图解核电站主要系统_图文
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图解核电站主要系统_图文.ppt
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
§1.6 安全注入系统 RIS
1、系统的功能
§1.7 安全壳喷淋系统系统 EAS
（1）当安全壳内的一回路或二回路主管道破裂时，安全壳 内的压力P和温度T就会上升。EAS系统此时用喷淋水冷凝蒸 汽，将安全壳内的温度、压力降低，以保持安全壳的完整性 。 （2）EAS系统还通过热交换器排出事故时释放到安全壳 内的热量，它是安全系统中的唯一冷源。
REA 4. 余热排出系统 RRA
5. 反应堆和乏燃料水池冷却和处 理系统 PTR
1. 发电机励磁和电压调节系统 GEX
2. 输电系统 GEV 3. 主开关站—超高压配电装置
GEW 4. 厂内6.6KV供电网络LG*/LH*
6. 安全注入系统 RIS
7. 安全壳喷淋系统 EAS 二回路主要系统
1. 主蒸汽系统 VVP 2. 汽轮机旁路系统 GCT 3. 汽水分离再热器系统 GSS 4. 凝结水抽取系统 CEX 5. 循环水系统 CRF 6. 低压给水加热器系统 ABP
7. 给水除气器系统 ADG
8. 汽动/电动给水泵系统 APP/APA
9. 高压给水加热器系统 AHP
10. 给水流量控制系统 ARE
11. 循环水系统 CRF
12. 辅助给水系统 ASG
二回路主要系统
1、功能：
Ø将一回路提供的热能（高温高压蒸汽）转变 为汽轮机高速旋转的机械能，带动发电机发 电；
上充
§1.2 化学和容积控制系统RCV
硼化
下泄 030VP
排出含硼水V升
TEP
002B A
上充
注入硼酸V升
REA
TEP 除硼
段
REA
1、系统的功能
§1.3 反应堆硼和水补给系统 REA
REA系统为RCV贮存并提供其三大控制功能所需的各种流体
。2、系统的组成
REA系统由水部分和硼酸部分组成，只有硼酸部分与安全相关 。
一、核岛主要系统
§1.7 安全壳喷淋系统系统 EAS
2、系统的组成
一、核岛主要系统
§1.7 安全壳喷淋系统系统 EAS
EAS热交换器和碱罐
二回路主要系统
1. GNPS 汽轮机组简介
2. 主蒸汽系统 VVP
3. 汽轮机旁路系统 GCT
4. 汽水分离再热器系统 GSS
5. 凝结水抽取系统 CEX
6. 低压给水加热器系统 ABP
6. 给水除气器系统 ADG 7. 汽动/电动给水泵系统
APP/APA 8. 高压给水加热器系统 AHP 9. 给水流量控制系统 ARE 10. 辅助给水系统 ASG 11. 循环水系统 CRF
核岛主要系统
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理系统 PTR 6. 安全注入系统 RIS 7. 安全壳喷淋系统 EAS
RCV003PO
RCV002PO
122VD
RCV001PO 去主泵轴封
1REA001P O
130V D
去卸压箱
去RCP卸压 阀
去RRA卸压 阀
去2号机
§1.4 余热排出系统RRA
1、系统的功能
当一回路的温度降到 180 0C 及以下，压力降到 3.0 Mpa 以下时，RRA
停 堆
系统排出以下三部分热量：
单元 02BA
30VP
RRA泵
§14 余热排出系统RRA
RRA泵的电动机
§1.4 余热排出系统RRA
RRA热交换器
§1.4 余热排出系统RRA
§1.5 反应堆水池和乏燃料 水池冷却和处理系统PTR
1、系统的功能
Ø冷却功能 Ø净化功能 Ø充排水功能
2、系统的组成
Ø反应堆水池 Ø乏燃料水池 Ø换料水箱 Ø泵和管道
（剂丧1）失（何LOC谓A）L事O故C。 A事故 ？
一旦一回路管道大破裂，冷却剂就会 喷流而出，造成反应堆失水。如果堆 芯失去冷却而烧毁，则大量放射性物 质就可能释放到安全壳内。
§1.6 安全注入系统 RIS
1、系统的功能
1）一回路小破口失水时，RIS用来向一回路补水，以重新建 立稳压器水位；
