压水堆核电厂采用低浓铀作核燃料，使用加压（15.5MPa）轻水作为冷却剂和慢化剂，且水在压力边界内不沸腾。压水堆核电厂主要包括核岛和常规岛两大部分，主要由反应堆、反应堆冷却剂系统（一回路）、蒸汽和动力转换系统（二回路）、循环水系统（三回路）、发电机和输配电系统及其辅助系统组成，其流程原理如图2－1所示。
图2－1 压水堆核电厂示意图
1.核岛主要系统
压水堆核电厂核岛主要包括反应堆系统、反应堆冷却剂系统、专设安全系统、反应堆辅助系统。
（1）反应堆系统
反应堆系统主要由堆芯组件、堆内构件、反应堆压力容器、控制棒驱动机构等结构组成，如图2－2所示。
图2－2 反应堆系统组成示意图
堆芯的燃料组件及相关组件，安装在堆芯上、下板和堆芯围板所围成的空间内。燃料组件下端由堆芯下支承板定位，上端由堆芯上板和压紧部件定位并压紧。整个堆芯由堆芯吊篮将其悬挂在反应堆压力容器筒身法兰的内凸缘上，堆芯与压力容器内壁之间保持足够的间隙，留出冷却剂流动空间。
浓缩后（富集度不超过5%）的二氧化铀粉末通过烧结形成固体燃料芯块，把芯块密封在锆合金包壳管内做成燃料棒，燃料棒组装成棒束组合体即为燃料组件。多组燃料组件大致排列成一个圆柱体即形成了反应堆堆芯的主体。当前我国压水堆核电厂大多采用157个燃料组件或177个燃料组件，每个燃料组件由17×17根燃料棒棒束组成。
（2）反应堆冷却剂系统
反应堆冷却剂系统（RCS）又称为一回路系统，负责将反应堆中核裂变放出的热能导出，并传递给二回路冷却水产生蒸汽。
反应堆冷却剂系统包含多个环路，环路由蒸汽发生器、冷却剂泵（主泵）、稳压器等重型设备、冷却剂管道，以及阀门和用于运行控制及安全触发的仪表组成，整个反应堆冷却剂系统都位于反应堆安全壳内，如图2－3所示。
图2－3 反应堆冷却剂系统示意图
在核电厂运行时，冷却剂泵驱动冷却剂在压力容器和蒸汽发生器中循环运行。位于压力容器出口和蒸汽发生器入口之间的管道称为热段，蒸汽发生器出口到反应堆冷却剂泵之间的管道称为过渡段，其余部分为冷段。
（3）专设安全系统
专设安全系统是核电厂在可能的事故工况下投入使用并执行安全功能，以控制事故后果，使核反应堆在事故后达到稳定的、可接受状态而专门设置的各种安全系统的总称。专设安全系统一般主要包括安全注入系统、安全壳喷淋系统、辅助给水系统等。保证核燃料在任何情况下都能得到冷却而免于烧毁熔化，是专设安全系统的重要使命。
安全注入系统（RSI）的作用是在反应堆冷却剂系统发生失水事故或主蒸汽管道破裂事故时投入，为堆芯提供应急冷却。安全注入系统包括中压安注系统、低压安注系统等子系统。
安全壳喷淋系统（CSP）是在反应堆冷却剂系统发生失水事故或安全壳内主蒸汽管道发生破裂事故的工况下，除安注系统投入运行外，根据保护系统触发信号而投入的安全系统，主要用于降低安全壳内的温度和压力，保持安全壳的完整性。
辅助给水系统（TFA）主要功能是在丧失主给水系统时，向蒸汽发生器二次侧提供给水，以导出堆芯余热。
（4）反应堆辅助系统
反应堆辅助系统主要包括化学和容积控制系统、反应堆硼和水补给系统、余热排出系统、设备冷却水系统、废物处理与排放系统、燃料操作与贮存系统等。(www.xing528.com)
化学和容积控制系统（RCV）主要功能是维持稳压器水位，与反应堆硼和水补给系统一起完成反应堆冷却剂系统内硼浓度控制，通过去除冷却剂中的裂变产物和腐蚀产物，控制冷却剂放射性水平、pH值水平、氧含量和其他溶解气体含量，防止腐蚀、气体积聚和爆炸。
