第三章反应堆冷却剂系统和设备
反应堆冷却剂系统(RCP)
反应堆冷却剂系统（RCP）一、系统的功能压水堆核电厂的反应堆冷却剂系统(RCP)，又称一回路主系统(图1-1)，有以下功能：1.它的主要功能是将反应堆堆芯中核裂变反应产生的热量传送到蒸汽发生器，从而冷却堆芯，防止燃料元件烧毁，而蒸汽发生器供给汽轮发电机组(二回路)所必需的蒸汽;2.在压水反应堆内，水作为冷却剂又兼作中子慢化剂，使裂变反应产生的快中子减速到热中子能量;3.反应堆冷却剂中溶有硼酸，可补偿氙瞬态效应和燃耗引起的反应性变化;4.系统内的稳压器可用于控制冷却剂压力，以防止堆芯内产生不利于传热的偏离泡核沸腾现象;图 1-1 反应堆冷却剂5.在发生燃料元件包壳破损事故时，反应堆冷却系统压力边界可作为防止放射性产物泄漏的第二道屏障。
二、设计基础反应堆冷却剂系统设备设计是以下述正常运行数据为基准：压力15.5MPa(abs)，满负荷时冷却剂的平均温度310℃ ;按100%反应堆功率下向二回路系统传递全部反应堆热功率设计;所有冷却剂系统(RCP)设备都按能适应112℃/h速率加热或冷却瞬态设计，温度变化率的运行限值为56℃/h。
整个反应堆冷却剂系统(RCP)的设计遵照有关文件的规定，在核电厂正常或事故工况下运行时，由温度、压力、流量变化引起的机械应力不得超过限值，以确保反应堆冷却剂系统压力边界的完整性。
三、系统描述1.传热环路RCP系统由并联到反应堆压力容器的二条相同的传热环路组成。
每一条环路有一台反应堆冷却剂泵和一台蒸汽发生器。
在运行时，反应堆冷却剂泵使冷却剂通过反应堆压力容器在冷却剂环路中循环。
作为冷却剂、慢化剂和硼酸溶剂的水，在通过堆芯时被加热，然后流入蒸汽发生器，在那里将热量传递给二回路系统，最后返回到反应堆冷却剂泵重复循环。
位于反应堆容器出口和蒸汽发生器入口之间的管道称为环路热段，主泵和压力容器入口间称为环路冷段，蒸汽发生器与主泵间的管道称为过渡段。
2.压力调节原理RCP系统还包括稳压器及其为反应堆冷却剂控制和超压保护所需的辅助设备。
核电厂系统与设备-压水堆核电厂
2.1 概述
2.1.2 压水堆核电厂的工作原理 （8）循环水系统
功能 ：为凝汽器提供凝结汽轮机乏汽的冷却水。
分类: 开式供水和闭式供水。
开式供水：指以江河湖海为天然水源, 冷却水一次通过, 不重 复使用。
闭式供水：把由凝汽器排出的水, 经过冷却降温之后, 再用循 环水泵送回凝汽器入口重复使用。
2.1 概述
2.1.2 压水堆核电厂的工作原理 （6）二回路系统的组成
汽轮机、发电机、凝汽器、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
间接循环：二回路水不受一回路污染
2.1 概述
2.1.2 压水堆核电厂的工作原理 （7）沸水堆核电厂工作原理
汽轮机、发电机、凝汽器、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 直接循环
本课程课程目录
《核电厂系统与设备》
序号
教学内容
1 第1章 绪论 2 第2章 压水堆核电厂 3 第3章 反应堆冷却剂系统和设备 4 第4章 核岛主要辅助系统 5 第5章 专设安全设施 6 第6章 核电厂热力学 7 第7章 核汽轮发电机组 8 第8章 核电厂二回路热力系统
共32学时
总学时
2 4 6 4 4 2 4 2
2.1 概述
2.1.2 压水堆核电厂的工作原理 （3）反应堆冷却剂系统（一回路系统）
（RCS）Reactor Coolant System Primary Coolant System 1.Reactor Pressure Vessel 2.Steam Generator 3.Primary Coolant Pump 4.Pressuriser
2.1 概述
2.1.2 压水堆核电厂的工作原理 （8）循环水系统
第三章 反应堆冷却剂系统和设备
3-1 反应堆冷却剂系统
2．压力调节系统 为了保证反应堆冷却剂系统具有好的冷却能力，应 当将堆芯置于具有足够欠热度的冷却剂淹没之中。核 电厂在负荷瞬变过程中，由于量测系统的热惯性和控 制系统的滞后等原因，会造成一、二回路之间的功率 失配，从而引起负荷瞬变过程中一回路冷却剂温度的 升高或降低，造成一回路冷却剂体积膨胀或收缩。 水经波动管涌人或流出稳压器，引起一回路压力升高 或降低。当压力升高至超过没定值时，压力控制系统 调节喷淋阀．由冷管段引来的过冷水向稳压器汽空间 喷淋降压；若压力低于设定值，压力控制系统启动加 热器，使部分水蒸发，升高蒸汽压力。
3-5 稳压器
二、稳压器分类 按原理和结构形式的不同，稳压器分为两类， （1）气罐式稳压器：容积大，易腐蚀，淘汰 （2）电加热式稳压器：大都采用 三、稳压器本体结构（电） 结构图 现代压水堆核电厂普通采用电加热式稳压器。 这种稳压器是一个立式圆柱形高压容器。其典型 的几何参数为高13m，直径2.5m，上下端为半 球形封头，总容积约40m2，净重约80t。立式 安装在下部裙座上。
第3章 反应堆冷却剂系 统和设备
动力工程系 余廷芳
