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经过二、三十年的发展,在设计、建造、运行等方面取得了完整的经验。
目前,单机最大功率已达1300MW。
1962年,加拿大建成了实验性重水堆核电站,后来又建造了电功率为540和750MW的重水堆核电机组。
目前在我国建设的秦山坎杜核电站就是重水反应堆核电站,单机最大功率为700MW。
世界上重水堆核电站不多(重水太贵)。
沸水堆核电站发展的很快,1960年美国第一座示范性沸水堆核电站投入运行以后,目前单机最大功率已达1300MW。
前苏联自第一座核电站开始,一直在设计、建造石墨水冷堆核电站,并在国内建造了一批功率为1000MW的核电机组。
这种核电站安全尚有缺陷。
自切尔诺贝利核电站事故后,正在进一步改进。
快中子堆是最有发展前途的核电站。
因为它是一种增殖堆,能大量利用“核废料”。
虽然世界上发达的国家已建成10多座快中子堆核电机组,但均为实验性的原型堆,尚有许多技术问题尚待解决。
99年底世界上共有核电机组436座,发电能量2394.6MW,占全部电能的1/4,目前,正在兴建的核电站有38座。
核发电量在总发电量中占比例最高的10个国家:
法国75%,立陶宛73.1%,比利时57.7%,保加利亚74.1%,斯洛伐克47%,瑞典46.8%,1乌克兰43.8%,韩国42.8%,匈牙利38.3%,亚美尼亚36.4%。
三.各种堆型核电站简介
核电站的分类是按反应堆的堆型来分的,目前世界上已经投入运行的几种核电站有:
A:
沸水堆核电站
这种核电站的优点:
1.系统简单(只有一个回路,设备少。
无蒸汽发生器、稳压器、主泵及一回主管道等)。
2.在反应堆压力低的情况下获得相对高的蒸汽参数。
这种核电站的缺点:
1.反应堆结构复杂,功率密度低。
2.汽轮机带有放射性,要采取防护措施。
B:
压水堆核电站
1.反应堆的结构简单,功率密度高。
2.汽轮机不带放射性,勿需采取防护措施。
1.系统复杂,设备多。
2.为得到较高的蒸汽参数,反应堆及一回路设备都要在很高的压力下工作,使其设计、制造困难。
C:
重水反应堆核电站
1.用天然铀作燃料,提高了铀资源的利用率,降低了燃料的成本。
2.采用压力管省去技术复杂、制造困难、价格昂贵的压力壳。
3.能不停堆换料。
D:
石墨气冷堆核电站
1.用天然铀作燃料成本低。
2.获得的蒸汽参数高,且为过热蒸汽。
1.功率密度小,反应堆体积庞大。
2.燃料装量大、燃耗浅、自耗功大、发电成本高。
E:
快中子堆电站
1.可利用核废料U238,大大提高铀资源的利用率。
2.可增殖核燃料。
1.钠的腐蚀性强对设备、管道的材料要求高。
2.钠在空气中会燃烧,在水中会爆炸---钠水反应。
故危险性大。
截止99年世界上正式在运行的各种堆型的核电机组,轻水堆占89%,而其中又以压水堆核电机组为最多,占了60%以上。
由此可见,压水堆是世界核电站的主要堆型,是最成熟;
最安全;
运行经
验最丰富的堆型,由此我国建设的核电站(除坎杜核电站)全是选用压水堆。
四.压水堆核电站简介
我国已在运行的大亚湾核电站,共装有二台900MW的机组,正在建设的岭澳核电站也是两台1000MW的机组,燃料为低浓铀UO2,
浓缩度为3%左右。
反应堆慢化剂和载热剂均为水,二回路工质也为水。
1.工作原理:
每台机组都由反应堆、蒸汽发生器、汽轮机、发电机、稳压器、主泵组成。
载热剂流过反应堆活性区时吸收核裂变产生的热能,然后随管路进入蒸发器的U型管内,再把热量传递U型管外的水,使其变为饱和蒸汽。
被冷却后的载热剂再由主泵送回反应堆,完成载热剂的密闭循环。
此回路为一回路(蒸汽产生系统)。
汽轮机工质在蒸汽发生器中被加热变成饱和蒸汽后进入汽轮机膨胀作功,将蒸汽热能变为汽轮机高速旋转的机械能,带动发电机发电。
作完功的乏汽被排入冷凝器,由循环水进行冷却,使乏汽凝结成水。
然后再由水泵将凝结水打回蒸汽发生器,完成汽轮机工质的密闭循环。
此回路称为二回路(电力生产系统)。
一、二回路的称呼是根据能量转换的先后次序定的,两个回路必须相互配合工作,谁也不能单独进行。
一、二回路的自然分界线是蒸发器的U型管传热面。
但习惯上将蒸汽发生器作为一个完整的设备划归一回路。
二回路与常规火电站基本相同,故又称常规岛。
一回路是核反应堆,故称核岛。
压水堆核电站将核能转变为电能分四步,并在四个主要设备中实现。
第一步:
反应堆将核能转变为热能(高温高压水);
第二步:
蒸汽发生器将一回路高温高压水中的热量传送给二回路的水,使其变为饱和蒸汽,在此只进行热量交换,不进行能量的转换;
第三步:
汽轮机将饱和蒸汽的热能转变为高速旋转的机械能;
第四步:
发电机将汽轮机的机械能转变电能。
2.核电站与常规火电站的比较
(一)系统、设备方面:
压水堆核电站中的反应堆和一回路系统相当于常规火电站的锅炉。
蒸汽产生系统
电力生产系统
常规火电站
锅炉
汽轮机+发电机
核电站
