反应堆冷却剂系统_核动力装置.ppt
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
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
4
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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12
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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《核动力反应堆技术》PPT课件
35
精选ppt
四、新型反应堆的分类和简介
1、近期新型反应堆 2、远期新型反应堆
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1、近期新型反应堆（1）
先进型压水堆有美国发展的APWR、欧洲发展的EPWR、 中国发展的AC－600等都属此型，是在压水堆基础上加 以改进，达到或基本达到新的“用户要求”的先进堆型。
先进型沸水堆（ABWR）是在已有的沸水堆的基础上， 由美国、日本联合发展并在日本建立了示范站的先进堆 型，目前在日本已经建立了2座，还有几座在计划建造 中，它是一种先进而又现实的沸水堆。
2、按中子能量分类： 热中子堆、中能中子堆、快中子堆
3、按核燃料分类 固体燃料反应堆、液体燃料反应堆
4、按慢化剂和冷却剂分类 轻水堆、重水堆、石墨气冷堆、钠冷快堆
3
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三、动力反应堆的类型
1、压水堆（PWR） 2、沸水堆（BWR） 3、重水堆（HWR） 4、气冷堆（HTGR、THTR、HTR） 5、快中子增值堆（LMFBR、GCFR）
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结束
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2、远期新型反应堆（1）
聚变反应堆：是指主要靠轻原子（氘、氚、氦等）合成， 释放大量结合能并加以利用的反应堆。目前，瞬时的、 断续的聚变反应已经实现。
聚变－裂变堆：是聚变反应堆和裂变反应堆组合的装置， 在聚变反应堆达不到能量自给时，这种装置具有重要的 实用价值。其结构原理为，在装置中心设置聚变堆，外 围是裂变堆，聚变产生的中子逸出到裂变堆即可参与裂 变反应、释放裂变能量，作为聚变能的补充。
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1、压水堆（PWR）
5
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2、沸水堆（BWR）
第三章 反应堆冷却剂系统和设备
3-1 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。 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。
3-5 稳压器
二、稳压器分类 按原理和结构形式的不同，稳压器分为两类， （1）气罐式稳压器：容积大，易腐蚀，淘汰 （2）电加热式稳压器：大都采用 三、稳压器本体结构（电） 结构图 现代压水堆核电厂普通采用电加热式稳压器。 这种稳压器是一个立式圆柱形高压容器。其典型 的几何参数为高13m，直径2.5m，上下端为半 球形封头，总容积约40m2，净重约80t。立式 安装在下部裙座上。
第3章 反应堆冷却剂系 统和设备
动力工程系 余廷芳
主要内容
3-1 反应堆冷却剂系统 3-2 反应堆本体结构 ----------系统设备 3-3 反应堆冷却剂泵 3-4 蒸汽发生器 3-5 稳压器
3-1 反应堆冷却剂系统
一、系统的功能
反应堆冷却剂系统又称为一回路系统，其主要功能 是： (1)在核电厂正常功率运行时将堆内产生的热量载出， 并通过蒸汽发生器传给路工质，产生蒸汽，驱动汽轮 发电机组发电。 (2)在停堆后的第一阶段，经蒸汽发生器带走堆内的衰 变热。 (3)系统的压力边界构成防止裂变产物释放到环境中的 一道屏障。 (4)反应堆冷却剂作为可溶化学毒物硼的裁体，并起慢 化剂和反射层作用。 (5)系统的稳压器用来控制一回路的压力，防止堆内发 生偏离泡核沸腾，同时对一路系统实行超压保护。
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 。
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。
