核电站运行原理

1、CPR1000CPR1000核电站介绍核电站介绍单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司1/78前前 言言CPR1000CPR1000是以中国广东核电集团从法国引进的百万千瓦级核电机组为基础，结合技术改进形成的中国大型商用压水堆技术方案。CPR1000CPR1000是目前我国设计自主化、设备本地化、建设自主化、运行自主化水平最高且以国内运行业绩最佳核电站为参考基础的技术方案。CPR1000CPR1000是根据世界上同类型机组1000多堆年运行经验不断持续改进的技术结晶。单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中

2、国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司2/78前前 言言CPR1000CPR1000是立足于国内已有主流技术基础上的核电站。CPR1000CPR1000是一个先进、成熟、安全、经济的，可以自主批量建设的“二代加”主力堆型。正在建设的LA1号机组为CPR1000技术方案的首台机组，HYH一期工程四台机组采用CPR1000技术方案。CPR1000CPR1000符合核电科技发展规律，可与第三代核电技术平稳过渡衔接。 单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司3/78目目 录录第一部分：核电站原理概述

3、第二部分：CPR1000主要特性第三部分：CPR1000核岛主体结构第四部分：CPR1000系统知识第五部分：DCS系统的介绍单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司4/78第一部分：压水堆核电站原理概述第一部分：压水堆核电站原理概述n由原子核反应堆释放的核能通过一套动力装置将核能转变为蒸汽的动能，进而转变为电能。该动力装置由一回路系统，二回路系统及其他辅助系统和设备组成。n一回路系统是将核裂变能传给冷却水的热能装置。它由原子反应堆、主冷却泵、稳压器、蒸汽发生器以及相应的管道等组成。n原子核反应堆内产生的核能，使堆芯发

4、热，高温高压的冷却水在主冷却泵驱动下，流进反应堆堆芯，冷却水温度升高，将堆芯的热量带至蒸汽发生器。蒸汽发生器一次侧再把热量传递给管子外面的二回路循环系统的给水，使给水加热变成高压蒸汽，放热后的一次侧冷却水又重新流回堆芯。这样不断地循环往复，构成一个密闭的循环回路。回路中的压力由稳压器进行控制。 压水堆核电站原理单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司5/78第一部分：压水堆核电站原理概述第一部分：压水堆核电站原理概述 压水堆核电站原理图单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中

5、国核工业第二三建设公司深圳分公司6/78第二部分：第二部分： CPR1000CPR1000主要特性主要特性n百万千瓦级压水堆核电站是国家早在1983年就已经明确的核电技术路线。中国广东核电集团20多年来一直坚持这一路线，积极开展系列化、标准化百万千瓦级压水堆核电站的建设，并已形成一套自有的产业化经验。n目前，世界上共有核电机组441座，其中压水堆有300多座，并且大部分都是百万千瓦级机组。n广东核电技术的引进是从法国开始的。法国百万千瓦级核电技术的原型是美国西屋公司标准312堆型，通过改进批量化建设发展成为标准化的CPY技术。为了提高法国核电的出口竞争力，法玛通公司在CPY的基础上形成了安全性

6、和经济性较好的M310堆型。大亚湾核电站引进的就是这种新型的M310堆型，高起点起步，开展了百万千瓦级大型商用核电技术的消化、吸收和创新工作。 中国改进型压水堆（1000MW）核电站 单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司7/78第二部分：第二部分： CPR1000CPR1000主要特性主要特性nLA以Dayabay为参考电站，维持热功率和其它主要运行参数不变，结合经验反馈和核安全技术发展要求，通过37项重大技术改进，进一步提高了电站安全水平和技术经济性能，总体性能达到了国际在役核电站的先进水平。概率安全分析（PSA

7、）表明，在同等评估条件下，LA的堆芯熔化频率（CDF）进一步降低，安全性进一步提高，并基本具备了自主设计能力。n采用CPR1000技术方案的LA，在Dayabay和LA的技术基础上，根据运行经验反馈和法国同类机组批量改造计划（LOT93、VD2），进行了多项技术改进，其中重大改进有15项。为进一步满足新版核安全法规的要求，相应地采纳了一些新技术。在后续项目中，CPR1000方案仍将结合经验反馈，陆续采用新技术，使其安全性和经济性进一步提高。 中国改进型压水堆（1000MW）核电站 单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公

