核电厂系统及设备课件

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核电厂系统及设备课件

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。
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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。

核电厂系统与动力设备课件04第四章一回路设备

核电厂系统与动力设备课件04第四章一回路设备

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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
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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
13
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

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

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。

核电厂系统与设备01章补充幻灯片PPT

核电厂系统与设备01章补充幻灯片PPT

重核
中等核
中等核
• 比结合能最大

核 • 结合时质量亏损大
轻 核
轻核
2021/5/24
质量亏损
中等核
轻核
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重核裂变
▪ 自发裂变:无需外界作用,就 有自发分裂的趋势。自然界中 某些质量数很大的原子核,如 铀 -236 , 有 自 发 裂 变 的 现 象 。
▪ 诱发裂变:在中子轰击下发生 的裂变
▪ 链式裂变反应:裂变过程中, 有中子释放出来,这样就可能 形成链式的裂变反应,从而源 源不断地产生核能
➢ 铀-238约99.28%
2021/5/24
鈣铀云母铜铀云母
天然铀
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裂变核燃料的生成
2 9 U 3 2 n 8 2 9U 3 2 9 2 9N 3 3 9 p 2 9P 3 49u
2 9 T 3 0 2 n h 2 9 T 3 0 3 h 2 9 P 3 1 3 a 2 9 U 3 23
2021/5/24
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(n,α)反应
▪ 出射粒子为氦核
▪ 与(n,p)反应类似,慢中子引起重核的 (n,α)反应的可能也很小,只有轻核才能 发生(n,α)反应。
➢ 例如:10B(n,α)7Li反应等,其热中子吸收截 面很大,所以常利用硼-10 和锂-6作为中子探测 器,利用含硼石蜡作为快中子的屏蔽材料。
数 ,控制反应速度
2021/5/24
如何才能使链 式反应不变成 原子弹似的在 瞬间倍增,而 是维持不变的 核反应速率?
必须保证每次裂变放 出的中子只有一个用 于其它核素的裂变
办法是:设法用非裂 变方法将裂变放出的 多余中子抢走
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维持链式裂变的条件--临界质量
临界体积

核电厂系统及设备培训课件(PPT86张)

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:
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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 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

0C

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

压水堆核电厂二回路系统与设备介绍PPT课件( 31页)

压水堆核电厂二回路系统与设备介绍PPT课件( 31页)

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

核电厂系统及设备培训讲义(

核电厂系统及设备培训讲义(
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2.5 安全壳喷淋系统(EAS)
主要功能:
• 从安全壳顶部空间喷洒冷却水,为安全壳气 空间降温降压,限制事故后安全壳内的峰值 压力,保证安全壳完整性。
• 在再循环安注模式下,安全壳地坑的水需冷 却时,由安全壳喷淋系统的热交换器冷却后 再注入堆芯,安全壳喷淋系统是在设计基准 事故下可以排除安全壳内热量的唯一系统。
5
• 具备有这种能力的反应堆,即主要依赖于 自然的安全性,非能动的安全性和后备反 应性的反应堆体系被称为固有安全堆。
• 先进核反应堆有:池式快堆IFR,模块式高 温气冷堆MHTGR,过程固有最终安全反应 堆PIUS。
6
反应堆安全设施有特定的安全功能
7
事故工况下投入的系统或装置
第一道屏障:反应堆紧急停堆系统 第二道屏障:稳压器安全阀 第三道屏障:则有以下系统或装置动作: • 安全壳自动隔离; • 安全壳喷淋系统, 用于降低安全壳内压和减
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EPR堆芯熔融物收集系统(捕集器)
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AP1000的安全壳
• 安全壳由4个环段和上 下封头组成。直径为 39.6m,圆柱段是 7.77m。壁厚4.44cm, 设计压力4.07bar。
• 环段和容器封头用钢板 构成,事先在工厂加工 成型,在现场安装。最 大环段(包括支撑)重 658t,2个封头每个重 500t。
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• 系统间的设备兼容,兼容会减少设备,简化 设计,降低投资,但带来了运行中运行方式 切换的问题,会增加系统的失效率。因而, 有将安全相关系统与一般系统分开的趋势。 我国秦山核电厂则将化容系统上充泵在事故 时作安注使用,同时还专设了两台高压安注 泵。大亚湾核电厂的余热去除系统只起余热 排出作用,与低压安注分开了。
• 在蒸汽发生器传热管破裂事故,反应堆冷却

核电厂系统及设备培训讲义

核电厂系统及设备培训讲义
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• 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。
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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。
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• 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。
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中压安注系统流程图
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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。

