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核电站运行原理中辐核仪昌江项目部2015年7月CRP1000、CNP1000、ACP1000等核电机型的简介AES-91是俄罗斯压水堆技术，单机容量106万千瓦。AP1000是Advanced Passive PWR的简称，1000为其功率水平（百万千瓦级），该机型为西屋公司设计的3代核电机型。AP1000采用创新性的非能动技术。AP1000及其国产化机型或将成为我国三代核电主流机型。2 2/78/78EPR（欧洲先进反应堆）（欧洲先进反应堆）是国际上最新型反应堆（法国N4和德国建设的Konvoi反应堆）的基础上开发的，吸取了核电站运行三十多年的经验。在建示范堆处于世界先进水平。CPR1000是中广核推出的中国改进型百万千瓦级（1000MW）压水堆核电技术方案。它是在引进、消化、吸收国外先进技术的基础上，结合20多年来的渐进式改进和自主创新形成的“二代加”百万千瓦级压水堆核电技术。技术来源于法国引进的百万千瓦级机型M310。3 3/78/78CNP是China Nuclear Power的简写。CNP650额定功率65万千瓦，是我国自主设计的高水平60万千瓦级商用压水堆核电机型。该种机型主要应用在秦山核电二期项目中。兄弟机型还有CNP350及CNP1000。4 4/78/78ACP1000(Advanced China PWR)是中核根据CNP600（这个基本有自主产权）研制出来的，也在向着EPR靠近，融合了好些AP1000的非能动理念，具有自主知识产权。据称，巴基斯坦将成为全球第一个应用中国具有自主知识产权的ACP1000核反应堆的国家。有迹象显示，除巴基斯坦之外，阿根廷或许会成为ACP1000的下一个海外客户。5 5/78/78CAP1000/CAP1400是国家核电技术公司在引进西屋AP1000核电技术的基础上“引进、吸收、消化、再创新”开发的三代核电机型。国家核电技术公司目前的海外重点市场是南非和巴西，采用的机型将是具备自主知识产权的三代核电CAP1400。华龙一号核电技术华龙一号核电技术是由中核集团和中广核集团联手打造的。6 6/78/78R反应堆厂房K燃料厂房L电气厂房W连接厂房D柴油发电机厂房N核辅助厂房7 7/78/788 8/78/78前 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。9 9/78/78前 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。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。1010/78/78目 录第一部分：核电站原理概述第二部分：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1111/78/78第一部分：压水堆核电站原理概述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。统，二回路系统及其他辅助系统和设备组成。一回路系统是将核裂变能传给冷却水的热能装置。它由原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。道等组成。原子核反应堆内产生的核能，使堆芯发热，高温高压的冷原子核反应堆内产生的核能，使堆芯发热，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。路中的压力由稳压器进行控制。压水堆核电站原理1212/78/78第一部分：压水堆核电站原理概述 压水堆核电站原理图压水堆与沸水堆的区别？1313/78/781414/78/78沸水堆具有较低的运行压力（约为70个大气压），冷却水在堆内以汽液形式存在压水堆一回路压力通常达150个大气压，冷却水不产生沸腾。1515/78/78裂变 过程235U+1n=137Ba+97Kr+2n视频1616/78/781717/78/78第二部分：CPR1000主要特性百万千瓦级压水堆核电站是国家早在百万千瓦级压水堆核电站是国家早在19831983年就已经明确的年就已经明确的核电技术路线。中国广东核电集团核电技术路线。中国广东核电集团2020多年来一直坚持这一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。的建设，并已形成一套自有的产业化经验。目目前前，世世界界上上共共有有核核电电机机组组441441座座，其其中中压压水水堆堆有有300300多多座，并且大部分都是百万千瓦级机组。