反应堆冷却剂系统_核动力装置
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。
核反应堆的工作原理
核反应堆的工作原理核反应堆是一种利用核裂变或核聚变反应来产生能量的装置。
它是由核燃料、冷却剂、反应控制系统和辅助设备组成的。
核反应堆的工作原理可以分为以下几个方面进行说明：一、核燃料的选择与裂变过程核燃料是核反应堆中的重要组成部分，一般采用铀、钚等放射性物质。
核燃料的裂变是指通过中子轰击后，核燃料原子核发生裂变，释放出巨大的能量。
裂变反应产生的中子还会继续引发其他核燃料中的裂变反应，从而形成连锁反应，产生更多的能量。
二、冷却剂的运输与热传导核反应堆中的核燃料在反应过程中会产生大量的热量，为了保证核反应的正常进行，需要通过冷却剂来控制核燃料的温度。
冷却剂可以是气体、液体或者是固体，其主要作用是将核反应堆产生的热量带走，并将其转化为电力或其他可利用的能量。
冷却剂在核反应堆中的运输过程中需要满足一定的流速和温度控制要求，以保证核燃料的稳定工作和安全运行。
同时，冷却剂还可以通过热传导作用将核燃料的热量传递给热交换设备，使其产生蒸汽并驱动涡轮机转动，最终产生电力。
三、反应控制系统的作用为了控制和调节核反应堆中的反应过程，核反应堆设有反应控制系统。
反应控制系统一般由控制棒和反应控制系统组成。
控制棒是一种可以插入或抽出核燃料组件的装置，通过调整控制棒在核燃料中的位置来改变核反应堆的反应率。
反应控制系统的主要作用是控制反应堆核燃料中的中子流，以维持核燃料的临界状态。
临界状态是指核燃料中的裂变反应和中子释放保持平衡，即核燃料中每个反应产生的中子数等于引发下次裂变反应所需要的中子数，确保核燃料的稳定工作。
四、辅助设备的作用核反应堆还需要一些辅助设备来保证其正常运行。
辅助设备主要包括核反应堆的防护层、安全控制系统、辐射监测系统等。
防护层是为了防止辐射能量泄漏，保护人员和环境安全。
安全控制系统则负责监测核反应堆的运行状况，一旦检测到异常情况，及时采取相应的措施保障安全。
辐射监测系统用于监测核反应堆产生的辐射能量，及时发现和处理辐射泄漏等突发情况。
核电站中的冷却剂循环系统
核电站中的冷却剂循环系统核电站是一种利用核能来产生电能的重要设施，而冷却剂循环系统是核电站中至关重要的组成部分。
它的主要功能是将核反应堆中产生的热量带走，并保持反应堆和其他设备的恒定温度，以确保核反应的稳定运行。
本文将详细介绍核电站中的冷却剂循环系统。
一、冷却剂的选用核电站中使用的冷却剂必须具备良好的导热性能、较高的沸点和蒸发潜热，并且要具备较低的腐蚀性。
通常情况下，水和重水是最常用的冷却剂。
水在核反应过程中的吸热能力强，但其腐蚀性较大，因此需要进行特殊处理。
重水则无此腐蚀问题，但成本较高。
二、冷却剂循环系统的结构和原理核电站中的冷却剂循环系统由主要循环系统和辅助循环系统组成。
主要循环系统主要包括核反应堆、蒸汽发生器、冷凝器和泵等设备。
核反应堆产生的热量通过冷却剂传输到蒸汽发生器，在此过程中冷却剂发生相变产生蒸汽。
蒸汽经过冷凝器冷却后，又重新变为冷却剂，由泵再次输送到核反应堆中，循环往复。
辅助循环系统主要包括冷却剂过滤器、压力控制器、水处理设备等。
这些设备的主要作用是保持冷却剂的纯度、控制系统的压力以及处理冷却剂中的杂质。
三、冷却剂循环系统的工作原理核电站中的冷却剂循环系统的工作可以分为两个主要阶段，即正常运行阶段和事故处理阶段。
在正常运行阶段，冷却剂循环系统通过各个设备的协调工作，将核反应堆中产生的热量带走，保持核反应堆的恒定温度。
冷却剂在循环过程中需经过一系列处理来保持其状态良好，如控制压力、温度和流量等。
而在事故处理阶段，冷却剂循环系统则需要应对各种意外情况，如突发的冷却剂泄漏或压力异常等。
此时，系统会根据事故情况采取相应的措施，如紧急关闭泵、切断冷却剂流动等，以确保核反应堆安全。
四、冷却剂循环系统的安全性核电站中的冷却剂循环系统在保证电能输出的同时，也要确保系统的安全性。
为了达到这一目标，核电站需要进行严密的安全措施。
首先，核电站采用多种监测和控制系统，来对冷却剂循环系统进行实时监测。
一旦发现异常情况，系统会及时做出响应，并采取相应的措施。
