图解核电站主要系统-PPT课件.ppt
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- 图解 核电站 主要 系统 PPT 课件
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1、图解核电站主要系统核电站工作原理总图核电站工作原理总图RCPRCVREARRARISEASASGVVPGCTGSSCEXCRFABPADGAPPAHPAREGEXPTRGEVGEWGPV废物处理厂用电核电站主要系统核电站主要系统反应堆冷却剂系统反应堆冷却剂系统 RCPRCP化学和容积控制系统化学和容积控制系统 RCVRCV反应堆硼和水的补给系统反应堆硼和水的补给系统 REAREA余热排出系统余热排出系统 RRARRA反应堆和乏燃料水池冷却和处反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统理系统 PTRPTR安全注入系统安全注入系统 RISRIS安全壳喷淋系统安全壳喷淋系统 EASEAS发电机励磁和电压调节系
2、统发电机励磁和电压调节系统 GEXGEX输电系统输电系统 GEVGEV主开关站主开关站超高压配电装置超高压配电装置 GEWGEW厂内厂内6.6KV6.6KV供电网络供电网络LGLG* */LH/LH* *二回路主要系统二回路主要系统电气部分主要系统电气部分主要系统核岛主要系统核岛主要系统主蒸汽系统主蒸汽系统 VVPVVP汽轮机旁路系统汽轮机旁路系统 GCTGCT汽水分离再热器系统汽水分离再热器系统 GSSGSS凝结水抽取系统凝结水抽取系统 CEXCEX循环水系统循环水系统 CRFCRF低压给水加热器系统低压给水加热器系统 ABPABP给水除气器系统给水除气器系统 ADGADG汽动汽动/ /电动
3、给水泵系统电动给水泵系统 APP/APAAPP/APA高压给水加热器系统高压给水加热器系统 AHPAHP给水流量控制系统给水流量控制系统 AREARE辅助给水系统辅助给水系统 ASGASG循环水系统循环水系统 CRFCRF核岛主要系统核岛主要系统 反应堆冷却剂系统反应堆冷却剂系统 RCPRCP 化学和容积控制系统化学和容积控制系统 RCVRCV 反应堆硼和水的补给系统反应堆硼和水的补给系统 REAREA 余热排出系统余热排出系统 RRARRA 反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统 PTRPTR 安全注入系统安全注入系统 RISRIS 安全壳喷淋系统安全壳喷淋系统 E
4、ASEAS1.1 反应堆冷却剂系统反应堆冷却剂系统 RCP一、核岛主要系统反应堆冷却剂系统反应堆冷却剂系统 的所有的所有设备、管道都包容在反应堆设备、管道都包容在反应堆厂房内。厂房内。输热:堆芯输热:堆芯 SG 二回路二回路反应性控制;反应性控制;压力控制;压力控制;充当第二道安全屏障。充当第二道安全屏障。RCP系统功能:系统功能:一、核岛主要系统1.1 反应堆冷却剂系统反应堆冷却剂系统 RCPRCP系统的组成系统的组成RCP由核反应堆和与其相由核反应堆和与其相连的三条输热环路组成,连的三条输热环路组成,每条环路包含一台蒸汽发每条环路包含一台蒸汽发生器、一台主冷却剂泵以生器、一台主冷却剂泵以及
5、相应的管道和阀门。在及相应的管道和阀门。在其中一条环路上还连接有其中一条环路上还连接有一台稳压器。一台稳压器。一、核岛主要系统1.1 反应堆冷却剂系统反应堆冷却剂系统 RCP1、核反应堆、核反应堆1、堆压力容器、堆压力容器 容器本体容器本体+顶盖顶盖2、堆内构件、堆内构件吊蓝、堆芯、堆内上部吊蓝、堆芯、堆内上部构件、堆内下部构件构件、堆内下部构件一、核岛主要系统1.1 反应堆冷却剂系统反应堆冷却剂系统 RCP2、燃料组件、燃料组件一、核岛主要系统1.1 反应堆冷却剂系统反应堆冷却剂系统 RCP2、燃料组件、燃料组件采用采用17 17阵列阵列一、核岛主要系统1.1 反应堆冷却剂系统反应堆冷却剂系