座，并且大部分都是百万千瓦级机组。广广东东核核电电技技术术的的引引进进是是从从法法国国开开始始的的。法法国国百百万万千千瓦瓦级级核核电电技技术术的的原原型型是是美美国国西西屋屋公公司司标标准准312312堆堆型型，通通过过改改进进批批量量化化建建设设发发展展成成为为标标准准化化的的CPYCPY技技术术。为为了了提提高高法法国国核核电电的的出出口口竞竞争争力力，法法玛玛通通公公司司在在CPYCPY的的基基础础上上形形成成了了安安全全性性和和经经济济性性较较好好的的M310M310堆堆型型。大大亚亚湾湾核核电电站站引引进进的的就就是是这这种种新新型型的的M310M310堆堆型型，高高起起点点起起步步，开开展展了了百百万万千千瓦瓦级级大大型商用核电技术的消化、吸收和创新工作。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 1818/78/78第二部分：CPR1000主要特性设计理念设计理念采采用用纵纵深深防防御御的的策策略略，采采取取事事故故预预防防和和事事故故缓缓解解措施。措施。Lost of Coolant AccidentLost of Coolant Accident 安全可靠平衡的安全设计更可靠 1919/78/78第二部分：CPR1000主要特性设计理念设计理念CPR1000CPR1000借借鉴鉴和和采采纳纳同同类类电电站站的的运运行行经经验验反反馈馈，进进一一步步提提升升电电站站的的技技术术水水平平，以以LA LA PSAPSA结结果果为为导导向向，针针对对主主要要的的事事故故序序列列采采取取必必要要的的改改进进措措施施，制制定定严严重重事事故故对对策策，采采用用合合理理、平平衡衡的的安安全全设设计计，进进一一步步接接近近第第三三代代概概率率安安全全目标。目标。PSA:PSA:Probability Safety AssessmentProbability Safety Assessment 安全可靠平衡的安全设计更可靠 2020/78/78第二部分：CPR1000主要特性运行实践运行实践DayabayDayabay与与LALA四四台台机机组组的的良良好好运运行行纪纪录录是是CPR1000CPR1000安安全可靠的有力证明。全可靠的有力证明。自自19991999年年开开始始，DayabayDayabay与与6464台台法法国国同同类类型型机机组组在在四四个个领领域域累累计计2626项项次次的的安安全全业业绩绩挑挑战战赛赛中中，共共获获得得1414项项次次第第一一名名。20062006年年5 5月月1313日日，大大亚亚湾湾核核电电站站1 1号号机机组组较较原原计计划划提提前前12.9412.94天天完完成成第第一一次次十十年年大大修修，成成为为我我国国在在运运行行核核电电站站中中首首个个走走过过设设计计寿寿期期内内除除退退役役外外所所有有关关键键路路径径的的核核电电站站。20062006年年3 3月月9 9日日，Dayabay1Dayabay1号号机机组组实实现现整整个个燃燃料料循循环环不不停停机机连连续续安安全全运运行行485485天天的的国国内内新新记记录录；20072007年年6 6月月3030日日，该该机机组组继继续续保保持持国国内内核核电电机机组组无无非非计计划划停停堆堆安安全全运运行行18291829天的最高记录，目前该纪录还在延伸。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 2121/78/78第二部分：CPR1000主要特性运行实践运行实践与与19941994年年投投产产初初期期相相比比，DayabayDayabay机机组组年年发发电电量量已已由由可可研研报报告告的的100100亿亿千千瓦瓦时时提提高高到到目目前前的的150150亿亿千千瓦瓦时时；反反映映核核电电站站安安全全技技术术水水平平的的堆堆芯芯熔熔化化概概率率由由1.24101.2410-5-5降降至至1.03101.0310-5-5，高于欧美运行机组的安全技术水平。，高于欧美运行机组的安全技术水平。LALA建建成成投投产产以以来来，安安全全运运行行业业绩绩优优良良。1#1#机机创创造造了了商商运运后后连连续续两两个个燃燃料料循循环环无无非非计计划划停停机机停停堆堆安安全全运运行行592592天天的的世世界界纪纪录录，2#2#机机创创造造了了自自首首次次临临界界及及商商运运起起无无非非计计划划停停堆堆安安全全运运行行935935天天的的世世界界核核电电新新机机组组最最好好纪纪录录。