核电站主设备及辅助系统教学课件PPT.ppt
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1、第二章 核电站主设备及辅助系统,第一节 压水堆核电站 第二节 沸水堆核电站 第三节 第一回路辅助系统 第四节 核电站所用材料 第五节 冷却剂(轻水)的辐照分解,反应堆冷却剂系统 压水反应堆 蒸汽发生器 反应堆冷却剂泵 稳压器 第二回路设备,第一节 压水堆核电站,反应堆冷却剂系统 RCP 化学和容积控制系统 RCV 反应堆硼和水的补给系统 REA 余热排出系统 RRA 反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统 PTR 安全注入系统 RIS 安全壳喷淋系统 EAS,发电机励磁和电压调节系统 GEX 输电系统 GEV 主开关站超高压配电装置 GEW 厂内6.6KV供电网络LG*/LH*,二回路主要系统,电气
2、部分主要系统,核岛主要系统,核电站主要系统,核电站工作原理总图,一、反应堆冷却剂系统,(一)系统的功能 (1)在核电厂正常功率运行时将堆内产生的热量载出,并通过蒸汽发生器传给二回路工质,产生蒸汽,驱动汽轮发电机组发电。 (2)在停堆后的第一阶段,经蒸汽发生器带走堆内的衰变热。 (3)系统的压力边界构成防止裂变产物释放到环境中的一道屏障。 (4)反应堆冷却剂作为可溶化学毒物硼的载体,并起慢化剂和反射层作用。 (5)系统的稳压器用来控制一回路的压力,防止堆内发生偏离泡核沸腾,同时对一路系统实行超压保护。,(二)系统描述 系统组成:按照功能,反应堆冷却剂系统可分为冷却系统、压力调节系统和超压保护系统
3、。 1、冷却系统 冷却系统由反应堆冷却剂泵、反应堆和蒸汽发生器及相应的管道组成。在正常功率运行时,反应维冷却剂泵使冷却剂强迫循环通过堆芯,带走燃料元件产生的热量。,2压力调节系统 为了保证反应堆冷却剂系统具有好的冷却能力,应当将堆芯置于具有足够欠热度的冷却剂淹没之中。核电厂在负荷瞬变过程中,由于测量系统的热惯性和控制系统的滞后等原因,会造成一、二回路之间的功率失配,从而引起负荷瞬变过程中一回路冷却剂温度的升高或降低,造成一回路冷却剂体积膨胀或收缩。 水经波动管涌入或流出稳压器,引起一回路压力升高或降低。当压力升高至超过设定值时,压力控制系统调节喷淋阀由冷管段引来的过冷水向稳压器汽空间喷淋降压;
4、若压力低于设定值,压力控制系统启动加热器,使部分水蒸发,升高蒸汽压力。,3超压保护系统 当一回路系统的压力超过限值时,装在稳压器顶部卸压管线上的安全阀开启,向卸压箱排放蒸汽,使稳压器压力下降,以维持整个一回路系统的完整性。,1、环路数与环路容量: 核电厂的一回路系统由若干并联的环路组成。按照核电厂安全准则,单堆核电厂的环路数不小于2,但过多的环路数将增加设备投资,因此,目前核电厂中一般采用24条环路并联形式。每一条环路所对应的电功率最初为150 MW。 随着核电设备设计制造能力提高,近期的压水堆核电站,一条环路的电功率已达到300600 MW,而且以每个环路300MW设计建造600MW、900
5、MW、12000MW的大型核电站。,(三)系统参数的选择,2、反应堆冷却剂出口温度 冷却剂出口温度越高,电厂热效率越高,但受下列因素限制: (1)燃料包壳温度限制。材料受抗高温腐蚀性能限制。 (2)传热温差的要求。冷却剂温度至少要比包壳温度低10-15,以保证正常的热交换。 (3)冷却剂过冷度要求。为保证流动的稳定性和有效传热,冷却剂应具有20左右的过冷度。 由此可见,对于一定的工作压力,反应堆冷却剂的堆出口温度变化余地很小。如大亚湾核电厂一回路压力为15.5MPa,其堆出口冷却剂平均温度为329.8。,3、反应堆冷却剂的入口温度 入口温度越高,一回路冷却剂平均温度越高有利提高热效率。 但入口
6、温度越高,冷却剂温升越小,所需冷却剂流量越大,这就增加了泵的输送功率,从而降低了电厂的净效率。 选择冷却剂的入口温度时,应综合考虑入口温度与流量各自带来的利弊以及其他一些因素后,选取最佳值。,4、冷却剂流量 综合上述分析,压水堆核电厂一回路参数范围是:工作压力15MPa左右,冷却剂在反应堆的进口温度取280-300,在反应堆的出口温度取310-330,进出口的温升为30-40。核电厂变工况时,反应堆冷却剂平均温度变化允许的最大温差为17-25。反应堆的设计温度为350。 一回路系统中冷却剂的流量较大,当单环路对应的电功率为300 Mw时,冷却剂总质量流量可达到15000th21000th(即每
7、10MW热功率160th250th)。主管道内冷却剂流速可达15ms,一回路系统的总阻力约为0.6MPa0.8MPa。,二、压水反应堆,1、压水反应堆组成: 反应堆堆芯 反应堆堆内支撑结构( 又称堆内构件 ) 压力壳和控制棒驱动机构,辐照损伤:是结构材料在高能中子和射线的照射下性能变坏( 一般使材料变脆 )的现象,2、反应堆本体结构的设计要求:除在强度、刚度和防腐等方面,还要求它的结构应有较高的耐辐照损伤的性能。 堆芯材料是锆合金有良好的核性能、耐高温水腐蚀性能和良好的机械性能,满足冷却剂高参数的要求和保证热力循环的热效率。,(一)反应堆堆芯,3、堆芯组成:核燃料组件、控制棒组件、可燃毒物组件
8、和中子源组件等。 整个堆芯结构浸泡在含硼和pH为910的高温高压水中。堆芯中冷却剂与核燃料的容积比值应控制在2左右。,4、核燃料组件:由燃料元件棒、控制棒导向管、定位格架和上下管座等部件组成,5、燃料元件棒结构:二氧化铀陶瓷型燃料芯块( 棒状 )装入管壁厚度为0.60.7mm、长度为34m、外径为911mm的锆合金包壳管内,管的两端用锆合金端塞封堵压水堆产生核裂变反应并释放热量的部件。,6、控制棒组件的作用: 控制核燃料自持链式裂变反应速率,可调节反应堆的功率输出 在事故情况下,将控制棒急速插入堆芯,就能在极短时间内使反应堆紧急停堆。用具有能大量吸收中子的材料(银铟镉合金)制成,安置在不锈钢包
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