《900MW压水堆核电站系统与设备》运行教程320讲义_RCP

设 备 描 述
蒸汽出口
SG 水 位 调 节
--SG的给水 的给水
水位 调节
水位 测量
给水
给水流量控制 系统（ARE） 给 水 流 量 蒸汽流量信 信号 号
电动主给水泵 系统（APA）
--保持 水位的必要性 保持SG水位的必要性 保持
排污
--SG的排污 的排污7—46.7T/H 的排污
一回路水入口
•
• •
• •
系统
主
常 规 岛
• • • •
蒸汽系统:如主蒸汽系统（VVP）、汽水分 离再热系统（GSS）等； 给水系统:如凝结水系统（CEX）、除氧器 系统（ADG）等； 汽 系统:如汽 、 系统（GGR） 系统:如 除 水分 系统（SED）、 水 系统（CTE）等
电
电 系统及
，
电 气 部 分
一回路水出口
参
数
数
值
参数
二次侧
数值
蒸 汽 发 生 器 主 要 参 数
一次侧: 设计压力 设计温度 运行压力 反应堆冷却剂温度（最佳估算） ——进口 ——出口 反应堆冷却剂流量（最佳估算） 压降 反应堆冷却剂容积 ——冷态 ——热态 热负荷 31.12 m3 1/2 ×1936 MW 327.2 ℃ 292.6 ℃ 24290 m3/h 0.31 MPa 17.2 MPa(abs) 343 ℃ 15.5 MPa(abs)
反应堆压力容器按照提供包容反应堆
设 计 考 虑
堆芯、上部堆内构件及下部堆内构件所要 求的容积设计，考虑到核电厂的寿期为40 年，以及运行时冷却剂的循环流动，水对 设备的腐蚀，设备的耐蚀性能与金属的老 化，要选用具有高机械强度和在强中子辐
照下不易脆化的材料。
设备描述
压 力 容 器
压水堆纵剖面
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--1个排气孔640VP --30支热电偶 --33束控制棒 --56根紧固螺栓 --121组燃料组件 --38个堆内核测通道
传 热 环 路
冷段 热段 过渡段
压 力 调 节 原 理
--电加热器 --喷淋 --安全阀 --卸压箱
在 役 水 压 试 验 限 制
在 役 水 压 试 验 限 制
中子 注量 对 ND TT 的影 响
VVP
主蒸汽系统 给水流量控制系统 蒸汽发生器辅助给水系统 汽机旁路排放系统 化学和容积控制系统 余热排出系统 安全注入系统 核取样系统 核岛排气和疏水系统 反应堆硼和水补给系统 核岛氮气分配系统 设备冷却水系统 仪表用压缩空气分配系统 反应堆换料水池和乏燃料水池冷却和处理系统
设 计 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，正 常运行时，主系统升降温28 ℃/h ， PZR为56℃/h 。
数
值
1930MW 1936MW 17.2MPa(绝对) 15.5MPa(绝对) 22.9MPa(绝对) 23320 m3/h 24290 m3/h 25260 m3/h 343℃（稳压器设备除外－360℃） 2×1951t/h（零排污） 名义 293.4℃ 326.6℃ 310.0℃ 290.8℃
热工设计 292.8℃ 327.2℃
组成： 1. 堆芯吊蓝 2. 堆芯支撑板 3. 堆芯下栅格板 4. 堆芯围板 5. 热屏 6. 二次支撑组件 作用： 1. 把堆芯重量传递给压力壳； 2. 固定燃料组件和堆内测量装置； 3. 均匀流入燃料组件的流量； 4. 减少堆芯对压力容器筒壁的辐照； 5. 在堆芯吊篮破裂时，限制堆芯位移
堆内下部构件
组件数
第一次装载的富 集度
1.9% 2.6% 3.1%
换换料时装入新燃料组件的富集度： 25% 换换料时装入新燃料组件的富集度：3.25%
17* 17压 压 水堆 燃料 组件 及其 控制 棒
上 部 堆 内 构 件
--上栅格板 上栅格板 --导向管支撑板 导向管支撑板 --控制棒导向管 控制棒导向管 --支撑柱 支撑柱
值
压 力 容 器 主 要 参 数
