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核电站反应堆原理图29页PPT

核电站反应堆原理图29页PPT
核电站反应堆原理图
11、用道德的示范来造就一个人，显然比用法律来约束他更有价值。—— 希腊
12、法律是无私的，对谁都一视同仁。在每件事上，她都不徇私情。—— 托马斯
13、公正的法律限制不了好的自由，因为好人不会去做法律不允许的事 情。——弗劳德
14、法律是为了保护无辜而制定的。——爱略特 15、像房子一样，法律和法律都是相互依存的。——伯克
6、最大的骄傲于最大的自卑都表示心灵的最软弱无力。——斯宾诺莎 7、自知之明是最难得的知识。——西班牙 8、勇气通往天堂，怯懦通往地狱。——塞内加 9、有时候读书是一种巧妙地避开思考的方法。——赫尔普斯 10、阅读一切好书如同和过去最杰出的人谈话。——笛卡儿
Thank youFra bibliotek

核电站工作原理

核电站工作原理

核电站工作原理
核电站的工作原理是利用核反应产生热能，然后将热能转化为电能。

核电站主要由核反应堆、冷却系统、蒸汽发生器和涡轮发电机组成。

核反应堆中含有可裂变的核燃料，一般是铀-235或钚-239。

当裂变产生的中子被吸收时，会进一步裂变其他核燃料原子，产生大量的热能。

这种连锁反应可以持续进行，使得核反应堆中的燃料产生较高的热效率。

为了防止核反应过热，核电站需要使用冷却系统来控制反应堆温度。

冷却剂一般是水或重水，其流动通过吸收和带走反应堆中的热能，保持反应堆的运行温度在安全范围内。

热能转换是核电站中的另一个重要过程。

核反应堆中的热能被传递给冷却剂，使其变为蒸汽。

这些蒸汽被导入蒸汽发生器，与另一侧的冷却剂交换热能。

通过这种方式，蒸汽发生器将热能传递给涡轮发电机，使其转动。

涡轮发电机通过转动，驱动发电机发电。

发电机中的导体线圈与磁场相互作用，产生电流。

这些电流经过变压器的升压处理后，输送到电力网络中，供应给大量用户使用。

总之，核电站利用核反应堆产生的热能通过冷却系统、蒸汽发生器和涡轮发电机转化为电能，最终供应给人们使用。

核电站主蒸汽系统PPT文档38页

核电站主蒸汽系统PPT文档38页

56、书不仅是生活，而且是现在、过 去和未 来文化 生活的 源泉。 ——库 法耶夫 57、生命不可能有两次，但许多人连一 次也不 善于度 过。— —吕凯 特 58、问渠哪得清如许，为有源头活水来 。—— 朱熹 59、我的努力求学没有得到别的好处， 只不过 是愈来 愈发觉 自己的 无知。 ——笛 卡儿
核电站主蒸汽系统
51、没有哪个社会可以制订一部永远 适用的 宪法， 甚至一 条永远 适。——英 格索尔
53、人们通常会发现，法律就是这样 一种的 网，触 犯法律 的人， 小的可 以穿网 而过， 大的可 以破网 而出， 只有中 等的才 会坠入 网中。 ——申 斯通 54、法律就是法律它是一座雄伟的大 夏，庇 护着我 们大家 ；它的 每一块 砖石都 垒在另 一块砖 石上。 ——高 尔斯华 绥 55、今天的法律未必明天仍是法律。 ——罗·伯顿
拉
60、生活的道路一旦选定，就要勇敢地 走到底 ，决不 回头。 ——左