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。
船舶核动力说明书
说明书一丶反应堆冷却剂系统主要设备有：反应堆压力容器，蒸汽发生器一回路侧，反应堆冷却剂泵，稳压器及释放到安全阀的管系，连接上述设备的管道及管道附件，直管上的隔离阀以及高压管道。
主要功能：（1）正常运行时，将堆芯产生的热量传输给蒸汽发生器的二回路侧工质，使其产生蒸汽；（2）反应堆停堆时，与二回路蒸汽排放系统配合，排除堆芯剩余热量的一部分；（3）事故工况下，依靠冷却剂自然循环实现堆芯应急冷却；（4）为包容在运行温度和压力下的冷却剂提供一个完整的承压边界，是为防止放射性物质向外扩散的第二道安全屏障。
二丶压力安全系统主要设备：稳压器，波动管，喷淋管，泄压阀，安全阀。
主要功能：（1）在核动力装置功率运行时，吸收冷却剂的体积波动，维持并控制反应堆冷却剂系统压力在允许范围内。
（2）在冷启动和冷停堆过程中，与其他系统和设备配合，对反应堆冷却剂系统进行升温升压和降温降压。
（3）在反应堆冷却剂系统压力过高或者过低时，向警报装置、反应堆保护系统提供压力信号，触发警报和反应堆停堆。
其中，压力过高时启动安全排放系统，进行超压保护，压力过低时启动专设安全设施进行安全注射。
（4）根据运行要求，排放反应堆冷却剂系统中产生的裂变气体，氢气等。
三丶低压净化系统和化学添加系统主要设备：再生式热交换器、余热排除热交换器、除盐器、容积控制箱、氢气瓶、硼酸箱、联氨箱、上充泵、以及连接上述设备的阀门及管道。
功能及流程：通过过滤、离子交换等手段连续除去冷却剂中溶解的和悬浮的杂志，保证冷却剂中的杂质浓度在允许值一下，降低冷却剂的放射性水平。
低压净化系统需要净化的冷却剂从反应堆冷却剂主泵进口段引出，经再生式热交换器冷却，再通过减压阀将冷却剂由10.78MPa减至1.47MPa，同时，还通过减压阀控制从反应堆冷却剂系统中引出的冷却剂的流量。
经过一次降温降压的冷却剂流经余热排出热交换器进行二次冷却，如果冷却剂满足温度要求，送往位于反应堆辅机舱的净化回路进行过滤和除盐，净化后的冷却剂排入位于反应堆舱的容积控制箱。
核电站中的冷却剂处理与再循环系统
核电站中的冷却剂处理与再循环系统核电站是一种以核能为燃料，利用核裂变反应产生大量热量并将其转化为电能的能源发电设施。
在核电站的运行过程中，冷却剂的处理以及再循环系统起着至关重要的作用。
本文将就核电站中的冷却剂处理与再循环系统进行探讨。
一、冷却剂的作用及种类在核反应堆中，冷却剂的主要作用是吸收反应堆中产生的热量并将其带走，以保持反应堆的温度稳定。
同时，冷却剂还起到防止反应堆过热的作用，保证核反应的稳定性。
核电站中常用的冷却剂主要有水和重水。
水冷却剂具有成本低、易获取以及热传导性能好等优点，被广泛应用于核电站。
而重水则由氘代替了水中的氢原子，具有减缓中子速度的作用，提高了反应堆中的中子反应概率，因此在某些特定的核反应堆中也得到了应用。
二、冷却剂处理的过程在核电站中，冷却剂处理的过程主要包括冷却剂的净化和处理。
净化过程的目的是去除冷却剂中的杂质和放射性物质，确保冷却剂的纯净。
处理过程则是指对冷却剂进行冷却和再循环，以保证冷却剂在反应堆中的循环过程中能够维持其正常的工作状态。
冷却剂的净化主要采用物理方法和化学方法相结合的方式。
物理方法包括过滤、沉淀和离心等，用于去除冷却剂中的悬浮颗粒和固体杂质。
而化学方法则主要通过添加化学剂对冷却剂进行处理，以去除其中的化学杂质和放射性物质。
冷却剂的处理则包括冷却和再循环两个过程。
冷却过程是指冷却剂在反应堆中吸收热量的过程，通过将热量带走以保持反应堆的工作温度。
再循环过程则是指将冷却剂从反应堆中排出后进行净化处理，并再次引入到反应堆中循环使用。
三、再循环系统的功能和重要性再循环系统是核电站中一个关键的系统，其主要功能是将从反应堆中排出的冷却剂进行净化处理，并将净化后的冷却剂再次引入到反应堆中，实现循环使用。
再循环系统的重要性主要表现在以下几个方面：1. 提高核燃料利用率：再循环系统可以将从反应堆中排出的冷却剂进行净化处理后再次利用，使得核燃料的利用率得到提高。
2. 资源节约与环保：再循环系统的使用可以减少核燃料的消耗，从而节约资源。
核动力装置的设备
蒸汽发生器 稳压器
