900MW压水堆核电站系统和设备运行教程ppt课件.ppt
《900MW压水堆核电站系统和设备运行教程ppt课件.ppt》由会员分享,可在线阅读,更多相关《900MW压水堆核电站系统和设备运行教程ppt课件.ppt(124页珍藏版)》请在三一办公上搜索。
1、我厂主要厂房概貌,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。,前 言,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。其他系统。,核 岛,蒸汽系统:如主蒸汽系统(VVP)、汽水分离再
2、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。,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:,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
3、统LAA、LBA、LCA、LDA等。,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:,第一部分核 岛 系 统,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。,反应堆冷却剂系统RCP,第一节 反应堆冷却剂系统,系统的功能,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;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
4、速到热中子能量;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;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。,压力边界,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;主泵;稳压器;稳压器的安全阀;一回路各主要部件之间的连接管道、阀门和配件;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)。,设计基准,压力15.5MPa(abs),满负荷时冷却剂的平均温度310 ;按100
5、%反应堆功率下向二回路系统传递全部反应堆热功率设计;所有冷却剂系统(RCP)设备都按能适应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,正常运行时,主系统升降温28 /h ,PZR为56/h 。,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。,系统描述,传热环路 压力调节原理温度检测旁路(RTD)(resistance temperature detector)与辅助系统的连接,热段,过渡段,冷段,传热环路,-电加热器-喷淋-安全阀-卸压箱,压力调节原理,在役水压
6、试验限制,在役水压试验限制,中子注量对NDTT的影响,与辅助系统的连接,系统特性参数表,第二节 反应堆压力容器及堆内构件,压力容器剖面图,压力容器及其顶盖整体有三个基本作用: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芯内的支撑与定位。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考虑到中子的外逸,起到对人员的生物防护的作用,作用,反应堆压力容器按照提供包容反应堆堆芯、上部堆内构件及下部堆内构件所要求的容积设计,考虑到核电厂的寿期为40年,以及运行时冷却剂的循环流动,水对设备的腐蚀,设备的耐蚀性能与金属的老化,要选用具有高机
7、械强度和在强中子辐照下不易脆化的材料。,设计考虑,设备描述,压力容器,压水堆纵剖面,-1个排气孔640VP-30支热电偶-33束控制棒-56根紧固螺栓-121组燃料组件-38个堆内核测通道,堆内下部构件,组成:堆芯吊蓝堆芯支撑板堆芯下栅格板堆芯围板热屏二次支撑组件,作用:把堆芯重量传递给压力壳;固定燃料组件和堆内测量装置;均匀流入燃料组件的流量;减少堆芯对压力容器筒壁的辐照;在堆芯吊篮破裂时,限制堆芯位移,堆内下部构件,堆芯横向截面图,堆芯反应性控制,硼酸控制棒束可燃毒物棒束,控制棒:S:8束A: 8束B: 8束C: 5束D:4束,中子源:一次中子源:Cf-252二次中子源:Sb-Be(锑-铍
