核電站系統匯總

核工程導論

第四章

核電站系統

SystemsofNuclearPowerPlant(NPP)上海交通大學2010年第四章核電站系統

SystemsofNuclearPowerPlant(NNP)4.1核電廠工作原理

4.2核電廠的組成與主系統4.3核電廠的主要設備4.4核電廠的控制4.1核電廠工作原理電是如何產生的？壓水堆pressurizedwaterreactor沸水堆boilingwaterreactor重水堆heavywaterreactor石墨水冷堆graphitewatercoolingreactor高溫氣冷堆high-temperaturegascoolingreactor快中子增殖堆fastbreedingreactor蒸汽推動汽輪機發電火電廠電是如何產生的？核電廠發電效率要求：汽輪機入口工質溫度高水水壓水堆核電站工作原理

PressurizedWaterReactor(PWR)壓力容器穩壓器主泵主管道蒸發器汽輪機發電機冷凝器輸配電二回路一回路基本參數： 一回路：壓力154bar,高壓水 二回路：壓力~55bar,出口飽和蒸汽蒸汽壓水堆的主要特性

CharacteristicsofPressurizedWaterReactor(PWR)核燃料fuel

低濃縮鈾low-enricheduranium，~2％富集度enrichment慢化劑moderator輕水lightwater冷卻劑coolant輕水lightwater回路loop：二個回路壓力pressure：一回路：15.4Mpa，二回路：~5.5Mpa一回路水保持在不發生整體沸騰二回路為蒸發器出口飽和蒸汽蒸汽溫度steamtemperature：飽和蒸汽saturatedsteam換料

refueling：12個月18個月目前，全球共有441臺在運行的核電機組，其中209臺是壓水堆壓水堆是上國際上使用最廣泛的堆型法國在運行的核電站都是壓水堆蒸汽單回路沸水堆核電站工作原理

BoilingWaterReactor(BWR)反應堆容器水沸水堆的主要特性

CharacteristicsofBoilingWaterReactor(BWR)核燃料：低濃縮鈾，~2％富集度慢化劑：輕水冷卻劑：輕水回路：一個回路堆芯：直流蒸發器壓力：一回路：5~7Mpa一回路冷卻水在堆芯內發生沸騰，并將產生的蒸汽直接送給汽輪發電重水堆核電站工作原理

HeavyWaterReactor重水作慢化劑和冷卻劑，天然鈾核燃料，不停堆換料汽輪機蒸汽發生器排管容器壓力管重水蒸汽輕水一回路二回路Candu重水堆的主要特性

CharacteristicsofCanduHeavyWaterReactor(BWR)核燃料：天然鈾naturaluranium，0.71％富集度慢化劑：重水heavywater冷卻劑：重水、輕水water回路：二個回路twoloops堆芯：壓力管pressuretube壓力：一回路60bar換料：不停堆CANDU堆的優缺點用天然鈾作燃料，燃料循環簡單由于重水吸收中子的能力比輕水弱200多倍，所以重水反應堆可以采用天然鈾作燃料建造重水堆不需要建濃縮鈾廠，只要具備天然鈾燃料生產能力就可以天然鈾需要量少，產钚量高若壓水堆的卸料不進行后處理的話，重水堆的天然鈾需要量要比壓水堆的少些在相同發電量的情況下，重水堆產钚量要比壓水堆多，這可為快中子堆積累更多的燃料而且在特殊情況下，還可以用于軍用RBMK石墨慢化輕水冷卻核電廠

GraphiteModeratorWaterCoolingReactor堆芯壓力管蒸汽石墨塊液體分配箱汽水分離器世界上第一個核電站的堆型切爾諾貝利核電站的堆型燃料棒石墨水冷堆核電站的主要特性

CharacteristicsofGraphiteModeratorWaterCoolingReactor核燃料：天然鈾，0.71％富集度慢化劑：石墨冷卻劑：輕水回路：一個回路，堆芯：壓力管，沸水型換料：不停堆優點：功率可以設計非常大缺點：堆芯太大、不易控制有些條件下可能會有正空泡份額高溫氣冷堆工作原理