核电站主要系统分级概况

核电站主要系统分级概况

C篇
抗震 I 类
D篇
抗震 I 类
核电站主要系统分级概况
3／7
(16)硼酸补给泵的压力边界
SC-3
QA2
D篇
抗震 I 类
(17)硼酸过滤器的压力边界
SC-3
QA2
D篇
抗震 I 类
(18)硼酸制备箱
NC(S)
QA3
ASME-Ⅷ 抗震 I 类
(19)硼酸制备箱加热器
NC(S)
QA3
NA
NA
(20)化学添加剂水箱
SC-1
(4)稳压器，压力边界
SC-1
(5)稳压器支承构件
SC-1
(6)稳压器比例加热器
lE
(7)稳压器通断加热器
NC(S)
(8)蒸汽发生器，一回路压力边界
SC-1
(9)蒸汽发生器，二回路侧
SC-2
(10)安全阀/卸压阀，一回路压力边界
SC-1
(11)稳压器波动管和喷淋管
SC-1
(12)稳压器取样管(从稳压器至安全壳外的隔 SC-2
ห้องสมุดไป่ตู้
(8)为保证事故]：况下安全壳自动排热所必需 1E
QA2
CB/T13625 抗震 I 类
的传感器和信号处理器
核电站主要系统分级概况
5／7
(9)不包括在(2)和(8)项中的安全壳排热用的 SR 级
QA2
X
抗震 I 类
仪表和控制器
(10)易燃气体控制系统
SC
QA2
X
抗震 I 类
A12 安全有关区域冷却系统
EJ/T 525
(3)柴油发电机组
1E
QA1
GB/T 13625 抗震 I 类

核电厂系统与设备(第五讲)

核电厂系统与设备(第五讲)
• 目前压水堆一回路水质标准将氟含量规定 在0.1×10-6以下。
30
④ pH值及pH值控制剂 • 对不锈钢和镍基合金，水质偏碱性会导致
腐蚀加剧。 • 试验表明：
当pH<11.3时,对锆腐蚀不明显; 当pH>12时,腐蚀明显加剧。
31
• 在碱性介质中,亚铁离子的溶解度在某一温 度下有一最小值,pH值越高,相应的最小溶解 度温度越低。冷却剂保持较高的pH值,能使 腐蚀产物从堆内迁移至堆外。对于现行的压 水堆核电厂一回路结构材料,水质偏碱性较 好,以pH值为9.5~10.5为宜。
子交换树脂在吸附杂质同时不改变硼和pH控 制剂含量，混合除离子床采用硼酸型阴离子 树脂和锂型阳离子树脂，这些树脂对绝大多 数可溶性杂质有很好的吸附作用，但对若干 阳离子，如钼、钇、铯去除效果不佳。
43
(3) 除阳离子床和除硼离子床
• 除阳离子床是H＋型阳离子床，由于硼酸作为中子 吸收剂，10B（n, α）反应将生成7Li，特别在寿期 初，7Li生成量较大，需适时地使下泄流经过H＋型 阳离子床，以除去冷却剂中多余的7Li ；由于硼浓 度随燃耗增加会不断降低，这样pH值就会提高，也 需要用除阳离子床降低7Li浓度。此外，该除阳离 子床还能吸附锂型和硼酸型混合除离子床所不易吸 附的钼、钇、铯等阳离子，对提高冷却剂净化深度 有利。
37
图(4) RCV系统冷却和降压 38
ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ
2 净化段
• 净化段的离子交换树脂的正常工作温度范围为 46℃~62.5℃。若下泄流温度高于57℃，三通阀将 自动切换，使下泄流旁路离子交换树脂床，防止离 子交换树脂经受高温后失效。下泄流经温控三通阀 进入两台并联的混合除离子床中的一台，除去大多 数离子状态的裂变产物和腐蚀产物，然后进入间歇 运行的除阳离子床除去铯、钼和过量的锂离子。在 除离子床下游，设置三通阀，借此可将下泄流导向 硼回收系统进行除硼操作。