2）一回路大破口失水事故时，RIS向堆芯注水，以重新淹没并 冷却堆芯，限制燃料元件温度的上升。
Ø在停机或事故工况下，保证一回路的冷却。
二、二回路主要系统
大亚湾核电站汽轮机组
二、二回路主要系统
2、主要流程
3台蒸汽发生器→1个汽轮机高压缸→2台汽水分离再热器→3个汽 轮机低压缸→3个冷凝器→3台凝结水泵→4级低压加热器→1个除 氧器→ 3台主给水泵→ 2级高压加热器→ 3台蒸汽发生器
蒸汽发 生器
RRA01PO
RRA02PO
13VP
RRI
01RF
02RF RRI
24VP 25VP
反应堆
二环路 RCP02PO
RCV310VP
03GV
RCV50V P
RCV01EX
082VP
RCV366VP
01-03DI RRI 13VP
净化
三环路
RCP03PO
02RF
46VP RCV01-03 PO
RCP-RCV-RRA连接图
一、核岛主要系统
冲洗池 装罐池
传输水池
乏燃料水池
KX厂房
堆内构件池 换料腔
RX厂房
1#机RX、KX厂房布置图
反应堆水池全貌
§1.5 反应堆水池和乏燃料 水池冷却和处理系统PTR
堆腔（左图）和换料机（右图 ）
§1.5 反应堆水池和乏燃料 水池冷却和处理系统PTR
乏燃料池和行车（左图） 运输水池和倾翻机（右图）
MN
一回路
上充泵
容控箱
TEP MN
REA
§1.2 化学和容积控制系统RCV
2、化学控制
（1）一回路的化学问题
Ø 物理腐蚀（结垢）
燃料包壳破损
Ø 化学腐蚀（侵蚀）
高温+高氧含量+低pH值 → 化学反应加快
腐蚀进程加速 → 一回路比放射性升高
（2）化学控制的目的
Ø 限制腐蚀 Ø 将一回路水的化学和放射性指标持在规定的范围内
§1.1 反应堆冷却剂系统 RCP
3、蒸汽发生器
作用： 1、作为热交换设备 ，产生蒸汽； 2、作为连接设备， 隔离一、二回路。
一、核岛主要系统
§1.1 反应堆冷却剂系统 RCP
4、主泵
电动、立式、单 级、三级轴封、 离心泵
一、核岛主要系统
§1.1 反应堆冷却剂系统 RCP
5、稳压器
功能： 1、压力控制 2、超压保护
§1.1 反应堆冷却剂系统 RCP
反应堆冷却剂系统 的所有 设备、管道都包容在反应堆 厂房内。
RCP系统功能：
1. 输热：堆芯→ SG→ 二回路 2. 反应性控制； 3. 压力控制； 4. 充当第二道安全屏障。
一、核岛主要系统
§1.1 反应堆冷却剂系统 RCP
RCP系统的组成
RCP由核反应堆和与其相 连的三条输热环路组成， 每条环路包含一台蒸汽发 生器、一台主冷却剂泵以 及相应的管道和阀门。在 其中一条环路上还连接有 一台稳压器。
2、系统的组成
安全注入系统由三个分系统组成。
Ø高压安注
Ø中压安注
一、核岛主要系统
Ø低压安注
3、LOCA时的安注过程
第一阶段：冷段直接注入阶
段
当 P≤119bar时 ，高压安注系统 投入
一回路压力 （bar)
当P ≤42.5bar时
150
，中压安注系统
自动投入
100
当P<10bar时，
50
低压安注系统投
入
0
§1.6 安全注入系统 RIS
10
20
30
一回路破口后的压力变化
时间 （s）
3、LOCA时的安注过程
高、低压安注示意
§1.6 安全注入系统 RIS
中压安注示意
中压安注箱
§1.6 安全注入系统 RIS
3、LOCA时的安注过程
第二阶段： 安注再循环阶段
当换料水箱的 水位仅有2.1米 时，安注转入 再循环阶段。
§1.2 化学和容积控制系统RCV
化学控制的原理
Ø 控制pH值（注入7LiOH，中和硼酸）
Ø 控制氧含量（机组启动时注入N2H4，正常运行时向容控箱充入氢 气）
Ø 净化一回路水（过滤+除盐）
自下泄回路 001FI
017VP
上充 上充泵 §1.2 化学和容积控制系统RCV
030VP
002B A
002FI 026VP
水部分包括： 9REA001和002BA
1-2REA006BA
1-2REA001和002PO
硼酸部分包括： 9REA003和005BA
一、核岛主要系统
