核电站主蒸汽系统
核电站工作原理
核电站工作原理核电站是利用核裂变或者核聚变产生热能，通过蒸汽轮机发电的设施。
下面将详细介绍核电站的工作原理。
一、核裂变反应1.1 核裂变反应的过程核裂变是指重核素被中子撞击后分裂成两个或者更多的轻核素的过程。
在核反应堆中，铀-235是最常用的裂变材料。
1.2 裂变链反应当铀-235被中子撞击后分裂成两个轻核素和几个中子，这些中子再继续撞击其他铀-235核素，形成裂变链反应。
1.3 产生热能核裂变过程中释放出大量的热能，这些热能被用来加热水，产生蒸汽，驱动蒸汽轮机发电。
二、蒸汽轮机发电2.1 蒸汽轮机的工作原理核电站中的蒸汽轮机利用高温高压的蒸汽驱动涡轮转动，涡轮与发机电相连，通过转动产生电能。
2.2 蒸汽循环系统核电站中的蒸汽循环系统包括锅炉、汽轮机、凝汽器和冷却塔等设备，通过循环输送蒸汽来产生电能。
2.3 发机电工作原理发机电是将涡轮的机械能转化为电能的设备，通过磁场和导线的相互作用来产生电流。
三、核废料处理3.1 核废料的分类核电站产生的核废料主要包括高放射性废料、中放射性废料和低放射性废料，需要进行分类和处理。
3.2 核废料的处理方法核废料处理方法包括固化、贮存、转运和处置等步骤，确保核废料的安全处理和处置。
3.3 核废料的长期影响核废料的长期影响包括辐射泄漏、环境污染和人类健康风险等问题，需要采取有效措施进行监测和管理。
四、核电站的安全措施4.1 核反应堆的安全设计核电站的核反应堆采取多重安全措施，包括反应堆本身的设计、控制系统和安全壳等，确保核反应的安全性。
4.2 辐射监测和应急预案核电站配备辐射监测系统和应急预案，一旦发生事故能够及时采取措施保护周围环境和人员安全。
4.3 安全培训和演练核电站对员工进行定期的安全培训和演练，提高员工的应急反应能力和安全意识，确保核电站的安全运行。
五、核电站的环保效益5.1 低碳排放核电站是清洁能源之一，不产生二氧化碳等温室气体，对减少碳排放具有重要意义。
核电站主蒸汽系统PPT文档38页
56、书不仅是生活，而且是现在、过 去和未 来文化 生活的 源泉。 ——库 法耶夫 57、生命不可能有两次，但许多人连一 次也不 善于度 过。— —吕凯 特 58、问渠哪得清如许，为有源头活水来 。—— 朱熹 59、我的努力求学没有得到别的好处， 只不过 是愈来 愈发觉 自己的 无知。 ——笛 卡儿
核电站主蒸汽系统
51、没有哪个社会可以制订一部永远 适用的 宪法， 甚至一 条永远 适。——英 格索尔
53、人们通常会发现，法律就是这样 一种的 网，触 犯法律 的人， 小的可 以穿网 而过， 大的可 以破网 而出， 只有中 等的才 会坠入 网中。 ——申 斯通 54、法律就是法律它是一座雄伟的大 夏，庇 护着我 们大家 ；它的 每一块 砖石都 垒在另 一块砖 石上。 ——高 尔斯华 绥 55、今天的法律未必明天仍是法律。 ——罗·伯顿
拉
60、生活的道路一旦选定，就要勇敢地 走到底 ，决不 回头。 ——左
核电厂二回路热力系统
8.3.3 疏水系统
加热蒸汽在加热器或管道内的凝结水称为疏水。这里讲的 疏水指加热器壳侧的凝结水。疏水方式有采用逐级自流的连接 系统、采用疏水泵的连接系统和疏水冷却器系统。 1、逐级自流疏水系统
表面式加热器的疏水利用相邻 加热器之间的压力差，将抽汽压 力较高的加热器内的疏水逐级自 流至相邻压力较低的一级加热器 中，这样的疏水系统称为逐级自 流疏水系统。 对一个全部采用逐级自流的疏 水系统，高压加热器逐级自流疏 水至除氧器；对于除氧器前面几 级低加加热器，疏水最终导入凝 汽器。
这种自流疏水系统，不增添任何设备，系统简单，但经济 性差。这是由于从较高压力的加热器的疏水流到较低压力的加 热器时，部分闪蒸蒸汽就排挤了一部分低压加热蒸汽，即减少
了汽轮机的较低压力抽汽量。若保持汽轮机功率不变，势必增
