1、核电站运行原理核电站运行原理中辐核仪昌江项目部中辐核仪昌江项目部20152015年年7 7月月CRP1000、CNP1000、ACP1000等核等核电机型的简介电机型的简介AES-91是俄罗斯压水堆技术，单机容量106万千瓦。AP1000是Advanced Passive PWR的简称，1000为其功率水平（百万千瓦级），该机型为西屋公司设计的3代核电机型。AP1000采用创新性的非能动技术。AP1000及其国产化机型或将成为我国三代核电主流机型。1/78EPR（欧洲先进反应堆）（欧洲先进反应堆）是国际上最新型反应堆（法国N4和德国建设的Konvoi反应堆）的基础上开发的，吸取了核电站运行三十
2、多年的经验。在建示范堆处于世界先进水平。CPR1000是中广核推出的中国改进型百万千瓦级（1000MW）压水堆核电技术方案。它是在引进、消化、吸收国外先进技术的基础上，结合20多年来的渐进式改进和自主创新形成的“二代加”百万千瓦级压水堆核电技术。技术来源于法国引进的百万千瓦级机型M310。2/78CNP是China Nuclear Power的简写。CNP650额定功率65万千瓦，是我国自主设计的高水平60万千瓦级商用压水堆核电机型。该种机型主要应用在秦山核电二期项目中。兄弟机型还有CNP350及CNP1000。3/78ACP1000(Advanced China PWR)是中核根据CNP60
3、0（这个基本有自主产权）研制出来的，也在向着EPR靠近，融合了好些AP1000的非能动理念，具有自主知识产权。据称，巴基斯坦将成为全球第一个应用中国具有自主知识产权的ACP1000核反应堆的国家。有迹象显示，除巴基斯坦之外，阿根廷或许会成为ACP1000的下一个海外客户。4/78CAP1000/CAP1400是国家核电技术公司在引进西屋AP1000核电技术的基础上“引进、吸收、消化、再创新”开发的三代核电机型。国家核电技术公司目前的海外重点市场是南非和巴西，采用的机型将是具备自主知识产权的三代核电CAP1400。华龙一号核电技术华龙一号核电技术是由中核集团和中广核集团联手打造的。5/78R反应
4、堆厂房K燃料厂房L电气厂房W连接厂房D柴油发电机厂房N核辅助厂房6/787/78前前 言言CPR1000CPR1000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。CPR1000CPR1000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。CPR1000CPR1000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。8/78前前 言言CPR1000CPR1000是立足于国内已有主流技术基础上的核电站。CPR1000CPR1000是一个先进、成熟、安全、经济
5、的，可以自主批量建设的“二代加”主力堆型。LA1号机组为CPR1000技术方案的首台机组，HYH一期工程四台机组采用CPR1000技术方案。CPR1000CPR1000符合核电科技发展规律，可与第三代核电技术平稳过渡衔接。9/78目目 录录第一部分：核电站原理概述第二部分：CPR1000主要特性第三部分：CPR1000核岛主体结构第四部分：CPR1000系统知识第五部分：DCS系统的介绍10/78第一部分：压水堆核电站原理概述第一部分：压水堆核电站原理概述由原子核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。
6、一回路系统是将核裂变能传给冷却水的热能装置。它由原子反应堆、主冷却泵、稳压器、蒸汽发生器以及相应的管道等组成。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。回路中的压力由稳压器进行控制。压水堆核电站原理11/78第一部分：压水堆核电站原理概述第一部分：压水堆核电站原理概述 压水堆核电站原理图压水堆与沸水堆的区别？12/7813/78沸水堆具有较低
7、的运行压力（约为70个大气压），冷却水在堆内以汽液形式存在压水堆一回路压力通常达150个大气压，冷却水不产生沸腾。14/78裂变 过程235U+1n=137Ba+97Kr+2n视频15/7816/78第二部分：第二部分：CPR1000CPR1000主要特性主要特性百万千瓦级压水堆核电站是国家早在1983年就已经明确的核电技术路线。中国广东核电集团20多年来一直坚持这一路线，积极开展系列化、标准化百万千瓦级压水堆核电站的建设，并已形成一套自有的产业化经验。目前，世界上共有核电机组441座，其中压水堆有300多座，并且大部分都是百万千瓦级机组。广东核电技术的引进是从法国开始的。法国百万千瓦级核电技