压水堆本体结构主要由压力容器、堆芯、堆内构件及控制棒驱动机构等部件组成 。
堆芯是进行链式核裂变反应的区域。压力容器是放置堆芯及堆内构件、防止放射性物质外逸的承压设备。冷 却剂由反应堆压力容器进口接管进入，沿压力容器内侧向下，在吊篮底部向上通过流量分配装置，然后继续向上 进入堆芯，将燃料棒释出的热量导出，被加热的反应堆冷却剂经吊篮出口、反应堆压力容器出口接管流出。
核动力装置的设备
使核反应堆产生动力的设备
目录
01 反应堆冷却剂系统 （一回路）设备
02 二回路系统设备
核动力装置的设备是指使核反应堆产生动力的设备，如核蒸汽供应系统和核电站汽轮机等，以及为保证设备 正常运行、人员健康和安全所需要
反应堆本体结构 反应堆冷却剂泵
冷却剂泵又称为主泵，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。分为2大类：屏蔽电机泵和轴封泵。
蒸汽发生器是压水堆一回路、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的给水，产生 蒸汽推动汽轮机做功。按照二回路工质在蒸汽发生器流动方式，可分为自然循环蒸汽发生器和直流（强迫循环） 蒸汽发生器；按传热管形状，可分为U形管，直管、螺旋管等。在压水堆中以U形管自然循环蒸汽发生器应用最为 广泛。
下图为大亚湾核电站汽轮机组。
谢谢观看
稳压器基本功能是建立并维持一回路系统的压力，避免冷却剂系统在反应堆内发生容积沸腾。稳压器在电厂 稳态运行时，将一回路维持在恒定压力下；在瞬态时，将压力变化限制在允许值内；在事故时，防止一回路系统 超压，维护一回路完整性。
二回路系统设备
二回路系统主要功能是将蒸汽发生器产生的饱和蒸汽供汽轮机发电机组做功，同时也提供蒸汽，为电站其他 辅助设备使用。做完功的蒸汽在冷凝器中凝结成水，由凝结水系统将水打入蒸汽发生器。主要由蒸汽轮机、发电 机、冷凝器、凝结水泵、低压加热器、除氧器、给水泵、高压加热器、中间气水分离再热器，和相应的仪表、阀 门、管道等设备组成 。
核动力是什么原理
核动力是什么原理
核动力是一种利用核反应产生的热能来推动机械设备的能源来源。
核动力系统通常包括核反应堆、燃料元件、冷却剂以及用于转换热能为机械能的装置。
核动力的原理是利用核裂变或核聚变反应释放出的巨大能量。
在核裂变反应中，原子核被撞击后分裂成两个或多个重量相对较小的子核，并同时释放大量中子和能量。
这些中子可以进一步引发其他原子核的裂变，形成连锁反应。
裂变反应中释放出的能量以热的形式储存在燃料元件中。
冷却剂负责将燃料元件中的热能带走，同时保持反应堆的温度稳定。
通过传递给工作流体，冷却剂中的热能将被转化为机械能。
最常用的冷却剂是水或气体，其通过循环系统将热能带到蒸汽发生器，进而驱动涡轮发电机产生电力。
核动力的优势在于其能量密度极高，一小单元的核燃料能够提供长时间的能量供应。
此外，相比化石燃料，核动力不会产生空气污染物和温室气体排放，因此被认为是一种相对清洁的能源选择。
然而，核动力也面临一些问题和挑战。
首先，核反应具有较高的风险，因为核材料容易导致辐射泄漏和核事故。
此外，处理和储存核废料也是一个令人担忧的问题，因为核废料需要长时间的安全储存。
另外，核电站建设和运营的成本较高，同时临近核电站的居民可能面临安全风险。
综上所述，核动力是一种利用核反应释放的热能来推动机械设备的能源系统。
其优势在于能量密度高和相对清洁，但同时面临着核安全、核废料处理和高成本等挑战。
《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。
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。
反应堆工作原理
反应堆工作原理反应堆是一种核能发电装置，其工作原理基于核反应的控制和利用。
通过精确控制核反应堆中的核反应过程，可产生大量的热能，进而驱动发电机组发电。
本文将介绍反应堆的基本工作原理。
一、核反应堆的基本构造核反应堆通常由以下几个主要部分构成：燃料元件、冷却剂、反应堆容器和控制装置。
1. 燃料元件：燃料元件是核反应堆中产生核反应的主要部分。
燃料元件通常由铀、钚等可裂变核燃料构成，并通过精确的设计和布置实现核链式反应。
