压水堆核电站概述

压水堆核电站概述第一页，共八十九页，编辑于2023年，星期日目录一.核能与核裂变3二.核裂变9三.反应堆11四.核电站14五.世界核电发展现状21六.中国核电发展概况24七.核电站主要系统和设备32八.核电站运行工况分类76九.核电站的安全保障77十.核电站运行78十一.核电站和火电站比较81第二页，共八十九页，编辑于2023年，星期日一.核能与核裂变(1)1.原子的组成原子是由质子、中子和电子组成的。世界上一切物质都是由原子构成的，任何原子都是由带正电的原子核和绕原子核旋转的带负电的电子构成的。原子核一般是由质子和中子构成的，最简单的氢原子核只有一个质子。一个铀-235原子有92个电子，其原子核由92个质子和143个中子组成。第三页，共八十九页，编辑于2023年，星期日一.核能与核裂变(2)1.原子的组成第四页，共八十九页，编辑于2023年，星期日一.核能与核裂变(3)2.核能在60多年前，科学家发现铀-235原子核在吸收一个中子以后能分裂，同时放出2—3个中子和大量的能量，这就是核裂变能。

两个较轻的原子核聚合成一个较重的原子核，同时放出巨大的能量，这就是核聚变能。它也是取得核能的重要途径之一。第五页，共八十九页，编辑于2023年，星期日一.核能与核裂变(4)3.核裂变裂变反应是可裂变重核裂变成两个中等质量核并放出能量的反应，包括用中子轰击引起的裂变和自发裂变。有意义的是指用中子轰击某些可裂变原子核时，引起重原子核发生裂变的一种反应。在裂变过程中有大量能量释放出来，且伴随着放出若干个次级中子，这是最重要的一种核反应。第六页，共八十九页，编辑于2023年，星期日一.核能与核裂变(5)对核裂变反应，一般可用反应式来描述：

U+n→X1+X2+ν·n+E

其中用U表示可裂变核，n表示中子，X1及X2分别代表两个裂变碎片核，ν表示为每次裂变放出的次级中子平均数，E表示每次裂变过程中所释放的能量。第七页，共八十九页，编辑于2023年，星期日裂变产物质量数分布第八页，共八十九页，编辑于2023年，星期日一.核能与核裂变(6)第九页，共八十九页，编辑于2023年，星期日二.核燃料(1)天然的或人造的某些重原子核(如U—235、Pu—239)在受到中子撞击时裂变并放出大量能量天然的铀矿中U—235的含量不足1%，应先把它浓缩成U—235含量达3%以上的核燃料一般压水堆核电站采用U—235富集度达3%的陶瓷型UO2作燃料核燃料被制造成芯块后装入元件包壳第十页，共八十九页，编辑于2023年，星期日二.核燃料(2)

第十一页，共八十九页，编辑于2023年，星期日三.反应堆(1)1.反应堆起源核反应堆是实现原子核可控链式裂变反应的一种装置。1942年美国首次建成了反应堆。1954年，前苏联建成了世界上首座核电站。从那以后，反应堆在许多国家和地区得到了广泛的发展和应用。第十二页，共八十九页，编辑于2023年，星期日三.反应堆(2)2.反应堆的类型根据用途，核反应堆可以分为以下几种类型①将中子束用于实验或利用中子束的核反应，包括研究堆、材料实验堆等。②生产放射性同位素的核反应堆。③生产核裂变物质的核反应堆，称为生产堆。④提供取暖、海水淡化、化工等用的热量的核反应堆，比如多目的堆。⑤为发电而产生热量的核反应，称为发电堆。⑥用于推进船舶、飞机、火箭等到的核反应堆，称为推进堆。第十三页，共八十九页，编辑于2023年，星期日三.反应堆(3)第十四页，共八十九页，编辑于2023年，星期日四.核电站(1)1.什么是核电站?核电站就是利用一座或若干座动力反应堆所产生的热能来发电或发电兼供热的动力设施。反应堆是核电站的关键设备，链式裂变反应就在其中进行。目前世界上核电站常用的反应堆有压水堆、沸水堆、重水堆和改进型气冷堆以及快堆等。但用的最广泛的是压水反应堆。