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《核电厂蒸汽供应系统》第5章 专设安全设施(2)

《核电厂蒸汽供应系统》第5章 专设安全设施(2)
随着主蒸汽压力下降,蒸汽泄漏流量逐渐降低。由于从一 回路导出热量,一回路温度和压力下降;
主给水和辅助给水隔离限制了蒸汽发生器向安全壳的蒸汽 泄漏;
保护信号迅速关闭所有给水调阀和隔离阀,并停运主给水 泵,也会会导致向安全壳内泄漏的蒸汽流量下降;
主蒸汽隔离阀关闭也可限制向安全壳的蒸汽泄漏,蒸汽发 生器的流量限制器也可以限制蒸汽泄漏量。
降低裂变产物从安全壳泄漏的驱动力,实现限 制裂变产物释放。 4. 乏燃料水池和消防水的存储和供应 PCS 可作为乏燃料水池的抗震级辅助水源,在长 期失去正常乏燃料水池冷却情况下投入使用。
➢ 辅助功能
监控 PCS 水箱和辅助水箱的液位、温度和水质 在限值以内;
监控可能面对零度以下温度的 PCS 管道、阀门 和仪表的温度在限值以内。
以上信号均采用四取二逻辑。
➢ PCS 启动信号
保护和安全监控系统(PMS)安全壳压力 Hi-2 信号;
PMS 手动启动; 多样化驱动系统(DAS)安全壳温度 Hi-2 信号
; DAS 手动启动。
III. 事故运行
虽然 PCS 的自动启动可实现在事故发生后 72 小时内 不需操纵员干预,但必要时,操纵员需要调整安 全壳冷却水流量有效降低安全壳压力。可能的手 动操作有: 手动启动循环泵由冷却辅助水箱向冷却水箱补水 ; 手动由除盐水、消防水或辅助水源向冷却水箱补 水; 手动启动除盐水、消防水或辅助水源直接供水至 安全壳穹顶上方的水分配盘。
3. 冷却水箱和冷却辅助水箱水温异常 冷却水箱水温由再循环回路加热器及温度控制器 调节,维持水温高于低限值; 发生低温报警时,操纵员可通过观察再循环加热 器后水温和再循环加热器电流、阻抗判断加热器 是否故障; 冷却辅助水箱水温低时,循环加热器可作冷却辅 助水箱加热器的备用; 此外,冷却辅助水箱外有热绝缘,使箱内水的热 容量足以在无加热的条件下七天内不冰冻。

《核电厂蒸汽供应系统》第4章 一回路辅助系统(2)

《核电厂蒸汽供应系统》第4章 一回路辅助系统(2)
第四章 一回路辅助系统 (二)
4.2 硼和水补给系统(REA)
内容概述
一、系统功能 二、系统组成和主要设备 三、硼和水的补给 四、系统运行
REA系统流程简图
REA系统流程简图
一、系统功能
➢ 主要功能(为RCV贮存并供给所需的流体)
提供除盐除氧硼水,以保证RCV系统的容积控制 功能;
注入联氨、氢氧化锂等药品,以保证RCV系统的 化学控制功能;
提供硼酸溶液和除盐除氧水,以保证RCV系统的 反应性控制功能。
➢ 辅助功能
1. 向稳压器卸压箱提供喷淋冷却水; 2. 向主泵密封水立管供水,以冲洗3号轴封; 3. 向换料水箱提供一定浓度的硼酸溶液,为其初始充
水和补水; 4. 向安注系统硼酸注入箱提供一定浓度的硼酸溶液;
[7000mg/L] 5. 向容控箱提供与一回路当前硼浓度一致的硼酸溶液
四、系统运行
I. 系统的备用状态和泵的启动 II. 正常补给的操作方式 III. 其他操作
系统的备用状态
一个系列的除盐除氧水泵和硼酸泵为“自动”,另一系 列为“手动”;
REA015VD、016VD、065VB、018VB为“自动”, RCV154VP处于“手动”关闭位置;
与正常补给相关的手动阀门开启,隔离补给旁路管线和 与换料水箱之间的连接管线;
主泵轴封水立管补水
三个主泵轴封水立管中的一个达到低水位阈值时,一台除 盐除氧水泵自动启动,相关的调节阀也自动开启,开始向 主泵轴封水立管供水。当三个立管都达到高水位阈值时, 除盐除氧水泵自动停止相应阀门也自动关闭。
谢谢
; 6. 为稳压器和余热排出系统的先导式卸压阀充水。
硼酸溶液贮存箱
容积确定:两个箱的容量可保证一台机组寿期 初的冷停堆、同时另一台机组寿期末的换料冷 停堆;