加凝汽循环发电量，最后增加了在凝汽器中的热损失。同时，
疏水经过最后一级加热器排入凝汽器，热量被循环水带走，从
8.3.2 抽气系统
各级低压加热器的蒸汽来自低压缸抽汽。在从低压缸通 往加热器的抽汽管道上装有逆止阀和隔离阀，逆止阀的位置 尽量靠近抽汽口，以减少中间容积，防止汽轮机甩负荷时蒸 汽或水倒流入汽轮机；隔离阀位置靠近加热器端，防止加热 器传热管破裂或疏水受堵造或壳侧满水时倒流入抽汽管道。 大亚湾核电厂二回路一、二级低压加热器直接布置在凝 汽器喉部，这样大大缩短了抽汽管道长度，减小了湿汽容积， 降低了汽轮机超速的危险性，所以这种情况下抽汽管道上不 装逆止阀和安全阀。 用于高压加热器的抽汽来自高压缸，抽汽管线上设有逆 止阀和隔离阀，设置原则与上述低压加热器的相同。
新蒸汽
汽水分离再热器A 高压缸 汽水分离再热器B
No.1 No.2 No.3
除氧器
7B
某核电厂主蒸汽系统差异分析
某核电厂主蒸汽系统差异分析核电厂主蒸汽系统是核电厂的核心部分之一，它负责将核反应堆中产生的高温高压蒸汽转化为电能。
不同核电厂的主蒸汽系统可能存在一些差异，本文将对某核电厂的主蒸汽系统进行分析。
某核电厂主蒸汽系统由核反应堆、主蒸汽管道、主蒸汽再热器、主蒸汽汽轮机和凝汽器等组成。
核反应堆是主蒸汽系统的原始来源，它通过核反应产生高温高压蒸汽，进而驱动汽轮机发电。
某核电厂的核反应堆采用压水堆反应堆，其工作原理是利用铀核的裂变产生大量热能，将水加热为高温高压蒸汽。
主蒸汽管道是将核反应堆中的蒸汽输出至主蒸汽再热器的管道，由于核反应堆产生的蒸汽温度和压力较高，因此主蒸汽管道需要具备较高的耐压能力和密封性。
某核电厂的主蒸汽管道采用了优质的高温合金材料，以确保安全可靠地输送核反应堆产生的蒸汽。
主蒸汽再热器是主蒸汽系统中的关键部件之一，它通过将一部分主蒸汽重新加热，进一步提高蒸汽的温度和压力，以提高汽轮机的发电效率。
某核电厂的主蒸汽再热器采用了高效的板式换热器，具有换热效率高、结构紧凑、重量轻等优点，可以有效地将主蒸汽的热能传递给再热蒸汽。
主蒸汽汽轮机是核电厂主蒸汽系统的核心设备之一，它通过接收高温高压的蒸汽并转化为机械能，进而驱动发电机发电。
某核电厂的主蒸汽汽轮机采用了多级汽轮机，每个级别都有自己的转子和定子，通过级联排列，可以使蒸汽在不同级别上逐步膨胀，从而提高发电效率。
某核电厂的主蒸汽汽轮机还配备有高效的凝汽器，用于将汽轮机排出的低压蒸汽冷凝成水，并回收蒸汽中的热能。
某核电厂的主蒸汽系统包括核反应堆、主蒸汽管道、主蒸汽再热器、主蒸汽汽轮机和凝汽器等组成，每个部件都扮演着重要的角色。
这些差异分析的目的在于深入了解某核电厂主蒸汽系统的特点和性能，并为核电厂的安全运行和发电效率提供参考。
核电站主蒸汽系统
核电站主蒸汽系统
▪ 正常运行过程中的疏水主要由管道中蒸汽冷凝或蒸 汽的湿度产生。影响系统中形成疏水和各疏水集管 中的疏水量的因素包括以下几项：
• 保温效率 • 系统压降，随着机组的老化而增加 • 汽轮机中的机械和热力性能降低，随着设备的老化
核电站主蒸汽系统
1.2 系统描述
▪ 主蒸汽系统主要由管道、阀门和相关仪表 组成。主蒸汽系统管道和部件主要布置于 汽机房内，包括从蒸汽发生器出口到主汽 阀之间的主蒸汽管道以及与连接到汽轮机 上的主蒸汽管道相连的设备和管道。
核电站主蒸汽系统
主蒸汽系统参数
名称 主蒸汽额定流量 主蒸汽压力／温度 汽机旁路额定流量 MSR壳侧额定流量(冷再热) MSR再热器管侧额定流量 至汽机轴封主蒸汽流量 至VYS的主蒸汽流量 至7号加热器的抽汽量 管道设计压力／温度
核电站主蒸汽系统
1.4 仪表和控制
1）疏水集管液位计