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。
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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。
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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。
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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。
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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。
压水堆核电厂：反应堆冷却剂系统(RCP)(84页)
1. 引言压水堆核电厂的组成如图0-1所示。
通常可以分为三大部分：1．核的系统和设备部分，又称核岛；2．常规的系统和设备部分，又称常规岛；3．电气系统和设备。
核岛由以下几部分组成:（1）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）；（2）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。
（3）专设安全设施系统：如安注系统（RIS）、安全壳喷淋系统（EAS）等。
（4）与安全壳相关的通风系统：如安全壳换气通风系统（EBA）、大气监测系统（ETY）等。
（5）三废系统：如废液处理系统（TEU）、硼回收系统（TEP）等。
（6）其它系统：核岛系统中的反应堆、一回路主系统和设备以及余热排出系统安置在安全壳内，核岛系统的其余部分的大部分设备安装在安全壳外的核辅助厂房内。
压水堆核电厂的常规岛包括那些与常规火力发电厂相似的系统及设备，主要有：（1）蒸汽系统:如主蒸汽系统（VVP）、汽水分离再热系统（GSS）等；（2）给水系统:如凝结水系统（CEX）、除氧器系统（ADG）等；（3）汽机及其辅助系统:如汽轮机润滑、顶轴和盘车系统（GGR）（4）外围系统:如核岛除盐水分配系统（SED）、循环水处理系统（CTE）等。
电气部分是电厂的一个重要组成部分，它主要包括以下系统及设备：a)发电机及其辅助系统，如发电机定子冷却水系统（GST），发电机励磁和电压调节系统（GEX）等。
b)厂内外电源系统，如LGA，LGB，LLA，LNA等。
图0-1 压水堆核电厂的组成1.1 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。
1.1.1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. 传热在核电厂正常运行期间，一回路系统通过沿反应堆——蒸汽发生器——反应堆冷却剂泵一一反应堆流动的一回路冷却剂将反应堆所产生的热量传递给蒸汽发生器二次侧的给水，并使蒸汽发生器二次侧的给水转化为驱动汽轮发电机的饱和蒸汽。
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。
核电厂系统与设备-3.3 反应堆冷却剂泵
A 全密封（屏蔽电机）泵 B 轴封泵
/content/harmar-company-pumped-about-ap1000-role
3.3 反应堆冷却剂泵
3.3.1 概述 (3) 分类
A 全密封（屏蔽电机）泵 B 轴封泵
/syste ms/rcs2.htm
3.3 反应堆冷却剂泵
3.3.3 轴封泵 (1)轴封泵的总体结构 (I) 轴封组件
轴封组件位于泵水力机械部分和电机之间, 它通常由自下 而上串联的三级密封组成。
3.3 反应堆冷却剂泵
3.3.3 轴封泵 (2)轴封泵的密封结构和工作原理 (A)轴封组件
轴封组件的三级密封自下而上依次称为1 号、2 号、3 号密封
本章目录
3.1 反应堆冷却剂系统 3.2 反应堆本体结构 3.3 反应堆冷却剂泵 3.4 蒸汽发生器 3.5 稳压器
3.3 反应堆冷却剂泵
3.3.1 概述 (1) 主泵作用
Reactor Coolant Pump (RCP).
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, 产生推动汽 轮机做功的蒸汽。
Each AP1000 employs four main reactor coolant pumps, which circulate reactor coolant through the core, loop piping and steam generators.
