核電站運行原理.ppt

CPR1000核電站介紹 1 78 前言 CPR1000是以中國廣東核電集團從法國引進的百萬千瓦級核電機組為基礎(chǔ) 結(jié)合技術(shù)改進形成的中國大型商用壓水堆技術(shù)方案 CPR1000是目前我國設(shè)計自主化 設(shè)備本地化 建設(shè)自主化 運行自主化水平最高且以國內(nèi)運行業(yè)績最佳核電站為參考基礎(chǔ)的技術(shù)方案 CPR1000是根據(jù)世界上同類型機組1000多堆年運行經(jīng)驗不斷持續(xù)改進的技術(shù)結(jié)晶 2 78 前言 CPR1000是立足于國內(nèi)已有主流技術(shù)基礎(chǔ)上的核電站 CPR1000是一個先進 成熟 安全 經(jīng)濟的 可以自主批量建設(shè)的 二代加 主力堆型 正在建設(shè)的LA 1號機組為CPR1000技術(shù)方案的首臺機組 HYH一期工程四臺機組采用CPR1000技術(shù)方案 CPR1000符合核電科技發(fā)展規(guī)律 可與第三代核電技術(shù)平穩(wěn)過渡銜接 3 78 目錄 第一部分 核電站原理概述第二部分 CPR1000主要特性第三部分 CPR1000核島主體結(jié)構(gòu)第四部分 CPR1000系統(tǒng)知識第五部分 DCS系統(tǒng)的介紹 4 78 第一部分 壓水堆核電站原理概述 由原子核反應堆釋放的核能通過一套動力裝置將核能轉(zhuǎn)變?yōu)檎羝膭幽?進而轉(zhuǎn)變?yōu)殡娔?該動力裝置由一回路系統(tǒng) 二回路系統(tǒng)及其他輔助系統(tǒng)和設(shè)備組成 一回路系統(tǒng)是將核裂變能傳給冷卻水的熱能裝置 它由原子反應堆 主冷卻泵 穩(wěn)壓器 蒸汽發(fā)生器以及相應的管道等組成 原子核反應堆內(nèi)產(chǎn)生的核能 使堆芯發(fā)熱 高溫高壓的冷卻水在主冷卻泵驅(qū)動下 流進反應堆堆芯 冷卻水溫度升高 將堆芯的熱量帶至蒸汽發(fā)生器 蒸汽發(fā)生器一次側(cè)再把熱量傳遞給管子外面的二回路循環(huán)系統(tǒng)的給水 使給水加熱變成高壓蒸汽 放熱后的一次側(cè)冷卻水又重新流回堆芯 這樣不斷地循環(huán)往復 構(gòu)成一個密閉的循環(huán)回路 回路中的壓力由穩(wěn)壓器進行控制 壓水堆核電站原理 5 78 第一部分 壓水堆核電站原理概述 壓水堆核電站原理圖 6 78 第二部分 CPR1000主要特性 百萬千瓦級壓水堆核電站是國家早在1983年就已經(jīng)明確的核電技術(shù)路線 中國廣東核電集團20多年來一直堅持這一路線 積極開展系列化 標準化百萬千瓦級壓水堆核電站的建設(shè) 并已形成一套自有的產(chǎn)業(yè)化經(jīng)驗 目前 世界上共有核電機組441座 其中壓水堆有300多座 并且大部分都是百萬千瓦級機組 廣東核電技術(shù)的引進是從法國開始的 法國百萬千瓦級核電技術(shù)的原型是美國西屋公司標準312堆型 通過改進批量化建設(shè)發(fā)展成為標準化的CPY技術(shù) 為了提高法國核電的出口競爭力 法瑪通公司在CPY的基礎(chǔ)上形成了安全性和經(jīng)濟性較好的M310堆型 大亞灣核電站引進的就是這種新型的M310堆型 高起點起步 開展了百萬千瓦級大型商用核電技術(shù)的消化 吸收和創(chuàng)新工作 中國改進型壓水堆 1000MW 核電站 7 78 第二部分 CPR1000主要特性 LA 以Dayabay為參考電站 維持熱功率和其它主要運行參數(shù)不變 結(jié)合經(jīng)驗反饋和核安全技術(shù)發(fā)展要求 通過37項重大技術(shù)改進 進一步提高了電站安全水平和技術(shù)經(jīng)濟性能 總體性能達到了國際在役核電站的先進水平 概率安全分析 PSA 表明 在同等評估條件下 LA 的堆芯熔化頻率 CDF 進一步降低 安全性進一步提高 并基本具備了自主設(shè)計能力 采用CPR1000技術(shù)方案的LA 在Dayabay和LA 的技術(shù)基礎(chǔ)上 根據(jù)運行經(jīng)驗反饋和法國同類機組批量改造計劃 LOT93 VD2 進行了多項技術(shù)改進 其中重大改進有15項 為進一步滿足新版核安全法規(guī)的要求 相應地采納了一些新技術(shù) 