8、术的原型是美国西屋公司标准312堆型，通过改进批量化建设发展成为标准化的CPY技术。为了提高法国核电的出口竞争力，法玛通公司在CPY的基础上形成了安全性和经济性较好的M310堆型。大亚湾核电站引进的就是这种新型的M310堆型，高起点起步，开展了百万千瓦级大型商用核电技术的消化、吸收和创新工作。中国改进型压水堆（1000MW）核电站 17/78第二部分：第二部分：CPR1000CPR1000主要特性主要特性设计理念采用纵深防御的策略，采取事故预防和事故缓解措施。Lost of Coolant Accident 安全可靠平衡的安全设计更可靠 18/78第二部分：第二部分：CPR1000CPR100
9、0主要特性主要特性设计理念CPR1000借鉴和采纳同类电站的运行经验反馈，进一步提升电站的技术水平，以LA PSA结果为导向，针对主要的事故序列采取必要的改进措施，制定严重事故对策，采用合理、平衡的安全设计，进一步接近第三代概率安全目标。PSA:Probability Safety Assessment 安全可靠平衡的安全设计更可靠 19/78第二部分：第二部分：CPR1000CPR1000主要特性主要特性运行实践Dayabay与LA四台机组的良好运行纪录是CPR1000安全可靠的有力证明。自1999年开始，Dayabay与64台法国同类型机组在四个领域累计26项次的安全业绩挑战赛中，共获得1
10、4项次第一名。2006年5月13日，大亚湾核电站1号机组较原计划提前12.94天完成第一次十年大修，成为我国在运行核电站中首个走过设计寿期内除退役外所有关键路径的核电站。2006年3月9日，Dayabay1号机组实现整个燃料循环不停机连续安全运行485天的国内新记录；2007年6月30日，该机组继续保持国内核电机组无非计划停堆安全运行1829天的最高记录，目前该纪录还在延伸。安全可靠平衡的安全设计更可靠 20/78第二部分：第二部分：CPR1000CPR1000主要特性主要特性运行实践与1994年投产初期相比，Dayabay机组年发电量已由可研报告的100亿千瓦时提高到目前的150亿千瓦时；反
11、映核电站 安 全 技 术 水 平 的 堆 芯 熔 化 概 率 由 1.2410-5降 至1.0310-5，高于欧美运行机组的安全技术水平。LA建成投产以来，安全运行业绩优良。1#机创造了商运后连续两个燃料循环无非计划停机停堆安全运行592天的世界纪录，2#机创造了自首次临界及商运起无非计划停堆安全运行935天的世界核电新机组最好纪录。2006年，LA实现上网电量150.62亿千瓦时，能力因子达到91.3%；在国际上衡量核电站安全运行水平的9项关键指标（WANO）中，有8项超过世界中间水平，其中4项达到或超过世界先进水平。安全可靠平衡的安全设计更可靠 21/78第二部分：第二部分：CPR1000
12、CPR1000主要特性主要特性技术方案基于Dayabay和LA的成熟设计，采用经验证的技术和定型的设备，同类型机组在世界上已有1000多堆年运行经验。Dayabay采取了三哩岛事故后的修改，使其达到了国际核电80年代末的水平；LA结合法国核电站十年大修计划（LOT93）及Dayabay运行经验反馈采取了一系列的改进，使其达到了国际核电九十年代中的水平。三次 大的核事故？成熟逐步改进更趋成熟 美国三哩岛79前苏联切尔诺贝利86年日本福岛11年22/7823/78第二部分：第二部分：CPR1000CPR1000主要特性主要特性全面实现四个自主化 经过Dayabay、到LA的经验积累，CPR1000
13、基本实现了设计自主化。同时由于设计的标准化、自主化，并且相对于参考电站改动较小，完全可以实现设计复用。设备制造通过LA的经验积累进一步实现本地化，本地化比例可达70%以上，并提高本地化的质量。经过HYH4台机的建设，设备制造本地化比例将获得更大的提高，质量将更有保障。百万级压水堆型在LA就已经实现了建设及运行自主化，CPR1000可以实现自主建设、自主运营。因此，CPR1000将是我国近期实现核电建设四个自主化水平最高的核电站。经济 24/78第二部分：第二部分：CPR1000CPR1000主要特性主要特性经济性和市场竞争力持续提高 从Dayabay到CPR1000逐步提高了设计自主化、设备制
