CPR1000压水堆主回路系统介绍

中国核工业第二三建设公司红沿河项目部 单击此处编辑母版标题样式 优点：沸水堆直接产生蒸汽，压力壳所承受的压力较 小.压力容器厚度较薄，但反应堆周围还设置有喷射泵， 汽水分离器和干燥器等设备，使得沸水堆的压力壳尺寸 要比压水堆大。 沸水堆采用堆内再循环系统，减少了反应堆压力壳 开孔接管，也大大地缩小了它的直径，从而使电站失水 事故的可能性及严重性大大的降低了。因此，从这一点 来说，沸水堆核电站比压水堆更安全。沸水堆电站燃料 比功率小。
中国核工业第二三建设公司红沿河项目部 单击此处编辑母版标题样式 简化非能动设计大幅度减少了安全系统的设备和部件，与 正在运行的电站设备相比，阀门、泵、安全级管道、电缆、抗 震厂房容积分别减少了约50%，35%，80%，70%和45%。同时采 用标准化设计，便于采购、运行、维护，提高经济性。 西屋公司以对AP1000作的经济分析表明，AP1000隔夜价低 于1200美元/千瓦（包括业主费用和厂址费用）。建造中大量 采用模块化建造技术 通过与前期工程平行开展的按模块进行混凝土施工、设备 安装的建造方法，AP1000的建设周期大大缩短至60个月，其中 从第一罐混凝土到装料只需36个月。
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2.2 欧洲先进压水堆EPR技术 单击此处编辑母版标题样式 1993年5月，法国和德国的核安全当局提出在未来压水堆 设计中采用共同的安全方法，通过降低堆芯熔化和严重事故 概率和提高安全壳能力来提高安全性，从放射性保护、废物 处理、维修改进、减少人为失误等方面根本改善运行条件。 欧洲先进压水堆EPR设计特点： EPR为单堆布置四环路机组，电功率1525MWe，设计寿命 60年，双层安全壳设计，外层采用加强型的混凝土壳抵御外 部灾害，内层为预应力混凝土。
输送反应堆芯产生的热量至蒸汽发生器，并把热量 从蒸汽发生器输送至二回路； 中子减速剂； 堆芯反应性控制； 反应堆冷却剂压力控制。
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RCV功能： 单击此处编辑母版标题样式 稳压器内设计水位的保持（容积）； 硼浓度的控制（化学）； 反应堆冷却剂水的净化（化学）； 反应堆冷却剂水化学性能的保持（化学）；
组成


冷却剂：吸收热量 并带出堆芯
控制棒 燃料组件
各种堆芯图例
压力容器
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反应堆压力容 单击此处编辑母版标题样式 器设计寿命为60 年 低泄漏设计， 减少了对压力容 器的中子辐照； RPV堆芯活性段 采用整体锻件； 严格控制RPV材 料中的辐照敏感 元素Cu、P、S、 Ni等的含量。
对RCPS第一层轴密封水的注入；
对RCPS第一层轴密封水泄漏的收集。
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RIS功能：
在RCP冷却剂漏失事件工况期间，保持堆芯的冷却；
在冷却剂漏失事件工况期间，控制反应性； 在蒸汽管线破裂事件工况期间，控制反应性。
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环路数 3 ＞15%Fra bibliotek单击此处编辑母版标题样式 DNBR裕量
CPR1000部 分参数
机组可用率 压力容器设计寿命 一回路压力 一回路温度T入/T出 平均线功率密度 机组额定功率 燃料组件 活性区高度
总体性能指标
≥87% 60年 15.5 MP 292.4℃/329.8℃ 186 W/cm 1080 MWe 157组全M5的AFA3G组件 3.66 m
换料周期 堆容器内径/高度
电厂热循环效率 仪控系统 电厂布置
18 月 3.99 m/12.99 m
36% DCS 双堆
安全壳
安全壳自由体积 严重事故对策 汽轮发电机组 建设工期
单层 + 钢内衬
49000 m3 采取相应措施 半速机 ≤58 月
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一回路主系统 单击此处编辑母版标题样式
