压水堆核电站ppt课件.ppt

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1、压水堆核电站（4）核岛工艺介绍王庆礼核岛工艺介绍反应堆冷却剂系统（RCP）核岛工艺介绍反应堆冷却剂系统（RCP）温度测量核岛工艺介绍反应堆冷却剂系统（RCP）主泵核岛工艺介绍反应堆冷却剂系统（RCP）主泵核岛工艺介绍反应堆冷却剂系统（RCP）RCP温度控制核岛工艺介绍反应堆冷却剂系统（RCP）PZR核岛工艺介绍反应堆冷却剂系统（RCP）通过控制上充流量控制PZR水位通过控制加热器功率和喷淋流量流量控制压力加热器：60根，每根24kW分成6组，1、2组为通断式，每组9根3、4组为比例式，每组9根5、6组为通断式，每组12根核岛工艺介绍反应堆冷却剂系统（RCP）蒸汽发生器核岛工艺介绍反应堆

2、冷却剂系统（RCP）蒸汽发生器水位控制窄量程范围约3.6m参考水位如下核岛工艺介绍反应堆冷却剂系统PZR安全阀组共三组前一级为常关保护阀，主回路超压时开启；三组阀的开启压力不同后一级为常开隔离阀，主回路低压时隔离三组阀的关闭压力相同核岛工艺介绍反应堆冷却剂系统特点密封性好通过液压系统自动实现超压保护和低压隔离可以人为干预强制打开，以满足特殊的泄压要求或Feed-Bleed功能要求核岛工艺介绍化容系统主要功能：容积控制化学控制反应性控制辅助功能提供轴封水为PZR提供辅助喷淋功能主回路低温压力控制（通过RCV013VP）主回路充水/排气/水压试验化容系统安全功能：小LOCA时用于维持RCP

3、水装量参与安全停堆所需的反应性控制（加硼）上充泵可用于高压安注核岛工艺介绍化容系统核岛工艺介绍化容系统容积控制正常运行时通过容控箱水位变化判断补水或排水需求调节上充流量下泄孔板开启数量核岛工艺介绍化容系统化学控制净化水体拦截悬浮物降低放射性产物存量降低腐蚀产物存量控制主回路水化学规范调节pH值（加99.9%的7Li)调节氢含量核岛工艺介绍化容系统反应性控制加硼稀释除硼核岛工艺介绍硼和水补给系统核岛工艺介绍硼和水补给系统核岛工艺介绍硼和水补给系统补给管线正常补给：走018VB稀释时065VB关闭硼化时016VB关闭补水旁路120VD直接硼化：开210VB应急硼化：开205VB正常补给操作

4、方式慢稀释快稀释自动补给硼化手动补给核岛工艺介绍余热排出系统RRA核岛工艺介绍余热排出系统RRA机组正常启、停时用于带走堆芯余热事故处理时作为堆芯余热排出手段RCP低压时提供净化流量驱动力提供RCP低温超压保护参与换料期间水传输核岛工艺介绍反应堆水池与乏燃料水池冷却与净化系统PTR冷却乏燃料水池应急备用RRA净化两水池机组启停期间的充排水核岛工艺介绍反应堆水池与乏燃料水池冷却与净化系统PTR核岛工艺介绍设备冷却水系统RRI功能：冷却核岛发热设备带走堆芯余热防放射性污染的中间屏障配置每个机组由两个系列组成，管线组成有以下3类：独立管线两系列公共管线两机组共用管线每列包括主要设备：两台设备

5、冷却水泵、两台设备冷却水换热器、相关管线/阀门核岛工艺介绍设备冷却水系统（图中有小错误）核岛工艺介绍重要厂用水系统SEC功能：冷却RRI系统，将热量带到最终热阱组成：核岛工艺介绍——专设安全设施安注系统安全壳喷淋系统辅助给水系统安全壳隔离系统（EIE）安全壳大气监测系统的混合、取样、复合子系统核岛工艺介绍——专设安全设施专设安全设施设计准则屏障的独立性多重性（冗余性）：满足单一故障准则设备的可靠性按设计基准事故确定设备能力大、中、小LOCA二回路大破口核岛工艺介绍——专设安全设施安注系统核岛工艺介绍——专设安全设施安注系统核岛工艺介绍——专设安全设施安全壳喷淋系统EAS带走安全壳内的热

6、量确保第三道放射性屏障的完整性控制安全壳大气放射性水平控制地坑水质，减缓事故后安全壳内金属设备的腐蚀冷却换料水箱内的水体LOCA15天后备用RIS低压安注泵……核岛工艺介绍——专设安全设施安全壳喷淋系统EAS核岛工艺介绍——专设安全设施辅助给水系统ASG事故阶段通过SG二次侧应急冷却堆芯机组启/停阶段代替常规岛给水系统向SG二次侧补水向REA水箱提供除盐除气水核岛工艺介绍——专设安全设施辅助给水系统ASG核岛工艺介绍——专设安全设施辅助给水系统ASG核岛工艺介绍——专设安全设施安全壳隔离系统EIEEIE是个伪系统，它是相关机械系统安全壳隔离设施的总称发生事故后，在接到安全壳隔离信号后隔

7、离安全壳安全壳隔离分为两个阶段：A阶段：与安注信号同步隔离安注试验管线、下泄/轴封回流/上充、REA补水分配管线、ETY（安全壳大气监测系统）、部分RRI管线、……B阶段：与安喷信号同步隔离剩余RRI管线、DEG冷冻水、SAR、REN主蒸汽隔离核岛工艺介绍安全壳安全壳功能第三道安全屏障防外部飞射物设计特征柱状、单层、预应力混凝土、带密封钢衬里内径37m、高56.68m、筒体部分厚0.9m、自由容积大于49000方设计压力0.52MPa（绝压）、