三哩岛核事故.docx
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三哩岛核事故.docx
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三哩岛核事故
三哩岛核泄漏事故-三哩岛核泄漏事故
三哩岛核泄漏事故,通常简称“三哩岛事件”,是1979年3月28日发生在美国宾夕法尼亚州萨斯奎哈纳河三哩岛(Three-MilesIsland)核电站的一次严重放射性物质泄漏事故。
三哩岛核泄漏事故
1979年3月28日,美国宾州三哩岛(TMI)核电站事故。
三哩岛压水堆核电站发生了堆心熔毁的严重事故,一座反应堆大部分元件烧毁,一部分放射性物质外泄。
事情持续了36小时,但给人们留下终生不灭的印象。
三哩岛核电厂发生的核事故是美国最严重的核事故。
然而事故对环境和居民都没有造成危害和伤亡,也没有发现明显的放射性影响。
三哩岛的核反应堆外面有护罩,当核燃料熔毁时,这时还有第三重的保护系统会自动紧急抽注大量的冷却水灌注入护罩内,将护罩内部淹没。
故三哩岛的核能事故虽也是最严重的核燃料熔毁事故,其放射能外泄量实际上乃是微不足道。
电站下游的两个不同地点采集的河水样品中,没有监测到任何放射性。
在152个空气样品中,只有8个样品发现有放射性碘,其中最大浓度为0.0009贝可/升,只占居民允许浓度的四分之一。
在147个土壤样品和3公里范围内的171个植物样品中均未查出放射性碘。
2001年美国该厂已恢复正常运行,并开始执行正常的安全标准。
三哩岛核泄漏事故-事故经过
三哩岛核泄漏事故
当天凌晨4时半,三哩岛核电站95万千瓦水堆电站二号反应堆主水泵停转,辅助水泵按照预设的程序启动,但是由于辅助回路中一道阀门在此前的例行检修中没有按规定打开,导致辅助回路没有正常启动,二回路冷却水没有按照程序进入蒸汽发生器,热量在堆心聚集,堆心压力上升。
堆心压力的上升导致减压阀开启,冷却水流出,由于发生机械故障,在堆心压力回复正常值后堆心冷却水继续注入减压水槽,造成减压水槽水满外溢。
一回路冷却水大量排出造成堆心温度上升,待运行人员发现问题所在的时候,堆心燃料的47%已经融毁并发生泄漏,系统发出了放射性物质泄漏的警报,但由于当时警报蜂起,核泄漏的警报并未引起运行人员的注意,甚至现时无人能够回忆起这个警报。
直到当天晚上8点,二号堆一二回路均恢复正常运转,但运行人员始终没有察觉堆心的损坏和放射性物质的泄漏。
此后,宾州州长出于安全考虑于3月30日疏散了核电站5英里范围内的学龄前儿童和孕妇,并下令对事故堆心进行检查。
检查中才发现堆心严重损坏约20吨二氧化铀堆积在压力槽底部,大量放射性物质堆积在围阻体,少部分放射性物质泄漏到周围环境中。
三哩岛核泄漏事故-事故后果
事故后,有关机构对周围居民进行了连续跟踪研究,研究结果显示
三哩岛核泄漏事故
在以三哩岛核电站为圆心的50英里范围内的220万居民中无人发生急性辐射反应
周围居民所受到的辐射相当于进行了一次胸部透视的辐射剂量
三哩岛核泄漏事故对于周围居民的癌症发生率没有显著性影响
三哩岛附近未发现动植物异常现象
当地农作物产量未发生异常变化
但是,泄漏事故造成核电站二号堆严重损毁,直接经济损失达10亿美元之巨
三哩岛核泄漏事故-事故影响
三哩岛核泄漏事故是核能史上第一起堆心熔化事故,自发生至今一直是反核人士反对核能应用的有力证据;三哩岛核泄漏事故虽然严重,但未造成严重后果,究其原因在于围阻体发挥了重要作用,凸现了其作为核电站最后一道安全防线的重要作用;在整个事件中,运行人员的错误操作和机械故障是重要的原因,提示人们,核电站运行人员的培训、面对紧急事件的处理能力、控制系统的友好性等细节对核电站的安全运行有着重要影响。
此事件最大的影响是增加核电厂的安全性及成本,因此在能源价格低廉且温室效应尚未影响人类的时代,够安全的核电厂在经济上还是不能与排气够干净的燃煤发电厂竞争。
三哩島核泄漏事故,通常簡稱「三哩島事件」,是1979年3月28日發生在美國賓夕法尼亞州薩斯奎哈納河三哩島(Three-MilesIsland)核能發電廠的一次嚴重放射性物質泄漏事故。
