲反应堆(TRIGA堆) •脉冲反应堆是美国通用动力公司通用原子部（GA）在50年代末发展起来的一种小型均匀研究堆•也叫作 TRIGA堆（Training Research and Isotope Production Reactor of General Atomic，即美国海湾通用动力公司通用原子部的培训、研究和制备同位素反应堆）•采用氢化锆和铀均匀弥散混合作为固体燃料一慢化剂元件，构成一种池式反应堆2021/7/2321•特点–采用铀氢锆合金作为燃料一慢化元件 ，具有良好的负反馈性能–固有安全性和较硬的中子能谱•主要用途有–用它来生产中短寿命放射性同位素，如用于疾病治疗的氮-13、氟-18、镁-28、铬-5l、氙-131、锝-99、碘-125、碘-131、金-198等，就近供应用户–用于中子活化分析–中子照相，脉冲堆的峰值中子通量比稳态堆高3个量级，脉冲中子照相速度快、质量好、成本低，它能测出的最小裂纹达0．025毫米，位错0．125毫米，检查锻钢件厚度达500毫米，尤其可对特殊材料进行无损探伤–利用脉冲堆可开展多种基础学科的研究，如核物理、中子物理、凝聚态物理、放射化学、分子生物学、材料科学等的实验研究；–脉冲堆装备辐照孔道，可对各种材料、构件或样品进行辐照实验–用于教学和人员的培训，这是由于脉冲堆安全性很高，可以建在大学校园内作为教学堆，不会因误操作而导致严重事故，可以进行事故分析脉冲反应堆2021/7/2322生产反应堆 •用途–生产军用钚•主要类型–石墨气冷反应堆 •天然铀石墨气冷堆又称镁格诺克斯堆（Magnox），因为采用镁作燃料元件包壳而得名•堆体结构是由大量石墨块砌成的，每块石墨上刻有20厘米宽的槽，用以安装燃料元件•反应堆采用二氧化碳作冷却剂。

二氧化碳从燃料元件与石墨孔道的间隙中流过，流出堆芯后进入蒸汽发生器，经过热交换后将热量传递给二次回路的水，使其变成蒸汽推动汽轮机发电•被冷却的二氧化碳被风机重新打回反应堆堆芯中•天然铀石墨气冷堆是英、法两国早期生产堆的主体，对两国早期生产军用钚做出过很大的贡献2021/7/2323低温核供热站2021/7/2324海水淡化反应堆2021/7/23254.2 核电厂的组成（压水堆）•核电站厂房 Plant Buildings•按分岛形式分类–核岛（安全壳） Nuclear Island (Containment)–常规岛（汽轮发电机厂房）Conventional Island (Turbine Building)–BOP（电站辅助与公用设施）Balance of Plant 2021/7/2326蒸汽发生器反应堆汽轮机安全壳2021/7/2327核电站厂房核电站厂房 安全壳厂房汽轮发电机厂房一回路辅助厂房 2021/7/2328CANDU厂房布置2021/7/2329百万级核电厂厂房布置2021/7/2330安全壳 Containment•名称–安全壳 Containment–反应堆厂房 Reactor Building–核岛 Nuclear Island–一号厂房 No.1 Building•作用–将一回路系统中带放射性物质的主要设备包容在一起，以防止放射性物质向外扩散–即使在核电站发生最严重事故时，放射性物质仍能全部被封闭在安全壳内不致影响到周围环境2021/7/2331安全壳结构•结构–内径约40米，壁厚约1米，高约65-70米的圆柱状或球形预应力混凝土大型建筑物–内设置有直径为10米的设备闸门和一个联接辅助厂房的人员闸门–顶部设置有起吊能力为250－300t的环形吊车环形吊车压力容器蒸发器秦山核电三期秦山核电三期秦山核电二期秦山核电二期2021/7/2332安安全全壳壳内内部部布布置置反反应应堆堆厂厂房房环形吊车压力容器Pressure Vessel蒸发器Steam Generator核岛2021/7/2333压水堆安全壳2021/7/2334反应堆堆芯反应堆堆芯反应堆堆芯反应堆堆芯 蒸气发生器蒸气发生器蒸气发生器蒸气发生器冷却水循环泵冷却水循环泵冷却水循环泵冷却水循环泵汽轮发电机汽轮发电机汽轮发电机汽轮发电机通向电网通向电网通向电网通向电网核蒸汽供应系统核蒸汽供应系统核蒸汽供应系统核蒸汽供应系统CANDU安全壳示意图2021/7/2335汽轮机厂房•名称–气轮机厂房 