图解核电站主要系统.

王金众《图解核电站主要系统》1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。王金众《图解核电站主要系统》2核电站工作原理总图RCPRCVREARRARISEASASGVVPGCTGSSCEXCRFABPADGAPPAHPAREGEXPTRGEVGEWGPV废物处理厂用电王金众《图解核电站主要系统》3核电站主要系统1.反应堆冷却剂系统RCP2.化学和容积控制系统RCV3.反应堆硼和水的补给系统REA4.余热排出系统RRA5.反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统PTR6.安全注入系统RIS7.安全壳喷淋系统EAS1.发电机励磁和电压调节系统GEX2.输电系统GEV3.主开关站—超高压配电装置GEW4.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1.主蒸汽系统VVP2.汽轮机旁路系统GCT3.汽水分离再热器系统GSS4.凝结水抽取系统CEX5.循环水系统CRF6.低压给水加热器系统ABP6.给水除气器系统ADG7.汽动/电动给水泵系统APP/APA8.高压给水加热器系统AHP9.给水流量控制系统ARE10.辅助给水系统ASG11.循环水系统CRF王金众《图解核电站主要系统》4核岛主要系统1.反应堆冷却剂系统RCP2.化学和容积控制系统RCV3.反应堆硼和水的补给系统REA4.余热排出系统RRA5.反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统PTR6.安全注入系统RIS7.安全壳喷淋系统EAS王金众《图解核电站主要系统》5§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。1.输热：堆芯→SG→二回路2.反应性控制；3.压力控制；4.充当第二道安全屏障。RCP系统功能：王金众《图解核电站主要系统》6一、核岛主要系统§1.1反应堆冷却剂系统RCPRCP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。王金众《图解核电站主要系统》7一、核岛主要系统§1.1反应堆冷却剂系统RCP1、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、堆内下部构件王金众《图解核电站主要系统》8一、核岛主要系统§1.1反应堆冷却剂系统RCP2、燃料组件王金众《图解核电站主要系统》9一、核岛主要系统§1.1反应堆冷却剂系统RCP2、燃料组件采用17×17阵列王金众《图解核电站主要系统》10一、核岛主要系统§1.1反应堆冷却剂系统RCP3、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。王金众《图解核电站主要系统》114、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、离心泵王金众《图解核电站主要系统》12一、核岛主要系统§1.1反应堆冷却剂系统RCP)(satsatTfP5、稳压器功能：1、压力控制2、超压保护王金众《图解核电站主要系统》13一、核岛主要系统§1.2化学和容积控制系统RCVRCV系统的主要功能：1、容积控制2、化学控制3、反应性控制王金众《图解核电站主要系统》14§1.2化学和容积控制系统RCV1、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•1.4m3/1T3000C一回路水容积变化→稳压器水位的变化0王金众《图解核电站主要系统》15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。一回路稳压器容控箱MNMNTEPREA上充泵原理：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王金众《图解核电站主要系统》162、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王金众《图解核电站主要系统》17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017VP030VP026VP001FI002FITEP系统REA系统002BA001DE002DE003DE上充泵自下泄回路上充王金众《图解核电站主要系统》18§1.2化学和容积控制系统RCV3、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除硼王金众《图解核电站主要系统》19030VP002BA上充TEP下泄注入纯水V升REA排出含硼水V升注入硼酸V升030VP002BA上充TEP下泄REA排出含硼水V升稀释硼化除硼030VP002BA上充TEP除硼段下泄REA反应性慢变化的控制措施§1.2化学和容积控制系统RCV王金众《图解核电站主要系统》201、系统的功能§1.3反应堆硼和水补给系统REAREA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、核岛主要系统王金众《图解核电站主要系统》219REA01BARCV02BA9REA05BAPTR01BA1REA006BARCV030VPRCV003PO9REA02BA9REA03BA1REA001PO1REA003POASGSEDTEP去2号机TEP去2号机去安注系统065VB121VD015VD210VB205VB200VB018VB1REA001FI1REA04BARCV002PORCV001PO1REA004PO122VD120VD130VD016VD去卸压箱去RCP卸压阀去RRA卸压阀去主泵轴封1REA002PORCV154VP反应堆硼和水补给系统流程简图王金众《图解核电站主要系统》22§1.4余热排出系统RRA1、系统的功能当一回路的温度降到1800C及以下，压力降到3.0Mpa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1230Pn%100%93%54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、核岛主要系统王金众《图解核电站主要系统》232、RRA系统的组成§1.4余热排出系统RRA王金众《图解核电站主要系统》24反应堆一环路二环路三环路01GV02GVRCP01PORCP02PORCP03PO01BARRA01PORRA02PO01RF02RF24VP25VP13VPRCV50VPRCV01-03PORCV310VPRCV366VPRRA14VP30VP46VPRRA15VP净化单元02BA01-03DIRRIRRIRRI13VPRCV01EX082VP03GV02RFRCP-RCV-RRA连接图王金众《图解核电站主要系统》25RRA泵§14余热排出系统RRA王金众《图解核电站主要系统》26RRA泵的电动机§1.4余热排出系统RRA王金众《图解核电站主要系统》27RRA热交换器§1.4余热排出系统RRA王金众《图解核电站主要系统》28§1.5反应堆水池和乏燃料水池冷却和处理系统PTR1、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、核岛主要系统王金众《图解核电站主要系统》291#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厂房王金众《图解核电站主要系统》30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王金众《图解核电站主要系统》31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王金众《图解核电站主要系统》32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王金众《图解核电站主要系统》33PTR流程图王金众《图解核电站主要系统》34PTR001/002RF§1.5反应堆水池和乏燃料水池冷却和处理系统PTR王金众《图解核电站主要系统》35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王金众《图解核电站主要系统》36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）放射性产物的包容王金众《图解核电站主要系统》37（1）燃料包壳（2）一回路压力边界（3）安全壳三重屏障王金众《图解核电站主要系统》38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？王金众《图解核电站主要系统》39§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、核岛主要系统王金众《图解核电站主要系统》403、LOCA时的安注过程102030时间（s）一回路压力（bar)150100500一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P10bar时，低压安注系统投入§1.6安全注入系统RIS王金众《图解核电站主要系统》41高、低压安注示意中压安注示意3、LOCA时的安注过程§1.6安全注入系统RIS王金众《图解核电站主要系统》42§1.6安全注入系统RIS中压安注箱王金众《图解核电站主要系统》43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王金众《图解核电站主要系统》44§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）EA