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海阳核电一期2×1253MW机组主要热力系统设计特点(一)

时间:2014-09-11 11:33来源:未知 作者:admin 点击:
海阳核电工程为全世界首批建设的AP1000 核电项目,较之以往的核电机组,在简化机组结构,提高运行可靠性和安全性方面有较大的改进。本文总体介绍了海阳核电( 2 1 253 MW机组) 的核岛主要系统构成,概况的描述了常规岛主要热力系统设置及主要设备配置方案,为后续的类似核电

     海阳核电工程为全世界首批建设的AP1000 核电项目,较之以往的核电机组,在简化机组结构,提高运行可靠性和安全性方面有较大的改进。本文总体介绍了海阳核电( 2 × 1 253 MW机组) 的核岛主要系统构成,概况的描述了常规岛主要热力系统设置及主要设备配置方案,为后续的类似核电工程热力系统的设计提供参考。


     0 引言


     山东海阳核电工程是全世界首批开工建设的AP1000 压水堆核电项目,规划建设6 台AP1000 百万千瓦级压水堆机组,并预留有扩建场地。其中,一期工程建设两台单机1 253 MW 的压水堆核电机组。该工程核岛部分由上海核工程研究设计院引进消化美国西屋公司研发的最新三代非能动压水堆核电技术,常规岛部分由国核电力规划设计研究院负责设计( 原山东电力工程咨询院) 。本文主要对海阳工程主要热力系统的设计特点进行概要性介绍。


     1 AP1000 核岛部分技术简介


     海阳工程核岛采用先进的第三代核电技术———AP1000,设计寿命60 年。AP1000 是采用先进的非能动安全系统技术的核电厂( 简称非能动核电厂) ,已经完全通过美国核管会( U. S NRC ) 的审评,并且已经获得最终设计批准[1]。与典型的压水堆( PWR) 核电厂相比,AP1000 为符合先进轻水堆业主要求文件( URD) 的要求,在工程设计和运行方面进行了许多改进,最重要的是采用非能动安全系统设计技术,从而提升了电厂的安全性,简化了电厂系统和设备,也简化了电厂的运行,减少了电厂的维护需求,并缩短了电厂的建造周期[1]。


     核岛主要由反应堆系统、反应堆冷却剂系统、非能动堆芯冷却系统、安全壳和安全壳系统、辅助系统、蒸汽动力转换系统( 二回路系统) 、电气系统与仪表控制系统等组成。下面仅对安全壳系统和反应堆冷却剂系统简单介绍。


     AP1000 的安全壳与通常压水堆的预应力混凝土安全壳不同,他由两层组成,其内层为圆柱形钢制容器,外层为钢筋混凝土屏蔽构筑物,均属抗震I 类构筑物。内层独立式的安全壳是带上下椭圆封头的圆柱形钢制容器,它也是整个非能动安全壳冷却系统的组成部分。安全壳钢制容器和非能动安全壳冷却系统的作用是从安全壳移出足够的能量,保证在设计基准事故下,安全壳不会超压[1]。


     反应堆冷却剂系统由两条传热环路组成,每条环路包括一台蒸汽发生器,两台反应堆冷却剂泵和循环反应堆冷却剂用的一条热段主管道和两条冷段主管道。


     另外,系统包括稳压器、互相连接的管道、阀门和用于运行控制和专设驱动的仪表。所有的反应堆冷却剂系统位于反应堆安全壳内。

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