设计温度 运行压力 装有堆芯和内部构件就位时的冷却剂的容积 满负荷时的冷却剂温度 反应堆入口 反应堆出口 反应堆冷却剂流量 热工设计 名义 通过压力容器时反应堆冷却剂压降 压力容器 内径 壁厚 总高度 壳体重 顶盖重 材料 堆焊层厚度 堆焊层材料 螺栓数目 螺栓材料 热屏厚 燃料组件总数（组）
与 辅 助 系 统 的 连 接
ARE ASG GCT RCV RRA RIS REN RPE REA RAZ RRI SAR PTR
系 统 特 性 参 数 表
主 要 参 数 堆芯额定热功率 系统额定热功率 设计压力 正常运行压力 水压试验压力 热工设计流量（每条环路） 名义流量（每条环路） 机械设计流量（每条环路） 设计温度 蒸汽流量 温度（在满负荷下） —反应堆入口 —反应堆出口 —反应堆平均温度 —反应堆平均温度（在零负荷下）
堆、蒸汽发生器、冷却剂主泵、稳压器及卸压 箱）的作用及组成，反应堆冷却剂系统与辅助
系统的联系及其运行原理。
第一节
反应堆冷却剂系统
系 统 的 功 能
主要功能： 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， 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， 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； 发电机组（二回路）所必需的蒸汽； 在压水反应堆内， 在压水反应堆内，水作为冷却剂又兼作中子 慢化剂， 慢化剂，使裂变反应产生的快中子减速到热 中子能量； 中子能量； 反应堆冷却剂中溶有硼酸，可以补偿氙瞬态 反应堆冷却剂中溶有硼酸， 硼酸 效应和燃耗引起的反应性变化； 效应和燃耗引起的反应性变化； 系统内的稳压器可用于控制冷却剂压力 稳压器可用于控制冷却剂压力， 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； 现象； 在发生燃料元件包壳破损事故时， 在发生燃料元件包壳破损事故时，反应堆冷 压力边界可作为防止放射性产物泄漏 却系统压力边界 却系统压力边界可作为防止放射性产物泄漏 第二道屏障。 的第二道屏障。
压 力 边 界
包括控制棒驱动机构外罩和中子通 量测量导向管的反应堆压力容器； 量测量导向管的反应堆压力容器； 蒸汽发生器的一回路侧； 蒸汽发生器的一回路侧； 主泵； 主泵； 稳压器； 稳压器； 稳压器的安全阀； 稳压器的安全阀； 一回路各主要部件之间的连接管道、 一回路各主要部件之间的连接管道、 阀门和配件； 阀门和配件； 连接辅助系统或支持系统的管道、 连接辅助系统或支持系统的管道、 配件和阀门， 配件和阀门，直到并包括每条管路 中的第二个隔离阀（ 中的第二个隔离阀（从高压侧算 起）。
系统LGR， ， 系统
机系统LHP，LHQ，LHT，LKA，LLA，LNA ， 机系统 ， ， ， ， 系统LAA、LBA、LCA、LDA等。 、 系统 、 、 等
第一部分 核 岛 系 统
反应堆冷却剂系统RCP 反应堆冷却剂系统
本章介绍600MWe压水堆核电厂反应堆冷 却剂系统的功能，系统内主要设备（压水反应
设计压力 设计温度 蒸汽压力 蒸汽温度 给水温度 流量率(最佳估算) 一般数据 蒸汽最大湿度（重量百分比） 总换热面积 总高度 上部外径 下部外径 管板厚度 名义直径 U形管数目 壁厚 材料 总重量（无水） （充满水）
8.6 MPa(abs) 316 ℃ 6.71 MPa(abs) 282.9 ℃ 230 ℃ 1951 t/h
组成： 1. 上栅格板 2. 导向管支撑板 3. 控制棒导向管 4. 支撑柱
上部堆内构件
作用： 1. 固定燃料组件； 2. 使控制棒对准燃料组件，能顺利地 升降
冷却剂在堆芯的流动
--总流量 总流量 48580m3/h ； --总流量的 总流量的6.5% 总流量的 的旁通流量； 的旁通流量； --堆芯的压头损 堆芯的压头损 失1.5bar，压力 ， 容器的压头损失 3bar； ；
中 级 运 行 系 统 培 训
反应堆冷却剂系统
我厂主要厂房概貌
前 言