1-2REA004BA 1-2REA003和004PO
反应堆硼和水补给系统流程简图
去2号机 去安注系统
SED 9REA
05BA
TEP
PTR
01BA
RCV030VP RCV154VP
001DE
002DE
TEP系统 REA系统
003DE
化容系统净化段的流程
3、反应性控制
（1） 反应性变化的原因
（2）反应性控制的三个手段
Ø燃料多普勒效应和慢化剂温度效应 Ø控制棒
Ø裂变产物、毒物（氙、钐等）和燃耗 Ø可燃毒物棒
Ø工况改变导致的过渡反应性变化
Ø硼酸溶液的化学补偿
（3）反应性控制地目的
§1.5 反应堆水池和乏燃料 水池冷却和处理系统PTR
三重屏障
（1）燃料包壳 （2）一回路压力边界 （3）安全壳
专设安全设施
核电站设置了一整套的专设安全设施，以便在故障或事故工况下起到保 护和缓解作用，不使事故扩大，防止堆芯烧毁，确保第三道屏障即安全 壳的完整性，防止放射性物质外逸。
核电站以可能性极小的、假象的最严 重事故作为安全设计的依据，这种最 严重事故是指一回路大破口时的冷却
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
温
0C
度
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。
稳压器
堆功率 Pn%
Ø堆芯余热
100%
Ø一回路水和设备的 显热
Ø主泵产生的热量
93 % 7%
一、核岛主要系统
1% 剩余功率
0 1 23 4 反应堆停堆后的剩余功率
5 时间（h ）
2、RRA系统的组成
§1.4 余热排出系统RRA
01BA
RRA15V P
01GV
一环路 RCP01PO
02GV
RRA14V P
高压缸
汽水分离 再热器
低压 缸
高压加 热器
冷凝器
二、二回路主要系统
主给 水泵
除氧器
低压加 热器
凝结 水泵
§2.1 GNPS汽轮机组简介
一、核岛主要系统
ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ
§1.1 反应堆冷却剂系统 RCP
1、核反应堆
1、堆压力容器
容器本体+顶盖
2、堆内构件
吊蓝、堆芯、堆内上部 构件、堆内下部构件
一、核岛主要系统
§1.1 反应堆冷却剂系统 RCP
2、燃料组件
一、核岛主要系统
§1.1 反应堆冷却剂系统 RCP
2、燃料组件
采用17× 17阵列
一、核岛主要系统
9REA 03BA
9REA 01BA
1REA 04BA
9REA 02BA
200VB
RCV
1REA004P O
1REA003P O
1REA001F I
065VB
TEP ASG
210VB 205VB
1REA002P O
02BA 018VB
016V D
015V D
120VD 121VD
1REA006B A
Ø补偿燃耗和毒物带来的负反应性 Ø控制轴向功率偏差 Ø控制R棒位在调节带内 Ø保证停堆深度
（4） 反应性慢变化的控 制措施
Ø 加硼 Ø 稀释 Ø 除硼
§1.2 化学和容积控制系统RCV
反应性慢变化的控制措施
下泄
稀释
排出含硼水V升
030VP
TEP
002BA
上充
注入纯水V升
REA 除硼
下泄
030VP 002BA
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
容 积
（1）一回路水容积变化的原 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
•
主泵2#轴封等）
（2）水容积变化的影响
§1.5 反应堆水池和乏燃料 水池冷却和处理系统PTR
PTR流程图
PTR001/002RF
§1.5 反应堆水池和乏燃料 水池冷却和处理系统PTR
换料水箱（PTR001BA）
要求的最小换料水箱水贮量为 1660m3(对应于报警水位：15． 30m)。与向LHSI泵和EAS泵供水 相对应的合适的水贮量为1380m3 。此水箱内容纳的水的硼浓度： GNPS为2300—2500ppm，LNPS 为2100—2300ppm；最低温度为 7℃(对于硼酸结晶温度有足够裕 量)，最高温度为40℃(换料后的 最高温度)．
