核电站实习报告

1目录1.实习目的...................................................................................22.实习内容......................................................................................22.1概述....................................................................................22.2反应堆结构.........................................................................72.3堆芯组成..........................................................................142.4蒸汽发生器结构..............................................................162.5汽轮机结构......................................................................172.6除氧器..............................................................................192.7田湾全数字化仪控系统....................................................213.实习总结.................................................................................2221.实习目的（1）训练从核电站业设计、施工、监理及系统运行管理等工作所必须的各种基本技能和实践动手能力；（2）了解核电站整体的运行情况，以及各个设备的工作原理与工作过程。（3）培养理论联系实际、从实际出发分析问题、研究问题和解决问题的能力；（4）培养学生热爱劳动、不怕苦、不怕累的工作作风。2.实习内容2.1概述核动力装置的组成及工作原理核力装置是一个由各种仪器、系统、设备和机构组成的综合体，用于将核燃料裂变时放出的核能变换成电能、机械能和热能。核动力装置由两部分组成：一是反应堆装置，其作用是使核燃料中的易裂变核素产生裂变，释放热量，并把热量传递给工质（冷却剂）；二是汽轮发电机组（包括汽轮机和发电机），其作用是将工质（蒸汽）热能转为机械能和电能，在大多数核动力装置中，作为工质的冷却剂和蒸汽的回路是分开的。其中，冷却剂回路称为一回路．水蒸气回路称为二回路。一回路是带放射性的，二回路则是安全的。田湾核电站一期工程建设的两台单机容量为100万千瓦级的俄罗斯ASE-91/99型压水堆核电机组即为双回路设计。其中，一回路由1个反应堆、1台稳压器和4个环路组成，如图1-1-1所示。3每个环路又包括1台蒸汽发生器、1台主泵和主管道。冷却剂在主泵的作用下．按照从反应堆一蒸汽发生器一主泵一反应堆的流程在一回路中循环流动。一回路内的压力由稳压器稳定在15.7MPa，在冷却剂通过反应堆堆芯时，吸收核裂变释放出的热量，温度从t=290℃加热到t=322℃，因此冷却剂在正常情况下处于欠饱和状态。被加热的冷却剂然后沿主管道进入蒸汽发生器，并在蒸汽发生器的传热管内流动，将热量传递给传热管外侧的二回路工质（给水），使给水沸腾，从而转变为饱和蒸汽，蒸汽的压力为6.28MPa，温度为278℃。同时'一回路冷却剂被二回路工质（给水）冷却，温度从320℃下降到290℃，然后沿主管道重新进入堆芯。在蒸汽发生器内产生的饱和蒸汽沿蒸汽管线进入汽轮机。