6、统 RCP3、蒸汽发生器、蒸汽发生器作用:作用:1、作为热交换设备,、作为热交换设备,产生蒸汽;产生蒸汽;2、作为连接设备,、作为连接设备,隔离一、二回路。隔离一、二回路。4、主泵、主泵一、核岛主要系统1.1 反应堆冷却剂系统反应堆冷却剂系统 RCP电动、立式、单电动、立式、单级、三级轴封、级、三级轴封、离心泵离心泵一、核岛主要系统1.1 反应堆冷却剂系统反应堆冷却剂系统 RCP)(satsatTfP 5、稳压器、稳压器功能:功能:1、压力控制、压力控制2、超压保护、超压保护一、核岛主要系统1.2 化学和容积控制系统化学和容积控制系统RCV RCV系统的主要功能:系统的主要功能: 1、容积控制
7、、容积控制 2、化学控制、化学控制 3、反应性控制、反应性控制1.2 化学和容积控制系统RCV1、容积控制、容积控制(1)一回路水容积变化的原)一回路水容积变化的原因因水容积随温度的变化而变化水容积随温度的变化而变化不可避免的泄漏不可避免的泄漏( (一号密封、一号密封、主泵主泵2#2#轴封等)轴封等) (2 2)水容积变化的影响)水容积变化的影响 水的比容随温度的变化关系曲线水的比容随温度的变化关系曲线温温度度容容 积积1.4m3/1T300 0C一回路水容积变化一回路水容积变化稳压稳压器水位的变化器水位的变化0容积控制的方法容积控制的方法上充补水,补偿一回路水的收缩和泄漏(上充补水,补偿一回
8、路水的收缩和泄漏(REAREA系统执行)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下泄排水,吸收一回路水的膨胀,下泄流排往容控箱或TEPTEP系统。系统。一回路稳压器容控箱MNMNTEPREA上充泵上充泵原理:通过上充下泄将稳压器的液位维持在原理:通过上充下泄将稳压器的液位维持在“程序液位程序液位”。1.2 化学和容积控制系统RCV2、化学控制、化学控制 物理腐蚀(结垢)物理腐蚀(结垢) 燃料包壳破损燃料包壳破损 化学腐蚀(侵蚀)化学腐蚀(侵蚀) 高温高温+高氧含量高氧含量+低低pH值值 化学反应加快化学反应加快 腐蚀进程加速腐蚀进程加速 一回路比放射性升高一回路比放射性升高
9、(1)一回路的化学问题)一回路的化学问题(2)化学控制的目的)化学控制的目的 限制腐蚀限制腐蚀 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化学控制的原理 控制控制pH值(注入值(注入7LiOH,中和硼酸),中和硼酸) 控制氧含量(机组启动时控制氧含量(机组启动时注入注入N2H4,正常运行时向容控箱充入氢,正常运行时向容控箱充入氢气)气) 净化一回路水(过滤净化一回路水(过滤+除盐)除盐)1.2 化学和容积控制系统RCV化容系统净化段的流程化容系统净化段的流程017VP030VP026VP001FI002FITEP系统
10、系统REA系统系统002BA001DE002DE003DE上充泵上充泵自下泄回路自下泄回路上充上充1.2 化学和容积控制系统RCV3、反应性控制、反应性控制(1) 反应性变化的原因反应性变化的原因燃料多普勒效应和慢化剂温度效应燃料多普勒效应和慢化剂温度效应裂变产物、毒物(氙、钐裂变产物、毒物(氙、钐等)和燃耗等)和燃耗工况改变导致的过渡反应性变化工况改变导致的过渡反应性变化 (3)反应性控制地目的)反应性控制地目的补偿燃耗和毒物带来的负反应性补偿燃耗和毒物带来的负反应性控制轴向功率偏差控制轴向功率偏差控制控制R棒位在调节带内棒位在调节带内保证停堆深度保证停堆深度(2)反应性控制的三个手段)反应
11、性控制的三个手段控制棒控制棒可燃毒物棒可燃毒物棒硼酸溶液的化学补偿硼酸溶液的化学补偿(4) 反应性慢变化的控反应性慢变化的控制措施制措施 加硼加硼 稀释稀释 除硼除硼 030VP002BA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升稀释稀释硼化硼化除硼除硼030VP002BA上充TEP除硼除硼段段下泄REA反应性慢变化的控制措施反应性慢变化的控制措施1.2 化学和容积控制系统RCV1、系统的功能系统的功能1.3 反应堆硼和水补给系统反应堆硼和水补给系统REAREAREA系统为系统为RCVRCV贮存并提供其三大控制功能所需的各种