8、司8/78第二部分：第二部分： CPR1000CPR1000主要特性主要特性nCPR1000是目前国内自主化水平、安全可靠性、成熟性、经济性等各方面综合比较最佳的核电技术方案， 是我国可以在“十一五”和“十二五”期间实现产业化的百万千瓦级“二代加”改进核电技术方案，可以为第三代核电技术成功示范后的批量建设打下坚实的技术基础，促进装备产业结构升级，加速实现新一代核电站的四个自主化。 中国改进型压水堆（1000MW）核电站 单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司9/78第二部分：第二部分： CPR1000CPR1000主

9、要特性主要特性n设计理念n采用纵深防御的策略，采取事故预防和事故缓解措施。 安全可靠平衡的安全设计更可靠 单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司10/78第二部分：第二部分： CPR1000CPR1000主要特性主要特性n设计理念nCPR1000借鉴和采纳同类电站的运行经验反馈，进一步提升电站的技术水平，以LA PSA结果为导向，针对主要的事故序列采取必要的改进措施，制定严重事故对策，采用合理、平衡的安全设计，进一步接近第三代概率安全目标。 安全可靠平衡的安全设计更可靠 单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样

10、式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司11/78第二部分：第二部分： CPR1000CPR1000主要特性主要特性n运行实践nDayabay与LA四台机组的良好运行纪录是CPR1000安全可靠的有力证明。n自1999年开始， Dayabay与64台法国同类型机组在四个领域累计26项次的安全业绩挑战赛中，共获得14项次第一名。2006年5月13日，大亚湾核电站1号机组较原计划提前12.94天完成第一次十年大修，成为我国在运行核电站中首个走过设计寿期内除退役外所有关键路径的核电站。2006年3月9日， Dayabay1号机组实现整个燃料循环不停机连续安全运行485天

11、的国内新记录；2007年6月30日，该机组继续保持国内核电机组无非计划停堆安全运行1829天的最高记录，目前该纪录还在延伸。 安全可靠平衡的安全设计更可靠 单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司12/78第二部分：第二部分： CPR1000CPR1000主要特性主要特性n运行实践n与1994年投产初期相比， Dayabay机组年发电量已由可研报告的100亿千瓦时提高到目前的150亿千瓦时；反映核电站安全技术水平的堆芯熔化概率由1.2410-5降至1.0310-5，高于欧美运行机组的安全技术水平。nLA建成投产以来，安

12、全运行业绩优良。1#机创造了商运后连续两个燃料循环无非计划停机停堆安全运行592天的世界纪录，2#机创造了自首次临界及商运起无非计划停堆安全运行935天的世界核电新机组最好纪录。2006年，LA实现上网电量150.62亿千瓦时，能力因子达到91.3%；在国际上衡量核电站安全运行水平的9项关键指标（WANO）中，有8项超过世界中间水平，其中4项达到或超过世界先进水平。 安全可靠平衡的安全设计更可靠 单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司13/78第二部分：第二部分： CPR1000CPR1000主要特性主要特性n技术方

13、案基于Dayabay和LA的成熟设计，采用经验证的技术和定型的设备，同类型机组在世界上已有1000多堆年运行经验。nDayabay采取了三哩岛事故后的修改，使其达到了国际核电80年代末的水平； LA结合法国核电站十年大修计划（LOT93）及Dayabay运行经验反馈采取了一系列的改进，使其达到了国际核电九十年代中的水平。 成熟逐步改进更趋成熟 单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司14/78第二部分：第二部分： CPR1000CPR1000主要特性主要特性nLA所采纳的CPR1000方案是在Dayabay 、 LA的

14、技术基础之上，结合法国为追赶世界先进核电的发展所作的第二次十年大修计划（VD2）的改进，采取了严重事故的预防和缓解等措施，将使LA的综合技术安全经济指标达到目前国际同类核电站的先进水平。n在从Dayabay最初引进到CPR1000的渐进式技术革新过程中，充分借鉴了生产运行经验反馈，包括吸纳法国同类型机组批量改造经验，现已更加完善。CPR1000还将继续分享同类机组运行经验的反馈。 CPR1000作为“二代加”技术，通过持续科技进步，逐渐趋近第三代，可以保证与先进技术更加平稳地衔接过渡。 成熟逐步改进更趋成熟 单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国

15、核工业第二三建设公司深圳分公司15/78第二部分：第二部分： CPR1000CPR1000主要特性主要特性n全面实现四个自主化 n经过Dayabay 、到LA的经验积累，CPR1000基本实现了设计自主化。同时由于设计的标准化、自主化，并且相对于参考电站改动较小，完全可以实现设计复用。 n设备制造通过LA的经验积累进一步实现本地化，本地化比例可达70%以上，并提高本地化的质量。经过HYH4台机的建设，设备制造本地化比例将获得更大的提高，质量将更有保障。n百万级压水堆型在LA就已经实现了建设及运行自主化，CPR1000可以实现自主建设、自主运营。n因此，CPR1000将是我国近期实现核电建设四个

