核电厂系统及设备课件
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核电厂系统及设备课件
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• 汽轮机乏汽在凝汽器内凝结为饱和水。凝 汽器具备热力除氧的条件,可利用凝汽器 兼作除氧器。图8.13给出了一种凝汽器热 井中鼓泡除氧装置设计,从图中可以看出, 其中的除氧主要靠鼓泡加热凝结水。
22
23
系统功能 • 除去凝结水中的气体(主要是氧气)。 • 除氧器同时又是混合式加热器。 • 为给水泵提供一定的净正吸入压头。
44
• 除氧给水箱水质合格后,冲水至正常液位, 启动除氧循环泵,投入备用汽源,使除氧器 给水升温至110.5℃,对应压力0.05MPa。在 低负荷时,除氧器定压运行,机组负荷升至 65%左右打开四段抽汽电动阀和逆止阀,同 时关闭备用汽源电动阀,除氧器开始滑压运 行。
45
• 除氧器启动前(指安装、大修后、或长期 停运后投运)应对除氧器系统进行除铁冲 洗,除铁冲洗的合格指标是含铁量≤50ppb, 悬浮物≤10ppb。
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• 除氧后的余汽分别经节流垫排至空气系统, 并在该处设有放射性测点。两只给水箱内设 再沸腾管,在启动加热时使用。两套溢流装 置和放水管分别由1#、2#给水箱接出。汇 总后经Ф325×5mm溢流放水总管排入凝汽 器。两只给水箱分别装有取样分析器。以便 监督和分析除氧给水的各项数据。
27
• 给水箱的下水系统是这样布置的:1#、2# 给水箱分别接出一条Ф529×6mm的下水管 进入各自的主给水泵(1#、3#主给水泵)。 2#主给水泵由两台给水箱共用Ф529×6mm 的下水管供水。正常运行中,选用一、二号 或二、三号水泵运行时,可能会出现两台给 水箱的水位偏差。
共有128只,全部由不锈钢制造,其外形尺寸为 505×376mm,该箱由侧板、角钢和小槽钢组成。 恒速喷咀 • 恒速喷咀安装在充满凝结水的凝结水进水室中的 弓形不锈钢罩板上。
• 汽轮机乏汽在凝汽器内凝结为饱和水。凝 汽器具备热力除氧的条件,可利用凝汽器 兼作除氧器。图8.13给出了一种凝汽器热 井中鼓泡除氧装置设计,从图中可以看出, 其中的除氧主要靠鼓泡加热凝结水。
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系统功能 • 除去凝结水中的气体(主要是氧气)。 • 除氧器同时又是混合式加热器。 • 为给水泵提供一定的净正吸入压头。
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• 除氧给水箱水质合格后,冲水至正常液位, 启动除氧循环泵,投入备用汽源,使除氧器 给水升温至110.5℃,对应压力0.05MPa。在 低负荷时,除氧器定压运行,机组负荷升至 65%左右打开四段抽汽电动阀和逆止阀,同 时关闭备用汽源电动阀,除氧器开始滑压运 行。
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• 除氧器启动前(指安装、大修后、或长期 停运后投运)应对除氧器系统进行除铁冲 洗,除铁冲洗的合格指标是含铁量≤50ppb, 悬浮物≤10ppb。
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• 除氧后的余汽分别经节流垫排至空气系统, 并在该处设有放射性测点。两只给水箱内设 再沸腾管,在启动加热时使用。两套溢流装 置和放水管分别由1#、2#给水箱接出。汇 总后经Ф325×5mm溢流放水总管排入凝汽 器。两只给水箱分别装有取样分析器。以便 监督和分析除氧给水的各项数据。
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• 给水箱的下水系统是这样布置的:1#、2# 给水箱分别接出一条Ф529×6mm的下水管 进入各自的主给水泵(1#、3#主给水泵)。 2#主给水泵由两台给水箱共用Ф529×6mm 的下水管供水。正常运行中,选用一、二号 或二、三号水泵运行时,可能会出现两台给 水箱的水位偏差。
共有128只,全部由不锈钢制造,其外形尺寸为 505×376mm,该箱由侧板、角钢和小槽钢组成。 恒速喷咀 • 恒速喷咀安装在充满凝结水的凝结水进水室中的 弓形不锈钢罩板上。
核电厂系统与设备(第五讲)
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第五讲)
• Nf、NL分别为燃料和冷却剂中的核素数目,F为裂变 率,Y为裂变产额,λ为衰变常数,kd为核素在冷却剂 中的减少率(核素在离子交换树脂上的吸附,在设备
表面的沉积,泄漏等),γ为逃逸率系数。
• 冷却剂中裂变产物的放射性大小取决于三个因素:裂
变产物逃逸率;核素衰变;净化作用,裂变产物沉积等
• 对于一回路小的泄漏,由化容系统提供足够 的补给水。
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第五讲)
• 容积控制就是通过CVCS吸收稳压器不能全部 吸收的那部分一回路水容积的变化的量,维 持稳压器水位在一个整定的范围内。
• 一回路水容积变化的原因主要是温度的改变, 如下图所示:
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第五讲)
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第五讲)
路漫漫其悠远
图(4) RCV系统冷却和降压
核电厂系统与设备(第五讲)
2 净化段
• 净化段的离子交换树脂的正常工作温度范围为 46℃~62.5℃。若下泄流温度高于57℃,三通阀将 自动切换,使下泄流旁路离子交换树脂床,防止离 子交换树脂经受高温后失效。下泄流经温控三通阀 进入两台并联的混合除离子床中的一台,除去大多 数离子状态的裂变产物和腐蚀产物,然后进入间歇 运行的除阳离子床除去铯、钼和过量的锂离子。在 除离子床下游,设置三通阀,借此可将下泄流导向 硼回收系统进行除硼操作。
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第五讲)
管道的前后压差较大时,往往采用增加节流 孔板的方式,其原理是:流体在管道中流动时, 由于孔板的局部阻力,使得流体的压力降低,能
量损耗.