2. 冷却剂：冷却剂用于吸收核反应中释放出的热能，并将其转移到发电系统中产生蒸汽以驱动涡轮发电机。
冷却剂通常使用水、氦气等。
3. 反应堆容器：反应堆容器是核反应堆的外壳，用于保护核反应堆中的燃料元件，防止辐射泄漏。
4. 控制装置：控制装置用于调整和控制反应堆中的核反应过程。
通过控制装置，可以灵活地调节反应堆中的核反应强度，以满足发电需求。
二、核反应堆的工作原理核反应堆的工作原理基于核分裂和核聚变两种核反应方式。
1. 核分裂反应：核分裂反应是核反应中最常见的一种方式。
通过控制装置，控制反应堆中的中子数目，使其达到裂变反应所需的临界条件。
在核分裂过程中，一个重核裂变成多个轻核并释放出大量的热能。
2. 核聚变反应：核聚变反应是另一种核反应方式。
在核聚变反应中，轻核通过高温和高压的条件下相互融合形成更重的核，同时释放出巨大的能量。
然而，核聚变技术在目前仍处于研究和实验阶段，并未广泛应用于商业核反应堆中。
通过控制和调节核分裂反应的强度，核反应堆可以产生足够的热能以满足发电需求。
核裂变反应释放的热能被吸收并转移到冷却剂中，然后通过传热方式将热能转化为蒸汽驱动发电机运转。
三、核反应堆的安全措施核反应堆是一项高度复杂、高风险的技术，需要严格的安全措施来确保其可靠运行。
1. 辐射防护：核反应堆的设计必须考虑到辐射防护，以确保工作人员和环境的安全。
采用厚重的防护层和高效的辐射防护设备，可以有效降低辐射泄漏的风险。
03章 反应堆冷却剂系统和设备
2013-7-19
22
弹簧所在空间可容纳燃料放出的裂 变气体，包壳与芯块之间有0.64mm的间 隙，补偿包壳和燃料芯快不同材料的热胀 和燃料的辐照肿胀。气空间充3MPa压力 的氦气，用来改善间隙的传热性能和减小 包壳内外的压差。 值得提出的是，Zr-4包壳与水相容 温度不超过350℃，与二氧化铀相容温度 在500℃以下，包壳熔点为1850℃，包壳 温度达到820℃后锆与水反应产生氢气， 在运行中应使燃料元件保持在可接受的温 度之下。
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燃料组件骨架（续） 在组件中心位置的中子通量 密度测量管为堆芯中子通量 密度测量元件提供通道。 沿燃料元件全程有8个定位 格架，它维持燃料元件的侧 向间隙，也是夹持燃料元件 和加强燃料元件刚性的构件。
合理的定位格架设计除了起到
对燃料元件的夹持定位作用外， 还要强化流体的扰动并使流动 阻力尽可能小。
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3.1.2 系 统 描 述
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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、超压保护系统。 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。 冷却剂流速选择 （综合技术经济考虑） 流速大： 利：载热量大、传热系数高。 弊：流动阻力大，泵的扬程要求高，泵功消耗大，从而厂 用电增加。 大亚湾核电厂堆内冷却剂平均流速为4.6m/s。秦山核电 厂堆芯冷却剂平均流速为3.65m/s
在一回路设备布置上，应使蒸汽发生器的位置高于反应堆 压力容器，以便建立和保持一个自然循环驱动头。
在一回路出现两相流的情况下，必须考虑流动的不稳定性问题。 原理上，增加堆芯与蒸汽发生器间的高度差仍然有效，但增加的 办法更倾向于降低堆芯高度，拉长反应堆压力容器而不是抬高蒸 汽发生器。
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
航母核动力反应堆原理
航母核动力反应堆原理航母核动力反应堆是航母上最为关键的能源装置之一，它为航母提供了持久而强大的动力，使其能够在海上长时间巡航并执行各种任务。
本文将介绍航母核动力反应堆的原理和运行机制。
一、核动力反应堆的基本原理核动力反应堆是利用核裂变反应产生的能量来产生动力的装置。
它由反应堆芯、冷却剂、控制系统和辅助系统组成。