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
§1.6 安全注入系统 RIS
1、系统的功能
§1.7 安全壳喷淋系统系统 EAS
（1）当安全壳内的一回路或二回路主管道破裂时，安全壳 内的压力P和温度T就会上升。EAS系统此时用喷淋水冷凝蒸 汽，将安全壳内的温度、压力降低，以保持安全壳的完整性 。 （2）EAS系统还通过热交换器排出事故时释放到安全壳 内的热量，它是安全系统中的唯一冷源。
REA 4. 余热排出系统 RRA
5. 反应堆和乏燃料水池冷却和处 理系统 PTR
1. 发电机励磁和电压调节系统 GEX
2. 输电系统 GEV 3. 主开关站—超高压配电装置
GEW 4. 厂内6.6KV供电网络LG*/LH*
6. 安全注入系统 RIS
7. 安全壳喷淋系统 EAS 二回路主要系统
1. 主蒸汽系统 VVP 2. 汽轮机旁路系统 GCT 3. 汽水分离再热器系统 GSS 4. 凝结水抽取系统 CEX 5. 循环水系统 CRF 6. 低压给水加热器系统 ABP
7. 给水除气器系统 ADG
8. 汽动/电动给水泵系统 APP/APA
9. 高压给水加热器系统 AHP
10. 给水流量控制系统 ARE
11. 循环水系统 CRF
12. 辅助给水系统 ASG
二回路主要系统
1、功能：
Ø将一回路提供的热能（高温高压蒸汽）转变 为汽轮机高速旋转的机械能，带动发电机发 电；
上充
§1.2 化学和容积控制系统RCV
硼化
下泄 030VP
排出含硼水V升
TEP
002B A
上充
注入硼酸V升
REA
TEP 除硼
段
REA
1、系统的功能
§1.3 反应堆硼和水补给系统 REA
REA系统为RCV贮存并提供其三大控制功能所需的各种流体
。2、系统的组成
REA系统由水部分和硼酸部分组成，只有硼酸部分与安全相关 。
一、核岛主要系统
§1.7 安全壳喷淋系统系统 EAS
2、系统的组成
一、核岛主要系统
§1.7 安全壳喷淋系统系统 EAS
EAS热交换器和碱罐
二回路主要系统
1. GNPS 汽轮机组简介
2. 主蒸汽系统 VVP
3. 汽轮机旁路系统 GCT
4. 汽水分离再热器系统 GSS
5. 凝结水抽取系统 CEX
6. 低压给水加热器系统 ABP
6. 给水除气器系统 ADG 7. 汽动/电动给水泵系统
APP/APA 8. 高压给水加热器系统 AHP 9. 给水流量控制系统 ARE 10. 辅助给水系统 ASG 11. 循环水系统 CRF
核岛主要系统
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理系统 PTR 6. 安全注入系统 RIS 7. 安全壳喷淋系统 EAS
RCV003PO
RCV002PO
122VD
RCV001PO 去主泵轴封
1REA001P O
130V D
去卸压箱
去RCP卸压 阀
去RRA卸压 阀
去2号机
§1.4 余热排出系统RRA
1、系统的功能
当一回路的温度降到 180 0C 及以下，压力降到 3.0 Mpa 以下时，RRA
停 堆
系统排出以下三部分热量：
单元 02BA
30VP
RRA泵
§14 余热排出系统RRA
RRA泵的电动机
§1.4 余热排出系统RRA
RRA热交换器
§1.4 余热排出系统RRA
§1.5 反应堆水池和乏燃料 水池冷却和处理系统PTR
1、系统的功能
Ø冷却功能 Ø净化功能 Ø充排水功能
2、系统的组成
Ø反应堆水池 Ø乏燃料水池 Ø换料水箱 Ø泵和管道
（剂丧1）失（何LOC谓A）L事O故C。 A事故 ？
一旦一回路管道大破裂，冷却剂就会 喷流而出，造成反应堆失水。如果堆 芯失去冷却而烧毁，则大量放射性物 质就可能释放到安全壳内。
§1.6 安全注入系统 RIS
1、系统的功能
1）一回路小破口失水时，RIS用来向一回路补水，以重新建 立稳压器水位；
2）一回路大破口失水事故时，RIS向堆芯注水，以重新淹没并 冷却堆芯，限制燃料元件温度的上升。
