[学习]反应堆冷却剂系统核动力装置
第三章 AP1000反应堆冷却剂系统
反应堆冷却剂系统 (Reactor Coolant System , RCS)
功能 RCS 将反应堆系统中堆芯核裂变放出的热能转化为高温饱和 蒸汽，并输送到汽轮发电机组转化为电能(二回路系统)。
反应堆冷却剂系统压力边界为堆芯释放的放射性提供了一个 包容的屏障，并使电厂在整个运行过程中都保持其高度的完 整性。
压 力 容 反器 应和 堆一 压体 力化 容堆 器顶 结 构
堆芯仪表通道设在 RPV 顶部一一取消了 堆芯下部，即压力容 器底部所有的贯穿件
3.3
3.3.1
压力容器的堆芯下壳 体(活性段)采用了环 型锻件结构，取消了 纵向焊缝;
3.3 压力容器和一体化堆顶结构
3.3.2 一体化堆顶结构
一体化堆顶结构(Integrated Head Package , IHP) 由多个独立的 设备组成，从而简化了反应堆的换料操作。在停堆换料期间， 他通过与反应堆压力容器顶盖移动联合操作，减少了停堆时 间和个人辐射剂量。另外，一体化堆顶结构减少了其相关部 件在安全壳内的搁置空间。
堆 内堆 构内 件 的构 功件 能
冷 却 剂 在 反 应 堆 压 力 容 器 和 堆 内 构 件 内 的 流 动
3.4.2
3.4
3.4 堆内构件
3. 4. 3 API000 堆内构件的技术特点
3.3 压力容器和一体化堆顶结构
3.3.2 一体化堆顶结构
3.3 压力容器和一体化堆顶结构
3.3.2 一体化堆顶结构
3.3 压力容器和一体化堆顶结构
3.3.2 一体化堆顶结构
一体化堆顶结构使得在 其内的各个部件无需单 独进行连接和断开。
冷却围筒是位于压力容 器顶盖上方围绕在控制 棒驱动机构周围的碳钢 结构。在核电厂正常运 行时，冷却围筒为控制 棒驱动机构磁辄线圈提 供冷却气流通道。
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。
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 。
第三章 反应堆冷却剂系统和设备-2012
控制棒导向管为插入控制棒组件或中子源组件或可燃
毒物组件或阻力塞组件提供了通道。
33
从结构上看，
核燃料组件是由
燃料元件棒和组 件的“骨架结构” 两部分组成。
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（1）燃料元件棒
燃料元件是产生核裂变
并释放热量的部件。
它是由燃料芯块、燃料
包壳管、压紧弹簧和上、下 端塞组成。燃料芯块在包壳 内叠装到所需要的高度，然 后将一个压紧弹簧和三氧化 铝隔热块放在芯块上部，用 端塞压紧，再把端塞焊到包 壳端部。
36
UO2陶瓷型芯块：
o主要优点：熔点高（--2800℃），具有良好的中子
辐照稳定性和高温下的化学稳定性，与包壳不发生 化学反应，即使包壳破裂与冷却剂（水）也不太会 发生化学反应。
o主要缺点：热导率低，以致燃料的中心温度高达
2000℃左右，中心与表面温差达1000℃以上。因此， 燃料芯块的热应力很大，特别是在堆内燃烧到后期， 核燃料过分膨胀会挤压包壳管。
27
现代压水堆的堆芯是由上百个横截面呈正方
形的无盒燃料组件构成;
燃料组件按一定间距垂直坐放在堆芯下栅格
板上（板上有能定位和定向的对中销），使组成
的堆芯近似于圆柱状; 堆芯的重量通过堆芯下栅格板及吊兰传给压
力壳支持。堆芯的尺寸根据压水堆的功率水平和
燃料组件装载数而定。
28
大亚湾 900 MW 级压水堆第一个堆芯的布置共有
15
3.1 反应堆冷却剂系统
一回路压力
提高压力，可以提高出口温度，从而提高电 厂的热效率 20Mpa，饱和温度 365.7oC； 15.5MPa ，饱和 温度 344.7oC，提压潜力有限。 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。
3 核岛主要系统——反应堆冷却剂系统(2)
第三章反应堆冷却剂系统第三章反应堆冷却剂系统号密封，一部分流向2号密封，第三章反应堆冷却剂系统号密封静、动环的分离，第三章反应堆冷却剂系统间内，泵对流经的液体所作的有效功率。
一回路阻力：0.6~0.8MPa第三章反应堆冷却剂系统2、烟气余热利用装置中水的流动动力问题第三章反应堆冷却剂系统串联系统并联系统现象：热启动后单侧换热器不过流；同时伴有管路震动。
表明：受热面管内水温达到了其压力所对应的饱和温度值，发生汽化2、换热器安装位置过高（25m），进口压力耗损过多；（~0.45MPa对应饱和温度147 ℃）3、换热器水管路阻力较大，流量偏小，且两侧换热器水管路第三章反应堆冷却剂系统蒸汽发生器形式⏹压水堆核电厂常用：立式U型管自然循环蒸汽发生器、卧式自然循环蒸汽发生器和立式直流蒸汽发生器。
⏹其中尤以立式U型管自然循环蒸汽发生器应用最为广泛。
第三章反应堆冷却剂系统第三章反应堆冷却剂系统⏹管束组件：是呈正方形排列的倒U型管，管束直段分布有若干块支撑板，用以保持管子之间的间距。
⏹在U型管的顶部弯曲段有防振杆防止管子振动。
⏹支撑板结构的设计，应考虑：☐二次侧流体的通过能力，流体的流动阻力☐限制流动引起的振动☐管--孔间隙中的化学物质的浓缩⏹早期支撑板：圆形管孔和流水孔结构☐导致在缝隙区出现局部缺液传热状态，因此产生化学物质浓缩。
在电厂冷态工况下，管子和支撑板之间的间隙因二者的膨涨差而扩大，腐蚀产物沉积在间隙内。
当高温时，膨胀差使间隙减小，这时管子被压凹，造成传热管凹陷及支撑板破裂第三章反应堆冷却剂系统从而将二次侧分隔为下降通道及上升通道，形成二次侧自然循环回路。
包括上封头、上筒体、下上封头呈椭球形，蒸汽出口管嘴中有若干文丘里第三章反应堆冷却剂系统第三章反应堆冷却剂系统3)汽水分离装置⏹蒸汽发生器的上部设有两级汽水分离器。
汽水混合物离开传热管束后经上升段首先进入旋叶式分离器，除掉大部分水分，然后进入第二级分离器进一步除湿。
反应堆冷却剂系统和设备
4-1 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
显然，如此提高压力，在提高电厂效率上的收益不大，反 而对各主要设备的承压要求、材料加工制造等技术难度都 大大增加了，最终影响到电厂的经济性。
