压水堆核电站反应堆保护系统精选ppt

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反应堆保护系统.ppt

2、逻辑系统、执行器和电源的冗余
为了排除由于环境因素、电气的物理现象相关
影响，具有相同保护功能的重复通道之间应
彼此独立，保持物理（或实体）上的分离及
电气上的隔离，以免丧失冗余性。
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独立性：在保护系统与控制系统乃至与其他系统之间，要求在电气上和结构上是相互独立的。
逻辑系列A和逻辑系列B分别装在两个彼此隔离的房间，以实现物理隔离；模拟电路产生的逻辑信号经隔离耦合电路传给几个逻辑电路，以实现它们空间的电气隔离。
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（6）可试验性和可维修性
保护系统应用冗余度的目的是为了使它们在发生一些故障之后还能继续运行。
但是，为了能发现和修理故障的元件，防止故障积累，导致总的保护系统故障，故需要定期作试验。保护系统的冗余性为在线测试提供了可能性。
在线测试主要有：针对仪表系统的T1测试，针对逻辑单元的T2测试和针对执行器的T3测试。通过测试可及时发现故障并及早排除。
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（8）前后沿延时定时器输出前沿在输入前沿t1秒后出现，输出后沿在
输入后沿t2秒后出现。
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二、反应堆保护系统原理简述
一个过程参数（如温度、压力、液位、流量等）用多只探测器探测，其中供反应堆保护系统用的至少两只（如源量程探测器和中间量程探测器），最多4只。
（2）冗余性和独立性
为了使保护系统满足单一故障准则，提高反应堆的安全性，设计中应采用冗余设计技术
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6
冗余性：具有相同保护功能的重复设置
1、系统和通道的冗余安全监测通道的冗余、安全逻辑装置的冗余和整个系统的冗余等

核反应堆压水堆控制绪论课件

06 相关案例分析
案例一：切尔诺贝利核事故分析
事故原因
反应堆设计缺陷、操作失误、安全系统失效等。
事故影响
辐射污染严重，导致数十万人受到不同程度的影响，包括健康问题、生态灾难等。
事故教训
加强核安全监管，提高反应堆设计和操作水平，重视应急预案的制定和实施。
案例二：福岛核事故分析
事故原因
地震和海啸导致核反应堆冷却系统失效，进而引发燃料棒熔毁和放射性物质泄漏。
控制系统
由传感器、控制器、执行器、被控对象及一些辅助设备组成。
控制器
根据传感器检测到的参数变化，按照一定的控制策略进行计算，输出控制信号。
被控对象
需要被控制的设备或过程，如核反应堆、蒸汽发生器等。
控制棒控制系统
控制棒
由吸收中子的材料制成，通过插入或抽出控制棒来控制反应
堆的功率。
控制棒驱动机构
事故影响
大量放射性物质泄漏，对环境和人类健康造成严重影响，长期影响仍存在。
事故教训
加强核设施的地震和自然灾害风险评估，提高应急响应能力，加强核安全文化培育。
案例三：美国尤卡山核废料处理项目介绍
项目背景
美国尤卡山核废料处理项目是全球最大的核废料处理项目之一，旨在处理数以万吨计的高放射性核废料。
冷却剂流量控制器
根据冷却剂温度控制器的输出信号，调节冷却剂的流量，以实现冷却剂温度的精确控制。
加热器
用于加热冷却剂，以补偿反应堆运行过程中产生的热量损失。
冷却剂泵
用于驱动冷却剂循环流动，将反应堆产生的热量传递给蒸汽发生器等设备。
03 核反应堆控制原理
中子平衡控制
中子产生
01

图解核电站主要系统 PPT

图解核电站主要系统
PTR
RIS RRA
废物处理
REA
核电站工作原理总图
厂用电
EAS
GEW
GSS
VVP
GEV
GPV
GEX
ARE RCP
GCT
AHP
ADG
CRF CEX
RCV
APP ABP
ASG
核电站主要系统

