《900MW压水堆核电站系统与设备》运行教程320讲义_RCP
900MW压水堆核电站基础12章
第一章概述1.1核电概况1.1.1 核电特点能源是一个国家发展工业农业国防和科学技术的重要物质基础。
随着社会生产的不断发展，人类使用的能源不但在数量上越来越大，在品种及构成上也有了很大的变化。
截止1996.9.16，全世界煤电占总电力生产的39%，油电占11%，水电占19%，核电占17%。
由于化石燃料储藏有限，又是化学工业与纺织工业的宝贵原料，化石燃料不能保证人类不断增长的能源需求。
因此，开发新能源是人类生存与发展的需要，也是社会经济发展的需要。
核能是现阶段已经在工业上得到了大规模的应用的新能源。
而由于技术成本等的限制，在相当长的一段时间内，其它新能源还难以形成一定的工业规模。
世界核能资源丰富，铀和钍是可以通过裂变释放核能的天然物质，广泛分布在地球上是可以通过聚变释放核能的天然物质，在海水中有着巨大的储量。
如按1Kg 铀-235完全燃烧相当于2700吨标准煤计算，已探明的具有开采价值的铀和钍矿资源，相当于地壳中有机燃料的20倍；而1升海水中的氘聚变放出的能量则相当于300升汽油燃烧放出的能量。
核能的应用技术比较成熟，核能发电已经在工业上得到了大规模的应用。
核电具有很大的环境优势。
与火电厂相比，核能发电不消耗氧气，也不排放SO2、NO X、CO2和重金属。
与水电站相比，核电站不必拦河造坝修建水库，迁移居民，对生态平衡的不利影响很小。
核能作为一种清洁、安全、经济的新型能源其逐渐取代现有化石能源的趋向已越来越明显。
据国际原子能机构的资料表明，截止1999年底，全球正在运行的核电站机组共有436座，目前正在建造的核电机组有38座，其中7座在亚洲。
1999年全球核发电量为2394.6TWh 时。
核发电量占总发电量比例最高的10个国家为：法国：75%，立陶宛:73.1%，比利时：57.7%，保加利亚：47.1%，斯洛伐克：47%，瑞典：46.8%，乌克兰：43.8%，韩国：42.8%，匈牙利：38.3%，亚美尼亚：36.4%。
压水堆核电厂：核岛系统(RCP)23页
安全阀整定压力：阀门 开启 关闭 RCP017VP 隔离阀 RCP018VP 隔离阀 RCP019VP 隔离阀 RCP020VP 保护阀 RCP021VP 保护阀 RCP022VP 保护阀 14.6 14.6 14.6 16.6 17.0 17.213.9 Mpa(abs) 13.9 Mpa(abs) 13.9 Mpa(abs) 16.0 Mpa(abs) 16.4 Mpa(abs) 16.6 Mpa(abs)（1）安全阀的结构稳压器安全阀是先导式阀门。
每一台安全阀由两个主要部分组成：阀门的先导部分和主阀部分。
如图1-30和1-31所示。
图 1-31 先导式安全阀运行原理主阀部分是一个液压启动阀，提供卸压功能。
它包括：1）一个装有喷嘴的下阀体，主阀瓣就座在喷嘴上。
2）一个装有活塞的上阀体，活塞使阀瓣压到喷嘴上，而且活塞的表面积比阀瓣的表面积大。
阀门的先导部分起压力传感和控制的作用。
它由受稳压器压力作用的活塞构成。
活塞自身又启动一根由一个调节弹簧定位的传动杆，而传动杆借助于一个凸轮启动两个先导阀盘R1和 R2。
阀门的先导部分与主阀部分及稳压器实体隔离。
它由脉冲及先导管线与稳压器和主阀连接，在稳压器与先导阀之间装有一个冷凝罐，保护先导阀不受高温蒸汽的影响。
在先导阀的底部装有一个电磁线圈，它直接作用在传动杆和凸轮上，而凸轮用于操纵两个脉冲阀。
这个电磁线圈提供一种使先导阀头直接卸压的方法，以便远距离手动强制开启阀门。
（2）安全阀运行原理当稳压器压力低于先导阀的整定压力时，先导阀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接通，由于主阀活塞的表面积比阀瓣的大，因此安全阀关闭。
当稳压器压力升高时，它作用在先导活塞上，并且使先导传动杆向下，先导盘R1使主阀活塞与稳压器隔离，此时安全阀仍保持关闭。
当稳压器压力达到先导阀的整定压力时，先导传动杆进一步向下，先导盘R2开启，主阀活塞上部容纳的流体排出，作用在主阀阀瓣上的稳压器压力使安全阀开启。
核电设备培训讲义(3)
（4）承压设备的形位公差
①容器园筒节和锥形筒节
