核电厂系统及核电泵介绍(客服).ppt

《核电厂系统及核电泵介绍(客服).ppt》由会员分享，可在线阅读，更多相关《核电厂系统及核电泵介绍(客服).ppt（62页珍藏版）》请在三一办公上搜索。

1、核电厂系统及核级泵介绍,沈阳鼓风机集团核电泵业有限公司,Table of Contents,一、核电厂简介,我国目前已建成秦山、大亚湾、田湾、岭澳四个核电基地。核电总装机容量约1000万千瓦。出口巴基斯坦1台30万千瓦机组。国家确定了核电发展方针，由过去的“适度发展”改为“积极发展”的方针。国务院提出到2020年我国核电装机容量要达到4000万千瓦，核电占我国总的电力装机容量由1%跨越至4%。但与世界先进核电国家的差距仍很大。目前世界33个国家拥有核电站，核发电占世界总发电的17%。十几个国家的核发电超过国内总发电的1/4。法国则达到80%。目前世界核电装机总量达41024万千瓦（4亿千瓦）。

2、,清洁能源,核电是一个比较安全和清洁的能源。采用可靠的燃料包壳、压力壳和安全壳三道保护屏障。多种“纵深防御”措施。在核电厂正常运行条件下，向环境的排放所造成的污染比火电厂小得多。以100万千瓦的核电厂为例，每年排放的辐射剂量不到2毫雷姆，而燃煤电厂，通过烟囱排放的烟灰中，仅镭、钍等放射性元素的辐射剂量每年接近5毫雷姆。此外，燃煤电厂每年向外排出几万吨二氧化碳、二氧化硫和氧化氮等有害物质及上百公斤汞、镉和三四化笓等致癌物质。因此核电厂是比火电厂更清洁的能源。,核电厂系统,核电厂是由反应堆、反应堆冷却剂系统及其辅助系统（一回路或称核岛）以及汽轮发电机组及其辅助系统（二回路或称常规岛）组成。在核岛中

3、，主要是反应堆冷却剂系统。它由四大件构成：反应堆压力容器、蒸汽发生器、稳压器和主泵。一般根据所使用的冷却剂和慢化剂的不同，把反应堆分为轻水堆和重水堆，本文中所说的压水堆核电厂，即用来冷却反应堆堆芯的冷却剂处于高压过冷状态。广义的说，通常主要是指用轻水做慢化剂和冷却剂的核电厂，但CANDU型重水堆也属于压水堆的范畴。,不同电厂对比表,压水堆核燃料是高温烧结的圆柱型二氧化铀陶瓷芯块，其直径为8mm，长13mm。芯块中U235富集度为3。一个个重叠放置在外径为10mm，厚度0.6mm，长为3m的锆4合金管内。这些燃料元件用定位格架定位，构成1717的燃料组件。组件的横截面积为正方形（边长为20cm）

4、，组件长为4m。冷却剂在组件的燃料棒间流动，带走热量。堆芯内共有100多个燃料组件。每个燃料组件包括200多根燃料元件，中间有些位置空置出来放控制棒。堆芯放在反应堆压力容器内，压力容器是直径为4m，壁厚20cm，高13m的圆桶状容器。,在压水堆核电厂中，一般 一回路 水温320 压力为155ata 二回路 温度280 压力为6070ata,压水堆的优点：压水堆的特点是结构紧凑，堆芯功率密度大。因为水的含氢量高，慢化效果好，是好的慢化剂。同时水的比热大，导热系数高，载热好，是好的冷却剂。另外压水堆核电厂的经济性好：基建费用低，建设周期短。压水堆的缺点：必须用耐高压的压力容器。水的沸点低，在一个大

5、气压下，100就沸腾了。为提高电站效率，就要提高出口水温，就要提高压力。另外，需要采用一定富集度的核燃料（浓缩铀），而不能用天然的铀，这也是一个缺点。这是由于水的吸收能力比重水和石墨都大，因此不能用天然铀。,压水堆核电厂包括反应堆冷却剂系统、主蒸汽系统、主给水系统和循环冷却水系统等。反应堆冷却剂系统将热量从堆芯带出，并在蒸汽发生器中将热量传递给二次侧的水，以产生蒸汽。主给水系统为蒸汽发生器提供给水。主蒸汽系统的蒸汽推动汽轮机做功，由汽轮发电机生产电能。所以压水堆核电厂主系统的功能是完成将堆芯产生的热能转换为机械能的过程。,核电厂的纵身防御：一共有三道屏障来包容放射性物质释放，分别是燃料包壳、一