目錄
[隱藏]
∙1事故簡述
∙2事故後果
∙3事故影響
∙4相關條目
∙5參考資料
[編輯]事故簡述
事故簡述
當天凌晨4時半,三哩島核能發電廠95萬千瓦壓水堆電站二號反應爐主給水泵停轉,輔助給水泵按照預設的程序啟動,但是由於輔助迴路中一道閥門在此前的例行檢修中沒有按規定打開,導致輔助迴路沒有正常啟動,二迴路冷卻水沒有按照程序進入蒸汽發生器,熱量在堆心聚集,堆心壓力上升。
堆心壓力的上升導致減壓閥開啟,冷卻水流出,由於發生機械故障,在堆心壓力回復正常值後堆心冷卻水繼續注入減壓水槽,造成減壓水槽水滿外溢。
一迴路冷卻水大量排出造成堆心溫度上升,待運行人員發現問題所在的時候,堆心燃料的47%已經融毀併發生泄漏,系統發出了放射性物質泄漏的警報,但由於當時警報蜂起,核泄漏的警報並未引起運行人員的注意,甚至現時無人能夠回憶起這個警報。
直到當天晚上8點,二號堆一二迴路均恢復正常運轉,但運行人員始終沒有察覺堆心的損壞和放射性物質的泄漏。
此後,第76任賓州州長迪克·松伯(DickThornburgh)[1]出於安全考慮於3月30日疏散了核能發電廠5英里範圍內的學齡前兒童和孕婦,並下令對事故堆芯進行檢查。
檢查中才發現堆芯嚴重損壞,約20噸二氧化鈾堆積在壓力槽底部,大量放射性物質堆積在反應爐安全殼內,少部分放射性物質泄漏到周圍環境中。
[編輯]事故後果
事故後,核子管制委員會(NuclearRegulatoryCommission)[2]對周圍居民進行了連續追蹤研究,研究結果顯示
1.在以三哩島核能發電廠為圓心的50英里範圍內的220萬居民中無人發生急性輻射反應
2.周圍居民所受到的輻射相當於進行了一次胸部X光照射的輻射劑量
3.三哩島核泄漏事故對於周圍居民的癌症發生率沒有顯著性影響
4.三哩島附近未發現動植物異常現象
5.當地農作物產量未發生異常變化
但是,泄漏事故造成核能發電廠二號堆嚴重損毀,直接經濟損失達10億美元之鉅
[編輯]事故影響
三哩島核泄漏事故是核能史上第一起反應爐堆芯融化事故,自發生至今一直是反核人士反對核能應用的有力證據。
三哩島核泄漏事故雖然嚴重,但未造成嚴重後果,究其原因在於安全殼發揮了重要作用,凸現了其作為核能發電廠最後一道安全防線的重要作用。
在整個事件中,運行人員的錯誤操作和機械故障是重要的原因,提示人們,核能發電廠運行人員的培訓、面對緊急事件的處理能力、控制系統的友好性等細節對核能發電廠的安全運行有著重要影響。
此事件最大的影響是增加核電廠的安全性及成本,因此在能源價格低廉且溫室效應尚未影響人類的時代,夠安全的核電廠在經濟上還是不能與排氣夠乾淨的燃煤發電廠競爭。
三哩岛核泄漏事故
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2008年08月03日09:
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三哩岛核泄漏事故,三哩岛核泄漏事故是核能史上第一起堆心熔化事故,通常简称「三哩岛事件」,是1979年3月28日发生在美国宾夕法尼亚州萨斯奎哈河三哩岛核电站的一次严重放射性物质泄漏事故。
事故经过
当天凌晨4时半,三哩岛核电站95万千瓦水堆电站二号反应堆主水泵停转,辅助水泵按照预设的程序启动,但是由于辅助回路中一道阀门在此前的例行检修中没有按规定打开,导致辅助回路没有正常启动,二回路冷却水没有按照程序进入蒸汽发生器,热量在堆心聚集,堆心压力上升。
堆心压力的上升导致减压阀开启,冷却水流出,由于发生机械故障,在堆心压力回复正常值后堆心冷却水继续注入减压水槽,造成减压水槽水满外溢。
一回路冷却水大量排出造成堆心温度上升,待运行人员发现问题所在的时候,堆心燃料的47%已经融毁并发生泄漏,系统发出了放射性物质泄漏的警报,但由于当时警报蜂起,核泄漏的警报并未引起运行人员的注意,甚至现时无人能够回忆起这个警报。
直到当天晚上8点,二号堆一二回路均恢复正常运转,但运行人员始终没有察觉堆心的损坏和放射性物质的泄漏。