主要内容
3-1 反应堆冷却剂系统 3-2 反应堆本体结构 ----------系统设备 3-3 反应堆冷却剂泵 3-4 蒸汽发生器 3-5 稳压器
3-1 反应堆冷却剂系统
一、系统的功能
反应堆冷却剂系统又称为一回路系统，其主要功能 是： (1)在核电厂正常功率运行时将堆内产生的热量载出， 并通过蒸汽发生器传给路工质，产生蒸汽，驱动汽轮 发电机组发电。 (2)在停堆后的第一阶段，经蒸汽发生器带走堆内的衰 变热。 (3)系统的压力边界构成防止裂变产物释放到环境中的 一道屏障。 (4)反应堆冷却剂作为可溶化学毒物硼的裁体，并起慢 化剂和反射层作用。 (5)系统的稳压器用来控制一回路的压力，防止堆内发 生偏离泡核沸腾，同时对一路系统实行超压保护。
《核电厂系统与设备》课后习题答案及复习提纲
注：本资料主要针对《核电厂系统及设备》臧希年编著第2版清华大学出版社2011年7月；笔者根据所学知识及综合一些其它资料汇编而成，分为课后习题解答与复习提纲两部分；本资料仅供读者作些参考，由于笔者知识有限，有些知识难免存在一些偏差，请批评指正。
2014年2月16日星期日第一部分：课后习题参考答案（2、3、4、5、7、8）第二章压水堆核电厂1.从电能生产的观点看，压水堆核电厂有哪些部分？各自有什么作用？答：从电能生产的角度看，压水堆核电厂分为核岛与常规岛，核岛利用核能生产蒸汽，常规岛利用蒸汽生产电能。
2.从热力循环的观点看，压水堆核电厂由几个回路组成？各自的作用是什么？答：压水堆核电厂主要由反应堆冷却剂系统（简称一回路），蒸汽和动力转换系统（又称二回路），循环水系统组成。
一回路生产蒸汽，二回路与三回路将蒸汽的热能转换为推动核汽轮机组转动的机械能。
3.核电厂的厂址须满足什么要求？答：应考虑三个方面①核电厂的本身特性。
核反应堆是一个强大的放射源，核电厂的热功率决定了反应堆内的放射性的总储量，在相同的运行条件下，堆内放射的总量与功率成正比。
②厂址的自然条件与技术要求。
应尽可能地避免或减少自然灾害（如地震，洪水，及灾难性气象条件）造成的后果，并应利于排出的放射性物质在环境中稀释③辐射安全要求。
⑴辐射安全应符合国家环境保护，辐射防护等法规和标准的要求⑵将核电厂设置在非居民区⑶考虑厂址周围的人口密度和分布。
4.核电厂主要有哪些厂房？核电厂主要有反应堆厂房（即安全壳），燃料厂房，核辅助厂房，汽轮机厂房和控制厂房。
5.解释名词：多道屏障，纵深防御，单一故障准则多道屏障：在所有情况下保证绝对控制过量放射性物质对外释放，核电厂设置了三道屏障，只有这三道屏障全部被破坏才会释放大量的放射性物质。
纵深防御：将安全有关的所有事项置于多重防御之下，在一道屏障失效后还有另一道屏障来弥补。
单一故障准则：当系统中某一部件不能执行其预定功能安全功能时，并不影响整个系统功能的执行。
核反应堆的冷却系统
核反应堆的冷却系统核反应堆是一种利用核裂变或核聚变反应产生能量的装置，它在能源领域具有重要的地位。
然而，核反应堆在运行过程中会产生大量的热量，如果不及时冷却，就会导致反应堆过热，甚至发生严重事故。
因此，核反应堆的冷却系统是确保核反应堆安全运行的关键。
一、冷却系统的作用核反应堆的冷却系统主要有两个作用：一是将反应堆中产生的热量带走，保持反应堆的温度在安全范围内；二是控制反应堆的功率，确保反应堆的稳定运行。
二、冷却系统的组成核反应堆的冷却系统由多个部分组成，包括冷却剂、冷却剂循环系统、冷却剂泵和冷却剂换热器等。
1. 冷却剂冷却剂是核反应堆冷却系统中的重要组成部分，它负责将反应堆中产生的热量带走。
常用的冷却剂有水、氦气和钠等。
不同的冷却剂具有不同的特点和适用范围，选择合适的冷却剂对于核反应堆的安全运行至关重要。
2. 冷却剂循环系统冷却剂循环系统是核反应堆冷却系统的核心部分，它负责将冷却剂从反应堆中带走，经过换热器冷却后再回到反应堆中。
冷却剂循环系统通常包括冷却剂循环管道、冷却剂泵和冷却剂换热器等设备。
3. 冷却剂泵冷却剂泵是核反应堆冷却系统中的关键设备，它负责将冷却剂从反应堆中抽出，并通过冷却剂循环管道送往换热器。
冷却剂泵通常采用离心泵或容积泵，具有较高的流量和压力。
4. 冷却剂换热器冷却剂换热器是核反应堆冷却系统中的重要设备，它负责将从反应堆中抽出的热冷却剂与冷却介质进行换热，将热量传递给冷却介质，使冷却介质升温。
常见的冷却剂换热器有壳管式换热器和板式换热器等。
三、冷却系统的工作原理核反应堆的冷却系统通过循环冷却剂来实现对反应堆的冷却。
具体工作原理如下：1. 冷却剂从反应堆中抽出冷却剂泵将冷却剂从反应堆中抽出，并通过冷却剂循环管道送往换热器。
2. 冷却剂与冷却介质进行换热冷却剂在换热器中与冷却介质进行换热，将热量传递给冷却介质，使冷却介质升温。
3. 冷却介质带走热量冷却介质在换热器中带走冷却剂传递过来的热量，使冷却剂温度降低。
核电厂系统与设备复习资料
组成：堆芯（燃料组件、堆芯功能组件）；堆芯支撑结构；反应堆压力容器；控制棒传动 机构。
(1) 堆芯结构： 分区装料的优点与缺点：
1. 燃料组件： A. 燃料元件：