20062006年年，LALA实实 现现 上上 网网 电电 量量 150.62150.62亿亿 千千 瓦瓦 时时，能能 力力 因因 子子 达达 到到91.3%91.3%；在在国国际际上上衡衡量量核核电电站站安安全全运运行行水水平平的的9 9项项关关键键指指标标（WANOWANO）中中，有有8 8项项超超过过世世界界中中间间水水平平，其其中中4 4项项达达到到或超过世界先进水平。或超过世界先进水平。安全可靠平衡的安全设计更可靠 2222/78/78第二部分：CPR1000主要特性技技术术方方案案基基于于DayabayDayabay和和LALA的的成成熟熟设设计计，采采用用经经验验证证的的技技术术和和定定型型的的设设备备，同同类类型型机机组组在在世世界界上已有上已有10001000多堆年运行经验。多堆年运行经验。DayabayDayabay采采取取了了三三哩哩岛岛事事故故后后的的修修改改，使使其其达达到到了了国国际际核核电电8080年年代代末末的的水水平平；LALA结结合合法法国国核核电电站站十十年年大大修修计计划划（LOT93LOT93）及及DayabayDayabay运运行行经经验验反反馈馈采采取取了了一一系系列列的的改改进进，使使其其达达到到了了国国际际核核电电九十年代中的水平。九十年代中的水平。三次 大的核事故？成熟逐步改进更趋成熟 美国三哩岛79前苏联切尔诺贝利86年日本福岛11年2323/78/782424/78/78第二部分：CPR1000主要特性全面实现四个自主化全面实现四个自主化 经过经过Dayabay Dayabay、到、到LALA的经验积累，的经验积累，CPR1000CPR1000基本实现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。对于参考电站改动较小，完全可以实现设计复用。设备制造通过设备制造通过LALA的经验积累进一步实现本地化，本地化的经验积累进一步实现本地化，本地化比例可达比例可达70%70%以上以上，并提高本地化的质量。经过，并提高本地化的质量。经过HYH4HYH4台台机的建设，设备制造本地化比例将获得更大的提高，质量机的建设，设备制造本地化比例将获得更大的提高，质量将更有保障。将更有保障。百万级压水堆型在百万级压水堆型在LALA就已经实现了建设及运行自主化，就已经实现了建设及运行自主化，CPR1000CPR1000可以实现自主建设、自主运营。可以实现自主建设、自主运营。因此，因此，CPR1000CPR1000将是我国近期实现核电建设四个自主化将是我国近期实现核电建设四个自主化水平最高的核电站。水平最高的核电站。经济 2525/78/78第二部分：CPR1000主要特性经济性和市场竞争力持续提高经济性和市场竞争力持续提高 从从DayabayDayabay到到CPR1000CPR1000逐步提高了设计自主化、设备制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，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。单位造价已显著下降。在在此此基基础础上上CPR1000CPR1000进进一一步步提提高高设设计计自自主主化化比比例例，设设备备基基本本实实现现本本地地化化。如如果果小小批批量量建建设设，考考虑虑到到设设计计复复用用以以及及批批量量采采购购，单单位位造造价价可可低低于于13001300美美元元/千千瓦瓦，国国产产化化成成熟熟并批量化后争取实现并批量化后争取实现1 1万元人民币万元人民币/千瓦。千瓦。采采用用先先进进的的燃燃料料管管理理策策略略、提提高高燃燃耗耗深深度度以以及及降降低低放放射射性性废物的产生量，完全自主运行，进一步降低运营成本。废物的产生量，完全自主运行，进一步降低运营成本。成熟技术的应用和持续的改进将进一步提高运行可靠性，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保证了电厂可利用率超过87%87%，从而进一步提高竞争力，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。使得上网电价同脱硫、脱硝火电机组相比具有竞争力。经济 2626/78/78第二部分：CPR1000主要特性 经济 2727/78/78第二部分：CPR1000主要特性达到国内外同类机组先进水平达到国内外同类机组先进水平 DayabayDayabay及及LALA是目前国内运行的技术先进、运行业绩最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。佳的大型商用核电站。CPR1000CPR1000以以此此为为参参考考，并并在在此此基基础础上上作作必必要要技技术术改改进进，确确保保其其先先进进性性。