压水反应堆是以普通水作冷却剂和慢化剂，它是从军用堆基础上发展起来的最成熟、最成功的动力堆堆型。第十五页，共八十九页，编辑于2023年，星期日四.核电站(2)2.核电站工作原理核反应堆产生的热量由冷却剂传到蒸汽发生器，加热二次侧的给水，产生饱和蒸汽。蒸汽发生器产生的饱和蒸汽，通过调节进入汽轮机，驱动汽轮机做功。与汽轮机转子同轴相联的发电机转子产生旋转磁场，在发电机定子线圈上产生感应电压和电流，向外电网输送。第十六页，共八十九页，编辑于2023年，星期日四.核电站(3)第十七页，共八十九页，编辑于2023年，星期日四.核电站(4)3.核电站类型(1)压水堆核电站以压水堆为热源的核电站。它主要由核岛和常规岛组成。压水堆核电站核岛中的四大部件是蒸汽发生器、稳压器、主泵和堆芯。在核岛中的系统设备主要有压水堆本体，一回路系统，以及为支持一回路系统正常运行和保证反应堆安全而设置的辅助系统。常规岛主要包括汽轮机组及二回等系统，其形式与常规火电厂类似。第十八页，共八十九页，编辑于2023年，星期日四.核电站(5)3.核电站类型(2)沸水堆核电站以沸水堆为热源的核电站。沸水堆是以沸腾轻水>为慢化剂和冷却剂并在反应堆压力容器内直接产生饱和蒸汽的动力堆。沸水堆与压水堆同属轻水堆，都具有结构紧凑、安全可靠、建造费用低和负荷跟随能力强等优点。它们都需使用低富集铀作燃料。沸水堆核电站系统有：主系统（包括反应堆）；蒸汽->给水系统；反应堆辅助系统等。第十九页，共八十九页，编辑于2023年，星期日四.核电站(5)3.核电站类型(3)重水堆核电站以重水堆为热源的核电站。重水堆是以重水作慢化剂的反应堆，可以直接利用天然铀作为核燃料。重水堆可用轻水或重水作冷却剂，重水堆分压力容器式和压力管式两类。重水堆核电站是发展较早的核电站，有各种类别，但已实现工业规模推广的只有加拿大发展起来的坎杜型压力管式重水堆核电站。第二十页，共八十九页，编辑于2023年，星期日四.核电站(6)3.核电站类型(4)快堆核电站由快中子引起链式裂变反应所释放出来的热能转换为电能的核电站。快堆在运行中既消耗裂变材料，又生产新裂变材料，而且所产可多于所耗，能实现核裂变材料的增殖。目前，世界上已商业运行的核电站堆型，如压水堆、沸水堆、重水堆、石墨气冷堆等都是非增殖堆型，主要利用核裂变燃料，即使再利用转换出来的钚-239>等易裂变材料，它对铀资源的利用率也只有1>％—2>％，但在快堆中，铀-238>原则上都能转换成钚-239>而得以使用，考虑到各种损耗，快堆可将铀资源的利用率提高到60>％—70>％。第二十一页，共八十九页，编辑于2023年，星期日五.世界核电发展现状(1)根据国际原子能机构的统计，截至2005年9月底，全世界正在运行的核电机组有443座，分布在31个国家或地区，年发电量占世界总量的16%；另外，正在建造的核电机组25座。目前，核电主要分布在北美（美国、加拿大）、东亚（日本、韩国）和欧洲（法国、英国、俄罗斯、德国）等，这8个国家的反应堆数量占全世界总和的74%。反应堆拥有量排名前三位的美国、法国、日本的反应堆总和占全世界的49.4%。第二十二页，共八十九页，编辑于2023年，星期日五.世界核电发展现状(2)

第二十三页，共八十九页，编辑于2023年，星期日五.世界核电发展现状(3)

第二十四页，共八十九页，编辑于2023年，星期日六.中国核电发展概况(1)1.中国核电发展现状(1)中国的核电发展经历了2个阶段第一阶段，从1985年建造秦山核电厂开始到1994年大亚湾核电站2台机组发电，花了10年时间建成了2个核电厂，3台机组，总装机容量为210万kW。第二阶段，从1996年建造秦山二期开始，陆续建设了秦山三期、岭澳一期及田湾等核电厂。第二阶段共建设4个核电厂，8台核电机组，总装机容量为700万kW。