High-temperatureGasCoolingReactor(HTGR)高溫氣冷堆的核燃料直徑60mm蒸汽發生器反應堆容器高溫氣冷堆的主要特性

CharacteristicsofHTGR核燃料：低濃鈾或高濃鈾加釷的氧化物（或碳化物），高溫陶瓷型顆粒燃料慢化劑：石墨冷卻劑：氦氣回路：二個回路：蒸汽輪機一個回路：氦氣輪機堆芯：由球形燃料和石墨反射層組成壓力：4Mpa堆芯出口溫度：大于750℃。換料：堆頂部連續裝入堆芯，同時從堆芯底部卸料管連續卸出乏燃料球快中子增殖堆工作原理

FastBreederReactor(FBR)堆芯中間熱交換器鈉池容器鈉泵蒸汽發生器快中子增殖堆的主要特性

CharacteristicsofFBR核燃料：濃縮鈾、钚－239（鈾-238）中子：快中子慢化劑：無冷卻劑：液態金屬鈉，鉛鉍和氦氣回路：三個回路

一回路鈉、中間回路鈉、二回路蒸汽堆芯：池式,鈉的出口溫度:約為550℃，增殖原理：鈾－238吸收中子生成钚－239研究堆

ResearchReactor用途醫學和核方面的研究，包括同位素的生產物理、化學和生物領域內的教學研究和實驗材料檢驗人員培訓原型反應堆設計研究類型工具堆 它主要用來考驗新堆的燃料、材料和部件，同時也用來進行新堆的物理特性實驗研究中子源堆 它主要用來提供中子束進行研究工作，為物理、化學、生物和醫學研究提供服務，同時也生產放射性同位素高通量研究堆

High-fluxResearchReactor

研究堆的主要用途是利用堆內的中子進行各種輻照和科學研究工作，所以，研究堆的首要要求就是較高的中子通量低通量堆中于通量小于1×1012中子/(厘米2·秒）的反應堆；中等通量堆在1×1012~1×1014中子／（厘米2·秒）之間高通量堆大于5X1014中子／（厘米2·秒）據不完全統計，最高中子通量為5×1014中子／（厘米2·秒）以上的研究堆，全世界只有15座最高中子通量為10×1014中子／（厘米2·秒）以上的研究堆，全世界只有10座脈沖反應堆(TRIGA堆)

脈沖反應堆是美國通用動力公司通用原子部（GA）在50年代末發展起來的一種小型均勻研究堆也叫作TRIGA堆（TrainingResearchandIsotopeProductionReactorofGeneralAtomic，即美國海灣通用動力公司通用原子部的培訓、研究和制備同位素反應堆）采用氫化鋯和鈾均勻彌散混合作為固體燃料一慢化劑元件，構成一種池式反應堆特點采用鈾氫鋯合金作為燃料一慢化元件，具有良好的負反饋性能固有安全性和較硬的中子能譜主要用途有用它來生產中短壽命放射性同位素，如用于疾病治療的氮-13、氟-18、鎂-28、鉻-5l、氙-131、锝-99、碘-125、碘-131、金-198等，就近供應用戶用于中子活化分析中子照相，脈沖堆的峰值中子通量比穩態堆高3個量級，脈沖中子照相速度快、質量好、成本低，它能測出的最小裂紋達0．025毫米，位錯0．125毫米，檢查鍛鋼件厚度達500毫米，尤其可對特殊材料進行無損探傷利用脈沖堆可開展多種基礎學科的研究，如核物理、中子物理、凝聚態物理、放射化學、分子生物學、材料科學等的實驗研究；脈沖堆裝備輻照孔道，可對各種材料、構件或樣品進行輻照實驗用于教學和人員的培訓，這是由于脈沖堆安全性很高，可以建在大學校園內作為教學堆，不會因誤操作而導致嚴重事故，可以進行事故分析脈沖反應堆生產反應堆用途生產軍用钚主要類型石墨氣冷反應堆