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《核电厂系统与设备复习资料》
组成：下端塞；锆合金包壳；UO2 芯块；氧化铝块；因科镍弹簧；上端塞；充 气孔。
作用：产生核裂变并释放热量的部件。 燃料包壳：防止核燃料与反应堆冷却剂接触，以避免裂变产物逸出造成放射性
制室、应急柴油发电机厂房、汽轮发电机厂房等。 (2 )三废区: 主要由废液储存、处理厂房、固化厂房、弱放废物库、固体废物储存库、
特种洗衣房和特种汽车库等组成。 (3 )供排水区: 主要由循环水泵房、输水隧洞、排水渠道、淡水净化处理车间、消防站、
高压消防泵房、排水泵房等组成。 (4 ) 动力供应区: 主要由冷冻机站、压缩空气及液氮储存气化站、辅助锅炉房等组成。 (5 ) 检修及仓库区: 包括检修车间、材料仓库、设备综合仓库及危险品仓库等。 (6 ) 厂前区: 包括电厂行政办公大楼及汽车、消防、保安及生活服务设施。 3、核岛厂房主要有反应堆厂房、核辅助厂房、燃料厂房、主控制室等。 反应堆厂房与汽轮机厂房的相对位置有两种形式: 一种是汽轮机厂房与反应堆厂房 呈L形布置, 另一种是汽机厂房与反应堆厂房呈T形布置。L形布置方法厂房布局紧凑, 占地少, 特别是由几个单元机组并列时, 汽机厂房可以合在一起, 以减少汽机厂房内 重 型吊车台数, 若端部再接维修车间, 则设备检修更为方便。图 2 .8 为 L 形布置的 双机组 核电厂平面布置图。但是, 这种布置, 在汽轮机厂房与反应堆厂房之间需设置 防止汽轮机飞车时叶片对安全壳冲击的屏障。采用 T 形布置方式时, 汽轮机叶片飞射 方向不会危及反应堆厂房, 但厂房面积相对大些。 4、其循环水系统的标高布置, 是确定厂区标高的两个重要因素之一。这两个因素是: (1 ) 厂区地坪的标高应位于千年一遇的最高潮位以上; (2 ) 将凝汽器布置在适当标高位置上, 使得循环水回路中有适当的虹吸效应, 并使核
5 反应堆冷却剂系统
压水堆核电厂一回路参数范围
压水堆核电厂一回路参数范围是:
工作压力15MPa左右; 冷却剂在反应堆进口温度取280℃~300℃， 反应堆的出口温度取310℃~330℃， 进出口的温升为30℃~40℃. 核电厂变工况时，反应堆冷却剂平均温度变化 允许的最大温差为17℃~25℃。 反应堆的设计温度为350℃。
燃料包壳温度限制 燃料包壳材料要受到抗高温腐蚀性能的限制,对于轻 水堆, 包壳材料Zr-4的允许表面工作温度应不高于350℃。 传热温差的要求 要有膜温压，若包壳温度限制在350℃,冷却剂温度至 少要比此温度低10℃-15℃,以保证正常的热交换。 冷却剂过冷度要求：应具有20℃左右的过冷度。 冷却剂平均温度为330 ℃
1
反应堆冷却剂系统范围
主系统可分为两部分，即一次回路部分和卸压 蒸汽收集部分。 一次回路的主要部件包括：反应堆压力容器 （该容器包括控制棒驱动机械套管在内）、蒸 汽发生器的主冷却剂侧、主泵、稳压器（其上 接有卸压阀、安全阀、喷雾阀和波动管）、 主管道（共分三个部分，即压力容器与蒸汽发 生器之间的热段；蒸汽发生器与主泵之间的过 渡段和主泵与压力容器之间的冷段）、 测温旁路（每条环路各一支）、属于环路的辅 助系统部分管道（即从高压侧标起第二只隔离 阀以前的管道以及管道上的阀门和附件）。
反应堆冷却剂系统功能
正常功率运行时，导出堆芯裂变热，并将导出 的热量传给蒸汽发生器二次侧的给水，使之变 成饱和蒸汽，以驱动汽机发电机组。 在停堆冷却阶段，通过蒸汽发生器排放蒸汽和 向停堆冷却系统传热，以带走堆芯衰变热和主 系统的蓄热。 主冷却剂是含硼除盐水。通过其硼浓度的改变 可以补偿堆芯反应性的变化。 主冷却剂还同时兼作中子慢化剂和反射层。 作为堆冷却剂系统压力边界，包容堆冷却剂， 构成防止放射性外逸的第二道安全“屏障”。
第三章 反应堆保护系统
停堆保护信号
• （12）反应堆冷却剂低流量事故保护停堆
–保护堆芯在失去一台或二台反应堆冷却剂泵流量 的事件下不发生DNB –意一个环路的低流量信号低到额定满流量的90%以 上时都会产生事故保护停堆 –图6.2-9
停堆保护信号
• （13）反应堆冷却泵断路器脱扣事故保 护停堆
–每个反应堆冷却剂泵都能产生一种使断路 器断开的信号。 –当功率高于P—7整定值时，凭借任一个断 路器断开信号就能产生事故保护停堆 –当功率低于P-7整定值时，凭借两个断路器 断开的信号就能产生事故保护停堆
保护系统设计准则
• 独立的ATWS系统 、单一故障、故障安 全 、冗余性 、独立性 、多样性 、四取 二表决逻辑 、可试验性和可维修性 、 四个独立的系统通道电源
保护系统设计准则
• 单一故障准则
– 在一个通道出现单一故障时，不会妨碍所 要求的保护作用
• 设备鉴定
– 通过广泛的环境合格试验、性能试验等， 保证了设备在事故（失水事故）环境下能 够继续工作
5.
安全壳消氢系统
– 5.1 系统功能 – 5.2 系统流程简图与描述
•
6.
缓解系统
– 6.1 未能紧急停堆的预期瞬态（ATWS）缓解系统 – 6.2 全厂失电(SBO)缓解系统
•
7.