核电站系统与设备.ppt

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
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• 在压水堆核电厂使用较广泛的有三种:立 式U形管自然循环蒸汽发生器、卧式自然循 环蒸汽发生器和立式直流蒸汽发生器。
• 其中立式U形管自然循环蒸汽发生器应用最 为广泛。表3.3给出了几种主要蒸汽发生器 的特征。
16
几种主要的蒸汽发生器
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表3.5 59/19型蒸汽发生器的 主要设计参数
现代压水堆核电厂普遍采 用(如图3.41)所示的电 加热式稳压器。这种稳压 器是一个立式圆柱形高压 容器。其典型的几何参数 为高13m,直径2.5m,上 下端为半球型封头,总容 积约40m3。净重约80t。 立式安装在下部裙座上。
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图13 稳压器结构简图
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• 在稳压器的底封头上安装有电加热器。加 热器通过底封头插入,立式放置。
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• 图3.35为美国B&W 公司 设计的直流蒸汽发生器 原理图。它是一种直管 型的管壳式蒸汽发生器。 一次侧冷却剂由上封头 入口进入,流经传热管 后由下封头出口流出。 二次侧给水通过环形给 水管进入传热管束,相 继被预热、沸腾,最后 成为过热蒸汽。
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➢优点:①出口得到的通常是过热蒸汽,有
较高的热效率。 ②它的传热管是直管式, 且不带汽水分离器、蒸汽干燥装置等,因 此便于制造和组装。
蒸汽发生器可按工质流动方式、传热管形状、 安放形式以及结构特点分类: • 按照二回路工质在蒸汽发生器中流动方式,
可分为自然循环蒸汽发生器和直流(强迫循 环)蒸汽发生器;
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• 按传热管形状可分为U形管、直管、螺旋管 蒸汽发生器;
• 按设备的安放方式可分为立式和卧式蒸汽 发生器;
• 按结构特点还有带预热器和不带预热器的 蒸汽发生器。
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2 蒸汽发生器典型结构 和工质流程
2.1 立式自然循环U形管蒸汽发生器
2.1.1 工质流程
• 反应堆冷却剂经进口接管进入入口水室,然后进入 U形管束,流经传热管内时,将热量传给二次侧,
冷却剂经出口水室离开蒸汽发生器。
• 二次侧给水通过给水环分配到环形下降通道内,与
由汽水分离器分离出来的再循环水混合后,在底部
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26
27
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c 下封头
• 下封头是蒸汽发生器中承受压差最大的部 件,通常呈半球形。由于表面开有四个大 孔,应力状态十分复杂,通常采用冲压成 型制造,技术难度大;有的采用低合金钢 铸造(大亚湾),工艺较简单,但须严格控 制铸件质量。
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D 支撑隔板及防振拉条
• 管束是呈正方形排列的倒U形管。管束直段 分布有若干块支撑板,用以保持管子之间 的间距。
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2.1.2 结构
立式自然循环 U形管蒸汽发 生器结构大致 分成两部分, 加热段和汽水 分离段。
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1)加热段结构
a U形管束 b 管板 c 下封头 d 支撑隔板及防振拉条 e 管束套筒 f 二次侧流量分配板
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a U形管束
• 传热管对保障核电厂安全运行极为重要。 为寻找高性能耐腐蚀的传热管材,作了大 量工作。60年代后,美国采用Inconel— 600合金,近几年改用Inconel—690合金。 该材料的抗腐蚀能力有显著改善。
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➢严重缺点:① 二回路水容量小,一旦给水
中断,二回路容易烧干,不能把一回路热量 传出去,而引起事故,因此对给水自动控制 的要求很高。 ② 它不能象自然循环式蒸汽 发生器那样排污,给水带入的盐分将大部分 沉积在传热管上。
➢ 因此,直流式蒸汽发生器对给水品质及传
热管材的抗腐蚀性能要求高。 54
3. 稳压器
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b 管板
• 管板是一二次侧压力边界的一部分,它用低 合金高强度钢锻造而成。蒸汽发生器的管板
厚度达500~700mm,属超厚锻件,要求材料
具有优良的塑韧性及淬透性。大型管板的管
孔达近万个,而且对孔径公差、节距公差、
管孔光洁度都要求很高。深钻孔成为蒸汽发
生器制造的关键工艺,也是决定管板制造加
工周期的重要因素。
12
• 因此,各核电国家都把改进和研究蒸汽发 生器技术作为完善压水堆核电厂技术的重 要环节,制定了庞大的改进研究计划,其 中包括蒸汽发生器热工水力、腐蚀与传热 管材料的研制、蒸汽发生器结构设计的改 进、无损探伤技术、传热管振动、磨损疲 劳研究和二回路水质控制等。这些课题涉 及多种学科。
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蒸汽发生器的分类:
