CPR1000压水堆核电站反应堆原理图

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CPR1000核电机组蒸汽发生器的水位调节原理及控制技巧

1背景介绍CPR1000核电机组核反应堆中产生的热能，通过蒸汽发生器传热管进行热交换，将蒸汽发生器二次侧的水加热并产生饱和蒸汽，所产生的蒸汽用于驱动主汽轮发电机，通过这一过程完成了核能向电能的转换。

设置蒸汽发生器二次侧水位调节，使蒸汽器的二次侧能维持一个合适的水位，确保蒸汽发生器一二次侧的能量能够安全、顺利的传输，以便能保证CPR1000核电机组的安全稳定的运行。

2CPR1000核电机组蒸汽发生器水位调节的目的一般而言每台CPR1000核电机组会设置有3台蒸汽发生器，每台蒸汽发生器都设有独立的水位调节系统，设置水位调节的目的，就是为了维持蒸汽发生器二次侧的水位在需求的整定值上。

水位不能太高，否则将造成蒸汽发生器出口蒸汽含水量超标，加剧汽轮机的冲蚀现象，影响机组的寿命甚至使机组损坏。

而且水位过高还会使得蒸汽发生器内的水装量增加，在蒸汽管道破裂的事故工况下，对堆芯产生过大的冷却而导致反应性事故的发生。

如果破裂事故发生在安全壳内，大量的蒸汽将会导致安全壳的压力、温度快速上升，危害安全壳的密封性。

同样水位也不能过低，否则将会导致蒸汽发生器倒J 形给水管口裸露，可能导致给水管线出现水锤现象，这样堆芯余热的导出功能将恶化。

为了实现以上的功能设置蒸汽发生器水位调节系统和给水泵转速调节系统。

3CPR1000核电机组蒸汽发生器的水位控制系统CPR1000核电机组每台蒸汽发生器都拥有各自独立的水位调节系统，通过改变给水调节阀的开度以改变给水流量从而达到控制水位的目的。

对于每台蒸汽发生器而言，其水位的调节是通过控制进入该蒸汽发生器的给水流量来完成的。

每台蒸汽发生器的正常给水回路设置有两条并列的管线：主给水管线调节阀用于高负荷工况下的水位调节，旁路管线调节阀用于低负荷及机组起停阶段的工况，下面以某核电厂一号机一号蒸汽发生器为例讲述其调节过程，其调节原理图如下图1。

以汽轮机高压缸进汽压力GRE023/024MP 为代表的汽轮机进汽流量，以给水除氧器（ADG ）调节信号为代表的进入给水除氧器（ADG ）的新蒸汽流量，以汽轮机蒸汽旁路系统（GCTc ）的调节信号为代表的排往冷凝器的新蒸汽流量，以上三部分代表二回路的负荷，经函数发生器产生水位整定值，与实测水位的偏差经一个变增益环节后输入到水位调节器，产生给水流量整定值。

