核反应堆冷却剂泵
姓名：张国玉
班级：J动力（流体）1201
学号：4121104013
目录
一、核反应堆冷却剂泵的简介 (3)
二、核反应堆冷却剂泵的结构特点 (3)
三、核反应堆冷却剂泵的工作原理 (5)
四、核反应堆冷却剂泵的分类 (5)
五、核反应堆冷却剂泵的现状及其发展 (6)
六、个人对核反应堆冷却剂泵的见解 (9)
七、参考文献 (9)
一、核反应堆冷却剂泵的简介
1 功能
反应堆冷却剂泵(简称主泵)的功能是使冷却剂形成强迫循环，从而把反应堆中产生的热能传送至蒸汽发生器，以产生蒸汽，驱动汽轮机做功。
2 基本要求
反应堆冷却剂泵是压水堆核电厂的关键设备之一，也是反应堆冷却系统中唯一的回转机械设备，对它的基本要求是：
1) 能够长期在无人维护条件下安全可靠地工作;
2) 便于维修，辅助系统简单;
3) 主泵转动组件应能提供足够转动惯量，以便在全厂断电情况下，利用主泵惰转提供足够流量，使反应堆堆芯得到适当的冷却;
4) 过流零部件表面材料要求采用奥氏体不锈钢，或其它同等耐腐蚀的材料;
5) 带放射性的冷却剂的泄漏要少。
二、核反应堆冷却剂泵的结构特点
特点：
1.泵的叶轮和电机转子连成一体
2.密封壳体
3.壳体外以设冷水冷却
4.屏蔽电机转子浸水
结构组成：泵体主要由泵壳体、叶轮、热屏蔽、泵径向轴承、主法兰、轴密封系统等组成。
1）泵壳
泵壳由低合金钢整体锻造而成，内表面堆焊超低碳不锈钢。泵壳是主系统承压边界的一部分，其壁厚应能承受在事故工况下由接管传递的各种载荷。即除考虑设计状态外，还应考虑事故工况下的最高工作压力、温度瞬态、地震载荷、管道破裂等各种载荷。在疲劳方面应对泵在设计寿期内交变应力范围作出估计，并进行疲劳强度分析。其结果均应满足ASME锅炉及受压容器规范第III篇核一级部件的要求。关于泵壳最佳形状，美国、德国根据分析及试验资料，认为球形泵壳、径向出水的设计方案与传统的涡壳形泵壳、切向出水的方案相比，虽然水力效率较低，但相差甚微，而带来的优点是设计强度高，工艺简化，易于作探伤及产品质量检查。
泵壳材料，以美国西屋公司为代表的厂商采用18-8型不锈钢铸件。由于整体铸造工艺困难，过去国外用三块铸件拼焊，1977年日本铸出第一只不锈钢整体泵壳，重量约30 t。
2）转轴部件
泵轴由径向轴承（导轴承）及推力轴承支承。其中泵轴靠叶轮上方的是水润滑导轴承，
由于水的润滑性能差，而且水的粘度随温度的升高而降低，因此润滑轴承的水温一般应控制低于70，它由内部的冷却回路冷却。轴承箱中装有上、下推力轴承及两只油润滑的导轴承。推力轴承能承受双向轴向力。由于主泵转速高，推力轴承功耗可达200 kW 左右。为防止轴瓦温度过高，在润滑方式上采取了周密措施。两只油润滑导轴承分别位于推力轴承的上、下方，它们使轴系有足够的刚度。
在泵轴穿过冷却剂系统的承压边界处，采用三级相同的串联布置的动压密封。为了补充受控泄漏流（约0.8 ）和防止主冷却剂进入轴密封区域，需由化容系统提供注入水（约
1.5 ）。KSB公司设计的特点是：即使注入水断失，高压密封水冷却器仍有能力冷却来
自主系统的泄漏液。
泵轴和传动轴靠刚性端面齿联轴器联结。这种型式的联轴器，在更换轴密封部件或碳质轴承后，能保证轴系具有良好的对中重现性。总之，转轴部件结构复杂，是保障主泵机组可靠性的关键部件之一。
3）飞轮
对现有主泵机组来说，飞轮都装在电机内。当发生断电事故时，飞轮是关系反应堆安全的重要因素，他的破坏将带来严重后果，因此，飞轮采用优质锻钢制成，并经过100%超声波探伤检查。
飞轮的主要功用是增加转轴部件的转动惯量，在断电事故时，维持反应堆冷却剂系统内必要的惯性流量，随后依靠自然循环，进一步带走反应堆衰变热量，以确保堆芯安全。
主泵转轴部件的功能与它的转动惯量及转速平方成正比，主泵惰转时间特性主要取决于主泵机组转动惯量。
4）电动机
主泵通常采用恒速鼠笼式感应电动机驱动。电压为6000 V或6600 V，主泵同步转速在用50 Hz电源时通常取1500 rpm，用60 Hz电源时通常取1200 rpm。
与普通立式电动机相比，主泵用电动机在某些方面提出了更严格的要求。例如，对电机绝缘提出特殊要求，由于安全壳内环境温度、湿度较高，且具有一定环境放射性水平，因而电机材料均应经过辐照性能试验。此外，主泵电机要求充分通风冷却，一般采用空冷，再用设备冷却水来降低电机的排风温度。
综上所述，应用于核电厂的冷却剂泵，不仅结构复杂，而且工作条件苛刻，技术要求严格。为保证主泵长期可靠运行，研制的样机不仅要在全尺寸主泵试验回路上进行长期的考核运行，而且要模拟核电厂实际条件，进行规定的异常工况试验，例如冷却水断失试验，注入水断失试验等。用户还要求提供泵在冷态和热态运行条件下的性能曲线，以及启动和惰转性能曲线。
三、核反应堆冷却剂泵的工作原理