Turbine Building–常规岛 Conventional Island–二号厂房 No.2 Building2021/7/2336秦山核电二期汽轮机厂房2021/7/2337秦山核电三期汽轮机厂房 Conventional Island 2021/7/2338BOP系统（Balance Of Plant)•电厂辅助与公用设施–海水循环–输变电–取排水–应急柴油发电机组–电厂辅助–服务设施 2021/7/2339核电厂的主系统（压水堆）•一回路系统 Primary Loop System核蒸汽供应系统 Nuclear Steam Supply System, NSSS–主系统–辅助系统•二回路系统 Second Loop System–主给水系统 Feedwater System–主蒸汽系统 Main Steam System•专设安全设施–安全注射系统 Safety Injection System（应急堆芯冷却系统 Emergency Core Cooling System, ECCS）–安全壳系统 Contaiment System–安全壳喷淋系统 Contaiment Spray System2021/7/2340核电站系统全图核蒸汽供应系统常规岛和BOP系统2021/7/2341核蒸汽供应系统(一回路系统)主冷却剂系统Coolant System安全注射系统ECCSEmergency Core Cooling System化学容积控制系统CVCSChemical Volume Control System稳压器系统Pressurizer System2021/7/2342核蒸汽供应系统的特性Nuclear Steam Supply System，NSSS•组成–反应堆冷却剂系统–为支持一次冷却剂系统正常运行和保证反应堆安全并直接与一次冷却剂系统相连接的主要辅助系统•化学与容积控制系统 •停堆冷却剂系统, 余热排出系统 •安全注射系统，应急堆芯冷却系统 •疏排水系统•取样系统•功能–将核燃料在反应堆中释放出的热能传输至蒸汽发生器产生蒸汽，以便最终用于电力生产(见一次冷却剂系统)–具有保证反应堆安全的功能2021/7/2343一回路系统, 核蒸汽供应系统Nuclear Steam Supply System NSSS•主系统–反应堆冷却剂系统 Coolant System•压力容器 Pressure Vessel, Reactor Vessel•主泵，冷却剂泵 Main Pump，Reactor Coolant Pump (RCP)•蒸气发生器 Steam Generator•稳压器 Pressurizer•主管道 Main Pipe–稳压器系统•电加热器, heater elements•喷淋系统, sprayer system•压力保护系统, pressure protection system•辅助系统–化学容积控制系统 Chemical Volume Control System, CVCS–余热排出系统，Residual Heat Remove System, RHRS–安全注射系统，应急堆芯冷却系统，Safety Injection System, Emergency Core Cooling System•高压安注系统，High-pressure Injection System•蓄压箱系统（中压安注） Accumulator•低压安注系统, Low-pressure Injection System2021/7/2344反应堆冷却剂系统Reactor Coolant System (RCS)主管道Main pipe 名称•反应堆冷却剂系统Reactor Coolant System•一次侧冷却剂系统Primary Coolant System•一回路Primary Loop•主系统2021/7/2345反应堆冷却剂系统的特性（1） •功能–在核电厂正常运行期间，由反应堆冷却剂冷却堆芯，同时导出堆芯产生的热量，通过蒸汽发生器加热二回路侧水产生蒸汽发电–在其他工况下为堆芯提供冷却条件(见余热排出系统、安全注射系统)–控制一次冷却剂中的硼含量以补偿和控制反应性–以一次冷却剂系统的压力边界作为防止放射性物质向外释放的一道重要屏障–冷却剂兼作慢化剂和反射层•组成–压水堆压力容器–两条至四条并联的环路 –稳压器系统•主参数–一次冷却剂的工作压力通常为15.2~15.5MPa–正常运行时由稳压器控制使压力保持在规定限值以内，并由卸压阀和安全阀提供超压保护–一次冷却剂的平均温度通常为300~310℃–其反应堆出口温度通常为315~330℃–反应堆进出口温差在满功率时约30℃2021/7/2346反应堆冷却剂系统的特性（2）•设备要求–本系统所有承压边界的设备及管道均属于核安全1级和抗震Ⅰ类 •布置要求–本系统全部布置在安全壳内，以防止放射性物质向环境泄漏–把各设备和管道按隔离原则分别布置在安全壳的各个隔离室内，以防止飞射物损坏本系统设备–应使蒸汽发生器的位置高于反 应堆位置，以保证系统具有足够的自然循环能力，在主泵失效时也能排出堆芯余热 2021/7/2347反应堆冷却剂系统流程图RCS压力容器MSFWHTR HTR MSFWAB稳压器蒸发器蒸发器主泵主泵稳压器蒸发器主泵作用：•安置堆芯、控制裂变链式反应、导出热量、产生蒸气的重要系统•放射性的第二道屏障•构成主系统的压力边界2021/7/2348CANDU和PWR一回路系统的比较CANDUCANDUPWRPWR蒸汽出口蒸汽出口反应堆本体反应堆本体给水入口给水入口2021/7/2349SGWSHGSBRV10BV12V14V10AV11V13V15SRC005 TKSRDV01BV01AVO2AVO2BVO3AVO3BVO4AVO5AVO4BVO5BSRC003 PZAB喷淋电加热器安全阀卸压阀卸压箱稳压器系统Pressuriezer System2021/7/2350FEEDWATERRWSTA1A2B1B2ABSump BSump AABBAFPTL反应堆冷却剂系统和安全壳 (核岛)Nuclear Island2021/7/2351反应堆厂房布置2021/7/2352化学和容积控制系统 Chemical and Volume Control System，CVCS•作用–一次冷却剂系统中的一个重要辅助系统–用于调节一次冷却剂中硼的浓度以补偿反应性变化–补充和保持压力边界内冷却剂的容积–连续净化一次冷却剂•功能–在核电厂反应堆正常运行及停堆时，净化一次冷却剂，使其保持规定的水质指标–补偿一次冷却剂由于其温度的变化、流失或添加所引起的容积变化–调节一次冷却剂中的硼浓度，以补偿由一次冷却剂温度变化、氙毒、燃耗等物理参数变化所引起的反应性的缓慢变化，并在维修或换料时提供足够的停堆深度–作为安全注射系统的补充，在事故工况时，将含硼水注入一次冷却剂系统–提供主泵轴封水并收集轴封回流水–向换料水箱及乏燃料池提供含硼水 2021/7/23537000ppm BST7000ppm BST 2000ppm RWSTVCTV521BV521BV512AV512AV104AV104AV104BV104BBATPBBATPBBATPABATPAV528AV528A过滤器过滤器V224BV224BV224AV224AV233BV233BV233AV233AV234BV234BV235BV235BV236BV236BV234AV234AV235AV235AV236AV236AV006V006主主泵泵轴轴封封A APRZPRZA A环冷段环冷段B B环冷段环冷段V237AV237AV238AV238AV239AV239AV237BV237BV238BV238BV239BV239BV012V012V008V008主主泵泵轴轴封封B BV467AV467AV462AV462AV467BV467BV462BV462B再生热交换器再生热交换器上充泵上充泵A A上充泵上充泵B B硼酸贮存箱B硼酸贮存箱A换料水箱容积控制箱硼酸驳运泵硼酸驳运泵B B硼酸驳运泵硼酸驳运泵A A化容化容 上充上充SCV-IC8SCV-IC8本底本底V461AV461AV461BV461BV528BV528BV216AV216AV216BV216B 化容系统流程图2021/7/2354余热排出系统Residual Heat Removal system， RHR•作用–用于冷停堆时排出堆芯余热的系统，亦称停堆冷却系统–很多核电厂中，本系统还兼作安全注射系统的低压注射分系统•主要功能–正常冷却停堆的第二阶段，即当一次冷却剂系统的压力和温度分别达到2.5~3.0MPa和175~180℃时，把停堆后的堆芯余热以及系统内介质和设备的热量，通过设备冷却水系统传输至最终热阱，使反应堆冷却剂的温度以一定速率降到冷停堆或换料操作温度，并保持这个温度–在反应堆更换燃料开始时，将换料水箱内的含硼水输入换料水池，换料结束后，再将换料水池内的含硼水送回换料水箱–失水事故时，兼作低压安全注射部分，将换料水箱内的含硼水或安全壳再循环地坑内的水，注入堆芯。

