三代压水堆核电厂稳压器液位控制原理浅析
三代压水堆核电厂稳压器液位控制原理浅析
摘要：稳压器液位控制在压水堆核电厂中扮演着举足轻重的作用，如控制不当
将会对机组稳定运行带来严重影响。本文介绍了三代核电稳压器液位运行区间，
对稳压器液位控制原理进行了详细的介绍，并对三代核电稳压器液位控制特点进
行了阐述，具有一定的参考价值。
关键词：稳压器液位；冷却剂平均温度（TAVG）；上充控制；下泄控制
引言
稳压器是压水堆核电厂一回路重要的调节系统。稳压器调节主要包括压力控
制和水位控制两方面。稳压器的压力要维持在一定范围内，稳压器压力过高或者
过低都会对机组安全运行产生影响。由于稳压器的压力和水位之间存在着复杂的
耦合关系，稳压器水位的高低对稳压器调节一回路系统压力的能力产生重要的影响，如果稳压器水位过高，稳压器控制一回路压力的能力将下降；如果水位过低，则稳压器内电加热器元件就会裸露导致干烧的危险。因此必须对稳压器水位进行
调节，以确保稳压器水位在正常运行范围之内。
1、稳压器液位控制系统
稳压器是一个密闭容器，稳压器的顶端为蒸汽，底部工质为水。稳压器的水
装量可以容纳反应堆冷却剂密度变化引起的反应堆冷却剂系统装量变化。当一回
路温度从热态零功率（HZP）增大到热态满功率（HFP）时，一回路流体膨胀。含
有气液两相空间的稳压器可以承受这一变化。液位控制有一个死区,可以间歇性地
控制反应堆冷却剂的上充和下泄将液位保持在一定范围。稳压器液位控制带[1]如
图1.1所示。
在图1.1中可以看出，稳压器在热态零功率时液位区间为21.6%-48%，随着功率的增长，额定程序液位与液位上下限按照线性函数增长，在热态满功率时液位
基准值为47.7%。如果稳压器液位达到死区的下限，控制系统自动启动化学和容
积控制系统中的一台补水泵，该补水泵持续运行，直到液位恢复到额定程序液位
之上的某个数值。如果稳压器液位超过死区的上限，则液位控制系统打开通向放
射性废液系统的下泄隔离阀，将冷却剂适量排放，调节液位恢复到死区范围内。
图1.1 稳压器液位控制带
2、稳压器液位控制原理
稳压器水位测量采用的是差压原理，通过布置在稳压器周围的四个差压式液
位变送器进行测量，由于稳压器液位具有强耦合性，还需要液位参考段温度等其
它参数进行补偿，因此，在每个差压式液位变送器管路上分布用于测量稳压器液
位参考段温度热电阻温度计(RTD)，通过稳压器液位参考段温度、RCS压力和稳压
器压力三个参数对稳压器液位在PMS(保护和安全监测系统)中进行补偿后，才能
够得到真正的液位信号，信号通过一台隔离装置输送到PLS（电厂控制系统）完
成相关控制功能。稳压器液位控制原理如下图所示：
图2.1 稳压器液位控制原理
从上图中可以看出，经过在PMS中补偿后四个序列的液位信号经过中值选择器、滞后环节过
滤噪声后产生稳压器实测水位（Lc）；稳压器程序液位是冷却剂平均温度（TAVG）的函数，
程序液位随冷却剂平均温度（TAVG）按比例升高。四个序列冷却剂平均温度（TAVG）的信
号经过中值选择器、滞后环节过滤噪声、响应函数后产生稳压器程序液位（Lp）；由于稳压
器水位控制系统受负荷调节模式下影响，因此稳压器水位控制分为两种情况：
2.1非负荷调节模式
在非负荷调节模式下，不需要∆T功率信号产生修正因子对稳压器程序液位进行修正，稳
压器液位控制偏差信号(Le)是驱动化学和容积控制系统上充或下泄的主要控制因素:
Le = Lc–Lp （2-1）
Le：液位控制偏差信号；
Lc：稳压器实测水位；
Lp：稳压器程序液位；
如果液位控制偏差信号(Le)超过其控制范围的上限，系统将打开下泄管隔离阀，排出系统
中的冷却剂。当测量液位回到控制范围内时，相关阀门将关闭。当液位控制偏差信号(Le)低
于控制范围的下限时，系统将启动补水泵，将冷却剂加到系统中。液位升高到控制范围内时，泵将停止。
当一回路出现失冷却剂(LOCA)事件将会触发堆芯补水箱（CMT）动作，此时将会自动闭锁下泄开启命令，仅由稳压器实测水位（Lc）进行上充控制，当稳压器实测水位（Lc）减小低
于低液位双稳态，上充泵启动命令触发，开始上充；当稳压器实测水位（Lc）增加高于高液
位双稳态，上充泵停止命令触发，停止上充。
2.2 负荷调节模式
在负荷调节模式下，由于需要∆T功率信号与冷却剂平均温度（TAVG）一起产生修正因子对稳压器程序液位进行修正，稳压器液位控制偏差信号(Le)表达式为:
Le = Lc –（Lp+∆L）（2-2）
Le：液位控制偏差信号；
Lc：稳压器实测水位；
Lp：稳压器程序液位；
∆L：∆T功率信号产生修正因子
其余控制过程与非负荷调节模式下雷同，不在赘述。
3、稳压器程序液位的转换函数
电厂负荷变化时因反应堆冷却剂膨胀和收缩会引起液位变化。当反应堆功率增大时，冷
却剂平均温度随之升高，冷却剂温度升高引起冷却剂膨胀，使得RCS中的冷却剂体积增大，
将会导致稳压器液位的升高；反之，当反应堆功率减小时，冷却剂平均温度随之减低，，将
会导致稳压器液位的降低。因此，可以看出稳压器程序液位与冷却剂平均温度（TAVG）存在
某种函数关系，需要通过函数才能完成温度到液位的转换。函数曲线图如图2.2所示。
从图2.2中可以看出，稳压器程序液位与冷却剂平均温度（TAVG）是线性函数关系，只
要冷却剂平均温度（TAVG）测量到后很容易就得到稳压器程序液位。
图2.2 稳压器程序液位响应函数曲线图
4、结束语
本文主要对稳压器液位运行区间和液位控制系统运行原理进行了详细介绍，并就稳压器
程序液位与冷却剂平均温度（TAVG）函数关系进行了研究。通过本次分析可知，三代核电稳
压器液位控制采用区间控制，未采用二代核电传统的PID控制[2]，这种控制方式允许稳压器
液位在一定范围内波动而不需要干预，避免了传统的PID控制液位稳定在固定值带来的化容
系统设备的持续运行，增加了系统的可靠性，提高了设备可用性。
参考文献
[1]严敏．核电厂稳压器液位控制系统控制逻辑闭环验证[J]．自动化仪表，2016（7）．
[2]薛阳，林静，李媛，冯建彪．核电站稳压器水位控制系统及其仿真[J]．上海电力学院
学报， 2014（3）．
M310型核电厂稳压器喷淋调节分析与总结