核电站系统

核电站系统

脉冲反应堆
• 特点
– 采用铀氢锆合金作为燃料一慢化元件 ，具有良好的负反馈性能 – 固有安全性和较硬的中子能谱
• 主要用途有
– 用它来生产中短寿命放射性同位素，如用于疾病治疗的氮-13、氟18、镁-28、铬-5l、氙-131、锝-99、碘-125、碘-131、金-198等， 就近供应用户 – 用于中子活化分析 – 中子照相，脉冲堆的峰值中子通量比稳态堆高3个量级，脉冲中子 照相速度快、质量好、成本低，它能测出的最小裂纹达 0．025毫 米，位错0．125毫米，检查锻钢件厚度达500毫米，尤其可对特殊 材料进行无损探伤 – 利用脉冲堆可开展多种基础学科的研究，如核物理、中子物理、 凝聚态物理、放射化学、分子生物学、材料科学等的实验研究； – 脉冲堆装备辐照孔道，可对各种材料、构件或样品进行辐照实验 – 用于教学和人员的培训，这是由于脉冲堆安全性很高，可以建在 大学校园内作为教学堆，不会因误操作而导致严重事故，可以进 行事故分析
生产反应堆
• 用途
– 生产军用钚
• 主要类型
–石墨气冷反应堆
• 天然铀石墨气冷堆又称镁格诺克斯堆（Magnox），因为采 用镁作燃料元件包壳而得名 • 堆体结构是由大量石墨块砌成的，每块石墨上刻有20厘米 宽的槽，用以安装燃料元件 • 反应堆采用二氧化碳作冷却剂。二氧化碳从燃料元件与石 墨孔道的间隙中流过，流出堆芯后进入蒸汽发生器，经过 热交换后将热量传递给二次回路的水，使其变成蒸汽推动 汽轮机发电 • 被冷却的二氧化碳被风机重新打回反应堆堆芯中 • 天然铀石墨气冷堆是英、法两国早期生产堆的主体，对两 国早期生产军用钚做出过很大的贡献
4.1 核电厂工作原理
• • • • • • • 电是如何产生的？ 压水堆 pressurized water reactor 沸水堆 boiling water reactor 重水堆 heavy water reactor 石墨水冷堆 graphite water cooling reactor 高温气冷堆 high-temperature gas cooling reactor 快中子增殖堆 fast breeding reactor

核电站基本原理 共76页PPT资料

核电站基本原理 共76页PPT资料

反应堆结构
堆内构件
堆内构件是指压力容器内，除堆芯组件 及驱动轴以外的所有构件。
由四大部分组成： －吊篮部件； －压紧部件； －辐照监督管；
－堆内构件附件（堆内温测装置）。
主体材料为奥氏体不锈钢。
吊篮部件
压紧部件
反应堆结构
堆内构件主要功能： 安放和定位堆芯组件； 为冷却剂流经堆芯导流； 为控制棒束运动导向； 减弱中子和γ 射线对压力容器辐照损伤； 为堆内温度和中子通量测量提供支承和引导。
快中子必须经过慢化，与周围介质的原子核 多次碰撞，使中子能量减小，才能成为热中子 （E=0.625ev)。
普通水、重水和石墨均可作为热中子反应
堆中的慢化剂。
有关基本概念
(3) 反应堆临界
如果反应堆内，单位时间裂变产生的 中
子数等于因吸收和泄漏损失的中子数，则 反
应堆内链式反应能持续进行下去，处于这 种
秦山核电站控制棒吸收体选用银-铟-镉 合金。包壳管采用不锈钢管，棒内充氦气。
控制棒用连接柄连成束棒结构。连接
柄与驱动机构的驱动轴相啮合。
反应堆结构
（3）可燃毒物组件
– 首次装料时，堆芯使用新燃料，初始总反应 性较大。为补偿部分过剩反应性，堆芯设置 了可燃毒物组件。
– 第一次换料时全部卸出，换成阻力塞组件。 – 采用硼硅玻璃管作可燃毒物，包壳材料为不
工作状态反应堆称为反应堆临界。
有关基本概念
核反应堆是可控的自持链式反应装置， 原子弹是瞬时爆炸不可控的链式反应装置。
两者最根本区别是原子弹的装料是高 浓 铀或钚，而核反应堆采用低浓铀。
有关的基本概念
(4) 有效增殖系数
指在有限大反应堆系统内，新一代的 中子与产生它的直属上一代中子数之比， 或中子的产生率与中子消失率之• 有关基本概念 • 核电站工作原理 • 反应堆结构 • 一回路系统及主要设备 • 反应堆运行和控制 • 核电站的安全设计 • 世界核电新发展

