反应堆冷却剂系统核动力装置
合集下载
相关主题
- 1、下载文档前请自行甄别文档内容的完整性,平台不提供额外的编辑、内容补充、找答案等附加服务。
- 2、"仅部分预览"的文档,不可在线预览部分如存在完整性等问题,可反馈申请退款(可完整预览的文档不适用该条件!)。
- 3、如文档侵犯您的权益,请联系客服反馈,我们会尽快为您处理(人工客服工作时间:9:00-18:30)。
[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
16-Mar-20
《核动力装置》
水位
17
16-Mar-20
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
16-Mar-20
《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Leabharlann Baidu置
16-Mar-20
《核动力装置》
16
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
16-Mar-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
16-Mar-20
立式U型管式
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
16-Mar-20
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》
18
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
16-Mar-20
《核动力装置》
19
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
系统要有一定的自然循环能力。 主泵应有一定的惯性。
16-Mar-20
《核动力装置》
9
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
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
16-Mar-20
《核动力装置》
2
2.1 概述
《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
16-Mar-20
《核动力装置》
8
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
16-Mar-20
《核动力装置》
5
系统流程及范围
图2-2 主冷却剂系统原理流程
16-Mar-20
《核动力装置》
6
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
16-Mar-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
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
16-Mar-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
16-Mar-20
《核动力装置》
4
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
《核动力装置》
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
16-Mar-20
《核动力装置》
11
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
16-Mar-20
《核动力装置》
10
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℃;