典型核电站系统与反应堆发展

典型核电站系统与反应堆发展第五章典型核电站系统与反应堆发展5.1轻水堆核电站系统5.2压水堆核电厂的组成5.3核电厂的主要设备5.4压水堆核电厂的控制5.5先进反应堆系统5.1轻水堆核电站系统蒸汽推动汽轮机发电火电厂电能是如何产生的？火力发电厂发电效率要求：汽轮机入口工质温度高（蒸汽动力循环的热力学效率）核电厂电能是如何产生的？核电厂水水压水堆核电站PressurizedWaterReactor(PWR)NPP压力容器稳压器主泵主管道蒸发器汽轮机发电机凝汽器输配电二回路一回路基本参数：一回路：压力154bar，高压水；二回路：压力~55bar，饱和蒸汽。蒸汽压水堆的主要特性CharacteristicsofPWR核燃料fuel低浓缩铀low-enricheduranium，富集度2~4％enrichment慢化剂moderator轻水lightwater冷却剂coolant轻水lightwater回路loop：双回路（间接循环）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；二回路蒸汽发生器出口饱和蒸汽。蒸汽温度steamtemperature：饱和温度saturatedsteam换料refueling：12个月18个月目前，全球总共441个在运行的核电机组中，209个是压水堆。压水堆是上国际上使用最广泛的堆型。蒸汽单回路沸水堆核电站BoilingWaterReactor(BWR)NPP反应堆容器沸水堆的主要特性CharacteristicsofBWR核燃料：低浓缩铀，富集度~2%慢化剂：轻水冷却剂：轻水回路：单回路（直接循环）压力：一回路：5~7MPa一回路水在堆芯内发生沸腾，并将产生的蒸汽直接送给汽轮发电5.2压水堆核电厂的组成核电厂的组成（压水堆）核电站厂房（PlantBuildings）核岛（安全壳（反应堆）厂房+燃料厂房+核辅助厂房+主控室）NuclearIsland常规岛（汽机厂房：二回路设备及相关辅助系统）ConventionalIslandBOP（电站辅助与公用设施）BalanceofPlant安全壳厂房汽机厂房燃料厂房核辅助厂房安全壳厂房布置环形吊车压力容器PressureVessel蒸汽发生器SteamGenerator安全壳Containment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。秦山核电三期秦山核电二期结构内径约40m，壁厚约1m，高约65-70m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10m的设备闸门和一个联接核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。球形安全壳压水堆安全壳厂房双层安全壳反应堆厂房内部田湾安全壳内纵剖面图汽机厂房秦山核电二期汽轮机厂房秦山核电三期汽轮机厂房BOP(BalanceofPlant)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服务设施核电厂系统（压水堆）一回路系统PrimarySystem核蒸汽供应系统/核供汽系统，NuclearSteamSupplySystem,NSSS主系统（亦称：反应堆冷却剂系统）辅助系统（反应堆流体系统、专设安全设施、三废处理系统）（确保主系统正常运行的）反应堆流体系统化容系统、余热排出系统、设备冷却水系统、硼和水补给系统，等等。专设安全设施安全注射系统SafetyInjectionSystem,SIS（或称：应急堆芯冷却系统，EmergencyCoreCoolingSystem,ECCS）、安全壳系统、安全壳喷淋系统、安全壳隔离系统、辅助给水系统，等等。三废处理系统放射性废液处理系统、放射性废固处理系统、放射性废气处理系统。二回路系统SecondarySystem主给水系统FeedwaterSystem主蒸汽系统MainSteamSystem，等。压水堆核电厂系统全图核蒸汽供应系统常规岛和BOP系统压水堆核电厂一回路系统（反应堆冷却剂系统）安注箱余热排出系统稳压器卸压箱主泵秦山2期核电厂反应堆冷却剂系统上充流蒸汽流量给水流量喷淋阀辅助喷淋阀加热器喷淋稳压器辅助喷淋主喷淋过剩下泄蒸汽发生器2号环路冷段压力容器安注箱余热排出系统安注系统安注系统化学和容积控制系统2号环路过渡段过渡段反应堆控制棒驱动机构排水除盐除氧水设备冷却水冷段安注设备冷却水轴封密封水注入热段余热排出系统安注系统波动管正常下泄核蒸汽供应系统（NSSS）的特性组成反应堆冷却剂系统为支持反应堆冷却剂系统正常运行和保证反应堆安全并直接与反应堆冷却剂系统相连的主要一回路辅助系统（含专设安全设施）化学与容积控制系统(CVCS)；停堆冷却系统/余热排出系统(RHRS)；安全注射系统/应急堆芯冷却系统(ECCS)；硼和水补给系统；取样系统，等等。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，最终用于电力生产；具有保证反应堆安全的功能。反应堆冷却剂系统ReactorCoolantSystem(RCS)系统组成反应堆冷却剂系统(ReactorCoolantSystem)堆芯及反应堆压力容器Core&ReactorVessel主泵/反应堆冷却剂泵MainPump/ReactorCoolantPump(RCP)蒸汽发生器SteamGenerator主管道MainPipe稳压器Pressurizer稳压器卸压箱PressurizerReliefTank反应堆冷却剂系统(续)ReactorCoolantSystem(RCS)（Continued）功能核电厂正常运行期间，由反应堆冷却剂冷却堆芯，并导出堆芯产生的热量，通过蒸汽发生器加热二回路侧给水产生蒸汽用于电力生产；在停堆冷却工况下，为堆芯提供冷却，排出余热（SG、停冷系统）；以冷却剂中的硼含量补偿和控制反应性；以反应堆冷却剂系统压力边界作为防止放射性物质向外释放的一道屏障；冷却剂兼作慢化剂和反射层；稳压器用于控制冷却剂压力，防止堆芯中发生不利于燃料元件的工况。