为为了了基基本本满满足足新新安安全全法法规规、导导则则的的要要求求，采用新技术：采用新技术：在岭澳核电站二期基础上进一步完善数字化仪控技术在岭澳核电站二期基础上进一步完善数字化仪控技术 事故处理规程由事故定向转为状态定向；事故处理规程由事故定向转为状态定向；采用采用半速汽轮发电机组半速汽轮发电机组首炉堆芯即采用首炉堆芯即采用1818个月换料个月换料方案方案压力容器设计寿命达到压力容器设计寿命达到6060年年采用堆坑注水技术采用堆坑注水技术 主回路应用破前漏（主回路应用破前漏（LBBLBB）设计理念）设计理念Leak before breakLeak before break 先进 2828/78/78第二部分：CPR1000主要特性进一步完善进一步完善数字化仪控数字化仪控技术技术 有助于提高电厂安全性、经济性有助于提高电厂安全性、经济性扩展性好，可及时采纳先进计算机技术扩展性好，可及时采纳先进计算机技术有利于专家系统的建立有利于专家系统的建立可较大程度上适应仪控设备更新换代可较大程度上适应仪控设备更新换代 先进 新技术12929/78/78第二部分：CPR1000主要特性事故处理规程由事故处理规程由事故定向事故定向转为转为状态定向状态定向 减轻操作员负担，降低人因失误减轻操作员负担，降低人因失误；有利于处理多重事故有利于处理多重事故；有利于与严重事故处理规程接口。有利于与严重事故处理规程接口。先进 新技术23030/78/78第二部分：CPR1000主要特性采用半速汽轮发电机组采用半速汽轮发电机组 提高机组效率，继而提升电价竞争力；提高机组效率，继而提升电价竞争力；半速机组的供货商选择范围较大，可以形成半速机组的供货商选择范围较大，可以形成多家厂商竞争多家厂商竞争的局面。的局面。先进 新技术33131/78/78第二部分：CPR1000主要特性首炉首炉1818个月换料个月换料 减少了换料大修次数，降减少了换料大修次数，降低大修成本，降低人员的低大修成本，降低人员的受辐照剂量；受辐照剂量；提高电站可利用率，增加提高电站可利用率，增加年发电量；年发电量；降低放射性废物产生量降低放射性废物产生量降低燃料循环成本降低燃料循环成本减少反应堆压力容器的中减少反应堆压力容器的中子注量子注量。先进 新技术43232/78/78第二部分：CPR1000主要特性反应堆压力容器设计反应堆压力容器设计寿命为寿命为6060年年 低泄漏设计，减少了对压低泄漏设计，减少了对压力容器的中子辐照；力容器的中子辐照；RPVRPV堆芯活性段采用整体堆芯活性段采用整体锻件；锻件；严格控制严格控制RPVRPV材料中的材料中的辐辐照敏感元素照敏感元素CuCu、P P、S S、NiNi等的含量。等的含量。先进 新技术53333/78/78第二部分：CPR1000主要特性堆坑注水技术堆坑注水技术 有利于防止或延迟压力容有利于防止或延迟压力容器器RPVRPV熔穿熔穿防止堆芯熔融物与混凝土防止堆芯熔融物与混凝土反应防止安全壳底板熔穿反应防止安全壳底板熔穿抑制安全壳内氢的产生量抑制安全壳内氢的产生量安全壳保持完好性的概率安全壳保持完好性的概率提高提高 。先进 新技术63434/78/78第二部分：CPR1000主要特性主回路应用主回路应用LBBLBB设计设计理念理念 破前漏（破前漏（LBBLBB）理念是建立）理念是建立在管道力学分析基础上的设在管道力学分析基础上的设计准则，设计准则应用在核计准则，设计准则应用在核电设计和建设中已趋成熟；电设计和建设中已趋成熟；取消主管道防甩止挡块，减取消主管道防甩止挡块，减少主管道阻尼器，从而简化少主管道阻尼器，从而简化设计，改善了维修及在役检设计，改善了维修及在役检查的可接近性，降低了工作查的可接近性，降低了工作人员的辐照剂量，提高了安人员的辐照剂量，提高了安全性并降低了运行维修成本；全性并降低了运行维修成本；简化主回路及其它关联设计，简化主回路及其它关联设计，降低制造和建造成本。降低制造和建造成本。先进 新技术73535/78/78第二部分：CPR1000主要特性工程建造采用可视化工程建造采用可视化进度控制进度控制 直接在三维模型上显示施工进度的进展和状态，检验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；施工顺序和方案；展示进度和计划的差异，为施工计划的安排和优化提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。供支持和服务。先进 新技术83636/78/78第二部分：CPR1000主要特性三维辅助设计三维辅助设计 系统三维布置校验，检验接口是否自恰；系统三维布置校验，检验接口是否自恰；三维空间布置校验，设置最佳路径，缩短大修工期。