▪ 在主蒸汽和抽汽疏水集管上配备液位测量仪表。对于各 疏水集管，一个水位通道提供输入信号用于控制、报警 和指示。安装在疏水集管上的一只水位变送器提供水位 控制，用于排除来自该疏水集管的凝结水并通过降低汽 机进水的可能性来支持电站运行。各水位变送器的量程 涵盖相关疏水集管正常的水位控制范围。
至6号加热器的抽汽量 管道设计压力／温度
至5号除氧器的抽汽量 管道设计压力／温度
参数 6799t/h 5.38MPa/268.6℃ 2719.6t/h 4510.7t/h 324.5 t/h (一级)/182.7 t/h (二级) 13.4 t/h 待定 390.96 t/h 3.134MPa/238℃ 333.33 t/h 1.847MPa/211℃ 420.859 t/h 核电站主1蒸.0汽6系2M统 Pa
核电站主设备结构及工作原理概述
核电站主设备结构及工作原理概述核电站的主要设备包括核反应堆、蒸汽发生器、汽轮机和发电机。
其工作原理是利用核裂变反应产生的热能来驱动蒸汽发生器产生高温高压的蒸汽，然后通过汽轮机和发电机将蒸汽的热能转化为电能。
核反应堆是核电站的核心设备，它通过控制核裂变反应来产生热能。
核燃料棒中的核燃料在受到中子轰击后发生核裂变，释放出大量热能。
通过控制核反应堆中的中子流量和燃料的放置位置，可以调节核反应堆产生的热能。
蒸汽发生器是核电站中的重要设备，它通常与核反应堆紧密相连，通过核反应堆释放的热能来加热其中的水，产生高温高压的蒸汽。
这些蒸汽会被输送到汽轮机中，驱动汽轮机转动。
汽轮机是由叶片转子组成的装置，其工作原理类似于蒸汽机。
高温高压的蒸汽进入汽轮机后，会使叶片转子旋转，转动过程中的动能会被转化为机械能。
最后，汽轮机会驱动发电机转动，将机械能转化为电能。
发电机是核电站中的电能转化设备，其工作原理是通过电磁感应现象将汽轮机产生的机械能转化为交流电能。
这样，核电站中产生的热能最终被转化为电能，供应给城市和工业使用。
总的来说，核电站的主要设备结构包括核反应堆、蒸汽发生器、汽轮机和发电机，它们之间通过热能转化和电能转化的方式相互配合，最终实现了核能资源的有效利用，为社会提供清洁能源。
核电站是一种能够将核能资源转化为电能的设施，是当今世界上最为关键的能源供应形式之一。
核电站的主要设备通过精密的协调工作，达到高效地能量转换。
以下将详细介绍核电站主设备的工作原理和结构，并分析核电站在电能生产中的重要作用。
首先，核反应堆是核电站的核心设备，其结构一般由包含燃料棒的反应堆压力容器、控制系统和反应堆冷却系统组成。
核反应堆内的燃料棒通常使用铀235等核裂变材料，当受到中子轰击后，会产生核裂变反应。
这些核裂变反应会释放出大量的热能，从而加热周围的原生水。
控制系统能够调节燃料棒的位置和中子通量，以维持核反应的稳定。
蒸汽发生器是核电站中的关键组件，其结构包括两个相互连接的容器，在其中热交换管道负责将核反应堆释放的热量传导给其周围的水。
核电厂二回路热力系统
不增加电耗，运行可靠，但增 却段，使进入加热器的凝结水或给水先被疏
设一台水一水热交换器，使投 资增加，多用于对经济性要求
水加热，疏水的温度降低后再排出加热器。 大亚湾核电厂二回路第四级低压加热器
就在管束最底部设有疏水冷却区，传热面积
高的大型机组中。
占总传热面积的5.7%。
大亚湾核电厂二回路有两级高压
8.3.2 抽气系统
各级低压加热器的蒸汽来自低压缸抽汽。在从低压缸通 往加热器的抽汽管道上装有逆止阀和隔离阀，逆止阀的位置 尽量靠近抽汽口，以减少中间容积，防止汽轮机甩负荷时蒸 汽或水倒流入汽轮机；隔离阀位置靠近加热器端，防止加热 器传热管破裂或疏水受堵造或壳侧满水时倒流入抽汽管道。
大亚湾核电厂二回路一、二级低压加热器直接布置在凝 汽器喉部，这样大大缩短了抽汽管道长度，减小了湿汽容积， 降低了汽轮机超速的危险性，所以这种情况下抽汽管道上不 装逆止阀和安全阀。
d＝5517.72×103kg/h／983.8×103 kWh＝5.61 kg/
kWh