1. 反应堆芯反应堆芯是核动力反应堆的核心部分，它由大量的核燃料组件和控制棒组成。
核燃料组件中的裂变物质被中子轰击后发生裂变反应，释放出大量的能量。
控制棒能够调节核燃料组件中的裂变反应速率，从而控制反应堆的输出功率。
2. 冷却剂冷却剂在核动力反应堆中起到冷却和传热的作用。
它将核燃料组件中释放出的热量带走，并通过热交换器将热能转化为动力。
常见的冷却剂有水和液态金属等。
3. 控制系统控制系统是核动力反应堆的智能核心，它负责监测和控制反应堆的运行状态。
控制系统可以根据航母的需求来调节反应堆的输出功率，并确保反应堆的安全运行。
4. 辅助系统辅助系统包括冷却系统、供气系统和供电系统等，它们为核动力反应堆的运行提供必要的支持和保障。
二、航母核动力反应堆的运行机制航母核动力反应堆的运行机制主要包括以下几个步骤：1. 启动和热态调试在启动阶段，核动力反应堆会使用预先装载的燃料组件进行启动。
启动后，反应堆会逐渐升温，直到达到设计温度和压力条件。
在这个过程中，需要对反应堆进行热态调试，确保各个系统正常运行。
2. 稳定功率输出一旦核动力反应堆达到设计温度和压力条件，就可以开始稳定的功率输出。
通过控制棒的升降和调整冷却剂的流量，可以控制反应堆的输出功率。
稳定功率输出是保证航母正常运行的关键。
3. 应对突发情况在航母运行过程中，可能会出现一些突发情况，如冷却剂泄漏、控制系统故障等。
核动力反应堆需要具备自动应急控制系统，可以在出现问题时及时采取措施，确保反应堆的安全稳定运行。
三、航母核动力反应堆的优势和挑战航母核动力反应堆具有以下优势：1. 持久的动力供应：核动力反应堆可以提供长时间的持久动力，大大延长了航母的巡航时间。
核电站中的冷却剂是如何起作用的
核电站中的冷却剂是如何起作用的核电站是一种利用核能进行发电的设施，其中核反应堆是核电站的核心部件。
在核反应堆中，核燃料会产生大量的热能，如果这些热能无法有效地散发，就会导致核反应堆过热，甚至发生严重事故。
因此，冷却剂在核电站中起到了至关重要的作用。
冷却剂是一种用于吸收和带走核反应堆燃料产生的热能的介质。
它的主要功能是通过传热来控制核反应堆的温度，确保核反应堆正常运行。
下面将介绍核电站中最常用的两种冷却剂：水和氦气。
1. 水冷却剂水是核电站中最常用的冷却剂。
它具有以下几个优势：普遍易得、热容量大、传热效果好。
在核反应堆中，通过将冷却剂（水）循环引入核燃料装置周围，吸收核燃料产生的热能。
水冷却剂在吸收热能后，通过循环系统将热能带离核反应堆，进而实现散热的目的。
除了散热，水冷却剂还可以在控制核反应堆温度的同时发挥安全控制的作用。
在核反应堆故障或事故发生时，水的蒸发会消耗大量的热能，达到控制核反应堆温度的效果。
而水的高沸点和高比热容使得它具有较强的热稳定性，能够在核反应堆异常工况下保持相对较低的温度。
2. 氦气冷却剂氦气也是一种常用的核电站冷却剂。
相对于水，氦气具有较低的密度和热导率，因此可以更好地散热。
核电站中使用的氦气通常是高纯度的氦气，其具有良好的传热性能和热导率。
使用氦气作为冷却剂的核反应堆被称为气冷堆。
在气冷堆中，核燃料产生的热能通过与氦气进行传热，然后由氦气循环带走。
氦气冷却剂既能够对核反应堆提供足够的冷却效果，又不会导致液体冷却剂可能引发的安全隐患。
在核电站中，冷却剂的循环系统起到了至关重要的作用。
冷却剂通过系统的泵浦和管道将热能从核反应堆传递到换热器中，然后再通过辐射、对流和传导的方式将热能散发到外部环境中，保持核反应堆温度稳定。
同时，冷却剂的流动也可以通过带走控制杆附近的热能，防止核反应链反应过程的不受控制发展。
在核电站运行中，冷却剂的选择与设计至关重要。
不同类型的核反应堆可能使用不同的冷却剂，但无论是水冷却剂还是氦气冷却剂，它们都在核电站中发挥了重要的散热和安全控制作用。
核电站中的冷却剂是如何起到降温作用的
核电站中的冷却剂是如何起到降温作用的核电站是一种利用核能发电的设施，它们采用了冷却剂来稳定和降低核反应堆中的温度。
在核反应堆中，冷却剂起着非常重要的作用，它能够有效地吸收核反应过程中释放出的热量，并将其带走，从而确保核反应堆保持在合适的温度范围内。
核电站使用的冷却剂可以是液态或气态的，具体的选择取决于设计和运行要求。
以下将从液态冷却剂和气态冷却剂两个方面分别介绍核电站中冷却剂的工作原理。
