典型核电站系统与反应堆发展

电能是如何产生的？ 核电厂
核电厂
压水堆核电站
Pressurized Water Reactor (PWR) NPP
稳压器
蒸汽
汽轮机
发电机
压力容器
蒸发器
输配电 凝汽器
主泵
水
水 主管道
二回路
一回路
基本参数： 一回路：压力154 bar，高压水； 二回路：压力~55bar，饱和蒸汽。
压水堆的主要特性
典型核电站系统与反应堆发展
第五章
典型核电站系统与反应堆发展
5.1 轻水堆核电站系统 5.2 压水堆核电厂的组成 5.3 核电厂的主要设备 5.4 压水堆核电厂的控制 5.5 先进反应堆系统
5.1 轻水堆核电站系统
电能是如何产生的？ 火力发电厂
火电厂
蒸汽推动汽轮机发电
发电效率要求：汽轮机入口工质温度高（蒸汽动力循环的热力学效率）
余热排出系统（停堆冷却系统）
Residual Heat Removal system， RHR
作用
用于停堆时排出堆芯余热，亦称停堆冷却系统； 有些核电厂中，本系统还兼作安全注射系统的低压安注分系统。
主要功能
正常冷却 停堆的第二阶 段 ，即当一次 冷却剂系统压力和温度分别达到 2.53.0MPa和175180C时，把停堆后的堆芯余热以及系统内介质和设备的 热量，通过设备冷却水系统传至最终热阱，使反应堆冷却剂的温度以一定 速率降到冷停堆或换料停堆温度，并保持这个温度； 反应堆换料开始时，将换料水箱内的含硼水输入换料水池，换料结束后， 再将换料水池内的含硼水送回换料水箱； 失水事故时，有些核电厂的余热排出系统兼作低压安全注入分系统，将换 料水箱内含硼水（直接安注）或安全壳地坑内水（再循环安注）注入堆芯。
发的蒸气和放射性产物会释放到安全壳中； 通过安全壳喷淋吸收热量，使安全壳内压力和温度下降； 喷淋水中含有NaOH，可用来除去放射性碘 (iodine)。
其它辅助系统
Containment spray system (EAS)
设备冷却系统；
硼和水补给系统；
硼回收系统；
放射性废物处理系统（废水、废气、废固）
反应堆厂房内部
田湾
安全壳内纵剖面图
ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ
汽机厂房
秦山核电二期汽轮机厂房
秦山核电三期汽轮机厂房
BOP (Balance of Plant)
电厂辅助与公用设施
海水循环 输变电 取排水 应急柴油发电机组
电厂辅助
服务设施
核电厂系统（压水堆）
一回路系统 Primary System
Characteristics of PWR
核燃料 fuel
低浓缩铀 low-enriched uranium，富集度2~4％enrichment 轻水 light water 轻水 light water
慢化剂 moderator
冷却剂 coolant
回 路 loop：双回路（间接循环）
秦山核电二期
秦山核电三期
结构
内径约40m，壁厚约1m，高约65-70m的圆柱状或 球形预应力混凝土大型建筑物； 内设置有直径为 10m 的设备闸门和一个联接核辅 助厂房的人员闸门； 顶部设置有起吊能力为250300t的环形吊车。
球形安全壳
压 水 堆 安 全 壳 厂 房
双层安全壳
2号环路过渡段 正 常 下 泄
秦山2期核电厂反应堆冷却剂系统
核蒸汽供应系统（NSSS）的特性
组成
反应堆冷却剂系统 为支持反应堆冷却剂系统正常运行和保证反应堆安全并直接与反 应堆冷却剂系统相连的主要一回路辅助系统（含专设安全设施）
化学与容积控制系统(CVCS)；
停堆冷却系统 / 余热排出系统(RHRS)； 安全注射系统 / 应急堆芯冷却系统(ECCS) ； 硼和水补给系统； 取样系统，等等。
部分辅助系统与专设安全设施
简
介
化学和容积控制系统（化容系统）
Chemical and Volume Control System，CVCS
主要作用
调节冷却剂中硼浓度以补偿反应性变化； 补充和保持压力边界内冷却剂的容积； 连续净化一次冷却剂。
具体功能