事故后监测系统
概述
• 当核电厂出现异常工况时，反应堆保护 系统自动触发产生紧急停堆动作 • 当核电厂万一发生设计基准事故，同时 自动触发专设安全设施动作 • 反应堆保护系统的功用，通过停堆和汽 轮机停机来限制一般事故的后果
停堆保护信号
• （1）手动事故保护停堆
– 手动触发装置与自动事故保护停堆电路无 关, 触发控制室内的两个手动事故保护停堆 装置的任何一个，都会引起事故保护停堆 和汽轮机事故保护停机。
《核电厂蒸汽供应系统》第3章 反应堆主冷却剂系统(3)
稳压器和主阀相连； 先导阀盘R1和R2。
二二、、稳稳压压器器结结构构（13）
安全阀组工作原理
✓ 核动力装置运行时，当稳压 器压力低于保护阀的整定压 力，先导活塞的传动杆在上 面位置，先导盘R1开启，使 主阀活塞上部与稳压器连通 ，由于主阀活塞的表面积比 阀盘的表面积大，因此保护 阀关闭；
➢ 温度监测
在稳压器内汽相和液相各设置有温度探测器一个 ，当温度高于352℃时给出汽相、水相高温报警信 号；
在稳压器波动管上装有温度探测器一个，当温度 低于300℃时，给出波动管低温报警信号；
在每条喷淋管上设温度探测器一个，温度过低表 示连续喷淋流量不足；
另外在安全阀组下游设一个温度探测器，当温度 高于70℃时发出稳压器卸压管路高温报警信号， 用以检测安全阀组泄漏。
一、概 述
➢ 基本功能 压力控制（调节）
在反应堆稳态运行、正常功率变化以及中、小事故工 况下，能够使RCP压力变化控制在规定的范围之 内。
压力保护
在发生重大事故时，RCP系统压力变化超过范围时 ，提供超压或低压保护。
一一、、概概 述述（2）
➢ 辅助功能 起堆、停堆
起堆时：提供部分热源，控制主冷却剂系统压力 按照预定的程序提高到额定工作压力
17.23 360 15.8 292
三三、、稳稳压压器器工工作作原原理理（2）
1、稳压器控制必要性
➢ 稳压器压力过低影响
冷却剂将接近饱和蒸汽压力，由此可能引起水大量 汽化，堆芯燃料放热恶化，燃料温度升高并导致包 壳破损，甚至燃料熔化。
➢ 稳压器压力过高影响
系统压力增加，整个一回路压力边界就要处于不允 许的应力下，由此可能发生系统设备达到疲劳极限 ，使管道设备破裂，产生LOCA事故，设计基准事 故，是核电站最大可信事故。
M310压水堆系统简介
M310压水堆系统简介一、 反应堆冷却剂系统（RCP），又称一回路系统。
该系统将堆芯内核裂变所释放的大量热能导出，通过蒸汽发生器将一回路热量传给蒸汽发生器二次侧给水，使之产生饱和蒸汽，送到汽轮发电机发电。
1.系统由堆和三个环路组成.每一环路上有一台蒸汽发生器、一台反应堆冷却剂泵。
在其中的一个环路上还连接有一台稳压器以及稳压器卸压箱。
（见图1）。
一回路也起到包容住放射性裂变产物的第二道屏障。
2.主要设备——反应堆反应堆中核燃料芯块叠置在锆—4合金包壳管中，装上端塞，把燃料封焊在里面，从而构成燃料棒。
包壳将核燃料及其裂变产物包容住，构成了强放射性的裂变产物与外界环境之间的第一道屏障。
在堆芯装入三种不同浓度的核燃料，分别为1.8%、2.4%和3.1%。
高浓度燃料组件布置在外区，中心区浓度最低。
每次换料时，取出中心区的燃料组件，将第二区燃料组件倒换到中心区，将外区燃料组件倒换到第二区。
而在外区装入新燃料，这样每年更换三分之一核燃料组件。
控制棒束组件用于反应性的控制，它由强烈吸收中子的银—铟—镉合金构成。
它在燃料组件的导向管内移动，并由在反应堆压力容器顶盖上方的驱动机构提升和下降。
当需紧急自动停堆时，控制棒束组件靠重力自动落下。
控制棒束组件用来控制由负荷变化或反应堆停堆时所引起的反应性急速变化。
另一方面，依靠溶于反应堆冷却剂中的硼酸浓度来控制反应性缓慢而长期的变化。
这两种控制反应性的方式互为补充，相互结合确保堆芯反应性的调节和控制。
——蒸汽发生器它为自然循环型，由垂直的U型管束的蒸发段和汽水分离段组成。
用一回路的水加热二回路给水，使之产生饱和蒸汽并进行汽水分离和干燥后输送到汽轮机高压缸。
——反应堆冷却剂泵（又称主泵）用于克服一回路中设备和管道阻力，保证冷却剂的循环，它为立式离心泵，由泵体、电机、密封组件和飞轮组成。
主泵轴上有三级轴封，同时用高压水注入泵轴泵和密封组件之间，用于限制冷却剂从泵轴中泄漏。
在主泵顶部安装飞轮，以增加主泵的转动惯量。
【清华压水堆核电厂运行】系统与设备(3)热工基础3小时
燃料棒束的阻力损失，流道摩擦阻力损 失，
提升损失，重力压降，
ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ
堆芯出入口联箱的阻力损失，
定位格架的阻力损失，
沿程加速压降。
系统与设备（3）
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热工设计准则
为了反应堆的运行安全可靠，热工设计必须满足一些准 则：
燃料元件表面的最大热流密度小于临界热流密度。定
义偏离泡核沸腾比DNBR：
燃料元件的总温降
从燃料中心线到冷却剂的总温度降可以表示为：
T −Tf = q′ r F + 1 + tc + rF 中心 2 π rF 2λ αfG λc α(r + t ) F c
q′为线功率密度，r为燃料元件芯块的半径，
λf为燃料元件的导热系数，λc为包壳的导热系 数，
tc为包壳厚度， α为包壳表面与冷却剂的放热系数，αG为燃料与
反应堆冷却剂回路依靠三台主泵使冷却剂循环，将热量 传给蒸汽发生器二回路的给水。
单位时间冷却剂输送的热量P为：
P = G C ∆T
mp
mp
G 为流量率，C 为冷却剂热容，∆T为冷却剂的温升。
因为∆T＝ ∆H/ Cp，所以上式可以改写为：
P =Gm∆H
∆H为冷却剂的焓升。H＝u＋P/ρ，u为内能，P为压 力， ρ为流体密度。
燃料非均匀装载对功率分布的影响。为了展平径向功率 分布，压水堆一般分三区配置不同富集度燃料，高富集 度的新燃料在最外区。
„ 控制棒对功率分布的影响。
5
系统与设备（3）
6
压水堆传热特点