压水堆
轻水堆 重水堆 反应堆堆型: 按冷却剂，慢 化剂的不同 沸水堆
气冷堆
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1.1压水堆 压水堆用轻水作为冷却剂和慢化剂。一回路压力 15.5MPa，我们现在所看到的CPR1000、AP1000、EPR都是压 水堆型。 现在国际上和国内大多使用压水堆这种堆型。压水堆核 电厂约占世界核电厂的60%以上。
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重水堆主要在加拿大原子能有限公司研究的CANDU，现 也成为世界上少数几个比较成熟的堆型之一.（CANDU型反 应堆的造价比轻水堆高10-20%）。因此重水堆建造和发展 不如轻水堆普遍。 最近 特别最近对铀资源的利用越来越多，铀资源的量 越来越少，为了对铀资源更加有效的利用，不少国家开始 对重水堆感兴趣。 我国秦山3期就是加拿大的CANDU重水堆型核电站 。
特点： （1）高温、高效率。出口温度750—950C0发电效率高。 （2）高转换比。新核燃料的转换比可达0.85左右。 （3）安全性高。石墨材料具有很好的耐高温的特性，仅 在3300C以上才会升华。石墨堆芯有巨大的热容量，可保证 在事故工况下温度上升缓慢，有利于事故处理，至少可使事 故不易扩大。 整个一回路置于预应力混凝土压力壳，没有 突然爆破的危险。
中国核工业第二三建设公司红沿河项目部 二、 AP1000与EPR简介 单击此处编辑母版标题样式
2.1 AP1000 西屋公司在已开发的非能动先进压水堆AP600的基础上开发 了AP1000。简化的非能动设计提高了安全性和经济性。 AP1000主要安全系统，如余热排出系统、安注系统、安全 壳冷却系统等，均采用非能动设计，系统简单，不依赖交流电 源，无需能动设备即可长期保持核电站安全，非能动式冷却显 著提高安全壳的可靠性。安全裕度大。针对严重事故的设计可 将损坏的堆芯保持在压力容器内，避免放射性释放。
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（4）对环境的污染小。由于采用性能稳定的氦气作为冷却 剂，反应堆一回路放射性剂量较低，而且由于它的热效率高排 除的废热也比轻水堆少35-40%。因此,它是核电站中较清洁的堆 型，可以建在人口较密的城市。 （5）有综合利用的广阔前景。如果氦气温度达到900C0，与 氦气轮机直接连接，热效率可达50%。 高温气冷堆出口温度较 高，可以用与分解水，产生氢气和氧气，能量转换。 我国清华大学正在研究，准备和华能一起建造高温气冷堆 核电站。
中国核工业第二三建设公司红沿河项目部 单击此处编辑母版标题样式 1.4高温气冷堆（HTGR）
高温气冷堆作为石墨气冷堆的继续和发展，是 一种用低富集铀（2-5%铀-235）或高富集加钍的凃 敷颗粒做核燃料，用石墨做中子慢化剂和堆芯结构 材料，高温氦气作为冷却剂的先进转换堆。
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1.2沸水堆 沸水堆也是一种轻水堆，它与压水堆的本质区别是降低了 一回路的冷却水的工作压力，允许一回路冷却水在堆芯内发生 沸腾。并将产生的蒸汽直接送到汽轮机发电。沸水堆冷却剂工 作压力约为6.86MPa。另外，在沸水堆中采用再循环流程，通 过再循环泵调节堆芯内冷却剂流量，采用这种系统，在控制棒 位置不变动的条件下，功率可增加25%。
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2.3 CPR1000 单击此处编辑母版标题样式 CPR1000是以中国广东核电集团从法国引进的百万千 瓦级核电机组为基础，结合技术改进形成的中国大型商用 压水堆技术方案。 CPR1000是目前我国设计自主化、设备本地化、建设 自主化、运行自主化水平最高且以国内运行业绩最佳核电 站为参考基础的技术方案。 CPR1000是根据世界上同类型机组1000多堆年运行经 验不断持续改进的技术结晶。
CPR1000主回路系统 介绍
编制：赵永杰
审核：
批准：
