《四、压水堆核电厂(完)》由会员分享，可在线阅读，更多相关《四、压水堆核电厂(完)（43页珍藏版）》请在金锄头文库上搜索。
1、压水堆核电厂简 介v内容提示：v一、压水堆核电厂结构v二、AP1000简介v三、EPR简介核电的分类：按照反应堆冷却、慢化介质的不同，可将反应堆 分为压水堆、沸水堆、重水堆、高温气冷堆、钠 冷快中子堆等不同堆型，同时上述的几种堆型也 是在世界上普遍应用或有较好发展前景的堆型我国投运与在建电 站以压水堆为主一、压水堆核电厂结构圍阻體蒸汽產生器調壓槽蓄壓器反應爐 反應爐 冷卻水泵充水泵圍阻體噴灑泵餘熱移除泵燃料更換 水儲存槽高壓飼水 加熱器主飼水泵冷凝水泵循環水泵海 水冷凝器低壓飼水加熱器低壓汽機高壓汽機汽水分離再熱器發電機勵磁機主變壓器變電所压水堆核电站原理一、压水堆核电厂结构压水堆核电站主要由
2、核岛、常规岛、电站 配套设施（BOP）等组成。一、压水堆核电厂结构反应堆简介总体特点 a.以净化的普通水作冷却剂和慢化剂 b.轻水慢化性能好堆芯较小吸收截面大低富集度加浓铀 c.一回路冷却剂压力一般为15.5MPa d.压水堆核电站有放射性的一回路和二回路系统 分开，放射性冷却剂不会进入二污染二回路设 备，运行和维护方便，需要处理的废气、废水 、废物量较少。压水堆 (Pressurized Water Reactor)v核岛主要设备（压力容器）典型压水反应堆的核心是一个圆柱形高 压反应容器（压力容器）。容器内设有实现 核裂变反应的堆芯和堆芯支承结构，顶部装 有控制裂变反应的控制棒驱动机构，随时
3、调 节和控制堆芯中控制棒的插入深度。v堆芯是原子核反应堆的核心，链式裂变反应 就在这里进行。它由核燃料组件、控制棒组 件和既作中子慢化剂又作为冷却剂的水组成v堆内铀-235核裂变时释放出来的核能迅速转 化为热量，热量通过热传导传递到燃料棒表 面，然后通过对流放热，将热量传递给快速 流动的冷却水（冷却剂），使水温升高，从 而由冷却水将热量带出压力容器。一、压水堆核电厂结构反应堆高1230直徑380燃料元件高 365.8公分寬 21.4公分157 組控制棒 52 組反应堆蒸汽发生器核岛主要设备（蒸发器）蒸汽发生器 它的作用是把通过反应堆的冷却剂的热量 传给二回路水，并使之变成蒸汽，再通入汽轮发电机
4、的 汽缸作功。一、压水堆核电厂结构2009年6月30日13时46分，中核五公司秦山核电二期扩建工程 4#核岛4A蒸汽发生器吊装成功！主泵核岛主要设备（主泵）如果把反应堆中的冷却剂比做人体血液的话，那主泵则是心脏。 它的功用是把冷却剂送进堆内，然后流过蒸汽发生器，以保证裂变 反应产生的热量及时传递出来。一、压水堆核电厂结构v核岛主要设备（稳压器）又称压力平衡器，是用来控制反应堆系统压力变化的设备。在正常运 行时，起保持压力的作用；在发生事故时，提供超压保护。稳压器里 设有加热器和喷淋系统，当反应堆里压力过高时，喷洒冷水降压；当 堆内压力太低时，加热器自动通电加热使水蒸发以增加压力。一、压水堆核电
5、厂结构稳压器v反应堆厂房（安 全壳）主要设备 整体示意图上述设备构成了一 回路工艺系统一、压水堆核电厂结构v常规岛主要设备介绍:二回路系统主要由蒸汽发生器二次侧、汽轮 发电机组、凝结水泵、给水泵、给水加热器 、除氧器等设备组成。一、压水堆核电厂结构v常规岛主要设备（汽 轮发电机组）汽轮发电机机组是二回 路系统的主要设备。它 由饱和汽轮机、发电机 、凝汽器和汽水分离再 热器组成。一、压水堆核电厂结构v常规岛主要设备（汽轮发电机组）汽轮机是以蒸汽作为工作介质的原动机。其作用 是将高压蒸汽具有的热能转换为汽轮机转子旋转 的机械能，转子带动发电机再将机械能转换为电 能。一、压水堆核电厂结构二回路工作原
6、理示意图二回路工作原理示意图核电厂二回路的流程原理与火力发 电厂的流程原理基本相同，只是由 核岛部分的蒸汽发生器代替了火力 发电厂的蒸汽锅炉。1) CP300 30万千瓦 1台 运行1（秦山一期） 2) CP600. 60万千瓦 6台 运行4（秦山二期），在建2 (海南昌江2) 3) 重水堆. 70万千瓦. 2台. 运行2（秦山三期） 4) VVER. 100万千瓦. 4台。 运行2（田湾12） 在建2(田湾34） 5) M310. 100万千瓦. 28台. 运行11（大亚湾2岭4红沿河2宁德2阳江1）在建17（红沿河2方家山2宁德2福淸4阴江5防城港2） 6) AP1000. 100万千瓦.
