900mw压水堆核电站系统与设备-运行教程320讲义_rcp
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。
《压水堆核电厂完》课件
将反应堆产生的热量传递给蒸汽发生 器。
控制棒与调节剂
控制反应堆的启动、停止和功率调节 。
蒸汽与汽轮机系统
蒸汽发生器
将反应堆产生的热量转化为蒸汽 。
汽轮机
将蒸汽的热能转化为机械能，驱 动发电机发电。
冷凝器与凝结水泵
将汽轮机排出的蒸汽冷凝成水， 回收利用。
冷却剂系统
冷却剂泵
将冷却剂循环流动，带走反应堆产生的热量。
核裂变
重原子核分裂成两个或多 个较轻原子核，同时释放 出巨大能量。
核反应堆
控制和维持核裂变反应的 装置，用于产生热能。
压水堆核电厂的特点
高效能
利用核能发电，具有高效 率和低成本优势。
安全可靠
采用封闭式循环系统和多 重安全保障措施，确保运 行安全。
环保
产生的放射性废料较少， 且经过严格处理，对环境 影响较小。
冷却剂热交换器
将冷却剂的热量传递给蒸汽发生器或辅助系统。
冷却剂过滤器
去除冷却剂中的杂质，保持系统清洁。
核燃料循环系统
燃料组件
由燃料棒、控制棒和支撑结构组成，实现核燃料的安全管理。
燃料装卸系统
负责燃料组件的装载、卸载和运输。
乏燃料储存设施
储存乏燃料，确保其安全处理和处置。
辅助系统与设备
化学处理系统
定期安全审查
对核电厂进行定期的安全评估 ，确保所有安全措施得到有效 执行。
应急计划
制定详细的应急计划，包括事 故发生后的响应措施、人员疏 散等，以最大程度地减少事故
的影响。
辐射防护与控制
辐射监测
对核电厂周围的环境进 行实时监测，确保辐射
水平在安全范围内。
防护设备
为工作人员提供必要的 防护设备，如防护服、 手套、鞋等，以减少辐
核电站反应堆冷却剂系统讲义【范本模板】
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。
为此，对RCP系统安全功能和设计的要求是：1．系统应提供足够的传递热量的能力,能将堆芯产生的热量带出并传给二回路介质。
压水堆核电站基础
- 49 -第五章 反应堆冷却剂系统（RCP ）反应堆冷却剂系统是核电站一回路主系统，系统代码为RCP ，包括三个环路，每个环路上有一台冷却剂循环泵和一台蒸汽发生器，其中1号环路上还设有一台稳压器及与其相关的卸压箱。
反应堆冷却剂系统的功能是：（1）主泵使冷却剂在环路中循环，将堆芯的热量带出，通过蒸汽发生器将热量传给二次侧给水；（2）堆芯中的冷却剂又起慢化剂作用，使中子得到慢化； （3）冷却剂中溶有硼酸，用来控制反应性的变化；（4）稳压器用来控制冷却剂压力，防止堆芯产生偏离泡核沸腾； （5）稳压器上的安全阀起超压保护作用；（6）在发生燃料元件包壳破损时，反应堆冷却剂系统的压力边界是防止放射性泄漏的第二道屏障。
图5.1是RCP 系统1号环路的示意图，图中也标出了其它一些与RCP 系统连接的辅助系统。
注意有些辅助系统与RCP 的接口不在1号环路，这里只是示意性地把它们表示出来。
图5.1 RCP 主系统（1号环路）5.1 反应堆冷却剂泵反应堆冷却剂泵又称主泵，是三相感应电动机驱动的立式、单级、轴封泵，由电动机、- 50 -轴封组件和水力部件组成。
反应堆冷却剂由装在转动轴下部的泵唧送，冷却剂通过泵壳底部吸入，然后从泵壳侧面出口接管排出。
串联布置的三级轴封有效地限制了冷却剂沿泵轴的泄漏。
三台主泵的设备编码分别为RCP001PO 、002PO 、003PO 。
主泵名义流量23790 m 3/h ，压头97.2 mCL ，转速1485 rpm 。
其结构如图5.2所示。
5.1.1 水力部件1．泵体泵体由泵壳、扩散器（又称导叶）、进水导管、叶轮、泵轴组成。
其中除泵轴为不锈钢锻件之外，均为不锈钢铸件。
叶轮有七个螺旋离心叶片，装在泵轴的下端。
扩散器汇集来自叶轮的冷却剂，它由十二个螺旋离心叶片组成，被安装在扩散段法兰的底部，扩散器可以与泵的内部部件同时从泵体中取出。