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第五讲)
核电厂系统与设备-压水堆核电厂
2.1 概述
2.1.2 压水堆核电厂的工作原理 (8)循环水系统
功能 :为凝汽器提供凝结汽轮机乏汽的冷却水。
分类: 开式供水和闭式供水。
开式供水:指以江河湖海为天然水源, 冷却水一次通过, 不重 复使用。
闭式供水:把由凝汽器排出的水, 经过冷却降温之后, 再用循 环水泵送回凝汽器入口重复使用。
2.1 概述
2.1.2 压水堆核电厂的工作原理 (6)二回路系统的组成
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
间接循环:二回路水不受一回路污染
2.1 概述
2.1.2 压水堆核电厂的工作原理 (7)沸水堆核电厂工作原理
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 直接循环
本课程课程目录
《核电厂系统与设备》
序号
教学内容
1 第1章 绪论 2 第2章 压水堆核电厂 3 第3章 反应堆冷却剂系统和设备 4 第4章 核岛主要辅助系统 5 第5章 专设安全设施 6 第6章 核电厂热力学 7 第7章 核汽轮发电机组 8 第8章 核电厂二回路热力系统
共32学时
总学时
2 4 6 4 4 2 4 2
2.1 概述
2.1.2 压水堆核电厂的工作原理 (3)反应堆冷却剂系统(一回路系统)
(RCS)Reactor Coolant System Primary Coolant System 1.Reactor Pressure Vessel 2.Steam Generator 3.Primary Coolant Pump 4.Pressuriser
2.1 概述
2.1.2 压水堆核电厂的工作原理 (8)循环水系统
核电厂系统综述 PPT
1. 核电厂的系统
2)核电厂的系统“代码”
为表示具体系统所在的“机组”,在三字码前加1位数字1~4 或8、9、0,“1”~“4”表示1~4号机组上的系统,“9”表示 大亚湾及岭澳一期1、2号机的公用系统(如9SKH),“8”表示 岭澳二期3、4号机的公用系统,“0”表示全厂公用的系统(如 0KKK)。
6.6kV-LG*、LH*(0LHZ除外), 380V-LK*、LL* 220V-LM*、LN*,直流电-LA*、LB*、LC*、LD*
3.常规岛(CI)有关系统
4)其它系统
通风-DVM, 吊装设备-DMM, 照明-DNM 消防系统-JP* 压缩空气-SAT、SAR, 冷却水-SRI、SEN, 取样-SIT, (除盐水)补水-SER, 润滑油传输-SKH, 辅助蒸汽-STR、SVA, 污水-SEO、SEK,饮用水-SEP 循环水(三回路)-CRF
ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ
4.核岛(NI)有关系统
通风-DV*, 吊装设备-DMR、DMN、DMW, 照明-DN*, 泄漏监测-D**、E** 电气(电源)系统-L**(参看上节) 消防系统-JP* 其它公用系统(包括压缩空气、冷却水、取样……)- S**(参看上节)
5. BOP (Balance of Plant 电站辅助设施)有关系统
以上注“*” 的系统是“部分与质量和核安全相关”系统, 其余是“与质量相关”系统。
3.常规岛(CI)有关系统
2)主机(指汽轮机、发电机)的辅助系统:
汽轮机辅助系统-GSE、GRE、GGR、GFR、GME、GTH 发电机及其辅助系统-GEX、GST、GHE、GRH、GRV
3)电气系统:
输电系统:GSY、GEV 厂用电系统(向电机、仪控供电):L**
核电厂系统与设备
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备
• 能动的安全性 必须依靠能动设备(有源设 备),即需由外部条件加以保证的安全性。
• 后备的安全性 指由冗余系统的可靠度或阻 止放射性物质逸出的多道屏障提供的安全 性保证。
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核电厂系统与设备
• 固有安全性定义为:当反应堆出现异常工况 时,不依靠人为操作或外部设备的强制性干 预,只是由堆的自然安全性和非能动的安全 性,控制反应性或移出堆芯热量,使反应堆 趋于正常运行和安全停闭。
水送到高压安注泵入口,或当泵出口压力高
于一回路压力时直接注入一回路。
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核电厂系统与设备
安全注入系统的主要参数
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备
安注启动信号
• 高压和低压安注系统的触发信号由反应堆 保护系统给出。如果自动控制电路故障, 可由控制室手动启动。
• 中压安注系统不需要外电源或启动信号就 能快速响应。当反应堆冷却剂压力低于安 注箱的压力时就开始向一回路系统的冷段 注水,保证快速冷却堆芯。
• 手动启动。
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备
启动信号触发后的保护动作
安注信号除立即启动RIS系统执行安注过程外, 还实施下列保护动作,包括:
• 反应堆紧急停堆(实际上应已停堆,这里是为 了确认),汽轮机脱扣;
• 启动应急柴油发电机; • 隔离主给水系统(ARE),并停运主给水泵; • 启动电动辅助给水泵;
核电厂系统与设备
路漫漫其悠远
2020/11/19
核电厂系统与设备
1 核反应堆的安全系统
• 在核电厂的设计、建造和运行过程中,必须 坚持和确保安全第一的原则。三哩岛和切尔 诺贝利两次重大事故的发生,使人们对反应 堆安全性提出了更高的要求。提出应以固有 安全(Inherent Safety)概念贯穿于核电厂 设计安全的新论点。
核电厂系统与动力设备课件04第四章一回路设备
5
大亚湾核电厂一回路系统主要参数
参看68页 表4-1
1 系统额定热功率,堆芯额定热输出功率,发电功 率的区别 2 工作压力?进出口温度?过冷度?设计温度? 3 压力损失情况:堆芯,蒸汽发生器。
4. 二次侧工作压力
6
安全辅助系统
第一类 牵涉到核安全的安全系统 4
安注,安喷,辅助给水,安全壳隔离系统
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④管束组件
管束是呈正方形排列的倒U型管。 管束直段分布有若干块支撑板, 用以保持管子之间的间距。在U型 管的顶部弯曲段有防振杆防止管 子振动。支撑板结构的设计上。 早期的支撑板采用圆形管孔和流 水孔结构。新的设计普遍采用四 叶梅花孔。这种开孔将支撑孔和 流通孔道结合在一起,增加了管孔之间的流速,减少了腐蚀产物 和化学物质的沉积,使得该区的 腐蚀状况大为改善。 21
11
蒸汽发生器分类
Babcock & Wilcox
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立式自然循环蒸汽发生器
蒸汽发生器结构
下封头、 管板、 U型管束、 汽水分离装置及 筒体组件
一、二回路冷却剂流程 循环倍率的定义
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立式自然循环蒸汽发生器
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主要设计参数
表4-2
Incoloy-800、Inconel-600、Inconel-690和321SS
⑤
筒体组件
蒸汽发生器筒体组件包括上封头、上筒体、 下筒体、锥形过渡段等。