此后,宾州州长出于安全考虑于3月30日疏散了核电站5英里范围内的学龄前儿童和孕妇,并下令对事故堆心进行检查。
检查中才发现堆心严重损坏约20吨二氧化铀堆积在压力槽底部,大量放射性物质堆积在围阻体,少部分放射性物质泄漏到周围环境中。
事故后果
事故后,有关机构对周围居民进行了连续跟踪研究,研究结果显示
在以三哩岛核电站为圆心的50英里范围内的220万居民中无人发生急性辐射反应
周围居民所受到的辐射相当于进行了一次胸部透视的辐射剂量
三哩岛核泄漏事故对于周围居民的癌症发生率没有显著性影响
三哩岛附近未发现动植物异常现象
当地农作物产量未发生异常变化
但是,泄漏事故造成核电站二号堆严重损毁,直接经济损失达10亿美元之巨
事故影响
三哩岛核泄漏事故是核能史上第一起堆心熔化事故,自发生至今一直是反核人士反对核能应用的有力证据;三哩岛核泄漏事故虽然严重,但未造成严重后果,究其原因在于围阻体发挥了重要作用,凸现了其作为核电站最后一道安全防线的重要作用;在整个事件中,运行人员的错误操作和机械故障是重要的原因,提示人们,核电站运行人员的培训、面对紧急事件的处理能力、控制系统的友好性等细节对核电站的安全运行有着重要影响。
三哩岛核电厂2号机组部分反应堆堆芯融化导致了美国核电经营历史上最严重的核泄漏事故,尽管它并没有造成人员伤亡。
事件经过:
三哩岛核泄漏事故,通常简称“三哩岛事件”,是1979年3月28日发生在美国宾夕法尼亚州萨斯奎哈河三哩岛核电站的一次严重放射性物质泄漏事故。
当天凌晨4时半,三哩岛核电站95万千瓦压水堆电站二号反应堆主给水泵停转,辅助给水泵按照预设的程序启动,但是由于辅助回路中一道阀门在此前的例行检修中没有按规定打开,导致辅助回路没有正常启动,二回路冷却水没有按照程序进入蒸汽发生器,热量在堆心聚集,堆心压力上升。
堆心压力的上升导致减压阀开启,冷却水流出,由于发生机械故障,在堆心压力回复正常值后堆心冷却水继续注入减压水槽,造成减压水槽水满外溢。
一回路冷却水大量排出造成堆心温度上升,待运行人员发现问题所在的时候,堆心燃料的47%已经融毁并发生泄漏,系统发出了放射性物质泄漏的警报,但由于当时警报蜂起,核泄漏的警报并未引起运行人员的注意,甚至现时无人能够回忆起这个警报。
直到当天晚上8点,二号堆一二回路均恢复正常运转,但运行人员始终没有察觉堆心的损坏和放射性物质的泄漏。
此后,宾州州长出于安全考虑于3月30日疏散了核电站5英里范围内的学龄前儿童和孕妇,并下令对事故堆芯进行检查。
检查中才发现堆芯严重损坏,约20吨二氧化铀堆积在压力槽底部,大量放射性物质堆积在反应堆安全壳内,少部分放射性物质泄漏到周围环境中。
三哩岛核泄漏事故是核能史上第一起反应堆堆芯融化事故,自发生至今一直是反核人士反对核能应用的有力证据。
三哩岛核泄漏事故虽然严重,但未造成严重后果,究其原因在于安全壳发挥了重要作用,凸现了其作为核电站最后一道安全防线的重要作用。
在整个事件中,运行人员的错误操作和机械故障是重要的原因,提示人们,核电站运行人员的培训、面对紧急事件的处理能力、控制系统的友好性等细节对核电站的安全运行有着重要影响。
此事件最大的影响是增加核电厂的安全性及成本,因此在能源价格低廉且温室效应尚未影响人类的时代,够安全的核电厂在经济上还是不能与排气够干净的燃煤发电厂竞争。
核燃料在反应堆内发生裂变而产生大量热能,再被高压水把热能带出,在蒸汽发生器内产生蒸汽,蒸汽推动汽轮机带动发电机发电。
一回路反应堆堆芯因核燃料裂变产生巨大的热能,由主泵泵入堆芯的水被加热成327度、155个大气压的高温高压水,高温高压水流经蒸汽发生器内的传热U型管,通过管壁将热能传递给U型管外的二回路冷却水,释放热量后又被主泵送回堆芯重新加热再进入蒸汽发生器。
水这样不断地在密闭的回路内循环,被称为一回路。
二回路蒸汽发生器U型管外的二回路水受热从而变成蒸汽,推动汽轮发电机做功,把热能转化为电力:
做完功后的蒸汽进入冷凝器冷却,凝结成水返回蒸汽发生器,重新加热成蒸汽。
这样的汽水循环过程,被称为二回路。
三回路三回路使用海水或淡水,它的作用是在冷凝器中冷却二回路的蒸汽使之变回冷凝水。
什么是核燃料?
