压水堆核电厂运行ue4bdc.ppt
压水堆核电厂运行
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压⽔堆核电⼚运⾏压⽔堆核电⼚运⾏1.正常运⾏和运⾏瞬态正常运⾏是指核电⼚功率运⾏、燃料更换、维修过程中,频繁发⽣的事件。
要求:不触发停堆,放射性后果⽆影响。
主要包括:1)稳态和停堆运⾏2)带有允许偏差的运⾏3)运⾏试验2.中等频度事件:发⽣频率:>10-2/堆年要求:最坏的结果,导致紧急停堆,可以很快恢复运⾏,放射性后果⽆影响。
3.稀有事件:发⽣频率:10-4-10-2/堆年要求:允许少量元件破损,堆芯⼏何形状不受影响,放射性后果对公众⽆影响。
4.极限事故:发⽣频率:10-6-10-4/堆年要求:事故缓解系统正常。
后果:后果严重,但要求放射性不致使公众健康和安全受到危害。
针对三道安全屏障的安全限值1)保证燃料包壳完整性如燃料芯块温度≤2800℃、DNBR≥1.22线功率密度≤590W/cm等。
2)保证冷却剂边界完整性冷却剂压⼒≤16.55MPa、冷却剂温度≤343 ℃等3)保证安全壳的完整性:安全壳压⼒≤0.13MPa、壳内平均温度≤145 ℃、峰值压⼒下泄漏率≤0.3%等。
有些安全限值是⽆法直接测量的,如DNBR、线功率密度、燃料芯块温度等,可以通过其他可测量的参数加以限制,如堆芯热功率、冷却剂温度、压⼒、流量等。
加热升温为什么要加热升温:①保证慢化剂温度系数为负值②保护系统的仪表⼯作在正常范围③稳压器能在有汽腔情况下处于可运⾏状态④反应堆压⼒容器远离最⼩脆性转变温度⑤其他原因:如⽔化学的原因、⽔泵的原因等。
由什么来进⾏加热升温:主要靠⼀次⽔泵来加热升温。
为了保证稳压器容积⾥的⽔和⼀次主回路的⽔同时升温并建⽴汽腔,稳压器的断续式加热器也投⼊运⾏。
加热升温的初始条件①反应堆冷却剂系统·反应堆冷却剂系统含稳压器已完成充⽔排⽓,处于⽔实体状态;·反应堆冷却剂内的硼浓度为冷停堆模式的硼浓度;·反应堆冷却剂系统的温度维持在60℃以下;·反应堆冷却剂系统的压⼒维持在0.345⾄0.689MPa(表压);·反应堆冷却剂泵处于可运⾏状态。
压水堆核电站的厂房布置及安全PPT课件
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设计原则
多道屏障 纵深防御 单一故障准则 抗拒自然灾害的功能 辐射计量标准
第二章 压水堆核电厂
2.1 压水堆核电厂概述
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。
核岛中的系统设备主要有压水堆本体,一回路系统,以及为
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。
6 第二章 压水堆核电厂
二、核电站类型
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 的增殖。
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;
整个一回路系统设有一台稳 压器,一回路系统的压力靠 稳压器调节,保持稳定。
核电厂还设置了专设安全设 施和一系列辅助系统。专设 安全设施为一些重大的事故 提供必要的应急冷却措施, 并防止放射性物质的扩散。
二回路系统也设有一系列辅 助系统。
第二章 压水堆核电厂
四环路
第二章 压水堆核电厂
2 循环水系统
循环水系统主要用来为凝汽器提供凝结汽轮机乏汽的冷却水, 分为开式供水和闭式供水。
开式供水:是指以江河湖海为水源,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。
核反应堆压水堆控制绪论课件PPT
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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
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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)
压水堆电厂运行(1章)
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压水堆核电厂运行在基础理论学习基础上,运行课程是综合运用。
掌握核电厂运行的基本原理、概念;了解核电厂运行的一般基础性(共性) 问题。
为从事核电厂工作或进一步操纵员培训打下基础。