2021/7/2355A 环热段V01AV01CV26A安全壳内安全壳内安全壳外安全壳外余热排除泵AV17AA 环冷段设冷水B 环热段V01BV01DV26B余热排除泵BV17BB 环冷段设冷水V09AV09B余热排出系统热交换器B余热排出系统热交换器A设冷水设冷水安全壳内安全壳内余热排出系统Residual Heat Removal System2021/7/2356安全注射系统 Safety Injection System, SIS•名称–安全注射系统 (Safety Injection System, SIS)–应急堆芯冷却系统(Emergencey Core Cooling System, ECCS)•作用–一回路管道和设备发生破损事故后迅速向堆芯注射硼水，为堆芯提供应急和持续冷却的系统–专设安全设施之一–有些核电厂设置应急加硼装置–当主蒸汽管道破裂时，利用化学和容积控制系统的离心上充泵或高压安全注射泵从应急加硼箱内将硼浓度高达7000~21000ppm的含硼水注入堆芯，向堆芯引入负反应性，保证反应堆不会重返临界，使反应堆保持安全停堆状态•组成–高压安注 (High Pressure Safety Injection)–安全注射箱（蓄压箱，Accumulator）–低压安注 (Low Pressure Safety Injection)2021/7/2357ACC-AV03BV03ASump ASump BV01AV01BBV24CV24IV24LV24FV24JV24GV24DV24ASRH-V11ASRH-V11BSRH-V02BSRH-V02ASRH-V04ASRH-V04BSRH-V05BSRH-V05ARHEx-BV50BRHEx-AV50ARHR-P-ARHR-P-BV28AV28CV28EV28GV28BV28FV28DV28HV35CV35DV35AV35BA1A2B1B2V40AV40BV41AV41BSRH-V28BSRH-V28ARWSTMISSILEBARIERAV02BV02AV34AV34BV34CV34D安全壳外安全壳外安全壳内安全壳内安全壳外安全壳外安注箱B换料水箱安注箱AHPISHPISLPISLPIS高压安注p<~100pa低压安注p<~10pa安注箱p<~60pa安注系统（应急堆芯冷却系统安注系统（应急堆芯冷却系统 ECCS ECCS）） Safety Injection System Safety Injection System （（Emergency Core Coolant SystemEmergency Core Coolant System））2021/7/2358l高压注射高压注射l中压注射中压注射l低压注射低压注射应急水箱应急水箱CANDU应急堆芯冷却系统（应急堆芯冷却系统（ECCS）） Emergency Core Coolant SystemEmergency Core Coolant System2021/7/2359二回路系统•二回路系统–主系统 major systems•主蒸气系统 steam system•主给水系统 feedwater system•辅助给水系统 auxilialy feedwater system•汽轮机发电机turbine and generator system•冷凝器系统 condensor–辅助系统 sub-systems •蒸气旁排系统，steam dump system•设备冷却系统 Equipment cooling system•应急柴油机 emergency diesel generators •最终热阱 ultimate