蒸汽在流过汽轮机膨胀做功，使其热能转换成汽轮机转子旋转的机械能。由于汽轮机转子与发电机转子通过联轴器连接在一起，因此汽轮机在转动的同时带动发电机转子旋转，继而在发电机定子上产生感应电流，这样就将机械能转换成电能，如图1-1-2所示。4由于随着蒸汽在汽轮机内的膨胀，蒸汽的湿度增加，而这有可能导致汽轮机零件的汽蚀磨损。所以，汽轮机分为高压缸和低压缸，并且在高压缸和低压缸之间设置汽水分离再热装置，对蒸汽进行干燥和加热。干燥后的微过热蒸汽进入低压缸做功，并最终排入凝汽器。在凝汽器中布置有传热管，传热管内循环流动着海水，用于冷却汽轮机排出的乏蒸汽，使乏蒸汽转变为凝结水，同时保持凝汽器内为恒定的真空。海水的水温通常在13～33℃，海水的循环依靠循环泵实现。凝汽器中蓄积的蒸汽凝结水称为主凝结水，由凝结水泵抽出，经过低压加热器加入除氧器。低压加热器是利用从汽缸中抽出的蒸汽加热凝结水，有利于提高热循环效率，同时也可将汽轮机内的水分带出，有利于汽轮机的安全运行。在田湾核电站共设有四级低压加热器，其中一号低加为并列布置的4个表面式加热器，二号低加是一个混合式加热器，三号低加是一个表面式加热器，四号低加也是一个表面式加热器。在除气器中，利用汽轮机高压缸的抽汽将凝结水加热至饱和温度，使溶在水中的氧和二氧化碳等气体被释放出来并排出二回路，避免金属设备腐蚀，可见除氧器。经过除氧后的凝结水称为主给水。主给水由主给水泵抽出，经过高压加热器加热后进入蒸汽发生器，高压加热器同样是利用从高压缸中抽出的蒸汽加热给水，有利于提高热循环效率。在田湾核电站，高压加热器均为表面式加热器，共设有两级并且分AB两个并列运行系列。例如，A系列依次布置有一个五号高加和一个六号高加，B系列与A系列完全相同。从以上对二回路热力系统的描述可知：二回路做功的工质从初始的饱和蒸汽，经过几个不同的热力过程后，仍然回到初始状态，这个周而复始的热力循环即是朗肯循环。如图1-1-3所示，朗肯循环由以下几个热力过程组成：58→1→2，表示二路的给水在蒸汽发生器中吸收一回路冷却剂释放的热量后转变为饱和蒸汽的过程，是一个定压吸热过程。2→3：表示饱和蒸汽在高压缸中膨胀做功，将蒸汽的内能部分地转化为转子旋转的机械能，是一个绝热膨胀过程。3→4：表示高压缸的排汽在汽水分离再热器中的汽水分离过程，使蒸汽的湿度减小。4→5：表示高压缸的排汽在汽水分离再热器中的再热过程，使蒸汽的内能增加。5→6：表示饱和蒸汽在低压缸中膨胀做功，将蒸汽的内能部分地转化为转子旋转的机械能，是一个绝热膨胀过程。6→7：表示汽轮机排汽在凝汽器中被冷凝成凝结水的过程，是一个定压放热过程。7—8：表示水在泵中的加压过程，是一个绝热压缩过程。核电厂的热循环效率，通常用表示，它是指工质完成一循环所做的静功与工质在循环中从高温热源吸收的热量的比值，它表示输入的热量转变为功的份额。从朗肯循环可知，工质在循环中从高温热源吸收的热量q1，是点1→2→3→4→5→6→90→10→7→8所所围成的面积，工质在循环中向低温冷源释放的热量q2，是点6→9→10→7所围成的面积；工质完成一个循环所做的净功即是吸收的热量与释放的热量之差，因此，核电厂的热循环效率可以用下式表示：𝜂𝑡=(𝑞1−𝑞2)/𝑞1由于q1与蒸汽的初始参数（温度、压力）有关，q2与蒸汽的终参数有关，因此初始参数越高，则热循环效率越高；终参数下降，初始参数不变，则热循环效率越高。由于核电厂蒸汽的初始参数低于火电厂蒸汽参数，因此核电厂的热循环效率较低。为了提高热循环效率，核电厂普遍采用了给水回热循环。采用给水回热循环的意义在于：从汽轮机中抽出一部分蒸汽，加热给水，提高了蒸6汽发生器的给水温度，减少了给水在蒸汽发生器中的吸热q1。同时，可使抽汽不在凝气器中令凝放热，减少冷源损失2。，因此在蒸汽初、终参数相同的条件下，采用给水回热循环的热效率比朗肯循环高。田湾核电站运行工况田湾核电站按照现行俄罗斯标准和IAEA标准设计有以下4种运行工况：(1)正常运行工况正常运行工况是指电站所有系统和设备的状态符合所设计的正常运行限值和条件。