压水堆核电站常规岛系统
- 格式:ppt
- 大小:561.50 KB
- 文档页数:38
核电站主要控制系统核电站主要控制系统作者:杜绍茂摘要:本文以压水堆核电站设备和系统为基础,介绍了核电站的生产过程、核岛部分的主要控制系统和常规岛的汽轮机控制系统。
提出了核电站汽轮发电机组与反应堆供汽系统的功率协调匹配是核电站控制的关键。
一、核电站的生产过程利用核能生产电能的电站称为核电站。
由于核反应堆的类型不同,核电站的系统和设备也不同。
下面以压水堆核电站为例简单介绍核电站生产过程。
压水堆核电站主要由压水反应堆、反应堆冷却剂系统(简称一回路)、蒸汽和动力转换系统(简称二回路)、循环水系统(简称三回路)、发电机和输配电系统及其辅助系统组成,压水堆核电站生产过程如图一所示。
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。
实质上,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。
压水堆核电厂主要由上述一回路、二回路和三回路等三个回路组成。
一回路生产蒸汽,二回路和三回路将蒸汽的热能转换为推动汽轮发电机组转动的机械能。
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。
一回路内的高温高压含硼水,由反应堆主冷却剂泵输送,流经反应堆堆芯,吸收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,然后再被反应堆主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。
二回路系统由汽轮机发电机组、冷凝器、凝结水泵、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吸收热量变成高压蒸汽,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,凝结水由凝结水泵输送,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。
压水堆核电站出力提升常规岛汽水系统可靠性分析报告摘要:核电站设计额定负荷通常是一个较为保守的定值,本文主要根据常规岛汽水回路的主要系统关键参数论证百万级压水堆核电站最大出力提升至1180MWe的可行性。
主要从常规岛汽水回路的主要系统关键参数进行分析。
主要分析了凝结水系统,主给水系统,蒸汽旁路排放系统,汽水分离再热系统等参数变化前后是否仍然在设计范围内。
最后论证提升至1180MW是可行的。
关键字:出力提升常规岛承载能力可靠性1.概述1.1目的提示核电站的额定功率,在核电站系统可接受的情况下有利于提示核电站的年度发电量,有较一定的经济效应。
2.定义/缩写T-MCR工况:最大连续运行工况SCR工况:夏季出力工况VWO工况:汽机进汽调阀全开工况3.机组运行数据分析3.1T-MCR工况下机组实际参数根据某核电机组(A机组)商运至今实际运行参数及设计参数进行分析,选取(A机组)T-MCR工况下机组运行参数与设计值对比相关参数如表1:表1:某核电机组T-MCR工况下机组运行参数与设计值对比表通过对上述数据分析,发现该机组在冬季由于海水气温减低,机组背压相对低于设计值,反应堆功率热功率在此情况下仍有25.27-37.27MWe 的预量,因此提升机组出力具有一定的可行性。
3.2机组出力提升至边界值预测参数根据前期研究可知,核电机组由停机工况升功率到最大出力工况时,主蒸汽流量、主给水流量、凝结水流量等二回路汽水参数变化趋势均随电功率、核功率增加而线性增加,电功率、核功率稳定于某一点时,蒸汽流量、主给水流量、凝结水流量均稳定在一点波动运行,依据该现象可根据电动率、核功率边界限值预测出机组处力提升值目标值时主蒸汽流量、主给水流量、凝结水流量对应的参数。
1)核功率线性变化预测参数根据某核电机组(A机组)2月机组启动参数拟合生成曲线图:A机组核功率与电功率、主蒸汽流量、主给水流量、凝结水流量的曲线走势图。
通过生成曲线趋势分析,预测A机组核功率提升至边界值3060 MWe时,相对应的主蒸汽流量、主给水流量、凝结水流量分别为1710.971kg/s、1731.691kg/s、1093.16 kg/s。
核电厂常规岛气压供水系统启动优化技术分析发布时间:2023-03-06T02:42:01.993Z 来源:《中国科技信息》2022年第10月19期作者:支磊涛[导读] 核电厂常规岛气压供水系统作为核电厂双机组公用系统,用于维持机组消防管网水压稳定支磊涛福建福清核电有限公司福建福清 350318摘要:核电厂常规岛气压供水系统作为核电厂双机组公用系统,用于维持机组消防管网水压稳定,在发生火灾的情况下,当消防管网中水压下降到一定值时,消防泵启动。
正常情况下,常规岛气压供水系统维持消防水管网的压力,维持管网压力处于1.12MPa.g左右。
在常规岛气压供水系统检修期间,其稳定消防管网压力稳定的功能将不可用。
本文分析了优化系统检修后启动方法,从而尽快恢复其消防管网稳压功能。
关键词:气压供水系统,压力稳定,启动优化;1.研究背景及意义核电厂配置了消防水分配系统,用于保障电厂各个厂房系统和设备的消防安全。
在日常期间,因执行消防相关系统的定期试验,消防管网边界微小的外漏,或雨淋阀停运和投运过程的消防水消耗,将导致消防水的少量流失,造成消防管网压力降低。
设计上,这种预期的少量消防水消耗,不应导致消防水泵频繁启动,而常规岛气压供水系统则补偿了这种少量消耗。
常规岛气压供水系统作为核电厂双机组公用系统,用于维持机组消防管网水压稳定,在发生火灾的情况下,当消防管网中水压下降到一定值时,消防泵启动。
正常情况下,常规岛气压供水系统维持消防水管网的压力,维持管网压力处于1.12MPa.g左右。
由于常规岛气压供水系统对于核电站消防的重要性,要尽量缩短全停检修工期和启动时间。
本文以某电厂双机组公用的常规岛气压供水系统检修后的快速启动经验为例,分析系统启动优化措施,减少系统的不可用时间。
2.常规岛气压供水系统组成1)气压罐气压罐共计四台,每一台气压罐都存在水空间和其空间,水空间体积大约4.5m3,因此四台气压罐能提供消防初期约18m3的有效水量,设计压力为1.6MPa。
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 17.213.9 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。
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。