压水堆工作原理

压水堆工作原理
压水堆（PressurizedWaterReactor，简称PWR）是一种核反应堆类型，被广泛应用于核能发电领域。

其工作原理如下：
1. 反应堆芯
反应堆芯是PWR的关键部件，其由一系列燃料组件构成，每个燃料组件包含燃料棒和冷却剂管等组件。

燃料棒中填充有铀等放射性物质，通过核裂变释放出能量，产生热量。

2. 冷却剂
冷却剂是PWR中使用的介质，一般采用水作为冷却剂。

冷却剂在反应堆芯中循环流动，将燃料棒中释放的热量带走。

3. 循环系统
PWR的循环系统包括主循环泵、蒸汽发生器和蒸汽涡轮机等组件。

主循环泵将冷却剂从蒸汽发生器中抽出，经过反应堆芯后再回到蒸汽发生器中，循环往复。

4. 蒸汽发生器
蒸汽发生器是PWR中的热交换器，其将循环中的冷却剂与次级循环中的水进行热交换，使次级循环中的水转化成蒸汽，从而驱动蒸汽涡轮机发电。

5. 控制系统
PWR的控制系统主要包括反应堆压力、温度和放射性物质等参数的检测和控制。

其中，反应堆压力和温度的控制是保证反应堆安全运行的关键措施。

总之，PWR在运行过程中通过将燃料的裂变产生的热量带走，利用蒸汽涡轮机将热能转化为电能，从而实现核能发电。

该技术具有能源密度高、污染低、稳定性强等优点，被视为未来能源发展的重要方向之一。

压水堆核电厂二回路热力系统

核电厂二回路热力系统压水堆核电厂二回路热力系统是将热能转变为电能的动力转换系统。

将核蒸汽供应系统的热能转变为电能的原理与火电厂基本相同，两种情况都是建立在朗肯循环基础之上的，当然二者也有重大差别，现代典型的压水堆核电厂二回路蒸汽初压约6.5MPa，相应的饱和温度约为281℃,蒸汽干度99.75%; 而火力发电厂使用的新蒸汽初压约18MPa，温度为535℃甚至更高。

因此，压水堆核电厂的理论热效率必然低于火电厂。

火力发电厂与压水堆核电厂毛效率的参考数字分别约为39%和34%。

火力发电厂通常将在高压缸作功后的排汽送回锅炉进行火力再热; 在核电厂，用压水堆进行核再热是不现实的，只能采用新蒸汽对高压缸排汽进行中间再热。

此外，火电厂的烟气回路总是开放的。

在一个开式系统中，排入大气的工作后的载热剂温度总是高于周围环境的温度，也就是说，一些热量随载热剂排入大气而损失掉了。

而核电厂的冷却剂回路总是封闭的。

这不仅从防止放射性物质泄漏到环境是必须的，从热力学角度讲，它提高了循环的热效率。

核电厂二回路系统的功能如下：构成封闭的热力循环，将核蒸汽供应系统产生的蒸汽送往汽轮机作功，汽轮机带动发电机，将机械能变为电能。

作为蒸汽和动力转换系统，在核电厂正常运行期间，本系统工作的可靠性直接影响到核电厂技术经济指标。

从安全角度讲，二回路的另一个主要功能是将反应堆衰变热带走，为了保证反应堆的安全，二回路设置了一系列系统和设施，保障一回路热量排出，如蒸汽发生器辅助给水系统、蒸汽排放系统、主蒸汽管道上卸压阀及安全阀等就是为此设置的。

控制来自一回路泄漏的放射性水平。

二回路系统设计上，能提供有效的探测放射性漏入系统的手段和隔离泄漏的方法。

同常规发电厂的实际热力系统一样，核电厂二回路热力系统，可分为局部热力系统和全面热力系统（又称为全厂热力系统）。

局部热力系统表示某一热力设备同其它设备之间或某几个设备之间的特定联系，而全面热力系统则表示全部主要的和辅助的热力设备之间的特定联系。

压水堆核电厂二回路热力系统初步说明

压水堆核电厂二回路热力系统初步设计说明书目录目录 (1)摘要 (1)1、设计要求 (1)2、设计内容 (1)3、热力系统原则方案 (2)3.1 汽轮机组 (2)3.2 蒸汽再热系统 (2)3.3 给水回热系统 (2)4、主要热力参数选定 (3)4.1 一回路冷却剂的参数选择 (3)4.2 二回路工质的参数选择 (3)4.2.1 蒸汽初参数的选择 (3)4.2.2 蒸汽终参数的选择 (3)4.2.3 蒸汽中间再热参数的选择 (3)4.2.4 给水回热参数的选择 (3)5、热力计算方法与步骤 (4)5.1 计算步骤如下面的流程图 (4)5.2 根据流程图而写出的计算式 (5)6、你热力计算数据 (8)6.1 已知条件和给定参数 (8)6.2 主要热力参数选定 (9)6.3 热平衡计算结果表格 (13)6.4 程序及运行结果 (14)6.4.1 用MATLAB程序如下。

(14)6.4.2 运算结果如下图所示。

(17)7、热力系统图 (21)8、结果分析与结论 (22)9、参考文献 (22)摘要二回路系统是压水堆核电厂的重要组成部分，其主要功能是将反应堆一回路系统产生并传递过来的热量转化为汽轮机转动的机械能，并带动发电机组的转动，最终产生电能。