M310型核电厂稳压器喷淋调节分析与总结 摘要：在压水堆核电厂中稳压器是一回路压力控制的重要设备，而稳压器喷淋 阀参与了稳压器压力控制。为了控制稳压器的压力，喷淋阀起着至关重要的作用，将连续喷淋流量调节到其设计值,以便减少喷淋阀自动开启时的热应力和热冲击， 并且有助于维持稳压器内的水化学和温度的均匀性，在反应堆功率变化期间，为 保持硼浓度的均匀，调节极化喷淋流量。本文以福建福清3#核电厂为参考核电厂，介绍了如何对稳压器热损失进行测量，如何调节连续喷淋流量以补偿热量的损失，以及对极化喷淋流量进行调节与验证，为后续喷淋阀的试验与调节提供参考和指导。 关键词：喷淋阀；热损失；连续喷淋；极化喷淋 1 前言 稳压器压力控制系统的功用主要是维持稳压器压力为其整定值15.5MPa（绝对），使在 正常瞬态下不致引起紧急停堆，也不会使稳压器安全阀动作。稳压器下部的波动管与环路热 管段相连，所以控制了稳压器压力也就控制了反应堆和环路中的主冷却剂的压力。 稳压器压力控制系统还对喷淋阀实行所谓的“连续”“极化”控制。稳压器的设计应能调节由于负荷瞬动引起的压力波动，即能维持水和蒸汽在饱和状态下的平衡。它的容量必须有足够 的水容积和足够的蒸汽容积。 2 喷淋阀概述 2.1稳压器喷淋管线介绍 稳压器喷淋管线分别接到一回路两个环路的冷段管线组成。每个管线上有一个自动控制 的喷淋气动阀门，阀门带连续喷淋的小档块，保持一股小流量连续喷淋。 喷淋管一端在稳压器内顶部设有喷淋头。喷淋管另一端进口伸入到一回路冷段管内呈勺形，以便利用环路中流动的速度头增加喷淋的驱动力。 2.2稳压器连续喷淋 喷淋阀设有下限位器，当阀门处于关闭位置时，下限位器使阀门处于微开状态，形成一 定的泄漏流量作为连续喷淋的流量，连续喷淋流量为230L/h，连续喷淋的作用： ? 保持稳压器内的水温与化学成分的均匀性； ? 限制在大流量喷淋启动时对喷淋管的热应力和热冲击； ? 均衡稳压器和一回路中的硼浓度，使比例电加热器以一个基值进行调节。 在每条喷淋管上设有一个测温装置，温度过低表示连续喷淋流量不足。 2.3稳压器极化喷淋 所谓喷淋阀极化运行是指：先投入两组通断式电加热器，10秒以后再将喷淋阀开大到一 个预定开度（22％，由仪控软件模块401MS设置）。极化运行有助于稳压器的硼浓度与回路 中均匀一致，并能避免主回路中的冷却剂通过波动管倒流到稳压器，减少变负荷时对波动管 和稳压器底部的热冲击。因此，在下述两种情况下，应启动喷淋极化动作： ? 通过稀释或加硼对反应堆冷却剂回路的硼浓度进行调整； ? 汽机以一个较为显著的倾斜系数值升负荷运行。 3 过程及结果分析 连续喷淋调节分别在热态功能试验期间和初次临界试验期间进行，在这里以热态功能试 验为例。稳压器液位控制模式置于自动模式，压力控制模式置于自动模式，比例式加热器通 电并且由控制器调节，断开通断式加热器并将控制器置于自动位置，喷淋阀置自动位置；稳 压器安全阀可用，稳压器液位、压力和温度测量仪表可用，喷淋管线温度和波动管温度测量 通道可用，报警值已按设计值整定。 3.1稳压器热损失测量 通过KIC手动把喷淋阀开度调到0%，停运与喷淋管线连接的两台反应堆冷却剂泵（在结 束时重新启动停运的两台反应堆冷却剂泵），然后监测比例式电加热器（RCP003RS/004RS）
1核电厂仪表与控制
核电厂仪表与控制 第一章： 1.压水堆核电厂主要由核反应堆、一回路系统、二回路系统和其他辅助系统组成。 2.核电厂仪表与控制系统的功能可以归纳为三种：监视功能、控制功能、保护功能。 3.控制功能包括： 1)反应堆控制系统：包括反应性控制、功率水平控制和功率分布控制。 2)蒸汽旁路排放控制系统：为了解决核岛和常规岛发生功率失配而设置的，它是功率控制系统的辅助系统，在常规岛发生短暂事故时，为了不使反应堆停堆，可将其功率由蒸汽旁路排放系统吸收。 3)稳压器压力和液位调节系统：为了调节维持一回路的工作压力不变，同时能保持一回路内水温和化学成分的均匀性。 4)蒸汽发生器水位调节系统：作用是保证使蒸汽发生器二次侧水位维持在整定值上，以便消除各种扰动，保证二回路系统的正常运行。 5)汽轮机调节系统：通过调节汽轮机进气阀对机组实施功率控制和频率控制等。 4.对安全级设备，必须制定清晰、完整、明确的技术规格书，在设计、制造、安装和运行的全过程都根据此规格书检查仪表及其供电设备。 第二章： 1.自动控制是一门理论性很强的工程技术学科，自动控制原理是该学科的基础理论。所谓自动控制就是在没有人直接参加的情况下，利用控制装置使被控制对象自动地按照预定的规律运行或变化。 2.如果系统的输出量与输入量之间不存在反馈，则叫做开环控制系统。凡是系统输出量对控制作用能有直接影响的系统，都叫做闭环控制系统。 3.一般闭环控制系统：P9 4.阶跃相应的几个动态性能指标: 调节时间Ts：也称为过度过程时间。指响应曲线从输入信号开始，到最后进入偏离给定值的误差为±5%（或±2%）范围为Δ，并且不再越出这个范围的时间，记作Ts.调节时间是衡量控制系统快速性指标。 衰减比n和衰减率φ：衰减比表示振荡过程衰减的程度，是衡量过度过程稳定程度的动态指标。 5.前馈控制的原理是：当系统受到扰动时，立即从扰动作用取得信息，并以此通过控制器产生控制作用，以消除扰动时被控制量的影响。 6.在DDC系统中，除了被控制过程、检测变送器和执行器以外，就是由硬件部分和软件部分构成的计算机系统。 7.集散控制系统又称分布式控制系统，该系统以网络为基础，采用分布式结构，将控制功能分散，而把操作管理和显示功能集中。它由现场控制站、操作站和高速通信总线等组成。 第三章： 1.核功率是与反应堆的平均中子注量率成正比，而在反应堆中，中子注量率是空间位置的函数。定义：在核电厂中，反应堆释放出来的能量传给了冷却剂，所以，反应堆的热功率，就是由反应堆核燃料提供给冷却剂的总功率。 2.气体探测器的工作原理：以气体探测器的工作原理为基础，气体探测器是一个圆柱形内部充气的密闭容器，容器内有两个相互绝缘的电极，金属圆筒是阴极，圆筒中心的金属丝是阳极，两极之间加有直流高压，当带电粒子，如α粒子在穿过容器内的气体时，可以使其电离产生自由电子和正离子（即离子对）。离子对在极间电场的作用下输出电信号，可以被测量。信号大小能反映粒子能量的强弱。
压水堆核电厂：核岛系统(RCP)23页
安全阀整定压力： 阀 门 开启 关闭 RCP017VP 隔离阀 RCP018VP 隔离阀 RCP019VP 隔离阀 RCP020VP 保护阀 RCP021VP 保护阀 RCP022VP 保护阀 14.6 14.6 14.6 16.6 17.0 17.2 13.9 Mpa(abs) 13.9 Mpa(abs) 13.9 Mpa(abs) 16.0 Mpa(abs) 16.4 Mpa(abs) 16.6 Mpa(abs) （1）安全阀的结构 稳压器安全阀是先导式阀门。每一台安全阀由两个主要部分组成：阀门的先导部分和主阀部分。如图1-30和1-31所示。 图 1-31 先导式安全阀运行原理