传热有三种基本形式，即对流换热、导热和辐射传 热。压水堆堆芯的换热主要依靠前两种方式。 UO2芯块裂变后产生的热量主要是通过热传导传给 芯块表面及燃料包壳。一回路的冷却剂通过主泵进 行强制循环进入堆芯，将燃料元件表面热量通过对 流换热带走。冷却剂带出热量后流入蒸汽发生器， 也是通过对流换热把热量传给二次侧的给水。 为了提高整个电厂的循环效率，需要提高二回路蒸 汽的温度和压力，从而必须提高一回路冷却剂的温 度，因而必须提高一回路压力。大亚湾核电站的一 回路冷却剂压力为15.5MPa。波动范围为0.2MPa。
反应堆冷却剂系统_核动力装置
6/9/2020
《核动力装置》
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屏蔽泵的特点
泵体、电机全部密封在泵壳 内，电机定子用屏蔽套与冷 却剂隔离，电机轴承用水润 滑，电机由设备冷却水进行 冷却
由于是全密封结构，不会泄 漏
制造复杂，一般电机有两级 转速，以适应负荷变化需要
［二次侧流程（给水-蒸汽）］
给水管道—给水环管—下降通道— 上升通道—汽水分离器（两级）— 出口蒸汽接管
下降段为单相水，上升段为饱和汽 水混合物，依靠流体密度差产生的 驱动力维持循环
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《核动力装置》
水位
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UTSG自然循环原理
管束套筒将蒸汽发生器下筒体 内的水分隔成冷（水）柱和热 （水）柱两个区域
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《核动力装置》
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电热式稳压器
在工作状态下，稳压器内的工 质（蒸汽和水）保持着两相平 衡的饱和状态
喷雾器用于抑制压力升高 电加热器用于抑制压力下降 安全阀用于超压时的保护 普遍用于压水堆核电站、船用
核动力装置
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《核动力装置》
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“陆奥”号使用的电热式稳压器
日本“陆奥”号
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《核动力装置》
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图2-8 “陆奥”号一回路系统布置
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《核动力装置》
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② 紧凑式布置［堆外一体化布置］
［ 特征 ］ ➢ 蒸汽发生器、主泵、稳压器紧靠反应堆周围布置 ➢ 主管道很短，较分散布置方式更为紧凑 有利于提高自然循环能力 增加了检修的困难 ［ 应用实例 ］
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系统与设备第三章
3.1 RCP系统描述
RCP系统的组成
RCP由核反应堆和 与其相连的三条输热环 路组成，每条环路包含 一台蒸汽发生器、一台 主冷却剂泵以及相应的 管道和阀门。在其中一 条环路上还连接有一台 稳压器。
RCP系统功能：
主要功能：输热：堆芯→ 蒸汽发生 器→ 二回路同时冷却堆芯
4.冷却剂流量
当单环路对应的电功率为300MW时，冷却剂总质 量流量可达到15000t/h~21000t/h 。 大亚湾核电站，冷态额定流量3×23790m3/h
RCP系统的参数选择
3.2 蒸汽发生器
一、概述
1.功能：
（1）作为热交换设备， 产生蒸汽。 （2）作为连接设备， 隔离一、二回路。是压 水堆核电厂一、二回路 的枢纽。
秦山一期
300
2
150
16100
秦山二期
600
2
300
17550
大亚湾
900
3
300
17550
田湾
1000
4
250
燃烧公司(美) 900
2
450
21000
西屋,法马通 1300
4
330
18000
燃烧公司(美) 1300
2
600
23300
CNP1000(中) 1000
3
340
23790
2.一回路压力
流量<88.8%:产生流量低信号 功率>10%且两个以上环路流量低——紧急停堆 功率>30%且一个以上环路流量低——紧急停堆
1.冷却系统
冷却系统由反应堆冷却剂泵、反应堆和蒸汽发生器 以及相应的管道组成。
正常功率运行时，反应堆冷却剂泵使冷却剂强迫循 环通过堆芯，带走燃料元件产生的热量。
第三章专题四 反应堆冷却剂泵汇总
第三章专题四: 反应堆冷却剂泵反应堆冷却剂泵又称主泵，它的主要作用是驱动反应堆冷却剂以很大的流量通过反应堆堆芯，把反应堆的热能输送至蒸汽发生器，以产生蒸汽驱动汽轮机作功。
目前绝大多数核电厂采用轴密封泵(图3.12 )。
主泵的密封多采用机械密封。
机械密封就是在两个相对转动的端面之间，引入密封介质，使两端面间分离而形成一层静压液膜，从而使固相摩擦转化为液相摩擦。
主泵轴密封一般由三级组成，依次称为一号密封、二号密封和三号密封。
来自化学和容积控制系统的高压密封水流在泵的下部轴承和一号密封之间引入后分为两路：一路向下，冷却泵下部轴承，同时阻止泵内高温流体沿轴向上泄漏，这股水起到隔离液的作用。
另一路向上顺次通过一、二、三号密封。
一号密封采用的是可控泄漏的动态液膜密封。
液膜是流过密封水的压降产生的，上下游压差15.5Mpa左右。
作用于静环的向下的力为上表面液体静压与重力之和. 作用于静环的向上的力为契形液膜上表面液体静压力，其压强分布示意图为（图3。
14，见文稿及原课件）。