现代大型常规火电厂的汽耗率一般为3.0 kg/ kWh左 右。
（3）热耗率
【热耗率】是指汽轮发电机组每发出1 KWh电能所需 要的热量。它反映电站所产热量的能级大小。
蒸汽发生器产生的新蒸汽单位质量所含的能量为 2773.1 kJ/kg，进入蒸汽发生器的给水所含能量为 967.62 kJ/kg，则其热耗率为：
2、疏水泵系统
疏水泵系统是将回热加热器
壳侧的疏水由疏水泵升压后送入
凝结水或给水管路中。
为了保证热经济性，疏水在与
主凝结水混合时必须最接近于可
逆过程，即使两者之间的温差尽
可能小。所以用疏水泵将疏水送
入加热器之后（按主凝结水流动
蒸汽发生器系统(SGS)
（2）非安全相关超压保护
SGS设置非安全相关的PORV，PORV为二次侧超压保护 提供纵深防御并防止安全阀（V030～V035）开启。
（1）蒸汽和给水的输送
SGS将具有一定温度的给水从MFWS输送至安全壳 内的蒸汽发生器，并将蒸汽发生器内产生的蒸汽输 送至MSS，再输送至汽轮机用于发电。
（2）连续运行
在功率运行期间，SGS（与RCS，FWS和MSS一起） 排出RCS产生的热量，并通过蒸汽发生器将热量传 至SGS。在二次侧水总装量正常运行范围内，SGS 进行可靠、稳定的给水流量控制，防止不必要的停 堆和停机。
（5）排污至蒸汽发生器排污系统（BDS）
在启动、停堆、正常功率运行工况和蒸汽发生器全 流量湿保养期间进行除氧与pH值控制工况时，SGS 对蒸汽发生器二次侧进行连续的排污，保证二次侧 工质满足化学要求。
（6）主蒸汽管线预热
SGS设置主蒸汽隔离阀旁路阀（V240），与MSIV 平行，并且先于MSIV开启以平衡蒸汽压力。启动工 况时，通过主蒸汽隔离阀旁路阀（V240）对蒸汽管 线逐渐地进行预热，限制蒸汽管线的热瞬态；并且 控制低温蒸汽管线管壁上蒸汽的凝结，避免发生水 锤。
（2）蒸汽发生器隔离
蒸汽管线破裂或给水管线破裂时，SGS与电站控制系统PLS、主蒸汽 系统MSS、主给水系统MFWS、启动给水系统SFWS共同作用防止超 过一个蒸汽发生器的快速喷放。
（3）给水隔离
各种事故情况下，保护和安全监测系统PMS发出给水隔离信号，对蒸 汽发生器主给水管线进行隔离，防止RCS过度冷却，保证安全停堆。
核电站一回路工作原理
核电站一回路工作原理引言：核电站是一种利用核能发电的设施，具有高效、清洁、可持续的特点。
而核电站的一回路是核电站中最重要的组成部分之一，它承担着将核能转化为电能的关键任务。
本文将介绍核电站一回路的工作原理。
一、核电站一回路的组成核电站一回路由核反应堆、冷却剂系统、蒸汽发生器和主蒸汽管道组成。
核反应堆是核电站的核心部分，它通过核裂变反应释放出大量的能量。
冷却剂系统负责将核反应堆中产生的热量带走，保持核反应堆的工作温度。
蒸汽发生器将冷却剂中的热量转化为蒸汽，而主蒸汽管道则将蒸汽输送到汽轮机中驱动发电机发电。
二、核反应堆的工作原理核反应堆中使用的燃料一般为铀或钚等放射性物质。
当燃料棒置于反应堆中时，放射性物质会发生裂变反应，释放出大量的能量。
这些裂变产物会进一步引发其他核裂变反应，形成一个连锁反应的过程。
而这个过程中释放的能量将被吸收并转化为热能。
三、冷却剂系统的工作原理冷却剂系统是核电站一回路中非常重要的一部分，它的主要任务是将核反应堆中产生的热量带走，保证核反应堆的工作温度。
冷却剂一般采用水或重水，通过循环泵将冷却剂送入核反应堆，吸收核反应堆中的热量，然后再通过冷却塔或冷却池进行散热，最后再次送回核反应堆，形成一个闭合的循环。
四、蒸汽发生器的工作原理蒸汽发生器是将核反应堆中冷却剂中的热能转化为蒸汽的装置。
蒸汽发生器内部有大量的管道，这些管道将核反应堆中的冷却剂和二次回路中的水进行热量交换。
核反应堆中的冷却剂在管道中释放热量，使得二次回路中的水被加热成为高温高压蒸汽。