一、液态冷却剂液态冷却剂是最常见的核电站冷却剂之一。
在核反应堆中，液态冷却剂通过循环系统，被引导至核燃料周围，迅速吸收燃料释放的热量。
这个过程类似于汽车发动机中的循环冷却系统，只不过核电站的液态冷却剂承担了更加重要的任务。
核反应堆中的燃料棒内含有铀或钚等放射性物质，这些物质在核反应过程中产生大量的热能。
为了确保燃料不过热而导致事故，液态冷却剂通过循环系统将热能吸收并传输到热交换器中，然后将热量释放到外部环境中。
液态冷却剂的循环系统通常由泵和管道组成。
泵起到抽取和推动冷却剂的作用，而管道则用于将冷却剂引导至核燃料附近，并将其带走。
通过精确控制液态冷却剂的流速和温度，核反应堆的温度得以控制在合适的范围内。
二、气态冷却剂在某些特定的核电站设计中，气态冷却剂也被采用。
与液态冷却剂不同，气态冷却剂主要通过对空气或气体的流动来降低核反应堆的温度。
气态冷却剂运行过程中，它们通过与核燃料周围的热量进行热交换，吸收燃料释放的能量。
然后，带走的热能通过对大气中冷却剂的传递而散失。
这样，核反应堆的温度能够保持在安全的水平上。
与液态冷却剂不同，气态冷却剂不需要泵和管道系统。
相反，它们的循环是通过自然或辅助的气流来实现的。
这种设计简化了核电站的结构，减少了能源消耗和维护成本。
总结一下，核电站中的冷却剂通过吸收核反应过程中释放的热量，从而降低并维持核反应堆的温度。
无论是液态冷却剂还是气态冷却剂，它们在核电站中都扮演着至关重要的角色。
通过精确的设计和运行，冷却剂能够确保核反应堆的稳定性和安全性，为我们提供可靠的电力供应。
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UTSG的特点
二次侧蓄水容积大，在丧失给水时具有一定缓冲作用，有 利于安全，降低对控制系统的要求
运行过程中不断排污，保持炉水清洁，可适当降低对传热 管材料和给水水质的要求
只能产生饱和蒸汽，需要设置汽水分离装置，使蒸汽发生 器结构复杂，汽轮机需要设置中间去湿装置
也恒定，更有利于运行与控制
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蒸发器设计遵循原则
在任何运行工况下，必须满足二回路系统所需的蒸汽流量 及蒸汽参数要求；同时，尽可能改善蒸汽发生器的传热性
确保蒸汽发生器的工作可靠性，防止传热管腐蚀破裂； 尽可能尺寸小、重量轻，便于运输和安装； 结构简单，便于维修及适于在反应堆舱内的布置。
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2.系统主要参数
以日本核商船“陆奥”号为例， 反应堆冷却剂系统两个环路组成 主管道内径203mm，壁厚14mm 环路的流量为900t/h 反应堆额定热功率为36MW 全功率
堆芯冷却剂额定流量为1800t/h 蒸汽发生器入口处的冷却剂温度为285℃ 出口处为271℃ 平均温度为278℃；
卧式
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自然循环式蒸汽发生器 U-tube Steam Generator
倒U型传热管束 上部为分离段，下部为蒸
发段 分离段：设置2~3级汽水
分离器 蒸发段：管束套筒将蒸发
段分隔为下降空间和上升 空间 下封头为冷却剂进、出口 水室，由隔板隔开
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泵的特性参数
流量或排量 压头或扬程 轴功率和有效功率 效率 汽蚀余量》
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离心泵的结构及其特性曲线
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离心泵的结构及其特性曲线
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2.4 稳压器（PRZ）
稳压器用于吸收一回路系统中冷却剂的波动，将主系统的 运行压力稳定在允许范围
运行效率低 干式定子屏蔽泵 湿式定子屏蔽泵