－椭圆度小于(D+1250)/200或D/100中的较小值 （D公称直径）
－直筒段的圆心偏差：当壁厚小于10mm时，不 应超过钢板厚度5%再加3mm
②容器封头的形位公差：最大与最小的内径之差 应小于(D+1250)/200或（D+300）/100 （取两 式中较小值）
②奥氏体不锈钢成形的注意点 －工具需清洗除油
－热成形应在低燃油炉、电炉或燃气炉内在中性 或氧化气氛中加热
－避免与碳钢接触 －在热弯前或弯后、热处理前应按规定洗涤除油 ③2级和3级热交换器管的弯管尺寸公差 －壁厚减薄不应大于直径最小壁厚10% －算弯值曲的部7分%椭圆度不超过(d最大-d最小)/dN×100计
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③各有关专业按RCC要求编制的专用通用技术条 件。如安全壳钢衬里用6mm厚20HR钢板技术 条件，IE级电气设备抗震鉴定试验技术条件
④根据RCC-M编制的安装技术要求
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3.不同标准的处理情况
（1）问题的由来： －多国采购 －部分外商只能执行ASME （2）解决办法：
－ RCC-M与ASME作比较，主要区别在：材料，
BOP共有110个子项，其中PX子项包括海水循环 泵，海水蝶阀，鼓形滤网及水闸门等。
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二.设备分级
1.设备分级目的
（1）保证执行安全功能的设备的可靠性。 安全功能包括： －反应堆紧急停堆和维持反应堆在安全停堆状态 －堆芯和安全壳厂房的冷却（中期和长期冷却） －放射性物质的封存和限制向环境的排放 （2）按分级规定不同的设计、制造和检验要求，
（2）法国规范标准 ① RCC系列 RCC-P、 RCC-M、 RCC-E、 RCC-G、 RCC-I、16
核电厂系统及设备培训课程
运行成本：包括燃 料成本、维护成本、 人力成本等
经济效益：发电量、 电力销售收入、税 收等
社会效益：环保、 安全、就业等 Nhomakorabea综合效益评估：考 虑各种因素，评估 核电厂的总体效益
调整：根据监控数据，及时调 整运行参数，优化设备性能， 提高运行效率
运行监控：实时监测核电厂系 统及设备的运行状态，确保安 全稳定
应急处理：在出现异常情况时， 迅速采取应急措施，防止事故 扩大
培训内容：介绍核电厂运行监 控与调整的相关知识、技能和
注意事项
运行效率提升：通过改进操作流程和设备维护方式，提高核电厂运行效率 安全管理强化：加强安全监管和风险控制，确保核电厂安全稳定运行
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汇报人：
核电厂设备介绍
反应堆类型：轻水堆、重水堆、快中子堆等 反应堆结构：压力壳、燃料组件、控制棒等 反应堆控制系统：调节反应堆功率、控制反应性等 反应堆安全设施：安全壳、应急冷却系统等
蒸汽发生器： 将核反应堆产 生的热能转化 为蒸汽，为汽 轮机提供动力
蒸汽管道：将 蒸汽从蒸汽发 生器输送到汽 轮机，以及从 汽轮机输送到
辐射防护：加强辐射防护措施，确 保员工和周边居民的健康与安全
核电厂运行与管理
核电厂运行计划：制定、执行和监控核电厂的运行计划，确保安全、经济和高效运行 调度管理：协调核电厂与电网之间的调度，确保电力供应的稳定和可靠 应急预案：制定和执行核电厂应急预案，应对突发事件和事故情况 运行人员培训：对核电厂运行人员进行培训，提高其技能水平和操作能力
核电厂安全与防护
国家核安全法 规和标准
核电站320课程第三章
第3章反应堆冷却剂系统（RCP）3.1 系统描述3.1.1 系统功能1．主要功能反应堆冷却剂系统（RCP）即核电站一回路的主回路，其主要功能是使冷却剂循环流动，将堆芯中核裂变产生的热量通过蒸汽发生器传输给二回路，同时冷却堆芯，防止燃料元件烧毁或毁坏。
2．辅助功能(1)中子慢化剂：反应堆冷却剂为轻水，它具有比较好的中子慢化能力，使裂变产生的快中子减速成为热中子，以维持链式裂变反应。
另外，它也起到反射层的作用，使泄漏出堆芯的部分中子反射回来。