核燃料是可在核反应堆中通过核裂变产生核能的材料,是铀矿石经过开采、初加工、铀转化、铀浓缩,进而加工成核燃料元件。
压水堆核电站用的是浓度为3%左右的核燃料(铀一235)。
大亚湾核电站的核反应堆内有157个核燃料组件,每个组件由17×17根燃料棒组成。
燃料棒由烧结二氧化铀芯块装入锆合金管中封焊构成。
一个燃料组件中有一束控制棒,控制核裂变反应。
利用核能生产电能的电厂称为核电厂。
由于核反应堆的类型不同,核电厂的系统和设备也不同。
压水堆核电厂主要由压水反应堆、反应堆冷却剂系统(简称一回路)、蒸汽和动力转换系统(又称二回路)、循环水系统、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。
通常将一回路及核岛辅助系统、专设安全设施和厂房称为核岛。
二回路及其辅助系统和厂房与常规火电厂系统和设备相似,称为常规岛。
电厂的其他部分,统称配套设施。
实质上,从生产的角度讲,核岛利用核能生产蒸汽,常规岛用蒸汽生产电能。
反应堆冷却剂系统将堆芯核裂变放出的热能带出反应堆并传递给二回路系统以产生蒸汽。
通常把反应堆、反应堆冷却剂系统及其辅助系统合称为核供汽系统。
现代商用压水堆核电厂反应堆冷却剂系统一般有二至四条并联在反应堆压力容器上的封闭环路(见图2.2)。
每一条环路由一台蒸汽发生器、一台或两台反应堆冷却剂泵及相应的管通组成。
一回路内的高温高压含硼水,由反应堆冷却剂泵输送,流经反应堆堆芯,吸收了堆芯核裂变放出的热能,再流进蒸汽发生器,通过蒸汽发生器传热管壁,将热能传给二回路蒸汽发生器给水,然后再被反应堆冷却剂泵送入反应堆。
如此循环往复,构成封闭回路。
整个一回路系统设有一台稳压器,一回路系统的压力靠稳压器调节,保持稳定。
为了保证反应堆和反应堆冷却剂系统的安全运行,核电厂还设置了专设安全设施和一系列辅助系统。
一回路辅助系统主要用来保证反应堆和一回路系统的正常运行。
压水堆核电厂一回路辅助系统按其功能划分,有保证正常运行的系统和废物处理系统,部分系统同时作为专设安全设施系统的支持系统。
专设安全设施为一些重大的事故提供必要的应急冷却措施,并防止放射性物质的扩散。
二回路系统由汽轮机发电机组、冷凝器、凝结水泵、给水加热器、除氧器、给水泵、蒸汽发生器、汽水分离再热器等设备组成。
蒸汽发生器的给水在蒸汽发生器吸收热量变成高压蒸汽,然后驱动汽轮发电机组发电,作功后的乏汽在冷凝器内冷凝成水,凝结水由凝结水泵输送,经低压加热器进入除氧器,除氧水由给水泵送入高压加热器加热后重新返回蒸汽发生器,如此形成热力循环。
为了保证二回路系统的正常运行,二回路系统也设有一系列辅助系统。
循环水系统主要用来为冷凝器提供冷却水。
我们看到,在压水堆电厂,一回路系统的冷却剂与汽轮机回路工质是完全隔离的,这就是所谓的“间接循环”。
采用间接循环具有使二回路系统免受放射性玷污的优点,但它与采用直接循环的沸水堆核电厂(图2.3)相比,增加了蒸汽发生器。
压水堆体积较小和控制要求简单等因素可以弥补这一不足,并使这种系统设计在经济上具有竞争力。
发电机和输配电系统的主要设备有发电机、励磁机、主变压器、厂用变压器、启动变压器、高压开关站和柴油发电机组等组成。
其主要作用是将核电厂发出的电能向电网输送,同时保证核电厂内部设备的可靠供电。
发电机的出线电压一般为22kV左右,经变压器升至外网电压。
为保证核电厂安全运行,核电厂至少与两条不同方向的独立电源相连接,以避免因雷击、地震、飓风或洪水等自然灾害可能造成的全厂断电。
每台发电机组的引出母线上,均接有两台厂用变压器。
为厂用电设备提供高压电源。
高压厂用电系统一般为6kV左右。
该高压厂用电系统直接向核电厂大功率动力设备供电。
对于小功率设备,经
变压器降压后供给380/220V低压电源。