第二十五页，共八十九页，编辑于2023年，星期日六.中国核电发展概况(2)1.中国核电发展现状(2)到2007年，已有11台机组、900万kW装机容量投入运行,占全国电力装机总量的2%左右。2007年中国大陆核电的发电量505亿kW.h，上网电量470多亿kW.h。但在广东、浙江两省，核电上网电量已占当地总发电量的13%以上，核电成为当地电力结构的重要支柱。第二十六页，共八十九页，编辑于2023年，星期日六.中国核电发展概况(3)1.中国核电发展现状(3)目前已投入运行的核电站:核电站名称所属集团装机容量(MWe)堆型投运时间秦山一期中核总1x300PWR1991大亚湾中广核2x900PWR1994秦山二期中核总2x600PWR2002和2004秦山三期中核总2x700CANDU2002和2003岭澳一期中广核2x900PWR2002和2003田湾中核总2x1000PWR2006和2007第二十七页，共八十九页，编辑于2023年，星期日六.中国核电发展概况(4)1.中国核电发展现状(4)目前在建的核电站:核电站名称所属集团装机容量(MWe)堆型计划投运时间秦山二期扩建中核总2x600PWR2011岭澳二期中广核2x900PWR2010红沿河中广\中电4x1000PWR2012秦山一期扩建中核总2x1000PWR2012三门中核总2x1200PWR2013海阳中电投2x1200PWR2014宁德中广核2x1000PWR2012阳江中广核2x1000PWR2013福清中核总2x1000PWR2013石岛湾华能1×200高温气冷2013第二十八页，共八十九页，编辑于2023年，星期日六.中国核电发展概况(5)1.中国核电发展现状(5)目前具备的核电技术能力(1)在核电自主化方面，实现先进百万千瓦级压水堆核电站的自主设计、自主制造、自主建设和自主运营，全面建立与国际先进水平接轨的建设和运营管理模式，形成比较完整的自主化核电工业体系。在运行业绩及核安全方面，确保已投运核电站安全可靠运行，主要运行指标达到世界核电运行组织(WANO)先进水平。2020年以前新开工核电站的主要设计指标接近或达到美国核电用户要求文件(URD)或欧洲核电用户要求文件(EUR)的同等要求。第二十九页，共八十九页，编辑于2023年，星期日六.中国核电发展概况(6)1.中国核电发展现状(6)目前具备的核电技术能力(2)在工程建设方面，通过引入竞争机制，全面实施招投标制和合同管理制，提高项目管理水平，进一步降低工程造价。在经济性方面，在确保安全性和可靠性的基础上，降低运行成本，实现核电上网电价与同地区的脱硫燃煤电厂相比具有竞争力。在核电法规和技术标准方面，在核安全、核设施管理、核应急、放射性废物管理，以及工程设计、制造、建设、运营等方面，建立起完整的符合中国国情并与国际接轨的核电法规和标准体系。第三十页，共八十九页，编辑于2023年，星期日六.中国核电发展概况(7)2.中国核电发展规划(1)国务院审议通过的《核电中长期发展规划》(2005-2020)预计，到2020年，我国的核电装机容量将从现在的900万千瓦达到4000万千瓦。4000万千瓦的容量意味着还需要新开工建设30台左右的百万千瓦级核电机组，核电建设将在这15年的时间里翻二番。

第三十一页，共八十九页，编辑于2023年，星期日六.中国核电发展概况(8)2.中国核电发展规划(1)