14、造本地化比例以及机组效率，且已完全实现建设自主化，单位造价已显著下降。在此基础上CPR1000进一步提高设计自主化比例，设备基本实现本地化。如果小批量建设，考虑到设计复用以及批量采购，单位造价可低于1300美元/千瓦，国产化成熟并批量化后争取实现1万元人民币/千瓦。采用先进的燃料管理策略、提高燃耗深度以及降低放射性废物的产生量，完全自主运行，进一步降低运营成本。成熟技术的应用和持续的改进将进一步提高运行可靠性，保证了电厂可利用率超过87%，从而进一步提高竞争力，使得上网电价同脱硫、脱硝火电机组相比具有竞争力。经济 25/78第二部分：第二部分：CPR1000CPR1000主要特性主要特性 经济
15、 26/78第二部分：第二部分：CPR1000CPR1000主要特性主要特性达到国内外同类机组先进水平 Dayabay及LA是目前国内运行的技术先进、运行业绩最佳的大型商用核电站。CPR1000以此为参考，并在此基础上作必要技术改进，确保其先进性。为了基本满足新安全法规、导则的要求，采用新技术：在岭澳核电站二期基础上进一步完善数字化仪控技术 事故处理规程由事故定向转为状态定向；采用半速汽轮发电机组首炉堆芯即采用18个月换料方案压力容器设计寿命达到60年采用堆坑注水技术 主回路应用破前漏（LBB）设计理念Leak before break 先进 27/78第二部分：第二部分：CPR1000CPR
16、1000主要特性主要特性进一步完善数字化仪控技术 有助于提高电厂安全性、经济性扩展性好，可及时采纳先进计算机技术有利于专家系统的建立可较大程度上适应仪控设备更新换代 先进 新技术128/78第二部分：第二部分：CPR1000CPR1000主要特性主要特性事故处理规程由事故定向转为状态定向 减轻操作员负担，降低人因失误；有利于处理多重事故；有利于与严重事故处理规程接口。先进 新技术229/78第二部分：第二部分：CPR1000CPR1000主要特性主要特性采用半速汽轮发电机组 提高机组效率，继而提升电价竞争力；半速机组的供货商选择范围较大，可以形成多家厂商竞争的局面。先进 新技术330/78第二
17、部分：第二部分：CPR1000CPR1000主要特性主要特性首炉18个月换料 减少了换料大修次数，降低大修成本，降低人员的受辐照剂量；提高电站可利用率，增加年发电量；降低放射性废物产生量降低燃料循环成本减少反应堆压力容器的中子注量。先进 新技术431/78第二部分：第二部分：CPR1000CPR1000主要特性主要特性反应堆压力容器设计寿命为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。先进 新技术532/78第二部分：第二部分：CPR1000CPR1000主要特性主要特性堆坑注水技术 有利于防止或延
18、迟压力容器RPV熔穿防止堆芯熔融物与混凝土反应防止安全壳底板熔穿抑制安全壳内氢的产生量安全壳保持完好性的概率提高。先进 新技术633/78第二部分：第二部分：CPR1000CPR1000主要特性主要特性主回路应用LBB设计理念 破前漏（LBB）理念是建立在管道力学分析基础上的设计准则，设计准则应用在核电设计和建设中已趋成熟；取消主管道防甩止挡块，减少主管道阻尼器，从而简化设计，改善了维修及在役检查的可接近性，降低了工作人员的辐照剂量，提高了安全性并降低了运行维修成本；简化主回路及其它关联设计，降低制造和建造成本。先进 新技术734/78第二部分：第二部分：CPR1000CPR1000主要特性主
19、要特性工程建造采用可视化进度控制 直接在三维模型上显示施工进度的进展和状态，检验施工顺序和方案；展示进度和计划的差异，为施工计划的安排和优化提供支持和服务。先进 新技术835/78第二部分：第二部分：CPR1000CPR1000主要特性主要特性三维辅助设计 系统三维布置校验，检验接口是否自恰；三维空间布置校验，设置最佳路径，缩短大修工期。先进 新技术936/78第二部分：第二部分：CPR1000CPR1000主要特性主要特性建设工期58个月设备本地化比例70%压力容器设计寿命60年热工设计裕量15%机组额定功率1080MWe机组可用率87%单位造价1300美元/千瓦全面采用数字化仪控和先进主控