静环就是在上下压力作用下形成动态平衡.当向下的压力小于向上的作用力时，静环上升，液膜变厚; 当向下的压力大于向上的作用力时，静环下降，这样液膜的厚度就在一个稳定值附近波动。
泄漏由外侧流向内侧，泄漏水大部分收集到化容系统，另一部分进入二号密封。
二号密封采用的是普通机械密封(图3.15a)，正常工作压差是0.3Mpa左右，一号密封失效的情况下可以短时间承担系统的全压差。
三号密封(图 3.15b)采用的也是普通机械密封，承受压差0.1Mpa。
二三号的密封的泄漏水收集到反应堆冷却剂的收集罐中。
在泵的叶轮上部设有热交换器，当轴封水断失时，泄漏的冷却剂先被热屏交换器中的设备冷却水冷却到65度以下，使泵下部轴承免受高温。
这样，沿泵轴的泄漏经过串联的三道密封将冷却剂向安全壳气空间的泄漏减少到最小(参考课件4.2)。
核电厂系统与设备电子书思考题
第二章压水堆核电厂从电能生产的观点看，压水堆核电厂有那些部分组成？各自作用是什么？从热力循环的观点看，压水堆核电厂有几个回路组成？各自作用是什么？与沸水堆电厂相比，压水堆核电厂热力循环有何特点？这样做有何利弊？核电厂的厂址须满足什么要求？核电厂厂区分哪几部分？平面布置应考虑哪些因素？核电厂主要有哪些厂房？什么叫T形布置？什么是L形布置？各有何利弊？核电厂系统和设备及构筑物的安全分级、抗震分类、质保分组是如何规定的？解释名词：多道屏障；纵深防御；单一故障准则；安全功能。
第三章反应堆冷却剂系统与设备为什么一回路系统的压力选得那样高？试述稳压器的工作原理。
轴封式反应堆冷却剂泵是如何解决冷却剂沿轴的泄漏问题的？为什么一回路运行在160C以下时应投入余热排除系统？什么是汽蚀？它对泵的工作有何危害？如何防止发生汽蚀？什么是比转数？一台泵有几个比转数？按比转数范围划分，反应堆冷却剂泵属于那一类？其特性曲线有何特占。
八、、•蒸汽发生器二次侧工质的流程如何？为什么给水环作成倒“J”形？沿给水环周向给水分配均匀吗？循环倍率对传热、流动和汽水分离效果有哪些影响？为应付断电事故，一回路系统及设备设计上采取了哪些措施？解释名词：无延性转变温度；必须汽蚀余量；可用汽蚀余量；比转数；循环倍率。
第四章一回路主要辅助系统为什么一回路运行在160C以下时应投入余热排除系统?现代核电厂化容系统对于降低放射性水平效果如何？为什么?为净化一回路水，化学和容积控制系统采取了那些措施？设备冷却水系统在何种工况下的负荷最大？为什么？利用硼酸进行反应性控制有何特点和局限？化容系统是如何实现容积控制的？反应堆停闭3个小时了，这时剩余发热由什么系统带走？核岛的最终热阱是什么？废热如何排到热阱？用于正常停堆后余热排出的系统有哪些？现代压水堆核电厂停对后热量排出系统由哪些？第五章专设安全设施系统专设安全设施系统在设计上有何特殊要求？对于设计基准事故，安全注入系统的设计的验收标准有哪些？发生大破□失水事故后，安全注入系统有哪些响应？为什么要采用冷.热端同时再循环注入？什么是非能动系统？采用非能动系统对安全设施系统设计有何意义？发生失水事故后安全壳内氢气的来源有哪些？如何控制安全壳内氢浓度？专设安全设施系统设计中，为保证管线打开或矢闭成功，往往采用什么办法？简述辅助给水系统的功能、设置、动力源特点。
核反应堆-核电-核技术-核工程-3.1 压水堆核电厂一回路主系统1
•放射性屏障
RCP系统压力边界作为裂变产物放射性的第二道 屏障，在燃料元件包壳破损泄露时，可防止放射性物 质外外逸。
3
3.1.2 系统描述 系统组成
冷却系统
压力调节系统
超压保护系统
提高冷却剂质量流量可 一回路冷却剂的温度升高或降低， 当压力超过限制值，卸压管线
以减少堆出入口的温差。 造成一回路冷却剂体积膨胀或收缩。 上的安全阀开启，向卸压箱排放蒸
提高压力，提高承压要求，材料和加工制造 难度加大，从而影响电厂的经济性。
• 燃料包壳温度限制，抗高温腐蚀性能 • 传热温差的要求，冷却剂温度至少要
比包壳温度低10-15oC，保证热交换
• 冷却剂过冷度的要求，应有20oC左右
的过冷度。
3.入口温度
• 出口温度确定，对于额定热功率 的反应堆，入口温度与流量为单 值关系。
蒸汽压力。
值不同的安全阀。
4
冷却系统
冷却剂载热方程:
Pt qmCp (tout tin )
燃料表面的放热过程:
PU A h (t f tc )
h～ qm0.8
Pt: 堆芯热功率 qm：冷却剂流量 Cp: 冷却剂定压热熔 tout,tin：堆芯出入口温差
Pu: 堆内燃料棒的总功率 A: 燃料元件总表面积 tf : 燃料元件表面温度 tc : 冷却剂温度 h : 冷却剂与燃料元件表面的
• 入口温度越高，冷却剂平均温度 越高
• 入口温度高，冷却剂的温升小， 所需质量流量大，增加泵的唧送 功率，降低了电厂的净效率。
4.冷却剂流量
qm
c p (tout tin ) pt
• 进出口温升30-40oC
• 核电厂变工况时，平均温度变
反应堆冷却剂系统
主冷却剂系统运行
AP1000 运行模式 模式 1 2 3 4 5 6 运行工况 功率运行 启动 热备用 安全停堆 冷停堆 换料 反应性状况 Keff ≥ 0.99 ≥0.99 <0.99 <0.99 <0.99 / 额定功率% >5 ≤5 / / / / 平均温度° C 300.9>Tavg>291.7 ~291.7 >215.6 215.6>Tavg>93.3 ≤93.3 ≤71.1
63000
16
蒸汽发生器参数(2)
数量 形式 U形管数量 总的换热面积 （m2） 传热管外径（mm） 传热管壁厚（mm） 传热管中心距（mm） 总高(m ) 上部壳体内径（mm） 下部壳体内径（mm） 管板厚度（m ） 2 立式U形管式 10025 11477 17.48 1.02 24.89 约22.5 5334 4191 约0.8
18
图3.2.4 稳压器 19
稳压器主要功能
压力控制 超压保护 容积补偿 排除不凝性气体
20
稳压器控制原理（1）
在100%功率的稳态运行期间，约50%的稳压 器容积是水，另50%容积是汽。在容器底部的 浸没式电加热器使水处于饱和温度。加热器 也用于维持恒定的运行压力。