(2)反应性控制：反应堆冷却剂中溶有的硼酸可吸收中子，因此通过调整硼溶度可控制反应性（主要用于补偿氙效应和燃耗）。
(3)压力控制：RCP系统中的稳压器用于控制冷却剂压力，以防止堆芯中发生不利于燃料元件传热的偏离泡核沸腾现象。
(4)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漏时，可防止放射性物质外逸。
3.1.2 系统说明1．系统流程如图3.1所示，RCP系统由反应堆和三条并联的闭合环路组成，这些环路以反应堆压力容器为中心作辐射状布置，每条环路都由一台主冷却剂泵（简称主泵）、一台蒸汽发生器和相应的管道和仪表组成。
另外，1号环路热管段上连接有一个稳压器，用于RCP系统的压力调节和压力保护。
每个环路中，位于反应堆压力容器出口和蒸汽发生器入口之间的管道称为热段，主泵和压力容器入口间的管道称为冷段，蒸汽发生器与主泵间的管道称为过渡段。
图3.1 RCP系统的组成在反应堆中采用除盐含硼水作为冷却剂，它使核燃料元件冷却并将核燃料释放出的热能传导出去。
为了使一回路水在任何部位、任何时候都处于液态，要保持其压力高于饱和压力。
高压的冷却剂在堆芯吸收了核燃料裂变放出的热能，从反应堆压力容器出口管流出，经主管道热管段进入蒸汽发生器的倒U形管，将热量传给在U形管外流动的二回路系统的给水，使之变为蒸汽。
冷却剂由蒸汽发生器出来经过渡管段进入主泵，经主泵升压后流经冷管段，又回到反应堆压力容器。
压水堆核电站反应堆控制系统培训教材
培训教材压水堆核电站反应堆控制系统编写：校对：审核：中国核动力研究设计院前言目前压水型反应堆已成功运用于商用核电站和军用核动力装置。
压水型反应堆控制系统由反应堆冷却剂平均温度控制系统、稳压器压力控制系统、稳压器水位控制系统、蒸汽发生器水位控制系统和蒸汽排放控制系统组成。
本文是在总结秦山二期反应堆控制系统设计经验的基础上编写而成，主要内容包括反应堆控制系统的功能及其组成、各控制系统的功能、控制通道说明及其相关的报警和逻辑动作等内容。
由于编者时间仓促，书中难免有不妥之处，欢迎提出宝贵意见，谢谢。
目录第一章概述 (5)第二章反应堆冷却剂平均温度控制系统 (6)2.1反应堆冷却剂平均温度控制的功能 (6)2.2用于反应堆冷却剂平均温度控制的测量值 (6)2.2.1 反应堆冷却剂温度测量 (7)2.2.2 中子通量测量 (7)2.2.3 汽机负荷测量 (7)2.2.4 反应堆功率定值 (8)2.3控制系统说明 (8)2.3.1 控制系统结构 (8)2.3.2 稳态运行程序 (10)2.4棒控系统逻辑动作 (11)2.4.1 C1、C2、C3、C4、C11、C20、C21和C22联锁信号 (11)2.4.2 核蒸汽供给系统要求的汽机降负荷 (12)2.4.3 允许信号P4、P7、P8、P10、P12、P13和P16 (12)2.4.4 控制棒棒位监督及其他 (14)第三章稳压器压力控制系统 (15)3.1稳压器压力控制系统的功能 (15)3.2稳压器压力的测量 (15)3.3用于稳压器压力控制的执行机构 (15)3.3.1 电加热器 (16)3.3.2 喷雾系统 (16)3.3.3 稳压器安全阀组件 (18)3.4控制通道的说明 (18)3.4.1 压力定值 (18)3.4.2 调节器结构 (18)3.4.3 第3组和第4组电加热器的控制 (19)3.4.4 第1组、第2组、第5组和第6组各组电加热器的控制 (19)3.4.5 喷雾阀极化控制 (19)3.4.6 喷雾阀RCP001和002VP的控制 (20)3.5报警和逻辑动作 (20)3.5.1 调节器驱动的报警 (21)3.5.2 其它逻辑动作 (21)第四章稳压器水位控制系统 (22)4.1稳压器水位控制系统的功能 (22)4.2用于稳压器水位控制的测量 (23)4.2.1 水位 (23)4.2.2 反应堆冷却剂温度 (23)4.2.3 上充和下泄流量 (23)4.2.4 调节稳压器水位的执行机构 (23)4.3稳压器水位控制的说明 (23)4.3.1 控制系统的结构 (23)4.3.2 水位整定值 (25)4.3.3 限值 (25)4.4逻辑动作和报警 (25)4.4.1 逻辑动作 (25)4.4.2 报警 (26)第五章蒸汽发生器水位控制系统 (27)5.1蒸汽发生器水位控制的功能 (27)5.2一般原理 (27)5.3用于蒸汽发生器水位控制的测量 (27)5.3.1 水位 (27)5.3.2 蒸汽流量 (28)5.3.3 给水流量 (28)5.3.4 汽机负荷 (28)5.3.5 蒸汽总量 (28)5.3.6 给水温度 (29)5.4调节阀 (29)5.5控制通道简述 (29)5.5.1 概述 (29)5.5.2 水位调节器 (30)5.5.3 高负荷下的给水流量控制 (30)5.5.4 低负荷下的给水流量控制 (31)5.5.5 “跟踪”系统 (32)5.6与反应堆紧急停堆有关的逻辑 (33)5.7与蒸汽发生器水位控制有关的逻辑动作 (34)5.7.1 程序水位和测量水位的偏差 (34)5.7.2 SG水位高高 (34)5.7.3 SG水位低 (34)5.7.4 SG水位低低 (34)5.7.5 ATWT(预计瞬态不停堆)信号 (35)第六章蒸汽排放控制系统 (36)6.1蒸汽排放系统功能 (36)6.1.1蒸汽向冷凝器排放: (36)6.1.2蒸汽向大气排放系统(GCT-A) (37)6.2测量参数 (37)6.2.1反应堆冷却剂平均温度 (37)6.2.2 蒸汽母管压力 (37)6.2.3 蒸汽发生器压力 (37)6.2.4 汽机入口压力 (37)6.3执行机构 (38)6.3.1蒸汽冷凝器排放阀 (38)6.3.2 大气释放阀 (39)6.4控制通道的说明 (39)6.4.1蒸汽向冷凝器排放 (39)6.4.2 蒸汽向大气排放的压力控制 (42)6.5与蒸汽向冷凝器排放有关的逻辑回路 (42)6.5.1 与蒸汽向冷凝器排放相关逻辑的功能 (42)6.5.2 C9联锁 (42)6.5.3 P12允许信号 (43)6.5.4 C7联锁 (43)6.5.5 P4联锁 (43)6.5.6 “电网故障”处理 (43)6.5.7 ATWT(不停堆的预期瞬态)联锁 (44)6.5.8 温度控制模式下的阀门开启 (44)6.5.9 压力控制模式下的阀门开启 (44)第一章概述一．反应堆控制系统的功能反应堆控制系统的主要功能如下：1．在稳态运行时，维持主要运行参数尽可能接近核电厂设计所要求达到的最优值，使核电厂的输出功率维持在所要求的范围内。
压水堆核电厂二回路系统与设备介绍PPT课件( 31页)
4.2 核电厂汽轮机工作原理及结构
4.2.1பைடு நூலகம்汽轮机工作原理
蒸汽的能量转换过程： 蒸汽热能蒸汽动能叶轮旋转的机械能
级：完成由热能到机械能转换的汽轮机基本工作单元， 在结构上由喷管（静叶栅）和其后的动叶栅所组成。 分为冲动级和反动级。
1－主轴 2－叶轮
转子 3－动叶栅
4－喷嘴（静叶栅） 5－汽缸 6－排汽口
• 附属设备：主汽阀、调节阀、调节系统、主油泵、辅 助油泵及润滑装置。
现代压水堆核电厂汽轮机典型结构： • 冲动式四缸双流中间再热凝汽式饱和蒸汽汽轮机 • 一个高压缸，四个低压缸，均为双流式 • 四个高、低压缸转子通过刚性联轴器联接成一个轴系 • 高压缸每个流道有5个压力级 • 低压缸每个流道有5个压力级
主蒸汽系统与主给水系统和辅助给水系统配合，用 于在电站正常运行工况、事故工况下排出一回路产生的 热量。
向反应堆保护系统、安全注射系统和蒸汽管路隔离 动作提供主蒸汽压力和流量信号。
4.3.2 系统描述
• 核岛部分 三条主蒸汽管道，每条管道上有以下设备： 7个安全阀 三个动力操作安全阀，整定压力8.3MPa 四个常规弹簧加载安全阀，整定压力8.7MPa 向大气排放的接头 主蒸汽隔离阀 主蒸汽隔离阀旁路管线
4.4.3 系统主要设备
• 减压阀 15个排放控制阀，分别位于凝汽器蒸汽排放系统和除氧器蒸汽排 放系统，实现排放名义蒸汽流量的85％。
• 气动蒸汽排放控制阀 装于三根主蒸汽管道上，用于大气蒸汽排放控制系统。排放容量 为10％～15％额定容量。
• 消音器 安装气动蒸汽排放控制阀的管线上都配备一个消音器，以减小排 汽噪音。
• 半速机组与全速机组
4.3 主蒸汽系统
核电站320教材 反应堆水池和乏燃料水池冷却和处理系统(PTR)
反应堆水池和乏燃料水池冷却和处理系统（PTR）5.1.1 系统的功能PTR系统对反应堆水池和乏燃料水池进行冷却、净化、充水和排水。