教学中对过去课程是复习、开拓和深化,几乎涉及到学习过的每一门课程。
教材:郑福裕,邵向业编,压水堆核电厂运行,核工业研究生部,核电培训系列教材。
内容:结合西屋公司设计(Sequoyah,Shearon Harris Nuit1核电厂)及部分大亚湾核电厂内容。
压水堆核电厂运行第1章绪论(2)第2章技术规格书(4)第3章正常运行(12)第4章异常运行(6)第5章事故(8)机动:2考试:21 1 核电厂运行特点压水堆核电厂生产流程火电厂的生产流程1.1.1 核电厂与火电厂的比较核电厂:利用核裂变能来生产推动汽轮发电机旋转的蒸汽。
火电厂:又称化石燃料(Fossil Fuel 煤、石油、天然气)电厂,靠燃烧放出的热能来生产蒸汽推动汽轮机发电机组旋转。
主要不同是生产蒸汽的装置不同,而二回路热力循环大致一样。
核电厂(以压水堆核电厂为例),生产蒸汽的系统又叫核蒸汽供应系统(Nuclear Steam Supply System);在压水堆核电厂就是一回路系统。
火电厂由锅炉生产蒸汽。
1定期停堆换料,新堆或刚换料后的堆,有较大的剩余反应性,用来补偿冷态到热态、功率亏损、平衡氙毒、燃耗和裂变产物积累所带来的反应性损失,使反应堆能运行足够长的期限。
因此有可能发生比设计功率高得多的超功率事故。
反应堆若具有正的温度反应性条件,功率会失控增加。
例:切尔诺贝利事故RBMK堆,在20%额定功率以下,功率反应性系数是正的;固有安全性差。
1. 1.1核电厂安全性特征1. 1.1核电厂安全性特征2 强放射性1W热功率-----------燃耗末期放射性活度3.7×1010Bq (1Ci)热功率3000MW核电厂-----裂变产物放射性1020Bq (3×109Ci)环保容许水的放射性活度的量级----1×10-10Ci/m3 (1Bq/升)核反应堆的放射性物质98%保留在芯块中,2%扩散在包壳与芯块的间隙内芯块不熔,包壳不漏,放射性物质不逸出.3 剩余发热定义:反应堆停闭后,堆芯释出的热量。
压水堆核电厂的运行与启停
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69 0
172
CB
图 1.2.3
Pp m
·当 RCP 平均温度大于 70℃时,至少有一台主泵在运行。 ·热量的导出和一回路冷却剂平均温度控制由 RRA 来完成,GCT 备用。 ·RCP 压力由 RCV013VP 调节,压力限制不超过 2.9Mpa,超压保护由 RRA 两个安全 阀来完成。 ·稳压器充满水,RCP 的化学和容积控制由 RCV 和 RRA 完成。
290.8(+3) (-2)
GCT,ARE 或 ASG
汽水两相
15.5
稳压器
≥1
——
8
热备用
≤2%
临界
290.8(+3) (-2)
GCT,ARE 或 ASG
汽水两相
15.5
稳压器
2
并网或 不并网
9
功率运行
2~100%
临界
290.8<T<310
ARE
水位在 25.3%~59.6% 之间
15.5
稳压器
2
·余热导出和冷却剂温度控制由 RRA 来完成,PTR 备用。 ·冷却剂的化容控制由 RCV 和 REA 来完成。 ·用于停堆的高通量报警定值为 3ф 0,ф 0 为换料停堆前,未开盖前的中子通量。
171
·换料腔水位:——如果没有安装水闸门,15m ——如果已安装水闸门,19.3m ·实施防止误稀释的行政隔离(D 类) §1.2.2 维修冷停堆状态 1) 维修冷停堆状态指允许对一回路设备进行维修的停堆状态,特征是: ·一回路通大气,部份水被排空。 ·RCP 平均温度在 10℃~70℃之间。 ·反应堆次临界深度至少为 5000pcm,冷却剂中硼浓度大于 2100ppm。所有控制棒 都插入堆芯。 2) 系统运行状态。 系统运行状态与换料停堆时相同。但注意在排水时,最低水位应保证 RRA 系统正常运 行。 §1.5.2.3 正常冷停堆状态 1) 正常冷停堆是指冷却剂温度在 90℃以下,压力在 2.9Mpa 以下,一回路压力
压水堆核电厂二回路系统与设备介绍PPT课件( 31页)
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4.2 核电厂汽轮机工作原理及结构
4.2.1பைடு நூலகம்汽轮机工作原理
蒸汽的能量转换过程: 蒸汽热能蒸汽动能叶轮旋转的机械能
级:完成由热能到机械能转换的汽轮机基本工作单元, 在结构上由喷管(静叶栅)和其后的动叶栅所组成。 分为冲动级和反动级。
1-主轴 2-叶轮
转子 3-动叶栅
4-喷嘴(静叶栅) 5-汽缸 6-排汽口
• 附属设备:主汽阀、调节阀、调节系统、主油泵、辅 助油泵及润滑装置。