16、自主化水平最高的核电站。 经济 单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司16/78第二部分：第二部分： CPR1000CPR1000主要特性主要特性n经济性和市场竞争力持续提高 n从Dayabay到CPR1000逐步提高了设计自主化、设备制造本地化比例以及机组效率，且已完全实现建设自主化，单位造价已显著下降。n在此基础上CPR1000进一步提高设计自主化比例，设备基本实现本地化。如果小批量建设，考虑到设计复用以及批量采购，单位造价可低于1300美元/千瓦，国产化成熟并批量化后争取实现1万元人民币/千瓦。n采用先进的燃料

17、管理策略、提高燃耗深度以及降低放射性废物的产生量，完全自主运行，进一步降低运营成本。n成熟技术的应用和持续的改进将进一步提高运行可靠性，保证了电厂可利用率超过87%，从而进一步提高竞争力，使得上网电价同脱硫、脱硝火电机组相比具有竞争力。 经济 单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司17/78第二部分：第二部分： CPR1000CPR1000主要特性主要特性 经济 单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司18/78第二部分：第二部分： CPR1

18、000CPR1000主要特性主要特性n达到国内外同类机组先进水平 nDayabay及LA是目前国内运行的技术先进、运行业绩最佳的大型商用核电站。nCPR1000以此为参考，并在此基础上作必要技术改进，确保其先进性。为了基本满足新安全法规、导则的要求，采用新技术：w在岭澳核电站二期基础上进一步完善数字化仪控技术 w事故处理规程由事故定向转为状态定向；w采用半速汽轮发电机组w首炉堆芯即采用18个月换料方案w压力容器设计寿命达到60年w采用堆坑注水技术 w主回路应用破前漏（LBB）设计理念w采用可视化进度控制w利用三维辅助设计进行设计校核 先进 单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核

19、工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司19/78第二部分：第二部分： CPR1000CPR1000主要特性主要特性n进一步完善数字化仪控技术 n有助于提高电厂安全性、经济性n扩展性好，可及时采纳先进计算机技术n有利于专家系统的建立n可较大程度上适应仪控设备更新换代 先进 新技术1单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司20/78第二部分：第二部分： CPR1000CPR1000主要特性主要特性n事故处理规程由事故定向转为状态定向 n减轻操作员负担，降低人因失误；n有利于处理多重事故；n有利于与严

20、重事故处理规程接口。 先进 新技术2单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司21/78第二部分：第二部分： CPR1000CPR1000主要特性主要特性n采用半速汽轮发电机组 n提高机组效率，继而提升电价竞争力；n半速机组的供货商选择范围较大，可以形成多家厂商竞争的局面。 先进 新技术3单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司22/78第二部分：第二部分： CPR1000CPR1000主要特性主要特性n首炉18个月换料 n减少了换料大修次数，降

21、低大修成本，降低人员的受辐照剂量；n提高电站可利用率，增加年发电量；n降低放射性废物产生量n降低燃料循环成本n减少反应堆压力容器的中子注量。 先进 新技术4单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司23/78第二部分：第二部分： CPR1000CPR1000主要特性主要特性n反应堆压力容器设计寿命为60年 n低泄漏设计，减少了对压力容器的中子辐照； nRPV堆芯活性段采用整体锻件；n严格控制RPV材料中的辐照敏感元素Cu、P、S、Ni等的含量。 先进 新技术5单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二

22、三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司24/78第二部分：第二部分： CPR1000CPR1000主要特性主要特性n堆坑注水技术 n有利于防止或延迟压力容器RPV熔穿n防止堆芯熔融物与混凝土反应防止安全壳底板熔穿n抑制安全壳内氢的产生量n安全壳保持完好性的概率提高 。 先进 新技术6单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司25/78第二部分：第二部分： CPR1000CPR1000主要特性主要特性n主回路应用LBB设计理念 n破前漏（LBB）理念是建立在管道力学分析基础上的设计准则，设计准则应用在核电设

23、计和建设中已趋成熟；n取消主管道防甩止挡块，减少主管道阻尼器，从而简化设计，改善了维修及在役检查的可接近性，降低了工作人员的辐照剂量，提高了安全性并降低了运行维修成本；n简化主回路及其它关联设计，降低制造和建造成本。 先进 新技术7单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司26/78第二部分：第二部分： CPR1000CPR1000主要特性主要特性n工程建造采用可视化进度控制 n直接在三维模型上显示施工进度的进展和状态，检验施工顺序和方案；n展示进度和计划的差异，为施工计划的安排和优化提供支持和服务。 先进 新技术8单击