二回路系统的组成以郎肯循环为基础，由蒸汽发生器二次侧、汽轮机、冷凝器、凝水泵、给水泵、给水加热器等主要设备以及连接这些设备的汽水管道构成的热力循环，实现能量的传递和转换。

反应堆内核燃料裂变产生的热量由流经堆芯的冷却剂带出，在蒸汽发生器中传递给二回路工质，二回路工质吸热后产生一定温度和压力的蒸汽，通过蒸汽系统输送到汽轮机高压缸做功或耗热设备的使用，汽轮机高压缸做功后的乏汽经汽水分离再热器再热后送入低压缸继续做功，低压缸做功后的废气排入冷凝器中，由循环冷却水冷凝成水，经低压给水加热器预热，除氧后用高压给水加热器进一步加热，后经过给水泵增压送入蒸汽发生器，开始下一次循环。

CPR1000核电厂安全级DCS研究

2012年8月第24期科技视界SCIENCE &TECHNOLOGY VISION 科技视界Science &Technology Vision0引言随着分散控制系统(DCS)的快速发展,DCS 所具有的开放性、高可靠性、快速性和可操作性逐步被认可,常规火电厂普遍采用DCS 作为综合控制系统。

DCS 是分散控制系统(Distributed Control System)的简称,它是一个由过程控制级和过程监控级组成的,以通信网络为纽带的多级计算机系统,其基本思想是分散控制、集中操作、分级管理、配置灵活、组态方便,大大增加了电厂控制的可靠性[1-3]。

数字化控制系统可以通过通信网络将分散在现场执行数据采集和控制功能的远程控制站与控制中心的各种操作站联接起来,共同实现分散控制、集中监控与管理[4]。

1核电站控制系统设计DCS 一般采用现场总线技术,大量信号通过网络传输,总线为虚拟环网结构,有较高的通信可靠性[5-7]。

核电站控制系统由安全级DCS、非安全级DCS、专用控制系统等3部分构成。

核电站控制系统设计应遵循如下原则:单一故障、多样性、独立性、冗余性等。

考虑安全性,核岛控制系统设置了部分硬接线的控制按钮和显示仪表,安全保护系统采用A、B 2个系列,4个保护通道,执行“4取2”逻辑。

2CPR1000核电站安全级DCS 控制系统设计目前新建的CPR1000核电仪控系统采用日本三菱电机和北京广利核联队提供的数字化仪控系统DCS,其中安全级DCS 采用日本三菱电机的MLETAC 系统,非安全级DCS 采用和利时的HOLLIAS-N 系统。

本文将对安全级DCS 系统进行研究。

安全级DCS 主要是由RPC,ESFAC,SLC,ARC,CCMS 以及SRC 等系统组成。

RPC 系统主要完成停堆保护功能,ES⁃FAC 和SLC 系统主要完成安全专设功能,CCMS 主要完成堆芯状态监视功能,而SRC 主要执行模拟量部分的SR 功能和部分手操功能。

核电站工作原理

核电站工作原理核电厂用的燃料是铀。

用铀制成的核燃料在“反应堆”的设备内发生裂变而产生大量热能，再用处于高压力下的水把热能带出，在蒸汽发生器内产生蒸汽，蒸汽推动汽轮机带着发电机一起旋转，电就源源不断地产生出来，并通过电网送到四面八方。

