大亚湾核电站本体结构

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核电人必须掌握的知识二

核电人必须掌握的知识二

第2章反应堆结构反应堆是产生、维持和控制链式核裂变反应的装置,它以一定功率释放出能量,并由冷却剂导出,再通过蒸汽发生器将堆芯产生的热量传给蒸汽发生器二次侧给水,产生蒸汽,驱动汽轮发电机发电。

大亚湾核电站反应堆的堆型是压水堆,用加压轻水作为慢化剂和冷却剂,位于安全壳的中央。

图2.1是压水堆的结构简图,它可分为以下四部分:●反应堆堆芯●堆内构件●反应堆压力容器和顶盖●控制棒驱动机构反应堆结构部件除了在机械强度、刚度、加工精度和耐腐蚀等方面应满足比一般机械设备更高的要求外,还要满足核性能和抗辐照方面的要求。

结构材料在反应堆内受到核裂变放出的高能量γ射线和各种能量的中子的轰击后,材料性能发生变化,同时还带有很强的放射性。

因此,对反应堆主要部件在设计、制造、安装和在役检查的各阶段都要进行严格的质量控制,以保证反应堆安全可靠地运行。

图2.1 反应堆纵剖面图2.1 反应堆堆芯堆芯是反应堆的核心部件,核燃料在堆芯内实现核裂变反应,释放出核能,同时将核能转变成热能,因而它是一个高温热源和强辐射源。

2.1.1 堆芯的组成和布置如图2.2,堆芯由157个尺寸相同、截面为正方形的燃料组件排列而成,其当量直径为304cm。

堆芯首次装料时,有三种不同富集度(即235U在铀中所占的份额,又称浓缩度)的燃料组件,分别是1.8%、2.4%和3.1% 。

因为堆芯沿径向中子通量的分布是中间高外侧低,为了提高堆芯平均功率密度和充分利用核燃料,采取按富集度不同分区装料和局部倒料的燃料循环方式,即堆芯的四周由52个富集度为3.1%的燃料组件组成第3区,内区则混合交错布置52个富集度为2.4%和53个富集度为1.8%的燃料组件,组成第2区和第1区。

换料时卸出第1区的乏燃料组件,外围的组件向内部区域倒换,新加入的燃料组件放在第3区(最外围)。

采用这样的燃料分布方式可以展平堆芯功率,获得较高的燃耗深度,提高核燃料的利用率。

目前每年更换约1/3燃料组件(更换组件的具体数目要根据本年度发电计划及上一循环燃耗情况确定),称为一个燃料循环。

反应堆本体结构

反应堆本体结构
第三讲 反应堆本体结构
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(一)反应堆堆芯
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反应堆在核电站的作用就象是火电站的锅炉,它
是整个核电站的心脏。它以核燃料在其中发生特
殊形式的“燃烧”产生热量,来加热水使之变成蒸汽。
反应堆通常是个圆柱体的压力容器,其中裂变
材料所在部分称为反应堆堆芯。
堆芯结构由核燃料组件、控制棒组件、可燃毒物
运行和事故工况下快速控制 反应性的手段。下面看一下 17 17型燃料组件的棒束型 控制棒组件的结构图。
大约1/3的燃料组件的控制棒
导向管是为控制棒组件占据的。
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2、控制棒组件
控制棒:由星型支架和吸收剂棒组成。
以连接饼为中心呈辐射状有16根连接
翼片,每个翼片上装有一个或两个指 状物,每个指状物带有一根吸收棒。 通过螺纹固定,然后用销钉紧固,这 些吸收剂棒可插入对应燃料组件24根
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(a)燃料芯块
芯块是由富集度为2-3%的UO2 粉末(陶瓷型芯
块)冷压成形再烧结成所需密度的圆柱体,直径 为8-9毫米,直径与高度之比为1:1.5。
(大亚湾采用直径8.192mm,高度13.5mm)
每一片芯块的两面呈浅碟形,以减小燃料芯块
因热膨胀和辐照肿胀引起的变形。
一根燃料棒内装有271个燃料芯块。
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堆芯组件
1、核燃料组件
现代压水堆普遍采用了无盒、带棒束型核燃料组件。
组件内的燃料元件棒按正方形排列。常用的有14 14,
15 15,16 16和17 17排列等几种栅格型式。
优点:减少了堆芯内的结构材料; 冷却剂可充分交混,改善了燃料棒表面的冷却。
下面看一下17 17型燃料组件的总体图。

第三章压水堆核电厂

第三章压水堆核电厂
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大亚湾核电厂简介
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3.1 压水堆堆芯(reactor core)
堆芯设计满足的一般要求: 1 堆芯功率分布尽量均匀,以便堆芯有最大的功率输出 2 尽量减少堆芯内不必要的中子吸收材料,提高中子经济
性 3 要有最佳的冷却剂流量分配和最小的流动阻力 4 有较长的堆芯寿命,适当的减少换料操作次数 5 堆芯结构紧凑,换料要简易方便。
相应措施:严格限制铜和磷这两 种元素的含量,添加少量铝、 钒、铬,铂、镍等元素,尽 量减少钢的辐照损伤:热屏。
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运行限制
压力温度运行限制曲线: 限制因素: 压力容器的强度,主泵的限制:汽蚀等,低
压蒸发等。
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压力容器结构
筒体组合件
法兰环 接管段 筒身 冷却剂进、出口接管
顶盖组合件 底封头 法兰密封件
1 堆内构件 名称 作用
2 控制棒驱动机构 结构 工作原理 提升 下降 停堆
3 反应堆压力容器 结构 作用 选材 运行限制
4 堆内测量支承结构 温度测量 中子通量测量
5 安全壳 作用 三个系统
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作用: 1 防止放射性外逸第二道屏障 2 压力边界 3 支承和固定作用 选材原则 1 高度的完整性 2 适当的强度和足够的韧性 3 低的辐照敏感性 4 导热性能好 5 便于加工制造,成本低
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压力容器选材
当前反应堆压力容器材料普遍选 用低合金钢,与冷却剂接触 表面堆焊一层5mm厚的不锈钢。
低合金钢及其焊缝在快中子积分 通量大于1018cm2后脆性转变 温度明显升高。
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压力容器支承结构
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堆内测量支承结构
堆芯冷却剂出口温度测量装置
目的:绘制堆芯温度分布图和确定 最热通道
布置:

核电设备

核电设备
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三.规范标准
1.采用规范标准的原则
-中国的法规、条例和规定必须遵照执行 -结合国情,参照大亚湾核电站使用的法国RCC 系列标准和其他国家标准 -适当采用中国国家标准和核工业标准
2.实际规范标准应用情况 2.
(1)国家颁布的法律、法规、条例规定。如环 境保护法、锅炉压力容器安全监察暂行条例、 核安全法规和导则等。 (2)法国规范标准 ① RCC系列 RCC-P、 RCC-M、 RCC-E、 RCC-G、 RCC-I、 17 RCC-C、
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(2)电气设备的安全分级 若电气设备和部件涉及安全功能和事故后保护公 众的系统,则定为IE级。 未列入IE级的设备用NC表示 四种电气设备鉴定程序 -标准鉴定程序 -K3鉴定程序 -K2鉴定程序 -K1鉴定程序
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4.抗震分级
(1)所有与安全有关的机械和电气设备,包括 安全1、2、3级和LS级机械设备及IE级电气设 备都有抗震要求,定为抗震1类设备 (2)部分设备和部件虽无核安全要求,但按其 重要性必须验证其抗震能力的也可定为抗震1 类 (3)抗震1类的机械设备和部件分三类: -1I类:在安全停堆地震(SSE)下必须保持结 构完整性和密闭性 -1F类:在安全停堆地震(SSE)下要求保持功 能的专设安全设施及其支承系统的非能动部件 -1A类:在安全停堆地震下要求完成动作确保事 故后安全功能的能动设备
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6.质量保证等级
(1)质量保证等级分为:Q1、Q2和Q3级,无质 量保证要求的为QNC级。 (2)各级要求: Q1-遵照HAF003和相应导则中的全部要求,制 定实施质保大纲,满足合同等采购文件中的质 保要求。 Q2-遵照HAF003和相应导则中的绝大部分要求, 制定和实施质保大纲程序(质保手册),并满 足合同等采购文件中的质保要求。 Q3-制定和实施质保工作程序和细则,并满足合 同等采购文件中的质保要求。

核电站的工作原理和结构

核电站的工作原理和结构

核电站的工作原理和结构热堆的概念中子打入铀-235的原于核以后,原子核就变得不稳定,会分裂成两个较小质量的新原子核,这是核的裂变反应,放出的能量叫裂变能;产生巨大能量的同时,还会放出2~3个中子和其它射线。

这些中子再打入别的铀-235核,引起新的核裂变,新的裂变又产生新的中子和裂变能,如此不断持续下去,就形成了链式反应利用原子核反应原理建造的反应堆需将裂变时释放出的中子减速后,再引起新的核裂变,由于中子的运动速度与分子的热运动达到平衡状态,这种中子被称为热中子。

堆内主要由热中子引起裂变的反应堆叫做热中子反应堆(简称热堆)。

热中子反应堆,它是用慢化剂把快中子速度降低,使之成为热中子(或称慢中子),再利用热中子来进行链式反应的一种装置。

由于热中子更容易引起铀-235等裂变,这样,用少量裂变物质就可获得链式裂变反应。

慢化剂是一些含轻元素而又吸收中子少的物质,如重水、铍、石墨、水等。

热中子堆一般都是把燃料元件有规则地排列在慢化剂中,组成堆芯。

链式反应就是在堆芯中进行的。

反应堆必须用冷却剂把裂变能带出堆芯。

冷却剂也是吸收中子很少的物质。

热中子堆最常用的冷却剂是轻水(普通水)、重水、二氧化碳和氦气。

核电站的内部它通常由一回路系统和二回路系统组成。

反应堆是核电站的核心。

反应堆工作时放出的热能,由一回路系统的冷却剂带出,用以产生蒸汽。

因此,整个一回路系统被称为“核供汽系统”,它相当于火电厂的锅炉系统。

为了确保安全,整个一回路系统装在一个被称为安全壳的密闭厂房内,这样,无论在正常运行或发生事故时都不会影响安全。

由蒸汽驱动汽轮发电机组进行发电的二回路系统,与火电厂的汽轮发电机系统基本相同。

轻水堆――压水堆电站自从核电站问世以来,在工业上成熟的发电堆主要有以下三种:轻水堆、重水堆和石墨汽冷堆。

它们相应地被用到三种不同的核电站中,形成了现代核发电的主体。

目前,热中子堆中的大多数是用轻水慢化和冷却的所谓轻水堆。

轻水堆又分为压水堆和沸水堆。

广东大亚湾核电站工程建设的项目组织与管理

广东大亚湾核电站工程建设的项目组织与管理

广东大亚湾核电站工程建设的项目组织与管理一、工程项目组织的含义与特点工程项目组织是指为完成特定项目任务而建立起来、并从事具体项目工作的群体。

它是项目的参与者按一定的规则或规律构成的整体,是项目行为主体构成的系统。

该组织在项目生命期内临时组建,是一次性的、暂时的组织。

组织是项目管理的主体,也是项目目标能否实现的关键因素。

一般来说,组织包括静态的组织关系和动态的组织关系两个组成部分,静态的组织关系指组织结构,动态的组织关系指组织工作流程。

组织结构指项目管理内部各个部门之间的相互关系,是按一定领导体制、部门设置、层次划分、管理职能分工等构成的有机整体,反映的是组织系统中各子系统之间或各元素(或工作部门)之间的指令关系、工作任务分工和管理职能分工,是一种相对静态的组织关系。