主阀部分是一个液压启动阀，提供卸压功能。它包括： 1）一个装有喷嘴的下阀体，主阀瓣就座在喷嘴上。 2）一个装有活塞的上阀体，活塞使阀瓣压到喷嘴上，而且活塞的表面积比阀瓣的表面积大。 阀门的先导部分起压力传感和控制的作用。它由受稳压器压力作用的活塞构成。活塞自身又启动一根由一个调节弹簧定位的传动杆，而传动杆借助于一个凸轮启动两个先导阀盘R1和 R2。 阀门的先导部分与主阀部分及稳压器实体隔离。它由脉冲及先导管线与稳压器和主阀连接，在稳压器与先导阀之间装有一个冷凝罐，保护先导阀不受高温蒸汽的影响。 在先导阀的底部装有一个电磁线圈，它直接作用在传动杆和凸轮上，而凸轮用于操纵两个脉冲阀。这个电磁线圈提供一种使先导阀头直接卸压的方法，以便远距离手动强制开启阀门。 （2）安全阀运行原理 当稳压器压力低于先导阀的整定压力时，先导阀的传动杆在上面位置，先导盘R1开启，使主阀活塞上部与稳压器接通，由于主阀活塞的表面积比阀瓣的大，因此安全阀关闭。 当稳压器压力升高时，它作用在先导活塞上，并且使先导传动杆向下，先导盘R1使主阀活塞与稳压器隔离，此时安全阀仍保持关闭。 当稳压器压力达到先导阀的整定压力时，先导传动杆进一步向下，先导盘R2开启，主阀活塞上部容纳的流体排出，作用在主阀阀瓣上的稳压器压力使安全阀开启。 当稳压器压力降低时，先导传动杆上升，首先关闭先导盘R2，开启先导盘R1，然后使主阀活塞上部与稳压器接通，于是安全阀关闭。 安全阀在低于其整定压力下，通过使电磁线圈通电，可以强迫“开启”。 如果先导盘R1处于开启位置（即压力低于先导盘R1的整定压力），通过使电磁线圈断电，在主阀活塞上可以重新建立压力并关闭安全阀。相反，如果先导盘R1维持关闭（压力高于R1的整定压力），则不能重新建立压力，而且安全阀维持开启状态。 三、稳压器的压力调节 核电厂正常运行时，稳压器内液相与汽相处于平衡状态。因而，稳压器中的压力等于该时刻温度下水的饱和蒸汽压力（图32）。 运行时，为避免冷却水在一回路内产生沸腾，冷却水温度应低于稳压器饱和蒸汽温度，
浅谈核电厂稳压器安全阀组
浅谈核电厂稳压器安全阀组 摘要：本文主要讲述了核电厂重要设备稳压器安全阀组的结构、安装、调试的相关知识，并详细介绍了在核电厂的运行过程中，当反应堆冷却剂回路压力超越设计定限时，稳压器安全阀组的工作原理，从而使读者初步了解核电厂在设计理念以及在运行过程中稳压器安全阀组是如何实现其安全保护功能的。 关键词：核电厂反应堆冷却剂回路稳压器安全阀组 1、前言 核电已成为一种清洁、可靠、经济和安全的能源,在美国三哩岛、前苏联切尔诺贝利和日本福岛事故后，世界各国已采取了有效的安全改进措施，使核电的安全性又有了进一步的提高。我国核工业发展已有三十多年，首批核电厂已陆续投入运行，目前核电正处于发展的关键时期，搞好核电安全工作已成我们每一个核电工作者必须认真从事的重要任务。为了防止放射性物质的释放，轻水堆核电厂普遍采用三道实体屏障，正常运行时，大部分放射性裂变产物保持在燃料芯块内，部分气态裂变产物处在芯块与包壳之间气隙内；燃料元件包壳将全部裂变产物密封在其内部，形成第一道屏障；在燃料元件包壳有破损的情况下，部分裂变产物释放到反应堆冷却剂系统，通过对冷却剂的净化而控制对环境的释放，形成第二道屏障；在燃料元件包壳破坏，同时又发生反应堆冷却剂系统承压边界破损的情况下，裂变产物将释放到安全壳内，控制对环境的释放，形成第三道屏障。 稳压器的主要作用是将反应堆冷却剂系统的压力维持在绝压为15.5MPa的整定值上，以防止冷却剂水在回路中汽化。正常运行时，稳压器内贮有两相状态的水，水和蒸汽都在确定的压力所对应的同一温度，依靠喷淋阀和加热器进行压力调节；其次是可缓冲反应堆冷却剂回路系统水容积的迅速变化。稳压器安全阀组是核电厂第二道安全屏障的组成部分，在核电厂运行过程中，起着对反应堆冷却剂系统压力边界完整性保护的作用。以福清核电厂为例，稳压器顶部都安装了三个串联的的安全阀组，而且这些安全阀组都是由先导式安全阀组成的，每组由两个先导式安全阀串联组成。 2、先导式安全阀结构与组成 先导式安全阀在稳压器上串联组装系统图，参见图1，先导式安全阀由两部分组成： (1)主阀：主阀为活塞式液压随动阀与活塞式液压阀类似，阀体与一般安全阀相同，阀盘（阀堵）上带有弹簧，推动阀盘处于常闭状态，阀杆上部带一活塞，受先导阀装置的控制，带动阀杆打开或关闭主阀。
压水堆核电厂：反应堆冷却剂系统(RCP)(84页)
1. 引言 压水堆核电厂的组成如图0-1所示。通常可以分为三大部分： 1．核的系统和设备部分，又称核岛； 2．常规的系统和设备部分，又称常规岛； 3．电气系统和设备。 核岛由以下几部分组成: （1）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）； （2）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。 （3）专设安全设施系统：如安注系统（RIS）、安全壳喷淋系统（EAS）等。 （4）与安全壳相关的通风系统：如安全壳换气通风系统（EBA）、大气监测系统（ETY）等。 （5）三废系统：如废液处理系统（TEU）、硼回收系统（TEP）等。 （6）其它系统： 核岛系统中的反应堆、一回路主系统和设备以及余热排出系统安置在安全壳内，核岛系统的其余部分的大部分设备安装在安全壳外的核辅助厂房内。 压水堆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： （1）蒸汽系统:如主蒸汽系统（VVP）、汽水分离再热系统（GSS）等； （2）给水系统:如凝结水系统（CEX）、除氧器系统（ADG）等； （3）汽机及其辅助系统:如汽轮机润滑、顶轴和盘车系统（GGR） （4）外围系统:如核岛除盐水分配系统（SED）、循环水处理系统（CTE）等。 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： a)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）等。 b)厂内外电源系统，如LGA，LGB，LLA，LNA等。
图0-1 压水堆核电厂的组成
核电厂稳压器电加热器技术综述
