CPR1000介绍

CPR1000介绍2009-06-24核工业工程技术研究设计院¾CPR1000是以中国广东核电集团从法国引进的百万千瓦级核电机组为基础，结合技术改进形成的中国大型商用压水堆技术方案；CPR1000是目前我国设计自主化、设备本地化、建设自主化、运行自主化水平最高且以国内运行业绩最佳核电站为参考基础的技术方案；CPR1000是根据世界上同类型机组1000堆多年运行经验不断持续改进的技术结晶；CPR1000是立足于国内已有主流技术基础上的核电站；前言¾CPR1000是一个先进、成熟、安全、经济的，可以自主批量建设的“二代加”主力堆型。正在建设的岭澳核电站二期1号机组为CPR1000技术方案的首台机组，辽宁红沿河核电站一期工程四台机组采用CPR1000技术方案；CPR1000符合核电科技发展规律，可与第三代核电技术平稳过渡衔接。目录1、核电站原理概述2、CPR1000主要特性3、CPR1000核岛主体结构4、CPR1000系统知识5、DCS系统的介绍1、核电站原理概述压水堆核电站原理是：由原子核反应堆释放的核能通过一套动力装置将核能转变为蒸汽的动能，进而转变为电能。该动力装置由一回路系统，二回路系统及其他辅助系统和设备组成。如图一所示。图一：核电站原理图z一回路系统是将核裂变能传给冷却水的热能装置。它由原子反应堆、主冷却泵、稳压器、蒸汽发生器以及相应的管道等组成。原子核反应堆内产生的核能，使堆芯发热，高温高压的冷却水在主冷却泵驱动下，流进反应堆堆芯，冷却水温度升高，将堆芯的热量带至蒸汽发生器。蒸汽发生器一次侧再把热量传递给管子外面的二回路循环系统的给水，使给水加热变成高压蒸汽，放热后的一次侧冷却水又重新流回堆芯。这样不断地循环往复，构成一个密闭的循环回路。回路中的压力由稳压器进行控制。2、CPR1000主要特性CPR1000是目前国内自主化水平、安全可靠性、成熟性、经济性等各方面综合比较最佳的核电技术方案，是我国可以在“十一五”和“十二五”期间实现产业化的百万千瓦级“二代加”改进核电技术方案，可以为第三代核电技术成功示范后的批量建设打下坚实的技术基础，促进装备产业结构升级，加速实现新一代核电站的四个自主化。环路数LoopNumber3总体性能指标TotalPerformanceFigureDNBR裕量DNBRAllowance＞15%机组可用率UnitAvailableRate≥87%压力容器设计寿命PressureVesselDesignLift60年/60Years一回路压力PrimaryCoolantPressure15.5MP一回路温度T入/T出PrimaryCoolantTemperatureTinlet/Toutlet292.4℃/329.8℃平均线功率密度AveragePowerDensity186W/cm机组额定功率UnitRatedPower1080MWe燃料组件FuelAssembly157组全M5的AFA3G组件/157setsofAFA3GassemblywithM5活性区高度ActiveHeight3.66m换料周期RefuelingPeriod18月/18Months堆容器内径/高度ReactorVesselInsideDiameter/Height3.99m/12.99m电厂热循环效率PlantThermalCyclingEfficiency36%仪控系统InstrumentControlSystemDCS电厂布置PlantLay-out双堆/DoubleUnits安全壳Containment单层+钢内衬SingleLayer+SteelLining安全壳自由体积ContainmentFreeVolume49000m3严重事故对策SeriousAccidentSolution采取相应措施AdoptingtheCorrespondingMeasure汽轮发电机组TurbineGenerator半速机HalfSpeedEngine建设工期ConstructionPeriod≤58月/≤58Months主要技术、经济指标CPR1000z3、CPR1000核岛主体结构CPR1000核岛主体结构由反应堆和三条并联的闭合环路组成，这些环路以反应堆压力容器为中心作辐射状布置，每条环路都由一台主冷却剂泵（简称主泵）、一台蒸汽发生器和相应的管道和仪表组成。另外，其中一条环路热管段上连接有一个稳压器，用于主回路系统的压力调节和压力保护。每个环路中，位于反应堆压力容器出口和蒸汽发生器入口之间的管道称为热段，主泵和压力容器入口间的管道称为冷段，蒸汽发生器与主泵之间的管道称为过渡段。图二主体结构组成图图二：主体结构组成图反应堆压力容器由容器本体及中子通量管贯穿件、顶盖及控制棒驱动机构接管座、密封环和顶盖螺栓等组成。见图三压力容器结构示意图、燃料组件。3.1反应堆压力容器图三：压力容器结构示意图FUELPELLETSFUELASSEMBLIESArachnoidstructureControlrodSpringUppernozzleUppergridGuidingtubeFuelrodMixedgirdLowernozzleLowergridLowerplugZirconiumcasingUraniumdioxidefuelpelletAluminainsulatingbaffleSpringUpperplugSealingweld图四：燃料组件z3.2、蒸汽发生器蒸汽发生器的主要功能是作为热交换设备将一回路冷却剂中的热量传给二回路给水，使其产生饱和蒸汽供给二回路动力装置。每个环路上装有一台蒸汽发生器，设备标识为RCP001GV、RCP002GV、RCP003GV，每台容量按照满功率运行时传递三分之一的反应堆热功率设计。蒸汽发生器是由一次侧和二次侧两部分组成。一次侧由U形管束、管板、水室隔板和半圆形封头构成。二次侧由下部壳体、过渡锥形体、上部壳体、椭圆形封头、汽水分离器和干燥器等组成。见图四蒸汽发生器结构示意图蒸汽发生器结构示意图图五：z3.3、主泵主泵机组是一回路中高速转动的设备。