正常运行工况包括有功率运行、最小可监测功率水平、热态、冷态、维修冷停堆、换料冷停堆，加热和冷却8个状态。(2)预期运行事件预期运行事件是指所有能够预期的机组正常运行的偏离，在运行期间发生一次或几次但是由于设计中规定了相应的措施，不会对安全重要部件造成大的破坏，不会导致事故状态。预期运行事件诸如：多台或者单台主泵停运、汽轮机主汽门关闭或者外部负荷丧失、蒸汽发生器安全阀、大气释放阀或者旁排阀意外打开等。(3)设计基准事故设计基准事故是指由设计中的初始事件引发的事故，设计有符合单一故障准则的安全系统以限制事故的后果。设计基准事故诸如：稳压器安全阀意外打开并且停留在开位置、一回路小破口、一回路大破口、蒸汽发生器给水管破裂等。(4)超设计基准事故超设计基准事故是指由设计基准事故所没有预想到的初始事件弓发的事故，或者是设计基准事故叠加安全系统故障。超设计基准事故可能会导致严重的后果，甚至是堆芯熔化。超设计基准事故诸如：8小时和24小时全部交流电源故障、给水完全丧失、大/小破口跌加堆芯应急冷却系统能动部分故障、不停堆的预期瞬态、在反应堆顶盖移开和反应堆密封的情况下应急和计划冷却系统的排热长时间（超过24小时）丧失。田湾核电站运行模式田湾核电站有以下3种运行模式'即“N”模式、“T”模式和“C”模式。(1)“N”模式（机跟堆运行模式）：是指反应堆功率控制系统控制反应堆功率，使反应堆功率保持在设定范围内；汽轮机自动控制系统调节汽轮机调门开度，使机组负荷跟随反应堆功率的变化而变化，从而保证主蒸汽集管压力恒定。(2)“T”模式（堆跟机运行模式）：是指汽轮机自动控制7系统控制机组负荷，使机组负荷保持在设定范围内，而反应堆功率控制系统调节控制棒的棒位，使反应堆的功率跟随机组负荷的变化而变化，从而保证主蒸汽集管压力恒定。“T”模式是电站的主要运行模式。(3)“C”模式（功率分布控制运行模式）：控制棒由MCDS的功率分布控制器控制，目的是进行反应堆功率分布控制。反应堆功率控制器监测主蒸汽集管压力，当主蒸汽集管压力大于限值时，自动强制转换到“T”模式。田湾核电站的主要运行参数2.2反应堆结构反应堆的作用和组成热中子核反应堆的主要作用是：(1)将核燃料所有形式的裂变能部分地转交成热能，并将热能传递给一回路冷却剂；(2)在反应堆堆芯内建立可控的链式核裂变反应；(3)在O～3000Mw功率水平范围内能保持堆芯可控链式核裂变反应。反应堆的组成部分如图1-2-1所示，包括有：反应堆压力容器，堆芯吊篮，堆芯围板，保护管组件、堆芯（燃料组件、控制棒组件、可燃毒物棒组件）、上部组件、堆内监测仪表、保护钢结构、上部组件热屏蔽、支承环、止推环、支承衍架、止推衍架、控制棒驱动机构，隔离波纹节、主密封件、接管区热屏蔽和生物屏蔽、干保护、堆内及堆外核测和堆芯捕集器。反应堆压力容器反应堆压力容器作为一回路的压力边界，是防止堆芯内放射性裂变产物逸出的第三道8屏障。压力容器用于容纳堆内构件，堆芯部件及其它相关部件。反应堆压力容器是由容器法兰，接管区段上壳段，接管区段下壳段，支撑壳段，上部圆筒壳段，下部圆筒壳段和椭圆底封头7部分焊接而成，共有6环焊缝，如图1-2-2所示。堆芯吊篮堆芯吊篮是一个带椭圆形底的立体式圆筒体，其主要作用是：固定堆芯围板和燃料组件，使一回路冷却剂以均匀的流量在堆芯内流动，同时依靠其金属壳体，减少反应堆压力容器的入射中子量。堆芯吊篮又法兰部分，多孔壳段，圆筒壳段，燃料组件支撑管，隔板，底封头，防断支撑等部件组成，如图1-2-5所示。9堆芯围板堆芯围板安装固定在吊篮内，与吊篮一起装入或卸出压力容器，结构如图1-2-6所示。10堆芯反应堆压力容器内进行裂变链式反应的区域。堆芯通常由燃料组件、中子源、可燃毒物、慢化剂(根据需要)和控制棒组件等组成。它们之间流过冷却剂，以带出裂变反应产生的热量。堆芯的主要性能参数见下表。11控制棒驱动机构控制棒驱动机构的作用是驱动控