综合考虑，一般压水堆核电厂一回路系统工作压力约为 15MPa。设计压力取1.10～1.25倍工作压力；冷态水压试 验压力取1.25倍设计压力。
4-1 反应堆冷却剂系统
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。
பைடு நூலகம்
4-1 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。
4-1 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。
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。
核反应堆的冷却系统与选材要求
核反应堆的冷却系统与选材要求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，如果不能及时有效地冷却，就会导致反应堆温度过高，甚至发生严重事故。
因此，核反应堆的冷却系统是核能发电安全运行的关键之一。
本文将介绍核反应堆的冷却系统以及选材要求。
一、核反应堆的冷却系统核反应堆的冷却系统主要由冷却剂、冷却剂循环系统和冷却剂传热系统组成。
1. 冷却剂冷却剂是核反应堆中用于吸收和带走燃料元件产生的热量的介质。
常用的冷却剂有水、氦气和液态金属等。
水是最常用的冷却剂，其具有丰富的资源、良好的传热性能和较低的成本，但在高温和高压下易发生腐蚀和水锤等问题。
氦气是一种惰性气体，具有良好的热传导性能和较高的工作温度，但成本较高。
液态金属如钠和铅铋合金具有较高的传热性能和较低的压降，但在操作过程中需要注意其氧化和腐蚀问题。
2. 冷却剂循环系统冷却剂循环系统是核反应堆中冷却剂流动的路径。
它包括冷却剂泵、冷却剂管道和冷却剂循环装置等。
冷却剂泵负责将冷却剂从低温区抽出，经过核反应堆吸收热量后再送回高温区。
冷却剂管道用于连接冷却剂泵和核反应堆，保证冷却剂的流动。
冷却剂循环装置则用于控制冷却剂的流速和温度，确保核反应堆的稳定运行。
3. 冷却剂传热系统冷却剂传热系统是核反应堆中冷却剂与燃料元件之间传递热量的装置。
它包括燃料元件、燃料包壳和燃料包壳与冷却剂之间的传热界面。
燃料元件是核反应堆中产生热量的部分，通常由铀或钚等放射性物质构成。
燃料包壳则用于包裹燃料元件，保护其不受外界环境的影响。
燃料包壳与冷却剂之间的传热界面则是冷却剂吸收燃料元件热量的位置。
二、核反应堆冷却系统的选材要求核反应堆的冷却系统在选择材料时需要考虑以下几个方面的要求： 1. 耐高温性能核反应堆的工作温度通常较高，因此冷却系统的材料需要具有良好的耐高温性能。
材料应能在高温下保持稳定的力学性能和化学性能，不发生脆化、软化或氧化等现象。
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。
反应堆冷却剂
CO2是无色、有刺激性臭味的气体，可溶于水，其水溶性呈酸性。常温下有化学惰性和不燃性。在不同的温 度和压力下可呈气态、液态和固态。CO2气体的密度约为空气的1. 5倍；约比氦气高11倍。。在一定的压力下， 三种物性均随温度的提高而增大，一般在250℃以下，压力越高，物性越大；但在250℃以上，压力的影响就不明 显了。温度越高，压力的效应几乎可以忽略。
核反应堆的冷却的特点是：第一，在稳态运行工况下，核反应堆是一种控制发热型装置，因为核裂变没有温 度上限，为维持一定的温度，必须采取可控冷却措施;在停堆过程中也需要排除剩余衰变热量。第二，在异常和事 故工况下，如出现燃料棒热点、材料熔化时都应确保反应堆的冷却条件；在丧失冷却剂事故中，需启动紧急堆芯 冷却系统。因此，冷却剂的作用是非常重要的，它的功能是不可代替的。
(1)钠的基本性质
钠的熔点与沸点相差785.2℃，足以使冷却系统在常温下工作。钠有优越的热物性，是良好的传热介质。此 外，它还具有高的电导率(，可以采用电磁泵输送，而且其密度小于1 g/cm³，泵的驱动力(即功率)较低。
在任何温度下，钠一水反应最强烈，绝不允许他们接触。钠暴露在空气中就会与氧发生剧烈的化学反应。所 以钠的操作、储存都要用惰性气体覆盖保护;当钠的温度高于125℃时，与空气中的氧反应，发生燃烧，生成氧化 钠烟雾，这种现象称为钠火。
谢谢观看
氦无色、无味、无臭、无刺激性、不燃烧，质量仅高于氢气。在所有元素中，氦的沸点最低，它的热物性都 比二氧化碳的高出好几倍，尤其是它的热导率更是作为载热剂的最好条件。压力对氦私度的效应很小，在 300~750℃温度范围，氦的cp随温度升高而减小，最大不过0.07%；压力从6. 9MPa提高到13. 8MPa，氦的cp增大 也小于0.
反应堆冷却剂系统和设备
4-1 反应堆冷却剂系统
三、系统参数的选择 1、一回路压力
由水的热物理性质可知，要想提高反应堆冷却剂的出口温 度而不发生冷却剂容积沸腾，必须提高一回路压力。所以， 以提高核电厂的热效率来说，提高一回路系统冷却剂的工 作压力是有利的。
但是，这方面的潜力非常有限。例如，水的压力为20MPa 时，其饱和温度也仅有365.7℃。而现代压水堆一回路常用 压力为15.5MPa，其对应的饱和温度为344.7℃。二者相 比，压力提高了4.5MPa，饱和温度却仅提高21℃。
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。
反应堆厂平房断面图
2020/5/23
4-3 蒸汽发生器
4-3 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程：
结构：由下封头、U形管束、汽水分离装置及筒体组件等 组成。结构图,,主要参数
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
反应堆本体结构
四、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。
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。
核动力厂反应堆冷却剂系统及其有关
附件三：《核动力厂反应堆冷却剂系统及其有关系统设计》编写说明（征求意见稿）《核动力厂反应堆冷却剂系统及其有关系统设计》编写说明一．编写工作背景随着科学技术的进步以及国际核工业界在核动力厂安全运行和管理方面经验的积累，国际原子能机构（IAEA）全面地开展了针对核动力厂的安全要求及安全导则的修订工作。