Ø在停机或事故工况下，保证一回路的冷却。
二、二回路主要系统
大亚湾核电站汽轮机组
二、二回路主要系统
2、主要流程
3台蒸汽发生器→1个汽轮机高压缸→2台汽水分离再热器→3个汽 轮机低压缸→3个冷凝器→3台凝结水泵→4级低压加热器→1个除 氧器→ 3台主给水泵→ 2级高压加热器→ 3台蒸汽发生器
蒸汽发 生器
RRA01PO
RRA02PO
13VP
RRI
01RF
02RF RRI
24VP 25VP
反应堆
二环路 RCP02PO
RCV310VP
03GV
RCV50V P
RCV01EX
082VP
RCV366VP
01-03DI RRI 13VP
净化
三环路
RCP03PO
02RF
46VP RCV01-03 PO
RCP-RCV-RRA连接图
一、核岛主要系统
冲洗池 装罐池
传输水池
乏燃料水池
KX厂房
堆内构件池 换料腔
RX厂房
1#机RX、KX厂房布置图
反应堆水池全貌
§1.5 反应堆水池和乏燃料 水池冷却和处理系统PTR
堆腔（左图）和换料机（右图 ）
§1.5 反应堆水池和乏燃料 水池冷却和处理系统PTR
乏燃料池和行车（左图） 运输水池和倾翻机（右图）
MN
一回路
上充泵
容控箱
TEP MN
REA
§1.2 化学和容积控制系统RCV
2、化学控制
（1）一回路的化学问题
Ø 物理腐蚀（结垢）
燃料包壳破损
Ø 化学腐蚀（侵蚀）
高温+高氧含量+低pH值 → 化学反应加快
腐蚀进程加速 → 一回路比放射性升高
（2）化学控制的目的
Ø 限制腐蚀 Ø 将一回路水的化学和放射性指标持在规定的范围内
§1.1 反应堆冷却剂系统 RCP
3、蒸汽发生器
作用： 1、作为热交换设备 ，产生蒸汽； 2、作为连接设备， 隔离一、二回路。
一、核岛主要系统
§1.1 反应堆冷却剂系统 RCP
4、主泵
电动、立式、单 级、三级轴封、 离心泵
一、核岛主要系统
§1.1 反应堆冷却剂系统 RCP
5、稳压器
功能： 1、压力控制 2、超压保护
§1.1 反应堆冷却剂系统 RCP
反应堆冷却剂系统 的所有 设备、管道都包容在反应堆 厂房内。
RCP系统功能：
1. 输热：堆芯→ SG→ 二回路 2. 反应性控制； 3. 压力控制； 4. 充当第二道安全屏障。
一、核岛主要系统
§1.1 反应堆冷却剂系统 RCP
RCP系统的组成
RCP由核反应堆和与其相 连的三条输热环路组成， 每条环路包含一台蒸汽发 生器、一台主冷却剂泵以 及相应的管道和阀门。在 其中一条环路上还连接有 一台稳压器。
2、系统的组成
安全注入系统由三个分系统组成。
Ø高压安注
Ø中压安注
一、核岛主要系统
Ø低压安注
3、LOCA时的安注过程
第一阶段：冷段直接注入阶
段
当 P≤119bar时 ，高压安注系统 投入
一回路压力 （bar)
当P ≤42.5bar时
150
，中压安注系统
自动投入
100
当P<10bar时，
50
低压安注系统投
入
0
§1.6 安全注入系统 RIS
10
20
30
一回路破口后的压力变化
时间 （s）
3、LOCA时的安注过程
高、低压安注示意
§1.6 安全注入系统 RIS
中压安注示意
中压安注箱
§1.6 安全注入系统 RIS
3、LOCA时的安注过程
第二阶段： 安注再循环阶段
当换料水箱的 水位仅有2.1米 时，安注转入 再循环阶段。
§1.2 化学和容积控制系统RCV
化学控制的原理
Ø 控制pH值（注入7LiOH，中和硼酸）
Ø 控制氧含量（机组启动时注入N2H4，正常运行时向容控箱充入氢 气）
Ø 净化一回路水（过滤+除盐）
自下泄回路 001FI
017VP
上充 上充泵 §1.2 化学和容积控制系统RCV
030VP
002B A
002FI 026VP
水部分包括： 9REA001和002BA
1-2REA006BA
1-2REA001和002PO
硼酸部分包括： 9REA003和005BA
一、核岛主要系统
1-2REA004BA 1-2REA003和004PO
反应堆硼和水补给系统流程简图
去2号机 去安注系统