现代压水堆核电厂汽轮机典型结构: • 冲动式四缸双流中间再热凝汽式饱和蒸汽汽轮机 • 一个高压缸,四个低压缸,均为双流式 • 四个高、低压缸转子通过刚性联轴器联接成一个轴系 • 高压缸每个流道有5个压力级 • 低压缸每个流道有5个压力级
主蒸汽系统与主给水系统和辅助给水系统配合,用 于在电站正常运行工况、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。
4.3.2 系统描述
• 核岛部分 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 向大气排放的接头 主蒸汽隔离阀 主蒸汽隔离阀旁路管线
4.4.3 系统主要设备
• 减压阀 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 安装气动蒸汽排放控制阀的管线上都配备一个消音器,以减小排 汽噪音。
• 半速机组与全速机组
4.3 主蒸汽系统
压水堆核电厂[可修改版ppt]
![压水堆核电厂[可修改版ppt]](https://img.taocdn.com/s3/m/d5c5c6ff0b4c2e3f562763a6.png)
▪ 燃料
➢ 核电站使用的燃料一般是放射性重金属:铀、钚。
▪ 现在使用最普遍的民用核电站大都是压水 反应堆核电站。
▪ 工作原理是:用铀制成的核燃料在反应堆 内进行裂变并释放出大量热能;高压下的 循环冷却水把热能带出,在蒸汽发生器内 生成蒸汽,推动发电机旋转。
▪ 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殖
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%。
慢化剂
▪ 慢化剂,又称中子减速剂。在一般情况下,可裂 变核发射出的中子的飞行速度比被其它可裂变核 的捕获的中子速度要快,因此为了产生链式反应, 就必须要将中子的飞行速度降下来,这时就会使 用中子减速剂
▪ 对慢化剂的要求是对中子有较高的散射截面和低 的吸收截面。
▪ 石墨中的碳元素,以及水中的氢元素都能起到慢 化作用。
▪ 链式裂变反应
当中子与裂变物质作用而发生核裂变反应时,裂变物质 的原子核通常分裂为两个中等质量数的核(称为裂变碎片)。 与此同时,还将平均地产生两个以上的新的裂变中子,并释 放出蕴藏在原子核内部的核能。在适当的条件下,这些裂变 中子又会引起周围其他裂变同位素的裂变,如此不断继续下 去,这种反应过程称为链式裂变反应。
通常用于热中子反应堆慢化剂的有三种材料
▪ 轻水(H2O)
➢ 轻水是含氢物质,慢化能力大,价格低廉,但吸收截 面较大,对金属有腐蚀作用,易发生辐照分解。
▪ 重水(氘,D2O)
《900MW压水堆核电站系统与设备》运行教程 ppt课件
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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;
压水堆核电厂完PPT课件

一、压水堆核电厂结构
❖ 常规岛主要设备(汽轮发电机组)
汽轮机是以蒸汽作为工作介质的原动机。其作用 是将高压蒸汽具有的热能转换为汽轮机转子旋转 的机械能,转子带动发电机再将机械能转换为电 能。
二回路工作原理示意图
堆芯扑集器
Top view of the EPR spreading room
Main components
能动熔融物冷却
状态图
安全壳热量排出系统运行时 安全壳内水位情况(再循环
水注入堆芯扑集器)
EPR堆芯扑集器工作原理
非能动熔融物冷却 状态图
在重力作用下换料水池的水 平衡地灌注到堆坑和扩散区
内时的水位情况
写在最后
成功的基础在于好的学习习惯
The foundation of success lies in good habits
43
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 演讲人:XXXXXX 时 间:XX年XX月XX日
CAP1400. 石岛湾2 M310. 红沿河56,田湾56,宁德56 华龙. 福清56,防城港56 EPR. 台山34
运行及在建堆型
秦 山 二 期 核 电 厂 反 应 堆 房
ห้องสมุดไป่ตู้
运行及在建堆型
二 代 百 万 核 电 厂 主 回 路
M310. 100万千瓦 28台
运行11(大亚湾1-2,岭懊14,红沿河1-2,宁德1-2, 阳 江1)
压水堆核电站常规岛系统ppt-课件