蒸汽出口管嘴中有限流器,用来限制主蒸 汽管道破裂时的蒸汽流量,防止事故时对 一次侧的过度冷却,以避免反应堆在紧急 停堆后重返临界。 上筒体设有给水管嘴并与给水环相连。
上筒体还设有两个人孔,必要时可以进人 更换干燥器。下筒体在靠近管板处设有若 干检查孔,以便检查该区域内的传热管表 面和管板二次侧表面。必要时可用高压水 冲洗管板上表面的淤渣。(超声波气泡冲 洗技术)
精选核电厂系统及设备培训课件
一座典型的1000MW级压水堆核电厂在冷却剂中各种裂变产物和活化腐蚀产物的放射性。冷却剂的放射性主要是由惰性气体(占90%以上)、碘(占3%以上)、铷(占1%)、钼(约占1%)和铯(小于1%)组成的。进入一回路冷却剂的放射性惰性气体每年大约有数千万GBq,绝大部分是Kr(1.83h)、Xe(9.11h)等短寿命的同位素,它们在运行过程中自行衰变,排出堆外后很快就消失,需作净化处理的仅占很小一部分。
按其功能可分为以下几类:排出核燃料剩余功率;对反应堆冷却剂进行化学和容积控制;进行设备的冷却;废物的收集和处理;核岛通风空调系统。
1 化学和容积控制系统(CVCS)
1.1 系统的功能1.2 设计依据1.3 系统流程1.4 系统设备布置1.5 系统运行
1.1 系统的功能
化容系统主要功能如下:通过改变反应堆冷却剂的硼浓度,对堆芯进行反应性控制;维持稳压器的水位,控制一回路系统的水装量;对反应堆冷却剂的水质进行化学控制和净化,减少反应堆冷却剂对设备的腐蚀,控制反应堆冷却剂中裂变产物和腐蚀产物的含量,降低反应堆冷却剂的放射性水平;
一回路主要辅助系统
1 化学和容积控制系统2 反应堆硼和水的补给系统3 余热排出系统4 设备冷却水系统5 重要厂用水系统6 换料水池和乏燃料池冷却和净化系统7 废物处理系统
概述 一回路主要辅助系统是核岛的重组成部分。它不仅对核电厂正常运行是不可缺少的,而且在事故工况下,为核电厂安全设施系统提供支持。
上充泵出口水分两路:一路经上充流量调节阀和再生换热器进入一回路冷段;另一路经轴封水流量调节阀向主泵输送密封水。稳压器丧失正常喷淋时,上充泵提供辅助喷淋;上充流量调节阀的最小流量要考虑冷却下泄流(6m3/h) ,最大流量(25.6m3/h) 要考虑保证轴封水供应。
核电厂系统及设备培训课件(PPT86张)
(1)放射性水平的控制 ① 水及其中杂质的活化; ② 裂变产物的释放; ③ 腐蚀产物的活化; ④ 化学添加物的活化
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• 裂变产物向冷却剂的释放速度是以逃逸系数 来衡量的,定义为单位时间内裂片核由燃料 包壳缺陷释放出来的份额,单位为s-1。实验 证明,裂变产物的释放速度正比于它在燃料 中的累积量。对一定的核素可以列出如下两 个方程:
3
按其功能可分为以下几类:
• 排出核燃料剩余功率;
• 对反应堆冷却剂进行化学和容积控制;
• 进行设备的冷却;
• 废物的收集和处理;
• 核岛通风空调系统。
4
1 化学和容积控制系统(CVCS)
1.1 系统的功能 1.2 设计依据 1.3 系统流程 1.4 系统设备布置 1.5 系统运行
5
1.1 系统的功能
化容系统主要功能如下: • 通过改变反应堆冷却剂的硼浓度,对堆芯进 行反应性控制; • 维持稳压器的水位,控制一回路系统的水装 量; • 对反应堆冷却剂的水质进行化学控制和净化, 减少反应堆冷却剂对设备的腐蚀,控制反应 堆冷却剂中裂变产物和腐蚀产物的含量,降 低反应堆冷却剂的放射性水平;
6
• 向反应堆冷却剂泵提供轴封水;
1.3 系统流程
34
1 下泄管线
• 核电厂正常运行时,从一回路的冷管段引出一 股冷却剂,称为下泄流,其正常流量约为 13.6m3/h,经下泄隔离阀进入再生热交换器的 壳侧,冷却至140℃,再经过节流孔板,将压力 降至2.4MPa后,进入下泄热交换器的管侧,由 壳侧的设备冷却水将下泄流温度降低至46℃ 左右,离开下泄热交换器的下泄流经下泄压力 控制阀再次降压,进入过滤器,滤去水中5μ 以上的悬浮颗粒。经温控三通,进入净化段。 35
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• 裂变产物向冷却剂的释放速度是以逃逸系数 来衡量的,定义为单位时间内裂片核由燃料 包壳缺陷释放出来的份额,单位为s-1。实验 证明,裂变产物的释放速度正比于它在燃料 中的累积量。对一定的核素可以列出如下两 个方程:
3
按其功能可分为以下几类:
• 排出核燃料剩余功率;
• 对反应堆冷却剂进行化学和容积控制;
• 进行设备的冷却;
• 废物的收集和处理;
• 核岛通风空调系统。
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1 化学和容积控制系统(CVCS)
1.1 系统的功能 1.2 设计依据 1.3 系统流程 1.4 系统设备布置 1.5 系统运行
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1.1 系统的功能
化容系统主要功能如下: • 通过改变反应堆冷却剂的硼浓度,对堆芯进 行反应性控制; • 维持稳压器的水位,控制一回路系统的水装 量; • 对反应堆冷却剂的水质进行化学控制和净化, 减少反应堆冷却剂对设备的腐蚀,控制反应 堆冷却剂中裂变产物和腐蚀产物的含量,降 低反应堆冷却剂的放射性水平;
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• 向反应堆冷却剂泵提供轴封水;
1.3 系统流程
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1 下泄管线
• 核电厂正常运行时,从一回路的冷管段引出一 股冷却剂,称为下泄流,其正常流量约为 13.6m3/h,经下泄隔离阀进入再生热交换器的 壳侧,冷却至140℃,再经过节流孔板,将压力 降至2.4MPa后,进入下泄热交换器的管侧,由 壳侧的设备冷却水将下泄流温度降低至46℃ 左右,离开下泄热交换器的下泄流经下泄压力 控制阀再次降压,进入过滤器,滤去水中5μ 以上的悬浮颗粒。经温控三通,进入净化段。 35
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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
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
核电厂系统综述ppt课件
经营者提供商品或者服务有欺诈行为 的,应 当按照 消费者 的要求 增加赔 偿其受 到的损 失,增 加赔偿 的金额 为消费 者购买 商品的 价款或 接受服 务的费 用
4.核岛(NI)有关系统
通风-DV*, 吊装设备-DMR、DMN、DMW, 照明-DN*, 泄漏监测-D**、E** 电气(电源)系统-L**(参看上节) 消防系统-JP* 其它公用系统(包括压缩空气、冷却水、取样……)- S**(参看上节)
3)核电厂的设备“代码”
电厂内的设备全都从属于各个电厂系统,全都用数码表示, 由“系统代码”+“3位数字”+“2位字母的设备名称代码”表示。 如“L3GEX001GE”指的是“岭澳二期3号发电机”。
“设备名称代码”有约200个,常见的设备及其代码如下: 泵-PO、电机-MO、容器-BA、风机-ZV、凝汽器-CS、回热 加热器-RE、除氧器-DZ、冷却器-RF、过滤器-FI;(一般的) 汽轮机-TC;蒸汽发生器-GV、主汽轮机汽缸-KO、主变压器- TP 以数量计算,阀门占了大多数,代码用“V*”表示,其中: 蒸汽阀门-VV、一回路水阀门-VP、二回路水阀门-VL、海水阀门 -VC、 除盐水阀门-VD、油阀门-VH、空气阀门-VA、氢气阀门 -VY……;