组织工作流程指组织行为或活动,即为达到一定目的,通过一定权力的影响,为实现项目目标,对所需资源进行合理配置,反映了一个组织系统中各项工作之间的逻辑关系,与组织结构相比,它反映的是一种动态的组织关系。

建立合理的组织结构和工作流程,从总体上使各部门协调统一,是有效实现管理目标的基础和前提。

从项目组织的内涵可以看出,由于大型工程项目的临时性、一次性、复杂性等特点,项目组织具备以下几大特点:1、项目组织具有多利益主体一体化的特点2、项目组织具有临时性特点3、项目组织具有开放性特点4、项目组织有高度的弹性、可变性二、工程概述大亚湾核电站位于深圳市东部大亚湾畔大坑村麻岭角,深圳市45公里,距香港50公里。

厂区面积63.5公顷。

1979年开始准备工作;1986年12月开工;1993年2月1日第一台机组并网发电,3月第二台机组试运行。

历时8年,总装机2火90万千瓦,是由香港和中方合资建设的。

以前该工程由水电部管理,1986年后转入核工业部。

现在国家成立广东核电投资公司与香港、广东电力局及能源部四方合股组建大亚湾核运公司,全面负责核电站的建设、经营、管理。

核电站一般知识简介

核电站一般知识简介

核电站一般知识简介一、反应堆简介核反应堆是一种能以可控的方式实现自续链式核反应的装置。

根据原子核产生能量的方式,可分为裂变反应堆和聚变反应堆两种。

当今世界上已建成和广泛使用的反应堆都是裂变反应堆。

聚变反应堆目前还处于研究设计阶段。

裂变反应堆是通过把一个重核裂变为两个中等质量核而释放能量的。

它是由核燃料/冷却剂/慢化剂/结构材料和吸收剂等材料组成的一个复杂系统。

按用途不同,裂变反应堆可分为生产堆/实验堆和动力堆。

按冷却剂或慢化剂的种类不同可分为轻水堆/重水堆/气冷堆和液态金属冷却快中子堆。

按引起裂变反应的中子能量不同,又可分为热中子反应堆和快中子反应堆。

二、核电站的组成1.压水堆核电站由核岛、常规岛、BOP(配套设施)组成。

2.核电站厂房布置:反应堆安全壳厂房核辅助厂房过渡厂房核燃料贮存厂房应急柴油机厂房电气厂房汽轮机厂房配套设施核电站厂房图1 核电站原理流程图核电厂中的能量转换与转递三、核岛主要系统组成1.核岛主要系统组成核岛主要系统由反应堆冷却剂系统、专设安全设施、核辅助系统、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等六大类系统组成。

a) 反应堆冷却剂系统指三条环路及其核岛主设备压力容器、主泵、蒸发器、稳压器和主管道等组成。

b) 专设安全设施由四个系统组成:它们是安全注入系统、辅助给水系统、安全壳喷淋系统和安全壳隔离系统。

c) 核辅助系统——化学和容积控制系统——硼和水的补给系统——一回路辅助系统——余热排出系统——核取样系统核辅助系统——堆和乏燃料水池冷却与处理系统——设备冷却水系统——辅助冷却水系统——核岛应急生水系统——蒸发器排污系统——核岛冷冻水系统——电气厂房冷却水系统d) 三废处理系统——废气处理系统——废液处理系统——废物处理系统三废处理系统——硼回收系统——核岛疏水排气系统——放射性废液排放系统——常规岛废液排放系统e) 核岛通风空调系统组成—控制棒驱动机构风冷系统—安全壳内连续通风系统—安全壳内空气净化系统—反应堆堆坑通风系统—安全壳换气通风系统—主控制室空调系统—安全壳外贯穿件房间通风系统—上充泵房应急通风系统—辅助给水泵房通风—冷水系统设备间通风系统通风空调系统—核燃料厂房通风系统—核辅助厂房通风系统—电气厂房通风系统—电气厂房排烟系统—电缆层通风系统—安注和喷淋泵电机房通风系统—安全壳内大气监测系统—废物辅助厂房通风系统—主要厂用水泵站通风系统f) 核燃料装卸贮存和工艺运输系统是一个独立的操作系统,只有在核燃料换料和接收新燃料时系统才运作。

大亚湾核电站电气系统简介

大亚湾核电站电气系统简介
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GSY设备简介 GSY设备简介
发电机端子封套 分相隔离连接母线:体积小,可靠性高, 分相隔离连接母线:体积小,可靠性高,可采用强迫风冷降低 母线温度;可防止湿空气和外物进入封闭母线壳内。 母线温度;可防止湿空气和外物进入封闭母线壳内。
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负荷开关
用来把发电机与系统同步并网; 负荷开关载流部件用水冷却,外壳空气冷却; 负荷开关载流部件用水冷却,外壳空气冷却; 负荷开关允许合上适中电流, 负荷开关允许合上适中电流,而只能切断发 电机满负荷电流; 压缩空气压力必须高于闭锁值(P>2.76MPa) 压缩空气压力必须高于闭锁值( 2.76MPa) 方可操作负荷开关。 方可操作负荷开关。
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大亚湾GEV系统三相主变 大亚湾GEV系统三相主变
4
岭澳GEV系统三相主变 岭澳GEV系统三相主变
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GEV设备简介 GEV设备简介
1. 主变压器
主变压器由三台375MVA的单相变压器组成,低压侧三角形连接, 主变压器由三台375MVA的单相变压器组成,低压侧三角形连接,高压侧星形连 375MVA的单相变压器组成 接且可带载调压。主变采用强迫油循环的风冷方式。变比26kV/6.9kV。 接且可带载调压。主变采用强迫油循环的风冷方式。变比26kV/6.9kV。 26kV/6.9kV
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发电机中性点接地设备
1) 发电机中性点采用 接地变压器接地方 式,将接地故障电 流在正常相电压下 限制在5A以内。 限制在5A以内。 5A以内 2) 共设有两套中性点 接地装置, 接地装置,当负荷 开关合上后, 开关合上后,可将 故障点接地短路电 流限制到10A。 流限制到10A。 10A
ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ14
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厂用附属设备的分类