天然鈾石墨氣冷堆又稱鎂格諾克斯堆（Magnox），因為采用鎂作燃料元件包殼而得名堆體結構是由大量石墨塊砌成的，每塊石墨上刻有20厘米寬的槽，用以安裝燃料元件反應堆采用二氧化碳作冷卻劑。二氧化碳從燃料元件與石墨孔道的間隙中流過，流出堆芯后進入蒸汽發生器，經過熱交換后將熱量傳遞給二次回路的水，使其變成蒸汽推動汽輪機發電被冷卻的二氧化碳被風機重新打回反應堆堆芯中天然鈾石墨氣冷堆是英、法兩國早期生產堆的主體，對兩國早期生產軍用钚做出過很大的貢獻低溫核供熱站海水淡化反應堆4.2核電廠的組成（壓水堆）核電站廠房PlantBuildings按分島形式分類核島（安全殼） NuclearIsland(Containment)常規島（汽輪發電機廠房） ConventionalIsland(TurbineBuilding)BOP（電站輔助與公用設施） BalanceofPlant核電站的內部巡游蒸汽發生器反應堆汽輪機安全殼核電站廠房

安全殼廠房汽輪發電機廠房一回路輔助廠房

CANDU廠房布置百萬級核電廠廠房布置安全殼Containment名稱安全殼Containment反應堆廠房ReactorBuilding核島NuclearIsland一號廠房No.1Building作用將一回路系統中帶放射性物質的主要設備包容在一起，以防止放射性物質向外擴散即使在核電站發生最嚴重事故時，放射性物質仍能全部被封閉在安全殼內不致影響到周圍環境安全殼結構結構內徑約40米，壁厚約1米，高約65-70米的圓柱狀或球形預應力混凝土大型建筑物內設置有直徑為10米的設備閘門和一個聯接輔助廠房的人員閘門頂部設置有起吊能力為250－300t的環形吊車環形吊車壓力容器蒸發器秦山核電三期秦山核電二期安全殼內部布置反應堆廠房環形吊車壓力容器PressureVessel蒸發器SteamGenerator核島壓水堆安全殼反應堆堆芯

蒸氣發生器冷卻水循環泵汽輪發電機通向電網核蒸汽供應系統CANDU安全殼示意圖汽輪機廠房名稱氣輪機廠房TurbineBuilding常規島ConventionalIsland二號廠房No.2Building秦山核電二期汽輪機廠房秦山核電三期汽輪機廠房

ConventionalIslandBOP系統（BalanceOfPlant)電廠輔助與公用設施海水循環輸變電取排水應急柴油發電機組電廠輔助服務設施

核電廠的主系統（壓水堆）一回路系統PrimaryLoopSystem

核蒸汽供應系統

NuclearSteamSupplySystem,NSSS主系統輔助系統二回路系統SecondLoopSystem主給水系統

FeedwaterSystem主蒸汽系統

MainSteamSystem專設安全設施安全注射系統

SafetyInjectionSystem（應急堆芯冷卻系統EmergencyCoreCoolingSystem,ECCS）安全殼系統

ContaimentSystem安全殼噴淋系統

ContaimentSpraySystem核電站系統全圖核蒸汽供應系統常規島和BOP系統核蒸汽供應系統(一回路系統)主冷卻劑系統CoolantSystem安全注射系統ECCSEmergencyCoreCoolingSystem化學容積控制系統CVCSChemicalVolumeControlSystem穩壓器系統PressurizerSystem核蒸汽供應系統的特性

NuclearSteamSupplySystem，NSSS組成反應堆冷卻劑系統為支持一次冷卻劑系統正常運行和保證反應堆安全并直接與一次冷卻劑系統相連接的主要輔助系統化學與容積控制系統停堆冷卻劑系統,余熱排出系統安全注射系統，應急堆芯冷卻系統疏排水系統取樣系統功能將核燃料在反應堆中釋放出的熱能傳輸至蒸汽發生器產生蒸汽，以便最終用于電力生產(見一次冷卻劑系統)具有保證反應堆安全的功能一回路系統,核蒸汽供應系統