在扩散器的下部装有防热罩。
冷却剂由泵壳底部的进口接管吸入，由装在泵轴下部的叶轮唧送，经扩散器从泵壳侧面的出口接管排出。
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。
《900MW压水堆核电站系统与设备》运行教程讲义_RCP ppt课件
3465.1 mm
管板厚度
585 mm
名义直径 U形管数目 壁厚
19.05 mm 4640根 1.09 mm
材料 总重量（无水） （充满水）
因科镍-690 338 t 530 t
蒸 汽 发 生 器 水 位 调 节
ppt课件
47
蒸
汽
发
生
器
水
位
整 负荷是蒸汽发生器的总的蒸汽负荷，它包 定 括两部分：
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
17.2 Mpa(绝对)
ppt课件
30
堆 内 下 部 构 件
ppt课件
31
堆 芯 横 向 截 面 图
ppt课件
32
1. 硼酸 2. 控制棒束 3. 可燃毒物棒束
控制棒： S：8束 A： 8束 B： 8束 C： 5束 D：4束
堆芯反应性控制
中子源：
一次中子源：Cf-252 二次中子源：Sb-Be（锑-铍）
ppt课件
33
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
核电站工作原理与RCP课件
RCP系统的安全保障措施
高温高压保护
RCP系统设有高温高压保护措施，当系统温度或压力超过设定值 时，会自动触发安全阀或紧急停堆系统，确保系统安全。
泄漏监测
RCP系统设有泄漏监测系统，能够实时监测冷却剂的泄漏情况，及 时发现并处理泄漏问题。
备用电源
RCP系统设有备用电源系统，在主电源失效时能够自动切换到备用 电源，确保系统的正常运行。
记录与报告
根据实际情况，操作员需对控制系统进行 适当的调整，以优化系统性能。
对运行过程中的重要参数进行记录，并及 时报告异常情况。
RCP系统紧急停堆流程
紧急停堆命令发布
在发生紧急情况时，相关部门会发布紧急停 堆命令。
关闭热交换器
通过控制室快速关闭热交换器，防止热量继 续传递。
快速停运主泵
立即关闭主泵，并确保冷却剂停止流动。
和维护。
核电站安全检查与评估
03
定期对核电站进行安全检查和评估，确保核电站符合安全标准
。
核电站环境保护措施
放射性物质排放控制
通过有效的放射性物质处理和储存措施，减少核电站运行过程中对 环境的放射性污染。
废液处理与处置
对核电站产生的废液进行有效的处理和处置，防止废液对环境造成 污染。
固体废物管理
对核电站产生的固体废物进行分类、处理和处置，确保废物得到妥善 处理。
重水堆核电站
利用重水作为减速剂和冷却剂，能够 利用天然铀作为燃料，具有较高的燃 料利用率。
CHAPTER 02
核电站工作原理
核裂变原理
核裂变
是指由重的原子核分裂成 两个或多个较小的原子的 一种核反应形式。
链式反应
在裂变过程中，每一个裂 变原子核会产生更多的裂 变原子核，形成链式反应 。
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 水力学基础知识
水力学基础知识1.3.1 运动流体的机械能运动流体的总机械能可表示如下：对于如图1.10所示的运动流体，假设流体的质量为1kg ，流体在1和2两个点的总机械能如表1.4所示。
图1.10 运动的流体表1.4 单位质量流体的总机械能流体1点和2点总机械能的差值为：)()(1)(211212212212H H g P P V V W W -+-+-=-ρ（1-2） 有三种不同的情况： (1) W 2－W 1＝0流体在1点和2点之间自由流动，无摩擦，与外界无能量交换。
此时流体内各点总机械能保持恒定，只是不同形式的机械能相互转换。
(2) W 2－W 1 > 02点的总机械能大于1点，在1点和2点之间流体吸收能量，如水泵对流体做功。