核电站简介和物项分级

核电站简介和物项分级
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安全壳和热力系统流程图
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图4-6 压水堆安全壳
图4-5 压水堆核电站流程
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反应堆里的冷却剂,当温度由室温升到三百多摄氏度时, 体积会有很大的膨胀。由于体积膨胀及其他原因,如果不 采取措施,冷却剂的压力会波动,从而使反应堆的运行工 况不稳定。因此,在冷却剂的出口和蒸汽发生器之间有稳 压器。稳压器是一个高大的空心圆柱体。下部为水,罐内 采用电加热器在稳压器上部产生蒸汽。利用蒸汽的弹性来 保持堆内冷却水压力稳定。
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压水堆初次装料后,大约经过一两年要进行一次更换燃料 组件的操作,我们称之为首次换料。这以后,就每年换料 一次。每次换料只需装卸三分之-的燃料组件。卸出的燃 料组件,放在反应堆旁边的贮存水池内。早期的压水堆换 料停堆四个月,现在换一次料最短可以两个星期。这就要 求压力容器的顶盖、控制棒驱动机构,以及堆内屏蔽层组 成为一个整体,顶盖可以-下子打开,而不能象以前那样 一个一个地松开顶盖上的巨大的螺栓。而且换料操作需要 采用快速换料机构。换料时间的缩短,有利于核电站更好 地为电力用户服务,缩短停电时间,提高利用效率。
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到目前为止,核电站的燃料元件、泵、蒸汽发生器、稳压 器、压力容器的设计,正向标准化、系列化的方向发展。 核电站的研究工作,主要是为了进一步提高其安全性和经 济性。有关各国在这方面都有庞大的研究计划,并开展广 泛的国际合作。民用压水堆核电站从它诞生以后,一直是 最安全的工业部门之一,它已经成为一种成熟的堆型。
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1) 安全等级
压水堆核电站设计与建造中采用了纵深防御的原则。从安全角度讲, 对一个核电站应考虑以下两个主要问题:
利用的能量交给冷凝器。
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图4-7 蒸汽发生器 1-一蒸汽出口管嘴;2-一蒸汽干燥器;3-一旋叶式汽水分离器;4一-给水管嘴;5--水 流;6一一防振条;7一一管束支撑板;8一一管束围板;9--管束;10一一管板;11--隔饭;12 一一主冷却剂出口;13--主冷却剂入口。