经营者提供商品或者服务有欺诈行为 的,应 当按照 消费者 的要求 增加赔 偿其受 到的损 失,增 加赔偿 的金额 为消费 者购买 商品的 价款或 接受服 务的费 用
4.核岛(NI)有关系统
一回路系统-RCP 一回路辅助系统-RCV、REA、RRA、REN 反应堆控制及保护系统-RPN、RIC、RRC、RPR 辅助冷却水系统-PTR、RRI、SEC、DEG、DEL 专设安全设施-RIS、EAS、ASG、EIE、ETY 燃料装卸-PMC 三废处理-TES、TEU、TEG、TEP、TER
核电厂系统综述课件
核电厂系统综述
5
1. 核电厂的系统
2)核电厂的系统“代码”
为表示具体系统所在的“机组”,在三字码前加1位数字1~4
或8、9、0,“1”~“4”表示1~4号机组上的系统,“9”表示
大亚湾及岭澳一期1、2号机的公用系统(如9SKH),“8”表示
岭澳二期3、4号机的公用系统,“0”表示全厂公用的系统(如
加热器-RE、除氧器-DZ、冷却器-RF、过滤器-FI;(一般的)
汽轮机-TC;蒸汽发生器-GV、主汽轮机汽缸-KO、主变压器-
TP
以数量计算,阀门占了大多数,代码用“V*”表示,其中:
蒸汽阀门-VV、一回路水阀门-VP、二回路水阀门-VL、海水阀门
-VC、 除盐水阀门-VD、油阀门-VH、空气阀门-VA、氢气阀门
3)核电厂的设备“代码”
电厂内的设备全都从属于各个电厂系统,全都用数码表示,
由“系统代码”+“3位数字”+“2位字母的设备名称代码”表示。
如“L3GEX001GE”指的是“岭澳二期3号发电机”。
“设备名称代码”有约200个,常见的设备及其代码如下:
泵-PO、电机-MO、容器-BA、风机-ZV、凝汽器-CS、回热
备及连接设备的管、线组成,电厂的设备数以万计,有200多类(代码)。
从热力学的角度电厂系统分为一、汽轮机是一、二回路的关键设备。
从电厂最终产品“电”的角度看有 “发电”、“输电”的相关系统,其中
的“发电机”、“主变压器”是发电、输电的关键设备。
通常用核电厂的一、二、三回路加上发电、输电设备来解释核电厂从核能 转为电能输出的工作原理。
一回路为二回路提供“热源”,一回路“压水”吸收从
“核能”转变过来的“热能” ,通过“蒸汽发生器”把一回
核电厂的电气主设备概述(PPT107页)
①氢侧 ②空气侧
第二节 发电机励磁系统和电压调节系统
§1-2-1 系统功能 §1-2-2 系统组成和描述
旋转半导体无刷励磁
1、 构成与工作原理
正常运行 外部短路或增荷 甩荷 内部短路
第二节 发电机励磁系统和电压调节系统
旋转半导体无刷励磁
2、 设备说明 主励磁机 副励磁机 旋转整流器 直流引线 交流连接
二次电压可调 -13.32%~+6.66%,每档400V(1.11%) 空重 188t 油重 61t 油枕 6m3(N2)
ODAF冷却,强油风冷,5台冷却器(4+1)(1油泵+2风扇) 由于长期低温过热,每台增加2套冷却器 低压进线连接铜辫过热,增加通风系统(1+1)
第三节 广核电站主要变压器简介
油枕0.7m3N2
第三节 广核电站主要变压器简介
§1-3-3 联络变压器
900MVA 525/420kV自耦变压器 带负荷调分接头 (420kV侧)+33.6~-50.4kV 20档 4.2kV/档
§1-3-4 备用变压器
32MVA 220/6.8kV Y/Δ 带负荷调压 -15%~+10% 2.5%一级
§1-3-2 降压变
A 34MVA×2 Y-Δ /Δ 26kV/6.9kV 中性点调分接 头±5%手动
B 25MVA Y-Δuk =10%A uk=7.5%B 高压绕组 调分接头 ±2×2.5% 手动 强油循环风冷:
A 8散热器 2油泵 3风扇 器重39t 油重25t 油枕2.2m3N2
B 6散热器 2油泵 2风扇 器重20.4t 油重7.7t
核电厂的电气主设备概述(PPT107页 )
第一章
核电厂的电气主设备概述(PPT107页 )
第二节 发电机励磁系统和电压调节系统
§1-2-1 系统功能 §1-2-2 系统组成和描述
旋转半导体无刷励磁
1、 构成与工作原理
正常运行 外部短路或增荷 甩荷 内部短路
第二节 发电机励磁系统和电压调节系统
旋转半导体无刷励磁
2、 设备说明 主励磁机 副励磁机 旋转整流器 直流引线 交流连接
二次电压可调 -13.32%~+6.66%,每档400V(1.11%) 空重 188t 油重 61t 油枕 6m3(N2)
ODAF冷却,强油风冷,5台冷却器(4+1)(1油泵+2风扇) 由于长期低温过热,每台增加2套冷却器 低压进线连接铜辫过热,增加通风系统(1+1)
第三节 广核电站主要变压器简介
油枕0.7m3N2
第三节 广核电站主要变压器简介
§1-3-3 联络变压器
900MVA 525/420kV自耦变压器 带负荷调分接头 (420kV侧)+33.6~-50.4kV 20档 4.2kV/档
§1-3-4 备用变压器
32MVA 220/6.8kV Y/Δ 带负荷调压 -15%~+10% 2.5%一级
§1-3-2 降压变
A 34MVA×2 Y-Δ /Δ 26kV/6.9kV 中性点调分接 头±5%手动
B 25MVA Y-Δuk =10%A uk=7.5%B 高压绕组 调分接头 ±2×2.5% 手动 强油循环风冷:
A 8散热器 2油泵 3风扇 器重39t 油重25t 油枕2.2m3N2
B 6散热器 2油泵 2风扇 器重20.4t 油重7.7t
核电厂的电气主设备概述(PPT107页 )
第一章
核电厂的电气主设备概述(PPT107页 )
核电厂系统及设备培训讲义
3
• 能动的安全性 必须依靠能动设备(有源设 备),即需由外部条件加以保证的安全性。
• 后备的安全性 指由冗余系统的可靠度或阻 止放射性物质逸出的多道屏障提供的安全 性保证。
4
• 固有安全性定义为:当反应堆出现异常工况 时,不依靠人为操作或外部设备的强制性干 预,只是由堆的自然安全性和非能动的安全 性,控制反应性或移出堆芯热量,使反应堆 趋于正常运行和安全停闭。
2
确保反应堆安全的四种安全性要素
• 自然的安全性 只取决于内在负反应性系数、多普勒 效应、控制棒藉助重力落入堆芯等自然科学法则的 安全性,事故时能控制反应堆反应性或自动终止裂 变,确保堆芯不熔化。
• 非能动的安全性 建立在惯性原理(如泵惰转)、重 力法则(如位差)、热传递法则等基础上的非能动 设备(无源设备)的安全性,即安全功能的实现毋 需依赖外来的动力。
– 通风,为专设安全设施的良好运行提供必要的条 件,使事故工况下的放射性后果限制在可接受的 范围,保持控制室在事故工况下的可居留性。
– 供给冷却水,排出由专设安全设施排出的热量。 – 给能动部件提供动力源,包括电源和压缩空气。
13
2.1 专设安全设施的功能
• 防止放射性物质扩散,保持环境,保护公 众和核电厂工作人员的安全。
24
• 高压安全注入系统由两个系列A和B组成。 每个系列提供百分之百的应急冷却水。
• 高压安注系统的工作分为直接注入和再循 环注入阶。
25
中压安注系统流程图
26
中压安注系统(蓄压箱注入系统)
• 蓄压箱注入系统由安全壳内的三个蓄压箱及 其与一回路冷管段相连的管道和阀门组成。
• 在电站出现三、四类事故时,保证反应堆 余热的排出,并尽可能地限制包容裂变产 物的设备与系统的损坏。
• 能动的安全性 必须依靠能动设备(有源设 备),即需由外部条件加以保证的安全性。
• 后备的安全性 指由冗余系统的可靠度或阻 止放射性物质逸出的多道屏障提供的安全 性保证。
4
• 固有安全性定义为:当反应堆出现异常工况 时,不依靠人为操作或外部设备的强制性干 预,只是由堆的自然安全性和非能动的安全 性,控制反应性或移出堆芯热量,使反应堆 趋于正常运行和安全停闭。
2
确保反应堆安全的四种安全性要素
• 自然的安全性 只取决于内在负反应性系数、多普勒 效应、控制棒藉助重力落入堆芯等自然科学法则的 安全性,事故时能控制反应堆反应性或自动终止裂 变,确保堆芯不熔化。
