压水堆核电厂完PPT课件

一、压水堆核电厂结构
核岛主要设备（主泵） 如果把反应堆中的冷却剂比做人体血液的话，那主泵则是心脏。
它的功用是把冷却剂送进堆内，然后流过蒸汽发生器，以保证裂变 反应产生的热量及时传递出来。
主泵
一、压水堆核电厂结构
❖ 核岛主要设备（稳压器） 又称压力平衡器，是用来控制反应堆系统压力变化的设备。在正常运 行时，起保持压力的作用；在发生事故时，提供超压保护。稳压器里 设有加热器和喷淋系统，当反应堆里压力过高时，喷洒冷水降压；当 堆内压力太低时，加热器自动通电加热使水蒸发以增加压力。
一、压水堆核电厂结构
压水堆核电站主要由核岛、常规岛、电站 配套设施（BOP）等组成。
反应压水堆堆简(P介ressurized Water Reactor)
总体特点 a.以净化的普通水作冷却剂和慢化剂 b.轻水慢化性能好堆芯较小
吸收截面大低富集度加浓铀 c.一回路冷却剂压力一般为15.5MPa d.压水堆核电站有放射性的一回路和二回路系统
压水堆核电厂简 介
❖ 内容提示： ❖ 一、压水堆核电厂结构 ❖ 二、AP1000简介 ❖ 三、EPR简介
一、压水堆核电厂结构
核电的分类：
按照反应堆冷却、慢化介质的不同，可将反应堆 分为压水堆、沸水堆、重水堆、高温气冷堆、钠 冷快中子堆等不同堆型，同时上述的几种堆型也 是在世界上普遍应用或有较好发展前景的堆型
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、 凝汽器和汽水分离再热 器组成。
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
在建17（红沿河2方家山2宁德2福淸4阴江5防城港2） 6) AP1000. 100万千瓦. 4台. 三门，海阳 7) EPR. 1600万千瓦 2台. 台山 8) 高温气冷堆. 20万千瓦. 石岛湾
8种堆型：压水堆6，重水堆1，高温气冷堆1 运行20台机组；在建28台机组 另:中国实验快堆2万千瓦 出口：6台，2台运行，4台在建 拟建：AP1000. 徐大堡4，河北4，海阳2，三门2，漳州4，陆丰4
反应堆压力容器
稳压器
安全壳 蒸汽发生器
用户
再热器 汽轮机
发电机
疏水箱
冷凝器
凝结水泵
循环泵
冷却水源
高压加热器
除氧器
低压加热器 抽气器
除盐装置 升压泵
主泵
安全壳
主给水泵
wk.baidu.com
输 配 电
核电厂二回路的流程原理与火力发 电厂的流程原理基本相同，只是由 核岛部分的蒸汽发生器代替了火力 发电厂的蒸汽锅炉。
我国运行及在建反应堆堆型
在建17（红沿河3-4,方家山 1-2,宁德3-4,福淸1-4,阴江 1-5,防城港1-2
运行及在建堆型
AP
1000
百 万 核 电 厂 主 回 路
三门、海阳 （在建４台）
研发堆型
ACP1000 ACPR1000+ CAP1400 ACP100 快堆BN800
堆芯损坏频率 大量放射性释放频率 电功率（MWe）
控制棒 52 組
反应堆高1230直徑380
燃料元件高 365.8公分寬 21.4公分157 組
反应堆
一、压水堆核电厂结构
核岛主要设备（蒸发器）
蒸汽发生器 它的作用是把通过反应堆的冷却剂的热量 传给二回路水，并使之变成蒸汽，再通入汽轮发电机的 汽缸作功。
蒸汽发生器
2009年6月30日13时46分，中核五公司秦山核电二期扩建工程 4#核岛4A蒸汽发生器吊装成功！
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
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）
稳压器
一、压水堆核电厂结构
❖ 反应堆厂房（安 全壳）主要设备 整体示意图
上述设备构成了一 回路工艺系统
一、压水堆核电厂结构
❖ 常规岛主要设备介绍:
二回路系统主要由蒸汽发生器二次侧、汽轮 发电机组、凝结水泵、给水泵、给水加热器 、除氧器等设备组成。
一、压水堆核电厂结构
❖ 常规岛主要设备（汽 轮发电机组）
分开，放射性冷却剂不会进入二污染二回路设 备，运行和维护方便，需要处理的废气、废水、 废物量较少。
一、压水堆核电厂结构
❖ 核岛主要设备（压力容器）
典型压水反应堆的核心是一个圆柱形高压 反应容器（压力容器）。容器内设有实现核 裂变反应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核心，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压力容器。
我国投运与在建电 站以压水堆为主
一、压水堆核电厂结构
压水堆核电站原理
圍阻體 蒸汽產生器
調壓槽
蓄壓器
反應爐
圍阻體 噴灑泵 充水泵 餘熱移除泵
反應爐 冷卻水泵
燃料更換 水儲存槽
汽水分離 再熱器
變電所 低壓汽機
主變壓器
高壓汽機
高壓飼水 加熱器
主飼水泵
低壓飼水加熱器
冷凝器
冷凝水泵
發電機 勵磁機
循環水泵
海水
堆芯热工裕量 设计寿期（年） 换料周期（月）
可利用率 安全停堆地震 固体废物产生量（m3/年） 操作员不干预时间
ACP1000 <10-6 <10-7
~1200
ACPR1000+ ~10-6 ~10-7 1150
1) CP300 30万千瓦 1台 运行1（秦山一期） 2) CP600. 60万千瓦 6台 运行4（秦山二期），在建2 (海南昌江2) 3) 重水堆. 70万千瓦. 2台. 运行2（秦山三期） 4) VVER. 100万千瓦. 4台。 运行2（田湾12） 在建2(田湾34） 5) M310. 100万千瓦. 28台. 运行11（大亚湾2岭4红沿河2宁德2阳江1）