8、),换换料时装入新燃料组件的富集度:3.25%,燃料组件的富集度,17*17压水堆燃料组件及其控制棒,-上栅格板-导向管支撑板-控制棒导向管-支撑柱,上部堆内构件,上部堆内构件,组成:上栅格板导向管支撑板控制棒导向管支撑柱,作用:固定燃料组件;使控制棒对准燃料组件,能顺利地升降,-总流量48580m3/h ;-总流量的6.5%的旁通流量;-堆芯的压头损失1.5bar,压力容器的压头损失3bar;,冷却剂在堆芯的流动,-瞬态允许20L/H;-探测泄漏的两种方法,温度计和水位计。,压力容器泄漏的探测,压力容器主要参数,第三节 蒸汽发生器,蒸汽发生器(SG)的主要作用是将一回路中水的热量传给二回路的
9、水,使其汽化。由于一回路水流经堆芯而带有放射性,因而蒸汽发生器与压力容器和一回路管道共同构成防止放射性外溢的第二道屏障。在压水堆核电厂正常运行时,二回路应不受到一回路水的污染,是不具有放射性的。 压水堆核电厂蒸汽发生器是按自然循环原理运行的。在这类蒸汽发生器中,保证流体的原动力是冷水柱和热水柱之间的密度差,产生的蒸汽是饱和蒸汽。 每一台饱和式蒸汽发生器按照满负荷运行时传递二分之一的反应堆热功率设计。,作用及设计考虑,自然循环原理图,设备描述,排污,-保持SG水位的必要性-SG的给水-SG的排污746.7T/H,SG水位调节,蒸汽发生器主要参数,蒸汽发生器水位调节,蒸汽发生器水位整定值,负荷是蒸
10、汽发生器的总的蒸汽负荷,它包括两部分:以汽轮机高压缸进汽压力为代表的汽轮机进汽流量;冷凝器旁路排放系统的调节信号代表的排往冷凝器的新蒸汽流量。,水位设定值选取依据,零负荷时,SG压力高,水的密度大,确定较低的水位定值是为了保持SG中的水装量较小,以防止在蒸汽管线破裂时,向安全壳释放过多的能量造成安全壳破坏。从020%PH,水位定值随负荷变化而变化,这是因为当降负荷时,压力,增加水的密度,水位,同样,在较低负荷时确定较低的水位定值是为了保持水装量。还应确保水位不下降到低水位保护动作。在20%100% PH时,水位定值维持在50%水位不变,因为随着负荷的增加,压力下降,降低了水的密度,使水位上升,
11、为保证SG的蒸汽干度,此水位不能升高到淹没二级汽水分离器。水位定值在50%上可保证这一要求。,蒸汽发生器水位保护定值,汽水压差整定值,循环倍率的影响,循环倍率太低:将导致流量不稳定,流体流动产生振荡;管板上表面处流速更低,会使污垢沉积和浓缩而发生管板上表面处的传热管根部腐蚀;含汽量过大,使传热效率降低。循环倍率太高:含汽量过小,受汽水分离器工作能力的限制,使蒸汽发生器出口蒸汽湿度太高而危及汽轮机叶片。,蒸汽发生器排污,第四节 冷却剂泵,冷却剂泵又称主泵,它是反应堆冷却剂系统中唯一高速旋转的设备,用于驱动高温高压、具有放射性的冷却剂,使冷却剂以很大流量(每台泵约24290m3/h)通过反应堆堆芯
12、,把堆芯中产生的热量传送给蒸汽发生器。,作用,反应堆冷却剂泵按输送足以满足堆芯冷却的流量率设计。泵的总压头取决于反应堆冷却剂环路(反应堆压力容器、蒸汽发生器和管道)内的压降。泵的电动机按以下考虑设计: 最频繁的运行方式是在热态中运行,在冷态中运行限于电站启动期间。 泵电动机转子组件必须具有足够的惯性,以便在由于断电引起反应堆紧急停堆时,能冷却堆芯而避免出现偏离泡核沸腾。,设计考虑,冷却剂泵的构成,水力部分轴封部分电机部分,冷却剂泵剖面图,水力部分,水力部分,泵壳:用铬-镍奥氏体铁素体不锈钢铸件焊接而成。轴向进水口在下部,出水口与叶轮成切线方向。管口与一回路管道全厚度焊接。叶轮:单级,有7个螺旋
13、形的叶片,用铬-镍奥氏体铁素体不锈钢制成汇集来自叶轮的冷却剂,由12片螺旋叶片组成,被安装在扩压器法兰的底部,可从泵体取出。导流管用螺栓固定在泵壳内,可拆卸,它的作用是将水引到叶轮的吸水口,热屏,热屏装置的目的是在泵的上部和泵的下部之间进行隔热。泵的上部为轴承和联轴器等,要求保持在90 左右;而泵的下部为高温高压的冷却剂(正常运行时)。这种冷却器是由不锈钢管组成的,设备冷却水系统(RRI)的水在管内流动,进口温度35 ,流量为8.59.1m3/h。这样布置是为了使热屏上方维持在72左右。热屏上方有一后座密封,当拆下电动机时,泵的转动部分暂放在这个后座密封上(这可使回路保持充满水的状态)。,轴承