核岛、常规岛、BOP主要结构

核岛、常规岛、BOP主要结构

核岛;中文名称:核岛英文名称:nuclear island,NI定义:核电厂中核蒸汽供应系统及其配套设施和它们所在厂房的总称。

主要包括反应堆厂房、核燃料厂房、控制辅助厂房、电气厂房(含应急柴油发电机厂房)等。

核岛是核电站安全壳内的核反应堆及与反应堆有关的各个系统的统称。

核岛的主要功能是利用核裂变能产生蒸汽。

核岛厂房主要包括反应堆厂房(安全壳)、核燃料厂房、核辅助厂房、核服务厂房、排气烟囱、电气厂房和应急柴油发电机厂房等核蒸汽供应系统核蒸汽供应系统由一回路(反应堆冷却剂循环系统)及与一回路相连接的系统所组成。

一回路的主要设备有反应堆堆心、压力容器、蒸汽发生器、稳压器、主循环泵及管道。

一回路中冷却剂(高温高压的水流)的主要作用是将反应堆堆心产生的热量带到蒸汽发生器,传给二回路,生产蒸汽;在一回路水中加入硼酸,用来控制反应性的慢变化;用稳压器维持一回路压力的稳定和补偿水在冷态和热态时的体积变化。

与一回路相联的系统包括化学和容积控制系统、反应堆安全注射系统和余热冷却系统。

化学和容积控制系统的主要作用是维持一回路所需要的水量;调节溶解在冷却水中的硼酸浓度,以控制反应堆的反应性;对水进行净化处理,除去水中的裂变产物和腐蚀产物;给一回路的水加入腐蚀抑制剂和各种化学添加剂。

