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核电站常规岛技术方案

来源:233网校 2008年6月30日

  2 ABB-CE的系统80(System80)型压水堆核电机组

  此方案也是压水堆机组,较三环路方案不同之处是核岛部分为双蒸发器,由美国燃烧工程公司(ABB-CE)开发而成。此方案也为韩国核电国产化方案,核岛部分为ABB-CE的系统80反应堆,相匹配的常规岛部分为美国GE公司的汽轮发电机组。参考电站为韩国灵光3、4机组。

  灵光3、4机组经过2~3 a的运行,设备运行状况良好。

  目前由于还没有收集到GE公司关于灵光3、4机组常规岛部分的详细资料,汽轮发电机组的技术参数、型式、内部结构及热力系统等还暂时不能描述。

  3 日本三菱公司的四环路压水堆核电机组

  此方案亦属成熟技术的压水堆机组,其技术的先进性与安全水平与三环路和双蒸发器方案相当。日本三菱公司推荐的四环路压水堆核电机组方案,是以日本大饭3、4机组作为参考电站。

  大饭3、4机组采用了美国西屋公司的Model 412的标准设计,与大饭1、2号机组完全一致(大饭1、2号机组均为西屋公司设备),是一个技术成熟的、有丰富运行经验的机组。大饭3、4号机组已分别于1991年和1992年投入商业运行。

  3.1 三菱公司提供的汽轮发电机组的主要技术数据

  a)发电机端额定出力:1 036 MW;

  b)汽轮机型式:TC6F-44;

  c)转速:1 500 r/min;

  d)主汽门前蒸汽参数:压力6.30 MPa(绝对压力),温度279.6 ℃,湿度0.43%,额定出力时蒸汽流量5 844.129 t/h;

  e)给水温度:226.7 ℃;

  f)凝汽器压力:5.07 kPa(绝对压力);

  g)低压缸总的排汽面积:71 m2;

  h)发电机冷却方式:水氢氢;

  i)励磁方式:无刷励磁。

  3.2 机组的主要特点

  3.2.1 热力系统

  热力系统为压水堆机组典型的热力系统,MSR再热为两级。汽轮机为1个高压缸和3个低压缸。回热系统为1级高压加热器+1级除氧器+4级低压回热器。

  3.2.2 厂房布置

  机组布置为平行式,即反应堆的轴线与汽轮发电机组的轴线平行,这样的布置比较紧凑,汽机房体积小,行车可以共用,电缆长度短,机组之间的交通方便,只需要在汽机房墙的设计上考虑叶片飞射物的保护厚度即可。

  4 先进型沸水堆(ABWR)核电机组

  此方案为美国通用电气公司(GE)推出的先进型沸水堆(ABWR)核电机组,能满足用户要求文件(URD)。以日本东京电力公司的柏崎6、7号机组作为参考电站。

  柏崎6、7号机组是目前世界上唯一获得美、日两国设计批准的、已建成并投入商业运行的改进型沸水堆核电机组。反应堆和汽轮发电机组均由美国通用电气公司生产,柏崎6号机是世界上第1个ABWR机组,于1991年9月开始建设,1996年11月竣工投入商业运行。

  沸水堆核电机组是以美国通用电气公司(GE)为主进行开发的。1957年首台沸水堆核电机组投入运行,其后,经过多年的改进,从BWR-1到BWR-6,最后到ABWR.

  4.1 ABWR汽轮发电机组主要技术数据

  a)额定功率:1 350 MW;

  b)汽轮机型式:TC6F-52;

  c)汽缸结构:四缸六排汽(1HP+3LP);

  d)主汽门前主蒸汽压力:6.79 MPa;

  e)主汽门前主蒸汽流量:7 640 t/h;

  f)主汽门前主蒸汽湿度:0.4%;

  g)低压缸末级叶片长度:1 320.88 mm;

  h)回热系统:4级低压加热器+2级高压加热器(无除氧器)。

  4.2 ABWR核电机组的主要特点

  4.2.1 热力系统

  热力系统为直接循环系统,冷却剂直接作为汽轮机的工质,将PWR核电机组中的一回路和二回路并为1个回路。

  ABWR和PWR的汽轮机回热抽汽系统没有什么两样,其参数相似,ABWR主蒸汽压力略高于PWR,MSR的再热采用两级,以提高热效率,4级低加、2级高加,不设除氧器。加热器的疏水泵将疏水打入前级凝结水管。

  4.2.2 厂房布置

  由于ABWR是反应堆核蒸汽直接通到汽轮机,因此汽机厂房需要考虑防放射性的措施,汽机高压缸、MSR、高压加热器均用屏蔽墙隔离,运行期间人员不能进入。汽轮机的抽汽机排汽需经过过滤排入排汽筒,整个汽机车间是闭式通风系统。主蒸汽通过的安全壳两侧都有开关隔离阀。ABWR在正常运转时,如核燃料包壳不破损,主蒸汽携带放射性核元素主要是N16,N16的半衰期仅7 s.新蒸汽部分,即高压缸部分、MSR、高压加热器部分是带放射性的,需要屏蔽,而低压缸、凝结水部分是不带放射性的,不做特殊屏蔽。

  5 结束语

  以上四类技术方案的核电机组均是目前世界上技术比较先进和成熟的机组,其参考电站均有良好的运行业绩,四类方案都是可以供我国将来核电站选择的常规岛技术方案。

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