1.1 压水堆核电站以压水堆为热源的核电站。

它主要由核岛和常规岛组成。

压水堆核电站核岛中的四大部件是蒸汽发生器、稳压器、主泵和堆芯。

在核岛中的系统设备主要有压水堆本体，一回路系统，以及为支持一回路系统正常运行和保证反应堆安全而设置的辅助系统。

常规岛主要包括汽轮机组及二回等系统，其形式与常规火电厂类似。

1.2 沸水堆核电站以沸水堆为热源的核电站。

沸水堆是以沸腾轻水为慢化剂和冷却剂并在反应堆压力容器内直接产生饱和蒸汽的动力堆。

沸水堆与压水堆同属轻水堆，都具有结构紧凑、安全可靠、建造费用低和负荷跟随能力强等优点。

它们都需使用低富集铀作燃料。

沸水堆核电站系统有：主系统（包括反应堆）；蒸汽给水系统；反应堆辅助系统等。

1.3重水堆核电站以重水堆为热源的核电站。

重水堆是以重水作慢化剂的反应堆，可以直接利用天然铀作为核燃料。

重水堆可用轻水或重水作冷却剂，重水堆分压力容器式和压力管式两类。

重水堆核电站是发展较早的核电站，有各种类别，但已实现工业规模推广的只有加拿大发展起来的坎杜型压力管式重水堆核电站。

1.4 快堆核电站由快中子引起链式裂变反应所释放出来的热能转换为电能的核电站。

快堆在运行中既消耗裂变材料，又生产新裂变材料，而且所产可多于所耗，能实现核裂变材料的增值。

目前，世界上已商业运行的核电站堆型，如压水堆、沸水堆、重水堆、石墨气冷堆等都是非增值堆型，主要利用核裂变燃料，即使再利用转换出来的钚-239等易裂变材料，它对铀资源的利用率也只有1％—2％，但在快堆中，铀-238原则上都能转换成钚-239而得以使用，但考虑到各种损耗，快堆可将铀资源的利用率提高到60％—70％。

1.5 气冷堆核电站冷气堆是指用石墨慢化、二氧化碳或氦气冷却的反应堆。

核反应堆堆型EPR、AP1000、CPR1000比较

环保性
• EPR的堆芯设计有利于提高燃料的利用率，减少铀的使用量，降低钚和长寿命废物的产量；有利于控制和降低钚的储量；由于 EPR的技术寿期将达到60年，在生产同等电力的情况下，EPR退役后的最终废物数量将减少；利用核能有利于储备本世纪中叶将逐渐枯竭的化石燃料。
AP1000
总体概况
• AP1000是西屋公司开发的一种双环路1000 MW的压水堆核电机组，其主要特点有：采用非能动的安全系统，安全相关系统和部件大幅减少、具有竞争力的发电成本、60 年的设计寿命、数字化仪空室、容量因子高、易于建造(工厂制造和现场建造同步进行)等，其设计与性能特点满足用户要求文件（URD）的要求。
相对简单性能比较
安全性——设计理念
• AP1000安全系统采用“非能动”的设计理念，更好地达到“简化”的设计方针。安全系统利用物质的自然特性：重力、自然循环、压缩气体的能量等简单的物理原理，不需要泵、交流电源、1E级应急柴油机，以及相应的通风、冷却水等支持系统，大大简化了安全系统（它们只在发生事故时才动作），大大降低了人因错误。“非能动”安全系统的设计理念是压水堆核电技术中的一次重大革新。
•
3. 降低运行和检修人员的辐照剂量 EPR运行和检修人员的辐射防护工作将进一步加强：集体剂量目标确定为0.4人希弗特/ 堆年，与目前经济合作与发展组织国家核电站的平均剂量（1人希弗特/堆年）相比，将降低一倍以上。目前法国核电站检修人员的人希弗特集体剂量水平约合人均剂量5毫希弗特/年（5mSv）。换言之，法国核电站工作人员的平均剂量等同于法国天然放射性当量。
• 5、EPR的电功率约为1600兆瓦。具有大规模电网的地区适于建设这种大容量机组。另外，人口密度大、场址少的地区也适于采用大容量机组。 • 6、EPR可使用各类压水堆燃料：低富集铀燃料（5%）、循环复用的燃料（源于后处理的再富集铀，或源于后处理的钚铀氧化物燃料 MOX）。EPR堆芯可全部使用MOX燃料装料。这样，一方面可实现稳定乃至减少钚存量的目标，同时也可降低废物的产量； • 7、EPR的技术寿期为60年，目前在运行的反应堆的技术寿期为40年。由于设备方面的改进， EPR运行40年无需更换重型设备。

压水堆核电站的发电原理

压水堆核电站的发电原理把热能带出，在蒸汽发生器内产生蒸汽，蒸汽推动汽轮机带动发电机发电。

一回路反应堆堆芯因核燃料裂变产生巨大的热能，由主泵泵入堆芯的水被加热成327度、155个大气压的高温高压水，高温高压水流经蒸汽发生器内的传热U型管，通过管壁将热能传递给U型管外的二回路冷却水，释放热量后又被主泵送回堆芯重新加热再进入蒸汽发生器。