• 非能动的安全性 建立在惯性原理(如泵惰转)、重 力法则(如位差)、热传递法则等基础上的非能动 设备(无源设备)的安全性,即安全功能的实现毋 需依赖外来的动力。
– 通风,为专设安全设施的良好运行提供必要的条 件,使事故工况下的放射性后果限制在可接受的 范围,保持控制室在事故工况下的可居留性。
– 供给冷却水,排出由专设安全设施排出的热量。 – 给能动部件提供动力源,包括电源和压缩空气。
13
2.1 专设安全设施的功能
• 防止放射性物质扩散,保持环境,保护公 众和核电厂工作人员的安全。
24
• 高压安全注入系统由两个系列A和B组成。 每个系列提供百分之百的应急冷却水。
• 高压安注系统的工作分为直接注入和再循 环注入阶。
25
中压安注系统流程图
26
中压安注系统(蓄压箱注入系统)
• 蓄压箱注入系统由安全壳内的三个蓄压箱及 其与一回路冷管段相连的管道和阀门组成。
• 在电站出现三、四类事故时,保证反应堆 余热的排出,并尽可能地限制包容裂变产 物的设备与系统的损坏。
核电系统及设备
5、快中子增值堆
压水堆
特点:
慢化剂、冷却剂:轻水。 燃料:低浓缩铀。轻水对中子的吸收几率较大,因此不能采用 天然铀。 回路:两回路。 水在堆芯(一回路压力容器)内不允许沸腾,需要加压至1416MPa (名称由来) ,提高堆芯出口温度。
结构紧凑、体积小、功率密度高; 单堆电功率大;平均燃耗较深; 建设周期短、造价便宜; 采用多道屏障,放射性裂变产物不易外逸。 热效率相对较低,压力容器制造要求高,设备复杂。
西欧认为:核能是摆脱依赖中东石油的唯一出路。
美国于1966-1973年签约170GW。 1973年石油 危机,油价狂涨四倍。1973-1974年签约67GW。
良性循环:改进技术、降低成本。富集铀水堆经济 性好于天然铀石墨堆。大规模出口。
法国、瑞典、日本、西德等国家先后放弃天然铀路线, 转向富集铀轻水堆。
欧洲核电发展极为缓慢。
日本于1996、1997年建成两个先进沸水反应堆 (ABWR)。
天然铀堆型:
英国1959年在军用钚堆基础上建成4×45MW原型天然铀石墨 气冷堆。 法国1962年在军用钚堆基础上建成60MW天然铀石墨气冷堆。 加拿大1962年建成25MW天然铀重水堆核电厂, 为CANDU堆发 展奠定了基础。
西德、瑞典、捷克等国建天然铀重水堆。
钠冷快堆:
压水堆沸水堆?轻水作冷却剂和慢化剂2重水堆?重水作冷却剂和慢化剂?重水作冷却剂和慢化剂3石墨气冷堆?石墨作慢化剂气体co2he作冷却剂4石墨水冷堆不再用?石墨作慢化剂轻水作冷却剂5钠冷快堆?液态钠作冷却剂无慢化剂?慢化剂的慢化能力与其原子核的质量有关质量越小慢化能力越好
核电厂系统与设备(第讲).pptx
• L型:汽轮机叶片旋转平面与安全壳相交,须 设置防止汽轮机飞车时汽轮机叶片对安全壳 和冲击的屏障.占地少,两台以上机组可公用 汽轮机厂房,仅用一台吊车。
• 我国采用T型布置。
11
核电厂厂区L形布置
12
13
大亚湾核电厂厂区T型布置
14
15
3. 核电厂主要厂房
3.1 主要厂房总体布置
16
3.2 安全壳
20
3.5 核辅助厂房
• 辅助厂房是一个具有多种用途的钢筋混凝 土厂房。
• 一回路的一些辅助系统,如化容系统、硼 与水补给系统,设冷水系统,安全注入系 统废物处理、等以及该厂房必需的空气处 理及冷却设备布置在此厂房内。
21
4. 核电厂设备安全功能及分级
• 核电厂系统、设备和设施作用不同,要求 不同,对设备的安全功能及按照其对安全 的重要性,进行分级,从而既保证安全性, 又避免对设备要求过于严而影响经济性。
4
5
压水堆核电厂能量转换
压水堆核电厂将核能转变为电能是分四个环 节,在四个主要设备中实现的。
(1)核反应堆:将核能经转变为热能,并将热能传 给反应堆冷却剂,是一回路压力边界的重要部件。 (2)蒸汽发生器:将反应堆冷却剂的热量传递给二 回路的水,使其变为蒸汽。在此只进行热量交换, 不进行能量形态的转变; (3)汽轮机:将蒸汽的热能转变为高速旋转的机械 能; (4)发电机:将汽轮机传来的机械能转变为电能。
• 安全分级的目的是正确选择用于设备设计、 制造、检验的规范标准。
22
4.1 安全功能及分级
安全功能: 1 安全停堆和维持安全停堆状态; 2 停堆后余热导出; 3 事故后防止放射性物质释放,以保证放射
性物质释放不超过容许值。
核电站系统与设备.ppt
核能发电技术
4.3专设安全设施
4.3.1 概述 4.3.2 安全注入系统(RIS) 4.3.3 安全壳喷淋系统(EAS) 4.3.4氢控制系统 4.3.5 辅助给水系统(ASG)
4.3.1 概述
1.专设安全设施的范围 安全注入系统(RIS) 安全壳喷淋系统(EAS) 辅助给水系统(ASG) 安全壳隔离系统(EIE) 安全壳内大气监测系统(ETY)
(3)二回路大破口事故 主给水管道大破口事故
投入ASG,排出堆芯余热 蒸汽管道断裂事故
启动RIS向RCP注入高浓度硼酸溶液,防止堆芯重返临界 启动ASG排出堆芯余热,直至RRA投入为止
第一类—正常运行和瞬态运行
发生概率大于1次/堆年,放射性后果不超过 1/1000mSv,该类工况不会导致保护系统动作
硼注入缓冲箱RIS021BA,硼酸再循环泵RIS021PO、022PO
(1)HHSI的吸水管线
正常管线:与低压安注泵出口连接的增压管线。 备用管线:直接从换料水箱来的吸水管线,低压安注泵失效
时使用
※出现安注信号后,RCV001~003PO从容控箱来的吸水管线隔 离
(2)HHSI的注入管线
1 - 通过浓硼酸注入箱RIS004BA的管线 由安注信号启动,将浓度7000μg/g的硼酸注入RCP冷段
3. 专设安全设施的作用 下面列举了专设安全设施在一些典型事故中所起的作用
(1)一回路小破口事故 破口当量直径9.5-25mm RCP泄漏量很小时,RCV上充即可补偿 泄漏量较大时,投入RIS,限制稳压器水位和压力降低
(2)一回路大破口事故 破口当量直径大于345mm,属于设计基准事故 投入RIS,防止堆芯裸露,保证燃料元件的完整性 安全壳隔离,防止放射性物质泄漏到安全壳以外 投入EAS,保证安全壳的完整性
4.3专设安全设施
4.3.1 概述 4.3.2 安全注入系统(RIS) 4.3.3 安全壳喷淋系统(EAS) 4.3.4氢控制系统 4.3.5 辅助给水系统(ASG)
4.3.1 概述
1.专设安全设施的范围 安全注入系统(RIS) 安全壳喷淋系统(EAS) 辅助给水系统(ASG) 安全壳隔离系统(EIE) 安全壳内大气监测系统(ETY)
(3)二回路大破口事故 主给水管道大破口事故
投入ASG,排出堆芯余热 蒸汽管道断裂事故
启动RIS向RCP注入高浓度硼酸溶液,防止堆芯重返临界 启动ASG排出堆芯余热,直至RRA投入为止
第一类—正常运行和瞬态运行
发生概率大于1次/堆年,放射性后果不超过 1/1000mSv,该类工况不会导致保护系统动作
硼注入缓冲箱RIS021BA,硼酸再循环泵RIS021PO、022PO
(1)HHSI的吸水管线
正常管线:与低压安注泵出口连接的增压管线。 备用管线:直接从换料水箱来的吸水管线,低压安注泵失效
时使用
※出现安注信号后,RCV001~003PO从容控箱来的吸水管线隔 离
(2)HHSI的注入管线
1 - 通过浓硼酸注入箱RIS004BA的管线 由安注信号启动,将浓度7000μg/g的硼酸注入RCP冷段
3. 专设安全设施的作用 下面列举了专设安全设施在一些典型事故中所起的作用
(1)一回路小破口事故 破口当量直径9.5-25mm RCP泄漏量很小时,RCV上充即可补偿 泄漏量较大时,投入RIS,限制稳压器水位和压力降低
(2)一回路大破口事故 破口当量直径大于345mm,属于设计基准事故 投入RIS,防止堆芯裸露,保证燃料元件的完整性 安全壳隔离,防止放射性物质泄漏到安全壳以外 投入EAS,保证安全壳的完整性