20、室设计采用半速汽轮发电机组采用国产化全M5的AFA3G先进燃料组件首炉起采用18个月的先进燃料管理策略燃料循环末期具有延伸运行能力事故处理规程由事故定向转为状态定向利用三维数字化设计提高出图效率，减少设计变更利用可视化进度控制，优化进度，提高施工管理效率 建设与设计目标 37/78第二部分：第二部分：CPR1000CPR1000主要特性主要特性 主要技术经济指标 环路数3 总体性能指标DNBR裕量15%机组可用率87%压力容器设计寿命60年一回路压力15.5 MP一回路温度T入/T出292.4/329.8平均线功率密度186 W/cm机组额定功率1080 MWe燃料组件157组全M5的AFA3
21、G组件活性区高度3.66 m换料周期18 月堆容器内径/高度3.99 m/12.99 m电厂热循环效率36%仪控系统DCS电厂布置双堆安全壳单层+钢内衬安全壳自由体积49000 m3严重事故对策采取相应措施汽轮发电机组半速机建设工期58 月38/78第三部分：第三部分：CPR1000CPR1000核岛主体结构核岛主体结构核岛主体结构由反应堆和3条并联的闭合环路组成，这些环路以反应堆压力容器为中心作辐射状布置，每条环路都由一台主冷却剂泵（简称主泵）、一台蒸汽发生器和相应的管道和仪表组成。其中一条环路热管段上连接有一个稳压器，用于主回路系统的压力调节和压力保护。每个环路中，位于反应堆压力容器出口和
22、蒸汽发生器入口之间的管道称为热段，主泵和压力容器入口间的管道称为冷段，蒸汽发生器与主泵之间的管道称为过渡段。环路 与 回路？39/7840/7841/78主管道主管道过渡段过渡段主管道主管道冷段冷段主管道主管道热段热段第三部分：第三部分：CPR1000CPR1000核岛主体结构核岛主体结构 主体结构系统示意图 42/78主管道主管道过渡段过渡段蒸发器蒸发器主泵主泵稳压器稳压器压力容器压力容器主管道主管道冷段冷段主管道主管道热段热段第三部分：第三部分：CPR1000CPR1000核岛主体结构核岛主体结构 主体结构示意图 43/78第三部分：第三部分：CPR1000CPR1000核岛主体结构核岛主
23、体结构 主体结构示意图（漫游状态）44/78第三部分：第三部分：CPR1000CPR1000核岛主体结构核岛主体结构反应堆压力容器由容器本体及中子通量管贯穿件、顶盖及控制棒驱动机构接管座、密封环和顶盖螺栓等组成。反应堆压力容器中子通量也叫中子注量率反应堆的功率正比于单位时间的核裂变率，测量中子通量可知反应堆功率。45/7846/78第三部分：第三部分：CPR1000CPR1000核岛主体结构核岛主体结构燃料组件核电站“烧”的是二氧化铀，其制成小圆柱形燃料芯块，装入锆合金管并加封焊，构成一根根细长的燃料元件棒。再将元件棒按运行组排，用定位格架固定组成燃料组件（多用1717型）。反应堆压力容器47
24、/78第三部分：第三部分：CPR1000CPR1000核岛主体结构核岛主体结构主要功能是作为热交换设备将一回路冷却剂中的热量传给二回路给水，使其产生饱和蒸汽供给二回路动力装置。每台容量按照满功率运行时传递1/3的反应堆热功率设计。由一次侧和二次侧两部分组成。一次侧由U形管束、管板、水室隔板和半圆形封头构成。二次侧由下部壳体、过渡锥形体、上部壳体、椭圆形封头、汽水分离器和干燥器等组成。蒸汽发生器48/78第三部分：第三部分：CPR1000CPR1000核岛主体结构核岛主体结构是一回路中高速转动的设备，通过推动冷却剂流动将反应堆热量送到蒸汽发生器，传递给二回路给水。采用直立式、单级、混流式轴封泵。
25、泵和电机分开，电动机在上部，电动机上设有飞轮，以增加泵的转动惯量。当主泵断电时，泵仍能继续转动几分钟。为防止带放射性的冷却水泄漏，泵轴上设有三道密封，由两道流体静压和一道机械密封串联组成。主泵49/78第三部分：第三部分：CPR1000CPR1000核岛主体结构核岛主体结构又称为容积补偿器，是补偿一回路冷却水温度变化引起的回路水容积的变化，以及调节和控制一回路系统冷却剂的工作压力。采用直立式电加热稳压器。结构呈圆柱形筒体，容器顶部设置有抑制压力升高的喷雾器，底部设有升高压力的电加热元件。正常运行时，其内一半容积为水，另一半为保持一定压力的蒸汽。开启电加热元件可使热水汽化，从而提高压力，上部喷雾