反应堆结构

反应堆结构

反应堆结构及几种典型反应堆系统反应堆是核电站中的热源,其内部装有可以进行可控链式核反应的核燃料,源源不断地释放出能量。

核反应产生的热能通过载热剂传给汽轮机作功,汽轮机带动发电机,产生的电能被输送到电网。

反应堆由堆芯、压力容器、上部堆内构件和下部堆内构件等几部分组成。

反应堆安置在反应堆厂房(也称为安全壳)的正中,它的六条进出口接管管嘴支撑在作为一次屏蔽的混凝土坑(即堆坑)内,而堆坑位于一个大约10米深的反应堆换料水池的底部。

如下图它可分为反应堆堆芯、堆内构件、反应堆压力容器和顶盖控制棒驱动机构四部分。

下面主要介绍反应堆堆心和压力容器。

1、反应堆堆芯:核反应堆的堆芯位于压力容器中心,由157个几何形状及机械结构完全相同的燃料组件构成,核反应区高3.65m,等效直径3.04m 。

燃料核裂变释放出来的核能立即转变成热能,并由冷却剂导出。

1.1、燃料组件:燃料组件骨架由8个定位格架、24根控制棒导向管、一根中子通量测量管和上、下管座焊接而成。

其功用是确保组件的刚性,承受整个组件的重量和控制棒快速下插的冲击力,并准确引导控制棒束的升降,保证组件在堆内可靠工作和装卸料时的运输安全。

如下图定位格架由锆-4合金条带制成,这些条带装配成17×17的正方形栅格。

在格架栅元中,燃料棒由其中两边的弹簧夹顶在另两边的两个刚性凸台上,其共同作用使燃料棒保持中心位置。

弹簧夹由因科镍718薄片弯成开口环制成,然后将夹子跨在条带上夹紧定位,并在上下相接面上点焊。

这样形成的两个相背的弹簧分别顶住相邻栅元的两根燃料棒,自然抵消了作用在条带上的力。

每个燃料组件带有24个控制棒导向管,由锆-4合金制成,它们为控制棒的插入和提出导向。

其下部在第一和第二格架之间直径缩小,形成缓冲段,以便当控制棒紧急下落接近底部时起缓冲作用。

在缓冲段上部有流水孔,正常运行时冷却水流入管内,在控制棒下插时水能部分从管内排出。

缓冲段下部的管径扩至正常,使底层格架可以按上层格架的相同方式与导向管相连接。

图解核电站主要系统

图解核电站主要系统

二回路主要系统
6. 给水除气器系统 ADG 7. 汽动/电动给水泵系统 APP/APA 8. 高压给水加热器系统 AHP 9. 给水流量控制系统 ARE 10. 辅助给水系统 ASG 11. 循环水系统 CRF
1. 反应堆冷却剂系统 RCP 2. 化学和容积控制系统 RCV 3. 反应堆硼和水的补给系统 REA 4. 余热排出系统 RRA 5. 反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统 PTR 6. 安全注入系统 RIS 7. 安全壳喷淋系统 EAS
3、反应性控制
(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
§1.2 化学和容积控制系统RCV
反应性慢变化的控制措施
下泄
稀释
排出含硼水V升
030VP
TEP
002BA 上充
注入纯水V升 REA
除硼
下泄
030VP 002BA 上充 §1.2 化学和容积控制系统RCV
RRA01PO
RRA02PO
13VP RRI
01RF
02RF RRI
24VP 25VP
反应堆
二环路
RCP02PO
RCV310VP
三环路
03GV
RCV50V P
082VP
RCV366VP
RCV01EX
01-03DI RRI 13VP
净化
46VP RCV01-03 PO RCP-RCV-RRA连接图
一、核岛主要系统

输 水
乏燃料水池

装冲 罐洗 池池
KX厂房
堆内构件池 换料腔
RX厂房
1#机RX、KX厂房布置图

大亚湾核电站

大亚湾核电站

大亚湾核电站大亚湾核电站位于中国广东省深圳市龙岗区大鹏半岛,是中国大陆建成的第二座核电站,也是大陆首座使用国外技术和资金建设的核电站。

1994年投入商业运行,大亚湾核电站是中国第一座大型商用核电站。

此后,在大亚湾核电站之侧又建设了岭澳核电站,两者共同组成一个大型核电基地。

简要介绍 大亚湾核电站是中国第一座大型商用核电站,坐落在深圳市的东部,离香港直线距离45公里,中国最大的中外合资企业。

大亚湾核电站位于:北纬22°36′02.70″,东经114°32′57.75″。

座落在广东省深圳市龙岗区的大亚湾核电基地,是中国目前在运行核电装机容量最大的核电基地。

拥有大亚湾核电站、岭澳核电站一期两座核电站共四台百万千瓦级压水堆核电机组,年发电能力近300亿千瓦时。

其中,大亚湾核电站所生产的电力70%输往香港,约占香港社会用电总量的四分之一,30%输往南方电网;岭澳核电站一期所生产的电力全部输往南方电网。

据2006年统计数据,两座核电站输往南方电网的电力约占广东省社会用电总量的9%。

大亚湾核电站按照“高起点起步,引进、消化、吸收、创新”,“借贷建设、售电还钱、合资经营”的方针开工兴建,1994年5月6日全面建成投入商业运行。

并获得了在美国出版的国际电力杂志评选的“1994年电厂大奖”,成为全世界5个获奖电站之一,也是中国唯一获得这一殊荣的核电站。

1995年5月,大亚湾核电站被中共深圳市委确定为“深圳市爱国主义教育基地”,成为深圳市一日游的景点之一。

大亚湾核电站投产以来,各项经济运行指标达到国际先进水平。

自1999年开始,与64台法国同类型机组在四个领域累计26项次的安全业绩挑战赛中,共获得14项次第一名。

2006年5月13日,大亚湾核电站1号机组较原计划提前12.94天完成第一次十年大修,成为中国在运行核电站中首个走过设计寿期内除退役外所有关键路径的核电站。

2007年10月18日,大亚湾核电站1号机组实现整个燃料循环不停机连续安全运行487天的国内新记录;2008年1月12日,该机组实现无非计划停堆安全运行2000天,这是国内核电机组的最高记录,目前该纪录还在延伸。

图解核电站主要系统_图文

图解核电站主要系统_图文
一、核岛主要系统
§1.2 化学和容积控制系统 RCV
RCV系统的主要功能: 1、容积控制 2、化学控制 3、反应性控制
一、核岛主要系统
1、容积控制
容 积
(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、 1.4m3/1T

主泵2#轴封等)
(2)水容积变化的影响
单元 02BA
30VP
RRA泵
§14 余热排出系统RRA
RRA泵的电动机
§1.4 余热排出系统RRA
RRA热交换器
§1.4 余热排出系统RRA
§1.5 反应堆水池和乏燃料 水池冷却和处理系统PTR
1、系统的功能
Ø冷却功能 Ø净化功能 Ø充排水功能
2、系统的组成
Ø反应堆水池 Ø乏燃料水池 Ø换料水箱 Ø泵和管道

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§1.6 安全注入系统 RIS
10
20
30
一回路破口后的压力变化
时间 (s)
3、LOCA时的安注过程
高、低压安注示意
§1.6 安全注入系统 RIS
中压安注示意
中压安注箱
§1.6 安全注入系统 RIS
3、LOCA时的安注过程
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。
RRA01PO
RRA02PO
13VP
RRI
ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ
01RF
02RF RRI
24VP 25VP
反应堆
二环路 RCP02PO
RCV310VP
03GV
RCV50V P
RCV01EX
082VP

AP1000与M310

AP1000与M310

AP1000是由西屋公司开发得第三代压水堆核电站,而M310是法国珐玛公司通设计得第二代压水堆核电站。

AP1000在系统设计上大量地采用了非能动理念,大大简化了系统,减少了设备数量,提高了机组的安全性和经济性。

AP1000核岛M310核岛在系统和设备上有很大区别,本文以山东海阳核电和广东大亚湾核电为例分别从反应堆冷却剂系统、反应堆辅助系统、专设安全设施三个方面对两个机组的核岛系统设备主要区别作一对比分析。

1.反应堆冷却剂系统区别AP1000与M310的反应堆冷却系统由于同为压水堆,因此在工作原理上是一样的,但是AP1000结合了二代压水堆积累的运行和维护经验,在很多地方设计有很大的改动,如:反应堆布置,反应堆本体及压力容器、主泵等。