五、主蒸汽管道的工作原理主蒸汽管道将蒸汽从蒸汽发生器输送到汽轮机中。
蒸汽的高温高压能够驱动汽轮机的转子旋转，使得发电机产生电能。
蒸汽在经过汽轮机后失去了一部分能量，变为低温低压的蒸汽，然后通过凝汽器冷却成为水，再次经过泵送回蒸汽发生器，形成循环。
六、核电站一回路的特点核电站一回路具有以下特点：首先，核反应堆是核电站一回路的核心，核反应堆中的核裂变反应释放出的能量非常巨大，能够提供稳定的高温高压热能。
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
传
输 水
乏燃料水池
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
核电设备名词及主要系统简介
核电设备名词及系统简介1、装备制造业名词：RCC-M 来源：发改委RCC-M是法国《压水堆核岛机械设备设计和建造规则》的简称，由法国核岛设备设计和建造规则协会（AFCEN）为规范法国压水堆核电站机械设备设计和建造而编制，已被法国政府采纳，是法国核电标准RCC系列的一个分支。
RCC系列（RCC-C、RCC-E、RCC-M、RCC-MR和RSE-M五部分）规范标准的原始基础是美国轻水堆核电标准，法国在20世纪70年代初期引进了美国西屋公司的90万千瓦级核电机组技术，启动了压水堆核电发展计划，按照美国ASME－III等标准陆续建成一批90万千瓦级核电机组。
为适应法国核安全管理的要求并根据工业实践经验和业主（EDF）对制造和检测的要求，法国相关部门对引进的标准增设了相关的附加规定。
此后，法国相关部门又把附加规定与设计和建造标准全部收集到一套完整的文件中。
这就是RCC系列标准的由来。
自1980年10月出版第一版以来，应法国国内及国外项目建设的需要，AFCEN不断对RCC-M进行升级或补遗，截至目前最新版本2007版，共计有7个版本。
RCC-M是针对不同核电项目建设而不断进行升级的。
在RCC-M标准的使用过程中，世界上任意一家使用方均可提出修改要求。
AFCEN定期举行小型会议（每年10～20次），由50～100个会员参加，综合考虑各种情况和问题，如法规和涉及标准的变化、国际范围内管理要求的更新以及工业发展情况等对RCC-M标准进行更新。
RCC-M主要用于安全级设备，在法国和其他国家（如中国）供买卖双方在合同签订时作为依据性文件使用。
RCC-M中所给出的规则主要借鉴了"ASME锅炉及压力容器规范"第III卷核动力装臵设备（NB、NC、ND、NG、NF）各篇的有关内容，并吸收了法国在工业实践中取得的成果。
RCC-M所给出的制造和检验规则是法国本身核工业实践经验的具体体现，这些规则是法国对外出口技术的承诺。
核电站的冷却系统及其功能
核电站的冷却系统及其功能核电站是一种利用核能产生电力的设施，其核反应会产生大量热量。
为了确保核反应的稳定运行和保护核反应堆，冷却系统在核电站扮演着重要的角色。
本文将探讨核电站的冷却系统及其功能。
一、核电站的冷却系统概述核电站的冷却系统主要由一系列的设备和构件组成，其主要功能是控制核反应堆的温度，将产生的热量移除，保持核反应过程的稳定性。
冷却系统通常包括主循环系统、辅助循环系统和应急冷却系统三个主要部分。
1.主循环系统主循环系统是核电站冷却系统的核心部分。
它由主冷却剂泵、主蒸汽发生器、主蒸汽冷凝器和蒸汽发电机等设备组成。
主循环系统中的主循环泵将冷却剂（通常为水）从蒸汽冷凝器中抽出，通过主蒸汽发生器吸热后变成高温高压的蒸汽，再通过蒸汽发电机产生电能，最后蒸汽会冷凝成水重新进入主蒸汽发生器，循环运行。
2.辅助循环系统辅助循环系统是主循环系统的补充，它主要为主循环系统提供冷却和辅助功能。
辅助循环系统通常包括辅助冷却剂泵、辅助蒸汽发生器、冷凝器和辅助蒸汽发电机等设备。
