《900MW压水堆核电站系统与设备》运行教程320讲义_RCP

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：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； 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； 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； 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； 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。
堆 内 下 部 构 件
堆 芯 横 向 截 面 图
1. 硼酸
堆芯反应性控制
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
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
•以汽轮机高压缸进汽压力为代表的汽轮机进汽流量； •冷凝器旁路排放系统的调节信号代表的排往冷凝器的新 蒸汽流量。
水 位 设 定 值 选 取 依 据
零负荷时，SG压力高，水的密度大，确定较低的水 位定值是为了保持SG中的水装量较小，以防止在蒸 汽管线破裂时，向安全壳释放过多的能量造成安全壳 破坏。 从0→20%PH，水位定值随负荷变化而变化，这是因 为当降负荷时，压力↑，增加水的密度，水位↓，同样， 在较低负荷时确定较低的水位定值是为了保持水装量。 还应确保水位不下降到低水位保护动作。 在20%→100% PH时，水位定值维持在50%水位不变， 因为随着负荷的增加，压力下降，降低了水的密度， 使水位上升，为保证SG的蒸汽干度，此水位不能升 高到淹没二级汽水分离器。水位定值在50%上可保证 这一要求。
热工设计 292.8℃ 327.2℃
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
——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
292.6 ℃ 24290 m3/h
0.31 MPa
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
1951 t/h
0.25% 5630 m3 20.864 m 4487.8 mm 3465.1 mm 585 mm
组件数
第一次装载的富 集度
1.9% 2.6% 3.1%
换换料时装入新燃料组件的富集度：3.25%
17* 17压 水堆 燃料 组件 及其 控制 棒
上 部 堆 内 构 件
--上栅格板
--导向管支撑板
--控制棒导向管 --支撑柱
组成： 1. 上栅格板 2. 导向管支撑板 3. 控制棒导向管 4. 支撑柱
中 级 运 行 系 统 培 训
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 • 常规岛：常规的系统和设备部分 • 电气系统和设备。
•
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）、 安全壳喷淋系统（EAS）等；
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 327.2 ℃ 17.2 MPa(abs) 343 ℃ 15.5 MPa(abs)
设计压力 设计温度 蒸汽压力 蒸汽温度 给水温度
8.6 MPa(abs) 316 ℃ 6.71 MPa(abs) 282.9 ℃ 230 ℃
--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 MN
083 MN
16VP
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
核 岛
•
•
•
与安全壳相关的通风系统：安全壳换气通 风系统（EBA）、大气监测系统（ETY） 等； 三废系统：如废液处理系统（TEU）、硼 回收系统（TEP）等。
其他系统。
•
•
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：
• • • • 蒸汽系统:如主蒸汽系统（VVP）、汽水分 离再热系统（GSS）等； 给水系统:如凝结水系统（CEX）、除氧器 系统（ADG）等； 汽机及其辅助系统:如汽轮机润滑、顶轴和 盘车系统（GGR） 外围系统:如核岛除盐水分配系统（SED）、 循环水处理系统（CTE）等。
• 柴油机系统LHP，LHQ，LHT，LKA，LLA，LNA
和直流系统LAA、LBA、LCA、LDA等。
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
常 规 岛
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：
电 气 部 分
• 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）、发 电机并网系统（GSY）等。
• 厂内外电源系统，如500KV开关站GEW，主变和厂
用变系统GEV，LGA，LGB，220KV开关站系统LGR， LGIA/B，LHA，LHB


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； 蒸汽发生器的一回路侧； 主泵； 稳压器； 稳压器的安全阀； 一回路各主要部件之间的连接管道、 阀门和配件； 连接辅助系统或支持系统的管道、 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）。
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）
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℃
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
Байду номын сангаас
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 。
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
蒸 汽 发 生 器 水 位 保 护 定 值
上部堆内构件
作用： 1. 固定燃料组件； 2. 使控制棒对准燃料组件，能顺利地 升降
冷却剂在堆芯的流动
--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；
3. 考虑到中子的外逸，起到对人员的生物防护的作
用
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