通常高压厂用电系统分为工作母线和安全母线两部分,高压厂用电系统的工作母线,可以由外电网或发电机供电,高压厂用电的安全母线,除外网和发电机外,还可由柴油发电机供电。
在电厂正常功率运行时,发电机发出的电能大部分经主变压器升压至外网电压输送给用户。
同时,整个厂用设备的配电系统由发电机的引出母线经厂用变压器降压后供电。
当发电机停机时,则由外部电网经启动变压器供电。
当外网和发电机组都不能供电时,则由柴油发电机组向安全母线供电,以保证核电厂设备的安全。
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输配电系统的设计与机组容量、电网系统环境等密切相关,各核电厂设计会有较大差异,图2.4所示为一般核电厂电气系统示意图。
压水堆核电站的三道安全保护屏障
2009-05-1314:
39
为保障公众和环境不受核电站放射性物质的伤害和污染,压水式反应堆设置了三道安全保护屏障,只要其中有一道屏障是完整的,放射性物质就不会泄漏到厂房以外。
全世界的压水式反应堆均有良好的安全纪录。
第一道屏障--燃料芯块和包壳
燃料芯块是烧结的二氧化铀陶瓷基体,核裂变产生的放射性物质98%以上滞留于燃料芯块中,不会释放出来。
燃料芯块密封在锆合金包壳内,可有效防止裂变产物及放射性物质进入一回路水中。
第二道屏障--坚固的压力容器和密闭的一回路系统
反应堆堆芯被密封在20厘米厚的钢质压力容器内,压力容器和整个一回路循环系统的管道和部件是能承受高温高压的密封体系,可防止放射性物质泄漏到反应堆厂房中。
第三道屏障--安全壳
安全壳是由钢筋混凝土浇筑而成,壳壁厚90厘米,内衬6毫米的钢板,在建造时运用了预应力张拉技术,提高了混凝土墙的强度,可以承受5个大气压的压力,确保在所有事故情况下都可以防止放射性物质进入自然界。
目前按国家环保总局提供的国家标准,正常的辐射剂量0.25mSv/年.人
大亚湾核电站经过超过十年的运行,核电站周边地区辐射测量结果0.01mSv/年.人
而人到医院看病需要照X光透视一次的辐射剂量是0.02mSv/次.人
如果人们乘飞机从北京-欧洲往返一次的辐射剂量是0.04mSv/次.人
由于压水堆核电站有了三道屏障,核电站运行对周围居民的辐射影响,远远低于天然辐射。
压水式反应堆图解
1.反应堆堆芯内进行核裂变并稳定地释放热能。
由于采用稳压器提高系统内的水压,一回路的水受热后不会沸腾。
这些高压水随之将堆芯内产生的热能带走。
2.带热能的高压水经蒸汽发生器内数以千计的传热管,将热能传到管外二回路系统的水内。
二回路系统与一回路系统是完全分隔的。
3.二回路水随即受热沸腾,变成蒸汽,然后推动汽轮发电机组产生电力。
4.蒸汽自汽轮机排出,被三回路的海水冷却后,再循环至蒸汽发生器加热。
本篇文章来源于中国核能网原文链接:
压水反应堆核电厂原理
发布:
2008-5-1721:
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中国节能环保中心|我要供稿
利用核能生产电能的电厂称为核电厂。
由于核反应堆的类型不同,核电厂的系统和设备也不同。
压水堆核电厂主要由压水反应堆、反应堆冷却剂系统(简称一回路)、蒸汽和动力转换系统(又称二回路)、循环水系统、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。
通常将一回路及核岛辅助系统、专设安全设施和厂房称为核岛。
二回路及其辅助系统和厂房与常规火电厂系统和设备相似,称为常规岛。
电厂的其他部分,统称配套设施。
实质上,从生产的角度讲,核岛利用核能生产蒸汽,常规岛用蒸汽生产电能。
反应堆冷却剂系统将堆芯核裂变放出的热能带出反应堆并传递给二回路系统以产生蒸汽。