核岛主要系统
电气部分主要系统
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
•
主泵2#轴封等）
（2）水容积变化的影响
一回路水容积变化→稳压器水位的变化
§1.2 化学和容积控制系统RCV
0
300
温
0C
度
水的比容随温度的变化关系曲线
容积控制的方法
原理：通过上充下泄将稳压器的液位维持在“程序液位”。上充补水，补偿一回路水的收缩和泄漏（REA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TEP系统。
5、稳压器
功能： 1、压力控制 2、超压保护
Psatf(Tsa)t
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
（1）一回路水容积变化的原积容因
– 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
一、核岛主要系统
§1.1 反应堆冷却剂系统 RCP
1、核反应堆
1、堆压力容器

《压水堆核电厂》课件

调节反应堆压力，保持压力稳定。
安全阀
在异常情况下自动打开，释放压力。
辅助系统
化学处理系统
通风系统
对冷却剂进行化学处理，保持其质量和性能。
提供通风，确保核电厂内部空气流通。
废液处理系统
处理反应堆产生的废液，确保排放符合标准。
04 压水堆核电厂的运行与管理
启动与停堆
启动
在压水堆核电厂的启动过程中，需要完成一系列的准备工作，包括检查反应堆冷却剂系统、一回路辅助系统、反应堆控制系统等，确保所有设备和系统都处于良好的工作状态。同时，还需要进行低功率物理试验，验证反应堆的物理特性是否正常。
05
全问题
放射性废料的处理与处置
放射性废料的来源
压水堆核电厂运行过程中产生的废料，包括核燃料、冷却水、过滤器等。
处理方法
通过化学、物理和生物方法对放射性废料进行处理，降低其放射性水平，便于安全处置。
处置方式
将处理后的放射性废料进行固化、压缩和包装，然后运至专门的核废料处置场进行处置。
《压水堆核电厂》 PPT课件
目录
• 压水堆核电厂简介 • 压水堆核电厂的工作原理 • 压水堆核电厂的设备与系统 • 压水堆核电厂的运行与管理 • 压水堆核电厂的环境影响与安全问
题 • 压水堆核电厂的经济性与未来发展
01 压水堆核电厂简介
定义与特点
定义
压水堆核电厂是一种利用核裂变反应产生热能，通过热能将水加热成蒸汽，再驱动汽轮机发电的核能发电厂。
压水堆核电厂运行过程中可能会对周边环境产生一定的影响，如放射性物质的排放、热能排放等。
监测措施
建立完善的监测体系，对周边环境进行定期监测，确保环境质量符合相关标准。

核反应堆压水堆控制绪论课件PPT

核反应
在一定条件下，一个原子核与另一个原子核发生相互作用，导致原子核发生变化的过程。
链式反应
在核反应过程中，一个中子在裂变过程中释放出多个中子，这些中子又继续引发其他原子核裂变，形成持续的裂变链。
压水堆的工作原理
压水堆
利用高压水作为冷却剂和慢化剂的反应堆。
工作原理
在压水堆中，燃料棒在高温高压下发生裂变反应，释放出能量，同时产生中子。中子与下一个燃料棒发生链式反应，维持反应堆的持续运行。
核反应堆压水堆控制绪论课件
• 引言 • 核反应堆基本原理 • 压水堆结构与系统 • 核反应堆控制 • 核反应堆安全与监管 • 未来核能发展与挑战
01
引言
核能简介
01
02
03
核能
核能是通过核反应从原子核释放的能量，具有清洁、高效、可再生的特点。
核能应用
核能主要用于发电、推进、研究等领域，具有广泛的应用前景。
反应堆的启动与停堆
启动
在反应堆启动时，需要引入中子源，使链式反应开始进行。
停堆
当反应堆需要停止运行时，可以引入控制棒或化学抑制剂，吸收中子，使链式反应停止。
03
压水堆结构与系统
反应堆压力壳
总结词
反应堆压力壳是压水堆的核心部分，它包含了核反应堆的活性区域和控制组件。
详细描述
反应堆压力壳是一个厚重的钢制容器，内部装有核燃料组件和控制组件。它承受着高温高压的反应堆冷却剂，并保持其密封性，以防止放射性物质泄漏。
控制系统的组成与功能
控制系统组成
核反应堆控制系统由传感器、控制器和执行机构等组成，用于监测和控制反应堆的运行状态。
控制系统功能
控制系统的功能包括调节反应堆功率、控制反应性、稳定反应堆运行等，以确保核反应堆安全、经济和高效地运行。