核电厂稳压器电加热器技术综述 摘要：随着我国经济在快速发展，社会在不断进步，我国对于电力的需求在不 断增加，稳压器是压水堆核电站的关键设备之一,主要起维持系统压力的作用。目前,多数压水堆核电站稳定运行的系统压力在15.4MPa左右,一旦偏离设计压力就 可能导致严重的事故。目前，核电厂稳压器电加热器的寿命普遍要低于反应堆的 设计寿命，这意味着在反应堆运行的寿期内，会出现稳压器电加热器故障的问题，必然会对故障电加热器进行更换检修。本文简要介绍近期电加热器故障的案例， 列举出目前加热器更换的检修工艺及不足，提出了工艺改进措施，顺利完成在役 核电厂电加热器的更换工作，希望有一定的借鉴意义。 关键词：稳压器；电加热器；工艺要点 引言 稳压器为核电站反应堆冷却剂系统的主设备之一，对一回路进行压力控制及压力保护等，电加热器在其中起着重要作用，同时，电加热器及其贯穿件也是一回路压力边界的一部分。 正常运行时，稳压器中蒸汽和水的容积各占一部分，用来抑制压力过高的喷雾器装置（安装 在上部蒸汽空间顶端），限制压力降低的电加热元件（安装在稳压器下部水空间），电加热 元件从下封头直接插入稳压器内。由于电加热元件直接浸泡在水中，热量直接进行交换，电 加热元件周围部件要承受瞬时的温度变化，因此电加热元件与套管连接的焊缝质量非常重要，电加热器一旦发生故障，将影响电厂维持和控制反应堆冷却剂系统运行压力的能力，甚至导 致一回路超压停堆。由此可见稳压器电加热器的可靠性在核电站的安全运行中起到非常重要 的作用。 1稳压器电加热器简介 某厂稳压器电加热器由６０根直管护套型电加热元件组成（共安装６３根，其中３根备用，每根功率为２４ｋＷ），共分为６组，通过稳压器的下封头插入稳压器。其中，４组为 通断式（即恒定输出式），２组为比例可调式（即依据压力输入电流信号比例输出），总功 率为１４４０ｋＷ。具体分配为：第１、２组为通断式，每组为２１６ｋＷ；第３、４组 为比例可调式，每组为２１６ｋＷ；第５、６组为通断式，每组为２８８ｋＷ。通断式电加 热器主要用在反应堆启动或瞬态过程；比例可调式电加热器每组有９根电加热元件，在稳压 器内压力小幅波动时起作用。在反应堆稳态功率运行时，比例可调式电加热器一方面补偿热 量损失，另一方面补偿由连续喷淋导致的蒸汽冷凝。 2核电厂稳压器电加热器技术 2.1脚手架调整次数过多的改进 经过优化，稳压器在役检查工作与散热片的拆除工作共用1个脚手架平台；该平台的高 度为：距离电加热器尾部约为1.5m，方便拆除散热片和在役检查的进行。切割故障加热器和 焊接工作共用1个脚手架平台，该平台的高度为：距离加热器焊缝约为1.7m，且在故障加热 器的正下方加一块高约30cm的跳板。这样即能解决两项工作平台高度需求不一致的问题， 又可减少调整次数，满足现场工作。最后，搭设脚手架平台过程中要求相关专业工作负责人 务必现场验证，减少沟通失效导致的重复性工作。通过上述三点的改进，在大修实施过程中，服务人员仅需调整一次脚手架，相比于最初的调整约10次，极大地降低了服务人员集体剂量。
压水堆核电厂运行复习资料
压水堆核电厂运行复习资料 1、核电厂构成三个部分：核岛、常规岛、配套设施。 2、核电厂工作原理：U235裂变产生的热量传给一回路冷却剂，再通过蒸汽发生器传给二回路产生蒸汽，在二 回路转为动能，由汽轮机传给发电机产生电流，供给用户。 3、稳压器功能：压力控制，使一回路压力波动限制在小数值范围；压力保护，当某种事故引起一回路压力急 剧升高，安全阀组能提供压力保护；升压、降压、除气、水位调节 4、目前采用电加热式稳压器。 5、蒸发器的三个功能：一回路冷却剂将核蒸汽供应系统的热量传给二回路给水；使二回路产生一定压力，一 定温度和一定干度蒸汽的热交换设备。 6、一回路冷却系统主要参数：出口，310~330；入口，288~300，一般温升30~40，300MW的电功率时环路 流量：15000~24000t/h。 7、反应堆本体结构：压力容器；反应堆堆芯；上下部堆内构件；控制棒组件及其驱动结构 ▲8、稳压器卸压箱结构个功能：功能：凝结和冷却当稳压器过压时，通过安全阀组排放到卸压箱的蒸汽，防止一回路冷却剂对反应堆安全壳可能造成的污染；结构：一个卧式低压容器在它筒体的上部为氮气空间，但装有一组喷雾器，筒体的底部沿轴线方向装有一根鼓泡管。 ▲9、一回路主要功能：又称压水堆冷却剂系统，功用是由冷却剂将堆芯中因核裂变产生的热量传输给蒸汽动力装置冷却堆芯，防止燃料元件烧毁。 ▲10、压水堆中冷却剂：除盐除氧的含硼水。 ▲11、可燃毒物组件只在第一炉料时使用，新的反应堆装入第一炉燃料时，装入它，补偿掉一部分过剩反应性。▲12、压力容器泄漏的探测主要用温度测量。 ▲13、蒸发器水位就是冷柱的水位。 ▲14、稳压器的顶端喷雾器的作用是降温降压。 15、连续喷淋作用：一，保持稳压器内水的温度与化学成分的均匀性；二，限制大流量喷淋启动时对管道的热冲击。
自控课程实计 核电站压水堆一回路水温控制
自动控制原理实验课程 实验报告 题目：核电站压水堆一回路水温控制 学号： 班级： 姓名： 学院:自动化工程学院
实践报告内容（目录） 一、课程设计背景------------------------------1 二、控制对象建模------------------------------2 三、控制对象特性分析--------------------------3 四、控制策略的确定与实现----------------------3 五、实验分析----------------------------------7 六、课程设计体会------------------------------7
一. 课程设计背景: 压水堆,字面上看就是采用高压水来冷却核燃料的一种反应堆，其工作原理为：主泵将120～160个大气压的一回路冷却水送入堆芯，把核燃料放出的热能带出堆芯，而后进入蒸汽发生器，通过传热管把热量传给二回路水，使其沸腾并产生蒸汽；一回路冷却水温度下降，进入堆芯，完成一回路水循环；二回路产生的高压蒸汽推动汽轮机发电，再经过冷凝器和预热器进入蒸汽发生器，完成二回路水循环。中国建成和在建共有13台核电机组，除秦山三期采用CANDU堆技术，山东荣成采用高温气冷堆，其余均为压水堆.压水堆核电站的一回路的主要设备有蒸汽发生器，稳压器，主泵和一些辅助设备 压水堆目前是核电站的一种主流堆型，全世界约60%的反应堆是压水堆，压水堆核电站一般分为两个回路：一回路系统和二回路系统，一回路系统称为核岛部分。二回路系统主要是常规岛部分，具体有汽轮机部分和电机部分等。图1是压水堆核电站的大致的过程原理图。 图1 核岛部分的关键设备是反应堆，反应堆是由压力容器，堆芯，堆型构件和控制棒驱动机构组成。反应堆的高度大致在6m左右，直径在3m左右。