反应堆安全注射系统的主要作用是当一回路发生失水(例如,一回路管道发生大破裂而引起大泄漏)时,安全注射系统就作为安全给水系统。

它主要由高压注射部分、安全注射箱和低压注射部分组成。

前者于中等失水时起动,后者于大量失水时起动。

安全注射箱通过两个逆止阀和一个隔断阀与一回路相连,起安全注射作用。

这几部分协同工作即能保证堆心的冷却,并可使反应堆停堆。

核反应堆停堆后,燃料元件因裂变产物的衰变而发热,余热冷却系统的作用是带走这部分热量。

它主要由热交换装置、循环泵和阀门等组成,用于停堆、更换燃料以及一回路系统发生大量泄漏事故时带走热量,冷却堆心。

安全壳喷淋系统安全壳喷淋系统由两条独立的管线组成。

《核电厂蒸汽供应系统》第6章 安全壳系统

《核电厂蒸汽供应系统》第6章 安全壳系统
用于安全壳内闭合管线的隔 离,仅需在安全壳外侧设2只 手动闭锁阀或2只自动隔离阀 ;
隔离阀之间管段,如果会因 热膨胀承高压时,则需在安 全壳内侧改设止回阀,或安 装安全阀提供超压保护。
谢谢
人员闸门设有串联布置的两道门,这两道门之间 设有机械连锁以保证两道门不能同时开启。在任 一道门开启时,另一道门可以承受安全壳内的设 计压力或试验压力,并保证安全壳的密封性能。
4. 设备闸门
设备闸门位于20m标高处,作为重型设备的进出口 ;
设备闸门采用双层密封,以便于进行阀门密封性试 验;
设备闸门外设有设备吊装平台,重型设备由吊装平 台吊车通过设备闸门出入安全壳。
第六章 安全壳及其附属系统
主要内容
概述 安全壳结构原理 安全壳通风系统 安全壳隔离系统
6.1 概 述
➢ 三道安全屏障:元件包壳,一回路压力边界,安全壳 ➢ 安全壳内的布置
压力容器置于中心位置,一回路各环路采取对称布置; 合理布置设备,使其在断电事故时实现自然循环冷却堆
芯; 蒸发器、稳压器高于压力容器,以便失水事故时冷却剂
6.3 安全壳通风系统
主要系统包括: 安全壳连续通风系统 安全壳换气通风系统 安全壳堆坑通风系统 控制棒驱动机构通风系统 安全壳内部过滤净化系统
➢ 安全壳连续通风系统
用于核电站正常运行时连续地带走安全壳内设备释放 出来的热量,用以保持适于设备运行和工作人员在安全工 作区活动的环境温度。
➢ 安全壳的结构
1. 壳体
安全壳内侧全部覆盖有一层防泄漏的厚为6mm的 钢衬里。安全壳内径为37m,中心高度为56.7m ,壳内有效空间~49000m3,安全壳筒壁外侧还 设置有承压肋;
安全壳底部用钢筋混凝土底板封闭,顶部用准球 形预应力混凝土穹顶封闭,圆柱形筒壁为预应力 混凝土(厚0.9m);

AP1000核电站核蒸汽供应系统清洁度控制简介

AP1000核电站核蒸汽供应系统清洁度控制简介

AP1000核电站核蒸汽供应系统清洁度控制简介【摘要】AP1000核电站核蒸汽供应系统(NSSS)是核电站最重要的系统,是核电站的根本,与核安全紧密相连。

NSSS设备在制造、运输、存储、安装、运行、维护过程中,对其本身及周围环境有着一定的清洁要求,以保证NSSS设备能满足核电站对安全性和可靠性的要求。

本文对NSSS设备与清洁相关的定义、清洁及验收方法、清洁度的控制等方面进行阐述与总结。

【关键词】AP1000核电站;核蒸汽供应系统(NSSS);清洁度控制1.定义清洁:去除在运行过程中可对设备安全性和可靠性造成有害影响的任何污染物。

组件:设备或系统的离散部件。

异物:在组件内部或者附近存在的不合要求的物质,该物质不作为制造、安装、修理或者其他程序流程的操作结果而正常存在。

非产品材料:在制造过程中所用的材料(金属或者非金属),这些材料不会成为最终组件的一部分。

污染物:在组件上或者与组件接触的流体中存在不合要求成分的任何材料。

污染物应可以通过适当的清洁方法,将污染物去除到一个可接受的水平。

污染物分为两类:①可以包括有机涂层、金属微粒、油脂和油污、表面沉积和异物,其中包括与腐蚀相关的卤化物、重金属或者硫化合物等成分。

②有害材料,如:聚氯乙烯(PVC)、聚四氟乙烯(特氟纶)、氟硅氧烷和氯丁橡胶。

有害材料:污染物的一个子类,如果与组件接触,则会产生有害影响的材料。

这些材料必须被严格控制。

禁用材料:污染物的一个子类,禁止在任何时候与组件或者施工材料接触的材料。

可接触区域:在制造过程中或者之后,该区域的异物容易通过简单手段去除,且不会对部件造成破坏。

不可接触区域:在制造过程中或者之后,该区域的异物难以通过简单手段去除,若去除则可能对部件造成破坏。

外表面:设备或者管道不与流体直接接触的表面。

内表面:设备或者管道与流体直接接触的表面。

最终清洁表面:本步工序完成后,对表面进行清洁,此表面经检查符合标准后才可以进行下一步工序时所达到的状态。

《核电厂蒸汽供应系统》第3章 反应堆主冷却剂系统(3)