反应堆硼和水补给系统（RBM）主要功能是制备并贮存规定重量比的硼酸溶液，经由化学和容积控制系统来调节反应堆冷却剂系统的硼浓度，补偿冷却剂泄漏，为反应堆冷却剂系统制备并注入联氨溶液（控制反应堆冷却剂的含氧量）和氢氧化锂溶液（控制反应堆冷却剂的pH值）。
余热排出系统（RHR）主要功能是在电厂停堆期间，导出堆芯余热和冷却剂热量，维持冷停堆工况温度，在主泵未投入使用时，余热排出系统可以循环堆内冷却剂。
设备冷却水系统（WCC）是一个封闭回路的冷却水系统，在核电厂运行的各个阶段，包括停堆和事故之后，通过冷却各类热交换器，将反应堆冷却剂系统、化学和容积控制系统、余热排出系统产生的热量排出。
废物处理与排放系统用以收集、处理、监测、暂存核电厂运行过程中产生的放射性液体、气体和固体废物。
燃料操作与贮存系统的主要功能是完成反应堆的换料操作，检查、安全贮存新燃料组件直至装入堆芯，以及检查、安全贮存乏燃料组件直至装入乏燃料运输容器外运。
2.核岛重要设备
压水堆核电厂核岛中的重要设备主要包括以下几类。
（1）反应堆压力容器
反应堆压力容器是包容堆芯核燃料、控制部件、堆内构件和反应堆冷却剂的钢制承压容器，是反应堆冷却剂系统的重要设备。压力容器工作在高压、高温和高辐照的条件下，确保在反应堆寿期内安全工作。压力容器由筒体、顶盖、接管、密封环以及螺栓螺母等部件组成。筒体由筒身段以及法兰—接管段焊接组成，底封头呈球碟形。在筒身段内壁下方焊有4个吊篮支承块，用于防止吊篮转动和对中定位。堆芯冷却剂进出口接管与压水堆压力容器筒体的法兰—接管段焊接，接管一般位于同一平面且高于堆芯，确保在发生失水事故时，堆芯仍能被含硼冷却水淹没。如图2－4所示。
（2）冷却剂泵（主泵）
冷却剂泵（主泵）是核电厂一回路中唯一的转动设备，用于连续不断泵送反应堆冷却剂，使之在一回路中循环流动。主泵电机侧配有大飞轮以增加主泵惰转时间，以便在断电情况下，利用主泵惰转提供足够流量，使反应堆堆芯得到适当冷却。
（3）控制棒驱动机构
控制棒驱动机构的功能是带动控制棒组件在堆芯内提升和下降，以实现反应堆启动、功率调节、停堆和事故情况下的安全控制。在正常运行工况下要求控制棒移动速度缓慢，每秒行程约10mm；在快速停堆或事故工况时要求在2秒左右靠重力快速插入堆芯，以保证反应堆安全。
图2－4 反应堆压力容器
（4）蒸汽发生器
蒸汽发生器是反应堆冷却剂系统的主要设备之一，是一回路、二回路的边界，它将反应堆产生的热量传递给蒸汽发生器二次侧的水，产生的湿蒸汽经一、二级汽水分离器干燥后输送至汽轮机发电机发电，产生蒸汽的参数直接影响核电厂的功率与效率。蒸汽发生器与反应堆压力容器相连，在进行热量交换时，还起到隔离一回路冷却剂的作用，对核电厂安全至关重要。如图2－5所示。
（5）稳压器
稳压器的基本功能是建立并维持一回路系统压力，避免冷却剂在反应堆内发生沸腾。在稳态运行工况下，将一回路压力维持在稳定压力下；在一回路系统发生瞬态时，将压力变化限制在允许范围内；在事故工况下，防止一回路系统超压，维护一回路压力边界完整性。此外，稳压器还可作为一回路系统的缓冲容器，吸收一回路系统水容积迅速变化带来的冲击。如图2－6所示。
图2－5 蒸汽发生器
图2－6 稳压器
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