《900MW压水堆核电站系统与设备》运行教程 ppt课件

连接辅助系统或支持系统的管道、
配件和阀门，直到并包括每条管路
中的第二个隔离阀（从高压侧算
起）。
压力15.5MPa（abs），
满负荷时冷却剂的平均温度310℃ ；
按100%反应堆功率下向二回路系统传 递全部反应堆热功率设计；
设
所有冷却剂系统（RCP）设备都按能
计
适应112℃/h速率加热或冷却瞬态设计， 温度变化率的运行限值为56℃/h，正
虑
设备的腐蚀，设备的耐蚀性能与金属的老
化，要选用具有高机械强度和在强中子辐
基
常运行时，主系统升降温28 ℃/h ， PZR为56℃/h 。
准
整个RCP的设计遵照有关文件的规定，在核电 厂正常或事故工况下运行时，由温度、压力、 流量变化引起的机械应力不得超过限值，以确 保反应堆冷却剂系统压力边界的完整性。
1. 传热环路
2. 压力调节原理
系 3. 温度检测旁路（RTD）
统
（resistance temperature detector）
RIS 安全注入系统 REN 核取样系统 RPE 核岛排气和疏水系统
REA 反应堆硼和水补给系统 RAZ 核岛氮气分配系统 RRI 设备冷却水系统 SAR 仪表用压缩空气分配系统 PTR 反应堆换料水池和乏燃料水池冷却和处理系统
系 统 特 性 参 数 表
主要参数
堆芯额定热功率
系统额定热功率
设计压力
• 其他系统。
常 规 岛
核电厂的常规岛包括那些与常规火力 发电厂相似的系统及设备，主要有：
• 蒸汽系统:如主蒸汽系统（VVP）、汽水分 离再热系统（GSS）等；
• 给水系统:如凝结水系统（CEX）、除氧器 系统（ADG）等；
• 汽机及其辅助系统:如汽轮机润滑、顶轴和 盘车系统（GGR）
• 外围系统:如核岛除盐水分配系统（SED）、 循环水处理系统（CTE）等。
第一部分 核岛系统
反应堆冷却剂系统RCP
本章介绍600MWe压水堆核电厂反应堆冷
却剂系统的功能，系统内主要设备（压水反应 堆、蒸汽发生器、冷却剂主泵、稳压器及卸压 箱）的作用及组成，反应堆冷却剂系统与辅助
系统的联系及其运行原理。
第一节
反应堆冷却剂系统
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主要功能：是将反应堆堆芯中核裂变反应产 生的热量传送到蒸汽发生器，从而冷却堆芯，
防止燃料元件烧毁，而蒸汽发生器供给汽轮 发电机组（二回路）所必需的蒸汽；
系
在压水反应堆内，水作为冷却剂又兼作中子 慢化剂，使裂变反应产生的快中子减速到热
统
中子能量；
的
反应堆冷却剂中溶有硼酸，可以补偿氙瞬态 效应和燃耗引起的反应性变化；
功
系统内的稳压器可用于控制冷却剂压力，以 防止堆芯内产生不利于传热的偏离泡核沸腾
中 级 运 反应堆冷却剂系统 行 系 统 培 训
我厂主要厂房概貌
前 言
压水堆核电厂的组成通常可以分为三大部分： • 核岛：与核相关的系统和设备部分 • 常规岛：常规的系统和设备部分 • 电气系统和设备。
核 岛
• 反应堆及一回路主系统和设备（主管道、 冷却剂主泵、蒸汽发生器、稳压器及卸压 箱等）；
• 一回路主要辅助系统：如化学和容积控制 系统（RCV）、余热排出系统(RRA)、硼 和水补给系统（REA）等；
• 专设安全设施系统：如安注系统（RIS）、 安全壳喷淋系统（EAS）等；
• 与安全壳相关的通风系统：安全壳换气通 风系统（EBA）、大气监测系统（ETY） 等；
• 三废系统：如废液处理系统（TEU）、硼 回收系统（TEP）等。
热工设计 292.8℃ 327.2℃
名义 293.4℃ 326.6℃ 310.0℃ 290.8℃
第二节
反应堆压力容 器及堆内构件
压 力 容 器 剖 面 图
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压力容器及其顶盖整体有三个基本作用：
1. 作为包容反应堆堆芯的容器，起着固定和支撑堆
内构件的作用，保证燃料组件按一定的间距在堆
电 气 部 分
电气部分是电厂的一个重要组成部分，它主 要包括以下系统及设备：
• 发电机及其辅助系统，如发电机定子冷却水系统 （GST），发电机励磁和电压调节系统（GEX）、发 电机并网系统（GSY）等。 • 厂内外电源系统，如500KV开关站GEW，主变和厂 用变系统GEV，LGA，LGB，220KV开关站系统LGR， LGIA/B，LHA，LHB • 柴油机系统LHP，LHQ，LHT，LKA，LLA，LNA 和直流系统LAA、LBA、LCA、LDA等。
能
现象； 在发生燃料元件包壳破损事故时，反应堆冷
却系统压力边界可作为防止放射性产物泄漏
的第二道屏障。
包括控制棒驱动机构外罩和中子通 量测量导向管的反应堆压力容器；
蒸汽发生器的一回路侧；
压
主泵； 稳压器；
力
稳压器的安全阀；
边
一回路各主要部件之间的连接管道、 阀门和配件；
界
正常运行压力
水压试验压力
热工设计流量（每条环路）
名义流量（每条环路）
机械设计流量（每条环路）
设计温度
蒸汽流量
温度（在满负荷下） —反应堆入口 —反应堆出口 —反应堆平均温度 —反应堆平均温度（在零负荷下）
数值 1930MW 1936MW 17.2MPa(绝对) 15.5MPa(绝对) 22.9MPa(绝对) 23320 m3/h 24290 m3/h 25260 m3/h 343℃（稳压器设备除外－360℃） 2×1951t/h（零排污）
描 4. 与辅助系统的连接
述
传
热
环
路
冷段
热段
过渡段
压
力
调
节
原
--电加热器
理
--喷淋
--安全阀
--卸压箱
在 役 水 压 试 验 限 制
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在 役 水 压 试 验 限 制
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中子 注量 对
ND TT 的影 响
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ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ
与 辅 助 系 统 的 连 接
VVP 主蒸汽系统 ARE 给水流量控制系统 ASG 蒸汽发生器辅助给水系统 GCT 汽机旁路排放系统 RCV 化学和容积控制系统 RRA 余热排出系统
作
芯内的支撑与定位。
用
2. 作为反应堆冷却剂系统的一部分，起着承受一回
路冷却剂与外部压差的压力边界的作用
3. 考虑到中子的外逸，起到对人员的生物防护的作
用
反应堆压力容器按照提供包容反应堆
设
堆芯、上部堆内构件及下部堆内构件所要
计
求的容积设计，考虑到核电厂的寿期为40
考
年，以及运行时冷却剂的循环流动，水对