12、流体。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、系统的组成 REAREA系统由水部分和硼酸部分组成,只有硼酸部分与安全相关系统由水部分和硼酸部分组成,只有硼酸部分与安全相关。 水部分包括水部分包括: 9REA001和和002BA 1-2REA006BA 1-2REA001和和002PO 硼酸部分包括硼酸部分包括: 9REA003和和005BA 1-2REA004BA 1-2REA003和和004PO 一、核岛主要系统9REA01BARCV02BA9REA05BAPTR01BA1REA006BARCV030VPRCV003PO9REA02BA9REA03BA1REA001PO1RE
13、A003POASGSEDTEP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反应堆硼和水补给系统流程简图1.4 余热排出系统余热排出系统RRA1、系统的功能、系统的功能 当一回路的温度降到当一回路的温度降到 180 180 0 0C C 及以下,压力降到及以下,压力降到 3.0 Mpa3.0 Mpa 以下时,以
14、下时,RRARRA系统排出以下三部分热量: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反应堆停堆后的剩余功率堆芯余热堆芯余热一回路水和设备一回路水和设备的显热的显热主泵产生的热主泵产生的热量量一、核岛主要系统2、RRA系统的组成系统的组成 1.4 余热排出系统余热排出系统RRA反应堆反应堆一环路二环路二环路三环路01GV02GVRCP01PORCP02PORCP03PO01BARRA01PORRA02PO01RF02RF24VP25VP13VPRCV50VPRCV01-03 PORCV310VPRCV366VPRRA14
15、VP30VP46VPRRA15VP净化单元02BA01-03DIRRIRRIRRI13VPRCV01EX082VP03GV02RFRCP-RCV-RRA连接图RRA泵泵 14 余热排出系统余热排出系统RRARRA泵的电动机泵的电动机 1.4 余热排出系统余热排出系统RRARRA热交换器热交换器 1.4 余热排出系统余热排出系统RRA1.5 反应堆水池和乏燃料反应堆水池和乏燃料水池冷却和处理系统水池冷却和处理系统PTR1、系统的功能、系统的功能冷却功能冷却功能净化功能净化功能充排水功能充排水功能2、系统的组成、系统的组成反应堆水池反应堆水池乏燃料水池乏燃料水池换料水箱换料水箱泵和管道泵和管道一、
16、核岛主要系统1#机机RX、KX厂房厂房布置图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厂房厂房RX厂房厂房反应堆水池全貌反应堆水池全貌1.5 反应堆水池和乏燃料水池冷却和处理系统PTR堆腔(左图)和换料机(右图)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乏燃料池和行车(左图)乏燃料池和行车(左图)运输水池和倾翻机(右图)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PTRPTR流程图流程图PTR001/002RF1.5 反应堆水池和乏燃料水池冷却和处理系统PTR要求的最小换料水箱水贮量为1660m3(对应于报警水位:153
17、0m)。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23002500ppm,LNPS为21002300ppm;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(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电站核安全电站核安全1、核安全定义及三要素、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。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:保证核安全的三要素:(1)反
