反应堆冷却剂系统_核动力装置.ppt
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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
11-Oct-20
《核动力装置》
3
1. 系统功能及组成
是核动力装置的核心组成部分 保证百度文库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
系统要有一定的自然循环能力。 主泵应有一定的惯性。
11-Oct-20
《核动力装置》
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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
《核动力装置》
7
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
11-Oct-20
《核动力装置》
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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。
14
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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《核动力装置》
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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
11-Oct-20
《核动力装置》
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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
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《核动力装置》
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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
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
11-Oct-20
《核动力装置》
2
2.1 概述
卧式
《核动力装置》
13
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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《核动力装置》
《核动力装置》
15
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
11-Oct-20
《核动力装置》
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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
11-Oct-20
《核动力装置》
12
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
是防止放射性物质泄漏的第二道安全屏障
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《核动力装置》
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系统流程及范围
图2-2 主冷却剂系统原理流程
11-Oct-20
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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
［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
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
《核动力装置》
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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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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℃；
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 保证百度文库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
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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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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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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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.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
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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
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
卧式
《核动力装置》
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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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《核动力装置》
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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
11-Oct-20
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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
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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
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
11-Oct-20
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
［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
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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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℃；