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轴封泵的特点
泵轴承与电机轴承的连接处 通常采用三级轴封，用高压 水作为轴封水，电机轴承用 滑油润滑，电机采用设备冷 却水进行冷却
运行过程中会有少量泄漏
电机可以采用普通电机，制 造方便，成本低廉
运行效率较高
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主泵的形式 ➢ 屏蔽泵：主要用于船用核动力装置、中小型核电厂 ➢ 轴封泵：主要用于现代大型核电厂
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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
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直流蒸汽发生器 （Once-through Steam Generator，OTSG）
二次侧给水流过传热面，经预热、蒸发和过热，全部变为 过热蒸汽，因此循环倍率为1
二次侧工质的流动依靠给水泵提供的压头来维持
［ 管外直流 ］ 冷却剂在传热管内流动，二次侧工质在管外流动
［ 管内直流 ］ 冷却剂在传热管外流动，二次侧工质在管内流动
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2.2 蒸汽发生器（Steam Generator，SG）
蒸汽发生器是连接一、二 回路的关键设备（枢纽）， 将一回路冷却剂的热量传 输给二回路给水，以产生 蒸汽
蒸汽发生器的类型
自然循环蒸汽发生器
直流蒸汽发生器
蒸汽发生器
自然循环式
直流式
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立式U型管式
日本“陆奥”号
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图2-8 “陆奥”号一回路系统布置
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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 ］
1.系统功能及组成 2.设计要求 3.系统主要参数
反应堆冷却剂系统是核动力装置一回路的核心系统，通 过冷却剂的循环将反应堆堆芯产生的热量导出，传递给蒸汽 发生器二次侧工质，也称为主冷却剂系统
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1. 系统功能及组成
是核动力装置的核心组成部分 保证反应堆和蒸汽发生器正常运行 确保事故工况下反应堆的安全
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功用
正常运行时，将堆芯热量传递给蒸汽发生器二次侧工质
冷却剂在系统中循环，实现热量的传输
停堆过程中，导出堆芯余热的一部分
与二回路蒸汽排放系统配合，将热量通过冷凝器传给大海（环境）
事故时作为应急堆芯冷却的一种手段
与安全注射系统配合，应急冷却堆芯
作为包容运行参数下冷却剂的承压边界
稳压器的类型 ➢ 气罐式稳压器 ➢ 电热式稳压器（电加热器、喷淋）
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气罐式稳压器
通过向压力补偿器中充入或排出气体，以达到容积补偿的目的
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气体稳压器的特点
［ 优点 ］ ➢ 结构简单，辅助设备少，维护管理方便，压力控制程序简
便易行 ➢ 处于备用状态时，无能量消耗 ［ 缺点 ］ ➢ 要有较大的质量和外形尺寸，气体管路分支多 ➢ 气体会溶于水，对堆芯热工安全性的影响还有待验证
整个负荷区间，蒸汽压力变化范围大，对二回路的设计、 运行和管理带来困难
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UTSG的静态特性