NuclearSteamSupplySystemNSSS主系統反應堆冷卻劑系統

CoolantSystem壓力容器PressureVessel,ReactorVessel主泵，冷卻劑泵MainPump，ReactorCoolantPump(RCP)蒸氣發生器SteamGenerator穩壓器Pressurizer主管道MainPipe穩壓器系統電加熱器,heaterelements噴淋系統,sprayersystem壓力保護系統,pressureprotectionsystem輔助系統化學容積控制系統ChemicalVolumeControlSystem,CVCS余熱排出系統，ResidualHeatRemoveSystem,RHRS安全注射系統，應急堆芯冷卻系統，SafetyInjectionSystem,

EmergencyCoreCoolingSystem高壓安注系統，High-pressureInjectionSystem蓄壓箱系統（中壓安注）Accumulator低壓安注系統,Low-pressureInjectionSystem反應堆冷卻劑系統

ReactorCoolantSystem(RCS)主管道Mainpipe

名稱反應堆冷卻劑系統

ReactorCoolantSystem一次側冷卻劑系統

PrimaryCoolantSystem一回路

PrimaryLoop主系統反應堆冷卻劑系統的特性（1）功能在核電廠正常運行期間，由反應堆冷卻劑冷卻堆芯，同時導出堆芯產生的熱量，通過蒸汽發生器加熱二回路側水產生蒸汽發電在其他工況下為堆芯提供冷卻條件(見余熱排出系統、安全注射系統)控制一次冷卻劑中的硼含量以補償和控制反應性以一次冷卻劑系統的壓力邊界作為防止放射性物質向外釋放的一道重要屏障冷卻劑兼作慢化劑和反射層組成壓水堆壓力容器兩條至四條并聯的環路穩壓器系統主參數一次冷卻劑的工作壓力通常為15.2~15.5MPa正常運行時由穩壓器控制使壓力保持在規定限值以內，并由卸壓閥和安全閥提供超壓保護一次冷卻劑的平均溫度通常為300~310℃其反應堆出口溫度通常為315~330℃反應堆進出口溫差在滿功率時約30℃反應堆冷卻劑系統的特性（2）設備要求本系統所有承壓邊界的設備及管道均屬于核安全1級和抗震Ⅰ類

布置要求本系統全部布置在安全殼內，以防止放射性物質向環境泄漏把各設備和管道按隔離原則分別布置在安全殼的各個隔離室內，以防止飛射物損壞本系統設備應使蒸汽發生器的位置高于反應堆位置，以保證系統具有足夠的自然循環能力，在主泵失效時也能排出堆芯余熱反應堆冷卻劑系統流程圖

RCS壓力容器MSFWHTRHTRMSFWAB穩壓器蒸發器蒸發器主泵主泵穩壓器蒸發器主泵作用：安置堆芯、控制裂變鏈式反應、導出熱量、產生蒸氣的重要系統放射性的第二道屏障構成主系統的壓力邊界CANDU和PWR一回路系統的比較CANDUPWR蒸汽出口反應堆本體給水入口SGWSHGSBRV10BV12V14V10AV11V13V15SRC005TKSRDV01BV01AVO2AVO2BVO3AVO3BVO4AVO5AVO4BVO5BSRC003PZAB噴淋電加熱器安全閥卸壓閥卸壓箱穩壓器系統

PressuriezerSystemFEEDWATERRWSTA1A2B1B2ABSumpBSumpAABBAFPTL反應堆冷卻劑系統和安全殼(核島)