在后續(xù)項目中 CPR1000方案仍將結(jié)合經(jīng)驗反饋 陸續(xù)采用新技術(shù) 使其安全性和經(jīng)濟性進一步提高 中國改進型壓水堆 1000MW 核電站 8 78 第二部分 CPR1000主要特性 CPR1000是目前國內(nèi)自主化水平 安全可靠性 成熟性 經(jīng)濟性等各方面綜合比較最佳的核電技術(shù)方案 是我國可以在 十一五 和 十二五 期間實現(xiàn)產(chǎn)業(yè)化的百萬千瓦級 二代加 改進核電技術(shù)方案 可以為第三代核電技術(shù)成功示范后的批量建設(shè)打下堅實的技術(shù)基礎(chǔ) 促進裝備產(chǎn)業(yè)結(jié)構(gòu)升級 加速實現(xiàn)新一代核電站的四個自主化 中國改進型壓水堆 1000MW 核電站 9 78 第二部分 CPR1000主要特性 設(shè)計理念采用縱深防御的策略 采取事故預防和事故緩解措施 安全可靠 平衡的安全設(shè)計更可靠 10 78 第二部分 CPR1000主要特性 設(shè)計理念CPR1000借鑒和采納同類電站的運行經(jīng)驗反饋 進一步提升電站的技術(shù)水平 以LA PSA結(jié)果為導向 針對主要的事故序列采取必要的改進措施 制定嚴重事故對策 采用合理 平衡的安全設(shè)計 進一步接近第三代概率安全目標 安全可靠 平衡的安全設(shè)計更可靠 11 78 第二部分 CPR1000主要特性 運行實踐Dayabay與LA 四臺機組的良好運行紀錄是CPR1000安全可靠的有力證明 自1999年開始 Dayabay與64臺法國同類型機組在四個領(lǐng)域累計26項次的安全業(yè)績挑戰(zhàn)賽中 共獲得14項次第一名 2006年5月13日 大亞灣核電站1號機組較原計劃提前12 94天完成第一次十年大修 成為我國在運行核電站中首個走過設(shè)計壽期內(nèi)除退役外所有關(guān)鍵路徑的核電站 2006年3月9日 Dayabay1號機組實現(xiàn)整個燃料循環(huán)不停機連續(xù)安全運行485天的國內(nèi)新記錄 2007年6月30日 該機組繼續(xù)保持國內(nèi)核電機組無非計劃停堆安全運行1829天的最高記錄 目前該紀錄還在延伸 安全可靠 平衡的安全設(shè)計更可靠 12 78 第二部分 CPR1000主要特性 運行實踐與1994年投產(chǎn)初期相比 Dayabay機組年發(fā)電量已由可研報告的100億千瓦時提高到目前的150億千瓦時 反映核電站安全技術(shù)水平的堆芯熔化概率由1 24 10 5降至1 03 10 5 高于歐美運行機組的安全技術(shù)水平 LA 建成投產(chǎn)以來 安全運行業(yè)績優(yōu)良 1 機創(chuàng)造了商運后連續(xù)兩個燃料循環(huán)無非計劃停機停堆安全運行592天的世界紀錄 2 機創(chuàng)造了自首次臨界及商運起無非計劃停堆安全運行935天的世界核電新機組最好紀錄 2006年 LA 實現(xiàn)上網(wǎng)電量150 62億千瓦時 能力因子達到91 3 在國際上衡量核電站安全運行水平的9項關(guān)鍵指標 WANO 中 有8項超過世界中間水平 其中4項達到或超過世界先進水平 安全可靠 平衡的安全設(shè)計更可靠 13 78 第二部分 CPR1000主要特性 技術(shù)方案基于Dayabay和LA 的成熟設(shè)計 采用經(jīng)驗證的技術(shù)和定型的設(shè)備 同類型機組在世界上已有1000多堆年運行經(jīng)驗 Dayabay采取了三哩島事故后的修改 使其達到了國際核電80年代末的水平 LA 結(jié)合法國核電站十年大修計劃 LOT93 及Dayabay運行經(jīng)驗反饋采取了一系列的改進 使其達到了國際核電九十年代中的水平 成熟 逐步改進更趨成熟 14 78 第二部分 CPR1000主要特性 LA 所采納的CPR1000方案是在Dayabay LA 的技術(shù)基礎(chǔ)之上 結(jié)合法國為追趕世界先進核電的發(fā)展所作的第二次十年大修計劃 VD2 的改進 采取了嚴重事故的預防和緩解等措施 將使LA 的綜合技術(shù)安全經(jīng)濟指標達到目前國際同類核電站的先進水平 在從Dayabay最初引進到CPR1000的漸進式技術(shù)革新過程中 