压水堆控制概述
压水堆控制概述 压水堆核电站控制概述 §1.1压水堆核电站及流程图 压水堆核电站主要是由反应堆、一回路系统、二回路系统及其它辅助系统和设备组成。由于压水堆核电站中具有放射性的一回路与不带放射性的二回路系统是相分开的，所以通常又把压水堆核电站分为核岛和常规岛两大部分，如图1－1所示。核岛是指核的系统和设备部分；常规岛是指那些和常规火电厂相似的系统和设备部分。 压水堆结构如图1－2所示，堆芯由157个燃料组件组成，燃料在4Z r合金制成的包壳内，燃料用低浓缩235U制成，形状是小圆柱体，由氧化铀烧结而成。使用普通水作冷却剂和慢化剂，压力约为15.5MPa，核反应是通过移动插入在堆内的53个控制棒束组件以及调节慢化剂中的硼酸浓度来控制的。 图1－1 压水堆核电站的组成 压水堆核电站工艺流程如图1－3所示。 一回路冷却剂水在三个冷却回路中循环，将堆芯的热量带到三个蒸汽发生器。冷却剂的循环靠冷却剂泵（主泵）来完成。一台稳压器使一回路的压力维持恒定。 在蒸汽发生器中，热量是通过蒸汽发生器管壁从一回路传到二回路，使进入蒸汽发生器的水在5.8MPa压力下汽化，产生的蒸汽送到汽轮机，汽轮机带动发电机组发电，最终把核能转化为电能。再通过26kv/400kv(香港)或26kv/500kv(广东)变压器变电压送到枢纽变电站进入电网。 由汽轮机排出的蒸汽经过冷凝器后，由给水泵打入给水加热器加热，最后回到蒸汽发生器二次侧再被一次侧冷却剂加热完成一次循环。 1 图1－2 压水堆本体结构图 2 图1－3 压水堆核电站工艺流程图
§1.2压水堆核电站控制系统 压水堆核电站控制系统如图1－4所示，主要包括： ·反应堆冷却剂平均温度(R棒组)控制系统； ·反应堆功率(N1、N2、G1、G2棒组)控制系统； ·硼酸浓度控制系统(属反应堆辅助系统—化学与容积控制系统)； ·稳压器压力和水位控制系统； ·蒸汽发生器水位控制系统； ·大气蒸汽排放控制系统； ·汽机调节(负荷控制)系统； ·冷凝器蒸汽排放控制系统； ·给水流量控制系统； ·汽动泵速度控制系统； ·电动泵速度控制系统； ·发电机电压控制系统等。 闭锁信号“C”为控制棒组件控制系统提供联锁作用，用于闭锁控制棒组件的自动或手动提升，限制反应堆功率增长，防止出现由于控制棒组件过份提升而引起反应堆保护系统动作。 压水堆核电站的核功率是跟随透平功率而变化的。这种运行方式通常称为负荷跟踪运行模式(即模式G)，参与电网调峰。这种模式对于电厂是最灵活的运行模式。电网需求的变化可以由汽轮机控制系统直接改变蒸汽流量，而反应堆则通过它的控制系统对负荷的变化做出响应。 3 图1－4 压水堆核电站控制系统框图 4 压水堆核电站控制系统的主要功能是： (1) 用于反应堆的启动、停堆、升功率、降功率以及维持反应堆稳态运行功率水平等功率调节； (2) 实现功率分布的控制，使反应堆处于良好的安全性和经济性状态下运行；
压水堆核电站的发电原理
压水堆核电站的发电原理 核燃料在反应堆内发生裂变而产生大量热能，再被高压水把热能带出，在蒸汽发生器内产生蒸汽，蒸汽推动汽轮机带动发电机发电。 一回路反应堆堆芯因核燃料裂变产生巨大的热能，由主泵泵入堆芯的水被加热成327度、155个大气压的高温高压水，高温高压水流经蒸汽发生器内的传热U型管，通过管壁将热能传递给U型管外的二回路冷却水，释放热量后又被主泵送回堆芯重新加热再进入蒸汽发生器。水这样不断地在密闭的回路内循环，被称为一回路。 二回路蒸汽发生器U型管外的二回路水受热从而变成蒸汽，推动汽轮发电机做功，把热能转化为电力：做完功后的蒸汽进入冷凝器冷却，凝聚成水返回蒸汽发生器，重新加热成蒸汽。这样的汽水循环过程，被称为二回路。 三回路三回路使用海水或淡水，它的作用是在冷凝器中冷却二回路的蒸汽使之变回冷凝水。 什么是核燃料? 核燃料是可在核反应堆中通过核裂变产生核能的材料，是铀矿石经过开采、初加工、铀转化、铀浓缩，进而加工成核燃料元件。 压水堆核电站用的是浓度为3%右左的核燃料（铀一235）。大亚湾核电站的核反应堆内有157个核燃料组件，每个组件由17×17根燃料棒组成。燃料棒由烧结二氧化铀芯块装入锆合金管中封焊构成。一个燃料组件中有一束操纵棒，操纵核裂变反应。 利用核能生产电能的电厂称为核电厂。由于核反应堆的类型不同，核电厂的系统和设备也不同。压水堆核电厂主要由压水反应堆、反应堆冷却剂系统（简称一回路）、蒸汽和动力转换系统（又称二回路）、循环水系统、发电机和输配电系统及其辅助系统组成，其流程原理如图2.1所示。通常将一回路及核岛辅助系统、专设安全设施和厂房称为核岛。二回路及其辅助系统和厂房与常规火电厂系统和设备相似，称为常规岛。电厂的其他部分，统称配套设施。本色上，从生产的角度讲，核岛利用核能生产蒸汽，常规岛用蒸汽生产电能。 反应堆冷却剂系统将堆芯核裂变放出的热能带出反应堆并传递给二回路系统以产生蒸汽。通常把反应堆、反应堆冷却剂系统及其辅助系统合称为核供汽系统。现代商用压水堆核电厂反应堆冷却剂系统一般有二至四条并联在反应堆压力容器上的封闭环路（见图2.2）。每一条环路由一台蒸汽发生器、一台或两台反应堆冷却剂泵及相应的管通组成。一回路内的高温高压含硼水，由反应堆冷却剂泵输送，流经反应堆堆芯，汲取了堆芯核裂变放出的热能，再流进蒸汽发生器，通过蒸汽发生器传热管壁，将热能传给二回路蒸汽发生器给水，然后再被反应堆冷却剂泵送入反应堆。如此循环往复，构成封闭回路。整个一回路系统设有一台稳压器，一回路系统的压力靠稳压器调节，保持稳定。 为了保证反应堆和反应堆冷却剂系统的安全运行，核电厂还设置了专设安全设施和一系列辅助系统。 一回路辅助系统主要用来保证反应堆和一回路系统的正常运行。压水堆核电厂一回路辅助系统按其功能划分，有保证正常运行的系统和废物处理系统，部分系统同时作为专设安全设施系统的支持系统。专设安全设施为一些重大的事故提供必要的应急冷却办法，并防止放射性物质的扩散。 二回路系统由汽轮机发电机组、冷凝器、凝聚水泵、给水加热器、除氧器、给水泵、蒸汽发生器、汽水分离再热器等设备组成。蒸汽发生器的给水在蒸汽发生器汲取热量变成高压蒸汽，然后驱动汽轮发电机组发电，作功后的乏汽在冷凝器内冷凝成水，凝聚水由凝聚水泵输送，经低压加热器进入除氧器，除氧水由给水泵送入高压加热器加热后重新返回蒸汽发生器，如此形成热力循环。为了保证二回路系统的正常运行，二回路系统也设有一系列辅助系
三代压水堆核电厂稳压器液位控制原理浅析