通常把反应堆、反应堆冷却剂系统及其辅助系统合称为核供汽系统。
现代商用压水堆核电厂反应
堆冷却剂系统一般有二至四条并联在反应堆压力容器上的封闭环路(见图2.2)。
每一条环路由一台蒸汽发生器、一台或两台反应堆冷却剂泵及相应的管通组成。
一回路内的高温高压含硼水,由反应堆冷却剂泵输送,流经反应堆堆芯,吸收了堆芯核裂变放出的热能,再流进蒸汽发生器,通过蒸汽发生器传热管壁,将热能传给二回路蒸汽发生器给水,然后再被反应堆冷却剂泵送入反应堆。
如此循环往复,构成封闭回路。
整个一回路系统设有一台稳压器,一回路系统的压力靠稳压器调节,保持稳定。
为了保证反应堆和反应堆冷却剂系统的安全运行,核电厂还设置了专设安全设施和一系列辅助系统。
一回路辅助系统主要用来保证反应堆和一回路系统的正常运行。
压水堆核电厂一回路辅助系统按其功能划分,有保证正常运行的系统和废物处理系统,部分系统同时作为专设安全设施系统的支持系统。
专设安全设施为一些重大的事故提供必要的应急冷却措施,并防止放射性物质的扩散。
二回路系统由汽轮机发电机组、冷凝器、凝结水泵、给水加热器、除氧器、给水泵、蒸汽发生器、汽水分离再热器等设备组成。
蒸汽发生器的给水在蒸汽发生器吸收热量变成高压蒸汽,然后驱动汽轮发电机组发电,作功后的乏汽在冷凝器内冷凝成水,凝结水由凝结水泵输送,经低压加热器进入除氧器,除氧水由给水泵送入高压加热器加热后重新返回蒸汽发生器,如此形成热力循环。
为了保证二回路系统的正常运行,二回路系统也设有一系列辅助系统。
循环水系统主要用来为冷凝器提供冷却水。
我们看到,在压水堆电厂,一回路系统的冷却剂与汽轮机回路工质是完全隔离的,这就是所谓的“间接循环”。
采用间接循环具有使二回路系统免受放射性玷污的优点,但它与采用直接循环的沸水堆核电厂(图2.3)相比,增加了蒸汽发生器。
压水堆体积较小和控制要求简单等因素可以弥补这一不足,并使这种系统设计在经济上具有竞争力。
发电机和输配电系统的主要设备有发电机、励磁机、主变压器、厂用变压器、启动变压器、高压开关站和柴油发电机组等组成。
其主要作用是将核电厂发出的电能向电网输送,同时保证核电厂内部设备的可靠供电。
发电机的出线电压一般为22kV左右,经变压器升至外网电压。
为保证核电厂安全运行,核电厂至少与两条不同方向的独立电源相连接,以避免因雷击、地震、飓风或洪水等自然灾害可能造成的全厂断电。
每台发电机组的引出母线上,均接有两台厂用变压器。
为厂用电设备提供高压电源。
高压厂用电系统一般为6kV左右。
该高压厂用电系统直接向核电厂大功率动力设备供电。
对于小功率设备,经
变压器降压后供给380/220V低压电源。
通常高压厂用电系统分为工作母线和安全母线两部分,高压厂用电系统的工作母线,可以由外电网或发电机供电,高压厂用电的安全母线,除外网和发电机外,还可由柴油发电机供电。
在电厂正常功率运行时,发电机发出的电能大部分经主变压器升压至外网电压输送给用户。
同时,整个厂用设备的配电系统由发电机的引出母线经厂用变压器降压后供电。
当发电机停机时,则由外部电网经启动变压器供电。
当外网和发电机组都不能供电时,则由柴油发电机组向安全母线供电,以保证核电厂设备的安全。
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输配电系统的设计与机组容量、电网系统环境等密切相关,各核电厂设计会有较大差异,图2.4所示为一般核电厂电气系统示意图。
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中国节能环保网
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