充分借鑒了生產(chǎn)運行經(jīng)驗反饋 包括吸納法國同類型機組批量改造經(jīng)驗 現(xiàn)已更加完善 CPR1000還將繼續(xù)分享同類機組運行經(jīng)驗的反饋 CPR1000作為 二代加 技術(shù) 通過持續(xù)科技進步 逐漸趨近第三代 可以保證與先進技術(shù)更加平穩(wěn)地銜接過渡 成熟 逐步改進更趨成熟 15 78 第二部分 CPR1000主要特性 全面實現(xiàn)四個自主化經(jīng)過Dayabay 到LA 的經(jīng)驗積累 CPR1000基本實現(xiàn)了設(shè)計自主化 同時由于設(shè)計的標準化 自主化 并且相對于參考電站改動較小 完全可以實現(xiàn)設(shè)計復用 設(shè)備制造通過LA 的經(jīng)驗積累進一步實現(xiàn)本地化 本地化比例可達70 以上 并提高本地化的質(zhì)量 經(jīng)過HYH4臺機的建設(shè) 設(shè)備制造本地化比例將獲得更大的提高 質(zhì)量將更有保障 百萬級壓水堆型在LA 就已經(jīng)實現(xiàn)了建設(shè)及運行自主化 CPR1000可以實現(xiàn)自主建設(shè) 自主運營 因此 CPR1000將是我國近期實現(xiàn)核電建設(shè)四個自主化水平最高的核電站 經(jīng)濟 16 78 第二部分 CPR1000主要特性 經(jīng)濟性和市場競爭力持續(xù)提高從Dayabay到CPR1000逐步提高了設(shè)計自主化 設(shè)備制造本地化比例以及機組效率 且已完全實現(xiàn)建設(shè)自主化 單位造價已顯著下降 在此基礎(chǔ)上CPR1000進一步提高設(shè)計自主化比例 設(shè)備基本實現(xiàn)本地化 如果小批量建設(shè) 考慮到設(shè)計復用以及批量采購 單位造價可低于1300美元 千瓦 國產(chǎn)化成熟并批量化后爭取實現(xiàn)1萬元人民幣 千瓦 采用先進的燃料管理策略 提高燃耗深度以及降低放射性廢物的產(chǎn)生量 完全自主運行 進一步降低運營成本 成熟技術(shù)的應用和持續(xù)的改進將進一步提高運行可靠性 保證了電廠可利用率超過87 從而進一步提高競爭力 使得上網(wǎng)電價同脫硫 脫硝火電機組相比具有競爭力 經(jīng)濟 17 78 第二部分 CPR1000主要特性 經(jīng)濟 18 78 第二部分 CPR1000主要特性 達到國內(nèi)外同類機組先進水平Dayabay及LA 是目前國內(nèi)運行的技術(shù)先進 運行業(yè)績最佳的大型商用核電站 CPR1000以此為參考 并在此基礎(chǔ)上作必要技術(shù)改進 確保其先進性 為了基本滿足新安全法規(guī) 導則的要求 采用新技術(shù) 在嶺澳核電站二期基礎(chǔ)上進一步完善數(shù)字化儀控技術(shù)事故處理規(guī)程由事故定向轉(zhuǎn)為狀態(tài)定向 采用半速汽輪發(fā)電機組首爐堆芯即采用18個月?lián)Q料方案壓力容器設(shè)計壽命達到60年采用堆坑注水技術(shù)主回路應用破前漏 LBB 設(shè)計理念采用可視化進度控制利用三維輔助設(shè)計進行設(shè)計校核 先進 19 78 第二部分 CPR1000主要特性 進一步完善數(shù)字化儀控技術(shù)有助于提高電廠安全性 經(jīng)濟性擴展性好 可及時采納先進計算機技術(shù)有利于專家系統(tǒng)的建立可較大程度上適應儀控設(shè)備更新?lián)Q代 先進 新技術(shù)1 20 78 第二部分 CPR1000主要特性 事故處理規(guī)程由事故定向轉(zhuǎn)為狀態(tài)定向減輕操作員負擔 降低人因失誤 有利于處理多重事故 有利于與嚴重事故處理規(guī)程接口 先進 新技術(shù)2 21 78 第二部分 CPR1000主要特性 采用半速汽輪發(fā)電機組提高機組效率 繼而提升電價競爭力 半速機組的供貨商選擇范圍較大 可以形成多家廠商競爭的局面 先進 新技術(shù)3 22 78 第二部分 CPR1000主要特性 首爐18個月?lián)Q料減少了換料大修次數(shù) 降低大修成本 降低人員的受輻照劑量 提高電站可利用率 增加年發(fā)電量 降低放射性廢物產(chǎn)生量降低燃料循環(huán)成本減少反應堆壓力容器的中子注量 先進 