7、 4台. 三门，海阳 7) EPR. 1600万千瓦 2台. 台山 8) 高温气冷堆. 20万千瓦. 石岛湾8种堆型：压水堆6，重水堆1，高温气冷堆1 运行20台机组；在建28台机组 另:中国实验快堆2万千瓦 出口：6台，2台运行，4台在建 拟建：AP1000. 徐大堡4，河北4，海阳2，三门2，漳州4，陆丰4CAP1400. 石岛湾2M310. 红沿河56，田湾56，宁德56华龙. 福清56，防城港56EPR. 台山34我国运行及在建反应堆堆型秦 山 二 期 核 电 厂 反 应 堆 房运行及在建堆型二 代 百 万 核 电 厂 主 回 路M310. 100万千瓦 28台运行11（大亚湾1-2,
8、岭懊1- 4,红沿河1-2,宁德1-2, 阳江 1）在建17（红沿河3-4,方家山1 -2,宁德3-4,福淸1-4,阴江1- 5,防城港1-2运行及在建堆型AP 1000 百 万 核 电 厂 主 回 路运行及在建堆型三门、海阳 （在建台）研发堆型ACP1000 ACPR1000+ CAP1400 ACP100 快堆BN800ACP1000ACPR1000+CAP1400堆芯损坏频率1350堆芯热工裕量15%15%15%设计寿期（年）606060 换料周期（月）1818-2418-24可利用率90%90%93%安全停堆地震0.3 g 0.3 g 0.3 g 固体废物产生量（m3/年）5050暂缺
9、操作员不干预时间30 分钟30 分钟72小时二、AP1000非能动安全系统 非能动安注 多级非能动自动卸压系统 非能动余热排放系统 非能动安全壳冷却系统严重事故预防和缓解 堆腔淹没技术 安全壳内氢点火和氢复合系统双层安全壳全数字化仪控,先进控制室模块化施工,工期48个月二、AP1000反应堆冷却剂系统反应堆冷却剂系统vv屏蔽泵屏蔽泵vv取消取消RCSRCS密封密封vv上部堆芯测量上部堆芯测量vv大容量稳压器大容量稳压器vv焊接结构的堆内焊接结构的堆内 构件构件vv环形压力容器锻环形压力容器锻 件件非能动堆芯冷却系统非能动堆芯冷却系统 vvAPAP不依赖不依赖ACAC电源电源 -非能动余热导出非
10、能动余热导出 -非能动安全注入非能动安全注入 -非能动安全壳冷却非能动安全壳冷却vv长时间的安全停堆长时间的安全停堆大于大于7272小时不用操小时不用操 作员干预作员干预 AccumulatorAccumulator安注箱安注箱Core Core makeup tankmakeup tank堆芯补水箱堆芯补水箱 Sump ScreenSump Screen地坑过滤器地坑过滤器 PRHR-PRHR-非能动余热热交换器非能动余热热交换器 Depressurization valvesDepressurization valves 卸压伐卸压伐 SpargersSpargers喷射器喷射器非能动安全
11、壳冷却系统非能动安全壳冷却系统堆腔充水系统堆腔充水系统堆腔淹没技术模块化施工,工期48个月三、EPR高功率(1500MWe1700MWe)4通道安全系统双层安全壳严重事故预防及缓解 稳压器卸压 堆芯扑集器 非能动氢复合器全数字化仪控,先进控制室模块化施工三、EPR安全壳内布置安全壳内布置 vv双层安全壳双层安全壳 带过滤排放带过滤排放vv安全壳内储安全壳内储 存水箱存水箱vv堆芯熔融物堆芯熔融物 冷却区冷却区vv安全壳热量安全壳热量 扩散区扩散区vv四组冗余安四组冗余安 全系统全系统四通道安注和余热排出系统四通道安注和余热排出系统防止高压堆芯熔化和安全壳直接加防止高压堆芯熔化和安全壳直接加 热的卸压设备热的卸压设备堆芯扑集器Main componentsTop view of the EPR spreading roomEPR堆芯扑集器工作原理 非能动熔融物冷却 状态图 在重力作用下换料水池的水 平衡地灌注到堆坑和扩散区 内时的水位情况能动熔融物冷却 状态图 安全壳热量排出系统运行时 安全壳内水位情况（再循环 水注入堆芯扑集器） ！