《900MW压水堆核电站系统与设备》运行教程 ppt课件

第一部分核岛系统
反应堆冷却剂系统RCP
本章介绍600MWe压水堆核电厂反应堆冷
却剂系统的功能，系统内主要设备（压水反应堆、蒸汽发生器、冷却剂主泵、稳压器及卸压箱）的作用及组成，反应堆冷却剂系统与辅助
系统的联系及其运行原理。
第一节
反应堆冷却剂系统
ppt课件
11
主要功能：是将反应堆堆芯中核裂变反应产生的热量传送到蒸汽发生器，从而冷却堆芯，
连接辅助系统或支持系统的管道、Biblioteka 配件和阀门，直到并包括每条管路
中的第二个隔离阀（从高压侧算
起）。
压力15.5MPa（abs），
满负荷时冷却剂的平均温度310℃ ；
按100%反应堆功率下向二回路系统传递全部反应堆热功率设计；
设
所有冷却剂系统（RCP）设备都按能
计
适应112℃/h速率加热或冷却瞬态设计，温度变化率的运行限值为56℃/h，正
正常运行压力
水压试验压力
热工设计流量（每条环路）
名义流量（每条环路）
机械设计流量（每条环路）
设计温度
蒸汽流量
温度（在满负荷下） —反应堆入口 —反应堆出口 —反应堆平均温度 —反应堆平均温度（在零负荷下）
数值 1930MW 1936MW 17.2MPa(绝对) 15.5MPa(绝对) 22.9MPa(绝对) 23320 m3/h 24290 m3/h 25260 m3/h 343℃（稳压器设备除外－360℃） 2×1951t/h（零排污）
能
现象；在发生燃料元件包壳破损事故时，反应堆冷
却系统压力边界可作为防止放射性产物泄漏
的第二道屏障。
包括控制棒驱动机构外罩和中子通量测量导向管的反应堆压力容器；

反应堆核电站课件PPT

反应堆核电站课件
contents
目录
• 核能与核电站概述 • 反应堆核电站的构成与运行 • 反应堆核电站的燃料循环与处理 • 反应堆核电站的环境影响与监管 • 反应堆核电站的发展趋势与未来展望
01 核能与核电站概述
核能的基本原理
01
02
03
核裂变
重原子核分裂成两个较轻的原子核，同时释放出巨大能量。
开展核能基础研究、应用研究和前沿技术研究，推动核能技术创新。
核能学术交流
通过学术会议、研讨会等方式，促进核能领域的学术交流和合作。
THANKS FOR WATCHING
感谢您的观看
评估内容主要包括对空气、水、土壤等环境因素的监测和评价，以及对生态、人体健康等方面的影响分析。
评估过程中需综合考虑核电站的选址、设计、建设和运营等多个阶段的环境影响，以确保核电站建设和运营的可持续性。
核电站的辐射防护与控制
核电站的辐射防护与控制是确保核电站安全运行的重要保障措施
。
辐射防护与控制主要包括对放射性物质的监测、控制和处置，以及对工作人员和公众的防护措施
核聚变
轻原子核结合成重原子核，同时释放出巨大能量。
核反应
通过控制核反应速度，实现核能的平稳释放。
核能的优点与缺点
优点
能量密度高、能源稳定、对环境影响小等。
缺点
核废料处理困难、安全风险、政治风险等。
核电站的种类与工作原理
压水堆核电站
利用反应堆内的高压水作为冷却剂，将核能转化为热能，再通过蒸汽轮机转化为电能。
反应堆类型
根据用途和堆型，反应堆可以分为压水堆、沸水堆、重水堆等。
反应堆核电站的主要系统
反应堆系统