1.1反应堆冷却剂系统的系统设计区别AP1000的反应堆冷却剂系统采用了二环路对称布置设计,每个环路由一台蒸汽发生器,两台主泵,一条热管段管道和两个冷管段及相关仪表、系统接口组成。

其中一个环路的热管段与稳压器通过波动管相连接,用来调节系统压力。

在稳压器上接有安全阀及自动卸压系统的前三级,自动卸压系统的第四级卸压管线接在两个环路的热管段上。

正常运行时从反应堆压力容器出口流出来的冷却剂经过一条直径为78.7cm的热管段进入蒸汽发生器,经过蒸汽发生器二次侧给水冷却后由两台直接连接在蒸汽发生器冷侧腔室出口的屏蔽式水泵加压,经过两条直径为55.9cm的冷管段管道注入堆芯。

当需要自动卸压系统动作时前三级卸压管线将蒸汽排到安全壳内换料水箱。

同时当压力仍不能按要求下降时,第四卸压阀自动打开,向安全壳排放蒸汽。

M310的反应堆冷却剂系统由反应堆和三条并联的环路组成,这些环路以反应堆为中心,呈辐射状布置。

每条环路由一台主泵,一台蒸汽发生器、一条热管段管道、一条过渡段、一条冷管道组成。

在其中一个环路的热管段通过波动管与稳压器相连接来调节一回路压力。

稳压器上部同样连有安全阀和卸压管线,当系统超压时稳压器上部的卸压管线将蒸汽排到卸压箱中。

大亚湾和岭澳核电站建筑结构特点及对山东海阳核电站土建设计的借鉴

大亚湾和岭澳核电站建筑结构特点及对山东海阳核电站土建设计的借鉴

大亚湾和岭澳核电站建筑结构特点及对山东海阳核电站土建设计的借鉴摘要:本文叙述了大亚湾核电站和岭澳核电站的建筑结构特点,描述了大亚湾核电站运行中发现的土建方面的问题及岭澳核电站施工中的有关情况。

并通过对大亚湾核电站和岭澳核电站设计方面的了解提出了对山东海阳核电站土建设计的借鉴。

ABSTRACT This article describes the technologic specific properties on the architec-ture and the structure of Daya Bay nuclear power plant and Lingao nuclear power plant.Also it describes the problems occurred during the operation of Daya Bay nuclear powerplant and construction of Lingao nuclear power plant. It draws lessons from the designof that two NPPs mentioned above for the architecture and the structure design ofShangdong Haiyang nuclear power plant.关键词:核电建筑结构借鉴Key Words Nuclear power plant Architecture and structure Draw lessons中图分类号:TM623.1文献标识码:B1993年7月毕业于合肥工业大学土木工程系。

毕业后一直在山东电力工程咨询院从事发电厂土建结构设计。

1995年起参与山东海阳核电站的前期设计,1997年7月至1998年1月参加了原国家电力部主办的第一期核电培训班。

引言大亚湾核电站建成于1994年,是我国第一个投入商业运行的核电站,装机容量2X980MW,采用法国法玛通公司和英国GEC公司的设备。

压水堆本体结构

压水堆本体结构
紧急事故时,要求在短时间(约为2s)内迅速插入堆芯而 停堆。
另外,控制棒组件应能克制反应堆可能出现旳氙振荡。
三、可燃水中毒硼物浓组度旳件大小对慢化剂温度系数有明显
影响。伴随硼浓度旳增长,慢化剂负温度系数旳
压降水低绝 旳 小堆反对,密值故度中应减越反采堆小来应用旳越性,功硼小增单率溶。 长位因 。体峰液积为 当值化水: 水因学当 中中子控水 硼含,制旳 浓硼温 度旳加可核度 超深降升 出数卸低高 某也料控时 一相燃制,值应水时减耗棒,。旳数量,
水冷却剂从上孔板流出,并在箱型空腔内混合后流向 堆芯上栅板。与上管座相连接旳压紧弹簧其所具有旳 压紧力能克服组件旳水力提升力,预防组件旳水力振 动,并补偿燃料组件和堆内构件之间旳轴向膨胀差。 上框架与上孔板用螺钉紧固。上管座旳角上开有定位 销孔,以便和上栅板旳销钉相应定位。
(4) 下管座
下管座由下孔板和下框架构成。它是燃料组件
(1) 弹性定位格架 燃料组件全长有八个定位格架。其中位 于活性区旳6个定为格架旳条带有突出旳混流 翼,以利于在高热负荷区加强冷却剂旳混合; 燃料组件上、下两端两个弹性定为格架旳条 带上没有混流翼,而其他方面完全与前一种
弹簧定位格架是压水相堆同燃。 料
组件旳关键部件之一。定位 格架设计得好,能够提升反 应堆出力或增长反应堆热工 安全裕量。
五、中子源组件
反应堆首次开启和再次开启都需要有起“点火”作用旳中子源。
人工中子源设置在堆芯或堆芯邻近区域,每秒钟放出107l08个中
子。依托这些中子在堆芯内引起核裂变反应,从而提升堆芯内中 子注量率,克服核测仪器旳盲区,使反应堆能安全、迅速地开启。
中子源组件源棒有初级源和次级源两种。带有初级中子源棒旳中
3) 因为棒径小,所以控制棒提升时所留下旳水隙对功率 分布畸变影响小。不需另设挤水棒,从而简化堆内构 造,降低了反应堆压力容器旳高度。