6、回路（管道及设备）和安全壳。核电厂通过这三层屏障防止发射性泄漏到环境或危及到人员。为了保证以上的三道屏障，在设计上有三层要求。1）电站设计制造的高质量，保证正常运行不发生问题事故预防 2）控制系统设计保证电站安全可靠运行，偶然事故停堆避免偶发事件发展成事故。3）设置工程安全设施发生事故，把影响减小到最小。,三道屏障,核岛包括反应堆冷却剂系统及其辅助系统；常规岛包括汽轮发电机组及其辅助系统。核岛辅助系统主要包括化学和容积控制系统、余热排出系统、设备冷却水系统、安全重要厂用水系统、通风系统、压缩空气系统、取样系统、燃料装卸和贮存系统、蒸汽发生器排污系统、废物处理系统等。核岛辅助系统的主要功能是为维

7、持核电厂的正常运行提供条件，其中部分系统也兼有核安全功能。,化学和容积控制系统：主要作用是控制一回路的水装量，补偿一回路冷却剂的泄漏，保证一回路冷却剂的水质，为反应性的化学补偿控制提供所要求浓度的硼酸溶液。在许多核电厂，化学和容积控制系统也兼顾高压安全注射功能和主泵轴封水注入功能。余热排出系统：在正常停堆和事故停堆后带出堆芯的衰变热，维持核电厂处于安全状态。在许多核电厂，余热排出系统也兼顾低压安全注射功能。,设备冷却水系统：为设备正常运行提供必要的冷却，并作为一个中间回路，将余热排出系统的热量传递给安全重要厂用水系统。设备冷却水系统也是防止放射性物质可能向环境泄漏的一个中间屏障。安全重要厂用水

8、系统：为设备冷却水系统提供冷却。将堆芯衰变热传给最终热阱是安全重要厂用水系统承担的一项重要安全功能。,与常规电厂不同，在核电厂中设置了一些在正常运行中并不使用，而专门为对付事故所设置的系统，称为专设安全设施。专设安全设施主要包括应急堆芯冷却系统包括高压安全注射系统、安全注射箱（中压）和低压安全注射系统、安全壳系统（包括安全壳、安全壳喷淋系统、安全壳隔离系统、安全壳可燃气体控制系统等）、辅助给水系统（在许多核电厂中也兼顾启动给水）和主控制室可居留系统。,应急堆芯冷却系统：主要功能是在一回路冷却剂丧失事故时提供堆芯的应急冷却，在其他事故时提供反应性控制。安全壳系统：作为包容放射性的最后一道屏障，在

9、事故工况下限制放射性向环境的释放，也为应急堆芯冷却系统创造完成功能的条件。辅助给水系统：在事故的早期阶段（一回路温度压力较高时）提供排出堆芯衰变热的功能。主控室可居留系统：在事故情况下为主控室操纵人员提供辐射防护。,二、一回路系统,（1）反应堆冷却剂系统及运行支持系统，它包括：反应堆冷却剂系统 化容系统 余热排除系统 设备冷却水系统 重要厂用水系统 取样系统 硼回收系统 乏燃料冷却与净化系统 这些系统的功能是保证反应堆在正常工况下运行。,（2）专设安全设施，它包括 安注系统 安喷系统 消氢系统（安全壳大气控制系统）应急给水系统（蒸汽发生器辅助给水系统）安全壳隔离系统*堆芯淹没系统*内置换料水箱

10、系统 这些系统的功能是用于事故工况下的事故缓解（包括设计基准事故和严重事故）,（3）其他系统 三废处理系统废液处理系统固体废物处理系统，废气处理系统，对各类放射性废物进行处理，然后进行储存或排放。通风系统 一般通风系统是常规系统，但以下系统为安全级的通风系统。确保工程安全设施良好的运行条件，如柴油机厂房通风、安注、安喷泵房通风。限制场外污染的通风系统，如外围厂房通风，燃料厂房通风。反应堆控制室人员的环境条件通风系统，如主控室的空调系统。,核级泵是指上述一回路系统的各工艺系统所采用的泵。按其安全重要性分为核安全级（核级）和非核级两大类。对于核级泵，要求不但满足正常工况下保证核电厂运行，还要满足在