在广东粤东(田尾厂址)地区，浙江浙西地区、湖北、江西、湖南等地都开展了核电厂址普选工作，进一步增加了核电厂址储备。除沿海厂址外，湖北、江西、湖南、吉林、安徽、河南、重庆、四川、甘肃等内陆省(区、市)也不同程度地开展了核电厂址前期工作，这些厂址要根据核电厂址的要求、依照核电发展规划，严格复核审定，按照核电发展的要求陆续开展工作。第三十二页，共八十九页，编辑于2023年，星期日七.核电站主要系统和设备(1)1.一回路主辅系统及设备(1)一回路主辅系统主要包括三大部分:(1)导出核裂变能的反应堆冷却剂系统；(2)保证反应堆冷却剂系统顺利稳定运行的辅助系统；(3)防止放射性物质失控排放和堆芯熔化的安全系统。某些系统具有双重或多重作用。第三十三页，共八十九页，编辑于2023年，星期日七.核电站主要系统和设备(2)1.一回路主辅系统及设备(2)反应堆冷却剂系统系统功能正常功率运行时，导出堆芯裂变热，并将导出的热量传给蒸汽发生器二次侧的给水，使之变成饱和蒸汽，以驱动汽轮发电机组；在停堆冷却阶段，通过蒸汽发生器排放蒸汽和向停堆冷却系统传热，以带走堆芯衰变热和主系统的显热；主冷却剂是含硼除盐水。通过其硼浓度的改变可以补偿堆芯反应性的变化。主冷却剂还同时兼作中子慢化剂和反射层；作为反应堆冷却剂系统压力边界，包容堆冷却剂，构成防止放射性外逸的第二道安全“屏障”。第三十四页，共八十九页，编辑于2023年，星期日七.核电站主要系统和设备(3)稳压器第三十五页，共八十九页，编辑于2023年，星期日七.核电站主要系统和设备(4)主冷却剂泵第三十六页，共八十九页，编辑于2023年，星期日七.核电站主要系统和设备(5)蒸汽发生器第三十七页，共八十九页，编辑于2023年，星期日七.核电站主要系统和设备(6)1.一回路主辅系统及设备(3)化学和容积控制系统化学容积控制系统（简称CVCS）是核电厂最重要的反应堆辅助系统。对于维护反应堆的正常运行状态，以及事故工况下保证反应堆安全起着重要的作用。在正常运行工况下，化容系统主要承担着诸如：维持主系统（RCS）适当的水容积；净化反应堆冷却剂；调节反应堆冷却剂硼浓度；提供主泵轴封注入水。事故工况下，向主系统提供高压紧急注射流量，为此，系统设置了浓硼酸供给系统（BAA），它接受贮存7000ppm浓硼酸，通过化容系统以不同的方式注入主系统，以满足主系统各种工况要求。第三十八页，共八十九页，编辑于2023年，星期日七.核电站主要系统和设备(7)化学和容积控制系统第三十九页，共八十九页，编辑于2023年，星期日七.核电站主要系统和设备(8)1.一回路主辅系统及设备(4)设备冷却水系统设备冷却水系统是一个中间冷却系统，在输送放射性流体设备和电站最终热阱（海水）之间提供一个可进行监督的中间屏障，避免放射性流体与海水之间的泄漏；设备冷却水在电站正常运行、停堆或事故工况下，从含有放射性流体的设备及其它重要设备中导出热量。具体可分为：-反应堆正常运行时，设备冷却水系统向电站一回路主辅系统某些设备提供所需的冷却水；-反应堆在停堆换料时，设备冷却水系统带走反应堆余热及换料水池的热量，并继续对有关设备提供冷却水；-在事故工况下，反应堆冷却剂系统失水或安全壳内主蒸汽管道破裂时，对专设安全设施提供冷却水。第四十页，共八十九页，编辑于2023年，星期日七.核电站主要系统和设备(9)1.一回路主辅系统及设备(5)安全注射系统功能:安全注射系统作为应急堆芯冷却系统的一部分，在核电站一回路系统发生失水事故或二回路主蒸汽大量流失事故时，向堆芯提供含浓硼酸的冷却剂流量，确保堆芯处于次临界，确保堆芯剩余热量的导出以避免或限制堆芯损坏。组成:安注系统由化容上充泵，高压安注系统（包括安注箱），低压安注系统，换料水箱，安全壳地坑等部分组成，这几个部分互相配合使用共同完成堆芯应急冷却任务。第四十一页，共八十九页，编辑于2023年，星期日七.核电站主要系统和设备(10)1.一回路主辅系统及设备(6)停堆冷却系统在中间停堆B阶段，以可控的降温速率将堆芯和反应堆冷却剂系统的余热导出；在发生反应堆冷却剂系统失水事故时，作为应急堆芯冷却系统（ECCS）的一部分，即低压安注系统。发挥其功能；在换料工况时，对换料水池进行充水和排水；当反应堆冷却剂系统冷态启动时，提供低压下泄通道以净化主冷却剂。