SED 9REA
05BA
TEP
PTR
01BA
RCV030VP RCV154VP
001DE
002DE
TEP系统 REA系统
003DE
化容系统净化段的流程
3、反应性控制
（1） 反应性变化的原因
（2）反应性控制的三个手段
Ø燃料多普勒效应和慢化剂温度效应 Ø控制棒
Ø裂变产物、毒物（氙、钐等）和燃耗 Ø可燃毒物棒
Ø工况改变导致的过渡反应性变化
Ø硼酸溶液的化学补偿
（3）反应性控制地目的
§1.5 反应堆水池和乏燃料 水池冷却和处理系统PTR
三重屏障
（1）燃料包壳 （2）一回路压力边界 （3）安全壳
专设安全设施
核电站设置了一整套的专设安全设施，以便在故障或事故工况下起到保 护和缓解作用，不使事故扩大，防止堆芯烧毁，确保第三道屏障即安全 壳的完整性，防止放射性物质外逸。
核电站以可能性极小的、假象的最严 重事故作为安全设计的依据，这种最 严重事故是指一回路大破口时的冷却
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
温
0C
度
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。
稳压器
堆功率 Pn%
Ø堆芯余热
100%
Ø一回路水和设备的 显热
Ø主泵产生的热量
93 % 7%
一、核岛主要系统
1% 剩余功率
0 1 23 4 反应堆停堆后的剩余功率
5 时间（h ）
2、RRA系统的组成
§1.4 余热排出系统RRA
01BA
RRA15V P
01GV
一环路 RCP01PO
02GV
RRA14V P
高压缸
汽水分离 再热器
低压 缸
高压加 热器
冷凝器
二、二回路主要系统
主给 水泵
除氧器
低压加 热器
凝结 水泵
§2.1 GNPS汽轮机组简介
一、核岛主要系统
ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ
§1.1 反应堆冷却剂系统 RCP
1、核反应堆
1、堆压力容器
容器本体+顶盖
2、堆内构件
吊蓝、堆芯、堆内上部 构件、堆内下部构件
一、核岛主要系统
§1.1 反应堆冷却剂系统 RCP
2、燃料组件
一、核岛主要系统
§1.1 反应堆冷却剂系统 RCP
2、燃料组件
采用17× 17阵列
一、核岛主要系统
9REA 03BA
9REA 01BA
1REA 04BA
9REA 02BA
200VB
RCV
1REA004P O
1REA003P O
1REA001F I
065VB
TEP ASG
210VB 205VB
1REA002P O
02BA 018VB
016V D
015V D
120VD 121VD
1REA006B A
Ø补偿燃耗和毒物带来的负反应性 Ø控制轴向功率偏差 Ø控制R棒位在调节带内 Ø保证停堆深度
（4） 反应性慢变化的控 制措施
Ø 加硼 Ø 稀释 Ø 除硼
§1.2 化学和容积控制系统RCV
反应性慢变化的控制措施
下泄
稀释
排出含硼水V升
030VP
TEP
002BA
上充
注入纯水V升
REA 除硼
下泄
030VP 002BA
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
容 积
（1）一回路水容积变化的原 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
•
主泵2#轴封等）
（2）水容积变化的影响
§1.5 反应堆水池和乏燃料 水池冷却和处理系统PTR
PTR流程图
PTR001/002RF
§1.5 反应堆水池和乏燃料 水池冷却和处理系统PTR
换料水箱（PTR001BA）
要求的最小换料水箱水贮量为 1660m3(对应于报警水位：15． 30m)。与向LHSI泵和EAS泵供水 相对应的合适的水贮量为1380m3 。此水箱内容纳的水的硼浓度： GNPS为2300—2500ppm，LNPS 为2100—2300ppm；最低温度为 7℃(对于硼酸结晶温度有足够裕 量)，最高温度为40℃(换料后的 最高温度)．