24、此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司27/78第二部分：第二部分： CPR1000CPR1000主要特性主要特性n三维辅助设计 n系统三维布置校验，检验接口是否自恰；n三维空间布置校验，设置最佳路径，缩短大修工期。 先进 新技术9单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司28/78第二部分：第二部分： CPR1000CPR1000主要特性主要特性n建设工期58个月n设备本地化比例70%n压力容器设计寿命60年n热工设计裕量15%n机组额定功率10

25、80MWen机组可用率87%n单位造价1300美元/千瓦n全面采用数字化仪控和先进主控室设计n采用半速汽轮发电机组n采用国产化全M5的AFA3G先进燃料组件n首炉起采用18个月的先进燃料管理策略n燃料循环末期具有延伸运行能力n事故处理规程由事故定向转为状态定向n利用三维数字化设计提高出图效率，减少设计变更n利用可视化进度控制，优化进度，提高施工管理效率 建设与设计目标 单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司29/78第二部分：第二部分： CPR1000CPR1000主要特性主要特性 主要技术经济指标 环路数3 总体性

26、能指标DNBR裕量15%机组可用率87%压力容器设计寿命60年一回路压力15.5 MP一回路温度T入/T出292.4/329.8平均线功率密度186 W/cm机组额定功率1080 MWe燃料组件157组全M5的AFA3G组件活性区高度3.66 m换料周期18 月堆容器内径/高度3.99 m/12.99 m电厂热循环效率36%仪控系统DCS电厂布置双堆安全壳单层 + 钢内衬安全壳自由体积49000 m3严重事故对策采取相应措施汽轮发电机组半速机建设工期58 月单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司30/78第三部分：第

27、三部分：CPR1000CPR1000核岛主体结构核岛主体结构n核岛主体结构由反应堆和3条并联的闭合环路组成，这些环路以反应堆压力容器为中心作辐射状布置，每条环路都由一台主冷却剂泵（简称主泵）、一台蒸汽发生器和相应的管道和仪表组成。n其中一条环路热管段上连接有一个稳压器，用于主回路系统的压力调节和压力保护。n每个环路中，位于反应堆压力容器出口和蒸汽发生器入口之间的管道称为热段，主泵和压力容器入口间的管道称为冷段，蒸汽发生器与主泵之间的管道称为过渡段。单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司31/78主管道主管道过渡段过渡

28、段主管道主管道冷段冷段主管道主管道热段热段第三部分：第三部分：CPR1000CPR1000核岛主体结构核岛主体结构 主体结构系统示意图 单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司32/78主管道主管道过渡段过渡段蒸发器蒸发器主泵主泵稳压器稳压器压力容器压力容器主管道主管道冷段冷段主管道主管道热段热段第三部分：第三部分：CPR1000CPR1000核岛主体结构核岛主体结构 主体结构示意图 单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司33/78第三部分：

29、第三部分：CPR1000CPR1000核岛主体结构核岛主体结构 主体结构示意图（漫游状态） 单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司34/78第三部分：第三部分：CPR1000CPR1000核岛主体结构核岛主体结构n反应堆压力容器由容器本体及中子通量管贯穿件、顶盖及控制棒驱动机构接管座、密封环和顶盖螺栓等组成。 反应堆压力容器单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司35/78第三部分：第三部分：CPR1000CPR1000核岛主体结构核岛主体结

30、构n燃料组件n核电站“烧”的是二氧化铀，其制成小圆柱形燃料芯块，装入锆合金管并加封焊，构成一根根细长的燃料元件棒。n再将元件棒按运行组排，用定位格架固定组成燃料组件（多用1717型）。 反应堆压力容器单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司36/78第三部分：第三部分：CPR1000CPR1000核岛主体结构核岛主体结构n主要功能是作为热交换设备将一回路冷却剂中的热量传给二回路给水，使其产生饱和蒸汽供给二回路动力装置。每台容量按照满功率运行时传递1/3的反应堆热功率设计。n由一次侧和二次侧两部分组成。一次侧由U形管束、

31、管板、水室隔板和半圆形封头构成。二次侧由下部壳体、过渡锥形体、上部壳体、椭圆形封头、汽水分离器和干燥器等组成。 蒸汽发生器单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司37/78第三部分：第三部分：CPR1000CPR1000核岛主体结构核岛主体结构n是一回路中高速转动的设备，通过推动冷却剂流动将反应堆热量送到蒸汽发生器，传递给二回路给水。n采用直立式、单级、混流式轴封泵。泵和电机分开，电动机在上部，电动机上设有飞轮，以增加泵的转动惯量。当主泵断电时，泵仍能继续转动几分钟。n为防止带放射性的冷却水泄漏，泵轴上设有三道密封，由