《核电厂蒸汽供应系统》第3章 反应堆主冷却剂系统(3)
主阀是液压驱动阀,提供卸压功能; 先导阀起压力敏感和控制元件作用,通过脉冲管与
稳压器和主阀相连; 先导阀盘R1和R2。
二二、、稳稳压压器器结结构构(13)
安全阀组工作原理
✓ 核动力装置运行时,当稳压 器压力低于保护阀的整定压 力,先导活塞的传动杆在上 面位置,先导盘R1开启,使 主阀活塞上部与稳压器连通 ,由于主阀活塞的表面积比 阀盘的表面积大,因此保护 阀关闭;
➢ 温度监测
在稳压器内汽相和液相各设置有温度探测器一个 ,当温度高于352℃时给出汽相、水相高温报警信 号;
在稳压器波动管上装有温度探测器一个,当温度 低于300℃时,给出波动管低温报警信号;
在每条喷淋管上设温度探测器一个,温度过低表 示连续喷淋流量不足;
另外在安全阀组下游设一个温度探测器,当温度 高于70℃时发出稳压器卸压管路高温报警信号, 用以检测安全阀组泄漏。
一、概 述
➢ 基本功能 压力控制(调节)
在反应堆稳态运行、正常功率变化以及中、小事故工 况下,能够使RCP压力变化控制在规定的范围之 内。
压力保护
在发生重大事故时,RCP系统压力变化超过范围时 ,提供超压或低压保护。
一一、、概概 述述(2)
➢ 辅助功能 起堆、停堆
起堆时:提供部分热源,控制主冷却剂系统压力 按照预定的程序提高到额定工作压力
17.23 360 15.8 292
三三、、稳稳压压器器工工作作原原理理(2)
1、稳压器控制必要性
➢ 稳压器压力过低影响
冷却剂将接近饱和蒸汽压力,由此可能引起水大量 汽化,堆芯燃料放热恶化,燃料温度升高并导致包 壳破损,甚至燃料熔化。
➢ 稳压器压力过高影响
系统压力增加,整个一回路压力边界就要处于不允 许的应力下,由此可能发生系统设备达到疲劳极限 ,使管道设备破裂,产生LOCA事故,设计基准事 故,是核电站最大可信事故。

火力发电厂常用设备及设施色标一览表(模板)

火力发电厂常用设备及设施色标一览表(模板)
无环
63
事故开关箱
红色
无环
64
栏杆、护板
桔红色
无环
65
联氨系统管道
橙色
无环
66
氯酸钠储存槽
红色
无环
67
氯酸储存槽
红色
无环
68
各类阀门
本色
无环
六、除灰及其附属设备
1
消防水管道
红色
无环
2
油系统泵、油箱及管道
黄色
无环
3
所有电动机
深绿色G04
无环
4
各开关箱、控制柜、照明箱
浅灰色
无环
5
避雷器
银灰色
无环
6各靠背轮罩壳无环47电动锁气器黑色
无环
48
防堵关风器
黑色
无环
49
饲料机
灰色
无环
50
链式输送机
红色
无环
51
缸体
灰色
无环
52
摆线针轮减速机
黑色
无环
53
电磁阀箱
咖啡色
无环
54
柱塞泵及管道
天蓝色
无环
55
工业水管
黑色
无环
56
液体分离器
绿色
无环
57
冷却水管
绿色
无环
58
谐音器
铁锈红色
无环
59
冷干机
深蓝色
无环
60
增压泵
天蓝色
无环
苹果绿GO1
无环
31
发电机仪用TA控制柜
苹果绿GO1
无环
32
发电机仪校正器TA控制柜
苹果绿GO1