26、冷水，可使蒸汽凝结降低压力。稳压器打闸汽机打闸就是将汽轮机所有进汽门关闭,瞬间切断汽轮机进汽,实现停机。50/7851/78第四部分：第四部分：CPR1000CPR1000主要系统知识主要系统知识核岛主要系统1、反应堆冷却剂系统RCP；2、化学和容积控制系统RCV；3、反应堆硼和水补给系统REA；4、余热排出系统RRA；5、反应堆水池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；电气部分主要系统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*1、主蒸汽系统VVP；2、
27、汽轮机旁路系统GCT；3、汽水分离再热系统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、气动/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、辅助给水系统ASG二回路主要系统52/78第四部分：第四部分：CPR1000CPR1000主要系统知识主要系统知识 CPR1000核电站工作原理总图RCPRCVREARRARISEASASGVVPGCTGSSCEXCRFABPADGAPPAHPAREGEXPTRGEVGEWGPV废物处理厂用电旁路（bypass）53/7854/7855/
28、7856/78励磁（excitation）57/78为发电机等（利用电磁感应原理工作的电气设备）提供工作磁场叫励磁。58/78汽机疏水系统（GPV）：在汽轮机组启机、停机及变负荷工况运行时，蒸汽与汽轮机本体和蒸汽管道接触，蒸汽被冷却，凝结成水。一旦水进入汽轮机，将会使动叶片受到水的冲击而损伤，甚至断裂。59/78核电站的硼酸用来干什么？核电站的硼酸用来干什么？60/78硼酸：吸收中子，进而达到控制核反应的目的。61/78反应堆正反应和负反应62/78反应堆第一次如何启动（反应堆第一次如何启动（“点火点火”）？）？63/78用外置中子源轰击反应堆燃料 从而引起链式反应。运行之后，如何停堆？如何启
29、堆？64/7865/7866/78第四部分：第四部分：CPR1000CPR1000主要系统知识主要系统知识反应堆冷却剂系统（RCP）由核反应堆和与其相连的三条并联的输热闭合环路组成，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仪表组成，在其中一条环路管段上连接有一个稳压器。主要功能反应堆冷却剂系统（RCP）即核电站一回路的主回路，其主要功能是使冷却剂循环流动，将堆芯中核裂变产生的热量通过蒸汽发生器传输给二回路，同时冷却堆芯，防止燃料元件烧毁或毁坏。反应堆冷却剂系统67/78第四部分：第四部分：CPR1000CPR1000主要系统知识主要系统知识辅助功能反应堆中子慢化剂：压水堆
30、的冷却剂为轻水，它具有比较好的中子慢化能力，起到慢化剂的作用，使裂变产生的快中子减速成为热中子，以维持链式裂变反应。另外，它也起到发射层的作用，使泄露出堆芯的部分中子发射回来。反应性控制：反应堆冷却剂中溶有硼酸可吸收中子，通过调整硼溶度可控制反应性（主要用于补偿氙效应和消耗）。压力控制：RCP系统中的稳压器用于控制冷却剂压力，以防止堆芯中发生不利于燃料元件传热的偏离泡核沸腾现象。放射性屏障：RCP系统压力边界作为裂变产物放射性的第二道屏障，在燃料元件包壳破损泄露时，可防止放射性物质外逸。反应堆冷却剂系统68/78第四部分：第四部分：CPR1000CPR1000主要系统知识主要系统知识一回路辅助
31、系统是核辅助系统的一个重要组成部分。按照美国和法国的分类，除一回路辅助系统外，核辅助系统还包括有辅助冷却水系统、三废处理系统、核岛通风空调系统及核燃料装卸贮存和工艺运输系统。一回路辅助系统主要包括化学和容积控制系统（RCV）反应堆硼和水补给系统（REA）余热排出系统（RRA）一回路辅助系统69/78第四部分：第四部分：CPR1000CPR1000主要系统知识主要系统知识RCV系统是与核安全有关的系统之一。尤其是上充泵，在正常运行工况下，它作为上充用；在一回路破口失水事故及主蒸汽管道破裂的事故情况下，它又作为高压安注泵使用。因此，在事故情况下，上充泵实际上属于安全设施。RCV系统的主要功能包括容