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93737/78/78第二部分：CPR1000主要特性建设工期建设工期5858个月个月设备本地化比例设备本地化比例70%70%压力容器设计寿命压力容器设计寿命6060年年热工设计裕量热工设计裕量15%15%机组额定功率机组额定功率1080MWe1080MWe机组可用率机组可用率87%87%单位造价单位造价13001300美元美元/千瓦千瓦全面采用数字化仪控和先进主控室设计全面采用数字化仪控和先进主控室设计采用半速汽轮发电机组采用半速汽轮发电机组采用国产化全采用国产化全M5M5的的AFA3GAFA3G先进燃料组件先进燃料组件首炉起采用首炉起采用1818个月的先进燃料管理策略个月的先进燃料管理策略燃料循环末期具有延伸运行能力燃料循环末期具有延伸运行能力事故处理规程由事故定向转为状态定向事故处理规程由事故定向转为状态定向利用三维数字化设计提高出图效率，减少设计变更利用三维数字化设计提高出图效率，减少设计变更利用可视化进度控制，优化进度，提高施工管理效率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 3838/78/78第二部分：CPR1000主要特性 主要技术经济指标 环路数3 总体性能指标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3939/78/78第三部分：CPR1000核岛主体结构核岛主体结构由反应堆和核岛主体结构由反应堆和3 3条并联的闭合环路组成，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，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。台蒸汽发生器和相应的管道和仪表组成。其中一条环路热管段上连接有一个稳压器，用于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。主回路系统的压力调节和压力保护。每个环路中，位于反应堆压力容器出口和蒸汽发每个环路中，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。的管道称为过渡段。环路 与 回路？4040/78/784141/78/784242/78/78主管道过渡段主管道冷段主管道热段第三部分：CPR1000核岛主体结构 主体结构系统示意图 4343/78/78主管道过渡段蒸发器主泵稳压器压力容器主管道冷段主管道热段第三部分：CPR1000核岛主体结构 主体结构示意图 4444/78/78第三部分：CPR1000核岛主体结构 主体结构示意图（漫游状态）4545/78/78第三部分：CPR1000核岛主体结构反应堆压力容器由容反应堆压力容器由容器本体及器本体及中子通量中子通量管管贯穿件、顶盖及控制贯穿件、顶盖及控制棒驱动机构接管座、棒驱动机构接管座、密封环和顶盖螺栓等密封环和顶盖螺栓等组成。组成。反应堆压力容器中子通量也叫中子注量率反应堆的功率正比于单位时间的核裂变率，测量中子通量可知反应堆功率。4646/78/784747/78/78第三部分：CPR1000核岛主体结构燃料组件燃料组件核电站核电站“烧烧”的是二氧化的是二氧化铀，其制成小圆柱形燃料铀，其制成小圆柱形燃料芯块，装入锆合金管并加芯块，装入锆合金管并加封焊，构成一根根细长的封焊，构成一根根细长的燃料元件棒。燃料元件棒。再将元件棒按运行组排，再将元件棒按运行组排，用定位格架固定组成燃料用定位格架固定组成燃料组件（多用组件（多用17171717型）。型）。反应堆压力容器4848/78/78第三部分：CPR1000核岛主体结构主要功能是作为热交换设主要功能是作为热交换设备将一回路冷却剂中的热备将一回路冷却剂中的热量传给二回路给水，使其量传给二回路给水，使其产生饱和蒸汽供给二回路产生饱和蒸汽供给二回路动力装置。每台容量按照动力装置。每台容量按照满功率运行时传递满功率运行时传递1/31/3的的反应堆热功率设计。反应堆热功率设计。由一次侧和二次侧两部分由一次侧和二次侧两部分组成。一次侧由组成。一次侧由UU形管束、形管束、管板、水室隔板和半圆形管板、水室隔板和半圆形封头构成。二次侧由下部封头构成。二次侧由下部壳体、过渡锥形体、上部壳体、过渡锥形体、上部壳体、椭圆形封头、汽水壳体、椭圆形封头、汽水分离器和干燥器等组成。分离器和干燥器等组成。蒸汽发生器4949/78/78第三部分：CPR1000核岛主体结构是一回路中高速转动的设是一回路中高速转动的设备，通过推动冷却剂流动备，通过推动冷却剂流动将反应堆热量送到蒸汽发将反应堆热量送到蒸汽发生器，传递给二回路给水。