核电站原理 第3章 反应堆 压力容器

核电站原理 第3章 反应堆 压力容器

封
号轴封之间，其作用是： 1）保证主泵轴承的润滑。
组
2）通过三个串联的轴封，保证一回路水不向外泄 漏。
件
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，流量约1.82m3/h，其中通过轴封约
0.68 m3/h，其余流入一回路
（4）顶盖冷却旁通流量——有2.2％的流量从 导向筒支承板法兰上的小孔流进顶盖进行冷 却。
这一区域的水可通过支承柱向下流回上部堆内 构件构成的水腔室。
上述各项旁通流量总计为冷却剂总流量的6.04 ％，热工设计时取为 6.5％。
旁路流量增大意味着什么?有什么危害? 使流经堆芯流量减少，平均温度增加 自动控制调节 使功率下降。
芯内的支撑与定位。
2. 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
3. 考虑到中子的外逸，起到对人员的生物防护的作 用
反应堆压力容器按照提供包容反应堆
设
堆芯、上部堆内构件及下部堆内构件所要
计
求的容积设计，考虑到核电厂的寿期为40
考
年，以及运行时冷却剂的循环流动，水对
主 冷却。为防止安全壳内空气升温，在冷却回路出口装 有两台冷却器，由RRI系统冷却。电机设有电加热器，
泵 在泵停运时加热，使线圈保持一定温度，防止凝结水。 为了便于维修主泵和电机，在泵轴与电机轴之间由
电 400mm长的短轴刚性连接。 在电动机定子上有6个测点，监督线圈温升，
机 温度不允许超过120℃。 在冷却器出口装有RRI系统 流量测点，流量低于25m3/h时，给出报警信号。
各种旁通流量及其大致数值为：

核能发电原理

核能发电原理

核能发电的能量来自核反应堆中可裂变 材料(核燃料)进行裂变反应所释放的裂 变能。裂变反应指铀-235、钚-239、铀233等重元素在中子作用下分裂为两个 碎片，同时放出中子和大量能量的过程。 反应中，可裂变物的原子核吸收一个中 子后发生裂变并放出两三个中子。若这 些中子除去消耗，至少有一个中子能引 起另一个原子核裂变，使裂变自持地进 行，则这种反应称为链式裂变反应。实 现链式反应是核能发电的前提。
总的来说，利用核反应堆中核 裂变所释放出的热能进行发电的方 式。它与火力发电极其相似。只是 以核反应堆及蒸汽发生器来代替火 力发电的锅炉，以核裂变能代替矿 物燃料的化学能。除沸水堆外（见 轻水堆），其他类型的动力堆都是 一回路的冷却剂通过堆心加热，在 蒸汽发生器中将热量传给二回路或 三回路的水，然后形成蒸汽推动汽 轮发电机。沸水堆则是一回路的冷 却剂通过堆心加热变成70个大气压 左右的饱和蒸汽，经汽水分离并干 燥后直接推动汽轮发电机。
核电站就是利用一座或若干座动力反应堆 所产生的热能来发电或发电兼供热的动力 设施。它与我们常见的火力发电厂一样， 都用蒸汽推动汽轮机旋转，带动发电机发 电。它们的主要不同在于蒸汽供应系统。 火电厂依靠燃烧化石燃料（煤、石油或天 然气） 释放的化学能制造蒸汽，核电站则 依靠核燃料的核裂变反应释放的核能来制 造蒸汽。产生核裂变反应的设备叫做反应 堆。用于发电的反应堆有压水堆、重水堆、 沸水堆、高温气冷堆、铀冷快堆等，当前 世界上建得最多的是压水堆核电站。
压水式反应堆核电站主要是由核蒸汽供 应系统和汽轮发电机系统组成 （如下图）
压水式反应堆图解
控制棒内的材料能 控制棒强烈吸收中 子，可以控制反应 堆内链式裂变反应 中 的铀-235，含量为3%左右。核燃料被烧 结成一个个圆柱状的二氧化铀陶瓷体芯 块，叠装在用锆合金做成的包壳管中， 做成一根根细长的燃料棒，再把这些燃 料棒按一定规则组装成一个个燃料组件， 就可供核电站使用。核电站的反应堆芯 内有100多个这样的核燃料组件，总重 量达几十吨。