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b 第二级汽水分离器一般采用图3.32所示的 带钩波纹板分离器。汽水混合物在波纹板 间流动过程中多次改变流动方向,从而使 夹带的小水滴被分离出来。波纹板上的多 道挡水钩收集板面水膜并捕集蒸汽流中的 水滴,分离出的水汇集后沿凹槽流入疏水 装置。
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2.1.3 汽水分离器的主要性能指标
19 下人孔
6
图18 蒸汽发生器结构图
7
8
9
10
• 压水堆核电厂运行经验表明,蒸汽发生器 传热管断裂事故在核电厂事故中居首要地 位。
• 据报道,国外压水堆核电厂的非计划停堆 事故中约有四分之一是因蒸汽发生器问题 造成的。
11
• 蒸汽发生器传热管面积占一回路承压边界 面积的80%左右,传热管壁一般为1~1.2mm。 因而传热管是整个一回路压力边界中最薄 弱的部分。
31
图3.30 支撑板四叶梅花形孔
32
e 管束套筒
• 管束套筒包围传热管束,降二次侧水分成 下降通道与上升通道。其下端由支撑块支 撑,留有间隙,使下降通道的水通过,进 入管束区。
33
F 流量分配板
• 在管束下部略高于管板处,有一块流量分 配板。板上钻的管孔比传热管的直径大, 在中心处钻一大孔用于分配流量。流量分 配板与U形管束中间设置的挡块相结合,保 证在平面上给水分布大致均匀并以足够大 的流速冲刷管板表面。
45
• 壳体沿高度方向分成两部分:上部为汽水分 离器,下部为淹没在水面以下的U形管加热 区。U形管束固定在两个立式圆柱形联箱上。
• 传热管束采用奥氏体不锈钢,管子内表面进 行电化学抛光,外表面进行研磨,以提高管 材的抗腐蚀能力。
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• 给水通过管束上方的给水总管进入蒸汽发生 器。装在联箱上的给水分配短管垂直插入到 U形管束中间,给水通过这些多孔配水管进 入换热器区域。
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2)汽水分离段
• 汽水分离器 • 蒸汽发生器的上部设有两级汽水分离器。汽
水混合物离开传热管束后经上升段首先进入 旋叶式分离器,除掉大部分水分,然后进入 第二级分离器进一步除湿。第二级分离器一 般是人字型板式干燥器。
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A 旋叶式分离器
• 在分离筒内装有一组固定的螺旋叶片,当汽 水混合物流过时,由直线运动变为螺旋线运 动,由于离心力作用使汽水分离,在中心形 成汽柱而在筒壁形成环状水层。水沿壁面螺 旋上升至阻挡器,然后折返流经分离筒与外 套筒构成的疏水通道而进入水空间。
• U形管的顶部弯曲段有防振杆防止管子振动。
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• 早期的支撑板采用圆形管孔和流水孔结构, 导致在缝隙区出现局部缺液传热状态,因此 产生化学物质浓缩。
• 新的设计普遍采用四叶梅花孔(图3.30)。 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。
经管束套筒缺口折流向上,进入传热管束区,沿管
间流道向上吸收一次侧的热量,被加热至沸腾,产
生蒸汽。
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• 汽水混合物离开传热管束后经上升段进入 第一级汽水分离器,由此分离出大部分水 分,再进入由人字型板组成的第二级汽水 分离器。分离出的水向下经疏水管,与其 它再循环水混合。经二次分离的蒸汽湿度 降至0.25%以下,经出口管送往汽轮机。
• 在直流式蒸汽发生器中,二次侧工质的流动 靠强迫循环。在热侧流体的加热下,给水经 预热、蒸发、过热而达到所要求的温度。
• 直流蒸汽发生器有管外直流和管内直流两类。 管内直流指二次侧工质在传热管内流动,这 种型式多用于核动力舰船。在压水堆核电厂 中均采用管外直流蒸汽发生器,即二次侧工 质在传热管之间流动。
a、出口的蒸汽湿度
• 欧美各国规定,自然循环蒸汽发生器的蒸汽湿度为 0.25%。这就要求分离器具有高的分离效率。
b、分离器的阻力
• 在蒸汽发生器二次侧自然循环的总压降中,分离器 的阻力占有重要份额。目前倾向于提高循环倍率, 要解决的重要课题之一是降低分离器的阻力。但是 这通常与提高分离效率是相矛盾的。
蒸汽出口管嘴 1 蒸汽限流器 2
上封头 3
三级分离器 4 上人孔 5
一二级汽水分离器 6 上筒体 7
给水管环 8
管束弯头防震条 9 锥形筒体 10
U形管 11 下筒体 12 支撑板 13 下降管套筒 14
20 给水管嘴
流量分配板 15
下筒体加厚段管板 16 一次侧筒体隔板 17 下封头 18 一次侧进出水管嘴
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3.3 超压保护装置
• 稳压器汽空间有两种卸压管线: 1) 一种是3条安全阀卸压管线,每条管线上
有一只弹簧压力式安全阀,当稳压器压力 达到各安全阀开启定值时,进行事故排放;
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2) 另一种卸压管线上装有动力操作的卸压阀
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• 另一个优点是:具有较大的蒸汽空间,单位 蒸发面的负荷较立式蒸汽发生器的小,因而, 采用较简单的汽水分离装置(百叶窗式)就 能保证蒸汽质量满足标准。
• 卧式蒸汽发生器的缺点是:出口蒸汽的湿 度对水位波动比较敏感,因而对水位控制要 求较高。另一个缺点是卧式安放,不便于在 安全壳内布置。
50Βιβλιοθήκη 2.3 直流式蒸汽发生器核电厂系统及设备 第四讲
(2011—2012学年第2学期)
主讲:田丽霞
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1. 概述
• 蒸汽发生器是压水堆核电厂一、二回路的枢 纽,它将反应堆产生的热量传递给蒸汽发生 器二次侧,产生蒸汽推动汽轮机作功。
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