三代压水堆核电厂稳压器液位控制原理浅析 摘要：稳压器液位控制在压水堆核电厂中扮演着举足轻重的作用，如控制不当 将会对机组稳定运行带来严重影响。本文介绍了三代核电稳压器液位运行区间， 对稳压器液位控制原理进行了详细的介绍，并对三代核电稳压器液位控制特点进 行了阐述，具有一定的参考价值。 关键词：稳压器液位；冷却剂平均温度（TAVG）；上充控制；下泄控制 引言 稳压器是压水堆核电厂一回路重要的调节系统。稳压器调节主要包括压力控 制和水位控制两方面。稳压器的压力要维持在一定范围内，稳压器压力过高或者 过低都会对机组安全运行产生影响。由于稳压器的压力和水位之间存在着复杂的 耦合关系，稳压器水位的高低对稳压器调节一回路系统压力的能力产生重要的影响，如果稳压器水位过高，稳压器控制一回路压力的能力将下降；如果水位过低，则稳压器内电加热器元件就会裸露导致干烧的危险。因此必须对稳压器水位进行 调节，以确保稳压器水位在正常运行范围之内。 1、稳压器液位控制系统 稳压器是一个密闭容器，稳压器的顶端为蒸汽，底部工质为水。稳压器的水 装量可以容纳反应堆冷却剂密度变化引起的反应堆冷却剂系统装量变化。当一回 路温度从热态零功率（HZP）增大到热态满功率（HFP）时，一回路流体膨胀。含 有气液两相空间的稳压器可以承受这一变化。液位控制有一个死区,可以间歇性地 控制反应堆冷却剂的上充和下泄将液位保持在一定范围。稳压器液位控制带[1]如 图1.1所示。 在图1.1中可以看出，稳压器在热态零功率时液位区间为21.6%-48%，随着功率的增长，额定程序液位与液位上下限按照线性函数增长，在热态满功率时液位 基准值为47.7%。如果稳压器液位达到死区的下限，控制系统自动启动化学和容 积控制系统中的一台补水泵，该补水泵持续运行，直到液位恢复到额定程序液位 之上的某个数值。如果稳压器液位超过死区的上限，则液位控制系统打开通向放 射性废液系统的下泄隔离阀，将冷却剂适量排放，调节液位恢复到死区范围内。 图1.1 稳压器液位控制带 2、稳压器液位控制原理 稳压器水位测量采用的是差压原理，通过布置在稳压器周围的四个差压式液 位变送器进行测量，由于稳压器液位具有强耦合性，还需要液位参考段温度等其 它参数进行补偿，因此，在每个差压式液位变送器管路上分布用于测量稳压器液 位参考段温度热电阻温度计(RTD)，通过稳压器液位参考段温度、RCS压力和稳压 器压力三个参数对稳压器液位在PMS(保护和安全监测系统)中进行补偿后，才能 够得到真正的液位信号，信号通过一台隔离装置输送到PLS（电厂控制系统）完 成相关控制功能。稳压器液位控制原理如下图所示： 图2.1 稳压器液位控制原理 从上图中可以看出，经过在PMS中补偿后四个序列的液位信号经过中值选择器、滞后环节过
我国压水堆核电站主要设备及原理完整文档
我国压水堆核电站主要设备及 原理完整文档 (可以直接使用，可编辑完整文档，欢迎下载）
压水堆核电站主要设备及原理 压水堆核电站主要设备典型压水反应堆的核心是一个圆柱形高压反应容器。容器内设有实现核裂变反应堆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心脏，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反应堆，再通过一套动力回路将热能转变为电能。
压水堆核电站原理：由反应堆释放的核能通过一套动力装置将核能转变为蒸汽的动能，进而转变为电能。该动力装置由一回路系统，二回路系统及其他辅助系统和设备组成。 原子核反应堆内产生的核能，使堆芯发热，高温高压的冷却水在主冷却泵驱动下，流进反应堆堆芯，冷却水温度升高，将堆芯的热量带至蒸汽发生器。蒸汽发生器一次侧再把热量传递给管子外面的二回路循环系统的给水，使给水加热变成高压蒸汽，放热后的一次侧冷却水又重新流回堆芯。这样不断地循环往复，构成一个密闭的循环回路。 一回路系统主要设备除反应堆外，还有蒸汽发生器、冷却剂主泵机组、稳压器及主管道等。 一回路示意图
稳压器结构图
冷却剂主泵结构图 二回路中蒸汽发生器的给水吸收了一回路传来的热量变成高压蒸汽，然后推动汽轮机，带动发电机发电。做功后的乏汽在冷凝器内冷却而凝结成水，再由给水泵送至加热器，加热后重新返回蒸汽发生器，再变成高压蒸汽推动汽轮发电机作功发电。这样构成第二个密闭循环回路。 二回路系统由蒸汽发生器二次侧、汽轮机、发电机、冷凝器、凝结水泵、给水泵、给水加热器和中间汽水分离再热器等设备组成。
数字化核电站中稳压器压力控制系统的结构和特点
数字化核电站中稳压器压力控制系统的结构和特点 杜茂 【摘要】稳压器压力控制系统是压水堆核电站中的重要调节系统.本文以福建福清核电站为参考核电站,介绍了采用数字化仪控系统(DCS)的核电站中稳压器压力控制系统的结构和特点.从压力信号采集及处理、控制系统结构、多重执行机构等方面 介绍了稳压器压力控制系统的结构,同时介绍了使用数字化仪控系统(DCS)的核电站中稳压器压力控制系统的软硬件平台.通过分析系统的结构及软硬件平台,得出稳压 器压力控制系统具有多传感器、PID控制、多重执行机构、执行机构多样性、控制处理器冗余等优点.反映出控制系统在核电站中特有的单一故障准则、多重冗余性、多样性等特点,体现出核电站中稳压器压力控制系统为提高安全性和稳定性而采取 的特别措施.本文为核电站稳压器压力控制系统的调试和维护提供了一定的技术参考. 【期刊名称】《科技视界》 【年(卷),期】2018(000)011 【总页数】3页(P28-30) 【关键词】数字化核电站;稳压器压力控制;数字化仪控系统 【作者】杜茂 【作者单位】福建福清核电有限公司维修一处,福建福清 350300 【正文语种】中文 【中图分类】TL362
0 前言 随着我国核电事业的迅速发展 [1]，核电站控制系统的结构设计和软硬件实现也在不断进步。在压水堆核电站中，为了避免反应堆内的冷却剂产生泡核沸腾，避免损坏反应堆冷却剂系统的设备和部件，反应堆冷却剂压力必须严格控制在15.4MPa （相对压力，下同）附近。在压水堆核电站中，反应堆冷却剂压力通过一根波动管将一环路的热段和稳压器连接起来进行控制，稳压器的液腔和汽腔保持在平衡状态，以减少冷却剂的膨胀而引起的压力变化，反应堆冷却剂压力控制是由稳压器及其附属设备进行控制的，因此反应堆冷却剂压力控制是由稳压器压力控制系统来实现的。稳压器压力控制系统是核电站中一个非常重要的控制系统。 福清核电站1、2号机组是M310加改进型压水堆核电机组，采用数字化仪控系统（DCS）和先进主控室设计，其稳压器控制系统的结构和实现有其代表性。本文 研究了福清核电站1、2号机组的稳压器压力控制系统的结构和软硬件方面的特点。从稳压器压力测量单元、调节通道、执行机构三个方面分析了稳压器压力控制系统的结构，并简单介绍了软硬件实现，最后总结了福清核电站1、2号机组中稳压器压力控制系统的特点，如多重传感器测量、PID控制回路、执行机构冗余、多样化的执行机构、控制处理器冗余等，为核电站稳压器压力控制系统的调试和维护提供了一定的技术参考。 1 控制系统结构 在福建福清核电站1、2号机组中，稳压器压力控制系统的结构如图1所示，包括测量单元、调节单元、执行机构三个部分。 1.1 稳压器压力测量单元 稳压器的压力控制系统的压力测量采用3台罗斯蒙特公司生产的压力变送器 RCP013、014、015MP，量程为 11～18MPa，测量精度为 0.25%。3台压力变