核电厂水化学 压水堆核电站主设备及辅助系统

核电厂水化学 压水堆核电站主设备及辅助系统
• 汽轮机 steam turbine • 发电机 generator • 冷凝器 condenser
（1） 安全壳 Containment
• 名称
– 安全壳 Containment – 反应堆厂房 Reactor Building – 核岛 Nuclear Island – 一号厂房 No.1 Building
– 内设置有直径为10米的设备闸门和一个联接辅助厂房的人员闸门 – 顶部设置有起吊能力为250－300t的环形吊车
秦山核电三期
秦山核电二期
压水堆安全壳
环形吊 车 蒸发器
压力容器
在安全壳内，除环吊、安全壳地坑外，主
要有：
• 压力容器 Pressure Vessel, Reactor Vessel • 主泵，冷却剂泵 Main Pump，Reactor
• 安置堆芯，构成主系统的压力边界。 • 放射性的第三道屏障：以一次冷却剂系统的压力边界作为防止 放射性物质向外释放的一道重要屏障。 • 在核电厂正常运行期间，由反应堆冷却剂冷却堆芯，同时导出 堆芯产生的热量，通过蒸汽发生器加热二回路侧水产生蒸汽发电； 在其它工况下为堆芯提供冷却条件（见余热排出系统、安全注射 系统）。即将核燃料在反应堆中释放出的热能传输至蒸汽发生器 产生蒸汽，以便最终用于电力生产，同时保证反应堆的安全。 • 控制裂变链式反应：冷却剂兼作慢化剂和反射层，控制一次冷 却剂中的硼含量以补偿和控制反应性。
– 安全壳系统 Contaiment System – 安全壳喷淋系统 Contaiment Spray System
• 总之，压水堆核电站由两个回路组成。 • 第一回路一般包括2~4个平行的、封闭的冷
却分环路。每一个分环路由一台蒸汽发生器，一
台或两台主循环泵及相应的管道组成。

核电站系统与设备.ppt

核电站系统与设备.ppt
核能发电技术
4.3专设安全设施
4.3.1 概述 4.3.2 安全注入系统（RIS） 4.3.3 安全壳喷淋系统（EAS） 4.3.4氢控制系统 4.3.5 辅助给水系统（ASG）
4.3.1 概述
1.专设安全设施的范围 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） 安全壳内大气监测系统（ETY）
（3）二回路大破口事故 主给水管道大破口事故
投入ASG，排出堆芯余热 蒸汽管道断裂事故
启动RIS向RCP注入高浓度硼酸溶液，防止堆芯重返临界 启动ASG排出堆芯余热，直至RRA投入为止
第一类—正常运行和瞬态运行
发生概率大于1次/堆年，放射性后果不超过 1/1000mSv，该类工况不会导致保护系统动作
硼注入缓冲箱RIS021BA，硼酸再循环泵RIS021PO、022PO
（1）HHSI的吸水管线
正常管线：与低压安注泵出口连接的增压管线。 备用管线：直接从换料水箱来的吸水管线，低压安注泵失效
时使用
※出现安注信号后，RCV001~003PO从容控箱来的吸水管线隔 离
（2）HHSI的注入管线
1 - 通过浓硼酸注入箱RIS004BA的管线 由安注信号启动，将浓度7000μg/g的硼酸注入RCP冷段
3. 专设安全设施的作用 下面列举了专设安全设施在一些典型事故中所起的作用
（1）一回路小破口事故 破口当量直径9.5-25mm RCP泄漏量很小时，RCV上充即可补偿 泄漏量较大时，投入RIS，限制稳压器水位和压力降低
（2）一回路大破口事故 破口当量直径大于345mm，属于设计基准事故 投入RIS，防止堆芯裸露，保证燃料元件的完整性 安全壳隔离，防止放射性物质泄漏到安全壳以外 投入EAS，保证安全壳的完整性