压水堆核电厂的组成通常可以分为三大部分： • 核岛：与核相关的系统和设备部分 核岛： • 常 • 电 岛： 岛：常 的系统和设备部分
系统和设备
•
核 岛
反应堆及一回路主系统和设备（主管道、 冷却剂主泵、蒸汽发生器、稳压器及卸压 箱等）； 一回路主要辅助系统：如化学和容积控制 系统（RCV）、余热排出系统(RRA)、硼 和水补给系统（REA）等； 专设安全设施系统：如安注系统（RIS）、 RIS 安全壳喷淋系统（EAS）等； 安全壳 系统（EBA）、 等； 回 系统：如 系统（TEP）等 系统 系统：安全壳 系统（ETY） 系统（TEU）、硼
名义 293.4 ℃ 326.6 ℃
第三节 蒸汽发生器
作 用 及 设 计 考 虑
蒸汽发生器（SG）的主要作用是将一回路中水的热
量传给二回路的水，使其汽化。由于一回路水流经堆 芯而带有放射性，因而蒸汽发生器与压力容器和一回 路管道共同构成防止放射性外溢的第二道屏障。在压 水堆核电厂正常运行时，二回路应不受到一回路水的 污染，是不具有放射性的。
0.25% 5630 m3 20.864 m 4487.8 mm 3465.1 mm 585 mm
19.05 mm
4640根 1.09 mm 因科镍-690 338 t 530 t
压水堆核电厂蒸汽发生器是按自然循环原理运 行的。在这类蒸汽发生器中，保证流体的原动力是冷 水柱和热水柱之间的密度差，产生的蒸汽是饱和蒸汽。 每一台饱和式蒸汽发生器按照满负荷运行时传 递二分之一的反应堆热功率设计。
二回路蒸汽
自 然 循 环 原 理 图
集水箱
水-汽混合物 给水
一回路水
热源 冷水柱 热水柱
堆 内 下 部 构 件
堆 芯 横 向 截 面 图
1. 硼酸 2. 控制棒束 3. 可燃毒物棒束
堆芯反应性控制
控制棒： S：8束 A： 8束 B： 8束 C： 5束 D：4束
中子源： 一次中子源：Cf-252 二次中子源：Sb-Be（锑-铍）
燃 料 组 件 的 富 集 度
共分为三区 第一区 第二区 第三区 41 40 40
第二节 反应堆压力容 器及堆内构件
压 力 容 器 剖 面 图
压力容器及其顶盖整体有三个基本作用： 1. 作为包容反应堆堆芯的容器，起着固定和支撑堆 内构件的作用，保证燃料组件按一定的间距在堆
作 用
芯内的支撑与定位。 2. 作为反应堆冷却剂系统的一部分，起着承受一回 路冷却剂与外部压差的压力边界的作用 3. 考虑到中子的外逸，起到对人员的生物防护的作 用
整个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。
1. 2.
系 统 描 述
3.
4.
传热环路 压力调节原理 温度检测旁路（RTD） （resistance temperature detector） 与辅助系统的连接
压 力 容 器 泄 漏 的 探 测
--瞬态允许〈20L/H； --探测泄漏的两种方法， 温度计和水位计。
内密封环 外密封环 顶盖
2号连接管
RPE
1号连接管
081 MN
083 MN
16VP
01 MT
15VP
642VP
RPE
冷段
压力容器筒体
主 要 参 数 设计压力
数 17.2 Mpa(绝对) 343 ℃ 15.5 Mpa(绝对) 95.76 m3 热工设计 292.8 ℃ 327.2 ℃ 2×23320 m3/h 2×24290 m3/h 0.28MPa 3840 mm 205 mm(筒体) 12.978 m 266 t 57 t 16MND5 >4.5 mm 309L+308L 不锈钢 56 40NCDV7.03 70mm 121
• 发电机及其辅助系统，如发电机定子冷却水系统 发电机及其辅助系统， ），发电机励磁和电压调节系统 ）、发 （GST），发电机励磁和电压调节系统（GEX）、发 ），发电机励磁和电压调节系统（ ）、 电机并网系统（GSY）等。 电机并网系统（ ） • 系统， 电 系统，如500KV GEW， ， 和
系统GEV，LGA，LGB，220KV ， 系统 ， ， LGIA/B，LHA，LHB ， ， • 和