反应堆冷却剂系统_核动力装置

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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
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波纹板分离器工作原理
蒸汽在曲折通道内流动时多次改变流动方向，其中携带的水份在离心力 作用下被分离出来
波纹板上的挡水钩收集板面水膜，捕集蒸汽流中的水滴，汇集后沿凹槽 进入疏水装置
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UTSG的工作原理
［一次侧流程（冷却剂）］ 热管段—进口水室—管板—倒U型 内部—管板—出口水室—冷管段
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 ］
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
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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。
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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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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
MNPP-L03-RCS
核动力装置
Nuclear Power Plant
核科学与技术学院
（V2009.03.9）
2 反应堆冷却剂系统
2.1 概述 2.2 蒸汽发生器 2.3 反应堆冷却剂泵 2.4 稳压器 2.5 系统布置形式 2.6 系统初步设计计算
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2.1 概述
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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
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2.系统主要参数
零功率时 蒸汽发生器进、出口冷却剂温度均为278℃ 蒸汽温度278℃，压力为6.13MPa
反应堆冷却剂系统的运行压力确定为10.78MPa 排放压力为12.26MPa 设计压力为13.24MPa 设计温度为333℃ 蒸汽发生器为压力6.67MPa
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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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
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“陆奥”号使用的电热式稳压器
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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
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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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
前苏联的“北极”号、 法国的 CAS3G
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图2-21 “北极”号一回路系统布置
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图2-22 CAS3G的布置
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③ 一体化布置［堆内一体化］
［ 特征 ］ ➢ 蒸汽发生器、主泵、稳压器与反应堆成为一体 ➢ 无主管道，布置紧凑 有利于提高自然循环能力 不存在因主管道破裂而引起的大失水事故（LOCA） 维修困难 ［ 应用实例 ］
［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
汽水分离装置
蒸汽中所含的水份过多（即湿度 过大），夹杂在蒸汽中的水滴和 溶于水中的盐分会造成汽轮机通 流部分积盐，降低汽轮机的效率， 影响工作可靠性
汽水分离装置用于除去蒸汽中携 带的水份，提高饱和蒸汽的干度， 向汽轮机供应干燥、清洁的饱和 蒸汽
通常采用多级分离器
▲ 旋风分离器
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OTSG的结构形式
管内直流→
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←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
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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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 ］
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
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
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
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循环倍率
［ 定义 ］ 上升通道内汽水混合物总质量流 量与蒸汽质量的比值。
UTSG设计工况的循环倍率一般 大于4~4.5，考虑以下因素：
✓ 传热条件 ✓ 流动稳定性 ✓ 管材腐蚀
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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
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2.3反应堆主冷却剂泵（MCP）
主泵是反应堆冷却剂系统的“心脏”，为冷却剂在主系统 回路中循环提供驱动压头
为保证堆芯的充分冷却，冷却剂流量通常较大，每个环路 中的冷却剂流量可达1500~2000t/h，但整个回路中流动阻 力并不很大，因而主泵具有低扬程、大流量的特点
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
是防止放射性物质泄漏的第二道安全屏障
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系统流程及范围
图2-2 主冷却剂系统原理流程
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任务
补充冷却剂 热量传输 压力保护 水质净化 水质监测 废物处理 余热排出 安全注射
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初始充水、补充泄漏 冷却剂将堆芯释热带至蒸汽发生器 稳定运行压力、超压保护 净化冷却剂，减小腐蚀 监测冷却剂的放射性剂量水平 处理运行中产生的放射性“三废” 停堆冷却，排除余热 破口事故时注水，堆芯应急冷却