辅助循环系统的冷却剂可以是水或其他物质，用于冷却主循环系统中的冷却剂，以维持适宜的工作温度，并提供一定的辅助能源。
3.应急冷却系统应急冷却系统是核电站最为关键的部分，用于处理突发事件和停机期间的冷却需求。
它通常包括备用循环泵、应急冷却器、冷却塔和备用发电机等设备。
应急冷却系统能够在主循环系统和辅助循环系统故障时提供可靠的冷却能力，确保核反应堆和其他设备的安全性。
二、核电站冷却系统的功能核电站的冷却系统具有多种功能，主要包括温度控制、热量移除和安全保障。
1.温度控制核反应堆是核电站的核心部分，核反应过程需要在特定的温度范围内进行。
冷却系统通过控制冷却剂的流动和温度，确保核反应堆的工作温度始终保持在安全和高效的范围内。
温度控制功能直接影响核电站的稳定性和发电效率。
2.热量移除核反应堆在运行过程中会产生大量的热量，如果不及时移除，会导致堆芯温度升高，甚至发生熔融事故。
核电站主蒸汽系统共38页文档
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ห้องสมุดไป่ตู้
36、自己的鞋子，自己知道紧在哪里。——西班牙
37、我们唯一不会改正的缺点是软弱。——拉罗什福科
xiexie! 38、我这个人走得很慢，但是我从不后退。——亚伯拉罕·林肯
39、勿问成功的秘诀为何，且尽全力做你应该做的事吧。——美华纳
40、学而不思则罔，思而不学则殆。——孔子
1、不要轻言放弃，否则对不起自己。
2、要冒一次险!整个生命就是一场冒险。走得最远的人，常是愿意 去做，并愿意去冒险的人。“稳妥”之船，从未能从岸边走远。-戴尔．卡耐基。
梦 境
3、人生就像一杯没有加糖的咖啡，喝起来是苦涩的，回味起来却有 久久不会退去的余香。
核电站主蒸汽系统4、守业的最好办法就是不断的发展。 5、当爱不能完美，我宁愿选择无悔，不管来生多么美丽，我不愿失 去今生对你的记忆，我不求天长地久的美景，我只要生生世世的轮 回里有你。
图解核电站主要系统_图文
§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
入
0
§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
核电站工作原理
核电站工作原理核电站的工作原理核电站就是在一座或若干座动力反应堆中将原子核裂变释放的核能转换成热能来发电或发电兼供热的动力设施。
它与火电站最主要的不同是蒸汽供应系统。
核电站利用核能产生蒸汽的系统称为“核蒸汽供应系统”，这个系统通过核燃料的核裂变能加热外回路的水来产生蒸汽。
从原理上讲，核电站实现了核能一热能一电能的能量转换。
从设备方面讲，核电站的反应堆和蒸汽发生器起到了相当于火电站的化石燃料和锅炉的作用。
目前世界上核电站采用的反应堆有压水堆、沸水堆、快堆以及高温气冷堆等，但比较广泛使用的是压水反应堆，约占核电总装机容量的７０％。
压水反应堆是以普通水作冷却剂和慢化剂，它是从军用堆基础上发展起来的最成熟、最成功的动力堆堆型。
1．核电站工作原理核电厂用的燃料是铀。
反应堆是核电站的关键设备，链式裂变反应就在其中进行。
当铀-23 5的原子核受到外来中子轰击时引起原子核裂变，，一个原子核会吸收一个中子分裂成两个质量较小的原子核，同时放出2—3个中子，新产生的中子引起新的原子核裂变，裂变反应连续不断地进行下去，如此持续进行就是裂变的链式反应，用铀制成的核燃料在“反应堆”的设备内发生连续裂变而产生大量热能，再用处于高压力下的循环水(或其他物质)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。
核反应堆的合理结构应该是：核燃料＋慢化剂＋热载体＋控制设施＋防护装置。
2．核电站内部核反应堆由浓度低一些的铀建造。
通常，铀被制作成直径相当于10美分硬币左右，长度为2.5厘米左右的燃料元件。