NuclearIsland反應堆廠房布置化學和容積控制系統

ChemicalandVolumeControlSystem，CVCS作用一次冷卻劑系統中的一個重要輔助系統用于調節一次冷卻劑中硼的濃度以補償反應性變化補充和保持壓力邊界內冷卻劑的容積連續凈化一次冷卻劑功能在核電廠反應堆正常運行及停堆時，凈化一次冷卻劑，使其保持規定的水質指標補償一次冷卻劑由于其溫度的變化、流失或添加所引起的容積變化調節一次冷卻劑中的硼濃度，以補償由一次冷卻劑溫度變化、氙毒、燃耗等物理參數變化所引起的反應性的緩慢變化，并在維修或換料時提供足夠的停堆深度作為安全注射系統的補充，在事故工況時，將含硼水注入一次冷卻劑系統提供主泵軸封水并收集軸封回流水向換料水箱及乏燃料池提供含硼水

7000ppmBST7000ppmBST2000ppmRWSTVCTV521BV512AV104AV104BBATPBBATPAV528A過濾器V224BV224AV233BV233AV234BV235BV236BV234AV235AV236AV006主泵軸封APRZA環冷段B環冷段V237AV238AV239AV237BV238BV239BV012V008主泵軸封BV467AV462AV467BV462B再生熱交換器上充泵A上充泵B硼酸貯存箱B硼酸貯存箱A換料水箱容積控制箱硼酸駁運泵B硼酸駁運泵A化容上充SCV-IC8本底V461AV461BV528BV216AV216B化容系統流程圖余熱排出系統

ResidualHeatRemovalsystem，RHR作用用于冷停堆時排出堆芯余熱的系統，亦稱停堆冷卻系統很多核電廠中，本系統還兼作安全注射系統的低壓注射分系統主要功能正常冷卻停堆的第二階段，即當一次冷卻劑系統的壓力和溫度分別達到2.5~3.0MPa和175~180℃時，把停堆后的堆芯余熱以及系統內介質和設備的熱量，通過設備冷卻水系統傳輸至最終熱阱，使反應堆冷卻劑的溫度以一定速率降到冷停堆或換料操作溫度，并保持這個溫度在反應堆更換燃料開始時，將換料水箱內的含硼水輸入換料水池，換料結束后，再將換料水池內的含硼水送回換料水箱失水事故時，兼作低壓安全注射部分，將換料水箱內的含硼水或安全殼再循環地坑內的水，注入堆芯。A環熱段V01AV01CV26A安全殼內安全殼外余熱排除泵AV17AA環冷段設冷水B環熱段V01BV01DV26B余熱排除泵BV17BB環冷段設冷水V09AV09B余熱排出系統熱交換器B余熱排出系統熱交換器A設冷水設冷水安全殼內余熱排出系統

ResidualHeatRemovalSystem安全注射系統

SafetyInjectionSystem,SIS名稱安全注射系統(SafetyInjectionSystem,SIS)應急堆芯冷卻系統(EmergenceyCoreCoolingSystem,ECCS)作用一回路管道和設備發生破損事故后迅速向堆芯注射硼水，為堆芯提供應急和持續冷卻的系統專設安全設施之一有些核電廠設置應急加硼裝置當主蒸汽管道破裂時，利用化學和容積控制系統的離心上充泵或高壓安全注射泵從應急加硼箱內將硼濃度高達7000~21000ppm的含硼水注入堆芯，向堆芯引入負反應性，保證反應堆不會重返臨界，使反應堆保持安全停堆狀態組成高壓安注(HighPressureSafetyInjection)安全注射箱（蓄壓箱，Accumulator）低壓安注(LowPressureSafetyInjection)ACC-AV03BV03ASumpASumpBV01AV01BBV24CV24IV24LV24FV24JV24GV24DV24ASRH-V11ASRH-V11BSRH-V02BSRH-V02ASRH-V04ASRH-V04BSRH-V05BSRH-V05ARHEx-BV50BRHEx-AV50ARHR-P-ARHR-P-BV28AV28CV28EV28GV28BV28FV28DV28HV35CV35DV35AV35BA1A2B1B2V40AV40BV41AV41BSRH-V28BSRH-V28ARWSTMISSILEBARIERAV02BV02AV34AV34BV34CV34D安全殼外安全殼內安全殼外安注箱B換料水箱安注箱AHPISLPIS高壓安注p<~100pa低壓安注p<~10pa安注箱p<~60pa安注系統（應急堆芯冷卻系統ECCS）