在正常运行及停堆时，净化一次冷却剂，使其保持规定的水质指标；
核蒸汽供应系统/核供汽系统，Nuclear Steam Supply System, NSSS
主系统（亦称：反应堆冷却剂系统） 辅助系统（反应堆流体系统、专设安全设施、三废处理系统）
（确保主系统正常运行的）反应堆流体系统 化容系统、余热排出系统、设备冷却水系统、硼和水补给系统，等等。 专设安全设施 安全注射系统 Safety Injection System, SIS （或称：应急堆芯冷却系统， Emergency Core Cooling System, ECCS）、安全壳系统 、安全壳喷淋系统、 安全壳隔离系统、辅助给水系统，等等。 三废处理系统 放射性废液处理系统、放射性废固处理系统、放射性废气处理系统。
稳压器用于控制冷却剂压力，防止堆芯中发生不利于燃料元件的工况。
主参数
冷却剂的工作压力通常为 15.2~15.5MPa；正常运行时由稳压器控制使压力保持 在规定限值以内，并由卸压阀和安全阀提供超压保护；
一回路平均温度通常为300310C；反应堆出口温度通常为315330C，反应堆 进出口温差在满功率时约30C。

余热排出系统
Residual Heat Removal System
安全壳内
余热排 出系统 热交换 器A
设冷水
安全壳外
安全壳内
A 环冷段
V09A
设冷水
V17A
余热 排除 泵A
A 环热段
V26A
V01C
V01A
设冷水
余热排 出系统 热交换 器B
B 环冷段
V09B
设冷水
V17B
余热 排除 泵B
B 环热段
应急柴油机； 消氢系统； 辅助给水系统， 等等。
二回路系统
主蒸汽系统
主给水系统
二回路系统示意图
大亚湾核电厂二回路热力系统原理图
作用