新技術(shù)4 23 78 第二部分 CPR1000主要特性 反應堆壓力容器設(shè)計壽命為60年低泄漏設(shè)計 減少了對壓力容器的中子輻照 RPV堆芯活性段采用整體鍛件 嚴格控制RPV材料中的輻照敏感元素Cu P S Ni等的含量 先進 新技術(shù)5 24 78 第二部分 CPR1000主要特性 堆坑注水技術(shù)有利于防止或延遲壓力容器RPV熔穿防止堆芯熔融物與混凝土反應防止安全殼底板熔穿抑制安全殼內(nèi)氫的產(chǎn)生量安全殼保持完好性的概率提高 先進 新技術(shù)6 25 78 第二部分 CPR1000主要特性 主回路應用LBB設(shè)計理念破前漏 LBB 理念是建立在管道力學分析基礎(chǔ)上的設(shè)計準則 設(shè)計準則應用在核電設(shè)計和建設(shè)中已趨成熟 取消主管道防甩止擋塊 減少主管道阻尼器 從而簡化設(shè)計 改善了維修及在役檢查的可接近性 降低了工作人員的輻照劑量 提高了安全性并降低了運行維修成本 簡化主回路及其它關(guān)聯(lián)設(shè)計 降低制造和建造成本 先進 新技術(shù)7 26 78 第二部分 CPR1000主要特性 工程建造采用可視化進度控制直接在三維模型上顯示施工進度的進展和狀態(tài) 檢驗施工順序和方案 展示進度和計劃的差異 為施工計劃的安排和優(yōu)化提供支持和服務 先進 新技術(shù)8 27 78 第二部分 CPR1000主要特性 三維輔助設(shè)計系統(tǒng)三維布置校驗 檢驗接口是否自恰 三維空間布置校驗 設(shè)置最佳路徑 縮短大修工期 先進 新技術(shù)9 28 78 第二部分 CPR1000主要特性 建設(shè)工期 58個月設(shè)備本地化比例 70 壓力容器設(shè)計壽命60年熱工設(shè)計裕量 15 機組額定功率1080MWe機組可用率 87 單位造價 1300美元 千瓦全面采用數(shù)字化儀控和先進主控室設(shè)計采用半速汽輪發(fā)電機組采用國產(chǎn)化全M5的AFA3G先進燃料組件首爐起采用18個月的先進燃料管理策略燃料循環(huán)末期具有延伸運行能力事故處理規(guī)程由事故定向轉(zhuǎn)為狀態(tài)定向利用三維數(shù)字化設(shè)計提高出圖效率 減少設(shè)計變更利用可視化進度控制 優(yōu)化進度 提高施工管理效率 建設(shè)與設(shè)計目標 29 78 第二部分 CPR1000主要特性 主要技術(shù)經(jīng)濟指標 30 78 第三部分 CPR1000核島主體結(jié)構(gòu) 核島主體結(jié)構(gòu)由反應堆和3條并聯(lián)的閉合環(huán)路組成 這些環(huán)路以反應堆壓力容器為中心作輻射狀布置 每條環(huán)路都由一臺主冷卻劑泵 簡稱主泵 一臺蒸汽發(fā)生器和相應的管道和儀表組成 其中一條環(huán)路熱管段上連接有一個穩(wěn)壓器 用于主回路系統(tǒng)的壓力調(diào)節(jié)和壓力保護 每個環(huán)路中 位于反應堆壓力容器出口和蒸汽發(fā)生器入口之間的管道稱為熱段 主泵和壓力容器入口間的管道稱為冷段 蒸汽發(fā)生器與主泵之間的管道稱為過渡段 31 78 第三部分 CPR1000核島主體結(jié)構(gòu) 主體結(jié)構(gòu)系統(tǒng)示意圖 32 78 第三部分 CPR1000核島主體結(jié)構(gòu) 主體結(jié)構(gòu)示意圖 33 78 第三部分 CPR1000核島主體結(jié)構(gòu) 主體結(jié)構(gòu)示意圖 漫游狀態(tài) 34 78 第三部分 CPR1000核島主體結(jié)構(gòu) 反應堆壓力容器由容器本體及中子通量管貫穿件 頂蓋及控制棒驅(qū)動機構(gòu)接管座 密封環(huán)和頂蓋螺栓等組成 反應堆壓力容器 35 78 第三部分 CPR1000核島主體結(jié)構(gòu) 燃料組件核電站 燒 的是二氧化鈾 其制成小圓柱形燃料芯塊 裝入鋯合金管并加封焊 構(gòu)成一根根細長的燃料元件棒 再將元件棒按運行組排 用定位格架固定組成燃料組件 多用17 17型 反應堆壓力容器 36 78 第三部分 CPR1000核島主體結(jié)構(gòu) 主要功能是作為熱交換設(shè)備將一回路冷卻劑中的熱量傳給二回路給水 使其產(chǎn)生飽和蒸汽供給二回路動力裝置 