18、应性控制)反应性控制(2)堆芯冷却)堆芯冷却(3)放射性产物的包容)放射性产物的包容(1)燃料包壳)燃料包壳(2)一回路压力边界)一回路压力边界(3)安全壳)安全壳三重屏障三重屏障专设安全设施专设安全设施 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。完整性,防止放射性物质外逸。 核电站以可能性极小的、假象的最严核电站以可能性极小的、假象的最严重事故作为安全设
19、计的依据,这种最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严重事故是指一回路大破口时的冷却剂丧失(剂丧失(LOCA)事故。)事故。 一旦一回路管道大破裂,冷却剂就会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。质就可能释放到安全壳内。(1)何谓)何谓LOCA事故?事故?1.6 安全注入系统安全注入系统 RIS 安全注入系统由三个分系统组成。安全注入系统由三个分系统组成。高压安注高压安注中压安注中压安注低压安注低压安注1、系统的功能、系统
20、的功能1)一回路小破口失水时,)一回路小破口失水时,RIS用来向一回路补水,以重新建用来向一回路补水,以重新建立稳压器水位;立稳压器水位;2)一回路大破口失水事故时,)一回路大破口失水事故时,RIS向堆芯注水,以重新淹没并向堆芯注水,以重新淹没并冷却堆芯,限制燃料元件温度的上升。冷却堆芯,限制燃料元件温度的上升。2、系统的组成、系统的组成一、核岛主要系统3、LOCA时的安注过程时的安注过程102030时间时间 (s)一回路压力一回路压力 (bar)150100500一回路破口后的压力变化一回路破口后的压力变化第一阶段:冷段直接注入阶第一阶段:冷段直接注入阶段段当当 P119bar119bar时
21、,时,高压安注系统投高压安注系统投入入当当P P 42.5bar42.5bar时,时,中压安注系统自中压安注系统自动投入动投入当当P10barP10bar时,低时,低压安注系统投入压安注系统投入1.6 安全注入系统 RIS高、低压安注示意高、低压安注示意中压安注示意中压安注示意3、LOCA时的安注过程时的安注过程1.6 安全注入系统 RIS1.6 安全注入系统 RIS中压安注箱中压安注箱第二阶段:第二阶段:安注再循环阶段安注再循环阶段当换料水箱的当换料水箱的水位仅有水位仅有2.1米米时,安注转入时,安注转入再循环阶段。再循环阶段。3、LOCA时的安注过程时的安注过程1.6 安全注入系统 RIS
22、1.7 安全壳喷淋系统系统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)当安全壳内的一回路或二回路主管道破裂时,安全壳内的压力内的压力P和温度和温度T就会上升。就会上升。EAS系统此时用喷淋水冷凝蒸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。汽,将安全壳内的温度、压力降低,以保持安全壳的完整性。(2)EAS系统还通过热交换器排出事故时释放到安全壳系统还通过热交换器排出事故时释放到安全壳内的热量,它是安全系统中的唯一冷源。内的热量,它是安全系统中的唯一冷源。一、核岛主要系统1、系统的功能、系统的功能2、系统的组成、系统的组成一、核岛
23、主要系统1.7 安全壳喷淋系统系统安全壳喷淋系统系统EASEAS热交换器和碱罐热交换器和碱罐1.7 安全壳喷淋系统系统安全壳喷淋系统系统EASGNPS GNPS 汽轮机组简介汽轮机组简介主蒸汽系统主蒸汽系统 VVPVVP汽轮机旁路系统汽轮机旁路系统 GCTGCT汽水分离再热器系统汽水分离再热器系统 GSSGSS凝结水抽取系统凝结水抽取系统 CEXCEX低压给水加热器系统低压给水加热器系统 ABP二回路主要系统二回路主要系统给水除气器系统给水除气器系统 ADG汽动汽动/ /电动给水泵系统电动给水泵系统 APP/APAAPP/APA高压给水加热器系统高压给水加热器系统 AHPAHP给水流量控制系统
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