核电站反应堆冷却剂系统讲义
核电站反应堆冷却剂系统讲义核电站反应堆冷却剂系统核电站反应堆冷却剂系统讲义本讲义是针对一回路及相关辅助系统的学习。
所包含的内容主要分三个方面：一回路主回路系统（RCP），一回路辅助系统（RCV、REA 、RRA、PTR），核安全系统（RIS、EAS、ASG）等。
故我们的学习应该从这三方面入手分系统的掌握。
本教材在详细介绍OJT206所涉及的系统的基础上结合现场有关操作使大家对OJT206的知识有一个全面的了解。
第一章、反应堆冷却剂系统（RCP）反应堆冷却剂系统是核电站的重要关键系统。
它集中了核岛部分除堆本体外对安全运行至关紧要的主要设备。
反应堆冷却剂系统与压力壳一起组成一回路压力边界，成为防止放射性物质外泄的第二道安全屏障。
核电站通常把核反应堆、反应堆冷却剂系统及相关辅助系统合称为核蒸汽供应系统。
大亚湾压水堆电站一回路冷却剂系统由对称并联到压力壳进出口接管上的三条密封环路构成。
每条环路由一台冷却剂主泵、一台蒸汽发生器以及相应的管道、阀门组成。
整个一回路共用一台稳压器以及与其相当的卸压箱。
反应堆冷却剂系统的压力依靠稳压器的电加热元件和喷雾器自动调节保持稳定。
一、RCP系统的主要安全功能和要求RCP系统的主要功能是利用主泵驱使一回路冷却剂强迫循环流动，将堆芯核燃料裂变产生的热量带出堆外，通过蒸汽发生器传给二回路给水产生蒸汽，冷却剂在导出堆芯热量的过程中冷却堆芯，防止燃料元件棒烧毁。
压力壳内冷却剂还兼作堆芯核燃料裂变产生的快中子的慢化剂和堆芯外围的中子反射层。
冷却剂水中溶有硼酸，因此堆内含硼冷却剂又可作为中子吸收剂。
根据工况需要调节冷却剂中含硼浓度，可配合控制棒组件用以控制、补偿堆芯反应性的变化。
系统内的稳压器用于控制一回路冷却剂系统压力，以防止堆芯产生偏离泡核沸腾。
当一回路冷却剂系统压力过高时，稳压器安全阀则能实现超压保护。
当发生作为第一道安全屏障的燃料元件棒包壳破损、烧毁事故时，RCP系统的压力边界可作为防止放射性物质泄漏的第二道安全屏障。
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3-1 反应堆冷却剂系统
三、系统参数的选择 1、一回路压力
3-1 反应堆冷却剂系统
三、系统参数的选择 2、反应堆冷却剂出口温度 冷却剂出口温度越高，电厂热效率越高，但受下列因素 限制： (1)燃料包壳温度限制。材料受抗高温腐蚀性能限制。 (2)传热温差的要求。冷却剂温度至少要比包壳温度低 10℃——15℃，以保证正常的热交换。 (3)冷却剂过冷度要求。为保证流动的稳定性和有效传热， 冷却剂应具有20℃左右的过冷度。 由此可见，对于一定的工作压力，反应堆冷却刑的堆 出口温度变化余地很小。如大亚湾核电厂一回路压力为 15.5MPa，其堆出口冷却剂平均温度为329．8℃。*
3-1 反应堆冷却剂系统
3．超压保护系统 当一回路系统的压力超过限值时，装在稳压器顶部卸 压管线上的安全阀开启，向卸压箱排放蒸汽，使稳压 器压力下降，以维持整个一回路系统的完整性。 卸压系统主要由装在稳压器汽空间连管上的卸压阀或 安全阀及其管道和卸压箱组成。 西屋公司设计的稳压器，上面装备有卸压阀和安全阀， 卸压阀的开启整定值比安全阀的开启整定值低。若卸 压阀开启后使超压瞬变过程得以缓解，安全阀则可免 于开启，法国法马通公司设计的稳压器，只装备三只 同一类型开启整定值不同的安全闽。
3-5 稳压器
二、稳压器分类 按原理和结构形式的不同，稳压器分为两类， （1）气罐式稳压器：容积大，易腐蚀，淘汰 （2）电加热式稳压器：大都采用 三、稳压器本体结构（电） 结构图 现代压水堆核电厂普通采用电加热式稳压器。 这种稳压器是一个立式圆柱形高压容器。其典型 的几何参数为高13m，直径2.5m，上下端为半 球形封头，总容积约40m2，净重约80t。立式 安装在下部裙座上。
3-2 反应堆本体结构
3-2 反应堆本体结构
二、堆芯支撑结构
3-2 反应堆本体结构
三、反应堆压力容器 反应堆压力容器支撑和包容堆芯和堆内构件，工作在 高压(15．5Mpa左右)、高温含硼酸水介质环境和放 射性辐射的条件下，寿命不少于40年。 反应堆压力容器是一个底部为焊死的半球形封头，上 部为法兰连接的半球形封头的圆柱形容器，对于三环 路设计，容器上有3个进口管嘴和出口管嘴与各冷却 剂环路的冷热管段相接。这些进出口管嘴位于高出堆 芯上平面约1．4m的同一个水平面上。 反应堆压力容器本体材料属低碳钢，与冷却剂接触表 面堆焊一层5mm厚的不锈钢。压力容器高13m，内 径4m，简体壁厚20 m圃，总重约330 t。图
燃料元件
燃料元件是产生核裂变并释放热量的部件。它 的长为3851．5mm，外径9．5mm，Zr-4合 金包壳管厚o．57mm，包壳内装有二氧化铀芯 块。上下两端设有氧化铝隔热块，顶部安弹簧压 紧，两端用铁台金端塞封堵。并与包壳管焊接密 封在一起。
一回路系统示意图
核电站系统示意图
反应堆冷却剂系统的流程示意图
3-1 反应堆冷却剂系统
三、系统参数的选择 3．反应堆冷却剂的入口温度 反应堆冷却剂的出口温度一旦确定，对于一个 确定热功率的反应堆，其人口温度与流量有单值 关系。 入口温度越高，一回路冷却剂平均温度越高。从 这方面来说，对提高热效率有利。但入口温度越 高，冷却剂温升越小，所需冷却剂流量越大，这 就增加了泵的输送功率，从而降低了电厂的净效 率。选择冷却剂的入口温度时，应综合考虑它与 流量各自带来的利弊以及其他一些因素后，选取 最佳值。
3-1 反应堆冷却剂系统
二、系统描述 系统组成：按照功能，反应堆冷却剂系统 可分为冷却系统、压力调节系统和超压保 护系统。反应堆冷却剂系统的流程图1 1、冷却系统 冷却系统由反应堆冷却剂泵、反应堆和蒸 汽发生器及相应的管道组成。在正常功率 运行时，反应维冷却剂泵使冷却剂强迫循 环通过维芯，带走燃料元件产生的热量。 图
3-1 反应堆冷却剂系统
三、系统参数的选择： 环路数与环路容量：