基于智能控制理论的压水堆稳压器控制系统的研究
基于智能控制理论的压水堆稳压器控制系统的研究随着世界人口的持续增长以及人们对生活水平要求的逐步提高，世界对能源的需求正在不断的剧增。然而长期以来，化石燃料的过度消耗给世界带来了严重的环境污染问题。 核能作为一种新型的绿色能源，不会像燃烧煤炭那样向环境直接排放污染物。目前，绝大多数国家都在积极地发展和利用核能，可以预见的是随着时间的推移，核能的生命力只会加强不会减弱。 压水堆核电站主要是由一回路系统和二回路系统构成，一回路主系统由反应堆、主泵、稳压器、蒸汽发生器和相应管道组成。稳压器是压水堆核电站动力装置中的一个重要设备，稳压器系统的作用是维持稳压器的水位和压力保持在设定值附近，即在核反应堆工作时维持其内部水和蒸汽在饱和状态下平衡。 稳压器的水位不能太高或太低，稳压器的水位过高有可能使压力调节失效，水位过过低会使电加热器裸露在蒸汽空间而烧毁。稳压器的压力也要维持在一定范围内，当系统压力过高时，系统压力边界可能会被破坏，当系统压力过低时堆芯会发生DNB（偏离泡核沸腾）。 核反应堆稳压器是一个大惯性、复杂、多干扰的控制对象，其控制问题一直是人们关注的焦点。目前对稳压器的压力和水位系统的控制大多采用常规的PID 控制，在获取被控对象数学模型的基础上，适当地调节PID的三个参数来达到控制要求的。 而压水堆核电站稳压器系统具有复杂的动态特性，其精确的数学模型无法准确获得；常规的PID控制方法其参数是一旦设置后就不能再改变，这样难以适应各种扰动和被控对象的变化，所以控制效果往往不是很理想，比如说：超调量大、
调节时间长、上升时间长、控制精度差等。另外，对于稳压器双输入双输出的水位和压力控制系统而言，它们之间存在耦合使得各自输出都有影响，这给传统PID控制方法带来了更大的挑战。 本文的主要研究工作包括：首先在核电实验室的仿真平台上完成了压水堆核电站稳压器控制系统的动态特性测试；然后在传统PID控制方法的基础上，学习智能控制的理论与其控制优点；最后在仿真软件上进行实验仿真研究。仿真结果表明与传统的PID控制相比较稳压器控制系统的稳态性能得到了很大的改善。
核安全设备知识
核安全设备科普知识 来自：北方核与辐射安全监督站 一、压水堆核电厂简介 利用核能生产电能的电厂称为核电厂。核电厂是由复杂的系统和庞大的设备组成，通常划分为两部分：核岛和常规岛。通常将一回路及核岛辅助系统、专设安全设施和厂房称为核岛。二回路及其辅助系统和厂房与常规火电厂的系统和设备相似，称为常规岛。压水堆核电厂流通原理如图所示。 核岛部分主要由核蒸汽供应系统组成，包括：一回路系统、主要辅助系统和安全系统以及核测量、控制区、保护和电气系统，常规岛部分主要包括二回路系统（汽轮机发电机系统）、循环水系统、电气系统工程及厂用电设备。 一回路一般由2~4个环路对称地并联在压力容器接管上构成。一般每30万KW电功率设置一个环路，秦山二期65万KW机组的一回路就有两个环路，大亚湾核电站90万KW 机组的一回路就有三个环路，而田湾核电站106万KW机组的一回路就有四个环路。每个环路有一台主泵和一台蒸汽发生器。在其中一个环路上装有一台稳压器，以维持一回路运行压力。 二、典型压水堆的堆本体结构 核反应堆本体的任务是确保堆芯能按核设计要求进行安全的可控的链式反应；确保核裂变释放的热量能按热工水力设计要求有效地导出；确保在寿期内处于满功率运行，全部堆内构件保持良好性能，即使在事故时仍能保证堆结构的完整性和安全性。
堆本体结构除了和一般动力设备一样对强度、刚度、耐热、抗腐等性能有较高的要求外，还须满足核性能和耐辐照的苛刻要求。为了确保电站动力堆安全可靠运行，对堆内主要构件从选型、选材到加工、组装都要做大量的试验研究工作。对有的重要部件还需放在其他反应堆内进行实际考验，当证明其性能符合要求后才能正式使用。因此，反应堆本体是核电站设备中技术难度最大，加工制造精度最高，生产周期最长的关键设备。 堆芯结构是反应堆的核心部件。核燃料要在这里实现链式裂变反应，并将核能转化为热能。堆芯又是一个很强的放射源。 压水堆本体由反应堆压力容器、堆内构件、堆芯燃料组件、控制棒组件及控制棒驱动机构、以及其他与堆芯有关的部件组成。左图所示为典型压水堆的本体结构。 三、反应堆压力容器 反应堆压力容器RPV是核电站最关键的部件，是一个底部焊有半球形封头的圆筒形承压密封容器，顶部为用法兰螺栓连接的可拆卸半球形封头顶盖。不仅用于支撑和容纳堆芯和堆内构件，还必须保持冷却剂的高温高压密封。它是一回路冷却剂的重要压力边界和防止裂变产物溢出的一道重要安全屏障。如右图所示，其总高一般为11～13m，总重量一般为300～400吨，筒体内径一般为4m左右，筒体壁厚一般为200～250mm。
核电站工作原理
核电站工作原理 核电站的工作原理 核电站就是在一座或若干座动力反应堆中将原子核裂变释放的核能转换成热能来发电或发电兼供热的动力设施。它与火电站最主要的不同是蒸汽供应系统。核电站利用核能产生蒸汽的系统称为“核蒸汽供应系统”，这个系统通过核燃料的核裂变能加热外回路的水来产生蒸汽。从原理上讲，核电站实现了核能一热能一电能的能量转换。从设备方面讲，核电站的反应堆和蒸汽发生器起到了相当于火电站的化石燃料和锅炉的作用。目前世界上核电站采用的反应堆有压水堆、沸水堆、快堆以及高温气冷堆等，但比较广泛使用的是压水反应堆，约占核电总装机容量的７０％。压水反应堆是以普通水作冷却剂和慢化剂，它是从军用堆基础上发展起来的最成熟、最成功的动力堆堆型。 1．核电站工作原理 核电厂用的燃料是铀。反应堆是核电站的关键设备，链式裂变反应就在其中进行。当铀-23 5的原子核受到外来中子轰击时引起原子核裂变，，一个原子核会吸收一个中子分裂成两个质量较小的原子核，同时放出2—3个中子，新产生的中子引起新的原子核裂变，裂变反应连续不断地进行下去，如此持续进行就是裂变的链式反应，用铀制成的核燃料在“反应堆”的设备内发生连续裂变而产生大量热能，再用处于高压力下的循环水(或其他物质)把热能带出，在蒸汽发生器内产生蒸汽，蒸汽推动汽轮机带着发电机一起旋转，电就源源不断地产生出来，并通过电网送到四面八方。 核反应堆的合理结构应该是：核燃料＋慢化剂＋热载体＋控制设施＋防护装置。 2．核电站内部 核反应堆由浓度低一些的铀建造。通常，铀被制作成直径相当于10美分硬币左右，长度为2.5厘米左右的燃料元件。燃料元件被安装到长燃料棒中，燃料棒被进一步组装成燃料组件。燃料组件通常被浸泡在压力容器中。容器中的水起冷却作用。为使反应堆工作，浸泡在