图解核电站主要系统_图文

图解核电站主要系统_图文

7. 给水除气器系统 ADG
8. 汽动/电动给水泵系统 APP/APA
9. 高压给水加热器系统 AHP
10. 给水流量控制系统 ARE
11. 循环水系统 CRF
12. 辅助给水系统 ASG
二回路主要系统
1、功能:
Ø将一回路提供的热能(高温高压蒸汽)转变 为汽轮机高速旋转的机械能,带动发电机发 电;
RCV003PO
RCV002PO
122VD
RCV001PO 去主泵轴封
1REA001P O
130V D
去卸压箱
去RCP卸压 阀
去RRA卸压 阀
去2号机
§1.4 余热排出系统RRA
1、系统的功能
当一回路的温度降到 180 0C 及以下,压力降到 3.0 Mpa 以下时,RRA
停 堆
系统排出以下三部分热量:
(剂丧1)失(何LOC谓A)L事O故C。 A事故 ?
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 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。
§1.6 安全注入系统 RIS
1、系统的功能
1)一回路小破口失水时,RIS用来向一回路补水,以重新建 立稳压器水位;
2)一回路大破口失水事故时,RIS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。
一、核岛主要系统
§1.7 安全壳喷淋系统系统 EAS
2、系统的组成
一、核岛主要系统
§1.7 安全壳喷淋系统系统 EAS
EAS热交换器和碱罐
二回路主要系统
1. GNPS 汽轮机组简介
2. 主蒸汽系统 VVP
3. 汽轮机旁路系统 GCT
4. 汽水分离再热器系统 GSS

核电厂核蒸汽供应系统:05-第5章 专设安全设施

核电厂核蒸汽供应系统:05-第5章  专设安全设施
浓度硼酸水,它引入的负反应性可补偿一回路 正的反应性温度效应,防止堆芯重返临界
16/10/10
17
5.2.1 系统功能(2)
③在一回路小破口失水事故或在二回路蒸汽 管道破裂造成Tavg↓ 冷却冷剂却收剂缩收时缩,时R,ISR向IS一向 一回回路路补补水水,,以以重重建建PZPRZ水R水位位
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水压试验泵















图5-3 中压安注系统
水压试验泵:两机组共用。用于: ①一回路水压试验 ②从换料水箱向安注箱充水 ③在全厂断电的事故情况下,提供主泵轴封水
水压试验泵










在用水压试验泵给中压安注 箱充水时气动隔离阀才打开
图5-3 中压安注系统

加仅

压在
使蒸发和补水↓
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27
5.2.2.1 高压安注系统(4)
硼酸再循环回路,包括: â硼注入缓冲箱 â2台硼酸再循环泵
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硼酸再循环回路: â功能:防止硼注入箱RIS004BA中硼酸结晶 â正常运行时,一台泵连续运行而另一台备用 â缓冲箱与管道均装设电加热器 â当安全注入启动时,此回路被隔离(关闭RIS 206、208、209VP)
管线从换料水箱抽水 ②再循环阶段:2台LHSI泵通过两条独立管
线从安全壳地坑抽水
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41
5.2.2.3 低压安注系统(3)
(2)低压注入管线 一旦LHSI泵接到安注信号后就迅速启动,从 换料水箱抽水,并且在pRCP↓↓时尽快直接向其 大量注水,此时:

《核电厂蒸汽供应系统》第1章【反应堆及主冷却剂系统】第02节-反应堆冷却剂系统

《核电厂蒸汽供应系统》第1章【反应堆及主冷却剂系统】第02节-反应堆冷却剂系统
13
蒸汽发生器结构图
14
蒸汽发生器(2)
一次侧工艺流程 在一次侧,反应堆冷却剂通过热段入口管嘴进入一次侧水室。一次侧水 室的下部是椭圆的,一块竖直的水室隔板将封头分为进口和出口水室。 反应堆冷却剂进入倒置的U型传热管,在传热管中流动的过程中将热量传 递给二次侧,然后返回到一次侧出口水室。冷却剂经过两个冷段管嘴离 开蒸汽发生器,而主泵直接与这两个管嘴相连接。
稳压器压力 RCS宽量程压力 I环路热段流量和II环路热段流量 冷段宽量程温度 热段宽量程温度 冷段窄量程温度 热段窄量程温度 稳压器水位(热态、冷态) 热段水位
31
主泵监测
主泵定子温度 连续振动测量 主泵速度测量 轴承冷却水温度
32
4 反应堆冷却剂系统运行
33
主冷却剂系统运行—运行模式
主泵启动时采用变频调速控制装置,降低冷态工况时的电机功率,从而 最大限度地缩小电机尺寸。
25
主泵控制
主泵启动 主泵的启动信号与RCS压力信号连锁,防止在启动时主泵气蚀。RCS宽 量程压力信号用来生成主泵启动的允许信号。
主泵跳闸 以下信号可以产生停主泵信号: —安全驱动信号; —CMT投入信号; —第一级自动卸压系统启动信号; —主泵轴承冷却水温度高; —稳压器液位低于L-2; —热段温度高且蒸发器液位低。
6
系统主要功能
保证压力边界的完整性 堆芯冷却和反应性控制 反应堆冷却剂系统压力控制 过程监控 自动降压功能
7
2 反应堆冷却剂系统描述
8
系统描述(1)
反应堆冷却剂系统由两个热交换环路组成。每个环路上包含一台蒸汽发 生器、两台主泵、一根热段管道和两根冷段管道。
另外,该系统还包括稳压器、连接管线、阀门及用于控制和保护的仪表 。所有反应堆冷却剂系统的设备均位于安全壳内。
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2020/1/8
10
o 2.2.2 上部堆内构件(压紧组件)
o 上部堆芯支承构件也叫堆芯压紧构件, 它的作用是:压紧燃料组件,防止组件 受冷却剂的冲击而上下移动;对控制棒 进行导向;把冷却剂引出堆外。
o 上部堆芯支承构件由上支承板、堆芯上 栅格板、上支承柱以及控制棒导向管组 成。它可以作为一个整体进行装卸。
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12
o 一、系统描述
o 压水堆冷却剂系统由核反应堆和与其相连 的三条输热环路组成;每条环路包含一台 蒸汽发生器、一台反应堆冷却剂泵以及相 应的管道和阀门。
o 其中1号环路热管段上连接有一台稳压器和 与其相关的卸压箱。
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13
o 二、系统功能
o 反应堆热量传递--使冷却剂循环流动,将 堆芯中核裂变产生的热量通过蒸汽发生器 传输给二回路,同时冷却堆芯,防止燃料 元件烧毁或毁坏。
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1
o 按照压水堆的工作原理,原则上不允许 冷却剂水发生沸腾。
o 为了得到高温水,反应堆必须在高压力 (15.5兆帕左右)状态下工作。
o 压水堆主要由堆芯、堆内构件、压力容 器和控制棒驱动机构等部件组成。
o 压水堆由四部分组成:
o 堆芯
o 堆内构件
o 压力容器和顶盖
o 控制棒驱动机构
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3
2020/1/8
157个燃料组件(每个燃料组件 17*17的正方形)
三种不同富集度的燃料分区布置 1区:53个,1.8%,内区 2区:52个,2.4%,内区 3区:52个,3.1%,外区
4
o 包壳既保证了燃料棒的机械强度.又将 核燃料及其裂变产物包容住,构成了强 放射性的裂变产物与外界环境之间的第 一道屏障。
o 黑棒的吸收剂材料为银-铟-镉合金,重量 分别为80%、15%和5%。这种合金做成 挤压成形的芯块,封装在不锈钢包壳内, 两端有钨极惰性气体保护焊接的端塞, 防止吸收材料与冷却剂接触。
o 灰棒的吸收剂材料为不锈钢,其结构形 式与黑棒相似。
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8
o 2.2.1下部堆内构件
o 下部堆内构件有: 堆芯吊篮和堆芯支 承板、堆芯下栅格 板、流量分配孔板、 堆芯围板、热屏以 及二次支承组件等。
o 控制棒组件用来控制裂变反应的速率、 启动或关闭反应堆、调节反应堆的功率 输出。当反应堆出现事故时,将组件快 速插入堆芯,可以及时地把反应堆停闭, 保证反应堆的安全。