燃料元件被安装到长燃料棒中，燃料棒被进一步组装成燃料组件。
燃料组件通常被浸泡在压力容器中。
容器中的水起冷却作用。
为使反应堆工作，浸泡在水中的燃料组件必须处于稍微超临界的状态。
由吸收中子的材料制成的控制棒通过升降装置插入到燃料组件中。
操作员通过升降控制棒来控制核反应的程度。
核电基本系统名称(三字码)
204
LSA(2)
试验回路系统（第二卷）
205
LSA(3)
试验回路系统（第三卷）
206
LSI
厂区照明系统
207
LTR
接地系统
208
LYS(1)
蓄电池试验回路（第一卷）
209
LYS(2)
蓄电池试验回路（第二卷）
210
LYS(3)
蓄电池试验回路（第三卷）
211
OLBK
125V直流和220V交流不间断电源
244
RRB
硼加热系统
245
RRC
反应堆控制系统
246
RRI
设备冷却水系统
249
RRM
控制棒驱动机构风冷系统
250
SAP
压缩空气生产系统
252
SAR(1)
仪用压缩空气分配系统
253
SAR(2)
仪用压缩空气分配系统（第二卷）
254
SAT
公用压缩空气分配系统
255
SBE(1)
热洗衣和清洗去污系统（第一卷）
158
KPS
安全监督盘系统
159
KRG(1)
总控制模拟间系统
160
KRG(2)
总控制模拟间（常规岛部分）
161
KRS
厂区辐射和气象监测系统
162
KRT
电厂辐射监测系统
164
KSA
警报处理系统
167
KSC
主控制室系统
168
KSN
核辅助厂房就地控制屏和控制盘
172
LAA
230V直流电源和配电系统
173
LAB
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主蒸汽母管接一路支管为汽轮机轴封系统(GSS)供 汽。辅助蒸汽系统在机组启动过程中向汽轮机轴封 提供蒸汽．机组启动后，随着负荷上升轴封汽源从 辅助蒸汽切换至主蒸汽供汽。主蒸汽至轴封供汽支 管设置电动阀，在轴封不采用主蒸汽作为汽源时将 主蒸汽与轴封系统隔离。
采用七级回热加热器系统，设置四级低压加热器，
主蒸汽系统主要由管道、阀门和相关仪表组成。主 蒸汽系统管道和部件主要布置于汽机房内，包括从 蒸汽发生器出口到主汽阀之间的主蒸汽管道以及与 连接到汽轮机上的主蒸汽管道相连的设备和管道。
名称 主蒸汽额定流量 主蒸汽压力／温度 汽机旁路额定流量 MSR壳侧额定流量(冷再热) MSR再热器管侧额定流量 至汽机轴封主蒸汽流量 至VYS的主蒸汽流量 至7号加热器的抽汽量 管道设计压力／温度
为了最大程度地减少汽轮机进水的可能性，在主蒸
汽管道可能聚集疏水的低位点设置疏水点，机组正 常运行时疏水由常规岛排汽、疏水和卸压系统(TDS) 母管排至凝汽器。疏水系统设置由用于连续导出疏 水的疏水器和用于自动疏水的气动疏水阀旁路组成。
气动疏水阀的开关通过疏水集管上的水位控制装 置来完成自动控制。为保护汽轮机，气动疏水阀 还会在汽机跳闸时联锁打开。在正常运行时，疏 水集管中的疏水由疏水器连续导出，在负荷瞬变 时疏水量的增加可能超出疏水器通流能力，此时 通过疏水集管上的水位控制联锁打开气动疏水阀， 排放多余的疏水。
至6号加热器的抽汽量 管道设计压力／温度
至5号除氧器的抽汽量 管道设计压力／温度
参数 6799t/h 5.38MPa/268.6℃ 2719.6t/h 4510.7t/h 324.5 t/h (一级)/182.7 t/h (二级) 13.4 t/h 待定 390.96 t/h 3.134MPa/238℃ 333.33 t/h 1.847MPa/211℃ 420.859 t/h 1.062MPa
至4号加热器的抽汽量 管道设计压力／温度
至3号加热器的抽汽量 管道设计的抽汽量 管道设计压力／温度