主参数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；一回路平均温度通常为300310C；反应堆出口温度通常为315330C，反应堆进出口温差在满功率时约30C。反应堆冷却剂系统（续2）ReactorCoolantSystem(RCS)（Continued2）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；把各设备和管道按实体隔离原则分别布置在安全壳的各个隔间内，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。部分辅助系统与专设安全设施简介化学和容积控制系统（化容系统）ChemicalandVolumeControlSystem，CVCS主要作用调节冷却剂中硼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。具体功能在正常运行及停堆时，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；调节一次冷却剂中硼浓度，以补偿由于冷却剂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；作为安注系统补充，在事故工况时，将向冷却剂系统注入含硼水；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；稳压器辅助喷淋。余热排出系统（停堆冷却系统）ResidualHeatRemovalsystem，RHR作用用于停堆时排出堆芯余热，亦称停堆冷却系统；有些核电厂中，本系统还兼作安全注射系统的低压安注分系统。主要功能正常冷却停堆的第二阶段，即当一次冷却剂系统压力和温度分别达到2.53.0MPa和175180C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停堆温度，并保持这个温度；反应堆换料开始时，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，有些核电厂的余热排出系统兼作低压安全注入分系统，将换料水箱内含硼水（直接安注）或安全壳地坑内水（再循环安注）注入堆芯。A环热段V01AV01CV26A安全壳内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余热排出系统ResidualHeatRemovalSystem安全注入系统SafetyInjectionSystem,SIS名称安全注入系统(SafetyInjectionSystem,SIS)，又称：应急堆芯冷却系统(EmergenceyCoreCoolingSystem,ECCS)作用一回路管道和设备发生破损或阀门意外打开事故后，迅速向堆芯注入硼水，为堆芯提供应急和持续冷却的系统；是压水堆核电厂重要的专设安全设施之一；水源是换料水箱内的硼水，有些核电厂设置应急加硼装置；再循环注入时水源为安全壳地坑水；当发生冷却剂丧失事故（LOCA）时，用化容系统的离心上充泵或高压安注泵从换料水箱或应急加硼箱内将高浓度的硼水注入堆芯，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(HighPressureSafetyInjection)；安全注射箱（蓄压箱，Accumulator）安注；低压安注(LowPressureSafetyInjection)。安全注入系统SafetyInjectionSystem,SIS安全壳系统安全壳喷淋系统Containmentspraysystem(EAS)专设安全设施之一；在大破口失水事故(LossofCoolantAccident,LOCA)时，冷却剂蒸发的蒸气和放射性产物会释放到安全壳中；通过安全壳喷淋吸收热量，使安全壳内压力和温度下降；喷淋水中含有NaOH，可用来除去放射性碘(iodine)。其它辅助系统Containmentspraysystem(EAS)设备冷却系统；硼和水补给系统；硼回收系统；放射性废物处理系统（废水、废气、废固）应急柴油机；消氢系统；辅助给水系统，等等。二回路系统主蒸汽系统主给水系统二回路系统示意图大亚湾核电厂二回路热力系统原理图二回路蒸汽系统主蒸汽系统；汽机旁排系统；汽水分离再热器；汽机轴封系统；汽机疏水系统；辅助蒸汽分配系统，等。二回路给水回热系统凝结水抽取系统（凝汽器）；低压给水加热器及疏水系统；给水除氧器；给水泵；高压给水加热器，等。汽轮机及其辅助系统汽轮机；汽机调节油压系统；汽机润滑、顶轴与盘车系统；汽机调节系统；汽机保护系统，等。循环冷却水系统联合泵站；循环水处理系统，等。发电机及辅助系统二回路其它相关系统给水流量控制系统；蒸汽发生器排污系统；凝汽器真空系统；常规岛除盐水分配系统；常规岛废液排放系统，等。二回路主要系统与设备西屋公司设计的某压水堆核电站二回路热力系统图5.3核电厂的主要设备（以压水堆核电厂为例）反应堆压力容器ReactorPressureVessel(RPV)反应堆冷却剂泵（主泵）ReactorCoolantPump(RCP)蒸汽发生器SteamGenerator(SG)稳压器pressurizer主管道mainpipe汽轮机steamturbine发电机generator凝汽器condenser反应堆