1．冷却功能(1) 系统冷却乏燃料水池中的燃料元件，导出其剩余释热；(2) 机组在换料或停堆检修，RRA系统不可用，且一回路已经打开的情况下，PTR系统作为RRA系统的应急备用，冷却堆芯，导出其余热。
2．净化功能(1) 净化去除乏燃料水池中的裂变产物和腐蚀产物，限制乏燃料水池的放射性水平；(2) 过滤清除反应堆水池和乏燃料水池水中的悬浮物，以保持水中良好的能见度。
3．充、排水功能(1) 系统向反应堆水池和乏燃料水池充以硼浓度为2100µg/g的硼水，使水池有足够的水层，为操作人员提供良好的生物防护；(2) 保证乏燃料处于次临界状态；(3) 实施除乏燃料贮存池外其它水池的排水。
4．为安全注入系统和安全壳喷淋系统贮存必要的硼水。
5.1.2 系统的组成系统由反应堆水池、乏燃料水池、换料水箱和它们所连结的冷却、净化、充水和排水回路组成。
系统流程如图5.1所示。
图5.1 反应堆水池和乏燃料水池冷却和处理系统流程简图1．反应堆水池反应堆水池位于反应堆厂房内，池面标高为20m,总水容积为1310m3。
它分为两个部分：(1) 换料腔（或称为堆腔），该水池位于反应堆压力容器的正上方，池底标高为10.862m，容积为520m3；(2) 堆内构件贮存池，该水池与换料腔相连，池底标高为7.5m，容积为790m3。
这两个水池之间用气密封挡板隔开，可单独进行充排水。
机组正常运行时，反应堆水池是不充水的。
只有在换料，反应堆压力容器封头需要打开的情况下，反应堆水池才予充水。
水池满水的水位标高为19.5m。
2．乏燃料水池乏燃料水池位于燃料厂房内，池面标高也是20m，总水容积为1800m3，它分为四个部分:(1) 燃料输送池：水容积为235m3，池底标高为7.5m,池底有一个连接燃料厂房和反应堆厂房堆内构件贮存池的传递通道，乏燃料由换料机从反应堆吊出后，由运输小车将其穿过传递通道，送入燃料输送池。
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第一部分 核岛系统
反应堆冷却剂系统RCP
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 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
ppt课件
11
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，
连接辅助系统或支持系统的管道、Biblioteka 配件和阀门，直到并包括每条管路
中的第二个隔离阀（从高压侧算
起）。
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；
设
所有冷却剂系统（RCP）设备都按能
计
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
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）
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）
能
现象； 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。
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；
压水堆核电站核岛设备培训教材
四、反应堆冷却剂系统主设备。
4.1 蒸汽发生器（岭澳核电站用）4.1.1 主要功能——作为热交换设备将一回路冷却剂中的热量传给二回路给水，使其产生饱和蒸汽供给二回路动力装置。
4.1.2 作用——在一、二回路之间构成防止放射性外泄的第二道防护屏障。
倒置U形管是反应堆冷却剂压力边界的组成部分。
4.1.3 结构形式——立式、自然循环、倒U形管式。
一次侧流程、二次侧流程。
4.1.4 自然循环——管束套筒将二次侧的水划分为上升通道和下降通道。
下降通道内为低温给水与分离后疏水的饱和水混和物；上升通道内为汽水混合物。
单相与两相之密度差导致套筒两侧产生压差。
驱动下降通道的水不断流向上升通道。
4.1.5 组成——蒸发段与汽水分离段两部分。
a) 下封头——内表面堆焊不锈钢，隔板19mm ，分进出口水室，每个水室有人孔、接管。