heat sink 2021/7/2360二回路系统主蒸气系统主给水系统2021/7/2361V01B给水系统Feedwater SystemFEEDWATER MANIFOLDv11FFFFFFPRIMARYLOOP BPRIMARYLOOP AMSMSFEEDWATER MANIFOLDEMERGENCYFEEDWATER TANKSRC002A SGSRC002B SGSMF-V001AV002AV005AV007AV004AV008AV003AV006ASAF-V10AV09AV09BSAF-V10BDIESELDRIVEN PUMP AMOTORDRIVEN PUMP AV03AV03BSMF-V001BV002BV005BV007BV004BV008BV003BV006BV10CV09CV09DV10DDIESELDRIVEN PUMP BMOTORDRIVEN PUMP BV01AFEEDWATER CONTROLv05V05BV08BV04BV10AV09AV08Av04v06Av02Bv02ASSF-V10BV08B除氧器V04AV07AV08A除氧器SSF-v12v02v03V03DSSF-V07Av08Cv08Dv07Cv05Cv07Dv05Dv02Cv02Dv09BV03CV05AV07AV06BV07B加热器加热器给水泵给水泵主给水系统辅助给水系统2021/7/2362FWPTV006BV007BV008BV009BV001BV002B V003BV004BV004B V005BV005DV004DFsilencerPRIMARYLOOP BSRC002B SGFWPTV006AV007AV008AV009AV001AV002A V003AV004A V005AV005CV004CFsilencerPRIMARYLOOP ASRC002A SGcondenserSTEAM VALVES CONTROL主蒸汽系统Steam System汽轮机大气释放阀安全阀隔离阀给水给水2021/7/2363安全壳系统2021/7/2364安全壳喷淋系统Containment spray system (EAS) •在大破口失水事故（Loss of Coolant Accident , LOCA）时，冷却剂蒸发的蒸气和放射性产物会释放到安全壳中•安全壳喷淋通过吸收热量，使得环境压力和温度下降•喷淋水中含有苏打（soda），可用来除去放射性碘 （iodine ）2021/7/2365核电站冷却水系统（最终热阱）•设备冷却水系统–乏燃料池热交换器–化容系统热交换器–主泵冷却热交换器–控制棒驱动机构冷却热交换器–等•重要厂用水系统–设备冷却水系统热交换器–冷凝器–消防水2021/7/2366核电站冷却水系统2021/7/2367压水堆核电站布置图主控室乏燃料池汽水分离再加热器硼酸箱换料水池除氧器2021/7/2368岭澳核电厂平面布置图2021/7/2369反应堆安全系统Reactor Safety Systems•安全注射系统 safety injection–高压安注 high pressure injection–蓄压箱 accumulator–低压安注 low pressure injection•辅助给水系统 auxiliary feedwater•蒸汽排放系统 steam dump•安全壳喷淋系统 containment spray2021/7/2370岭澳核电厂安全系统布置2021/7/23714.3 核电厂的主要设备（以压水堆为例）•压力容器 pressure vessel•主冷却剂泵（主泵）coolant pump•蒸汽发生器 steam generator•稳压器 pressurizer•主管道 main pipe•汽轮发电机机组 steam turbine and generator•汽轮机 steam turbine•发动机 generator•冷凝器 condenser2021/7/2372反应堆压力容器反应堆压力容器Reactor Pressure Vessel2021/7/2373压力容器压力容器特性特性 Characteristics of Pressure