水这样不断地在密闭的回路内循环，被称为一回路。

二回路蒸汽发生器U型管外的二回路水受热从而变成蒸汽，推动汽轮发电机做功，把热能转化为电力：做完功后的蒸汽进入冷凝器冷却，凝结成水返回蒸汽发生器，重新加热成蒸汽。

这样的汽水循环过程，被称为二回路。

三回路三回路使用海水或淡水，它的作用是在冷凝器中冷却二回路的蒸汽使之变回冷凝水。

什么是核燃料?核燃料是可在核反应堆中通过核裂变产生核能的材料，是铀矿石经过开采、初加工、铀转化、铀浓缩，进而加工成核燃料元件。

压水堆核电站用的是浓度为3%左右的核燃料（铀一235）。

大亚湾核电站的核反应堆内有157个核燃料组件，每个组件由1717根燃料棒组成。

燃料棒由烧结二氧化铀芯块装入锆合金管中封焊构成。

一个燃料组件中有一束控制棒，控制核裂变反应。

利用核能生产电能的电厂称为核电厂。

由于核反应堆的类型不同，核电厂的系统和设备也不同。

压水堆核电厂主要由压水反应堆、反应堆冷却剂系统（简称一回路）、蒸汽和动力转换系统（又称二回路）、循环水系统、发电机和输配电系统及其辅助系统组成，其流程原理如图 2.1所示。

通常将一回路及核岛辅助系统、专设安全设施和厂房称为核岛。

二回路及其辅助系统和厂房与常规火电厂系统和设备相似，称为常规岛。

电厂的其他部分，统称配套设施。

实质上，从生产的角度讲，核岛利用核能生产蒸汽，常规岛用蒸汽生产电能。

反应堆冷却剂系统将堆芯核裂变放出的热能带出反应堆并传递给二回路系统以产生蒸汽。

通常把反应堆、反应堆冷却剂系统及其辅助系统合称为核供汽系统。

现代商用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2.2）。

中国改进型压水堆核电技术——CPR1000的形成

国核电技术经过消化吸收、持续改进、自主创新，完成了从高起点引进到创建品牌的历史性跨越，形成了具有自主品牌的中国改进型百万ｋ级压水堆核电技Ｗ术——ｃＲ００总体性能达到国际同类先进水平。Ｐ１０，
计改进和更换、增设凝结水精处理系统、核燃料传输装置改进、．２１％硼（质量分数）回路改造、提高燃料
５４中国工程科学
维普资讯
减少中子的径向泄漏，增加堆芯的反应性，提高燃料
的卸料燃耗，同时采用钆棒（ｄＯ）Ｇ作可燃毒物来
抑制功率峰。改用带实现了在可能发生的严重事故工况下，压力壳裂对
施了１５项设计变更。可以说，在设计方面，国际上８０年代中期成熟的技术和研究成果大部分应用在
［稿日期］２０收０７—０８—１８
１个月换料方案将采用“ ８内一外” 装料方式，以
［作者简介］濮继龙（９３，，１４一）男江苏江都市人，研究员级高级工程师，方向：研究核工程与核安全
亚湾核电站商运以来的运行情况进行分析，对蒸汽发生器堵管份额、芯功率峰因子、堆长期低功率稳定
运行（灰棒全抽出）等运行参数进行了优化。ｌ个月换料实施过程中，８大亚湾核电站通过与法国签订一系列工程服务、术转让、技支持服务合同，提升了核电站运行水平和国内设计自主化能力，同时实现了先进燃料制造的国产化。
变产物边界和安全壳第３道屏障的保护，针对性地
缓解严重事故的后果，而减少对电站周围环境的进放射性释放，最后使事故机组恢复到可控、定的状稳态。根据估算，ＡＳＭＧ的实施可以使严重事故工况