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• 正常运行中两台除氧给水箱水位应自动保 持平衡,若出现较大偏差时,应及时校对 就地水位计,并应查明原因予以消除。
51
• 除氧器长时间停用时应采取防腐措施,以 防止水箱内壁有害气体的侵蚀,一般采用 水箱充水并加氨和联氨,pH≥9.5~10,联 氨浓度200ppm以上,除氧器及水箱上部空 间充氮保养方式。
2
• 给水除氧分为化学除氧和物理除氧两类。 化学除氧利用化学药剂(如联氧或亚硫酸 钠)使水中游离氧形成化合物,它能达到 较彻底的除氧效果,但不能除去其它气体, 还增加了给水中可溶盐的含量,成本也比 较高。通常化学除氧与物理除氧结合使用, 以达到更好的除氧效果。
3
• 物理除氧采用热力除氧原理,它能去除氧和 其它气体。所以,除氧又称除气。本节下 面的介绍针对热力除氧。
共有128只,全部由不锈钢制造,其外形尺寸为 505×376mm,该箱由侧板、角钢和小槽钢组成。 恒速喷咀 • 恒速喷咀安装在充满凝结水的凝结水进水室中的 弓形不锈钢罩板上。
37
38
5.3 除氧器工作原理
• 除氧器的工作原理是:凝结水通过进水管 进入除氧器进水室,因凝结水的压力高于 除氧器汽侧压力,水汽两侧的压差△P作用 在喷咀板上,将喷咀上的弹簧压缩,打开 喷咀,凝结水从喷咀中喷出,形成一个园 锥形的水膜,进入喷雾除氧段空间。
29
5.2 除氧器和除氧给水箱
• 除氧器和除氧给水箱是核电站二回路系统的 重要设备。
• 除氧器通过热力除氧方法,除去溶解于凝结 水中的氧气,二氧化碳等有害气体,确保进 入蒸发器的给水水质合格。
30
• 除氧给水箱则是贮存有一定容量的除氧给 水,以满足电站稳态和瞬态工况变更的需 要。
• 秦山核电站一期工程装机容量为30万千瓦 机组,配置了两台出力各为1080t/h的除氧 器和两只容积为180m3的给水箱。
• 3)采用蒸汽在水中鼓泡、减少水的表面张 力等措施改善深度除氧效果。
11
4.2.1 大气式淋水盘式除氧器
12
• 大气式淋水盘式除氧器如图8.11所示。水 由塔的上部进入,通过溢水口流入最上面 的淋水盘。在盘的整个环形面积上开有直 径为5mm~6mm的小孔。通过这些小孔水 呈细水柱状降落到下一块盘上,再经过同 样的小孔流到再下面的淋水盘上。
41
• 流经淋水盘箱的凝结水不断再沸腾,凝结水
中剩余的非冷凝气体在淋水盘中被进一步除
去,使凝结水中含氧量达到给水水质标准
(含氧量<7ppb)。故该段称之谓深度除氧
层。凡在喷雾除氧段或深度除氧段中被除去
的非冷凝气体,均上升到除氧器上部装有放
射性检测仪表的排管中排向大气。除氧水从
出口管流入除氧给水管。
7
• 热力除氧的过程是一个传热传质过程,必须 满足热力条件和传质条件。首先,要保证将 水加热至相应压力下的饱和温度。
8
欠热度5
9
4.2 除氧器
• 从上节的讨论可以看出,进行除氧器设计 时应遵循下述原则:
• 1)尽可能扩大汽水接触面积以利于传热传 质过程,被除氧水一般喷洒成雾滴或细水 柱。
10
• 2)为将水加热到除氧压力对应的饱和温度, 加热蒸汽与被除氧水一般采用逆流,这样 可以形成最大的不平衡压差,有利于及时 排除离逸的气体。
蒸汽进汽管和布汽孔板 • 除氧器两端各有一个Dg30进汽管,过热蒸汽从进
汽管进入除氧器时,由布汽孔板把蒸汽沿除氧器 的下部断面上均匀布开,使蒸汽均匀地从栅架底 部进入深度除氧段。 除氧器的出水管和蒸汽连通管。 • 除氧器的出水管和蒸汽连通管通过过渡接管直接 与除氧给水箱相连通。
36
淋水盘箱 • 淋水盘箱是除氧器深度除氧段中主要除氧元件,
44
5.5 运行
• 除氧给水箱水质合格后,冲水至正常液位, 启动除氧循环泵,投入备用汽源,使除氧器 给水升温至110.5℃,对应压力0.05MPa。在 低负荷时,除氧器定压运行,机组负荷升至 65%左右打开四段抽汽电动阀和逆止阀,同 时关闭备用汽源电动阀,除氧器开始滑压运 行。
45
5.5.1 除氧器运行要点
26
• 除氧后的余汽分别经节流垫排至空气系统, 并在该处设有放射性测点。两只给水箱内设 再沸腾管,在启动加热时使用。两套溢流装 置和放水管分别由1#、2#给水箱接出。汇 总后经Ф325×5mm溢流放水总管排入凝汽 器。两只给水箱分别装有取样分析器。以便 监督和分析除氧给水的各项数据。
27
• 给水箱的下水系统是这样布置的:1#、2# 给水箱分别接出一条Ф529×6mm的下水管 进Байду номын сангаас各自的主给水泵(1#、3#主给水泵)。 2#主给水泵由两台给水箱共用Ф529×6mm 的下水管供水。正常运行中,选用一、二号 或二、三号水泵运行时,可能会出现两台给 水箱的水位偏差。
49
• 除氧循环泵故障停运情况下,除氧器进水 中断。此时,禁止向除氧器供汽,除氧器 供汽阀应关闭,以防止除氧器超压。此时 给蒸汽发生器提供合格用水,可投入再沸 腾装置来加热除氧给水箱的给水,给蒸汽 发生器提供合格用水。
50
• 除氧器在安装后或大修后投运前,应进行 安全阀就地动作试验,运行中应进行定期 活动试验以防卡涩。
34
喷雾除氧段空间 • 喷雾除氧段空间是由两侧的两块侧包板与两端密
封板焊接后组成,两端密封板都有人孔。 深度除氧段 • 深度除氧段也是由两侧的两块侧包板与两端密封
板焊接后组成上部空间是喷雾除氧段空间,下部 空间是装满淋水盘箱的深度除氧段,深度除氧段 由上层布水槽钢、中层淋水盘箱、下层棚架组成。
35
pD ps pa
• 式中pD、ps、pa分别为除氧器内混合气体 全压、水蒸汽和空气的分压。
6
• 根据亨利定律和道尔顿定律,降低水中溶解 气体的浓度的关键是减小它们在气空间的分 压。如果气体的分压趋近于零,则它们在水 中的浓度就会很小很小。把水加热至饱和温 度,水蒸汽的分压趋近于水面上的全压,其 它气体的分压便趋于零,其它气体在水中的 浓度就会趋近于零。这样我们得到热力除氧 的方法,即将水加热至饱和温度,使水中溶 解气体的分压趋近于零从而达到除氧目的。
21
4.2.3 真空式除氧器
• 汽轮机乏汽在凝汽器内凝结为饱和水。凝 汽器具备热力除氧的条件,可利用凝汽器 兼作除氧器。图8.13给出了一种凝汽器热 井中鼓泡除氧装置设计,从图中可以看出, 其中的除氧主要靠鼓泡加热凝结水。
22
23
5 秦山一期除氧器系统
系统功能 • 除去凝结水中的气体(主要是氧气)。 • 除氧器同时又是混合式加热器。 • 为给水泵提供一定的净正吸入压头。
31
32
33
除氧器本体
• 除氧器本体由园柱形筒身与两只椭球面封头焊制 而成,本体的材料是复合钢板,所有内部零件和 管接头材料均为不锈钢。
凝结水进水室
• 进水室是一个弓形不锈钢罩板与两端两块挡板焊 在筒体上而成。弓形罩板上沿除氧器长度方向均 布74只16t/h恒速喷咀及6只排放非冷凝气体用排 气管的套管。
25
• 三条主要进水管:Ф457×10mm的凝结水、 Ф406.8×8.8mm的三号高加疏水和 Ф273×7.1mm的汽水分离器疏水分别进入 一、二号除氧器。除氧器所用蒸汽在正常运 行中由低压缸第一级抽气供给,启动及低负 荷时由辅助蒸汽系统供汽。蒸发器疏水经扩 容器后的蒸发由Ф159×4.5mm管道直接接 在除氧器的汽侧平衡管上。
19
• 雾喷器喷洒的给水水滴溅到水箱内的溅射 挡板上,在周围空间形成雾化区,雾滴在 向下降落过程中与上升的加热蒸汽充分接 触,蒸汽对雾滴加热, 使给水加热到除氧 压力下对应的饱和温度,不凝结气体从排 气管排至凝汽器。
20
• 每个喷雾器的流量在10%~100%范围内变 化时,都能达到雾化和除氧效果。这种除 氧器工作压力0.75MPa,属于高压除氧器, 凝结水含氧量<12×10-9时,经除氧后的给 水含氧量<5×10-9。
52
42
5.4 除氧给水箱构造
• 除氧给水箱由水箱本体、支座、溢流管、 除氧器下水管、汽平衡接管、水平衡接管、 下水接管、放水接管、再沸腾管、安全阀、 液位计、电接点液位计等组成。
