《压水堆核电厂完》PPT课件.ppt
压水堆核电厂简介,内容提示：一、压水堆核电厂结构二、AP1000简介三、EPR简介,核电的分类：按照反应堆冷却、慢化介质的不同，可将反应堆分为压水堆、沸水堆、重水堆、高温气冷堆、钠冷快中子堆等不同堆型，同时上述的几种堆型也是在世界上普遍应用或有较好发展前景的堆型,我国投运与在建电站以压水堆为主,一、压水堆核电厂结构,圍阻體,蒸汽產生器,調壓槽,蓄壓器,反應爐,反應爐冷卻水泵,充水泵,圍阻體噴灑泵,餘熱移除泵,燃料更換水儲存槽,高壓飼水加熱器,主飼水泵,冷凝水泵,循環水泵,海 水,冷凝器,低壓飼水加熱器,低壓汽機,高壓汽機,汽水分離再熱器,發電機,勵磁機,主變壓器,變電所,压水堆核电站原理,一、压水堆核电厂结构,压水堆核电站主要由核岛、常规岛、电站配套设施（BOP）等组成。,一、压水堆核电厂结构,反应堆简介,总体特点a.以净化的普通水作冷却剂和慢化剂b.轻水慢化性能好堆芯较小 吸收截面大低富集度加浓铀c.一回路冷却剂压力一般为15.5MPad.压水堆核电站有放射性的一回路和二回路系统分开，放射性冷却剂不会进入二污染二回路设备，运行和维护方便，需要处理的废气、废水、废物量较少。,压水堆(Pressurized Water Reactor),核岛主要设备（压力容器）典型压水反应堆的核心是一个圆柱形高压反应容器（压力容器）。容器内设有实现核裂变反应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核心，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压力容器。,一、压水堆核电厂结构,反应堆,蒸汽发生器,核岛主要设备（蒸发器）蒸汽发生器 它的作用是把通过反应堆的冷却剂的热量传给二回路水，并使之变成蒸汽，再通入汽轮发电机的汽缸作功。,一、压水堆核电厂结构,2009年6月30日13时46分，中核五公司秦山核电二期扩建工程4#核岛4A蒸汽发生器吊装成功！,主泵,核岛主要设备（主泵）如果把反应堆中的冷却剂比做人体血液的话，那主泵则是心脏。它的功用是把冷却剂送进堆内，然后流过蒸汽发生器，以保证裂变反应产生的热量及时传递出来。,一、压水堆核电厂结构,核岛主要设备（稳压器）又称压力平衡器，是用来控制反应堆系统压力变化的设备。在正常运行时，起保持压力的作用；在发生事故时，提供超压保护。稳压器里设有加热器和喷淋系统，当反应堆里压力过高时，喷洒冷水降压；当堆内压力太低时，加热器自动通电加热使水蒸发以增加压力。,一、压水堆核电厂结构,稳压器,反应堆厂房（安全壳）主要设备整体示意图 上述设备构成了一回路工艺系统,一、压水堆核电厂结构,常规岛主要设备介绍:二回路系统主要由蒸汽发生器二次侧、汽轮发电机组、凝结水泵、给水泵、给水加热器、除氧器等设备组成。,一、压水堆核电厂结构,常规岛主要设备（汽轮发电机组）汽轮发电机机组是二回路系统的主要设备。它由饱和汽轮机、发电机、凝汽器和汽水分离再热器组成。,一、压水堆核电厂结构,常规岛主要设备（汽轮发电机组）汽轮机是以蒸汽作为工作介质的原动机。其作用是将高压蒸汽具有的热能转换为汽轮机转子旋转的机械能，转子带动发电机再将机械能转换为电能。,一、压水堆核电厂结构,二回路工作原理示意图,核电厂二回路的流程原理与火力发电厂的流程原理基本相同，只是由核岛部分的蒸汽发生器代替了火力发电厂的蒸汽锅炉。,1)CP300 30万千瓦 1台 运行1（秦山一期）2)CP600.60万千瓦 6台 运行4（秦山二期），在建2(海南昌江2)3)重水堆.70万千瓦.2台.运行2（秦山三期）4)VVER.100万千瓦.4台。运行2（田湾12）在建2(田湾34）5)M310.100万千瓦.28台.运行11（大亚湾2岭4红沿河2宁德2阳江1）在建17（红沿河2方家山2宁德2福淸4阴江5防城港2）6)AP1000.100万千瓦.4台.三门，海阳7)EPR.1600万千瓦 2台.台山8)高温气冷堆.20万千瓦.石岛湾8种堆型：压水堆6，重水堆1，高温气冷堆1运行20台机组；在建28台机组另:中国实验快堆2万千瓦出口：6台，2台运行，4台在建拟建：AP1000.徐大堡4，河北4，海阳2，三门2，漳州4，陆丰4 CAP1400.石岛湾2 M310.红沿河56，田湾56，宁德56 华龙.福清56，防城港56 EPR.台山34,我国运行及在建反应堆堆型,秦山二期核电厂反应堆房,运行及在建堆型,二代百万核电厂主回路,M310.100万千瓦28台运行11（大亚湾1-2,岭懊1-4,红沿河1-2,宁德1-2,阳江1）在建17（红沿河3-4,方家山1-2,宁德3-4,福淸1-4,阴江1-5,防城港1-2,运行及在建堆型,AP 1000百万核电厂主回路,运行及在建堆型,三门、海阳（在建台）,研发堆型,ACP1000ACPR1000+CAP1400ACP100快堆BN800,二、AP1000,非能动安全系统 非能动安注 多级非能动自动卸压系统 非能动余热排放系统 非能动安全壳冷却系统严重事故预防和缓解 堆腔淹没技术 安全壳内氢点火和氢复合系统双层安全壳全数字化仪控,先进控制室模块化施工,工期48个月,二、AP1000,反应堆冷却剂系统,屏蔽泵取消RCS密封上部堆芯测量大容量稳压器焊接结构的堆内构件环形压力容器锻件,非能动堆芯冷却系统,AP不依赖AC电源-非能动余热导出-非能动安全注入-非能动安全壳冷却长时间的安全停堆 大于72小时不用操作员干预Accumulator安注箱Core makeup tank堆芯补水箱Sump Screen地坑过滤器PRHR-非能动余热热交换器Depressurization valves卸压伐 Spargers喷射器,非能动安全壳冷却系统,堆腔充水系统,堆腔淹没技术,模块化施工,工期48个月,三、EPR,高功率(1500MWe1700MWe)4通道安全系统双层安全壳严重事故预防及缓解 稳压器卸压 堆芯扑集器 非能动氢复合器全数字化仪控,先进控制室模块化施工,三、EPR,安全壳内布置,双层安全壳带过滤排放安全壳内储存水箱堆芯熔融物冷却区安全壳热量扩散区四组冗余安全系统,四通道安注和余热排出系统,防止高压堆芯熔化和安全壳直接加热的卸压设备,堆芯扑集器,Main components,Top view of the EPR spreading room,EPR堆芯扑集器工作原理,非能动熔融物冷却状态图在重力作用下换料水池的水平衡地灌注到堆坑和扩散区内时的水位情况,能动熔融物冷却状态图安全壳热量排出系统运行时安全壳内水位情况（再循环水注入堆芯扑集器）,！,