SafetyInjectionSystem

（EmergencyCoreCoolantSystem）高壓注射中壓注射低壓注射應急水箱CANDU應急堆芯冷卻系統（ECCS）

EmergencyCoreCoolantSystem二回路系統二回路系統主系統majorsystems主蒸氣系統steamsystem主給水系統feedwatersystem輔助給水系統auxilialyfeedwatersystem汽輪機發電機turbineandgeneratorsystem冷凝器系統condensor輔助系統sub-systems蒸氣旁排系統，steamdumpsystem設備冷卻系統Equipmentcoolingsystem應急柴油機emergencydieselgenerators最終熱阱ultimateheatsink二回路系統主蒸氣系統主給水系統V01B給水系統

FeedwaterSystemFEEDWATERMANIFOLDv11FFFFFFPRIMARYLOOPBPRIMARYLOOPAMSMSFEEDWATERMANIFOLDEMERGENCYFEEDWATERTANKSRC002ASGSRC002BSGSMF-V001AV002AV005AV007AV004AV008AV003AV006ASAF-V10AV09AV09BSAF-V10BDIESELDRIVENPUMPAMOTORDRIVENPUMPAV03AV03BSMF-V001BV002BV005BV007BV004BV008BV003BV006BV10CV09CV09DV10DDIESELDRIVENPUMPBMOTORDRIVENPUMPBV01AFEEDWATERCONTROLv05V05BV08BV04BV10AV09AV08Av04v06Av02Bv02ASSF-V10BV08B除氧器V04AV07AV08A除氧器SSF-v12v02v03V03DSSF-V07Av08Cv08Dv07Cv05Cv07Dv05Dv02Cv02Dv09BV03CV05AV07AV06BV07B加熱器給水泵主給水系統輔助給水系統FWPTV006BV007BV008BV009BV001BV002BV003BV004BV004BV005BV005DV004DFsilencerPRIMARYLOOPBSRC002BSGFWPTV006AV007AV008AV009AV001AV002AV003AV004AV005AV005CV004CFsilencerPRIMARYLOOPASRC002ASGcondenserSTEAMVALVESCONTROL主蒸汽系統

SteamSystem汽輪機大氣釋放閥安全閥隔離閥給水給水安全殼系統安全殼噴淋系統

Containmentspraysystem(EAS)

在大破口失水事故（LossofCoolantAccident,LOCA）時，冷卻劑蒸發的蒸氣和放射性產物會釋放到安全殼中安全殼噴淋通過吸收熱量，使得環境壓力和溫度下降噴淋水中含有蘇打（soda），可用來除去放射性碘（iodine）核電站冷卻水系統（最終熱阱）設備冷卻水系統乏燃料池熱交換器化容系統熱交換器主泵冷卻熱交換器控制棒驅動機構冷卻熱交換器等重要廠用水系統設備冷卻水系統熱交換器冷凝器消防水核電站冷卻水系統壓水堆核電站布置圖主控室乏燃料池汽水分離再加熱器硼酸箱換料水池除氧器嶺澳核電廠平面布置圖反應堆安全系統

ReactorSafetySystems安全注射系統safetyinjection高壓安注highpressureinjection蓄壓箱accumulator低壓安注lowpressureinjection輔助給水系統auxiliaryfeedwater蒸汽排放系統steamdump安全殼噴淋系統containmentspray嶺澳核電廠安全系統布置4.3核電廠的主要設備

（以壓水堆為例）壓力容器pressurevessel主冷卻劑泵（主泵）coolantpump蒸汽發生器steamgenerator穩壓器pressurizer主管道mainpipe汽輪發電機機組steamturbineandgenerator汽輪機steamturbine發動機generator冷凝器condenser反應堆壓力容器