核电站水化学02-核电站概论

核电站水化学02-核电站概论
核辅助系统主要用来保证反应堆和一回路系 统的正常运行。
专设安全设施系统为核电厂重大的事故提供 必要的应急冷却措施,并防止放射性物质的 扩散。
(2)二回路系统
组成:二回路系统由汽轮机、发电机、凝汽器、凝 结水泵、给水加热器、除氧器、给水泵、蒸汽发生 器、汽水分离再热器等设备组成。
工作流程:蒸汽发生器的给水在蒸汽发生器吸收热 量变成蒸汽,然后驱动汽轮发电机组发电。做功后 的乏汽在凝汽器内冷凝成水。凝结水由凝结水泵输 送,经低压加热器加热后进入除氧器,除氧水出给 水泵送入高压加热器加热后重新返回蒸汽发生器, 如此形成热力循环。
大亚湾核电厂的开式循环水系统
形式:为开式单元制系统。每台机组有2台容量为50% 的循环水泵。它们对应于2条独立的系列A和B的循环 水回路。经循环水泵升压后,每个系列分成3条支路进 入3台凝汽器。图
每台凝汽器水室被分割为两个独立水室,每台水泵与3 台凝汽器的一半连接形成独立的回路。循环水离开凝 汽器后经6个循环水支管分别汇入A、B系列的排水渠, 每条排水渠有一个独立的虹吸井、,循环水经虹吸井 流入明渠归大海。

粗 水拦 滤 闸污 栅 门栅
转 滤 网
采用冷却水塔的闭式循环水系统示意图
(1)一回路系统
压水堆核电厂反应堆冷却剂系统一般有二至四条并联 在反应堆压力容器上的封闭环路(见图)。
每一条环路内一台蒸汽发生器、 一台或两台反应堆冷 却剂泵及相应的管道组成,在其中的一个环路的热管 段上,通过波动管与一台稳压器相连。
第二章 压水堆核电站概论
压水反应堆
Pressurized water reactor
PWR
PWR核电站
概述
一、系统构成
压水堆核电站由:压水堆本体、反应堆冷却剂 系统(称一回路)、蒸汽和动力转换系统 (称二回路)、循环水系统(三回路)、发 电机和输配电系统及其辅助系统组成。

核电机组汽轮机本体动态仿真模型研究

核电机组汽轮机本体动态仿真模型研究

核电机组汽轮机本体动态仿真模型研究邓永;张静涛;崔凝【摘要】基于众多大容量核电机组陆续投运、有经验的运行值班员匮乏、仿真培训系统核心技术为国外所掌控等尴尬现状,自主研究开发了具有一定通用性的核电机组汽轮机本体系统实时动态仿真模型.仿真试验表明:该模型具有较强的工程实用价值,为核电机组全范围、全工况实时动态仿真模型的自主研发进行了有益的探索.【期刊名称】《电力科学与工程》【年(卷),期】2012(028)007【总页数】5页(P61-65)【关键词】核电站;单相流网;汽轮机本体;仿真【作者】邓永;张静涛;崔凝【作者单位】深圳市广前电力有限公司,广东深圳518054;南京国电南自美卓控制系统有限公司,江苏南京210032;华北电力大学仿真与控制研究所,河北保定071003【正文语种】中文【中图分类】TK262随着众多大容量、高参数核电机组陆续投运,机组安全稳定运行的重要性及战略意义超乎常规发电机组[1~3]。

作为国内外电力行业公认的实用、高效的机组运行值班员技能培训工具,实时动态仿真系统对于机组安全稳定运行十分重要。

研发核电机组全工况、全范围实时动态仿真培训系统是核电领域亟待解决的课题之一。

火电机组的工质一般为过热蒸汽,蒸汽参数较高,而核电机组工质一般是饱和蒸汽,蒸汽参数比较低,级组大都处于湿蒸汽区,湿汽损失是影响级组效率的最关键因素。

本文以蒸汽干度为主导因素。

开发汽轮机本体系统动态仿真模型,既能正确反映对象的全工况动态特性,又能满足仿真系统实时性的要求。

可压缩流体,汽轮机本体系统中湿蒸汽的流动形式绝大多数为湍流[4~8],流动阻力方程可简单表示为:式中: M为节点i流体质量;Wij路(i,j)由节点i流向节点j的质量流量;Γij代表节点i,j间的连接方式,即网络拓扑结构,Γi j为零时,表示节点i,j无连接;1表示节点i,j间有连接,支路方向为j→i;-1表示节点i,j间有连接,支路方向为i→j。