32、积控制化学控制反应性控制 化学和容积控制系统（RCV）70/78温温度度容容 积积1.4m3/1T300 0C0第四部分：第四部分：CPR1000CPR1000主要系统知识主要系统知识一回路水容积变化热工学：水容积将随温度的变化而变化。水力学：在一回路处在15.5MPa压力下，不可避免泄露（主要是指一号密封、主泵2#轴封），会引起稳压器水位的波动。RCV 容积控制在正常运行时，一回路的平均温度也随功率的变化而改变。水容积的变化必将导致稳压器水位的波动。71/78一回路稳压器容控箱MNMNTEPREA上充泵上充泵容积控制原理图第四部分：第四部分：CPR1000CPR1000主要系统知识主要系统知
33、识容积控制原理通过上充、下泄来吸收稳压器吸收不了的一回路水的容积变化，将稳压器的水位维持在程控液位；RCV 容积控制上充补水，补偿一回路水容积的收缩或泄露（REA系统执行）；下泄排水，吸收一回路水的膨胀，下泄流排往容积箱或TEP系统上冲泵的两个作用？72/7873/78第四部分：第四部分：CPR1000CPR1000主要系统知识主要系统知识一回路水化学变化的原因物理腐蚀：水中杂质沉积在燃料包壳上结垢，影响热量传输，结垢处温度上升，形成热点，导致燃料包壳破损，裂变产物逸入一回路水中，使一回路水的放射性指标上升。化学腐蚀（侵蚀）：水中杂质多、温度高、氧含量增加以及PH值降低，将会大大加速化学反应，
34、即化学腐蚀加快，当这些腐蚀产物被带入到一回路水中后，由于中子辐照，这些腐蚀产物部分被活化，成为具有放射性的活化产物，进一步增加一回路水的比放射性活度。RCV 化学控制74/78第四部分：第四部分：CPR1000CPR1000主要系统知识主要系统知识化学控制原理控制PH值（注入7LiOH，中和硼酸）控制氧含量净化一回路水（过滤+除盐）RCV 化学控制机组启动时注入联氨N2H4，正常运行时向容控箱中充入氢气017VP030VP026VP001FI002FITEP系统系统REA系统系统002BA001DE002DE003DE上充泵上充泵自下泄回路自下泄回路上充上充75/78第四部分：第四部分：CPR
35、1000CPR1000主要系统知识主要系统知识 RCV 反应性控制反应性变化的原因燃料的多普勒效应和慢化剂温度的效应裂变产物、毒物（氙、钐等）和燃耗工况改变导致过渡中的反应性变化反应性控制的三大手段控制棒可燃毒物棒硼酸溶液的化学补偿反应性控制的目的补偿燃耗和毒物带来的负反应性控制轴向功率偏差控制R棒棒位在调节带内保证停堆深度反应性控制的措施加硼稀释除硼76/78第四部分：第四部分：CPR1000CPR1000主要系统知识主要系统知识为主泵提供轴封水：为主泵提供经冷却、过滤的、高压力的轴封水，抑制一回路水沿轴向外的泄漏，又润滑、冷却了轴封，防止轴封损坏。为稳压器提供辅助喷淋水：当主泵出现故障或由
36、于断电而不能运行时，提供稳压器辅助喷淋管线将代替主喷淋管线功能，调节和控制一回路压力。一回路处于单相时的压力控制：稳压器单相（满水）时稳压器的压力控制系统不起作用，将由下泄控制阀（RCV013VP）来控制一回路的压力。对一回路进行充水、排气和水压试验 RCV 辅助功能77/78第四部分：第四部分：CPR1000CPR1000主要系统知识主要系统知识在反应堆冷却剂系（RCP）统发生小破口（当量直径D9.5mm）的情况下，RCV系统能够维持其水装量；作为反应性控制系统，RCV系统在反应堆停堆，或在诸如弹棒、卡棒事故的反应堆热态次临界状态下的维修阶段，它都起作用；在安全注入的情况下，RCV系统上充泵
37、作为高压安注泵运行，此时，安注运行方式自动取代所有其他运行方式。RCV 安全功能78/78第四部分：第四部分：CPR1000CPR1000主要系统知识主要系统知识 REA（反应堆硼和水补给系统）REA的调硼和加硼部分与核安全有关，其他水系统部分与安全无关79/78第四部分：第四部分：CPR1000CPR1000主要系统知识主要系统知识水部分2个除盐除氧水贮存箱（REA001、002BA），2个机组共用；4台除盐除氧水泵（REA001、002PO），2台/机组；2个化学药品混合罐（REA006BA），1个/机组。硼酸部分1个硼酸溶液配制箱（REA005BA），2个机组共用；3个硼酸溶液贮存箱，每
38、个机组分别使用一个（REA004BA），第三个（REA003BA）为2个机组共用；4台硼酸溶液输送泵（REA003、004BA），2台/机组。REA 系统构成80/78第四部分：第四部分：CPR1000CPR1000主要系统知识主要系统知识向稳压器泄压箱提供喷淋冷却水；为主泵密封水立管（RCP011、021、031BA）供水，以冲洗3号轴封；向换料水箱（PTR001BA）提供硼酸溶液，为其初始充水及补水；向安全注入系统硼酸注入箱（RIS021BA）提供硼酸溶液，为其初始充水和补水；向容控箱提供与一回路当前硼浓度一致的硼酸溶液，为其进行排气操作；为稳压器和余热排出系统的先导式泄压阀充水。REA