(3) W 2－W 1 <0流体在1、2点之间损失能量，例如涡轮机对外做功或压头损失。
1．流动流体机械能的其它几种表示方法12(1) 以流体压力表示把式（1-2）右端乘以密度ρ ，得到：)()()(212122122H H g P P V V -+-+-ρρ 它的量纲是压力，于是转换为压力表达形式。
对于与外界无能量交换、无摩擦的流动，则有：0)()()(212122122=-+-+-H H g P P V V ρρ 即1121222222gH P V gH P V ρρρρ++=++其中 和表示流体在1点和2点运动所产生的动压力；P 1和P 2表示1点和2点的静压力；ρgH 1和ρgH 2表示由于流体的高度而产生的静压力。
(2) 以液柱高度表示若将上式除以ρg ，则变成如下形式：这样，所有压力（包括动压力、静压力和高度产生的压力）均用在管道中流动液体的液柱高度表示，也称压头。
2．压头损失实际上各种流体都是有粘性的，考虑了液体粘性的流体称为实际流体。
由于有粘性，液体在流动过程中，液滴相互之间以及液体与管道之间就会产生摩擦，导致能量的损耗；当流体流道有起伏变化，也会引起机械能损失。
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。
《900MW压水堆核电站系统与设备》运行教程 ppt课件
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；
《900MW压水堆核电站系统与设备》运行教程320讲义RCP
添加标题
启动主泵：将冷却剂送入反应堆核心
添加标题
升温升压：逐渐提高反应堆温度和压力
添加标题
启动汽轮机：利用蒸汽产生电力
添加标题
启动蒸汽发生器：将热量传递给蒸汽发生器
添加标题
并网发电：将产生的电力输送到电网
正常运行流程
添加标题
添加标题
添加标题
添加标题
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。
【清华压水堆核电厂运行】系统与设备(5)一回路系统(4+3+3)
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。所有设备全在安全壳内。
蒸汽发生器的位置高于反应堆压力容器管嘴所在的平面，
以便使系统具有足够的自然循环能力。
反应堆压力容器出口到蒸汽发生器入口的管道称为热段
（热腿），主泵出口到和压力容器入口之间的的管道称为
冷段（冷腿）。
冷却剂为除盐含硼水，为了保持液态，要保持压力高于饱 和压力之上。
系统与设备（4）
3
反应堆冷却剂系统的辅助功能
„余热载出：在停堆后的第一阶段，经蒸汽发生器带走 堆内的衰变热；
„中子慢化剂：冷却剂水同时是良好的慢化剂，使裂变 中子减速到热中子，又起反射层的作用，将泄漏出的 中子反射回来。
„反应性控制：冷却剂作为可溶化学毒物硼的载体； „压力控制：RCP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，同时对一回路系统 实行超压保护。
系统与设备（4）
9
RCP系统测量仪表
温度测量，分为两类：
用于指示，采用装在套管内的宽量程电阻温度计 用于控制与保护，采用装在冷却剂旁路支管上的窄量
程电阻温度计，热管段温度Th和冷管段水温Tc 。
流量测量，通过测压差求流量。 压力测量，
在RCP和RRA连接管线入口处（2号环路）和稳压器有
„放射性屏障：反应性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，第二道屏障。 系统与设备（4）
4
系统说明
„反应堆冷却
剂系统由反
应堆和三条
并联的闭合
环路组成，
以反应堆压
力壳为中 心，每条环
路由一台主
冷却泵、一
台蒸汽发生
器和相应管
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