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o 2)吸收剂棒
o 大亚湾核电站采用两种类型的吸收剂棒, 即黑棒和灰棒。除了吸收剂材料不同之 外,所有吸收剂棒的结构是相同的。
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2
o 大亚湾核电站堆芯由157个几何形状及机械 结构完全相同的燃料组件构成。
o7个几何上和机械上都完全相同的燃料组 件,被安置在承放堆芯的下栅格板上,外 侧用包围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。
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o 三、系统组成
o 压水堆冷却剂系统由核反应堆和与其相连 的三条输热环路组成;每条环路包含一台 蒸汽发生器、一台反应堆冷却剂泵以及相 应的管道和阀门。
o 其中1号环路热管段上连接有一台稳压器和 与其相关的卸压箱。
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o 三、系统组成
o 1. 环路分段
o 稳压器及其相应的卸压箱则仅在l条环路 上设置。运行时,主泵强迫冷却剂在压 力壳及环路内循环流动。
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o 2.4.2.1 控制棒组件提升
o (1)传递线圈通电:电磁铁吸合 衔铁,使传递销爪插入环形沟 槽啮合(上下各有约lmm轴向 间隙)。
o (2)夹持线圈断电:此时依靠 弹簧使电磁铁与衔铁脱开,夹 持销爪先下降约2mm,随后销 爪从环形沟槽中脱出。
o 驱动轴靠自重下降,在下 降约lmm后,驱动轴被传 递销爪挡住。此时已将夹 持销爪承载改为传递销爪 承载。而夹持销爪下降约 2mm,故销爪已处于空载, 即与沟槽上下各有约1mm 轴向间隙的状态,使其在 空载状态下将销爪从沟槽 中脱出。
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2.2.1.1堆芯吊篮组件
堆芯吊篮是一个高约8.2m的不锈钢圆筒,壁厚 51mm。
有三个冷却剂出口管嘴。
上端带有法兰,下端焊在厚约500mm的堆芯支承 板上。法兰上有24个流水孔、6个辐照样品孔和4 个定位键孔。
吊篮筒身采用悬挂式结构,依靠上法兰悬挂并压 紧在压力容器的内部支撑凸缘上,这样可以向下 自由膨胀。
o 燃料棒内有足够的预留空间和间隙,可 以容纳燃料释放出的裂变气体,允许包 壳及燃料的不同热膨胀和燃料肿胀,使 包壳和端塞焊缝都没有超应力的风险。
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o 间隙内充约3MPa氦气,是为了减小燃料 元件放入堆芯后冷却剂压力对包壳形成的 压应力。
o 在燃料芯块柱与端塞之间装有一个不锈钢 螺旋形压紧弹簧,它防止燃料装卸操作或 运输过程中燃料芯块在包壳内蹿动,以及 允许芯块高温辐照后沿轴向的肿胀。
o 1)按用途来分
o 生产堆是生产核武器装料用的反应堆。由 于它为军用服务,所以又叫军用生产堆。
o 动力堆是提供动力用的反应堆,包括发电、 供热以及舰艇推进用的反应堆。
o 研究堆是为了从事核物理、反应堆材料、 核工程等研究用的反应堆,也可用来生产 同位素及进行人员培训,它是发展核动力 必不可少的工具。
o 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。
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o 2.1.3堆芯功能组件
o 控制棒组件、可燃毒物组件、中子源组 件和阻力塞组件通称堆芯功能组件。
o 2.1.3.1控制棒组件RCCA
o Rod cluster control assembly
o 反应性控制--反应堆冷却剂中溶有的硼酸 可吸收中子,因此通过调整硼溶度可控制 反应性(主要用于补偿氙效应和燃耗)。
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o 压力控制--RCP(冷却剂)系统中的稳压器 用于控制冷却剂压力,以防止堆芯中发 生不利于燃料元件传热的偏离泡核沸腾 现象。
o 安全功能--RCP(冷却剂)系统压力边界作 为裂变产物放射性的第二道屏障,在燃 料元件包壳破损泄漏时,可防止放射性 物质外逸。
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