43
• 水箱本体是由δ=30mm钢板卷制而成的 φ3800×30.1的园柱形水箱,水箱两端设置 有人孔,水箱顶部两端装有三只安全阀, 给水箱出水接口设有防旋涡装置和再循环 管接口二个,为防止给水对筒壁的冲蚀, 设置有喷水管。水箱水位设置在水箱两侧。
13
• 沿高度安装有4~8块淋水盘,其中一部分 为园形,另一部分为环形,相间布置。加 热蒸汽从塔的下部进入,向上多次折流与 下落水柱接触(蒸汽流动方向如图中箭头 所示)。余汽和被除气体从塔顶部排出, 除氧水汇集到下面的贮水箱。
14
4.2.2 卧式喷雾式除氧器
15
16
17
18
• 加热蒸汽经蒸汽进口管引至蒸汽分配管, 然后分配到蒸汽耙管。蒸汽从耙管上的孔 流出,加热除氧水箱的给水。一部分蒸汽 在与给水混合时凝结;未凝结的蒸汽从液 面逸出,与喷雾器喷洒的给水进行热量和 质量交换。
28
• 辅助给水泵在除氧给水箱的水源处从水平衡 管接出(管径Ф219×6mm),从水平衡管 引出一条Ф273×7mm的管道供除氧循环泵 用水。在下水管处还设置加N2H4装置,运 行中加联氨进行化学除氧,使进入蒸发器的 水含氧量小于5ppb。
• 除氧循环泵从水侧平衡管吸水,升压后与凝 结水管相连,返回除氧器。
39
• 在这个空间中过热蒸汽与园锥形水膜充分 接触,迅速将凝结水加热到除氧器压力下 的饱和温度,绝大部分的非冷凝气体均在 喷雾除氧段中被除去。穿过除氧空间的凝 结水喷洒在淋水盘箱上的布水槽钢中,布 水槽钢均匀地将水分配给淋水盘箱。
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• 淋水盘箱由多层一排排的小槽上下交错而 成。凝结水从上层小槽钢的两则分别流入 下层小槽钢中。一层层交错流下去,共经 过16层小槽钢,使凝结水在淋水盘中有足 够的停留时间,充分地与过热蒸汽接触, 使汽、水热交换面积达到最大值。
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• 除氧器长时间停用时应采取防腐措施,以 防止水箱内壁有害气体的侵蚀,一般采用 水箱充水并加氨和联氨,pH≥9.5~10,联 氨浓度200ppm以上,除氧器及水箱上部空 间充氮保养方式。
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• 给水除氧分为化学除氧和物理除氧两类。 化学除氧利用化学药剂(如联氧或亚硫酸 钠)使水中游离氧形成化合物,它能达到 较彻底的除氧效果,但不能除去其它气体, 还增加了给水中可溶盐的含量,成本也比 较高。通常化学除氧与物理除氧结合使用, 以达到更好的除氧效果。
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• 物理除氧采用热力除氧原理,它能去除氧和 其它气体。所以,除氧又称除气。本节下 面的介绍针对热力除氧。
共有128只,全部由不锈钢制造,其外形尺寸为 505×376mm,该箱由侧板、角钢和小槽钢组成。 恒速喷咀 • 恒速喷咀安装在充满凝结水的凝结水进水室中的 弓形不锈钢罩板上。
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5.3 除氧器工作原理
• 除氧器的工作原理是:凝结水通过进水管 进入除氧器进水室,因凝结水的压力高于 除氧器汽侧压力,水汽两侧的压差△P作用 在喷咀板上,将喷咀上的弹簧压缩,打开 喷咀,凝结水从喷咀中喷出,形成一个园 锥形的水膜,进入喷雾除氧段空间。
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5.2 除氧器和除氧给水箱
• 除氧器和除氧给水箱是核电站二回路系统的 重要设备。
• 除氧器通过热力除氧方法,除去溶解于凝结 水中的氧气,二氧化碳等有害气体,确保进 入蒸发器的给水水质合格。
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• 除氧给水箱则是贮存有一定容量的除氧给 水,以满足电站稳态和瞬态工况变更的需 要。
• 秦山核电站一期工程装机容量为30万千瓦 机组,配置了两台出力各为1080t/h的除氧 器和两只容积为180m3的给水箱。
• 3)采用蒸汽在水中鼓泡、减少水的表面张 力等措施改善深度除氧效果。
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4.2.1 大气式淋水盘式除氧器
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• 大气式淋水盘式除氧器如图8.11所示。水 由塔的上部进入,通过溢水口流入最上面 的淋水盘。在盘的整个环形面积上开有直 径为5mm~6mm的小孔。通过这些小孔水 呈细水柱状降落到下一块盘上,再经过同 样的小孔流到再下面的淋水盘上。
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• 流经淋水盘箱的凝结水不断再沸腾,凝结水
中剩余的非冷凝气体在淋水盘中被进一步除
去,使凝结水中含氧量达到给水水质标准
(含氧量<7ppb)。故该段称之谓深度除氧
层。凡在喷雾除氧段或深度除氧段中被除去
的非冷凝气体,均上升到除氧器上部装有放
射性检测仪表的排管中排向大气。除氧水从
出口管流入除氧给水管。
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• 热力除氧的过程是一个传热传质过程,必须 满足热力条件和传质条件。首先,要保证将 水加热至相应压力下的饱和温度。
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欠热度5
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4.2 除氧器
• 从上节的讨论可以看出,进行除氧器设计 时应遵循下述原则:
• 1)尽可能扩大汽水接触面积以利于传热传 质过程,被除氧水一般喷洒成雾滴或细水 柱。
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• 2)为将水加热到除氧压力对应的饱和温度, 加热蒸汽与被除氧水一般采用逆流,这样 可以形成最大的不平衡压差,有利于及时 排除离逸的气体。
蒸汽进汽管和布汽孔板 • 除氧器两端各有一个Dg30进汽管,过热蒸汽从进
汽管进入除氧器时,由布汽孔板把蒸汽沿除氧器 的下部断面上均匀布开,使蒸汽均匀地从栅架底 部进入深度除氧段。 除氧器的出水管和蒸汽连通管。 • 除氧器的出水管和蒸汽连通管通过过渡接管直接 与除氧给水箱相连通。
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淋水盘箱 • 淋水盘箱是除氧器深度除氧段中主要除氧元件,
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5.5 运行
• 除氧给水箱水质合格后,冲水至正常液位, 启动除氧循环泵,投入备用汽源,使除氧器 给水升温至110.5℃,对应压力0.05MPa。在 低负荷时,除氧器定压运行,机组负荷升至 65%左右打开四段抽汽电动阀和逆止阀,同 时关闭备用汽源电动阀,除氧器开始滑压运 行。
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5.5.1 除氧器运行要点
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• 除氧后的余汽分别经节流垫排至空气系统, 并在该处设有放射性测点。两只给水箱内设 再沸腾管,在启动加热时使用。两套溢流装 置和放水管分别由1#、2#给水箱接出。汇 总后经Ф325×5mm溢流放水总管排入凝汽 器。两只给水箱分别装有取样分析器。以便 监督和分析除氧给水的各项数据。