冷再热管道设计压力／温度 主蒸汽管道设计压力／温度 汽机旁路管道(阀前)设计压力／温 度 汽机旁路管道(阀后)设计压力／温 度
223.039 t/h 0.318MPa/171.8℃ 221.790 t/h 0.1MP/120℃ 164.518 t/h -101.3kPa/90℃ 317.653 t/h -101.3kPa/80℃ 1.15MPa/190℃ 8.17MPa/316℃ 8.17MPa/316℃
一个除氧器和两级高压加热器。各级加热器由汽机 的抽汽进行加热。第7级、第6级抽汽来自高压缸， 分别向7号和6号高压加热器提供蒸汽。第5级抽汽 来自冷再热管道并向除氧器提供蒸汽。第4、3、2、 1级抽汽来自低压缸，并分别向4号、3号、2号和1 号低压加热器提供蒸汽。1号和2号低压加热器位于 凝汽器喉部。
3）蒸汽发生器隔离
主蒸汽系统必须能够限制MSIV上游管线破口后蒸 汽发生器蒸汽排放。上述功能也能实现在主蒸汽 管线破口后自动中断蒸汽流量，或在蒸汽流量未 中断的情况下将流量限制在各用户支管可接受的 水平。
4）输送汽轮机抽汽
主蒸汽系统抽汽管线将汽轮机各级抽汽输送至相 应的给水加热器，用于正常运行期间的凝结水和 给水的加热。
从主蒸汽管道接一路支管至辅助蒸汽系统(ASS)， 为辅助蒸汽系统提供蒸汽。在下列情况下，辅助蒸 汽系统采用主蒸汽来汽作为供汽汽源：
• 机组启动过程中，主蒸汽参数达到要求后可以作为 启动锅炉辅汽汽源的补充。
• 汽机跳闸后采用主汽汽源维持除氧器压力。
主蒸汽至辅助蒸汽系统管道上的电动隔离阀、控 制装置和控制阀设置在辅助蒸汽系统中。由于第5 级抽汽参数与辅助蒸汽系统参数接近，因此从该 级抽汽管道接出一路支管作为辅助蒸汽母管暖管 汽源。保持辅助蒸汽系统母管在适当的温度，可 以减小汽轮机跳闸后辅助蒸汽汽源自动切换到主 蒸汽送汽时带来的热冲击。辅助蒸汽系统向除氧 器供汽，在启动过程中为除氧器预热凝结水。在 汽机跳闸后，主蒸汽通过辅助蒸汽的这条管道向 除氧器提供加热蒸汽。
4.0MPa/250.4℃
在电力生产过程中，主蒸汽系统将来自蒸汽发生 器的蒸汽送至主汽轮机系统 (MTS)。当主汽轮机 系统不可用时，通过旁路系统直接排至凝汽器。 主蒸汽系统与蒸汽发生器系统的分界在核岛的辅 助厂房外墙处，两条DN1050(暂定)主蒸汽管道与 相对应蒸汽发生器系统主蒸汽管道相连接，将主 蒸汽输送至靠近高压缸的主蒸汽母管。从该母管 通过四根独立的蒸汽管道、四组主汽阀联合组件 向高压缸供汽。主汽阀联合组件是主汽轮机系统 的组成部分。
1.1 系统功能
1)主蒸汽输送
主蒸汽系统将来自蒸汽发生器的蒸汽输送至主汽 轮机系统(MTS)，在正常运行时为汽水分离再热 器(MSR)提供二级再热蒸汽。也为辅助蒸汽系统 及汽轮机轴封系统提供蒸汽汽源。
2）汽轮机保护
主蒸汽系统可以防止瞬态工况时给水加热器中的 水或饱和蒸汽进入汽轮机。MSS通过合理地布置 系统的管道及阀门位置，减少瞬态工况时传递至 主汽轮机的能量，从而防止汽轮机的超速。
供热水加热系统(VYS)蒸汽支管自去除氧器的第5级 抽汽管接出。在热水加热系统不运行时或辅助蒸汽 用作热水加热系统的汽源时，通过管道上的电动阀 将抽汽与VYS隔离，同时气动止回阀联锁关闭，防 止VYS蒸汽倒流进入抽汽管道，汽轮机跳闸时联锁 关闭。
去7号、6号高压加热器、除氧器、4号和3号低压 加热器的抽汽管线均有气动止回阀和电动隔离阀。 止回阀的主要功能是阻止突然降负荷时的蒸汽逆 流，降低汽机超速的可能性。电动隔离阀的主要 功能是防止加热器水位上升时造成汽轮机进水。 止回阀和电动隔离阀均在汽机跳闸或在加热器高 三水位时联锁关闭。在高三水位信号时自动停止 通往加热器的逐级疏水，此时来自前一级加热器 的逐级疏水通过其应急疏水管路至凝汽器。抽汽 电动隔离阀执行机构动作的速度取决于从加热器 高三水位到壳体满水的时间长短。