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。
反应堆原理图课件
反应堆的组成和结构
了解反应堆的主要组成部分，如燃料组件、燃料元件、冷却剂、反应控制系 统和辐射屏蔽。
反应堆的热力学和动力学特性
研究反应堆的热力学特性，如热量平衡和热工参数，并了解反应堆的动力学行为和稳定性。
反应堆的燃料和燃料元件
深入了解反应堆燃料的类型、构成和循环燃耗，以及燃料元件的设计和寿命的反应堆冷却剂，如水、重水和氦气，并探讨冷却剂循环系统 的原理和运行。
反应堆的控制和监测系统
了解反应堆的自动控制和安全监测系统，包括反馈机制、SCRAM系统和故障 检测。
反应堆的辐射防护和安全措施
探索反应堆辐射防护的原理和方法，并了解反应堆的安全策略和事故应对措施。
反应堆原理图课件
探索反应堆的基本概念、种类和结构，了解热力学和动力学特性，燃料和冷 却剂，控制系统，以及辐射防护和安全措施等关键知识。
反应堆的基本概念和原理
介绍反应堆的起源、原理和基本概念，包括核裂变链式反应、核聚变和放射性衰变等关键过程。
反应堆的种类和分类
探索不同类型的反应堆，如压水堆、沸水堆、重水堆和加速器驱动堆，并讨论它们的特点和应用。
反应堆原理图(1)29页PPT
`
稳压器
蒸汽
汽轮机
发电机
压力容器
蒸发器
水 主泵 主管道水
冷凝器
一回路
二回路
基本参数： 一回路：压力154 bar, 高压水 二回路：压力~55bar, 出口饱和蒸汽
输配电
核电厂中的能量转换与转递
– 慢化剂：使中子慢化，仅热中子堆有 – 控制材料：控制中子数
• 控制棒组件 • 可燃毒物 • 可溶毒物
– 冷却剂：吸收热量 并带出堆芯
• 各种堆芯图例
控制棒 燃料组件 压力容器
压 上封头
力
容 堆芯吊兰
器
和
堆 上隔板
内 围板 构 下隔板
件 堆芯支撑部件
下封头
控制棒驱动机构
压力容器
新堆装料
压水堆堆芯
: 约3~4m
燃料棒的排列：15×15或17×17
燃料棒的排列 15×15 或 17×17
燃料元件与燃料组件
燃料元件
燃料组件
控制棒组件及控制棒棒
控制棒组件
冷却剂泵（主泵）
飞轮
电机轴
泵轴
冷却剂出口 冷却剂入口
蒸汽发生器
汽水分离器 给水入口 U型传热管
环形下降 通道
换料中 堆芯
堆腔
反应堆的组成
燃料组件 燃料棒
燃料组件
控制棒
冷却剂（慢化剂）人口
燃燃料料芯芯块块
控制棒 燃料组件 返回
❖ 安置核材料的物 体—燃料棒；
❖ 冷却燃料棒和带 走能量的载体— 冷却剂；
❖ 使中子慢化的物
控制棒❖ 组体控件—制慢中化子剂数；量，
第二讲压水堆冷却剂系统(共11张PPT)
o 为了防止管道破裂后由于流体喷射导致的管道甩击对周
围设备的危害，对高能管道的可能断裂位置装有限制器， 对设备、管道进行实体隔离。主要设备（反应堆压力容器、 蒸汽发生器、反应堆冷却剂泵、稳压器等）和反应堆冷却 剂管道安装在二次屏蔽墙内。
第二讲压水堆冷却剂系统
第一页，共11页。
压水堆
§采用除盐含硼的除盐水作为冷却剂（兼作慢化剂）； §冷却剂的工作压力，一般取在14.7--15.7 MPa之间，常用
的是15.5 MPa。
§冷却剂在反应堆进口处温度一般为280--300℃，从反应
堆出口的温度为310--330℃，进出口的温升一般为30-40℃； §蒸汽发生器的出口温度比反应堆进口温度低0.1--0.3℃，因为
冷却剂通过冷却剂泵后，温度略有升高。
第二页，共11页。
Ø一回路主系统，又称为压水堆冷却剂系统。 Ø一回路主系统设备：反应堆、主泵、蒸汽发生 器和稳压器。
Ø主要功用：由冷却剂将堆芯中因核裂变产
生的热量传输给蒸汽动力装置并冷
却堆芯，防止燃料元件烧毁。
Ø 按照功能，反应堆冷却剂系统可分为冷却
系统、压力调节系统和超压保护系统。
Ø压力调节系统：
核电厂在负荷瞬变过程中，会造成一、二回路之间的 功率失配，从而引起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。将引起一回路压力升高 或降低。
当压力升高至超过设定值时，压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。
第六页，共11页。
Ø压力调节系统和超压保护系统主要靠稳压
器来实现。
Ø主泵电动机轴端装有飞轮，以增大转动惯量。
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11-Oct-20
《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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《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
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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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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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《核动力装置》
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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
《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
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《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
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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
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
［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
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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℃；
MNPP-L03-RCS
核动力装置
Nuclear Power Plant
核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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《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
《核动力装置》
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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。
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
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》
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