CPR1000压水堆主回路系统介绍

中国核工业第二三建设公司红沿河项目部单击此处编辑母版标题样式优点：沸水堆直接产生蒸汽，压力壳所承受的压力较小.压力容器厚度较薄，但反应堆周围还设置有喷射泵，汽水分离器和干燥器等设备，使得沸水堆的压力壳尺寸要比压水堆大。沸水堆采用堆内再循环系统，减少了反应堆压力壳开孔接管，也大大地缩小了它的直径，从而使电站失水事故的可能性及严重性大大的降低了。因此，从这一点来说，沸水堆核电站比压水堆更安全。沸水堆电站燃料比功率小。
中国核工业第二三建设公司红沿河项目部单击此处编辑母版标题样式简化非能动设计大幅度减少了安全系统的设备和部件，与正在运行的电站设备相比，阀门、泵、安全级管道、电缆、抗震厂房容积分别减少了约50%，35%，80%，70%和45%。同时采用标准化设计，便于采购、运行、维护，提高经济性。西屋公司以对AP1000作的经济分析表明，AP1000隔夜价低于1200美元/千瓦（包括业主费用和厂址费用）。建造中大量采用模块化建造技术通过与前期工程平行开展的按模块进行混凝土施工、设备安装的建造方法，AP1000的建设周期大大缩短至60个月，其中从第一罐混凝土到装料只需36个月。
中国核工业第二三建设公司红沿河项目部
2.2 欧洲先进压水堆EPR技术单击此处编辑母版标题样式 1993年5月，法国和德国的核安全当局提出在未来压水堆设计中采用共同的安全方法，通过降低堆芯熔化和严重事故概率和提高安全壳能力来提高安全性，从放射性保护、废物处理、维修改进、减少人为失误等方面根本改善运行条件。欧洲先进压水堆EPR设计特点： EPR为单堆布置四环路机组，电功率1525MWe，设计寿命 60年，双层安全壳设计，外层采用加强型的混凝土壳抵御外部灾害，内层为预应力混凝土。
输送反应堆芯产生的热量至蒸汽发生器，并把热量从蒸汽发生器输送至二回路；中子减速剂；堆芯反应性控制；反应堆冷却剂压力控制。

AP1000主要参数

60MW、安全相关
无
15.化容控制
主泵轴封水
不需要
需要
上充泵（补水泵）
222.7m3/h
334m3/h
-用作安全停堆
不需要
需要
-连续运行
否
是
16.仪控系统
I& C类型
数字化分布式
数字化分布式
主控室
计算机化
计算机化
7.汽机岛
高压缸
1
1
低压缸
3
2或3
主给水泵
3台电动泵
3台电动泵
17.电气
安全级动力电源
无
1500
2270m3/h
2360 m3/h
12.冷却水系统
安全等级
非安全相关
安全相关
设备冷却水泵
21800m3/h
2台
厂用水泵
21800m3/h
4台
13.启动给水/辅助给水
启动给水电动泵
2118m3/h：非安全相关
一台：非安全相关
辅助给水电动泵
无
250%：安全相关
辅助给水汽动泵
无
250%：安全相关
14.非能动换热器（仅适用于非能动设计）
MWd/tU
55000
23
控制棒组件总数
个
89
24
堆冷却剂RPV入口温度
（热工设计流量）
℃
280.7C(最佳估计)
25
堆冷却剂RPV出口温度
（热工设计流量）
℃
321.1C(最佳估计)
四、反应堆压力容器（RPV）
26
进、出口平均温度
℃
310
27
内径
mm
3989