核电站调试与运行思考题
第一部分： 教材《900MW压水堆核电站系统与设备（上册）》（核岛） 1.稳态运行时，RCP系统处于什么状态？冷却剂平均温度如何选取？ 2.蒸汽发生器水位如何测量？ 3.蒸汽发生器水位整定值随负荷如何变化？※ 4.蒸汽发生器水位水位调节的原理是什么？ 5.蒸汽发生器给水流量、蒸汽流量、蒸汽压力、给水-蒸汽母管压差如何测量？ 6.试述稳压器压力控制原理。 7.稳压器水位过高或过低有哪些危害？ 8.稳压器水位整定值如何确定？※ 9.试述稳压器水位控制原理。 10.论述正常运行工况、冷停堆和热停堆工况、机组启动、机组停堆、事故工况 时化容系统的运行。※ 11.试述反应堆硼和水补给系统正常补给的操作方式。 12.余热排出系统的运行范围是什么？ 13.余热排出系统投入前一回路应具备哪些主要条件？ 14.一回路冷却和加热过程中余热排出系统如何运行？ 15.余热排出系统停运时外部先决条件有哪些？ 第二部分： 教材《900MW压水堆核电站系统与设备（下册）》（常规岛） 16.正常运行时主蒸汽压力、流量与负荷之间有何关系？※ 17.正常运行时，旁路排放系统处于什么状态？ 18.甩负荷时，旁路排放系统如何动作？ 19.在反应堆启动和停运（余热排出系统未投入）、热备用、热停堆状态下，旁路 排放系统处于什么状态？※ 20.再热器隔离的原则是什么？※ 21.试述汽轮机轴封系统启停及正常运行的主要操作。 22.凝结水的控制包括哪三个控制系统？ 23.低压加热器如何解列？※ 24.试述低压给水加热系统启停的主要操作。 25.试述给水除氧器系统冷态、热态启动及正常停运的主要操作。 26.负荷变化时，除氧器水位如何控制？ 27.简述汽动给水泵向蒸汽发生器供水的主要过程。 28.当一列高加隔离时，如何向蒸汽发生器供水？ 29.当机组小于18%额定负荷运行时，主给水流量控制系统如何向蒸汽发生器供 水？
压水堆运行原理
1，核能有何特点，是什么？ 具有很高的能量密度，核电是清洁的能源，核能是极为丰富的能源，核电在经济性具有竞争力，核电的安全性具有保障 2，压水堆核电站厂的基本组成是什么？与火电厂的对应关系是什么？ （1）核岛系统：反应堆冷却剂系统，一回路辅助系统（专设安全系统，核辅助系统，三废处理系统）（2）常规岛系统：二回路系统，循环冷却水系统，电气系统，电厂配套设施 3，核电厂的安全目标是什么，其两个解释目标是什么？ 建立并维持一套有效的防护措施，以保持工作人员、公众和环境免遭放射性危害。两个解释目标：（1）辐射防护目标：确保在正常时放射性物质引起的辐射照射低于国家规定的限值，并维持在合理达到的尽量低的水平。（2）技术安全目标：防止发生事故，减少严重事故发生概率及其后果 4，纵深防御原则是什么,与核电站设计有何关系？ （1）预防：预防出现异常工况和系统故障；保守设计、高质量建造和运行（2）保护：异常工况的控制和故障检测；控制、保护系统和定期检查（3）限制：控制事故在设计基准内；工程安全设施和事故处置程序（4）缓解：防止事故扩展，减轻严重事故的后果；备用措施和事故管理（5）应急：减轻大量放射性物质释放所造成的环境影响；场外应急响应计划 5，单一故障原则是什么，与核电站设计有何关系？ 要求某设施组合在任何部位发生可信的单一故障是仍能执行其正常功能的准则，由该单一故障引起的所有续发性故障均视为单一故障不可分割的组成部分 6，压水堆核电站厂的屏蔽如何分类? 热屏蔽，生物屏蔽，辅助系统屏蔽，工艺运输屏蔽 7，反应堆冷却剂系统的功能是什么？为实现其功能，主冷却剂系统的基本组成是什么？ （1）可控的产生链式裂变反应（2）导出堆芯热量，冷却堆芯，防止燃料元件燃毁（3）产生蒸汽（4）第二道实体屏障，包容放射性物质。 系统组成：反应堆压力容器，控制棒驱动机构的压力外壳，主冷却剂管道，蒸汽发生器一回路侧，主冷却剂泵，稳压器连接的管道，与辅助系统连接的管道和阀门 8，反应堆的功能是什么？ 以铀为核燃料，可控制的使一定数量的核燃料发生自是链式裂变反应，并维持不断地将核裂变释放的热量带出做功 9，主泵的功能是什么？目前，压水大型堆电厂主要使用哪种类型的主泵，为什么？ （1）用于驱动冷却剂在RCP内的循环，连续不断地将堆芯产生的热量传递给蒸汽发生器二次侧给水（2）采用立式单级离心式轴封泵，屏蔽泵电动机制造困难，惯性小，不利于事故停堆下堆芯的冷却，且泵的容量小，造价高，效率低，维修困难，可靠性差，轴封泵带有可控泄露轴封装置，流量大，扬程低 10，蒸汽发生器的功能是什么？蒸发器的压力与水位对其功能的实现有何影响？压力与水位如何控制? （1）利用一回路冷却剂从反应堆中带出的热量加热二回路给水并使其产生蒸汽，供给二回路耗气设备，是连接一回路和二回路的枢纽 （2）将水位保持在与负荷相匹配的水平，防止瞬态是水位过高淹没干燥器，增加出口蒸汽湿度，损害汽轮机叶片；防止水位过低，造成蒸汽发生器传热管部分暴露于蒸汽中，造成热应力损坏 （3）给水阀开度控制，气动给水泵进气阀开度控制 11，稳压器的基本功能是什么？如何实现？稳压器的压力与水位控制如何实现？ （1）压力控制，压力保护，补充rcp水容积变化，rcp升压和降压 （2）压力调节（rcp压力上升，喷淋；rcp压力下降，电加热） 压力保护（压力过高：释放阀，高压紧急停堆，安全阀；压力过低：低压紧急停堆，安全注入）12，化学和容积控制系统的基本功能是什么？核电厂一回路系统为什么要设计化学和容积控制系统？化学和容积控制系统的功能如何实现？ 容积控制—稳压器不能全部吸收一回路水容积变化—上冲下泄 化学控制—冷却剂中含有悬浮杂质，需维持冷却剂的化学及放射性指标在规定范围内—注入NAOH，中和硼酸，控制冷却剂为偏碱性；联氨除氧，充入氢气，过滤，离子交换 反应性控制—通过调整冷却剂的硼浓度来补偿反应性变化——加硼，稀释和除硼