b) 管板——厚度555mm、堆焊因科镍600、钻孔8948个孔、先焊后胀，重约40T。
c) 蒸发段——－传热管：4474根U形、因科镍690、外径19.05mm，壁厚1.09mm重约50t。
－管束套筒：下端用支承块支承。
使套筒下端与管板上表面之间留有空隙，供下降通道的水进入管束区。
－支撑隔板：9块，四叶梅花形孔，厚30mm支撑块支撑，支撑块通过管束套筒将载荷传至外壳。
－一级分离器——16只旋叶式汽水分离器。
－二级分离器——六角形带钩波形板分离器。
d) 汽水分离段——－给水环管：焊有倒置J形管，沿筒体周边J管数，分布不均，使80%流向热侧，20％给水流向冷侧。
使两侧蒸发量大致相等。
避免两侧虹吸作用。
－限流器：流量限制器。
当蒸汽管道破裂时限制蒸汽流量。
防止重返临界及减轻安全壳压力。
蒸汽管道破裂－→紧急停堆－→二回路泄压－→给水流量增加－→一回路过冷－→冷却剂密度增加－→慢化快中子能力增加－→产生中子量增加－→重返临界。
图13 蒸汽发生器4.1.6 传热管破损和监测·传热管破损——非计划停堆和损失电厂容量因子主要原因之一。
压水堆核电站核岛设备培训教材
压水堆核电站核岛设备培训教材目录一、前言1.1 核能特征1.2 核电站厂房布置二、反应堆结构2.1 压水型反应堆结构和组成2.2 反应堆堆芯2.2.1 堆芯组成和换料策略2.2.2 燃料组件2.2.3 控制棒的组件2.2.4 堆芯相关组件2.3 堆内构件2.3.1 功能2.3.2 堆芯下部支承构件2.3.3 堆芯上部支承构件2.3.4 堆内构件设计制造控制要求2.3.5 堆内构件出厂前应进行的试验2.3.6 堆内构件安装2.4 反应堆压力容器2.4.1 岭澳核电站反应堆压力容器2.4.2 冷却剂在堆内的流程2.4.3 压力容器设计制造控制要求2.4.4 压力容器安装2.4.5 反应堆本体安装2.5 控制棒驱动机构2.5.1 岭澳核电站控制棒驱动机构2.5.2 控制棒驱动机构的样机试验与设计验证2.5.3 施工设计图纸及制造技术文件2.5.4 验收管理2.5.5 控制棒驱动机构的安装三、反应堆冷却剂系统及其主管道3.1 反应堆冷却剂系统功能3.2 系统流程说明3.3 系统接口3.4 管道与设备布置3.5 主管道功能与要求3.6 主管道安装3.7 主管道焊接见证件要求3.8 水压试验3.9 主管道安装完工文件四、反应堆冷却剂系统主设备4.1 蒸汽发生器（岭澳）4.1.1 主要功能4.1.2 作用4.1.3 结构形式4.1.4 自然循环4.1.5 组成4.1.6 传热管破损与监测4.1.7 排污和给水4.2 核电站蒸汽发生器通用技术条件4.2.1 蒸发器的设计输入数据4.2.2 蒸发器的设计应包括的内容4.2.3 蒸发器设计的科研试验项目4.2.4 蒸发器制造监督管理4.2.5 设备出厂清洁保养控制要求4.2.6 包装与运输控制要求4.2.7 蒸发器的安装4.3 反应堆冷却剂泵（岭澳）4.3.1 主泵的功能4.3.2 主泵型式4.3.3 主泵总体结构组成4.3.4 部件描述4.3.5 主泵支持系统4.3.6 反应堆冷却剂泵设计总体要求4.3.7 主泵机械设计要求4.3.8 飞轮设计要求4.3.9 电机设计要求4.3.10 运行设计要求4.3.11 仪表系统设计要求4.3.12 主泵制造4.3.13 试验和检验4.3.14 需见证或停工待检项目4.4 稳压器4.4.1 稳压器功能4.4.2 稳压器工作原理4.4.3 设计原则4.4.4 稳压器结构4.4.5 卸压箱4.5 稳压器设计与制造（通用）技术条件4.5.1 稳压器设计内容4.5.2 设计输入数据4.5.3 设备分级4.5.4 容积设计4.5.5 承压容器设计4.5.6 电加热器设计4.5.7 喷雾器设计4.5.8 稳压器制造过程的检验和试验五、核岛主要系统组成与设备分级5.1 核岛主要系统组成5.2 核设备与系统的安全分级5.2.1 核安全分级的目的5.2.2 安全分级的依据和原则5.2.3 设备与系统的具体分级5.2.4 IE级电气仪表分类5.3 抗震类别与安全停堆地震5.3.1 抗震要求5.3.2 安全停堆地震5.3.3 抗震I类六、核电站安装施工专题6.1 核电建设关键路径6.2 与核岛施工活动直接有关的里程碑6.3 核岛安装施工专业管理模式七、核电施工中业主对现场施工的监督管理范围压水堆核电站核岛设备培训教材一、前言1.1 核能特征核裂变——1939年发现核裂变能——由核裂变释放出来的能量核裂变过程——一个重原子核吸收了一个中子之后分裂成为两个轻原子核的过程例如：两项产物链式反应——新产生的中子又继续引起更多的重原子核裂变核燃料——容易发生核裂变的重原子核三种同位素——铀-233、铀-235、钚-239。