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导向管与八层格架和上下管座连接,组成基本的燃料 组件结构骨架。而燃料棒被支撑并夹紧在这个结构骨 架内,棒的间距沿组件的全长保持不变。
每个组件共有289个栅元,设有24根导向管和一根堆内 通量测量管,其余264个栅元装有燃料棒。
大亚湾核电站所采用的是比法国 标准900MW压水堆核电站所用的燃 料组件更为先进的改进型燃料组 件。
7、定位格架
燃料组件中,燃料棒沿长度方向由八层格架夹住定位, 这种定位使棒的间距在组件的设计寿期内得以保持。 格架的夹紧力设计成既使可能发生的振动磨蚀到最小, 又允许有不同的热膨胀滑移,也不致引起包壳的超应 力。
格架由锆-4合金条带制成,呈l7×17正方栅格排列, 条带的交叉处用电子束焊双边点焊连接。外条带比内 条带厚,内条带的端部焊在外条带上,外条带端部由 三道焊缝连接,使格架能在运输及装卸料操作过程中 很好地保护燃料棒。
上管座是一个箱式结构,它起着 燃料组件上部构件的作用,并构 成了一个水腔,加热了的冷却剂 由燃料组件上管座流向堆芯上栅 格板的流水孔。上管座还构成燃 料组件的相关部件的护罩。上管 座由承接板、围板、顶板、四个 板弹簧和相配的零件组成。除了 板弹簧和它们的压紧螺栓用因科 镍 718 制 造 之 外 , 上 下 管 座 的 所 有零件用304型不锈钢制造。
大亚湾核电站本体结构
图2-1 大亚湾核电站 反应堆本体结构剖面图
堆芯装有157个几何上 和机械上都完全相同 的燃料组件,燃料组 件被安置在承放堆芯 的下栅格板上,外侧 用包络堆芯的堆芯围 板定位。上栅格板放 置在燃料组件顶部的 压紧弹簧上,用以防 止在事故情况下由于 水力不稳定性而使燃 料组件上升。
在格架栅元中,燃料棒的—边由弹簧施力,另一边顶住锆合金条带 上冲出的两个刚性凸起,两边的力共同作用使棒保持中心位置。弹 簧力是由跨夹在锆合金条带上的因科镍718制的弹簧夹子产生的,弹 簧夹子由因科镍718片弯成开口环而制成,然后把夹子跨放在条带上 夹紧定位,并在上下相接面上点焊,以把条带全部围起来。最终成 形的弹簧组合件形成两个相背的弹簧分别顶住相邻栅元的两根燃料 棒,这样,弹簧作用在条带上的力自然抵消了。也就减少了格架的 应力。
通常每年停堆换料一次,更换三分之一堆芯,即52个 燃料组件,新燃烧的加浓度为3.25%。将燃耗最深的 组件卸走,新燃料放入外区,而其余组件则在堆芯内 区按棋盘方式重新布置,使堆芯功率分布尽可能均匀。
2.2核燃料组件
核燃料组件由燃料棒、导向管、定位格架和上下管座 组成,燃料棒呈17×17正方形排列。
缓冲段以下在第一层格架的高度处,导向 管扩径至正常管径,使这层格架与上面各 层格架以相同的方式与导向管相连。
图2-4 导向管的缓冲段结构及 其与下管座的连接
6、通量测量管
放在燃料组件中心位置的通量测量管用来容纳堆芯通 量探测仪的钢护套管。通量测量管由锆-4合金制成, 直径上下一致,其在格架中的固定方法与导向管相同。
组件重量和施加在组件上的轴向载荷,经导向管 传递,通过下管座分布到堆芯下栅格板上。燃料 组件在堆芯中的正确定位由对角线上两个支撑脚 上的孔来保证,这两个孔和堆芯下栅格板上的两 个定位销相配合,作用在燃料组件上的水平载荷 同样通过定位销传送到堆芯支承结构上。
图2-4 导向管的缓冲段结构
4、上管座
2、燃料棒
改进型燃料组件燃料棒的端塞设计 成便于组件中燃料单棒的抽换。端 塞以有一圈径向槽为特点,便于专 用的抽拔工具夹紧燃料棒。
3、下管座
下管座是一个正方形箱式结构,它起着燃料组件 底部构件的作用,又对流入燃料组件的冷却剂起 着流量分配作用。下管座由四个支撑脚和一块方 形孔板组成,都用304型不锈钢制造。
图2-5 燃料组件上×17燃料组件中,导向管占据 24个栅元,它们为控制棒插入和提出提供 了导向的通道。
导向管由一整根锆-4合金管子制成。其下 段在第一和第二格架之间直径缩小,在紧 急停堆时,当控制棒在导向管内接近行程 底部时,它将起缓冲作用。
缓冲段的过渡区呈锥形,以避免管径过快 变化,在过渡区上方开有流水孔,在正常 运行时有一定的冷却水流入管内进行冷却, 而在紧急停堆时水能部分地从管内流出, 以保证控制棒的冲击速度被限制在棒束控 制组件最大的容许速度之内,又使缓冲段 内因减速而产生的最大压力引起导向管的 应力不超过最大许用应力。
为了使导向管端塞定位和连接锁紧,在导向管孔 的四周加工了凹口,锆-4合金制的螺纹塞头拧紧 并焊在导向管的底部。
导向管与下管座的连接借助其螺纹塞头来实现, 螺纹塞头的端部带有一个卡紧的薄壁圆环,用胀 管工具使圆环机械地变形并镶入管座内带凹槽的 扇形孔中;螺纹塞头旋紧在锆合金端塞的螺孔中 将导向管锁紧在下管座中。
但是在下述部位的情况不同:外条带上只有刚性凸起,在导向管栅 元里不需要设置弹簧。
定位格架通过条带上的调节片直接点焊在导向管上与其相连。在格 架的四周外条带的上缘设有导向翼,并按照避免装卸操作时相邻组 件的格架相互干扰的方式来布置。在高通量区的六个格架(即从下 至上第2至第7个格架)在内条带上还设置有搅混翼,以促进冷却剂 流的混合,有利于燃料棒的冷却和传热。
堆芯上 栅格板
堆芯 围板
堆芯下 栅格板
初始堆芯采用三种不同加浓度的 燃料分区布置
加浓度最高的燃料装在堆芯的外围,称为3区,另外两 种较低加浓度的燃料以国际象棋棋盘的方式布置在堆 芯内区,称为1区和2区。
各区所装燃料的加浓度及组件数如下:
1区:53个燃料组件,加浓度为1.80%, 2区:52个燃料组件,加浓度为2.40%, 3区:52个燃料组件,加浓度为3.10%。
突出的特点是当探测出某个组件 有破损的燃料棒而且确定破损燃 料棒的位置之后,可以用乏燃料 池内安装的专用设施更换破损的 燃料棒,从而修复该燃料组件、 重新利用。
1、燃料芯块
直径8.19mm,高度13.5mm的正圆柱体 。 为了减小芯块在温度和辐照作用下的膨胀和肿胀,从
而减少芯块与包壳的相互作用,每个芯块的端面呈浅 碟形。 为获得合适的芯块显微结构,采用粉末压制的制块工 艺并加入一些制孔剂,使烧结后芯块内部存在—些细 孔,即可以容纳绝大部分裂变气体,又使芯块致密化 效应减至最少。
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