核电_核电站_工作原理_分类42页PPT

核电_核电站_工作原理_分类42页PPT
核电_核电站_工作原理_分类
6、法律的基础有两个，而且只有两个……公平和实用。——伯克 7、有两种和平的暴力，那就是法律和礼节。——歌德
8、法律就是秩序，有好的法律才有好的秩序。——亚里士多德 9、上帝把法律和公平凑合在一起，可是人类却把它拆开。——查·科尔顿 10、一切法律都是无用的，因为好人用不着它们，而坏人又不会因为它们而变得规矩起来。——德谟耶克斯
25、学习是劳动，于夸大，也会招来人们的反感轻蔑和嫉妒。——培根 22、业精于勤，荒于嬉；行成于思，毁于随。——韩愈
23、一切节省，归根到底都归结为时间的节省。——马克思 24、意志命运往往背道而驰，决心到最后会全部推倒。——莎士比亚
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一、核岛主要系统
§1.2 化学和容积控制系统 RCV
RCV系统的主要功能： 1、容积控制 2、化学控制 3、反应性控制
一、核岛主要系统
1、容积控制
容 积
（1）一回路水容积变化的原 因
– 水容积随温度的变化而变化
– 不可避免的泄漏(一号密封、 1.4m3/1T
•
主泵2#轴封等）
（2）水容积变化的影响
单元 02BA
30VP
RRA泵
§14 余热排出系统RRA
RRA泵的电动机
§1.4 余热排出系统RRA
RRA热交换器
§1.4 余热排出系统RRA
§1.5 反应堆水池和乏燃料 水池冷却和处理系统PTR
1、系统的功能
Ø冷却功能 Ø净化功能 Ø充排水功能
2、系统的组成
Ø反应堆水池 Ø乏燃料水池 Ø换料水箱 Ø泵和管道
入
0
§1.6 安全注入系统 RIS
10
20
30
一回路破口后的压力变化
时间 （s）
3、LOCA时的安注过程
高、低压安注示意
§1.6 安全注入系统 RIS
中压安注示意
中压安注箱
§1.6 安全注入系统 RIS
3、LOCA时的安注过程
第二阶段： 安注再循环阶段
当换料水箱的 水位仅有2.1米 时，安注转入 再循环阶段。
RRA01PO
RRA02PO
13VP
RRI
ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ
01RF
02RF RRI
24VP 25VP
反应堆
二环路 RCP02PO
RCV310VP
03GV
RCV50V P
RCV01EX
082VP
RCV366VP
01-03DI RRI 13VP
净化
三环路
RCP03PO
02RF
46VP RCV01-03 PO
RCP-RCV-RRA连接图
6. 给水除气器系统 ADG 7. 汽动/电动给水泵系统
APP/APA 8. 高压给水加热器系统 AHP 9. 给水流量控制系统 ARE 10. 辅助给水系统 ASG 11. 循环水系统 CRF
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. 反应堆硼和水的补给系统 REA 4. 余热排出系统 RRA 5. 反应堆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
2、系统的组成
安全注入系统由三个分系统组成。
Ø高压安注
Ø中压安注
一、核岛主要系统
Ø低压安注
3、LOCA时的安注过程
第一阶段：冷段直接注入阶
段
当 P≤119bar时 ，高压安注系统 投入
一回路压力 （bar)
当P ≤42.5bar时
150
，中压安注系统
自动投入
100
当P<10bar时，
50
低压安注系统投
Ø补偿燃耗和毒物带来的负反应性 Ø控制轴向功率偏差 Ø控制R棒位在调节带内 Ø保证停堆深度
（4） 反应性慢变化的控 制措施
Ø 加硼 Ø 稀释 Ø 除硼
§1.2 化学和容积控制系统RCV
反应性慢变化的控制措施
下泄
稀释
排出含硼水V升
030VP
TEP
002BA
上充
注入纯水V升
REA 除硼
下泄
030VP 002BA
（剂丧1）失（何LOC谓A）L事O故C。 A事故 ？
一旦一回路管道大破裂，冷却剂就会 喷流而出，造成反应堆失水。如果堆 芯失去冷却而烧毁，则大量放射性物 质就可能释放到安全壳内。
§1.6 安全注入系统 RIS
1、系统的功能
1）一回路小破口失水时，RIS用来向一回路补水，以重新建 立稳压器水位；
2）一回路大破口失水事故时，RIS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。
一回路水容积变化→稳压 器水位的变化
§1.2 化学和容积控制系统RCV
0
300
温
0C
度
水的比容随温度的变化关系曲线