32、两道流体静压和一道机械密封串联组成。 主泵单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司38/78第三部分：第三部分：CPR1000CPR1000核岛主体结构核岛主体结构n又称为容积补偿器，是补偿一回路冷却水温度变化引起的回路水容积的变化，以及调节和控制一回路系统冷却剂的工作压力。n采用直立式电加热稳压器。结构呈圆柱形筒体，容器顶部设置有抑制压力升高的喷雾器，底部设有升高压力的电加热元件。n正常运行时，其内一半容积为水，另一半为保持一定压力的蒸汽。开启电加热元件可使热水汽化，从而提高压力，上部喷雾冷水，可使蒸汽凝结降低压力。

33、 稳压器单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司39/78第四部分：第四部分：CPR1000CPR1000主要系统知识主要系统知识核岛主要系统1、反应堆冷却剂系统RCP；2、化学和容积控制系统RCV；3、反应堆硼和水补给系统REA；4、余热排出系统RRA；5、反应堆水池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；电气部分主要系统1、发电机励磁和电压调节系统 GEX；2、输电系统GEV；3、主开关站-超高压配电装置 GEW；4、厂内6.6KV供电网络 LG*/LH*1、主蒸汽系统V

34、VP；2、汽轮机旁路系统GCT；3、汽水分离再热系统GSS；4、凝结水抽取系统CEX；5、循环水系统CRF；6、低压给水加热器系统ABP；7、给水除气器系统ADG；8、气动/电动给水泵系统APP/APA；9、高压给水加热器系统AHP；10、给水流量控制系统ARE；11、辅助给水系统ASG二回路主要系统单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司40/78第四部分：第四部分：CPR1000CPR1000主要系统知识主要系统知识 CPR1000核电站工作原理总图RCPRCVREARRARISEASASGVVPGCTGSSCEX

35、CRFABPADGAPPAHPAREGEXPTRGEVGEWGPV废物处理厂用电单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司41/78第四部分：第四部分：CPR1000CPR1000主要系统知识主要系统知识n反应堆冷却剂系统（RCP）由核反应堆和与其相连的三条并联的输热闭合环路组成，每条环路包含一台蒸汽发生器、一台主冷却剂泵以及相应的管道和阀门仪表组成，在其中一条环路管段上连接有一个稳压器。n主要功能n反应堆冷却剂系统（RCP）即核电站一回路的主回路，其主要功能是使冷却剂循环流动，将堆芯中核裂变产生的热量通过蒸汽发生器传输

36、给二回路，同时冷却堆芯，防止燃料元件烧毁或毁坏。 反应堆冷却剂系统单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司42/78第四部分：第四部分：CPR1000CPR1000主要系统知识主要系统知识n辅助功能n反应堆中子慢化剂：压水堆的冷却剂为轻水，它具有比较好的中子慢化能力，起到慢化剂的作用，使裂变产生的快中子减速成为热中子，以维持链式裂变反应。另外，它也起到发射层的作用，使泄露出堆芯的部分中子发射回来。n反应性控制：反应堆冷却剂中溶有硼酸可吸收中子，通过调整硼溶度可控制反应性（主要用于补偿氙效应和消耗）。n压力控制：RCP系

37、统中的稳压器用于控制冷却剂压力，以防止堆芯中发生不利于燃料元件传热的偏离泡核沸腾现象。n放射性屏障：RCP系统压力边界作为裂变产物放射性的第二道屏障，在燃料元件包壳破损泄露时，可防止放射性物质外逸。 反应堆冷却剂系统单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司43/78 RCP系统的组成和流程系统的组成和流程单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司44/78第四部分：第四部分：CPR1000CPR1000主要系统知识主要系统知识n一回路辅助系统是核

38、辅助系统的一个重要组成部分。按照美国和法国的分类，除一回路辅助系统外，核辅助系统还包括有辅助冷却水系统、三废处理系统、核岛通风空调系统及核燃料装卸贮存和工艺运输系统。n一回路辅助系统主要包括n化学和容积控制系统（RCV）n反应堆硼和水补给系统（REA）n余热排出系统（RRA） 一回路辅助系统单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司45/78第四部分：第四部分：CPR1000CPR1000主要系统知识主要系统知识nRCV系统是与核安全有关的系统之一。尤其是上充泵，在正常运行工况下，它作为上充用；在一回路破口失水事故及主蒸

