压水堆核电站原理与系统.ppt

《压水堆核电站基础教程》 2 反应堆冷却剂系统 压水堆核电站原理与系统 2 压水堆核电站原理与系统 2.1 压水堆核电站的基本组成 2.2 核岛系统 2.3 常规岛系统 2.4 电厂配套设施 2.1 压水堆核电站的基本组成 压水堆核电站系统组成 2.2 核岛系统 热量传输：堆芯释热传递至蒸汽发生器二回路侧 慢化和冷却：堆芯冷却剂又兼作中子慢化剂 反应性控制：调整冷却剂中硼酸浓度控制反应性 压力控制：稳压器的喷淋和电加热，控制系统压力 超压保护：稳压器上的安全阀，超压排放 放射性屏蔽：承压边界，第二道安全屏障 （第一道是燃料元件包壳，第三道是安全壳） B.系统的组成 反应堆压力容器及其顶盖 控制棒驱动机构的压力外壳 主冷却剂管道——（热管段、过渡段、冷管段） 蒸汽发生器一回路侧 反应堆冷却剂泵（简称主泵） 稳压器及其连接的管道——（波动管、喷淋管） 与辅助系统相连的管道和阀门 C.系统运行参数 反应堆额定热功率：2905MW 系统运行压力：15.5MPa —— 稳压器汽腔压力 满功率时反应堆进口温度：292.7℃ 满功率时反应堆出口温度：327.3℃ 满功率时冷却剂平均温度：310.0℃ 单个环路的冷却剂流量（冷态）：23790m3/h 单台蒸汽发生器产汽量：1938t/h 饱和蒸汽压力：6.89MPa 反应堆 1942年12月2日，费米在芝加哥大学建成了世界上第一座铀—石墨原子反应堆 图1 反应堆位置 燃料组件和燃料元件 堆芯功能组件 控制棒组件 可燃毒物组件 中子源组件 阻力塞组件 堆芯功能组件与燃料组件组合在一起，在反应堆运行中起着重要作用。 压力容器内的流动通道 冷却剂通过三个入口接管进入压力容器，沿吊篮外壁与压力容器内壁之间的环形通道向下流动 在下封头改变流向，向上依次流经堆芯支承板和堆芯下栅格板，进入堆芯 冷却剂向上流动，通过堆芯上栅格板离开堆芯，进入上部堆芯支承结构，在支承柱和控制棒导向筒之间横向流动，到达堆芯吊篮的出口接管 吊篮出口接管与压力容器出口接管相对齐而未接触，相互之间有一定间隙 控制棒驱动机构 换料设备 主泵结构图 稳压器原理图 蒸汽发生器结构图 蒸汽发生器自然循环原理 管束套筒将蒸汽发生器下筒体内的水分隔成冷（水）柱和热（水）柱两个区域 冷（水）柱：给水和分离器分离出的再循环水 热（水）柱：水和蒸汽混合物 冷（水）柱和热（水）柱之间的密度差，为工质循环提供驱动压头 2.2.2 核辅助系统 化学和容积控制系统（RCV） 系统功能 容积控制 化学控制 反应性控制 为主泵提供轴封水 为稳压器提供辅助喷淋水 一回路处于单相时的压力控制 对一回路进行充水、排气和水压试验 容积控制原理图 通过上充、下泄来吸收一回路水体积的波动。 化学控制原理图 反应性控制的目的 通过调整冷却剂的硼浓度，补偿由于燃耗和毒物（Xe-135和Sm-149）带来的负反应性； 控制轴向功率偏差ΔI； 控制温度调节棒R棒的棒位在调节带内； 保证停堆深度。 反应性控制措施 加硼 稀释 除硼 系统的原理图 余热排出系统（RRA） 系统功能 反应堆停堆（正常停堆、除LOCA引起安全注入系统投入以外的其他事故引起的停堆）过程中，一回路温度降到180℃以下，压力降到2.8MPa以下时，用于排出堆芯余热、一回路冷却剂和设备的释热以及运行的主泵在一回路中产生的热量； 在换料和维修冷停堆时，排出堆芯燃料余热，维持堆芯水温低于60℃。 停堆后堆芯功率的变化 停堆后堆芯功率的变化 RRA系统流程图 设备冷却水系统（RRI） 系统功能 冷却功能 为核岛内需要冷却的设备提供除盐冷却水，将热负荷通过重要厂用水系统SEC传到海水中。 隔离作用 作为隔离核岛设备与冷却海水的屏障，既可避免放射性流体不可控地释放到海水中污染环境，又可防止海水对核岛各换热器的腐蚀 。 RRI的工作原理 2.2.3专设安全设施 安全注入系统（RIS） 系统功能 一回路小破口或二回路蒸汽管道破裂时，向RCP补水，重新建立稳压器水位； 一回路大破口时，向堆芯注水，重新淹没并冷却堆芯，限制燃料温度上升； 二回路蒸汽管道破裂时，向RCP注入高浓度硼酸溶液，补偿反应性变化，防止堆芯重返临界。 高压安注系统流程 2.2.4 三废处理系统 放射性“三废”的处理 2.3常规岛系统 汽轮机回路 通过汽水循环,将蒸汽的热能转换为机械能,最后在发电机内转换为电能 循环冷却水系统 为蒸汽循环提供冷源 电气系统 完成电能的产生和输出 常规岛系统的热力学基础——朗肯循环 2.3.1汽轮机回路 主蒸汽系统 汽轮机旁路排放系统 汽水分离再热器系统 汽轮机轴封系统 汽轮机蒸汽和疏水系统 蒸汽转换器系统 辅助蒸汽分配系统 凝结水抽取系统 低压给水加热器系统 给