Vessel•作用–以铀或钚作核燃料，可控地进行链式裂变反应，并持续不断地将裂变能量带出作功的一种特殊的原子锅炉•形式–外形直径约5米，壁厚约200毫米，总高约13米的圆柱形反应容器–耐15.4Mpa的高压容器2021/7/2374秦山核电二期压力容器2021/7/2375岭澳核电站堆内构件2021/7/2376秦山三期排管2021/7/2377冷却剂泵冷却剂泵（主泵）Coolant Pump (Main Pump)飞轮电机电机轴泵轴冷却剂入口冷却剂出口2021/7/2378冷却剂泵特性冷却剂泵特性 Characteristics of Coolant Pump•作用–通过推动冷却剂流动将反应堆热量送到蒸汽发生器，传递给二回路给水•形式–主泵采用直立式、单级、混流式轴封泵–泵和电机分开，电动机在上部–电动机上设有飞轮，以增加泵的转动惯量•特性–为一回路中高速转动的设备–当主泵断电时，泵仍能继续转动几分钟–为防止带放射性的冷却水泄漏，泵轴上设有三道密封，由两道流体静压和一道机械密封串联组成2021/7/2379主 泵岭澳核电站主泵2021/7/2380蒸汽发生器蒸汽发生器steam generators U型传热管U-type tube bundle 汽水分离器steam separator 给水入口feedwater intake 环形下降通道干燥器dryer 秦山二期2021/7/2381蒸蒸汽汽发发生生器器2021/7/2382蒸汽发生器特性蒸汽发生器特性Characteristics of Steam Generator•作用–将反应堆的热能传递给二回路介质以产生蒸汽的热交换设备 heat exchanger•形式–它采用带汽水分离器的饱和蒸汽 saturated steam–自然循环蒸汽发生器 the natural circulation SG•结构–直立式倒U型传热管束 U-type tube bundle –管板–三级汽水分离器 steam separator –外壳容器–环型管下降通道 downcomer2021/7/2383蒸发器实物岭澳东方锅炉厂秦山三期秦山二期2021/7/2384蒸发器穿管－岭澳2021/7/2385Structure of the steam generators in VVER-440 units2021/7/2386稳压器稳压器Pressurizer电加热器Electrical Heater 喷淋spray 岭澳核电站秦山二期核电站2021/7/2387稳压器特性稳压器特性 Characteristics of Steam Generator•作用–补偿一回路冷却水温度变化引起的回路水容积的变化–调节和控制一回路系统冷却剂的工作压力•结构–直立式电加热稳压器 –结构呈圆柱形筒体–容器顶部设置有抑制压力升高的喷雾器（喷淋）sprayer–底部设有升高压力的电加热元件heater elements•工作状态–正常运行时，稳压器内一半容积为水，另一半为保持一定压力的蒸汽–开启电加热元件可使热水汽化，从而提高压力–上部喷雾冷水，可使蒸汽凝结降低压力2021/7/2388主管道主管道 Main Pipe2021/7/2389安注箱岭澳安注箱“东方锅炉厂”2021/7/2390硼注箱岭澳核电站2021/7/2391汽轮发电机机组汽轮发电机机组Steam Turbine and Generator汽轮机和发电机系统汽轮机和发电机系统2021/7/2392汽轮发电机机组汽轮发电机机组特性特性 Characteristics of Steam Turbine and Generator •作用–将反应堆的热能传递给二回路介质以产生蒸汽的热交换设备•组成–饱和汽轮机 saturated steam turbine–发电机 generator–冷凝器 condenser–中间汽水分离加热器 middle steam separator2021/7/2393汽轮机汽轮机 Turbine 高压缸低压缸2021/7/2394饱和汽轮机特性饱和汽轮机特性 Characteristics of Saturated Steam