组成

安全注入系统
Safety Injection System, SIS
安 全 壳 系 统
安全壳喷淋系统
Containment spray system (EAS)
专设安全设施之一；
在大破口失水事故(Loss of Coolant Accident , LOCA)时，冷却剂蒸
安全壳厂房 汽机厂房
燃料厂房
核辅助厂房
安全 壳厂 房布 置
环形吊车
蒸汽发生器
Steam Generator
压力容器
Pressure Vessel
安全壳
Containment
作用
将一回路系统中带放 射性物质的主要设备 包容在一起，以防止 放射性物质向外扩散； 即使在核电站发生最 严重事故时，放射性 物质仍能全部被封闭 在安全壳内不致影响 到周围环境。
V26B
V01D
V01B
安全注入系统
Safety Injection System, SIS
名称
安全注入系统 (Safety Injection System, SIS) ，又称：应急堆芯冷却系统 (Emergencey Core Cooling System, ECCS) 一回路管道和设备发生破损或阀门意外打开事故后，迅速向堆芯注入硼水， 为堆芯提供应急和持续冷却的系统；是压水堆核电厂重要的专设安全设施之 一； 水源是换料水箱内的硼水，有些核电厂设置应急加硼装置；再循环注入时水 源为安全壳地坑水； 当发生冷却剂丧失事故（LOCA）时，用化容系统的离心上充泵或高压安注 泵从换料水箱或应急加硼箱内将高浓度的硼水注入堆芯，向堆芯引入负反应 性，保证反应堆不会重返临界，使反应堆保持安全停堆状态。 高压安注 (High Pressure Safety Injection)； 安全注射箱（蓄压箱，Accumulator）安注； 低压安注 (Low Pressure Safety Injection)。
二回路系统 Secondary System 主给水系统 Feedwater System 主蒸汽系统 Main Steam System，等。
压水堆核电厂系统全图
核蒸汽供应系统
常规岛和BOP系统
压水堆核电厂一回路系统 （反应堆冷却剂系统）
除盐除氧水 喷淋
蒸汽流量
辅助喷淋阀
稳压器 卸压箱
压 力 pressure：一回路：15.4MPa，二回路：~5.5MPa
一回路水保持在不发生整体沸腾；二回路蒸汽发生器出口饱和蒸汽。
蒸汽温度steam temperature：饱和温度 saturated steam
换 料 refueling：12个月18个月
目前，全球总共441个在运行的核电机组中，209个是压水堆。 压水堆是上国际上使用最广泛的堆型。
喷淋阀 设备冷却水
稳压器 蒸汽发生 器
辅助喷淋 排水 控制棒驱动机 构 2号环路冷段 波 动 管 安注系统 安注箱 主喷淋
给水流量
加热器
余热排出系统
安注系统 安注箱
安注系统
热段 主泵
反应堆
余热排出系统
余热排出系统 安注 设备冷却水
冷段 压力容器
轴封密封水注入
过渡段
上充流
过 剩 下 泄 化学和容积控制系统
反应堆冷却剂系统 (续)
Reactor Coolant System (RCS)（Continued）
功能
核电厂正常运行期间，由反应堆冷却剂冷却堆芯，并导出堆芯产生的热量，通 过蒸汽发生器加热二回路侧给水产生蒸汽用于电力生产； 在停堆冷却工况下，为堆芯提供冷却，排出余热（SG、停冷系统）； 以冷却剂中的硼含量补偿和控制反应性； 以反应堆冷却剂系统压力边界作为防止放射性物质向外释放的一道屏障； 冷却剂兼作慢化剂和反射层；
功能
将核燃料在反应堆中释放出的热能传输至蒸汽发生器产生蒸汽， 最终用于电力生产；
具有保证反应堆安全的功能。
反应堆冷却剂系统
Reactor Coolant System (RCS)
系统组成
反应堆冷却剂系统 (Reactor Coolant System)
堆芯及反应堆压力容器 Core & Reactor Vessel 主泵 / 反应堆冷却剂泵 Main Pump / Reactor Coolant Pump (RCP) 蒸汽发生器 Steam Generator 主管道 Main Pipe 稳压器 Pressurizer 稳压器卸压箱 Pressurizer Relief Tank
5.2 压水堆核电厂的组成
核电厂的组成（压水堆）
核电站厂房（Plant Buildings）
核岛（安全壳（反应堆）厂房+燃料厂房+核辅助厂房+ 主控室） Nuclear Island 常规岛（汽机厂房：二回路设备及相关辅助系统） Conventional Island BOP（电站辅助与公用设施） Balance of Plant
沸水堆核电站
Boiling Water Reactor (BWR) NPP
蒸汽
单回路
反应堆容器
沸水堆的主要特性
Characteristics of BWR
核燃料：低浓缩铀，富集度~2%
慢化剂：轻水
冷却剂：轻水 回 压 路：单回路（直接循环） 力：一回路：5~7MPa
一回路水在堆芯内发生沸腾，并将产生的蒸汽直接送给汽 轮发电
反应堆冷却剂系统（续2）
Reactor Coolant System (RCS)（Continued 2）
设备要求
本系统所有承压边界的设备及管道均属于核安全1级和抗震I类。
布置要求
本系统全部布置在安全壳内，以防止放射性物质向环境泄漏； 把各设备和管道按实体隔离原则分别布置在安全壳的各个隔间内，以 防止飞射物损坏本系统设备； 应使蒸汽发生器的位置高于反应堆位置，以保证系统具有足够的自然 循环能力，在主泵失效时也能排出堆芯余热。
补偿一次冷却剂由于其温度的变化、流失或添加所引起的容积变化； 调节一次冷却剂中硼浓度，以补偿由于冷却剂物理参数变化所引起的反应性 的缓慢变化，并在维修或换料时提供足够的停堆深度；


作为安注系统补充，在事故工况时，将向冷却剂系统注入含硼水；
提供主泵轴封水并收集轴封回流水； 向换料水箱及乏燃料池提供含硼水； 稳压器辅助喷淋。