《900MW压水堆核电站系统与设备》运行教程320讲义RCP
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启动主泵：将冷却剂送入反应堆核心
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升温升压：逐渐提高反应堆温度和压力
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启动汽轮机：利用蒸汽产生电力
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启动蒸汽发生器：将热量传递给蒸汽发生器
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并网发电：将产生的电力输送到电网
正常运行流程
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启动操作：按照规程进行启动操作
启动准备：检查设备状态，确认安全措施
核电站特点：核电站具有高效、清洁、安全等优点，能够提供稳定的电力供应，是现代能源的重要组成部分。
核电站发展历程：从早期的核潜艇、核武器到现代的商用核电站，核能技术的发展经历了漫长而曲折的过程。
核电站的发展历程
国内外核电站的发展现状与趋势
核电站的起源与早期发展
现代核电站的兴起与技术进步
核电站的未来发展前景与挑战
辐射安全标准与法规
辐射防护措施与设备
化学安全与防护
化学物质的储存和管理：确保化学物质的安全储存和管理，防止泄漏和误操作。
化学物质的运输和运输：采取适当的措施，确保化学物质的运输和运输过程中的安全。
化学物质的处置和排放：遵守相关法规和标准，确保化学物质的处置和排放符合环保要求。
化学事故的应急处理：制定应急预案，配备必要的应急设备和人员，及时有效地处理化学事故。
机械安全与防护
机械安全设计：确保机械设备的结构、功能和操作安全，防止意外事故的发生。
防护装置：配备有效的防护装置，如防护罩、防护栏、安全阀等，以减少机械伤害的风险。
定期维护与检查：对机械设备进行定期维护和检查，确保其正常运行，及时发现并处理潜在的安全隐患。
操作规程：制定严格的机械操作规程，确保操作人员熟悉设备性能，遵守安全操作规程，减少人为因素导致的事故。
900MW压水堆核电站系统和设备运行教程
电动主给水泵 系统（APA）
--保持SG水位的必要性 --SG的给水 --SG的排污7—46.7T/H
一回路水入口
排污
一回路水出口
蒸 汽 发 生 器 主 要 参 数
参数
资料仅供数参考 值
一次侧: 设计压力
17.2 MPa(abs)
设计温度
343 ℃
运行压力
15.5 MPa(abs)
反应堆冷却剂温度（最佳估算）
冷却剂在堆芯的流动 资料仅供参考
--总流量 48580m3/h ； --总流量的6.5% 的旁通流量； --堆芯的压头损 失1.5bar，压力 容器的压头损失 3bar；
压 力 容 器 泄 漏 的 探 测
--瞬态允许〈20L/H；
资料仅供参考
--探测泄漏的两种方法，
温度计和水位计。
内密封环
外密封环
虑
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。
自
然
循
环
给水
原
理 冷水柱
图
资料仅供参考
二回路蒸汽 集水箱
水-汽混合物
一回路水 热源 热水柱
资料仅供参考
设 备 描 述
SG 水 位 调 节
资料仅供参考
蒸汽出口
水位 调节
水位 测量
给 水 流 量 蒸汽流量信
信号
号
给水
给水流量控制 系统（ARE）
资料仅供参考
设备描述
资料仅供参考
压 力 容 器
压水堆纵剖面
资料仅供参考
--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
压水堆核电站系统与设备运行教程
系
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
统
中子能量；
的
反应堆冷却剂中溶有硼酸，可以补偿氙瞬态 效应和燃耗引起的反应性变化；
功
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
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
--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
热工设计 292.8℃ 327.2℃
名义 293.4℃ 326.6℃ 310.0℃ 290.8℃
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
芯内的支撑与定位。
RIS 安全注入系统 REN 核取样系统 RPE 核岛排气和疏水系统
REA 反应堆硼和水补给系统 RAZ 核岛氮气分配系统 RRI 设备冷却水系统 SAR 仪表用压缩空气分配系统 PTR 反应堆换料水池和乏燃料水池冷却和处理系统
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
基
常运行时，主系统升降温28 ℃/h ， PZR为56℃/h 。
准
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。
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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
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
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 MNBiblioteka 083 MN16VP
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
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
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
--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
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。
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 。
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
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)
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
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 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
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
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）。
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
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）
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℃
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