［ 定义 ］ 在稳态工况下，主要参 数随装置负荷（功率） 变化的规律
常见的是一回路冷却剂 平均温度恒定
二次侧蒸汽温度（压力） 随负荷（功率）升高而 降低，呈反滑趋势
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2.5 系统布置形式
① 分散式布置 ② 紧凑式布置 ③ 一体化布置
➢ 主要发展方向是从分散式布置向紧凑式布置和一体化布 置发展
➢ 更好地满足船舶核动力装置对重量、尺寸的要求
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① 分散式布置
［ 特征 ］ ➢ 各主要设备在堆舱内呈分散状态，依靠较长的主管道连接 ➢ 占用空间较多 自然循环能力低 主管道破损的概率较大 维修方便 ［ 应用实例 ］
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OTSG的结构形式
管内直流→
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《核动力装置》
←管外直流
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OTSG的特点
传热管为双层套管、螺旋盘管等多种形式 二次侧工质一次流过传热管，由不饱和水变为蒸汽，循环
倍率为1 二次侧工质没有蓄积，要求给水可靠 没有排污，对给水水质要求很高 产生微过热蒸汽，不需要汽水分离 存在管间脉动及流动不稳定，影响运行的安全可靠性 运行特性：一次侧冷却剂平均温度恒定，二次侧蒸汽压力
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组成
主冷却剂系统 容积和压力控制系统 水质控制系统 辅助水系统 工程安全设施 放射性废物处理系统
热量传输 压力保护 水质净化、水质监测 设备冷却、系统补水 余热排出、安全注射 废物处理
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2.设计要求
在正常运行工况和局部事故工况下，能提供足够的冷却剂 流量，保证堆芯得到充分冷却，防止燃料元件烧毁，稳定、 连续地将堆芯热量传输给蒸汽发生器二回路侧工质。
［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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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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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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“陆奥”号使用的电热式稳压器
系统要有一定的自然循环能力。 主泵应有一定的惯性。
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2.设计要求
一台主泵因某种原因突然停转时，不得造成反应堆冷却剂 系统失效；
反应堆冷却剂系统应具有耐冲击和抗震(船舶振动引起的) 能力，并适应舰船运动稳定性的要求；
应满足反应堆冷却剂系统边界完整性准则的要求； 系统双重设置，并保证能各自独立工作，增加装置的生命
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稳压器内部热工过程
小体积波动：稳压器内蒸汽相的膨胀和压缩补偿。 较大的体积波动：靠喷雾使蒸汽凝结或投入电加热器使液
相水沸腾，才能补偿较大体积的波动。 要求稳压器内的介质应经常处于两相平衡状态，水和蒸汽
的饱和状态能比较容易地发生相变，故能灵敏地调节因体 积变化而引起的压力变化。 蒸汽的膨胀和压缩
冷（水）柱：给水和分离器分 离出的再循环水
热（水）柱：水和蒸汽混合物 冷（水）柱和热（水）柱之间
的密度差，为工质循环提供驱 动压头