39、主要功能硼浓度为（2200100）g/g硼浓度为7000 g/g81/78第四部分：第四部分：CPR1000CPR1000主要系统知识主要系统知识REA系统为RCV系统贮存并供给其容积控制、化学控制和反应性控制所需的各种流体提供除盐、除氧硼水，以保证化容系统的容积控制功能；注入联氨和氢氧化锂等化学药品，以保证化容系统的化学控制功能；提供硼酸溶液和除盐除氧水，以保证化容系统的反应性控制功能。REA 辅助功能82/78第四部分：第四部分：CPR1000CPR1000主要系统知识主要系统知识RRA又称为反应堆停堆冷却系统，当反应堆停堆后，最初仍由蒸汽发生器将剩余功率这部分热量导出，当二回路不能再运行
40、时，即由余热排出系统导出这部分热量，保证反应堆的冷却。在反应堆正常停堆过程中，当一回路温度降到180及以下，绝对压力降到3.0MPa以下时，用余热排出系统排出堆芯余热、一回路水和设备的显热以及运行的主泵在一回路中产生的热量，使反应堆进入冷却停堆状态。RRA 余热排出系统83/78第四部分：第四部分：CPR1000CPR1000主要系统知识主要系统知识除了失水事故（LOCA）引起安全注入系统投入运行的情况以外，在其他事故引起的停堆事故中，余热排出系统也被用来排出上述三部分热量。一回路处于单向状态时进行压力调节和水质净化；保证一回路水的循环，使一回路水温和硼浓度得以均匀；参与换料水传输，将反应堆换
41、料腔中的水送回换料水箱。RRA 余热排出系统84/78第四部分：第四部分：CPR1000CPR1000主要系统知识主要系统知识 RRA 系统流程图由2台余热排出泵、2台热交换器和相关的阀门、管道组成。85/78第四部分：第四部分：CPR1000CPR1000主要系统知识主要系统知识 RRA RCP-RCV-RRA连接示意图反应堆反应堆一环路二环路二环路三环路01GV02GVRCP01PORCP02PORCP03PO01BARRA01PORRA02PO01RF02RF24VP25VP13VPRCV50VPRCV01-03PORCV310VPRCV366VPRRA14VP46VPRRA15VP净化
42、单元02BA01-03DIRRIRRIRRI13VPRCV01EX082VP03GV02RF86/78第四部分：第四部分：CPR1000CPR1000主要系统知识主要系统知识辅助冷却水系统包括反应堆水池和乏燃料水池冷却和处理系统（PTR）、设备冷却水系统（RRI）、重要厂用水系统（SEC）、核岛冷冻水系统（DEG）和电气厂房冷冻水系统（DEL）等系统。PTR主要用于冷却乏燃料水池中的乏燃料，导出余热；在反应堆堆腔充水、换料，RRA不可用时，PTR又可作为RRA的应急备用，导出堆内余热。RRI向核岛内所有冷却器提供冷却水，而RRI本身又是由SEC用海水来冷却的，2个系统都是与安全有关。DEG供应
43、除主控制室以外核岛所有空调冷却器的冷冻水，DEL则专为主控制室和有关电气厂房空调提供冷冻水。辅助冷却水系统87/78第四部分：第四部分：CPR1000CPR1000主要系统知识主要系统知识对反应堆水池和乏燃料水池进行冷却、净化、充水和排水。冷却功能：见上页。净化功能：净化去除乏燃料水池中的裂变产物和腐蚀产物，限制乏燃料水池的放射性水平；过滤清楚反应堆水池和乏燃料水池水中的悬浮物，以保持水中良好的能见度。充/排水功能：向反应堆水池和乏燃料水池充以硼浓度为2100 g/g的硼水，使水池有足够的水层，为操作人员提供良好的生物防护；保证乏燃料处于次临界状态；实施除乏燃料贮存外其他水池的排水；为安全注入
44、系统和安全壳喷淋系统贮存必要的硼水。辅助冷却水系统 PTR88/78第四部分：第四部分：CPR1000CPR1000主要系统知识主要系统知识 辅助冷却水系统 PTR系统流程图池面标高为20m，总水容积为1310m3池面标高为20m，总水容积为1800m3四周设有钢筋混凝土围墙，围墙可在事故情况下包容水箱的水容量。水箱箱底标高为1.02m89/78第四部分：第四部分：CPR1000CPR1000主要系统知识主要系统知识RRI所冷却的设备中，有一部分是与核安全有关的，如安全壳喷淋系统热交换器EAS001、002RF等，RRI系统是部分与质量和核安全相关的。冷却功能：向核岛内各热交换器提供冷却水，并