第四十二页，共八十九页，编辑于2023年，星期日七.核电站主要系统和设备(11)1.一回路主辅系统及设备(7)安全壳喷淋系统降低安全壳内温度和压力，防止安全壳超压破坏。因失水事故而导致安全壳内温度压力升高，本系统输送含硼水（换料水箱和喷淋再循环时安全壳地坑含硼水）对安全壳大气进行喷淋，使安全壳内降温降压。一回路发生失水事故时，为了减少放射性物质外泄，在喷淋液中添加定量的NaOH，用以除去安全壳大气中的放射性碘。第四十三页，共八十九页，编辑于2023年，星期日七.核电站主要系统和设备(12)1.一回路主辅系统及设备(8)安全壳消氢系统一旦核电站发生失水事故时，监测安全壳大气的氢浓度，并消除氢气，使安全壳大气的氢浓度保持在较低的数值（<4%）,避免氢—氧混合着火或爆炸，保证安全壳结构的完整性。第四十四页，共八十九页，编辑于2023年，星期日七.核电站主要系统和设备(13)1.一回路主辅系统及设备(9)安全壳隔离系统在核电厂正常运行时，允许流体正常流过安全壳边界。在核电厂发生失水事故时，允许专设安全设施的应急冷却水及按工艺要求畅通的管道内的流体流过安全壳边界，而对贯穿安全壳的其它主工艺管道进行隔离，保证安全壳边界的完整性，防止或限制失水事故所产生的裂变产物逸出到环境中。第四十五页，共八十九页，编辑于2023年，星期日七.核电站主要系统和设备(14)1.一回路主辅系统及设备(10)辅助给水系统在电站正常启动和停闭时，向蒸汽发生器提供给水；在电站事故工况下，尤其在全厂失电工况下，向蒸汽发生器提供足够的给水，保证堆芯剩余热量的导出。第四十六页，共八十九页，编辑于2023年，星期日七.核电站主要系统和设备(15)1.一回路主辅系统及设备(10)其它系统：—主泵轴封水系统；—一回路取样系统；—硼回收系统；—去污系统；—蒸汽发生器排污系统。第四十七页，共八十九页，编辑于2023年，星期日七.核电站主要系统和设备(16)2.二回路系统及设备(1)主蒸汽系统主蒸汽系统的功能是将在蒸汽发生器二次侧产生的饱和蒸汽输送到汽轮发电机组，在那里将蒸汽的热能转换成机械能并进而转换成电能。向MSR二级再热器提供加热用汽，以便将汽轮机高压缸排出的饱和蒸汽经MSR二级再热器加热成过热蒸汽，然后再进入低压缸做功；供给轴封和抽气器用汽；在低负荷和停机时可作为辅助蒸汽的汽源；供排放系统用汽。第四十八页，共八十九页，编辑于2023年，星期日七.核电站主要系统和设备(17)2.二回路系统及设备(2)主蒸汽排放系统主蒸汽排放系统是通过将主蒸汽直接排入凝汽器或同时排入凝汽器和大气的办法带走反应堆的热量。在汽轮机大幅度甩负荷后的瞬态过程中它起缓冲调节作用。不使反应堆因超温或超压使保护系统动作而产生事故停堆。这样就能使核电站在甩去全部厂外负荷而带厂用电负荷的情况下继续运行，从而增加运行的灵活性，同时它还为核电站提供有控制“冷停堆”的能力，所以核电站应设主蒸汽排放系统。第四十九页，共八十九页，编辑于2023年，星期日七.核电站主要系统和设备(18)2.二回路系统及设备(3)凝结水系统凝结水在低压加热器中被汽轮机低压缸抽汽加热，以提高机组的循环热效率。凝结水经除盐装置去除水中杂质，控制凝结水中可溶性固体的浓度。凝结水在凝汽器中真空除氧，去除氧气和其它不可凝结气体。为汽轮机低压缸排汽口、主蒸汽旁路排放箱、高压疏水扩容器等设备提供减温水。为主给水泵提供密封水，为发电机水冷系统提供补充水。第五十页，共八十九页，编辑于2023年，星期日七.核电站主要系统和设备(19)2.二回路系统及设备(4)凝汽器第五十一页，共八十九页，编辑于2023年，星期日七.核电站主要系统和设备(19)2.二回路系统及设备(5)除氧器汽水系统除去凝结水中的气体（主要是氧气）。除氧器同时又是混合式加热器。为主给水泵提供一定的净正吸入压头。第五十二页，共八十九页，编辑于2023年，星期日