压水堆核电厂完PPT课件

•28
非能动安全壳冷却系统
•29
堆腔充水系统
堆腔淹没技术
•30
模块化施工,工期48个月
•31
•32
•33
三、EPR
•34
三、EPR
高功率(1500MWe—1700MWe)
•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
❖ 环形压力容器锻
件
•27
❖ AP不依赖AC电源 --非能动余热导出
非能动堆芯冷却系统
--非能动安全注入
--非能动安全壳冷却
❖ 长时间的安全停堆
大于72小时不用操作员干预
Accumulator—安注箱Core makeup tank—堆芯补水箱 Sump Screen—地坑过滤器 PRHR--非能动余热热交换器 Depressurization valves— 卸压伐 Spargers—喷射器
•2
一、压水堆核电厂结构
压水堆核电站原理
圍阻體蒸汽產生器
調壓槽
蓄壓器
反應爐
圍阻體噴灑泵充水泵餘熱移除泵
反應爐冷卻水泵
燃料更換水儲存槽
汽水分離再熱器
變電所低壓汽機
主變壓器
高壓汽機
高壓飼水加熱器
主飼水泵
低壓飼水加熱器
冷凝器
冷凝水泵
發電機勵磁機
循環水泵
•3
海水
一、压水堆核电厂结构
压水堆核电站主要由核岛、常规岛、电站配套设施（BOP）等组成。
ACP1000 ACPR1000+ CAP1400 ACP100 快堆BN800

《900MW压水堆核电站系统与设备》运行教程 ppt课件

热工设计 292.8℃ 327.2℃
名义 293.4℃ 326.6℃ 310.0℃ 290.8℃
第二节
反应堆压力容器及堆内构件
压力容器剖面图
ppt课件
24
压力容器及其顶盖整体有三个基本作用：
1. 作为包容反应堆堆芯的容器，起着固定和支撑堆
内构件的作用，保证燃料组件按一定的间距在堆
• 一回路主要辅助系统：如化学和容积控制系统（RCV）、余热排出系统(RRA)、硼和水补给系统（REA）等；
• 专设安全设施系统：如安注系统（RIS）、安全壳喷淋系统（EAS）等；
• 与安全壳相关的通风系统：安全壳换气通风系统（EBA）、大气监测系统（ETY）等；
• 三废系统：如废液处理系统（TEU）、硼回收系统（TEP）等。
连接辅助系统或支持系统的管道、
配件和阀门，直到并包括每条管路
中的第二个隔离阀（从高压侧算
起）。
压力15.5MPa（abs），
满负荷时冷却剂的平均温度310℃ ；
按100%反应堆功率下向二回路系统传递全部反应堆热功率设计；
设
所有冷却剂系统（RCP）设备都按能
计
适应112℃/h速率加热或冷却瞬态设计，温度变化率的运行限值为56℃/h，正
基
常运行时，主系统升降温28 ℃/h ， PZR为56℃/h 。
准
整个RCP的设计遵照有关文件的规定，在核电厂正常或事故工况下运行时，由温度、压力、流量变化引起的机械应力不得超过限值，以确保反应堆冷却剂系统压力边界的完整性。
1. 传热环路
2. 压力调节原理
系 3. 温度检测旁路（RTD）
统
（resistance temperature detector）

《压水堆核电厂完》课件

将反应堆产生的热量传递给蒸汽发生器。
控制棒与调节剂
控制反应堆的启动、停止和功率调节。
蒸汽与汽轮机系统
蒸汽发生器
将反应堆产生的热量转化为蒸汽。
汽轮机
将蒸汽的热能转化为机械能，驱动发电机发电。
冷凝器与凝结水泵
将汽轮机排出的蒸汽冷凝成水，回收利用。
冷却剂系统
冷却剂泵
将冷却剂循环流动，带走反应堆产生的热量。
核裂变
重原子核分裂成两个或多个较轻原子核，同时释放出巨大能量。
核反应堆
控制和维持核裂变反应的装置，用于产生热能。
压水堆核电厂的特点
高效能
利用核能发电，具有高效率和低成本优势。
安全可靠
采用封闭式循环系统和多重安全保障措施，确保运行安全。
环保
产生的放射性废料较少，且经过严格处理，对环境影响较小。
冷却剂热交换器
将冷却剂的热量传递给蒸汽发生器或辅助系统。
冷却剂过滤器
去除冷却剂中的杂质，保持系统清洁。
核燃料循环系统
燃料组件
由燃料棒、控制棒和支撑结构组成，实现核燃料的安全管理。
燃料装卸系统
负责燃料组件的装载、卸载和运输。
乏燃料储存设施
储存乏燃料，确保其安全处理和处置。
辅助系统与设备
化学处理系统
定期安全审查
对核电厂进行定期的安全评估，确保所有安全措施得到有效执行。
应急计划
制定详细的应急计划，包括事故发生后的响应措施、人员疏散等，以最大程度地减少事故
的影响。
辐射防护与控制
辐射监测
对核电厂周围的环境进行实时监测，确保辐射
水平在安全范围内。
防护设备
为工作人员提供必要的防护设备，如防护服、手套、鞋等，以减少辐