Turbine•作用–将反应堆的热能传递给二回路介质以产生蒸汽的热交换设备•形式–单轴、四缸六排汽、冷凝式饱和蒸汽轮机–在汽轮机高压缸和低压缸之间，设有两个汽水分离再热器，对蒸汽进行中间除湿和加热•特性–饱和汽轮机2021/7/2395发电机发电机Generator2021/7/2396发电机发电机特性特性Characteristics of Generator•作用–产生电•形式–发电机为氢、水冷却–无刷励磁的三相交流发电机–机组转速为1500转/分钟2021/7/2397冷凝器Condenser组装中的冷凝器2021/7/2398冷凝器特性 Characteristics of Condenser•作用–将通过汽轮机后的蒸汽冷却•形式–冷凝器的循环冷却水采用海水 seawater–传热管及管板的材料都采用钛合金 titanium alloy2021/7/2399秦山核电电网2021/7/23100核电设备国产化能力－岭澳为例2021/7/231014.4 压水堆核电厂的控制 •反应性控制和功率分布控制•功率调节•一回路系统(见一次冷却剂系统)压力控制•稳压器水位控制•蒸汽发生器水位控制•蒸汽排放控制 2021/7/23102反应性控制和功率分布控制•压水堆的快速变化反应性控制主要通过改变控制棒在堆芯中的位置来实现，控制组件由16根(15×15排列的燃料组件)或24根(17×17排列的燃料组件)控制棒组成，控制棒上端固定在星型架上，为圆柱形棒，内装银-铟-镉材料的中子吸收体，插在燃料组件的控制棒导向管内•对于燃耗和氙中毒引起的缓慢的反应性变化，通过改变冷却剂中的硼浓度来补偿•硼浓度控制系统通过注入硼酸或注入无离子水来调节冷却剂中的硼浓度。

通过手动或自动改变控制棒在堆芯中的位置，以及冷却剂中的硼浓度，来控制堆内的功率分布，以展平堆芯径向的功率分布，并消除轴向的功率畸变2021/7/23103功率调节•根据汽轮机负荷和反应堆冷却剂的平均温度，操纵控制棒在堆芯中的位置，以调节反应堆的功率，使其与汽轮机组的出力相匹配•同时根据反应堆轴向功率偏移信号，手动或自动调节冷却剂中的硼浓度，调整控制棒在堆芯中的位置，以调节反应堆轴向功率分布2021/7/23104一回路系统压力控制•借助稳压器的加热器(在水区内)或喷雾器(在蒸汽区内)，以保持稳压器压力在规定范围内•浸入式电加热器装在靠近稳压器的底部，由比例加热器和后备加热器两部分组成，正常运行时，比例加热器用来控制由于参数波动，以及热损失引起的小量压力变化•当压力信号过低时，后备加热器就通电投入工作，在稳压器内产生更多的蒸汽，从而使压力迅速上升•在稳压器顶部设有喷嘴，引入一回路冷段主泵出口的高压水，当压力信号过高时，通过控制喷雾阀调节喷雾流量，喷雾使蒸汽冷凝，从而使稳压器压力下降•另还设有两个动力卸压阀，在大的负荷降低的瞬变过程中，压力增加过大时，依次打开卸压阀，将稳压器内多余蒸汽排至卸压箱，使压力迅速下降•如果发生完全失去负荷而又没有停堆且蒸汽排放系统没有动作，则稳压器安全阀自动打开，以限制一回路压力过高2021/7/23105稳压器水位控制•反应堆冷却剂系统内的水容量，即稳压器水位是靠化学和容积控制系统(CVCS)来保持的•在核电厂正常运行期间，稳压器水位通过调节上充流量来控制•至少要有一台上充泵连续地运转，以平衡进入化学和容积控制系统进行净化处理的下泄流量2021/7/23106蒸汽发生器水位控制•系统的基本功能是调节进入蒸汽发生器二次侧的给水流量，使得在正常运行工况下蒸汽发生器的水位保持在规定范围内，即程序水位，并在电厂正常瞬态期间补偿由于温度变化引起的二次侧水体积收缩或膨胀，以及蒸汽出力变化造成的水位变化，防止不希望的反应堆事故停闭和汽轮机事故停机2021/7/23107蒸汽排放控制•蒸汽排放系统的作用是在汽轮机负荷突然大幅度减少之后，有控制地将蒸汽直接排放至凝汽器，从而在蒸汽发生器上保持一个人为的负荷以减小反应堆冷却剂系统的瞬态变化•随后，控制棒系统，包括反应堆功率调节系统和自动降功率系统，把反应堆的功率降低到一个新的平衡值，而不引起出现超温度或超压力的事故停堆•本系统也可用于在热停堆和冷停堆过程中排出反应堆的余热、进行核电厂冷却，以及在反应堆起动时排出多余蒸汽，使核电厂处于平衡无负荷状态•系统有两个子系统–蒸汽旁路排放控制系统–大气释放控制系统2021/7/23108个人观点供参考，欢迎讨论。