第五十三页，共八十九页，编辑于2023年，星期日七.核电站主要系统和设备(20)2.二回路系统及设备(6)主给水系统将除氧器中的合格除氧给水升压后输送至蒸汽发生器；控制蒸汽发生器水位，使水位维持在给定范围内，以适应机组稳态和瞬态运行；主给水在高压加热器中被汽轮机高压缸抽汽加热，以提高机组的热循环效率。第五十四页，共八十九页，编辑于2023年，星期日七.核电站主要系统和设备(22)2.二回路系统及设备(8)汽轮机主要参数及热力特性:额定功率310000KW转速3000rpm配气方式节流调节加热系统3低+1除氧+3高主汽阀前蒸汽压力5.345MPa主汽阀前蒸汽干度99.5%高压缸排汽压力0.817MPa高压缸排汽干度87.73%再热器阀前蒸汽压力0.753MPa再热汽阀前蒸汽温度253.6℃低压缸排汽压力0.0049MPa低压缸排汽干度90.54%冷却水温度18℃给水温度221.5℃汽机保证热耗10760KJ/KWh汽机热效率33.46%第五十五页，共八十九页，编辑于2023年，星期日七.核电站主要系统和设备(23)2.二回路系统及设备(9)汽轮机第五十六页，共八十九页，编辑于2023年，星期日汽轮机简图第五十七页，共八十九页，编辑于2023年，星期日七.核电站主要系统和设备(24)3.电气系统及设备(1)电气概况300MWe核电站电力系统分为厂外和厂内电力系统两大部分。厂外电力系统由三条220KV输电线及两段220KV母线组成，是电厂的可靠电源，保证核电站起动、运行和安全停堆的用电要求，其中两条输电线和另外一条彼此间的实体和电气上都是隔离的，任何单一故障仅影响一条或两条输电线，而不会波及到其他输电线。第五十八页，共八十九页，编辑于2023年，星期日七.核电站主要系统和设备(25)3.电气系统及设备(2)电气概况在厂外电源全部失电的事故工况下，厂用电由主发电机通过高压厂的变压器来供给，而安全停堆所要求的厂用电力，将由设置在厂内的应急柴油机发电机组供给。各应急柴油发电机组在电气上和实体上是相互隔离的。对电厂安全重要的多重负载，分别接至多重的专设安全配电装置上。第五十九页，共八十九页，编辑于2023年，星期日七.核电站主要系统和设备(26)3.电气系统及设备(2)厂外电力系统电厂生产的电能经主变压器升压到220KV，再传输给电厂220KV母线。220KV架空线从不同方位的三个路径进入电厂，除秦石线接入上海220KV系统外。其他两条线路均接入浙江220KV系统。电厂220KV母线是始终带电的。电厂正常运行时作为安全负载的优先电源。电厂起动时，厂用电力通过220KV母线、输电线及高压厂用变压器和启动/备用变压器得到。第六十页，共八十九页，编辑于2023年，星期日七.核电站主要系统和设备(27)3.电气系统及设备(3)厂内电力系统厂内电力系统由电源系统，非1E级交流电力系统、1E级交流电力系统、1E级直流电力系统和非1E级直流电力系统组成。作为电源系统的主发电机，采用单元接线方式，通过电压为18/220KV的三相双卷升压变压器接至220KV母线，并以220KV输电线接入浙江电网，向厂外电力系统输电，同时提供一个厂内电源。第六十一页，共八十九页，编辑于2023年，星期日七.核电站主要系统和设备(28)3.电气系统及设备(4)厂内电力系统连接电厂220KV厂外电源系统的高压厂变作为电厂启动、运行和停堆期间向厂内辅助设备供电的电源。接自220KV的另一台启动/备用变压器是作为专设安全设施6KV安全母线的一个厂外电源。对核电厂安全有重要作用的负荷，设计时分成多重的组（A、B通道），并由多重的1E级专设配置供电。