14、,电机泵组件装有三个轴承,两个装在电机上,第三个为泵轴承。泵轴承浸在水中,用水润滑轴承,安装在热屏和轴封之间。它包括不锈钢轴颈和由几个石墨环构成的壳体, 轴颈在壳体内旋转。轴承安装在环型箱中,该箱能校正轴的偏心度。,轴封组件,轴封系统保证主泵轴向的密封。该系统由三级串联的轴封组成,通过连续的三级泄漏,将系统压力过渡到大气压。由RCV系统来的高压冷却水注入到泵径向轴承和一号轴封之间,其作用是:1)保证主泵轴承的润滑。2)通过三个串联的轴封,保证一回路水不向外泄漏。3)在RRI系统暂时断水时,保证主泵轴承和轴封的短时应急冷却。由RCV系统供给的轴封水压力为15.8Mpa.a ,略高于一回路压力,流
15、量约1.82m3/h,其中通过轴封约0.68 m3/h,其余流入一回路,热屏和轴承,一号轴封组件,1号轴封构成密封系统中最重要的元件,它基本上是一种全液膜密封。它由两个不锈钢覆盖氧化铝的环构成,下边为动环,与轴联结在一起,随泵轴旋转:上边是静环,与定子联结在一起不转动,但可以上下移动。两个环的端面不接触,构成曲面型液膜密封件。在正常运行时,在两环之间形成液膜,液膜是由密封两端的压降产生的。动环和静环的两个端面在液膜两侧相对滑动,不会产生磨损。泄漏是由外侧流向内侧,密封件处于自动平衡状态,保持间隙为0.1mm左右。两端的压差为15.5 Mpa.a,背压约为0.31 Mpa.a,通过密封水流量为6
16、80 l/h,入口温度为26.973.9 。其泄漏量大部分返回RCV系统。为保证1号轴封的正常工作,在启动主泵时必须由RCV系统供给轴封水,而且要求反应堆冷却剂系统压力不得低于2.40Mpa.a,1号轴封上的差压足够(P)1.9MPa),保证抬起动环,使静环与动环之间的间隙进入可调节状态,二号轴封组件,2号轴封是常规设计的压力平衡型密封,3号轴封是一种机械端面密封。如图124所示,是用弹簧组压紧的表面磨擦轴封。其动环是不锈钢覆盖一层氧化铝。静环由石墨组成,通过弹簧压紧在动环上并与泵的定子联成一体。轴图1-23 1号轴封 动环凹槽静环高压低压。2号轴封的作用是阻挡1号轴封的泄漏。它的润滑是由1号
17、轴封水泄漏量的一部分保证。2号轴封设计成在应急情况下,无论是转动状态或者静止状态,都能在密封面两端承受全系统压力下运行。此时它可以代替1号轴密封,并且象全液膜密封那样工作。在1号轴封发生故障时,能在一回路额定压力下工作(旋转或不旋转)约30分钟,以便设备停运。正常运行时,2号轴封泄漏量为110 l/h,背压0.45bar,两端压差1.6bar。轴封泄漏水被送往RPE系统。,二号和三号轴封组件,3号轴封的作用是阻挡2号轴封的泄漏。它由双密封组成,在双密封之间由REA系统注入密封水,其最大压力为1.14 bar.g,正常流量为0.8 l/h。它只是满足对密封的润湿,以很小的流量冲刷轴封,避免硼酸在
18、密封处结晶,其排水送往RPE系统。为了使3号轴封有恰当的润湿,在向3号密封水注入管上垂直地安装有一根立管。立管置于3号密封标高以上,并在3号密封面之间形成一股重力注入流。这股注入流分成两部分:一部分进入2号密封引漏管线,另一部分沿3号密封向上流动,通过3号密封引漏管线直接引到RPE系统。如图1-25所示,正常运行时立管内水位高出2号轴封约4m,以保证3号轴封有0.6 bar不变的背压。如果2号轴封损坏,泄漏量增加。管内水位上升,给出报警信号“水位高”,并能向外溢流。如果3号轴封损坏,管内水位下降,给出“水位低”信号,由REA系统提供补给除盐水,补到高水位时,发出“高水位”信号,停止补水。 3号
- 配套讲稿:
如PPT文件的首页显示word图标,表示该PPT已包含配套word讲稿。双击word图标可打开word文档。
- 特殊限制:
部分文档作品中含有的国旗、国徽等图片,仅作为作品整体效果示例展示,禁止商用。设计者仅对作品中独创性部分享有著作权。
- 关 键 词:
- 900 MW 压水堆 核电站 系统 设备 运行 教程 ppt 课件
![提示](https://www.31ppt.com/images/bang_tan.gif)
链接地址:https://www.31ppt.com/p-1375195.html