11、事故工况（包括设计基准事故和严重事故）下遏制和缓解事故发展的功能。属于履行以下功能的泵属于安全级泵：反应性控制 余热排除 放射性物质包容,三、核级泵的特点：,1、核安全级要求 核岛系统（或一回路系统）用核级泵按其履行的安全功能分为核安全1、2、3级和非安全级。核安全级泵是指履行以上三项安全功能的泵。具体分级如下：核安全1级属于反应堆冷却剂系统压力边界范围的泵均为核1级泵。即反应堆冷却剂泵，或称主泵。核安全2级，主要是在事故时执行安全功能，大部份为专设安全设施用的泵（如安注泵、安喷泵）。另外还包括与一回路相连的一些大泵，如余热排出泵、上充泵。核安全3级，用于反应堆辅助支持系统（如辅助给水泵）和安

12、全保障设施（如设备冷却水泵、重要厂用水泵）。,在美国规范分级中，核安全等级与规范等级一一对应。在法国分级规范中，除一一对应外，还会由于其内部压力、温度和运行瞬态次数的增加，而有“跳级”，即称对规范等级升级的现象，如辅助给水泵定为安全3级，而却为规范2级。在一个21000MW核电厂，如大亚湾或红沿河核电厂，2级和3级泵的总数量大约65台，加上主泵6台，共计有70余台安全级泵。核2级泵（RCC-M 2级）共7种27台，核3级泵（RCC-M 3级）共9种38台，具体名称如下表：,表1 核2级泵7种27台（21000MW）,表2 核3级泵9种38台（21000MW）,以下分别描述各泵的安全功能：1）安

13、注泵（RIS）在事故时使用。在一回路发生失水事故（LOCA）时，该泵（包括高压安注泵和低压安注泵）提供堆芯冷却。在直接注水阶段，安注泵从换料水箱吸水，在再循环阶段则从反应堆厂房地坑吸水（需作抗震鉴定和热冲击试验和固体颗粒运行试验）。2）水压试验泵（RIS）该泵也包括在堆芯应急冷却系统中，用于在全厂丧失全部电源（包括柴油机电源）情况下给一回路主泵的轴密封供水。因此，要求与输送介质相接触的部件材料有耐辐照、耐腐蚀要求。泵机组要作抗震鉴定。,3）硼酸驳运泵（REA）该泵也包括在堆芯应急冷却系统中，以使硼酸连续地进行低压再循环（防止硼结晶）。该泵机组要求作抗震鉴定和有耐腐蚀要求。4）上充泵（RCV）上

14、充泵也作为高压安注泵，在失水事故时，开始阶段提供高压安注水（需作抗震鉴定、热冲击试验和固体颗粒运行试验）。,5）安喷泵（EAS）在事故时使用，在失水事故（LOCA）时使用：排出余热；降低安全壳内裂变产物浓度（特别是碘浓度）以及气溶胶的浓度；限制氢气的产生，中和硼酸溶液，减少氢和氧的释放；降低安全壳内的压力和温度；中和腐蚀物质，通过加入化学药物，减少不锈钢或其它金属设备由于氯化物产生应力腐蚀。它参与地坑再循环，因此要求进行抗震鉴定和热冲击试验和固体颗粒运行试验。,6）蒸汽发生器辅助给水泵（ASG）它的功能是主给水系统失效时，向蒸汽发生器供水：在热停堆期间，冷却反应堆，直到转入冷停堆后，由余热排出

15、系统排除堆芯余热；事故工况时，向蒸汽发生器供水，以便排出堆芯余热，冷却一回路，从而转入到使用余热排出系统的工况。泵机组要求进行抗震鉴定。每台机组为符合单一故障准则，配备（并联安装）：两台电动泵（250%总流量）；一台汽动泵（100%总流量，或250%总流量）。,7）余热排除泵（RRA）它的功能是排除反应堆余热，占电站总的热功率的23%。在压力温度低于保证蒸汽发生器的有效冷却条件时，对反应堆进行冷却。它从反应堆冷却剂系统的一个热段抽出反应堆冷却剂，经热交换器，再送回到另两环路的冷段。每个机组有2台，符合单一故障准则。它参加低压地坑再循环，需作抗震鉴定、热冲击试验和固体颗粒运行试验。由于该泵参加堆

