核电站原理与系统.ppt

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1、核电站原理及系统3哈尔滨工程大学动力与核能工程学院4辅助冷却水系统4.1反应堆水池和乏燃料水池冷却和处理系统（PTR）冷却乏燃料水池中的乏燃料，导出乏燃料的余热；堆腔充水、换料时，作为RRA系统的应急备用，导出堆内余热。4.2设备冷却水系统（RRI）向核岛内所有需要冷却的设备提供除盐冷却水。4.3重要厂用水系统（SEC）是对设备冷却水进行冷却，将热负荷最终传递到海水中。4.1反应堆水池和乏燃料水池冷却和处理系统4.1.1系统功能对反应堆水池和乏燃料水池进行冷却、净化、充水和排水。冷却功能冷却乏燃料水池中的燃料元件，导出其剩余热量；换料或停堆检修时，作为RRA系统的应急备用，冷却堆芯。净化功能除

2、去乏燃料水池中的裂变产物和腐蚀产物，限制放射性水平；除去反应堆水池和乏燃料水池水中的悬浮物。充排水功能向反应堆水池和乏燃料水池充入一定浓度的硼水；保证乏燃料处于次临界状态；实施除乏燃料贮存池外其它水池的排水。为安全注入系统和安全壳喷淋系统贮存必要的硼水4.1.2系统的组成PTR系统由反应堆水池、乏燃料水池、换料水箱和它们所连接的冷却、净化、充水和排水回路组成。反应堆水池换料腔（或堆腔）；堆内构件贮存池乏燃料水池燃料输送池、乏燃料贮存池、乏燃料运输罐装罐池、冲洗池换料水箱反应堆水池的充水、排水、冷却和净化回路乏燃料水池的充水、排水、冷却和净化回路反应堆水池和乏燃料水池表面撇沫回路a.系统流程图b

3、.系统的主要设备（1）换料水箱-PTR001BA可用容积1600m3，硼水浓度2400μg/g，正常水温7-40℃反应堆水池撇沫贮水罐-PTR002BA最大外径0.15m，最大高度0.49m，最高工作温度60℃冷却循环泵-PTR001、002PO乏燃料水池撇沫泵-PTR003PO反应堆水池撇沫泵-PTR004PO卧式离心泵，额定流量6m3/h，总扬程20m水柱，最高温度60℃c.系统的主要设备（2）反应堆水池净化泵-PTR005PO卧式离心泵，额定流量100m3/h，总扬程42m冷却水热交换器-PTR001、002RF管壳式热交换器，使用设备冷却水进行冷却；额定流量300m3/h，额定进/出口

4、温度50/39.5℃。过滤器乏燃料水池净化过滤器-PTR001、002FI反应堆水池过滤器-PTR003、004FI乏燃料水池浮沫过滤器PTR005FI混床除盐器-PTR001DE阴、阳离子交换树脂容量大致相等4.2设备冷却水系统（RRI）4.2.1系统功能为核岛内需要冷却的设备提供除盐冷却水；作为隔离核岛设备与冷却海水的屏障。4.2.2系统原理4.2.3系统流程图a.系统结构特点独立管线每个机组设有两条独立管线，分为A、B系列；为反应堆安全设施和冷停堆提供必须的冷源。公共管线用户为事故情况下不必投入的核岛设备冷却器。两机组的共用管线可由两个机组中的任意一个提供冷却水。b.系统的主要设备（1）

5、系统的基本特性在所有运行工况下，RRI系统的运行压力都低于一回路系统压力。RRI系统的冷却能力可以满足在机组启动、功率运行、次临界停堆和失水事故等各种工况下运行设备同时排出的总热负荷的需要。设备冷却水的水质指标P.160页表5.3设备冷却水泵-RRI001、002、003、004PO单级离心泵，轴封采用机械密封装置；采用异步电动机驱动，泵与电机的联轴器为挠性连接方式；名义流量2670m3/h，名义总压头63m水柱。c.系统的主要设备（2）设备冷却水热交换器-RRI001、002、003、004RF板式热交换器，冷却水来自重要厂用水系统SEC；RRI侧为高压侧，SEC侧为低压侧。缓冲箱-RRI0

6、01、002BA为设备冷却水泵提供吸入压头；补偿由于膨胀、收缩引起的水容积变化和可能的泄漏；溢流管与RPE系统（核岛排气和疏水系统）相连；通过排气管将废气排到DVN系统（核辅助厂房通风系统）。4.3重要厂用水系统（SEC）与核电厂的安全相关,又称为核岛的最终热阱。4.3.1系统功能为设备冷却水提供冷却,将RRI系统的热负荷输送到海水中。4.3.2系统组成及结构特点海水过滤系统（CFI）-两台并联的SEC泵-SEC管道-水生物捕集器-两台并联的RRI/SEC热交换器-SEC集水坑-排水管开式循环系统，流动工质为海水；每台机组有相互独立的A、B两个系列，两个系列的设备和流程基本相同。a.系统流程图

7、b.系统的主要设备（1）泵-SEC001、002、003、004PO立式电动离心泵，由应急电源供电；额定流量3400m3/h，额定扬程25.5m水柱。水生物捕集器-SEC001、002FI用于过滤海水中直径大于4mm的水生物；主要部件是一个网孔为4mm的柱形过滤器。热交换器-RRI001、002、003、004RF属于RRI系统；在SEC侧，上游和下游都装有隔离阀及化学清洗用的管接头。c.系统的主