生器，传递给二回路给水。采用直立式、单级、混流采用直立式、单级、混流式轴封泵。泵和电机分开，式轴封泵。泵和电机分开，电动机在上部，电动机上电动机在上部，电动机上设有飞轮，以增加泵的转设有飞轮，以增加泵的转动惯量。当主泵断电时，动惯量。当主泵断电时，泵仍能继续转动几分钟。泵仍能继续转动几分钟。为防止带放射性的冷却水为防止带放射性的冷却水泄漏，泵轴上设有三道密泄漏，泵轴上设有三道密封，由两道流体静压和一封，由两道流体静压和一道机械密封串联组成。道机械密封串联组成。主泵5050/78/78第三部分：CPR1000核岛主体结构又称为容积补偿器，是补偿一回又称为容积补偿器，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。回路系统冷却剂的工作压力。采用直立式电加热稳压器。结构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，底部设抑制压力升高的喷雾器，底部设有升高压力的电加热元件。有升高压力的电加热元件。正常运行时，其内一半容积为水，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。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，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，从而提高压力，上部喷雾冷水，可使蒸汽凝结降低压力可使蒸汽凝结降低压力。稳压器打闸汽机打闸就是将汽轮机所有进汽门关闭,瞬间切断汽轮机进汽,实现停机。5151/78/785252/78/78第四部分：CPR1000主要系统知识核岛主要系统核岛主要系统1 1、反应堆冷却剂系统、反应堆冷却剂系统RCPRCP；2 2、化学和容积控制系统、化学和容积控制系统RCVRCV；3 3、反应堆硼和水补给系统、反应堆硼和水补给系统REAREA；4 4、余热排出系统、余热排出系统RRARRA；5 5、反应堆水池和乏燃料水池冷却和、反应堆水池和乏燃料水池冷却和处理系统处理系统PTRPTR；6 6、安全注入系统、安全注入系统RISRIS；7 7、安全壳喷淋系统、安全壳喷淋系统EASEAS；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VVP；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5353/78/78第四部分：CPR1000主要系统知识 CPR1000核电站工作原理总图RCPRCVREARRARISEASASGVVPGCTGSSCEXCRFABPADGAPPAHPAREGEXPTRGEVGEWGPV废物处理厂用电旁路（bypass）5454/78/785555/78/785656/78/785757/78/78励磁（excitation）5858/78/78为发电机等（利用电磁感应原理工作的电气设备）提供工作磁场叫励磁。5959/78/78汽机疏水系统（GPV）：在汽轮机组启机、停机及变负荷工况运行时，蒸汽与汽轮机本体和蒸汽管道接触，蒸汽被冷却，凝结成水。一旦水进入汽轮机，将会使动叶片受到水的冲击而损伤，甚至断裂。6060/78/78核电站的硼酸用来干什么？6161/78/78硼酸：吸收中子，进而达到控制核反应的目的。6262/78/78反应堆正反应和负反应6363/78/78反应堆第一次如何启动（“点火”）？6464/78/78用外置中子源轰击反应堆燃料 从而引起链式反应。运行之后，如何停堆？如何启堆？6565/78/786666/78/786767/78/78第四部分：CPR1000主要系统知识反应堆冷却剂系统（反应堆冷却剂系统（RCPRCP）由核反应堆和与其相）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。接有一个稳压器。主要功能主要功能反应堆冷却剂系统（反应堆冷却剂系统（RCPRCP）即核电站一回路的主）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给二回中核裂变产生的热量通过蒸汽发生器传输给二回路，同时冷却堆芯，防止燃料元件烧毁或毁坏。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6868/78/78第四部分：CPR1000主要系统知识辅助功能辅助功能反应堆中子慢化剂：压水堆的冷却剂为轻水，它具有比较反应堆中子慢化剂：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。