反应堆+蒸发器
但它与锅炉相比在技术上要复杂的多,设计制造要困难的多,安全方面重要的多。
(二)新蒸发参数
压水堆核电站的新蒸气参数比常规火电站低的多。
电站装置热效率比火电低。
但由于核燃料费用比火电低的多,所以核电成本低于火电。
新蒸汽压力
(bar,a)
新蒸汽温度
。
C
再热温度
火电200MW
1127.5
535
核电900MW
66.3
283
265
(三)燃料运输方面
核电站在燃料运输方面优越的多,另外还省去大量的燃料储存场地和灰渣储存场地。
燃料消耗量
燃料运输量
备注
火电(100万KW)
每年烧煤350万吨
每天一艘万吨轮
核电(100万KW)
第一次装料UO282.2吨
每年27.4吨
每年换料1/3
(四)环境污染方面
火电站排放总剂量率约为正常运行情况下核电站的3倍。
另外,火电站还大量排放CO2、SO2、CO污染大气环境。
排放总剂量率μSV/KM
CO2
SO2
CO
火电
3.52×
10-11(镭、钍等)
有
核电
1.2×
10-11
无
五、核电站的安全保障
人们最关心核电站的安全,也就是担心放射性的安全问题。
由于核燃料在反应堆中进行核裂变时将产生各种射线,而且在停堆以后乏燃料中仍长期产生r射线。
为使工作人员免遭这些射线的伤害和为防止放射性裂变产物外逸,污染环境,设置了三道屏障:
第一道屏障——燃料组件包壳。
只要包壳不破损,放射性物质不可能外逸;
第二道屏障——一回路压力边界。
燃料元件包壳万一破损,放射的物质也只能外漏到一回路中,由一回路边界限制,放射物质不会跑出一回路系统;
第三道屏障——安全壳。
一回路主要设备、管路都安放在安全壳内。
即便一回路压力边界有破损,放射的物质外漏在安全壳内。
安全壳具有良好的密包性能。
承受5bar的内压,故安全壳将可靠地把放射性物质包容在内,放射性的物质不会进入大气。
六、田湾核电站工程概况
核电站规划容量为4台一百万千瓦级压水堆核电机组。
第一期工程建设两台由俄罗斯设计并供货的ASE-91型1000MW压水堆核电机组。
每台机组由核岛部分、常规岛部分及其相应的配套辅助设施组成。
田湾核电站由俄罗斯承担总的技术责任;
核二院作为中方技术设计总体院,负责中方承担部分工程设计总体协调、统一归口和俄方承担保护区围墙内总体与核岛设计任务范围的技术后援等工作。
一期工程两台机组的核岛和常规岛设备主要由俄罗斯供货,部分从德国、法国等第三国采购,配套辅助设施分别由国内设计和供货。
田湾核电站厂址总平面本期按四台一百万千瓦级机组布置,场地一次平整。
机组由东向西一列布置,机组中心线之间距离190m。
由北向南厂房建筑物有固放废物暂存库、应急柴油发电机房、新燃料、运输和工艺设备、固放废物贮存库、安全厂房、核辅助厂房、反应堆厂房、核服务厂房、控制厂房、蒸汽间、汽轮机厂房、变压器。
过二道核围墙为行政、保卫、消防信息中心等建筑物。
行政办公楼西侧为500KV和220KV室外配电装置。
双围墙的北侧为辅助厂房,西侧为三号、四号机组预留场地,作为本期的施工组装场地。
本标段安装工程施工范围为核电厂双围墙内核岛部分全部安装工作,其主要子项有:
反应堆厂房(UJA)、蒸汽间(UJE)、安全厂房(UKD)、安全厂用水泵房(UQB)、控制厂房(UCB)、应急柴油发电机厂房(UBS)、核辅助厂房(UKA)、核废物贮存库(UKT)、新燃料库(UFC)、工艺运输设备库(UFE)、核服务厂房(UKC),以及厂区隧道系统、部分厂区系统等共计32个子项。
反应堆厂房、蒸汽间、安全厂房和安全厂用水泵房的工艺设备安装从俄罗斯ASE分包承担。
蒸汽间、安全厂房内部电缆敷设和四大厂房(UJA、UJE、UKD、UQB)以外核岛及其它厂房、构筑物及部分厂区系统的施工由江苏核电有限公司承包。
按照合同规定,,本项目部承担的主要工作内容有:
.机械设备、工艺管道系统及其附属设备的安装;
.反应堆压力容器、蒸汽发生器、主泵、环吊、稳压器、主回路管道以及与主回路相连的系统设备、管道和检测仪表安装;
.电气系统及其附属设备的安装;
.仪控系统及其附属设备的安装;
.通风、采暖、制冷系统及其附属设备的安装;
.消防系统及其附属设备的安装;
.起重机、桥吊轨道、升降机及其附属于设备的扶梯、走道、平台栏杆等设施的安装;
.安装过程中需要的现场预制构件的加工制作等;
.保温、防腐油漆工程等。
工程特点
田湾核电站为一堆配一机组,两个核岛厂房各自独立,互不影响。
反应堆厂房为双层安全壳,安全系统的应急柴油发电机组为四个通道布置。
每个反应堆系统(主回路系统)具有四个冷却剂循回路。
蒸汽发生器采用卧式。
核岛工程的厂房结构形式复杂,大型、重型设备众多,系统布局紧凑,运输通道狭窄,安装界线接口多,与土建交叉施工时间长,安装质量要求高,操作要求严格。
田湾核电站核岛安装工程与国内已建成和在建的同类核电站比较,
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