ReactorPressureVessel壓力容器特性

CharacteristicsofPressureVessel作用以鈾或钚作核燃料，可控地進行鏈式裂變反應，并持續不斷地將裂變能量帶出作功的一種特殊的原子鍋爐形式外形直徑約5米，壁厚約200毫米，總高約13米的圓柱形反應容器耐15.4Mpa的高壓容器秦山核電二期壓力容器嶺澳核電站堆內構件秦山三期排管冷卻劑泵（主泵）

CoolantPump(MainPump)飛輪電機電機軸泵軸冷卻劑入口冷卻劑出口冷卻劑泵特性

CharacteristicsofCoolantPump作用通過推動冷卻劑流動將反應堆熱量送到蒸汽發生器，傳遞給二回路給水形式主泵采用直立式、單級、混流式軸封泵泵和電機分開，電動機在上部電動機上設有飛輪，以增加泵的轉動慣量特性為一回路中高速轉動的設備當主泵斷電時，泵仍能繼續轉動幾分鐘為防止帶放射性的冷卻水泄漏，泵軸上設有三道密封，由兩道流體靜壓和一道機械密封串聯組成主泵嶺澳核電站主泵蒸汽發生器

steamgenerators

U型傳熱管U-typetubebundle

汽水分離器steamseparator

給水入口feedwaterintake

環形下降通道干燥器dryer秦山二期蒸汽發生器蒸汽發生器特性

CharacteristicsofSteamGenerator作用將反應堆的熱能傳遞給二回路介質以產生蒸汽的熱交換設備heatexchanger形式它采用帶汽水分離器的飽和蒸汽saturatedsteam自然循環蒸汽發生器thenaturalcirculationSG結構直立式倒U型傳熱管束U-typetubebundle管板三級汽水分離器steamseparator

外殼容器環型管下降通道downcomer蒸發器實物嶺澳東方鍋爐廠秦山三期秦山二期蒸發器穿管－嶺澳StructureofthesteamgeneratorsinVVER-440units穩壓器

Pressurizer電加熱器ElectricalHeater

噴淋spray嶺澳核電站秦山二期核電站穩壓器特性

CharacteristicsofSteamGenerator作用補償一回路冷卻水溫度變化引起的回路水容積的變化調節和控制一回路系統冷卻劑的工作壓力結構直立式電加熱穩壓器結構呈圓柱形筒體容器頂部設置有抑制壓力升高的噴霧器（噴淋）sprayer底部設有升高壓力的電加熱元件heaterelements工作狀態正常運行時，穩壓器內一半容積為水，另一半為保持一定壓力的蒸汽開啟電加熱元件可使熱水汽化，從而提高壓力上部噴霧冷水，可使蒸汽凝結降低壓力主管道

MainPipe安注箱嶺澳安注箱“東方鍋爐廠”硼注箱嶺澳核電站汽輪發電機機組

SteamTurbineandGenerator汽輪機和發電機系統汽輪發電機機組特性

CharacteristicsofSteamTurbineandGenerator作用將反應堆的熱能傳遞給二回路介質以產生蒸汽的熱交換設備組成飽和汽輪機saturatedsteamturbine發電機generator冷凝器condenser中間汽水分離加熱器middlesteamseparator汽輪機Turbine

高壓缸低壓缸飽和汽輪機特性

CharacteristicsofSaturatedSteamTurbine作用將反應堆的熱能傳遞給二回路介質以產生蒸汽的熱交換設備形式單軸、四缸六排汽、冷凝式飽和蒸汽輪機在汽輪機高壓缸和低壓缸之間，設有兩個汽水分離再熱器，對蒸汽進行中間除濕和加熱特性飽和汽輪機發電機

Generator發電機特性

CharacteristicsofGenerator作用產生電形式發電機為氫、水冷卻無刷勵磁的三相交流發電機機組轉速為