39、汽管道破裂的事故情况下，它又作为高压安注泵使用。因此，在事故情况下，上充泵实际上属于安全设施。 nRCV系统的主要功能包括n容积控制n化学控制n反应性控制 化学和容积控制系统（RCV）单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司46/78 化学和容积控制系统流程图化学和容积控制系统流程图单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司47/78温温度度容容 积积1.4m3/1T300 0C0第四部分：第四部分：CPR1000CPR1000主要系统知识主要系

40、统知识n一回路水容积变化n热工学：水容积将随温度的变化而变化。n水力学：在一回路处在15.5MPa压力下，不可避免泄露（主要是指一号密封、主泵2#轴封），会引起稳压器水位的波动。 RCV 容积控制在正常运行时，一回路的平均温度也随功率的变化而改变。水容积的变化必将导致稳压器水位的波动。单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司48/78一回路稳压器容控箱MNMNTEPREA上充泵上充泵容积控制原理图第四部分：第四部分：CPR1000CPR1000主要系统知识主要系统知识n容积控制原理n通过上充、下泄来吸收稳压器吸收不了的

41、一回路水的容积变化，将稳压器的水位维持在程控液位； RCV 容积控制上充补水，补偿一回路水容积的收缩或泄露（REA系统执行）；下泄排水，吸收一回路水的膨胀，下泄流排往容积箱或TEP系统单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司49/78第四部分：第四部分：CPR1000CPR1000主要系统知识主要系统知识n一回路水化学变化的原因n物理腐蚀：水中杂质沉积在燃料包壳上结垢，影响热量传输，结垢处温度上升，形成热点，导致燃料包壳破损，裂变产物逸入一回路水中，使一回路水的放射性指标上升。n化学腐蚀（侵蚀）：水中杂质多、温度高、氧

42、含量增加以及PH值降低，将会大大加速化学反应，即化学腐蚀加快，当这些腐蚀产物被带入到一回路水中后，由于中子辐照，这些腐蚀产物部分被活化，成为具有放射性的活化产物，进一步增加一回路水的比放射性活度。 RCV 化学控制单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司50/78第四部分：第四部分：CPR1000CPR1000主要系统知识主要系统知识n化学控制原理n控制PH值（注入7LiOH，中和硼酸）n控制氧含量n净化一回路水（过滤+除盐） RCV 化学控制机组启动时注入联氨N2H4，正常运行时向容控箱中充入氢气017VP030VP

43、026VP001FI002FITEP系统系统REA系统系统002BA001DE002DE003DE上充泵上充泵自下泄回路自下泄回路上充上充单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司51/78第四部分：第四部分：CPR1000CPR1000主要系统知识主要系统知识 RCV 反应性控制反应性变化的原因燃料的多普勒效应和慢化剂温度的效应裂变产物、毒物（氙、钐等）和燃耗工况改变导致过渡中的反应性变化反应性控制的三大手段控制棒可燃毒物棒硼酸溶液的化学补偿反应性控制的目的补偿燃耗和毒物带来的负反应性控制轴向功率偏差控制R棒棒位在调节

44、带内保证停堆深度反应性控制的措施加硼稀释除硼单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司52/78第四部分：第四部分：CPR1000CPR1000主要系统知识主要系统知识n为主泵提供轴封水：为主泵提供经冷却、过滤的、高压力的轴封水，抑制一回路水沿轴向外的泄漏，又润滑、冷却了轴封，防止轴封损坏。n为稳压器提供辅助喷淋水：当主泵出现故障或由于断电而不能运行时，提供稳压器辅助喷淋管线将代替主喷淋管线功能，调节和控制一回路压力。n一回路处于单相时的压力控制：稳压器单相（满水）时稳压器的压力控制系统不起作用 ，将由下泄控制阀（RCV

45、013VP）来控制一回路的压力。n对一回路进行充水、排气和水压试验 RCV 辅助功能单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司53/78第四部分：第四部分：CPR1000CPR1000主要系统知识主要系统知识n在反应堆冷却剂系（RCP）统发生小破口（当量直径D9.5mm）的情况下，RCV系统能够维持其水装量；n作为反应性控制系统，RCV系统在反应堆停堆，或在诸如弹棒、卡棒事故的反应堆热态次临界状态下的维修阶段，它都起作用；n在安全注入的情况下，RCV系统上充泵作为高压安注泵运行，此时，安注运行方式自动取代所有其他运行方式