每臺容量按照滿功率運行時傳遞1 3的反應堆熱功率設(shè)計 由一次側(cè)和二次側(cè)兩部分組成 一次側(cè)由U形管束 管板 水室隔板和半圓形封頭構(gòu)成 二次側(cè)由下部殼體 過渡錐形體 上部殼體 橢圓形封頭 汽水分離器和干燥器等組成 蒸汽發(fā)生器 37 78 第三部分 CPR1000核島主體結(jié)構(gòu) 是一回路中高速轉(zhuǎn)動的設(shè)備 通過推動冷卻劑流動將反應堆熱量送到蒸汽發(fā)生器 傳遞給二回路給水 采用直立式 單級 混流式軸封泵 泵和電機分開 電動機在上部 電動機上設(shè)有飛輪 以增加泵的轉(zhuǎn)動慣量 當主泵斷電時 泵仍能繼續(xù)轉(zhuǎn)動幾分鐘 為防止帶放射性的冷卻水泄漏 泵軸上設(shè)有三道密封 由兩道流體靜壓和一道機械密封串聯(lián)組成 主泵 38 78 第三部分 CPR1000核島主體結(jié)構(gòu) 又稱為容積補償器 是補償一回路冷卻水溫度變化引起的回路水容積的變化 以及調(diào)節(jié)和控制一回路系統(tǒng)冷卻劑的工作壓力 采用直立式電加熱穩(wěn)壓器 結(jié)構(gòu)呈圓柱形筒體 容器頂部設(shè)置有抑制壓力升高的噴霧器 底部設(shè)有升高壓力的電加熱元件 正常運行時 其內(nèi)一半容積為水 另一半為保持一定壓力的蒸汽 開啟電加熱元件可使熱水汽化 從而提高壓力 上部噴霧冷水 可使蒸汽凝結(jié)降低壓力 穩(wěn)壓器 39 78 第四部分 CPR1000主要系統(tǒng)知識 核島主要系統(tǒng)1 反應堆冷卻劑系統(tǒng)RCP 2 化學和容積控制系統(tǒng)RCV 3 反應堆硼和水補給系統(tǒng)REA 4 余熱排出系統(tǒng)RRA 5 反應堆水池和乏燃料水池冷卻和處理系統(tǒng)PTR 6 安全注入系統(tǒng)RIS 7 安全殼噴淋系統(tǒng)EAS 電氣部分主要系統(tǒng)1 發(fā)電機勵磁和電壓調(diào)節(jié)系統(tǒng)GEX 2 輸電系統(tǒng)GEV 3 主開關(guān)站 超高壓配電裝置GEW 4 廠內(nèi)6 6KV供電網(wǎng)絡(luò)LG LH 1 主蒸汽系統(tǒng)VVP 2 汽輪機旁路系統(tǒng)GCT 3 汽水分離再熱系統(tǒng)GSS 4 凝結(jié)水抽取系統(tǒng)CEX 5 循環(huán)水系統(tǒng)CRF 6 低壓給水加熱器系統(tǒng)ABP 7 給水除氣器系統(tǒng)ADG 8 氣動 電動給水泵系統(tǒng)APP APA 9 高壓給水加熱器系統(tǒng)AHP 10 給水流量控制系統(tǒng)ARE 11 輔助給水系統(tǒng)ASG 二回路主要系統(tǒng) 40 78 第四部分 CPR1000主要系統(tǒng)知識 CPR1000核電站工作原理總圖 41 78 第四部分 CPR1000主要系統(tǒng)知識 反應堆冷卻劑系統(tǒng) RCP 由核反應堆和與其相連的三條并聯(lián)的輸熱閉合環(huán)路組成 每條環(huán)路包含一臺蒸汽發(fā)生器 一臺主冷卻劑泵以及相應的管道和閥門儀表組成 在其中一條環(huán)路管段上連接有一個穩(wěn)壓器 主要功能反應堆冷卻劑系統(tǒng) RCP 即核電站一回路的主回路 其主要功能是使冷卻劑循環(huán)流動 將堆芯中核裂變產(chǎn)生的熱量通過蒸汽發(fā)生器傳輸給二回路 同時冷卻堆芯 防止燃料元件燒毀或毀壞 反應堆冷卻劑系統(tǒng) 42 78 第四部分 CPR1000主要系統(tǒng)知識 輔助功能反應堆中子慢化劑 壓水堆的冷卻劑為輕水 它具有比較好的中子慢化能力 起到慢化劑的作用 使裂變產(chǎn)生的快中子減速成為熱中子 以維持鏈式裂變反應 另外 它也起到發(fā)射層的作用 使泄露出堆芯的部分中子發(fā)射回來 反應性控制 反應堆冷卻劑中溶有硼酸可吸收中子 通過調(diào)整硼溶度可控制反應性 主要用于補償氙效應和消耗 壓力控制 RCP系統(tǒng)中的穩(wěn)壓器用于控制冷卻劑壓力 以防止堆芯中發(fā)生不利于燃料元件傳熱的偏離泡核沸騰現(xiàn)象 放射性屏障 RCP系統(tǒng)壓力邊界作為裂變產(chǎn)物放射性的第二道屏障 在燃料元件包殼破損泄露時 可防止放射性物質(zhì)外逸 