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。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。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。见图五主泵结构示意图主泵结构示意图图六：z3.4、稳压器稳压器又称为容积补偿器，它的作用是补偿一回路冷却水温度变化引起的回路水容积的变化，以及调节和控制一回路系统冷却剂的工作压力。稳压器采用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，底部设有升高压力的电加热元件。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。见图七稳压器结构示意图稳压器结构示意图图七：¾4、CPR1000主要系统知识核岛主要系统：1、反应堆冷却剂系统RCP/ReactorCoolantSystem；2、化学和容积控制系统RCV/ChemicalandVolumeControlSystem；3、反应堆硼和水补给系统REA/ReactorBoronandWaterMakeupSystem；4、余热排出系统RRA/ResidualHeatRemovalSystem；5、反应堆水池和乏燃料水池冷却和处理系统PTR/ReactorCavityandSpentFuelPitCoolingandTreatmentSystem；6、安全注入系统RIS/SafetyInjectionSystem；7、安全壳喷淋系统EAS/ContainmentSpraySystem；¾电气部分主要系统：1、发电机励磁和电压调节系统GEX/GeneratorExcitationandVoltageRegulationSystem；2、输电系统GEV/PowerTransmissionSystem；3、主开关站-超高压配电装置GEW/MainSwitchyard-EHVSwitchgear；4、厂内6.6KV供电网络LG*/LH*/Site6.6KVPowerSupplySystem¾二回路主要系统：1、主蒸汽系统VVP/MainSteamSystem；2、汽轮机旁路系统GCT/TurbineBypassSystem；3、汽水分离再热系统GSS/MoistureSeparator-ReheaterSystem；4、凝结水抽取系统CEX/CondensateExtractionSystem；5、循环水系统CRF/CirculatingWaterSystem；6、低压给水加热器系统ABP/LowerPressureFeedwaterHeaterSystem；7、给水除气器系统ADG/FeedwaterTankandGasStripperSystem；8、气动/电动给水泵系统APP/APA；Turbine/Motor-drivenFeedwaterPumpSystem9、高压给水加热器系统AHP/HighPressureFeedwaterHeaterSystem；10、给水流量控制系统ARE/FeedwaterFlowControlSystem；11、辅助给水系统ASG/AuxiliaryFeedwaterSystem.图八：核电站工作原理总图RCP系统的组成图九：4.1反应堆冷却剂系统反应堆冷却剂系统（RCP）由核反应堆和与其相连的三条并联的输热闭合环路组成，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仪表组成，在其中一条环路管段上连接有一个稳压器。其主要功能是使冷却剂循环流动，将堆芯中核裂变产生的热量通过蒸汽发生器传输给二回路，同时冷却堆芯，防止燃料元件烧毁或毁坏。z4.2、一回路辅助系统一回路辅助系统是核辅助系统的一个重要组成部分。按照美国和法国的分类，除一回路辅助系统外，核辅助系统还包括有辅助冷却水系统、三废处理系统、核岛通风空调系统及核燃料装卸贮存和工艺运输系统。一回路辅助系统主要包括：化学和容积控制系统（RCV）反应堆硼和水补给系统（REA）余热排出系统（RRA）¾4.3、辅助冷却水系统辅助冷却水系统包括反应堆水池和乏燃料水池冷却和处理系统（PTR）、设备冷却水系统（RRI）、重要厂用水系统（SEC）、核岛冷冻水系统（DEG）和电气厂房冷冻水系统（DEL）等系统。PTR系统主要用于冷却乏燃料水池中的乏燃料，导出乏燃料的剩余释热。在反应堆堆腔充水、换料，RRA系统不可用时，PTR系统又可作为RRA系统的应急备用，导出堆内核燃料的剩余释热。¾RRI系统向核岛内所有冷却器提供冷却水，而RRI系统本身又是由SEC系统用海水来冷却的，这两个系统都是与安全有关的系统。DEG系统供应除主控制室以外核岛所有空调冷却器的冷冻水，DEL系统则专为主控制室和有关电气厂房空调提供冷冻水。¾4.4、专设安全系统当RCP系统发生失水事故或二回路的汽水回路发生破裂或失效时，必须确保堆芯热量的排出和安全壳的完整性，限制事故的发展和减轻事故的后果，为此，核电站设置了专设安全设施。专设安全设施包括：安全注入系统（RIS）安全壳喷淋系统（EAS）辅助给水系统（ASG）安全壳隔离系统（EIE）安全壳内大气监测系统（ETY）的混合、取样和复合子系统。¾5、DCS系统介绍核电站的仪控系统采用的全数字化结构，这种全数字化结构控制的模式就是DCS控制系统。DCS是DistributeControlSystem的缩写，国内统一称为集散控制系统。“集”即为集中操作管理，“散”即为分散控制。DCS的含义是利用微处理器或计算机技术对生产过程进行集中管理和分散控制的系统。¾一个集散控制系统（DCS）是以优质、高产、节能、安全等为原则，集计算机技术、测量与控制技术、通讯技术和图像处理技术为一体，完成产生过程控制和优化过程管理的现代化设备。