46、。 RCV 安全功能单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司54/78第四部分：第四部分：CPR1000CPR1000主要系统知识主要系统知识 REA （反应堆硼和水补给系统）REA的调硼和加硼部分与核安全有关，其他水系统部分与安全无关单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司55/78第四部分：第四部分：CPR1000CPR1000主要系统知识主要系统知识n水部分n2个除盐除氧水贮存箱（REA001、002BA），2个机组共用；n4台除盐除氧水

47、泵（REA001、002PO），2台/机组；n2个化学药品混合罐（REA006BA），1个/机组。n硼酸部分n1个硼酸溶液配制箱（REA005BA），2个机组共用；n3个硼酸溶液贮存箱，每个机组分别使用一个（REA004BA），第三个（REA003BA）为2个机组共用；n4台硼酸溶液输送泵（REA003、004BA），2台/机组。 REA 系统构成单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司56/78第四部分：第四部分：CPR1000CPR1000主要系统知识主要系统知识n向稳压器泄压箱提供喷淋冷却水；n为主泵密封水立管（

48、RCP011、021、031BA）供水，以冲洗3号轴封；n向换料水箱（PTR001BA）提供硼酸溶液，为其初始充水及补水；n向安全注入系统硼酸注入箱（RIS021BA）提供硼酸溶液，为其初始充水和补水；n向容控箱提供与一回路当前硼浓度一致的硼酸溶液，为其进行排气操作；n为稳压器和余热排出系统的先导式泄压阀充水。 REA 主要功能硼浓度为（2200100）g/g硼浓度为7000 g/g单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司57/78第四部分：第四部分：CPR1000CPR1000主要系统知识主要系统知识nREA系统为R

49、CV系统贮存并供给其容积控制、化学控制和反应性控制所需的各种流体n提供除盐、除氧硼水，以保证化容系统的容积控制功能；n注入联氨和氢氧化锂等化学药品，以保证化容系统的化学控制功能；n提供硼酸溶液和除盐除氧水，以保证化容系统的反应性控制功能。 REA 辅助功能单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司58/78第四部分：第四部分：CPR1000CPR1000主要系统知识主要系统知识nRRA又称为反应堆停堆冷却系统，当反应堆停堆后，最初仍由蒸汽发生器将剩余功率这部分热量导出，当二回路不能再运行时，即由余热排出系统导出这部分热量

50、，保证反应堆的冷却。n在反应堆正常停堆过程中，当一回路温度降到180及以下，绝对压力降到3.0MPa以下时，用余热排出系统排出堆芯余热、一回路水和设备的显热以及运行的主泵在一回路中产生的热量，使反应堆进入冷却停堆状态。 RRA 余热排出系统单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司59/78第四部分：第四部分：CPR1000CPR1000主要系统知识主要系统知识n除了失水事故（LOCA）引起安全注入系统投入运行的情况以外，在其他事故引起的停堆事故中，余热排出系统也被用来排出上述三部分热量。n一回路处于单向状态时进行压力调

51、节和水质净化；n保证一回路水的循环，使一回路水温和硼浓度得以均匀；n参与换料水传输，将反应堆换料腔中的水送回换料水箱。 RRA 余热排出系统单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司60/78第四部分：第四部分：CPR1000CPR1000主要系统知识主要系统知识 RRA 系统流程图由2台余热排出泵、2台热交换器和相关的阀门、管道组成。单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司61/78第四部分：第四部分：CPR1000CPR1000主要系统知识主

52、要系统知识 RRA RCP-RCV-RRA连接示意图反应堆反应堆一环路二环路二环路三环路01GV02GVRCP01PORCP02PORCP03PO01BARRA01PORRA02PO01RF02RF24VP25VP13VPRCV50VPRCV01-03PORCV310VPRCV366VPRRA14VP46VPRRA15VP净化单元02BA01-03DIRRIRRIRRI13VPRCV01EX082VP03GV02RF单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司62/78第四部分：第四部分：CPR1000CPR1000主要系

53、统知识主要系统知识n辅助冷却水系统包括反应堆水池和乏燃料水池冷却和处理系统（PTR）、设备冷却水系统（RRI）、重要厂用水系统（SEC）、核岛冷冻水系统（DEG）和电气厂房冷冻水系统（DEL）等系统。nPTR主要用于冷却乏燃料水池中的乏燃料，导出余热；在反应堆堆腔充水、换料，RRA不可用时，PTR又可作为RRA的应急备用，导出堆内余热。nRRI向核岛内所有冷却器提供冷却水，而RRI本身又是由SEC用海水来冷却的，2个系统都是与安全有关。nDEG供应除主控制室以外核岛所有空调冷却器的冷冻水，DEL则专为主控制室和有关电气厂房空调提供冷冻水。 辅助冷却水系统单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版