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50ug/L
------蒸汽发生器水位保护动作
1、主蒸汽系统 从汽轮机乏汽分离出来的湿气直接送到专用疏水箱。
凝汽器与其支承支柱刚性连接(凝汽器可胀缩滑移)。
2MPa,温度188℃的主辅助蒸蒸汽汽分系配到统各用(户V,V同时P回)收的辅助功蒸汽能的是凝结将水循蒸环汽使用发或排生放器到废产液排生放的系统主(S蒸EA汽)。输送 冷6M凝P器a,真满空功系率统时由为三6套到. 并下联的列抽气设系备统和和一个系真统空破:坏系统组成。 高压主汽管把蒸汽输入--高--压--缸-汽中,轮高压机缸高支撑压在轴缸承箱上,冷端再热管把高压缸排汽输送到位于机组两侧的汽水分离再热器(MSR) 中(。3)向大气排放系统--功-能----汽水分离再热器(GSS)
15%额定功率)内汽轮机加负荷。 向除氧器排放系统功能 在下列大范围负荷变化时,除向冷凝器排放外还需向除氧器排放蒸汽: -------由满功率甩负荷至厂用电 -------满功率时,汽轮机脱扣而不紧急停堆。 -------满功率时,汽轮机脱扣同时反应堆紧急停堆。 (3)向大气排放系统功能 当冷凝器排放系统不可用时,才使用向大气排放。 -------保持一回路平均温度在热停堆值 -------使一回路冷却,直至余热排出系统投入。 -------在瞬态过程中可避免蒸汽发生器安全阀开启。
主蒸汽管道均为无缝碳钢管,选用法国钢种,牌号TU48C。主 蒸汽隔离阀上游管线及阀门均为抗震一级。
主要设备:主蒸汽隔离阀、主蒸汽安全阀
二、蒸汽系统
2、汽水分离再热器系统
汽轮机旁路排放系统(GCT)功能:反应堆功率要跟随汽轮机负荷变 化。当汽轮机负荷锐减(如甩负荷、汽轮机脱扣)时,反应堆的功率 控制不能像汽轮机的负荷变化那样快,瞬时出现堆功率与汽轮机负荷 的不一致。这时汽轮机旁路排放系统投入,维持一回路和二回路的功 率平衡。故汽轮机旁路排放系统总的功能为:
反应堆核电站课件PPT
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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。
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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
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压水堆特点: a. 以轻水作慢化剂和冷却剂,堆体积
小,建设周期短,造价低. b.采用低富集度铀作燃料,铀的浓缩
技术已过关。
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c. 有放射性的一回路系统与二回路相 分开,放射性不会进入二回路污染 汽轮机,运行、维护方便,需要处 理的放射性三废量少。
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压水堆核电厂的运行
刘 水 清(研究员)
Waterliu518@
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第一章 绪 论
锎源(Cf)
次级中子源:锑-铍(Sb-Be)
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2.2下部堆内物件 堆芯吊篮 堆芯支承板 堆芯下栅格板 流量分配孔板 堆芯围板 热屏 二次支承组件
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行的反应堆. 反应堆:一种能以可控方式产生自持链式裂
变反应的装置. P14,图2-3
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组成: 压力容器(包括筒体和顶盖) 下部堆内构件 反应堆堆芯 上部堆内构件 控制棒组件及驱动机构
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2.1压水堆堆芯
堆芯: 活性区, 心脏
a.轻水冷却剂从压力容器上部的进口接管 进入,沿吊篮和压力容器内壁之间的环状 间隙向下流,冷却吊篮,热屏蔽层和压力容 器壁,到达压力容器底部后,改变方向向上 流经堆芯,带走热量,到SG把二回路给水加 热成蒸汽.