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• 给水箱的下水系统是这样布置的:1#、2# 给水箱分别接出一条Ф529×6mm的下水管 进Байду номын сангаас各自的主给水泵(1#、3#主给水泵)。 2#主给水泵由两台给水箱共用Ф529×6mm 的下水管供水。正常运行中,选用一、二号 或二、三号水泵运行时,可能会出现两台给 水箱的水位偏差。
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• 除氧循环泵故障停运情况下,除氧器进水 中断。此时,禁止向除氧器供汽,除氧器 供汽阀应关闭,以防止除氧器超压。此时 给蒸汽发生器提供合格用水,可投入再沸 腾装置来加热除氧给水箱的给水,给蒸汽 发生器提供合格用水。
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• 除氧器在安装后或大修后投运前,应进行 安全阀就地动作试验,运行中应进行定期 活动试验以防卡涩。
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喷雾除氧段空间 • 喷雾除氧段空间是由两侧的两块侧包板与两端密
封板焊接后组成,两端密封板都有人孔。 深度除氧段 • 深度除氧段也是由两侧的两块侧包板与两端密封
板焊接后组成上部空间是喷雾除氧段空间,下部 空间是装满淋水盘箱的深度除氧段,深度除氧段 由上层布水槽钢、中层淋水盘箱、下层棚架组成。
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pD ps pa
• 式中pD、ps、pa分别为除氧器内混合气体 全压、水蒸汽和空气的分压。
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• 根据亨利定律和道尔顿定律,降低水中溶解 气体的浓度的关键是减小它们在气空间的分 压。如果气体的分压趋近于零,则它们在水 中的浓度就会很小很小。把水加热至饱和温 度,水蒸汽的分压趋近于水面上的全压,其 它气体的分压便趋于零,其它气体在水中的 浓度就会趋近于零。这样我们得到热力除氧 的方法,即将水加热至饱和温度,使水中溶 解气体的分压趋近于零从而达到除氧目的。
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4.2.3 真空式除氧器
• 汽轮机乏汽在凝汽器内凝结为饱和水。凝 汽器具备热力除氧的条件,可利用凝汽器 兼作除氧器。图8.13给出了一种凝汽器热 井中鼓泡除氧装置设计,从图中可以看出, 其中的除氧主要靠鼓泡加热凝结水。
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5 秦山一期除氧器系统
系统功能 • 除去凝结水中的气体(主要是氧气)。 • 除氧器同时又是混合式加热器。 • 为给水泵提供一定的净正吸入压头。
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除氧器本体
• 除氧器本体由园柱形筒身与两只椭球面封头焊制 而成,本体的材料是复合钢板,所有内部零件和 管接头材料均为不锈钢。
凝结水进水室
• 进水室是一个弓形不锈钢罩板与两端两块挡板焊 在筒体上而成。弓形罩板上沿除氧器长度方向均 布74只16t/h恒速喷咀及6只排放非冷凝气体用排 气管的套管。
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• 三条主要进水管:Ф457×10mm的凝结水、 Ф406.8×8.8mm的三号高加疏水和 Ф273×7.1mm的汽水分离器疏水分别进入 一、二号除氧器。除氧器所用蒸汽在正常运 行中由低压缸第一级抽气供给,启动及低负 荷时由辅助蒸汽系统供汽。蒸发器疏水经扩 容器后的蒸发由Ф159×4.5mm管道直接接 在除氧器的汽侧平衡管上。
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• 雾喷器喷洒的给水水滴溅到水箱内的溅射 挡板上,在周围空间形成雾化区,雾滴在 向下降落过程中与上升的加热蒸汽充分接 触,蒸汽对雾滴加热, 使给水加热到除氧 压力下对应的饱和温度,不凝结气体从排 气管排至凝汽器。
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• 每个喷雾器的流量在10%~100%范围内变 化时,都能达到雾化和除氧效果。这种除 氧器工作压力0.75MPa,属于高压除氧器, 凝结水含氧量<12×10-9时,经除氧后的给 水含氧量<5×10-9。
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5.4 除氧给水箱构造
• 除氧给水箱由水箱本体、支座、溢流管、 除氧器下水管、汽平衡接管、水平衡接管、 下水接管、放水接管、再沸腾管、安全阀、 液位计、电接点液位计等组成。
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• 水箱本体是由δ=30mm钢板卷制而成的 φ3800×30.1的园柱形水箱,水箱两端设置 有人孔,水箱顶部两端装有三只安全阀, 给水箱出水接口设有防旋涡装置和再循环 管接口二个,为防止给水对筒壁的冲蚀, 设置有喷水管。水箱水位设置在水箱两侧。
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• 沿高度安装有4~8块淋水盘,其中一部分 为园形,另一部分为环形,相间布置。加 热蒸汽从塔的下部进入,向上多次折流与 下落水柱接触(蒸汽流动方向如图中箭头 所示)。余汽和被除气体从塔顶部排出, 除氧水汇集到下面的贮水箱。
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4.2.2 卧式喷雾式除氧器
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• 加热蒸汽经蒸汽进口管引至蒸汽分配管, 然后分配到蒸汽耙管。蒸汽从耙管上的孔 流出,加热除氧水箱的给水。一部分蒸汽 在与给水混合时凝结;未凝结的蒸汽从液 面逸出,与喷雾器喷洒的给水进行热量和 质量交换。
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• 辅助给水泵在除氧给水箱的水源处从水平衡 管接出(管径Ф219×6mm),从水平衡管 引出一条Ф273×7mm的管道供除氧循环泵 用水。在下水管处还设置加N2H4装置,运 行中加联氨进行化学除氧,使进入蒸发器的 水含氧量小于5ppb。
• 除氧循环泵从水侧平衡管吸水,升压后与凝 结水管相连,返回除氧器。
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• 在这个空间中过热蒸汽与园锥形水膜充分 接触,迅速将凝结水加热到除氧器压力下 的饱和温度,绝大部分的非冷凝气体均在 喷雾除氧段中被除去。穿过除氧空间的凝 结水喷洒在淋水盘箱上的布水槽钢中,布 水槽钢均匀地将水分配给淋水盘箱。
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• 淋水盘箱由多层一排排的小槽上下交错而 成。凝结水从上层小槽钢的两则分别流入 下层小槽钢中。一层层交错流下去,共经 过16层小槽钢,使凝结水在淋水盘中有足 够的停留时间,充分地与过热蒸汽接触, 使汽、水热交换面积达到最大值。