《900MW压水堆核电站系统与设备》运行教程320讲义-RCP演示幻灯片.ppt

中级运行系统培训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。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。蒸汽系统:如主蒸汽系统（VVP）、汽水分离再热系统（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。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和直流系统LAA、LBA、LCA、LDA等。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。第一节反应堆冷却剂系统11系统的功能压力边界设计基准系统描述热段在役水压试验限制在役水压试验限制中子注量对NDTT的影响VVP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，要选用具有高机械强度和在强中子辐照下不易脆化的材料。设备描述压力容器压水堆纵剖面堆内下部构件堆内下部构件堆芯横向截面图堆芯反应性控制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--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；--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。二回路蒸汽设备描述参数蒸汽发生器水位调节蒸汽发生器水位整定值水位设定值选取依据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，把堆芯中产生的热量传送给蒸汽发生器。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。冷却剂泵的构成冷却剂泵剖面图水力部分水力部分热屏轴承轴封组件热屏和轴承一号轴封组件轴二号轴封组件二号和三号轴封组件2号和3号轴封的结构轴封运行原理73驱动电动机是空气冷却鼠笼式感应电动机，其额定功率为6.5MW,由6.0kV母线供电。采用开式空气冷却。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，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400mm