54、标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司63/78第四部分：第四部分：CPR1000CPR1000主要系统知识主要系统知识n对反应堆水池和乏燃料水池进行冷却、净化、充水和排水。n冷却功能：见上页。n净化功能：净化去除乏燃料水池中的裂变产物和腐蚀产物，限制乏燃料水池的放射性水平；过滤清楚反应堆水池和乏燃料水池水中的悬浮物，以保持水中良好的能见度。n充/排水功能：向反应堆水池和乏燃料水池充以硼浓度为2100 g/g的硼水，使水池有足够的水层，为操作人员提供良好的生物防护；保证乏燃料处于次临界状态；实施除乏燃料贮存外其他水池的排水；为安全注入系统和安全壳喷淋系统贮

55、存必要的硼水。 辅助冷却水系统 PTR单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司64/78第四部分：第四部分：CPR1000CPR1000主要系统知识主要系统知识 辅助冷却水系统 PTR系统流程图池面标高为20m，总水容积为1310m3池面标高为20m，总水容积为1800m3四周设有钢筋混凝土围墙，围墙可在事故情况下包容水箱的水容量。水箱箱底标高为1.02m单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司65/78第四部分：第四部分：CPR1000CPR

56、1000主要系统知识主要系统知识nRRI所冷却的设备中，有一部分是与核安全有关的，如安全壳喷淋系统热交换器EAS001、002RF等，RRI系统是部分与质量和核安全相关的。n冷却功能：向核岛内各热交换器提供冷却水，并将其热负荷通过SEC传到海水中；n隔离作用：是核岛各热交换器与海水之间的一道屏障，既可以避免放射性流体不可控地释放到海水中而污染环境，又可以防止海水对核岛各热交换器的腐蚀。 辅助冷却水系统 RRI单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司66/78第四部分：第四部分：CPR1000CPR1000主要系统知识主

57、要系统知识n当RCP发生失水事故或二回路的汽水回路发生破裂或失效时，必须确保堆芯热量的排出和安全壳的完整性，限制事故的发展和减轻事故的后果，为此而设置的专设安全设施。n安全注入系统（RIS）n安全壳喷淋系统（EAS）n辅助给水系统（ASG）n安全壳隔离系统（EIE）n安全壳内大气监测（ETY）的混合、取样和复合子系统。 专设安全系统单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司67/78第四部分：第四部分：CPR1000CPR1000主要系统知识主要系统知识n（RIS）由高压安注（HHSI）、中压安注（MHSI）和低压安注（

58、LHSI）三个子系统组成，根据事故引起RCP系统降压情况，在不同压力下分别投用。n主要功能n在一回路小破口失水事故时或在二回路蒸汽管道破裂造成一回路平均温度降低而引起冷却剂收缩时，RIS系统用来向一回路补水，以重新建立稳压器水位；n在一回路大破口失水事故时，RIS系统向堆芯注水，以重新淹没并冷却堆芯，限制燃料元件温度的上升； RIS 安全注入系统单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司68/78第四部分：第四部分：CPR1000CPR1000主要系统知识主要系统知识n主要功能n在二回路蒸汽管道破裂时，向一回路注入高浓度

59、硼酸溶液，以补偿由于一回路冷却剂连续过冷而引起的正反应性，防止堆芯重返临界。n辅助功能n在换料停堆期间，低压安注泵可用来为反应堆水池充水；n用RIS011PO泵进行RCP系统的水压试验；n在失去全部电源时为主泵提供轴封水；n在再循环注入阶段，低压安注泵从安全壳地坑吸水，RIS在安全壳外的管段成为第三道屏障的一部分。 RIS 安全注入系统单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司69/78第四部分：第四部分：CPR1000CPR1000主要系统知识主要系统知识n主要功能n通过喷淋冷凝蒸汽，使安全壳内压力和温度降低到可接受的

60、水平，确保安全壳的完整性。n辅助功能n带走随一回路失水所散布在安全壳内大气空间当中的气载裂变产物，尤其是131I；n限制喷淋的硼酸对金属设备的腐蚀；n当反应堆厂房发生火灾时，可手动喷淋灭火；n在冷停堆工况下，也可用于冷却PTR001BA内的水；n在LOCA事故后15天，EAS泵可作为RIS低压安注泵备用；n在再循环喷淋阶段，EAS泵从安全壳地坑吸水，EAS在安全壳外的管段成为第三道屏障的一部分。 EAS 安全壳喷淋系统单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司70/78第四部分：第四部分：CPR1000CPR1000主要