压水反应堆工作原理图PPT课件

压水堆核电站工作原理
稳压器
蒸汽
汽轮机
发电机
压力容器
蒸发器
水主泵主管道水
一回路
二回路
基本参数：一回路：压力154 bar, 高压水二回路：压力~55bar, 出口饱和蒸汽
输配电
核电厂中的能量转换与转递
水的热能核能
蒸汽的热能叶轮的机械能
电能
核能如何转变成热能
燃料芯块到冷却水的热量传递冷却水的载热和热量释放
反应堆
反应堆压力容器
堆芯(活性区)
• 功能
– 反应堆的心脏 – 产生自持链式核裂变反应 – 以热的形式释放裂变能
• 组成
– 核燃料组件：核燃料是由易裂变核素制成，通常还含有可转变核素
– 慢化剂：使中子慢化，仅热中子堆有 – 控制材料：控制中子数
• 控制棒组件 • 可燃毒物 • 可溶毒物
– 冷却剂：吸收热量并带出堆芯
❖ 冷却燃料棒和带走能量的载体— 冷却剂；
❖ 使中子慢化的物
控制棒❖ 组体控件—制慢中化子剂数；量，
即控制功率的物体—控制棒。
压水堆燃料组件
棒束长
: 约3~4m
燃料棒的排列：15×15或17×17
燃料棒的排列 15×15 或 17×17
燃料元件与燃料组件
燃料元件
燃料组件
控制棒组件及控制棒驱动机构
低压缸
高压缸
发电机
结束语
当你尽了自己的最大努力时，失败也是伟大的，所以不要放弃，坚持就是正确的。
When You Do Your Best, Failure Is Great, So Don'T Give Up, Stick To The End

《压水反应堆》PPT课件

为1区和2区。各区所装燃料的富集度及组件数如下：
1区：53个燃料组件，富集度为1.8％；
2区：52个燃料组件，富集度为2.4％；
3区：52个燃料组件，富集度为3.1％。
Harbin Engineering University
Harbin Engineering University
换料方式及特点
力有较长的堆芯设计寿命，以适当减少换料次数堆芯构造紧凑，换料操作简单方便
Harbin Engineering University
压水堆动力装置根本配置
上封头
典
型
压
堆芯吊篮
水
堆
本上隔板体堆芯
构围板
造下隔板
堆芯支撑部件
下封头
控制棒驱动机构
Harbin Engineering University
压力容器
Harbin Engineering University
Harbin Engineering University
Harbin Engineering University
反响堆压力容器是放置堆芯和堆内构件，防止放射性外泄的高压设备。它的完整性直接关系到反响堆的正常运行和使用寿命，而且它在高温、高压、强辐照的条件下长期工作，它的尺寸大，重量重，加工制造精度要求高。因此是压水堆的关键设备之一。
率峰因子。
核反响堆的这种装卸料方式构成了它所特有的运行和控制的
复杂性，在一炉燃料的运行周期之初，核燃料所具有的产生裂变
反响的潜力(称为后备反响性)很大，而新堆初始装料的后备反响
性就更大，必须妥善地加以控制。
Harbin Engineering
反响性控制：控制棒+硼酸+可燃毒物通过在作为慢化剂和冷却剂为水中加硼酸的方式可以