反應堆冷卻劑系統(tǒng) 43 78 RCP系統(tǒng)的組成和流程 44 78 第四部分 CPR1000主要系統(tǒng)知識 一回路輔助系統(tǒng)是核輔助系統(tǒng)的一個重要組成部分 按照美國和法國的分類 除一回路輔助系統(tǒng)外 核輔助系統(tǒng)還包括有輔助冷卻水系統(tǒng) 三廢處理系統(tǒng) 核島通風空調(diào)系統(tǒng)及核燃料裝卸貯存和工藝運輸系統(tǒng) 一回路輔助系統(tǒng)主要包括化學和容積控制系統(tǒng) RCV 反應堆硼和水補給系統(tǒng) REA 余熱排出系統(tǒng) RRA 一回路輔助系統(tǒng) 45 78 第四部分 CPR1000主要系統(tǒng)知識 RCV系統(tǒng)是與核安全有關(guān)的系統(tǒng)之一 尤其是上充泵 在正常運行工況下 它作為上充用 在一回路破口失水事故及主蒸汽管道破裂的事故情況下 它又作為高壓安注泵使用 因此 在事故情況下 上充泵實際上屬于安全設(shè)施 RCV系統(tǒng)的主要功能包括容積控制化學控制反應性控制 化學和容積控制系統(tǒng) RCV 46 78 化學和容積控制系統(tǒng)流程圖 47 78 第四部分 CPR1000主要系統(tǒng)知識 一回路水容積變化熱工學 水容積將隨溫度的變化而變化 水力學 在一回路處在15 5MPa壓力下 不可避免泄露 主要是指一號密封 主泵2 軸封 會引起穩(wěn)壓器水位的波動 RCV 容積控制 在正常運行時 一回路的平均溫度也隨功率的變化而改變 水容積的變化必將導致穩(wěn)壓器水位的波動 48 78 第四部分 CPR1000主要系統(tǒng)知識 容積控制原理通過上充 下泄來吸收穩(wěn)壓器吸收不了的一回路水的容積變化 將穩(wěn)壓器的水位維持在程控液位 RCV 容積控制 上充補水 補償一回路水容積的收縮或泄露 REA系統(tǒng)執(zhí)行 下泄排水 吸收一回路水的膨脹 下泄流排往容積箱或TEP系統(tǒng) 49 78 第四部分 CPR1000主要系統(tǒng)知識 一回路水化學變化的原因物理腐蝕 水中雜質(zhì)沉積在燃料包殼上結(jié)垢 影響熱量傳輸 結(jié)垢處溫度上升 形成熱點 導致燃料包殼破損 裂變產(chǎn)物逸入一回路水中 使一回路水的放射性指標上升 化學腐蝕 侵蝕 水中雜質(zhì)多 溫度高 氧含量增加以及PH值降低 將會大大加速化學反應 即化學腐蝕加快 當這些腐蝕產(chǎn)物被帶入到一回路水中后 由于中子輻照 這些腐蝕產(chǎn)物部分被活化 成為具有放射性的活化產(chǎn)物 進一步增加一回路水的比放射性活度 RCV 化學控制 50 78 第四部分 CPR1000主要系統(tǒng)知識 化學控制原理控制PH值 注入7LiOH 中和硼酸 控制氧含量凈化一回路水 過濾 除鹽 RCV 化學控制 機組啟動時注入聯(lián)氨N2H4 正常運行時向容控箱中充入氫氣 51 78 第四部分 CPR1000主要系統(tǒng)知識 RCV 反應性控制 52 78 第四部分 CPR1000主要系統(tǒng)知識 為主泵提供軸封水 為主泵提供經(jīng)冷卻 過濾的 高壓力的軸封水 抑制一回路水沿軸向外的泄漏 又潤滑 冷卻了軸封 防止軸封損壞 為穩(wěn)壓器提供輔助噴淋水 當主泵出現(xiàn)故障或由于斷電而不能運行時 提供穩(wěn)壓器輔助噴淋管線將代替主噴淋管線功能 調(diào)節(jié)和控制一回路壓力 一回路處于單相時的壓力控制 穩(wěn)壓器單相 滿水 時 穩(wěn)壓器的壓力控制系統(tǒng)不起作用 將由下泄控制閥 RCV013VP 來控制一回路的壓力 對一回路進行充水 排氣和水壓試驗 RCV 輔助功能 53 78 第四部分 CPR1000主要系統(tǒng)知識 在反應堆冷卻劑系 RCP 統(tǒng)發(fā)生小破口 當量直徑D 9 5mm 的情況下 RCV系統(tǒng)能夠維持其水裝量 作為反應性控制系統(tǒng) RCV系統(tǒng)在反應堆停堆 或在諸如彈棒 卡棒事故的反應堆熱態(tài)次臨界狀態(tài)下的維修階段 它都起作用 在安全注入的情況下 RCV系統(tǒng)上充泵作為高壓安注泵運行 此時 安注運行方式自動取代所有其他運行方式 RCV 安全功能 54 78 第四部分 CPR1000主要系統(tǒng)知識 REA 