2008年12月1日
中国核工业第二三建设公司红沿河项目部 内容简介 单击此处编辑母版标题样式 反应堆分类介绍
AP1000、EPR、CPR1000介绍
CPR100主回路系统
中国核工业第二三建设公司红沿河项目部 一 、反应堆分类 单击此处编辑母版标题样式
中国核工业第二三建设公司红沿河项目部 功能


堆芯（活性区） 反应堆的心脏 单击此处编辑母版标题样式 产生自持链式核裂变反应 以热的形式释放裂变能 核燃料组件：核燃料是由易裂变核素制成， 通常还含有可转变核素 慢化剂：使中子慢化，仅热中子堆有 控制材料：控制中子数
控制棒组件 可燃毒物 可溶毒物
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1.3重水堆 重水堆是用重水（D2O）来作为慢化剂。重水 具有中子吸收截面小而慢化性能好的特点，中子的 利用率高。因此可也直接采用天然铀作为反应堆的 燃料，而不受浓缩能力的限制，这是重水堆突出的 优点。但是由于重水的价格较贵，为减少重水泄漏 损失，相应的使反应堆及重水设备回路的设备制造 复杂。
下泄途径；
配合换料操作，排放反应堆换燃料池中的水。
中国核工业第二三建设公司红沿河项目部 单击此处编辑母版标题样式 稳压器
蒸发器
主泵 主管道 热段
主管道 过渡段 主管道 冷段
压力容器
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3.1 反应堆压力容器 单击此处编辑母版标题样式 作用： 反应堆压力容器是用来固定和包容堆芯、堆内构件、使核 燃料的链式裂变反应限制在一个密封的金属壳内进行。如果说 燃料元件包壳是防止放射性物质外逸的第一道屏障，则包容整 个堆芯的压力容器就是第二道屏障。 反应堆压力容器和一回路管道是承受冷却剂的重要的压力 边界； 所有堆内构件都是由压力容器支承和固定，所以它又是一 个承受很大载荷的构件。 大亚湾核电厂反应堆容器由低碳素体低合金钢筒，材料成 分为：碳≤0.25%,添加少量的合金元素为锰1.15-1.5%钼： 0.6%，镍0.4-1%
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特点： 单击此处编辑母版标题样式 采取了严重事故的预防和缓解等措施，将使LAⅡ的综合 技术安全经济指标达到目前国际同类核电站的先进水平。 在从Dayabay最初引进到CPR1000的渐进式技术革新过程 中，充分借鉴了生产运行经验反馈，包括吸纳法国同类型机 组批量改造经验，现已更加完善的CPR1000方案是在 Dayabay 、 LAⅠ的技术基础之上，结合法国为追赶世界先 进核电的发展所作的第二次十年大修计划（VD2）的改进。 CPR1000还将继续分享同类机组运行经验的反馈。 CPR1000作为“二代加”技术，通过持续科技进步，逐渐趋 近第三代，可以保证与先进技术更加平稳地衔接过渡。
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RCP:反应堆冷却剂系统
RCV:化学和溶剂控制系 统 REA:反应堆硼和水的补 给系统 RRA:余热排除系统
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PTR:反应堆和乏燃料水 池冷却和处理系统
RIS:安全注入系统
EAS:安全壳喷淋系统
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RCP功能： 单击此处编辑母版标题样式
REA功能： 单击此处编辑母版标题样式 制备浓度4%和12%的硼酸溶液，储存浓度4%的硼酸 溶液； 为达到减缓反应性的目的，与RCV系统共同调节 RCP系统的硼酸浓度；
为RCP提供除盐水和硼酸溶液；
向RCP注入化学试剂。
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RRA功能： 单击此处编辑母版标题样式 去除反应堆芯的热量，主回路系统的显热和主泵的热 量，使中间停堆状态达到冷停堆状态； 在换料期间，保持RCP系统不高于60℃； 在压力非常低，RCV系统处于失效状况时，作为RCP的