核电厂的一回路系统由若干并联的环路组成。按照核电 厂安全准则，单堆核电厂的环路数不小于2，但过多的 环路数将增加设备投资，因此，目前核电厂中一般采用 2—4条环路并联形式。每一条环路所对应的电功率最 初为150 MW。 随着核电设备设计制造能力提高，近期的压水堆核电站， 一条环路的电功率已达到300——600 MW，而且以每 个环路300MW设计建造600MW、900MW、 12000MW的大型核电站。近代典型压水堆核电站功率与一
3-4 蒸汽发生器
一、作用：蒸汽发生器是压水堆核电厂一回路、二回路 的枢纽，它将反应堆产生的热量传递给蒸汽发生器二 次侧，产生蒸汽推动汽轮机做功。蒸汽发生器又是分 隔一次侧、二次侧介质的屏障，它对于核电厂的安全 运行十分重要。* 蒸汽发生器的可靠性是比较低的，它严重地影响核电 厂运行的安全性、经济性及可靠性。 压水堆核电厂运行经验表明，蒸汽发生器传热管断型 事故在核电厂事故中居首要地位。据报道，国外压水 堆核电厂的非计划停堆次数中约有四分之一是因有关 蒸汽发生器问题造成的。1992年，在205座堆中报告 蒸汽发生器有问题的达172座。
3-3 反应堆冷却剂泵
一、作用：
反应堆冷却剂泵义叫做主泵，它的作用是为反应堆冷却剂提供 驱动压头，保证足够的强迫循环流量通过堆芯，把反应堆产生 的热量送至蒸汽发生器，产生推动汽轮机做功的蒸汽。
二、对泵的基本要求：
(1)能够长期在无人维护情况下安全可靠地工作， (2)冷却剂的泄漏要尽可能少； (3)转动部件应有足够大的移动惯量，以便在全厂断电情况下， 利用泵的惰性提供足够的流量，使堆芯得到适当的冷却； (4)过流部件表面材料要求耐高温含硼酸水的腐蚀； (5)便于维修。 三、分类 ：分为两大类：全密封泵和轴封泵。
3-1 反应堆冷却剂系统 四、系统布置
反应堆冷却剂系统的所有设备、阀门及管道，全部安装 在安全壳内。 反应堆安放在安全完中央并稍偏离中心；以避开装卸 料机构的起吊死区。堆芯部分处在反应堆厂房地平面高 度以下。 反应堆冷却剂系统设备和管道的布置以反应堆压力容 器为中心，力求紧凑、简单对称。为了补偿主管道的热 膨胀应力，蒸汽发生器和主泵采用摆动的支耀结构，以 允许横向位移。 冷却剂中存在裂变产物和腐蚀产物，对系统设备和管道 有不同程度的污染。因此，在设备周围设有隔墙，它们 与安全壳培构成了二次屏蔽。 主要设备(反应堆压力容器、蒸汽发生器、反应堆冷却 剂泵、稳压器等)和反应堆冷却剂管道安装在二次屏蔽 墙内。
3-1 反应堆冷却剂系统
2．压力调节系统 为了保证反应堆冷却剂系统具有好的冷却能力，应当 将堆芯置于具有足够欠热度的冷却剂淹没之中。核电 厂在负荷瞬变过程中，由于量测系统的热惯性和控制 系统的滞后等原因，会造成一、二回路之间的功率失 配，从而引起负荷瞬变过程中一回路冷却剂温度的升 高或降低，造成一回路冷却剂体积膨胀或收缩。 水经波动管涌人或流出稳压器，引起一回路压力升高 或降低。当压力升高至超过没定值时，压力控制系统 调节喷淋阀．由冷管段引来的过冷水向稳压器汽空间 喷淋降压；若压力低于设定值，压力控制系统启动加 热器，使部分水蒸发，升高蒸汽压力。
3-4 蒸汽发生器
蒸汽发生器传热管面积占一回路承压边界面积的80％ 左右，传热管壁一般为1mm一1．2mm。因而，传热 管是整个一回路压力边界中最薄弱的部分。运行经验也 表明，传热管是蒸汽发生器内的事故多发区域。
二、分类：
3-4 蒸汽发生器
3-4 蒸汽发生器
1、立式自然循环U形管蒸汽发生器的结构的工作流
组成：压水堆本体由堆芯、堆芯支撑结构、反应堆压力 容器及控制棒传动机构组成。典型压水堆的本体结构图。 一、堆芯结构 堆芯又称为活性区，位于反应堆压力容器中心偏下的 位置。 大亚湾核电厂由157个几何形状和机械结构完全相同的 燃料组件，构成一个高3．65m，等效直径3．04m的 准圆柱状核反应区。 反应堆冷却剂流过堆芯时起到慢化剂的作用。控制棒组 件用于反应堆控制，提供反应堆停堆能力和控制反应性 快速变化。与燃料组件/（图）组合在一起的还有一些 功能组件，它们在堆启动和运行中起着重要作用。
近代典型压水堆核电站功率与一回路容量表
反 应 堆 本 体 结 构
燃 料 组 件 图
立 式 自 然 循 环 U 形 管 蒸 汽 发 生 器 的 结 构 图
59/19型蒸汽发生器主要设计参数
电 加 热、控制棒驱动机构 作用：控制棒驱动机构是反应堆的重要动作部件，通过 它的动作带动控制棒组件在堆芯内上下抽插，以实现反 应堆的启动、功率调节、停堆和事故情况下的安全控制。 因此，它是确保反应堆安全可控的重要部件。 控制棒驱动机构要求：在正常运行工况下棒的移动速度 缓慢，每秒钟行程约10 mm，在快速停堆或事故工况 时要求驱动机构在得到事故停堆信号后，即能自动脱开， 控制棒组件靠自重快速插入堆芯，从得到信号到控制棒 完全插入堆芯的紧急停堆时间一般为2s左右，以保证反 应堆安全。
3-1 反应堆冷却剂系统
三、系统参数的选择 4．冷却剂流量 综合上述分析，压水堆核电厂一回路参数范围是：工作 压力15MPa左右，冷却剂在反应堆的进口温度取 280℃——300℃，在反应堆的出口温度取310℃—— 330℃，进出口的温升为30℃——40℃。核电厂变工 况时，反应堆冷却剂平均温度变化允许的最大温差为 17℃——25℃。反应堆的设计温度为350℃。 一回路系统中冷却剂的流量较大，当单环路对应的电功 率为300 Mw时，冷却剂总质量流量可达到15000t／ h~21000t／h(即每10MW热功率160t／h~250t／ h)。主管道内冷却剂流速可达15m／s，一回路系统的 总阻力约为o．6MPa~o．8MPa。
课堂作业
1、稳压器的功能是什么？按结构和原理，稳 压器分为哪两类？目前采用的是哪种？ 2、蒸汽发生器的作用是什么？压水堆核电站 主要采用的蒸汽发生器有哪三种？ 3、反应堆冷却剂泵的作用是什么？对泵的主 要要求是什么？核电站中有哪两类泵？ 4、反应堆冷却剂系统的主要参数是指哪些？ 5、大亚湾核电厂一回路压力和堆出口冷却剂 平均温度为是多少？