反應堆硼和水補給系統(tǒng) REA的調(diào)硼和加硼部分與核安全有關(guān) 其他水系統(tǒng)部分與安全無關(guān) 55 78 第四部分 CPR1000主要系統(tǒng)知識 水部分2個除鹽除氧水貯存箱 REA001 002BA 2個機組共用 4臺除鹽除氧水泵 REA001 002PO 2臺 機組 2個化學藥品混合罐 REA006BA 1個 機組 硼酸部分1個硼酸溶液配制箱 REA005BA 2個機組共用 3個硼酸溶液貯存箱 每個機組分別使用一個 REA004BA 第三個 REA003BA 為2個機組共用 4臺硼酸溶液輸送泵 REA003 004BA 2臺 機組 REA 系統(tǒng)構(gòu)成 56 78 第四部分 CPR1000主要系統(tǒng)知識 向穩(wěn)壓器泄壓箱提供噴淋冷卻水 為主泵密封水立管 RCP011 021 031BA 供水 以沖洗3號軸封 向換料水箱 PTR001BA 提供硼酸溶液 為其初始充水及補水 向安全注入系統(tǒng)硼酸注入箱 RIS021BA 提供硼酸溶液 為其初始充水和補水 向容控箱提供與一回路當前硼濃度一致的硼酸溶液 為其進行排氣操作 為穩(wěn)壓器和余熱排出系統(tǒng)的先導式泄壓閥充水 REA 主要功能 硼濃度為 2200 100 g g 硼濃度為7000 g g 57 78 第四部分 CPR1000主要系統(tǒng)知識 REA系統(tǒng)為RCV系統(tǒng)貯存并供給其容積控制 化學控制和反應性控制所需的各種流體提供除鹽 除氧硼水 以保證化容系統(tǒng)的容積控制功能 注入聯(lián)氨和氫氧化鋰等化學藥品 以保證化容系統(tǒng)的化學控制功能 提供硼酸溶液和除鹽除氧水 以保證化容系統(tǒng)的反應性控制功能 REA 輔助功能 58 78 第四部分 CPR1000主要系統(tǒng)知識 RRA又稱為反應堆停堆冷卻系統(tǒng) 當反應堆停堆后 最初仍由蒸汽發(fā)生器將剩余功率這部分熱量導出 當二回路不能再運行時 即由余熱排出系統(tǒng)導出這部分熱量 保證反應堆的冷卻 在反應堆正常停堆過程中 當一回路溫度降到180 及以下 絕對壓力降到3 0MPa以下時 用余熱排出系統(tǒng)排出堆芯余熱 一回路水和設(shè)備的顯熱以及運行的主泵在一回路中產(chǎn)生的熱量 使反應堆進入冷卻停堆狀態(tài) RRA 余熱排出系統(tǒng) 59 78 第四部分 CPR1000主要系統(tǒng)知識 除了失水事故 LOCA 引起安全注入系統(tǒng)投入運行的情況以外 在其他事故引起的停堆事故中 余熱排出系統(tǒng)也被用來排出上述三部分熱量 一回路處于單向狀態(tài)時進行壓力調(diào)節(jié)和水質(zhì)凈化 保證一回路水的循環(huán) 使一回路水溫和硼濃度得以均勻 參與換料水傳輸 將反應堆換料腔中的水送回換料水箱 RRA 余熱排出系統(tǒng) 60 78 第四部分 CPR1000主要系統(tǒng)知識 RRA 系統(tǒng)流程圖 由2臺余熱排出泵 2臺熱交換器和相關(guān)的閥門 管道組成 61 78 第四部分 CPR1000主要系統(tǒng)知識 RRA RCP RCV RRA連接示意圖 62 78 第四部分 CPR1000主要系統(tǒng)知識 輔助冷卻水系統(tǒng)包括反應堆水池和乏燃料水池冷卻和處理系統(tǒng) PTR 設(shè)備冷卻水系統(tǒng) RRI 重要廠用水系統(tǒng) SEC 核島冷凍水系統(tǒng) DEG 和電氣廠房冷凍水系統(tǒng) DEL 等系統(tǒng) PTR主要用于冷卻乏燃料水池中的乏燃料 導出余熱 在反應堆堆腔充水 換料 RRA不可用時 PTR又可作為RRA的應急備用 導出堆內(nèi)余熱 RRI向核島內(nèi)所有冷卻器提供冷卻水 而RRI本身又是由SEC用海水來冷卻的 2個系統(tǒng)都是與安全有關(guān) DEG供應除主控制室以外核島所有空調(diào)冷卻器的冷凍水 DEL則專為主控制室和有關(guān)電氣廠房空調(diào)提供冷凍水 輔助冷卻水系統(tǒng) 63 78 第四部分 CPR1000主要系統(tǒng)知識 對反應堆水池和乏燃料水池進行冷卻 凈化 充水和排水 冷卻功能 見上頁 凈化功能 凈化去除乏燃料水池中的裂變產(chǎn)物和腐蝕產(chǎn)物 限制乏燃料水池的放射性水平 