b.反应性的控制
控制棒 可溶毒物B 新堆用可燃毒物
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c.燃料组件:17×17
264 燃料 个芯块
棒:UO2芯
块,富集
度相同,
每根275
24 控制棒或可燃毒物棒导向管
1 通量测量管
阻力塞组件
d.中子源
初级中子源:钋-铍(Po-Be)
满负荷运行,利用因子越大越好,建设费 用高,燃料费低
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优点: a. 环保,正常运行 b. 高能量,低消耗 c. 核电成本低 d. 核电厂同位素生产
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参数: 工作压力15.5MPa,约345℃(大亚湾) 工作压力指一回路平均压力 通常以稳压器内蒸汽压力为准
2. 压水反应堆 以轻水作慢化剂和冷却剂,在高温高压下运
功能: a.把堆芯重量传给压力容器法兰; b.确定燃料组件下端的位置; c.承受控制棒组件在事故落棒时的重
力,并把重力传递给压力容器;
d.确定压力容器内及堆芯内冷却剂的 流向;
e.降低压力容器壁所受的放射线剂量; f.堆芯吊篮断裂时,起缓冲作用。
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第三级:专设安全设施,对前两级的 补充,提高安全程度。
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第四级:针对严重事故采取的对策,保持 安全壳的完整性;防止事故的恶化,限 制放射性释放。
第五级:应急对策,保护工作人员、公众 和环境。
3.核电厂运行的特点 一次换料,长期运行,12个月,18个月 放射性 停堆后余热 三废处理
5. 我国核电前景 空前发展
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第二章 压水堆核电厂一回路主系统和设备
功能 组成、流程、参数 系统的运行 1 一回路主系统 功能: a.由冷却剂将堆芯中因核裂变产生的 热量传输给蒸汽动力装置并冷却堆芯 b.防止燃料元件烧毁 流程:P11,图2-1
4 核电厂组成
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核岛:反应堆及一回路系统 反应堆 蒸汽发生器 主蒸汽管 燃料厂房 废燃料池 相应系统与设备
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常规岛: 汽轮机 二回路系统 发电机
2. 核电厂的经济性与安全性 2.1清洁、安全、经济的能源 核燃料费:1/3燃煤电厂
1/4~1/5燃气电厂
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2.2 风险概率 飞机:10-4/Y, 核电厂:10-6/y
2.3 纵深防御的安全原则: 燃料芯块,燃料包壳,一回路压力边界, 安全壳
2.3 上部堆内物件 堆芯上栅格板 控制棒导向管 支承筒 堆芯上支承板 换料时,上部堆内物件被整体卸出。
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功能:
a. 固定燃料组件上端的位置; b. 当控制棒组件被提起时,承受因冷
纵深防御原则贯穿在核电厂造址、设计、 制造、建造、调试、运行、事故处置和 应急准备等各个环节始终。
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2.4多级防御 第一级:设计、建造应防止事故的发
生,追求固有安全性。
第二级:及时发现故障和控制异常工 况。