45、将其热负荷通过SEC传到海水中；隔离作用：是核岛各热交换器与海水之间的一道屏障，既可以避免放射性流体不可控地释放到海水中而污染环境，又可以防止海水对核岛各热交换器的腐蚀。辅助冷却水系统 RRI90/78第四部分：第四部分：CPR1000CPR1000主要系统知识主要系统知识当RCP发生失水事故或二回路的汽水回路发生破裂或失效时，必须确保堆芯热量的排出和安全壳的完整性，限制事故的发展和减轻事故的后果，为此而设置的专设安全设施。安全注入系统（RIS）安全壳喷淋系统（EAS）辅助给水系统（ASG）安全壳隔离系统（EIE）安全壳内大气监测（ETY）的混合、取样和复合子系统。专设安全系统91/78第四部
46、分：第四部分：CPR1000CPR1000主要系统知识主要系统知识（RIS）由高压安注（HHSI）、中压安注（MHSI）和低压安注（LHSI）三个子系统组成，根据事故引起RCP系统降压情况，在不同压力下分别投用。主要功能在一回路小破口失水事故时或在二回路蒸汽管道破裂造成一回路平均温度降低而引起冷却剂收缩时，RIS系统用来向一回路补水，以重新建立稳压器水位；在一回路大破口失水事故时，RIS系统向堆芯注水，以重新淹没并冷却堆芯，限制燃料元件温度的上升；RIS 安全注入系统92/78第四部分：第四部分：CPR1000CPR1000主要系统知识主要系统知识主要功能在二回路蒸汽管道破裂时，向一回路注入高
47、浓度硼酸溶液，以补偿由于一回路冷却剂连续过冷而引起的正反应性，防止堆芯重返临界。辅助功能在换料停堆期间，低压安注泵可用来为反应堆水池充水；用RIS011PO泵进行RCP系统的水压试验；在失去全部电源时为主泵提供轴封水；在再循环注入阶段，低压安注泵从安全壳地坑吸水，RIS在安全壳外的管段成为第三道屏障的一部分。RIS 安全注入系统93/78第四部分：第四部分：CPR1000CPR1000主要系统知识主要系统知识主要功能通过喷淋冷凝蒸汽，使安全壳内压力和温度降低到可接受的水平，确保安全壳的完整性。辅助功能带走随一回路失水所散布在安全壳内大气空间当中的气载裂变产物，尤其是131I；限制喷淋的硼酸对金
48、属设备的腐蚀；当反应堆厂房发生火灾时，可手动喷淋灭火；在冷停堆工况下，也可用于冷却PTR001BA内的水；在LOCA事故后15天，EAS泵可作为RIS低压安注泵备用；在再循环喷淋阶段，EAS泵从安全壳地坑吸水，EAS在安全壳外的管段成为第三道屏障的一部分。EAS 安全壳喷淋系统94/78第四部分：第四部分：CPR1000CPR1000主要系统知识主要系统知识ASG 属于专设安全设施之一，其安全作用是在主给水系统的任何一个环节（CVI、ABP、APP、APA、ARE）发生故障时，作为应急手段向蒸汽发生器二次侧供水，使一回路维持一个冷源，排除堆芯余热，直到RRA系统允许投用为止。在下列情况下ASG
49、代替ARE向蒸汽发生器供水蒸汽发生器投入前的充水机组启动机组停堆后的热停堆从热停堆至RRA投运前的RCP冷却阶段ASG另一功能是其除氧装置为REA水箱提供除盐除氧水。ASG 辅助给水系统95/78第五部分：第五部分：DCSDCS系统简介系统简介DCS控制系统即全数字化结构控制模式。DCS是Distribute Control System的缩写，国内统一称为集散控制系统；“集”即为集中操作管理，“散”即为分散控制；是利用微处理器或计算机技术对生产过程进行集中管理和分散控制的系统。DCS是以优质、高产、节能、安全等为原则，集计算机技术、测量与控制技术、通讯技术和图像处理技术为一体，完成产生过程控
50、制和优化过程管理的现代化设备。它的先进性已广为人知，而且在工厂中已得到最普遍的应用。96/78第五部分：第五部分：DCSDCS系统简介系统简介DCS由正常运行仪控系统和安全仪控系统及堆本体仪控系统三部分组成。正常运行仪控系统采用最新的软硬件标准、分层处理结构、综合自动化控制的设计思想和统一的人机接口，可实现长运行寿命、低运行成本及最佳可操作性。安全仪控系统采用高可靠性硬件和软件、多重冗余和纠错技术，在反应堆保护、专设安全设施驱动等系统应用中，满足了严格的安全要求。97/78第五部分：第五部分：DCSDCS系统简介系统简介设计思路：将控制功能相对分散，将信息集中进行管理，从而提高整个系统的可靠性