CPR1000详细介绍

岭澳核电站即大亚湾核电站二期工程，由广东核电投资建造并经营，即大亚湾核电站二期工程，由广东核电投资建造并经营， 90万千瓦 2002年投入功率为2×90万千瓦，2002年投入商业运行。
秦山一期核电站由我国自行设计建造的第一个试验型反应堆核电站，由我国自行设计建造的第一个试验型反应堆核电站，反应堆为双环路轻水型压水堆，功率1× 万千瓦万千瓦。路轻水型压水堆，功率 ×30万千瓦。秦山核电站的建成和运行是我国和平利用原子能的开端，和平利用原子能的开端，成功的经验使我国具备了独立设计建造小功率核电站的能力。核电站的能力。
一、概述
已建核电站概况
序号 1 2 3 4 5 6 7 核电厂名称广东大亚湾核电站广东岭澳核电站秦山核电站秦山二期核电站秦山三期核电站江苏田湾核电站巴基斯坦恰希玛堆型 PWR PWR PWR PWR PHWR PWR PWR 机组单堆功率数量（万千瓦）万千瓦） 2 90 2 1 2 2 2 1 90 30 60 70 100 30
三、压水堆核电站介绍
1、压水堆核电站的工作原理
三、压水堆核电站介绍
2、压水堆核电站主要设备压水堆核电站主要设备除反应堆外，压水堆核电站主要设备除反应堆外，还有主泵机组、蒸汽发生器、稳压器、还有主泵机组、蒸汽发生器、稳压器、汽轮发电机机组、轮发电机机组、应急冷却系统等。
三、压水堆核电站介绍
2、蓬勃发展的世界核电
从廿世纪50 年代第一座核电站建成以来从廿世纪 50年代第一座核电站建成以来，年代第一座核电站建成以来，许多国家先后建造了核电站，特别是70年代许多国家先后建造了核电站，特别是70年代世界发生能源危机后核电发展更快。世界发生能源危机后核电发展更快。据统计，世界上已有30 多个国家和地区建据统计，世界上已有 30多个国家和地区建成约441 座核电站发电容量约为3 亿千瓦。座核电站，成约 441座核电站，发电容量约为 3.6 亿千瓦。正在建造中约有40座计划建造的约60座正在建造中约有40座，计划建造的约60座，全部建成后装机容量将近5 亿千瓦，全部建成后装机容量将近 5 亿千瓦，约占世界总发电量的20%左右。界总发电量的20%左右。

压水堆核电厂二回路系统与设备介绍

4.6.2 系统流程
思考题
❖ 二回路系统的功能及组成特点是什么？ ❖ 主蒸汽系统的功能是什么？ ❖ 汽轮机旁路排放系统的功能是什么？ ❖ 为什么要设置汽水分离再热器系统，其系统的功能是什么？ ❖ 为什么要设置汽机轴封系统，其系统功能是什么？
❖ 大气蒸汽排放系统
三根独立管线分别接在相应的主蒸汽管道上。
❖ 减压阀
4.4.3 系统主要设备
15个排放控制阀，分别位于凝汽器蒸汽排放系统和除氧器蒸汽排
放系统，实现排放名义蒸汽流量的85％。
❖ 气动蒸汽排放控制阀
装于三根主蒸汽管道上，用于大气蒸汽排放控制系统。排放容量
为10％～15％额定容量。
❖ 消音器ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ
4.5.2 系统结构
v 汽水分离器、第一级再热器和第二级再热器都安装在一个圆筒形的压力容器内；
v 第一级再热器使用高压缸抽汽加热； v 第二级再热器使用新蒸汽加热。
4.6 汽轮机轴封系统
4.6.1 系统功能
➢ 对主汽轮机、给水泵汽轮机和蒸汽阀杆提供密封，用以防止空气进入和蒸汽外漏。
阻止空气自负压轴封处漏入汽轮机和给水泵汽轮机；
正常运行工况、事故工况下排出一回路产生的热量。向反应堆保护系统、安全注射系统和蒸汽管路隔离动作提供
主蒸汽压力和流量信号。
❖ 核岛部分
4.3.2 系统描述
➢ 三条主蒸汽管道，每条管道上有以下设备：
➢ 7个安全阀
三个动力操作安全阀，整定压力8.3MPa
四个常规弹簧加载安全阀，整定压力8.7MPa
u
Pu E0
4.2.5 核汽轮机典型结构
❖ 转动部分称为转子，主要部件有动叶片、主轴和叶轮（反动式汽轮机为转鼓）、联轴器等；

图解核电站主要系统

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
容器本体+顶盖
2、堆内构件
吊蓝、堆芯、堆内上部构件、堆内下部构件
一、核岛主要系统
§1.1 反应堆冷却剂系统 RCP
2、燃料组件
一、核岛主要系统
§1.1 反应堆冷却剂系统 RCP
2、燃料组件
采用17× 17阵列
一、核岛主要系统
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
核岛主要系统
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理系统 PTR 6. 安全注入系统 RIS 7. 安全壳喷淋系统 EAS
理系统 PTR 6. 安全注入系统 RIS 7. 安全壳喷淋系统 EAS
1. 发电机励磁和电压调节系统 GEX
2. 输电系统 GEV 3. 主开关站—超高压配电装置
GEW
4. 厂内6.6KV供电网络LG*/LH*
二回路主要系统
1. 主蒸汽系统 VVP 2. 汽轮机旁路系统 GCT 3. 汽水分离再热器系统 GSS 4. 凝结水抽取系统 CEX 5. 循环水系统 CRF 6. 低压给水加热器系统 ABP
去安注系去统2
号机
9REA 03BA
9REA 01BA
去 2 号机
1REA 04BA
9REA 02BA
ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ200VB