16、芯余热冷却，在开始运行时，投入到反应堆热停堆工况，此时一回路水温为180，故需作常温至180热冲击试验，另需作抗震鉴定和固体颗粒运行试验，如果它安装在安全壳内，还需进行耐辐照试验、LOCA鉴定试验（主要是配套电机和密封、润滑油脂）。,8）设备冷却水泵（RRI）其系统功能是向核岛所有热交换器提供冷却水，冷却。相当于二回路，把放射性污染水与环境分开。符合单一故障准则：每台机组2100%总流量。该泵机组需作抗震鉴定。9）重要厂用水泵（SEC）其系统功能是向重要厂用水/设备冷却水热交换器提供冷却水，相当于三回路，它与环境的海水相连。符合单一故障准则：每台机组2100%总流量。该泵机组需作抗震鉴定。,以

17、上2级泵，包括上充泵、安注泵、安喷泵、余热泵与一回路放射性水接触，采用不锈钢制造。2级泵不仅有抗震要求，且有热冲击和固体颗粒运行要求。而3级泵，如设备冷却水泵、重要厂用水泵和辅助给水泵与二回路或三回路（海水）接触，用碳钢制造。3级泵只有抗震要求。核安全1、2、3级泵分别要按ASME-NB、NC、ND分册（RCC-M的B、C、D分册）进行设计和制造。,2、抗震要求 核电厂设计的最重要的原则是“安全第一”，要求在任何情况下都是安全的。因此，核级泵在设计上有很大裕量。所有核级泵（核1、2、3级泵）均属于抗震类（抗SSE要求），即在一万年一遇的地震下仍能保持功能要求（常规泵是满足百年一遇或几十年一遇的

18、地震要求）。如秦山核电厂址常规设备按0.05g地面加速度设计，核级设备和构筑物按0.15g地面加速度设计。,由于核级泵在地震时执行安全功能的差别，又分为以下3类：1A类：这是对能动设备而言的，在SSE地震时，为执行安全功能需动作的设备；1F类：这是对非能动设备，如管道、容器的要求。要求在SSE地震时，变形不能太大的设备。如专设安全设施管道，就有这个要求。如果变形太大，就影响流量，使注水功能降低。1I类：只要求SSE地震条件下，保持结构完整性，而不要求其可运行性。,对核级泵而言，只涉及到1A或1I类。如果要求在地震中有可运行性，就是1A类。如果没有可运行性要求，只有完整性要求就是1I类。对于1A

19、类核级泵必须采用试验法进行抗震鉴定，保证其可运行性；而对1I类，可以用分析方法进行抗震鉴定，分析法必须采用认可的计算机程序，采用恰当的数学模型和适当分析方法进行。,质保等级是根据设备的安全等级，并考虑其复杂性和成熟性，提出质量保证和质量控制方面的要求。分QA1、QA2、QA3和QNC级。安全1、2、3级泵的QA都是QA1或QA2级，不存在QA3级。,3、材料要求 a)泵壳材料要采用耐辐照、耐腐蚀的材料。一回路工艺系统运行介质有放射性，一般要采用奥氏体不锈钢材料（304L，316系列）。泵壳体和支架禁止采用灰铸铁材料。b)泵中的非金属材料，包括电动执行机构中的电气元件、非金属材料，如非金属密封件

20、、润滑油、油脂等，应通过热老化和辐照老化鉴定试验，确定其鉴定寿命。如对于安全壳内的核级泵应在温度40条件下运行40年，累计辐照剂量要达到105106Gy。,c)泵壳体材料不得采用低熔点金属如铅、锑、镉、铟、汞、锌、铋、锡等金属及其合金。（包括一回路和二回路泵）d)为减少辐照剂量，应对1级、2级泵限制使用钴和镍。铜在接触放射性介质处不宜采用。e)不锈钢焊缝应有抗晶间腐蚀能力，应控制铁素体的含量。应控制与不锈钢管道接触的保温层材料的卤素成份，避免产生晶间应力腐蚀开裂。对接触蒸汽或强腐蚀性不锈钢流体的泵，可采用含铬（Cr0.5）的低合金钢。,f)壳体材料及其焊缝材料应测定其化学成份和机械性能（b、s