過濾清楚反應堆水池和乏燃料水池水中的懸浮物 以保持水中良好的能見度 充 排水功能 向反應堆水池和乏燃料水池充以硼濃度為2100 g g的硼水 使水池有足夠的水層 為操作人員提供良好的生物防護 保證乏燃料處于次臨界狀態(tài) 實施除乏燃料貯存外其他水池的排水 為安全注入系統(tǒng)和安全殼噴淋系統(tǒng)貯存必要的硼水 輔助冷卻水系統(tǒng) PTR 64 78 第四部分 CPR1000主要系統(tǒng)知識 輔助冷卻水系統(tǒng) PTR系統(tǒng)流程圖 池面標高為20m 總水容積為1310m3 池面標高為20m 總水容積為1800m3 四周設(shè)有鋼筋混凝土圍墻 圍墻可在事故情況下包容水箱的水容量 水箱箱底標高為1 02m 65 78 第四部分 CPR1000主要系統(tǒng)知識 RRI所冷卻的設(shè)備中 有一部分是與核安全有關(guān)的 如安全殼噴淋系統(tǒng)熱交換器EAS001 002RF等 RRI系統(tǒng)是部分與質(zhì)量和核安全相關(guān)的 冷卻功能 向核島內(nèi)各熱交換器提供冷卻水 并將其熱負荷通過SEC傳到海水中 隔離作用 是核島各熱交換器與海水之間的一道屏障 既可以避免放射性流體不可控地釋放到海水中而污染環(huán)境 又可以防止海水對核島各熱交換器的腐蝕 輔助冷卻水系統(tǒng) RRI 66 78 第四部分 CPR1000主要系統(tǒng)知識 當RCP發(fā)生失水事故或二回路的汽水回路發(fā)生破裂或失效時 必須確保堆芯熱量的排出和安全殼的完整性 限制事故的發(fā)展和減輕事故的后果 為此而設(shè)置的專設(shè)安全設(shè)施 安全注入系統(tǒng) RIS 安全殼噴淋系統(tǒng) EAS 輔助給水系統(tǒng) ASG 安全殼隔離系統(tǒng) EIE 安全殼內(nèi)大氣監(jiān)測 ETY 的混合 取樣和復合子系統(tǒng) 專設(shè)安全系統(tǒng) 67 78 第四部分 CPR1000主要系統(tǒng)知識 RIS 由高壓安注 HHSI 中壓安注 MHSI 和低壓安注 LHSI 三個子系統(tǒng)組成 根據(jù)事故引起RCP系統(tǒng)降壓情況 在不同壓力下分別投用 主要功能在一回路小破口失水事故時或在二回路蒸汽管道破裂造成一回路平均溫度降低而引起冷卻劑收縮時 RIS系統(tǒng)用來向一回路補水 以重新建立穩(wěn)壓器水位 在一回路大破口失水事故時 RIS系統(tǒng)向堆芯注水 以重新淹沒并冷卻堆芯 限制燃料元件溫度的上升 RIS 安全注入系統(tǒng) 68 78 第四部分 CPR1000主要系統(tǒng)知識 主要功能在二回路蒸汽管道破裂時 向一回路注入高濃度硼酸溶液 以補償由于一回路冷卻劑連續(xù)過冷而引起的正反應性 防止堆芯重返臨界 輔助功能在換料停堆期間 低壓安注泵可用來為反應堆水池充水 用RIS011PO泵進行RCP系統(tǒng)的水壓試驗 在失去全部電源時為主泵提供軸封水 在再循環(huán)注入階段 低壓安注泵從安全殼地坑吸水 RIS在安全殼外的管段成為第三道屏障的一部分 RIS 安全注入系統(tǒng) 69 78 第四部分 CPR1000主要系統(tǒng)知識 主要功能通過噴淋冷凝蒸汽 使安全殼內(nèi)壓力和溫度降低到可接受的水平 確保安全殼的完整性 輔助功能帶走隨一回路失水所散布在安全殼內(nèi)大氣空間當中的氣載裂變產(chǎn)物 尤其是131I 限制噴淋的硼酸對金屬設(shè)備的腐蝕 當反應堆廠房發(fā)生火災時 可手動噴淋滅火 在冷停堆工況下 也可用于冷卻PTR001BA內(nèi)的水 在LOCA事故后15天 EAS泵可作為RIS低壓安注泵備用 在再循環(huán)噴淋階段 EAS泵從安全殼地坑吸水 EAS在安全殼外的管段成為第三道屏障的一部分 EAS 安全殼噴淋系統(tǒng) 70 78 第四部分 CPR1000主要系統(tǒng)知識 ASG屬于專設(shè)安全設(shè)施之一 其安全作用是在主給水系統(tǒng)的任何一個環(huán)節(jié) CVI ABP APP APA ARE 發(fā)生故障時 作為應急手段向蒸汽發(fā)生器二次側(cè)供水 使一回路維持一個冷源 排除堆芯余熱 直到RRA系統(tǒng)允許投用為止 在下列情況下ASG代替ARE向蒸汽發(fā)生器供水蒸汽發(fā)生器投入前的充水機組啟動機