起到发射层的作用，使泄露出堆芯的部分中子发射回来。反应性控制：反应堆冷却剂中溶有硼酸可吸收中子，通过反应性控制：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（主要用于补偿调整硼溶度可控制反应性（主要用于补偿氙效应氙效应和消耗）。和消耗）。压力控制：压力控制：RCPRCP系统中的稳压器用于控制冷却剂压力，以系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防止堆芯中发生不利于燃料元件传热的偏离泡核沸腾偏离泡核沸腾现象。现象。放射性屏障：放射性屏障：RCPRCP系统压力边界作为裂变产物放射性的系统压力边界作为裂变产物放射性的第第二道屏障二道屏障，在燃料元件包壳破损泄露时，可防止放射性物，在燃料元件包壳破损泄露时，可防止放射性物质外逸。质外逸。反应堆冷却剂系统6969/78/78第四部分：CPR1000主要系统知识一回路辅助系统是核辅助系统的一个重要组成部一回路辅助系统是核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。和工艺运输系统。一回路辅助系统主要包括一回路辅助系统主要包括化学和容积控制系统（化学和容积控制系统（RCVRCV）反应堆硼和水补给系统（反应堆硼和水补给系统（REAREA）余热排出系统（余热排出系统（RRARRA）一回路辅助系统7070/78/78第四部分：CPR1000主要系统知识RCVRCV系统是与核安全有关的系统之一。尤其是上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汽管道破裂的事故情况回路破口失水事故及主蒸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。况下，上充泵实际上属于安全设施。RCVRCV系统的主要功能包括系统的主要功能包括容积控制容积控制化学控制化学控制反应性控制反应性控制 化学和容积控制系统（RCV）7171/78/78温度容积1.4m3/1T3000C0第四部分：CPR1000主要系统知识一回路水容积变化一回路水容积变化热工学：水容积将随温度热工学：水容积将随温度的变化而变化。的变化而变化。水力学：在一回路处在水力学：在一回路处在15.5MPa15.5MPa压力下，不可避压力下，不可避免泄露（主要是指一号密免泄露（主要是指一号密封、主泵封、主泵2#2#轴封），会引轴封），会引起稳压器水位的波动。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。7272/78/78一回路稳压器容控箱MNMNTEPREA上充泵容积控制原理图第四部分：CPR1000主要系统知识容积控制原理容积控制原理通过上充、下泄来吸收稳压器吸收不了的一回路水的容积通过上充、下泄来吸收稳压器吸收不了的一回路水的容积变化，将稳压器的水位维持在程控液位；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系统上冲泵的两个作用？7373/78/787474/78/78第四部分：CPR1000主要系统知识一回路水化学变化的原因一回路水化学变化的原因物理腐蚀：水中杂质沉积在燃料包壳上结垢，影物理腐蚀：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。回路水的放射性指标上升。化学腐蚀（侵蚀）：水中杂质多、温度高、氧含化学腐蚀（侵蚀）：水中杂质多、温度高、氧含量增加以及量增加以及PHPH值降低，将会大大加速化学反应，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，进一步增加活化，成为具有放射性的活化产物，进一步增加一回路水的一回路水的比放射性活度比放射性活度。RCV 化学控制7575/78/78第四部分：CPR1000主要系统知识化学控制原理化学控制原理控制控制PHPH值（值（注入注入7 7LiOHLiOH，中和硼酸），中和硼酸）控制氧含量控制氧含量净化一回路水（过滤净化一回路水（过滤+除盐）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017VP030VP026VP001FI002FITEP系统REA系统002BA001DE002DE003DE上充泵自下泄回路上充7676/78/78第四部分：CPR1000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