容积控制的方法
原理：通过上充下泄将稳压器的液位维持在“程序液位”。 上充补水，补偿一回路水的收缩和泄漏（REA系统执行）
下泄排水，吸收一回路水的膨胀，下泄流排往容控箱或TEP系 统。
稳压器
高压缸
汽水分离 再热器
低压 缸
高压加 热器
冷凝器
二、二回路主要系统
主给 水泵
除氧器
低压加 热器
凝结 水泵
§2.1 GNPS汽轮机组简介
MN
一回路
上充泵
容控箱
TEP MN
REA
§1.2 化学和容积控制系统RCV
2、化学控制
（1）一回路的化学问题
Ø 物理腐蚀（结垢）
燃料包壳破损
Ø 化学腐蚀（侵蚀）
高温+高氧含量+低pH值 → 化学反应加快
腐蚀进程加速 → 一回路比放射性升高
（2）化学控制的目的
Ø 限制腐蚀 Ø 将一回路水的化学和放射性指标持在规定的范围内
§1.1 反应堆冷却剂系统 RCP
3、蒸汽发生器
作用： 1、作为热交换设备 ，产生蒸汽； 2、作为连接设备， 隔离一、二回路。
一、核岛主要系统
§1.1 反应堆冷却剂系统 RCP
4、主泵
电动、立式、单 级、三级轴封、 离心泵
一、核岛主要系统
§1.1 反应堆冷却剂系统 RCP
5、稳压器
功能： 1、压力控制 2、超压保护
堆功率 Pn%
Ø堆芯余热
100%
Ø一回路水和设备的 显热
Ø主泵产生的热量
93 % 7%
一、核岛主要系统
1% 剩余功率
0 1 23 4 反应堆停堆后的剩余功率
5 时间（h ）
2、RRA系统的组成
§1.4 余热排出系统RRA
01BA
RRA15V P
01GV
一环路 RCP01PO
02GV
RRA14V P
图解核电站主要系统_图文.ppt
PTR
RIS RRA
废物 处理
REA
核电站工作原理总图
厂用电
EAS
GEW
GSS
VVP
GEV
GPV
GEX
ARE RCP
GCT
AHP
ADG
CRF CEX
RCV
APP ABP
ASG
核电站主要系统
核岛主要系统
电气部分主要系统
1. 反应堆冷却剂系统 RCP 2. 化学和容积控制系统 RCV 3. 反应堆硼和水的补给系统
一、核岛主要系统
冲洗池 装罐池
传输水池
乏燃料水池
KX厂房
堆内构件池 换料腔
RX厂房
1#机RX、KX厂房布置图
反应堆水池全貌
§1.5 反应堆水池和乏燃料 水池冷却和处理系统PTR
堆腔（左图）和换料机（右图 ）
§1.5 反应堆水池和乏燃料 水池冷却和处理系统PTR
乏燃料池和行车（左图） 运输水池和倾翻机（右图）
§1.2 化学和容积控制系统RCV
化学控制的原理
Ø 控制pH值（注入7LiOH，中和硼酸）
Ø 控制氧含量（机组启动时注入N2H4，正常运行时向容控箱充入氢 气）
Ø 净化一回路水（过滤+除盐）
自下泄回路 001FI
017VP
上充 上充泵 §1.2 化学和容积控制系统RCV
030VP
002B A
002FI 026VP
一、核岛主要系统
§1.7 安全壳喷淋系统系统 EAS
2、系统的组成
一、核岛主要系统
§1.7 安全壳喷淋系统系统 EAS
EAS热交换器和碱罐
二回路主要系统
1. GNPS 汽轮机组简介
2. 主蒸汽系统 VVP
3. 汽轮机旁路系统 GCT
4. 汽水分离再热器系统 GSS
5. 凝结水抽取系统 CEX
6. 低压给水加热器系统 ABP
§1.5 反应堆水池和乏燃料 水池冷却和处理系统PTR
PTR流程图
PTR001/002RF
§1.5 反应堆水池和乏燃料 水池冷却和处理系统PTR
换料水箱（PTR001BA）
要求的最小换料水箱水贮量为 1660m3(对应于报警水位：15． 30m)。与向LHSI泵和EAS泵供水 相对应的合适的水贮量为1380m3 。此水箱内容纳的水的硼浓度： GNPS为2300—2500ppm，LNPS 为2100—2300ppm；最低温度为 7℃(对于硼酸结晶温度有足够裕 量)，最高温度为40℃(换料后的 最高温度)．
上充
§1.2 化学和容积控制系统RCV
硼化
下泄 030VP
排出含硼水V升
TEP
002B A
上充
注入硼酸V升
REA
TEP 除硼
段
REA
1、系统的功能
§1.3 反应堆硼和水补给系统 REA
REA系统为RCV贮存并提供其三大控制功能所需的各种流体
。2、系统的组成
REA系统由水部分和硼酸部分组成，只有硼酸部分与安全相关 。
RCV003PO
RCV002PO
122VD
RCV001PO 去主泵轴封
1REA001P O
130V D
去卸压箱
去RCP卸压 阀
去RRA卸压 阀
去2号机
§1.4 余热排出系统RRA
1、系统的功能
当一回路的温度降到 180 0C 及以下，压力降到 3.0 Mpa 以下时，RRA
停 堆
系统排出以下三部分热量：