新的安全要求文件No. NS-R-1“Safety of Nuclear Power Plant: Design”于2000年9月正式出版，它是对1988年出版的原安全规定文件No.50-C-D(Rev.1)“Code on the Safety of Nuclear Power Plant: Design”的正式修订。
随后，IAEA陆续修订和出版了该安全要求下的一系列安全导则，新的IAEA安全导则No. NS-G-1.9 “Design of the Reactor Coolant System and Associated Systems in Nuclear Power Plants”就是其中之一，它是对安全系列No.50-SG-D6“核动力厂最终热阱及其直接相关的输热系统（1981）”和安全系列No.50-SG-D13“核动力厂反应堆冷却剂系统及其相关系统（1986）”两个安全导则的修订与合并，新的安全导则替代原有两个导则。
为了提高我国核动力厂的设计和运行水平，使之与国际先进水平接轨，国家核安全局决定对《核电厂设计安全规定》和《核电厂—1—运行安全规定》及其下属的一系列核安全导则进行及时的修订。
二．编写简况IAEA的核安全标准中关于核动力设计的安全要求及导则是由IAEA聘请各国专家在总结各核电先进国家经验的基础上制定的，其内容较完整、系统、严谨。
本安全导则是依据IAEA安全导则“核动力厂反应堆冷却剂系统及其有关系统设计（Design of the Reactor Coolant System and Associated Systems in Nuclear Power Plants safety standards series No. NS-G-1.9 IAEA, Vienna(2004) ）”为参考蓝本编写而成的。
反应堆冷却剂系统
反应堆冷却剂系统
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
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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、喷淋阀和波动管）、 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）、
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系统的参数选择
一回路系统由若干并联 的环路组成。一个环路 所输送的热功率与压水 堆核电厂规模和设备设 计制造能力有关。 按照核电厂安全准则， 单堆核电厂的环路数不 小于1，但过多的环路数 将增加设备投资，目前， 核电厂一回路一般采用2 －4条环路并联形式。 一般单环30容量
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一回路系统冷却剂的流量
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300MW时，冷却剂总质 量流量可达到15000t/h~21000t/h（即每 10MW热功率160t/h~250 t/h）。 主管道内冷却剂流速可达15 m/s，一回路 系统的总阻力约为0.6MPa~0.8MPa.
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超压保护系统
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 。 法马通公司设计的稳压器，只装备三只同一类型 不同开启整定值的安全阀。
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核动力发动机内部结构
核动力发动机内部结构
核动力发动机是一种利用核能产生动力的发动机，它的内部结构包括反应堆、燃料元件、冷却剂、控制棒、反应堆压力容器等部分。
反应堆是核动力发动机中最重要的组成部分，它是核反应的主要场所，通过核裂变或核聚变产生能量。
燃料元件是反应堆中的燃料，通常采用铀或钚等放射性元素，其内部包含丰富的核能。
冷却剂用于控制反应堆的温度，通常采用水、氦气或液氦等。
控制棒用于调节反应堆的核反应速率，通常采用碳化硼等材料制成。
反应堆压力容器则是用于容纳反应堆和防止辐射泄漏的结构。
在核动力发动机的运行过程中，反应堆中的核燃料会不断地释放能量，冷却剂会带走这些能量，同时也会降低反应堆的温度。
控制棒的移动会影响核反应的速率，从而控制发动机的输出功率。
总的来说，核动力发动机的内部结构非常复杂，需要高度的技术支持和安全保障，但其产生的动力也非常强大，可以用于飞行器、潜艇等高科技领域。
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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
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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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
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
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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
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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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 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 ］
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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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
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
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
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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
•立式U型管式
•卧式
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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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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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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 ］
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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
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。
［ 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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OTSG的结构形式
•管内直流→
•←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
[学习]反应堆冷却剂系统核 动力装置
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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
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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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
•水
［二次侧流程（给水-蒸汽）］
位
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
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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2.3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
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。
系统要有一定的自然循环能力。 主泵应有一定的惯性。
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
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
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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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
法国CAP、俄罗斯ABV-6M、日本MRX
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图2-23 CAP反应堆
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•图2-24 卡达拉希CAP原型堆结构
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图2-25 ABV-6M一体化压水堆
•应用了非能动应急给水系统、非 能动堆芯余热排出系统、安注系 统和氮气稳压系统 •钛合金直套管式结构的高效直流 蒸汽发生器 •一回路流程短、流动阻力小，自 然循环能力可达到100％额定功 率 • •便于维修。 •机动性好。
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
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
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
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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
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
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