这些安全重要负荷在数量和容量上采取100%备用的原则，即所有安全重要负荷均设置独立的两套，任何情况下只要有一套投入运行，即能充分满足安全功能的需要。第六十二页，共八十九页，编辑于2023年，星期日七.核电站主要系统和设备(29)3.电气系统及设备(5)主发电机电厂设置一台300MWe的汽轮发电机向电网输电。该发电机是上海电机厂制造的卧式同步发电机，它的技术规格和主要参数是根据制造厂和核电厂双方技术协议确定的，符合国际B7064-86汽轮发电机通用技术条件。发电机的励磁采用1360KW同轴空气冷却的交流100HZ同步发电机经静止可控制硅整流的励磁方式，而主励磁机的励磁采用350HZ的永磁发电机，输出经AVR（自动电压调节器）控制的励磁方式。第六十三页，共八十九页，编辑于2023年，星期日七.核电站主要系统和设备(29)3.电气系统及设备(6)主发电机发电机采用水—水—空冷却方式，即定子和转子绕组均采用水内冷却的方式，特别是定子绕组采用带离子交换器的独立循环密闭水冷却系统。主发电机定子铁芯则采用带空冷器的空气冷却系统。第六十四页，共八十九页，编辑于2023年，星期日七.核电站主要系统和设备(30)3.电气系统及设备(7)主变压器主变压器的输入接受来自主发电机的18KV的电能；输出接入220KV电网并作为高压厂用变压器的厂内电源。主变压器的型号为SFP7—400000/220，功率400000KVA，电压236/18KV，电流978.6/12830A.主变压器的输出经充油OF电缆与GIS装置的主变压器2001B开关连接。主变压器的调压采用无载调压方式，共设有5档调压分接位置。第六十五页，共八十九页，编辑于2023年，星期日七.核电站主要系统和设备(31)3.电气系统及设备(8)主变压器主变压器的冷却采用强油风冷方式，共设有6组冷却风扇和油泵。正常运行时，4组冷却风扇处在运行状态，一组投入“辅助”位置，另一组投入“备用”位置。当主变压器油温达到55℃或电流达到624A时，处于“辅助”位置的冷却器能自动启动。当工作冷却器的任何一组故障跳动闸或“辅助”冷却器自动投入失败时，备用冷却器会自动投入运行。第六十六页，共八十九页，编辑于2023年，星期日七.核电站主要系统和设备(32)3.电气系统及设备(9)应急柴油发电机3台柴油发电机和所有支持设备的实际布置采用实体隔离的办法，从而保证了相互的独立性。每台机组由一台16缸的柴油发电机与6.3KV同步交流发电机及起动用的直流串激电动机同轴连接而成。为了试验和检查机组的工作性能，在机房和主控室可分别进行“保养”和“应急”启动及停机操作。但进行并网带载操作则只能在机房进行。第六十七页，共八十九页，编辑于2023年，星期日七.核电站主要系统和设备(33)4.核电站控制(1)反应堆的控制一般采用控制棒和可溶性化学毒物来控制堆芯的反应性,以便能方便地实现反应堆启动、改变功率、停止和紧急停堆。控制棒分停堆棒和调节棒二种，停堆棒用于停闭反应堆，调节棒用于启动、停闭反应堆及调节功率。控制棒内吸收体的主要成份是银—铟—镉合金组成，对热中子和超热中子都有很好的吸收作用。可溶性毒物一般采用硼酸，浓度可以调节，对热中子有良好的吸收作用。第六十八页，共八十九页，编辑于2023年，星期日七.核电站主要系统和设备(34)4.核电站控制(2)反应堆的控制第六十九页，共八十九页，编辑于2023年，星期日七.核电站主要系统和设备(35)4.核电站控制(3)其它控制系统稳压器压力控制系统通过动作电加热器，比例喷雾阀和动力卸压阀等手段，来维持一回路系统压力为某一定值，使整个一回路系统主冷却剂温度，包括堆芯出口都处于过冷状态，即主冷却剂温度值小于其工况压力下的饱和温度，防止堆芯沸腾。稳压器水位调节系统通过调节上充流量调节阀的开度自动调节上充流量，来维持一回路冷却剂的合适装置，使稳压器液位在负荷变化及其他干扰时，保持液位符合定值要求第七十页，共八十九页，编辑于2023年，星期日七.