21、、）。对名义壁厚大于16mm的泵壳体应测定冲击韧性Cv,Cv值测定的试验温度必须低于或等于最低使用温度，而最低使用温度限制在不低于材料的RTNDT+55。Cv值的试验值应满足ASME-相应章节所列值。Cv值要求变严是核级泵与常规泵的重要差别。对于奥氏体不锈钢应测定其抗晶间腐蚀能力。g)保温材料和密封材料，与不锈钢相接触的非金属材料（如密封或保温材料）应控制卤素成份，控制铁、氯、硫等杂质含量，以防止不锈钢的晶间应力腐蚀开裂。,4、结构设计 a)对ASME、RCC-M标准规范的熟悉；b)结构应力分析要求 i）应力计算 核级泵与常规泵的不同主要在支架加固，泵的重心下降，泵轴高度下降，轴承寿命可靠性提

22、高，密封（包括动密封）要求更严。应力分析要求较高，设计中应作应力分析和抗震分析，使承压部件的各点应力满足ASME NB（NC或ND）的四类工况的应力要求。这样就保证了泵承压部件在正常和事故工况下的完整性要求。分析要求如下：,2、3级部件的应力限值一览表：,注：m为薄膜应力 L为局部薄膜应力 b为弯曲应力 S为RCC-M附录表、给出许用应力。,其中：O级准则的目的是满足基本设计参数要求。A级准则的目的是保证各点应力很小，没有塑性变形，维持在弹性变形范围内；保持可运行性。B级准则的目的是保证各点应力较小，只有微小塑性变形，仍保持可运行性。C级准则的目的是对非能动设备而言，可以产生较大变形，但不影响

23、其功能（如对专设安全设施管道，其变形不至影响流量的下降）。D级准则的目的是可以产生较大变形，但不至造成的破坏不至影响其完整性（密封性）损坏。,结束,核电发展史,核电站技术大致可以分四代：第一代核电站：第一代核电站的开发与建设开始于上世纪50年代1954年，前苏联建成电功率为五千千瓦的实验性核电站1957年，美国建成电功率为九万千瓦的Shipping Port原型核电站 这些成就证明了利用核能发电的技术可行性上述实验性和原型核电机组被称为第一代核电机组,第二代核电站：上世纪年代后期，在实验性和原型核电机组基础上，陆续建成电功率在万千瓦以上的压水堆、沸水堆、重水堆、石墨水冷堆等核电机组它们在进一步

24、验证核电技术可行性的同时，也验证了核电的经济性。上世纪年代，因石油涨价引发的能源危机促进了核电的大发展。目前世界上商业运行的400多座核电机组绝大部分是在这段时期建成的，习惯上称之为第二代核电机组。,第三代核电站：上世纪90年代，为了解决三里岛和切尔诺贝利核电站的严重事故的负面影响，世界核电业界集中力量对严重事故的预防和缓解进行了研究和攻关。美国和欧洲先后出台了URD文件和EUR文件，进一步明确了预防与缓解严重事故、提高安全可靠性和改善人因工程、降低造价等方面的要求。通常把满足URD文件或EUR文件的核电机组称为第三代核电机组。目前比较成熟的第三代核电技术方案有ABWR、SBWR、AP1000

25、、EPR、SYSTEM 80+和APR1400等型号。ABWR为沸水堆，已建成投产并有良好的运行业绩。其它主要为压水堆，目前处于“在建”、“待建”或“设计论证”状态。,第四代核电站：第四代核电站的设计由美国发起2000年年初，在美国能源部的倡议下，美国、英国、瑞士、南非、日本、法国、加拿大、巴西、韩国和阿根廷等10个国家，联合组成了“第四代国际核能论坛”（GIF）。2001年7月，相关国家签署合约，约定共同合作研究开发第四代核能技术。根据设想，第四代核能方案的安全性和经济性将更加优越，废物量极少，无需厂外应急，并具备固有的防止核扩散的能力。估计到2030年左右方能实现商用化。,简而言之：第一代核电站为原型堆，其目的在于验证核电设计技术和商业开发前景；第二代核电站为技术成熟的商业堆，目前在运的核电站绝大部分属于第二代核电站；第三代核电站为符合URD或EUR要求的核电站，其安全性和经济性均较第二代有所提高，属于近期发展的主要方向之一；第四代核电站强化了防止核扩散等方面的要求，目前处在原型堆技术研发阶段，需要克服的技术难题还很多。,介绍完毕，谢谢！,沈阳鼓风机集团核电泵业有限公司,