CPR1000核电系统简介

中广核吸收M310运行经验后
中广核与2004年推出该技术
❖ 岭澳核电站二期、红沿河核电站、阳江核电站采用CPR1000技术方案。
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CPR1000采用的新技术
• 事故定向转为状态定向
• 采用堆坑注水技术
• 主回路采取LBB理念
设计理念
设计工具
CPR1000主要特性
• 数字化仪控技术 • 半速汽轮发电机组 • 堆芯新型燃料 • 新型压力容器
• 三维工具进行设计校核、碰撞检验
• 三维可视化进度控制
新型设备
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事故定向转为状态定向
CPR1000主要特性
➢ 减轻操作员负担，降低人因失误； ➢ 有利于处理多重事故； ➢ 有利于与严重事故处理规程接口。
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堆坑注水技术
CPR1000主要特性
➢ 有利于防止或延迟压力容器RPV熔穿； ➢ 防止堆芯熔融物与混凝土反应，防止安全壳底板熔穿； ➢ 抑制安全壳内氢的产生量； ➢ 安全壳保持完好性的概率提高。
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数字化仪控系统
CPR1000主要特性
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有助于提高核电厂安全性、经济性
扩展性好，可及时采纳先进计算机技术
有利于专家系统的建立
可较大程度上适应仪控设备更新换代
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采用半速汽轮机组
CPR1000主要特性
➢ 提高机组效率，继而提升电价竞争力； ➢ 半速机组的供货商选择范围较大，可以形成多家厂商竞争的局面。
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Contents
核电站发展趋势核电站基础知识 CPR1000主要特性 CPR1000核岛结构 CPR1000系统知识

我国压水堆核电站主要设备及原理完整文档

我国压水堆核电站主要设备及原理完整文档(可以直接使用，可编辑完整文档，欢迎下载）压水堆核电站主要设备及原理压水堆核电站主要设备典型压水反应堆的核心是一个圆柱形高压反应容器。

容器内设有实现核裂变反应堆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，随时调节和控制堆芯中控制棒的插入深度。

堆芯是原子核反应堆的心脏，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。

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反应堆，再通过一套动力回路将热能转变为电能。

压水堆核电站原理：由反应堆释放的核能通过一套动力装置将核能转变为蒸汽的动能，进而转变为电能。

该动力装置由一回路系统，二回路系统及其他辅助系统和设备组成。

原子核反应堆内产生的核能，使堆芯发热，高温高压的冷却水在主冷却泵驱动下，流进反应堆堆芯，冷却水温度升高，将堆芯的热量带至蒸汽发生器。

蒸汽发生器一次侧再把热量传递给管子外面的二回路循环系统的给水，使给水加热变成高压蒸汽，放热后的一次侧冷却水又重新流回堆芯。

这样不断地循环往复，构成一个密闭的循环回路。

一回路系统主要设备除反应堆外，还有蒸汽发生器、冷却剂主泵机组、稳压器及主管道等。

一回路示意图稳压器结构图冷却剂主泵结构图二回路中蒸汽发生器的给水吸收了一回路传来的热量变成高压蒸汽，然后推动汽轮机，带动发电机发电。

做功后的乏汽在冷凝器内冷却而凝结成水，再由给水泵送至加热器，加热后重新返回蒸汽发生器，再变成高压蒸汽推动汽轮发电机作功发电。

这样构成第二个密闭循环回路。

二回路系统由蒸汽发生器二次侧、汽轮机、发电机、冷凝器、凝结水泵、给水泵、给水加热器和中间汽水分离再热器等设备组成。

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、冷凝器和中间汽水分离加热器组成。