核电站主要系统和设备(36)4.核电站控制(4)其它控制系统蒸汽发生器水位调节系统通过调节主给水调节阀或旁路给水调节阀的开度来调节二次侧热阱水位。主蒸汽旁路排放系统汽轮发电机甩负荷时，将多余的蒸汽排向冷凝器，避免主蒸汽管道超压。此外，汽轮发电机调节系统用于调节负荷。第七十一页，共八十九页，编辑于2023年，星期日七.核电站主要系统和设备(37)5.核电站的保护系统和安全设施(1)停堆保护系统设置核电厂反应堆保护系统的目的为：当控制系统不能维持电厂变量在容许值以内时，用来维持安全。这种情况的发生，可能是控制系统内部已发生故障，或由于发生某种事件使过程变量变化太快而控制系统来不及动作，或由于安全重要物项的某种故障而引起。由一些对反应堆安全密切相关的设备和参数给出停堆保护信号（目前约20个信号）,当这些参数超过整定值时,驱使反应堆停堆。第七十二页，共八十九页，编辑于2023年，星期日七.核电站主要系统和设备(38)5.核电站的保护系统和安全设施(2)专设安全设施当核电站发生较大事故时,向反应堆堆芯内注入含浓硼酸冷却水,以导出堆芯热量,避免堆芯熔化,同时对安全壳内大气进行进行降温降压,驱除放射性碘和可燃性气体,防止放射性物质向外界泄漏。第七十三页，共八十九页，编辑于2023年，星期日七.核电站主要系统和设备(39)6.三废处理系统(1)废液处理系统本系统收集和处理反应堆一回路各系统设备、阀门和管道产生的疏水以及引漏水（简称T1水废水）；辅助系统产生的树指再生水，冲排水及设备去污洗涤水（简称T2废水）；放射性设备间的地面清洗水（简称T3废水）；T1、T2废水经处理后，可做为复用水，用于一回路设备去污清洗和设备室地面清洗，也可经排放总管向外排放。T3废水收集在T3水池，先进行就地取样检测，若废水比活度≤3.7×102Bq/l，就直接排至排放总管，与冷却海水混合排入海域，排放口比活度≤3.7×10-1Bq/l，若废水的比活度>3.7×102Bq/l，则可送至T2水池，做为T2废处理。第七十四页，共八十九页，编辑于2023年，星期日七.核电站主要系统和设备(40)6.三废处理系统(2)废气处理系统核电站放射性废气处理系统的目的都是为了将核电站废气的放射性降低到安全水平，以便排放到大气中或复用。高放无氧废气一般采用较简单的压缩贮存衰变和高效过滤器过滤，活性炭过滤器除碘的联合处理方法。

低放有氧废气般采用高效过滤器和活性炭过滤器直接进行净化处理。第七十五页，共八十九页，编辑于2023年，星期日七.核电站主要系统和设备(41)6.三废处理系统(3)固体废物处理系统核电站放射性固体废物基本上分为两类，干废物和湿废物。干废物包括废过滤器芯子，受放射性污染的固体废物（工器具、设备零件、擦拭材料、不可回收的劳动保护和辐射防护用品）。湿废物包括浓缩废水（含放化实验室废水）和泥浆水、废树脂。上述这些放射性废物活度高，组成复杂必须经固体废物处理系统再加工处理，处理方法：可压缩的干废物分拣、压缩、装桶或焚烧减容固化后装桶。不可压缩的干废物，由废物产生地直接装桶或在桶内：“固定”。第七十六页，共八十九页，编辑于2023年，星期日七.核电站主要系统和设备(42)7.核电站的一些辅助系统（BOP）(1)压缩空气系统分一般压空和仪表压空系统,分别用于动力、扫气和设备控制。辅助供热系统一般设二台启动锅炉，在电站停止的状态下向各有关系统和设备提供热源。冷冻水系统提供正常工况和应急工况的的冷冻水。第七十七页，共八十九页，编辑于2023年，星期日七.核电站主要系统和设备(43)7.核电站的一些辅助系统（BOP）(2)通风系统向厂房提供一定温湿度的干净空气，保持厂房设备和人员有舒适的工作环境。化水车间提供除盐水，补充核电运行中的汽水损失。净水