反应堆冷却剂泵机组是压水堆核电站的心脏设备，其功能是将一回路中的反应堆冷却剂进行升压，客服冷却剂在反应堆、蒸汽发生器，以及主回路管道中流动的阻力，促使反应堆冷却剂以大流量通过反应堆堆芯，把堆芯中产生的热量通过冷却剂传递到蒸汽发生器。由于该安装在反应堆厂房的主回路中故通称为---主泵。
四、核反应堆冷却剂泵的分类
反应堆冷却剂泵可分为两大类：屏蔽泵和轴密封泵。
由于主泵以高温、高压、带有放射性的水作为工质，早期的压水堆动力装置采用了屏蔽泵以解决密封问题。屏蔽泵又称无填料泵，泵的叶轮和电机转子连成一体，并装在同一只密封壳体内，因此消除了冷却剂外漏的可能性。这种泵在核动力舰艇上早已使用，经验证明其工作是安全可靠的。美国、苏联、法国的早期核电厂也曾使用屏蔽泵，但是存在以下问题：
1) 屏蔽泵效率低。一般泵组效率只有50%~70%，例如法国舒慈核电厂主泵效率为66%，苏联于1973年建成的伏龙涅什电站三号机组，主泵效率仅52%。对于大容量核电机组来说，显然不够经济。
2) 屏蔽电动机大部分零部件使用耐腐蚀材料制造，造价昂贵，难度较高。
3) 屏蔽电机若装设飞轮，液体的阻力将使泵机组效率降低到不可接受的程度，因此，屏蔽泵转动惯量通常很小。为了保障反应堆安全，采用屏蔽泵的核电厂，必须对主泵供电的可靠性作更严格的要求。
4) 维修不方便。
鉴于以上理由，屏蔽泵一般应用于容量较小的核能动力装置。据1980年资料，最大的屏蔽泵功率为2260 kW。但也有人建议对屏蔽泵进行改进以用于常规锅炉及核电厂，例如有人提出采用湿定子的屏蔽泵，电机转子绕组使用特制的塑料绝缘导线绕成，水在电动机绕组间循环以加强冷却，由于没有屏蔽套，它的效率比一般屏蔽泵高，但因转子阻力大，仍比常规电机为低。
随着对核电厂安全性和经济性要求的提高，并为适应大容量机组的要求，轴密封泵技术已趋成熟，它具有下列优点：
1) 采用常规的鼠笼式感应电机，成本降低，效率提高。轴密封泵的效率一般比屏蔽泵高10%~30%。
2) 电机部分装设一只很重的飞轮，因而大大提高了机组的惰转性能，提高了发生全厂断电事故时反应堆堆芯的安全性。
3) 轴密封技术可以同样严格控制泄漏量，把安全壳的泄漏量控制在200 左右。
4) 维修方便，轴密封结构更换仅需十小时左右。
轴密封泵自1965年第一次作为压水堆核电厂主泵使用以来，已经迅速取代了屏蔽泵的地位。但是，在某些场合下，例如舰船核推进，金属钠冷快堆，某些试验研究堆等，屏蔽泵仍起重要作用。
五、核反应堆冷却剂泵的现状及其发展
1屏蔽式反应堆冷却剂泵
示例为美国核潜艇Nautilus号核动力装置使用的反应堆冷却剂泵。该泵输送压力为14 MPa的冷却剂，在3550 rpm时流量为900，扬程为95 m。该泵由装在一个能承受系统全部压力的密封容器内的屏蔽电机驱动。电机的定子绕组按常规结构制造，用一层薄的屏蔽套使电机线圈隔离，因此电机定子是干的，没有放射性元素对线圈带来的危险。屏蔽套一般用因科镍（Inconel）或哈斯特罗（Hastelloy）合金制造。由于转子浸没在液体中，回转阻力高以及屏蔽套有涡流损失，因此效率较低。
转子由两只径向轴承及一只止推轴承支承。轴承由特种石墨制成，并由辅助工作轮使冷却剂通过电动机的间隙，径向与止推轴承构成强制循环，以此进行润滑和冷却。电机内所产生的热量通过盘管式热交换器，由低压的设备冷却水导出。
2 轴密封式反应堆冷却剂泵
压水堆核电厂采用的轴密封式主泵一般为立式单级离心式或混流式泵。美国西屋公司是反应堆冷却剂泵的主要制造厂之一，它所生产的三种典型主泵的工作参数如表1所示。
表1 西屋公司三种典型主泵的主要参数
参数93D型（50
Hz）
100型（60 Hz）100型（50 Hz）
额定流量，213502262022260额定流量时的扬程，m86.31100100额定效率，%828787
铸件重量，t31.82929
铸件直径，m 2.65 2.44 2.44出水管口位置切线方向径向径向临界速度，rpm260016101800标准转动惯量，231846362967电机额定功率，kW514758825882同步转速，rpm150012001500
以德国KSB公司为代表的反应堆冷却剂泵与西屋公司的产品基本结构形式不同。
上述两种典型产品的基本结构比较如下：
第一种结构（西屋型）：
主要特征是泵轴与电机轴刚性联结。转轴部件由三支点支承，推力轴承置于顶部，并与电机的高位径向轴承相结合。这种型式的优点是结构紧凑，机组高度低。但对电机轴和泵轴的对中要求十分严格。
第二种结构（KSB型）：
主要特征是泵轴与电机轴柔性联结。机组转轴分为三段—电机轴、泵轴及传动轴（或称主推力轴承轴），泵轴与传动轴之间则用刚性联结。因此共有五只径向轴承及两只推力轴承（主推力轴承及在电机顶部的辅助推力轴承）。这种型式的主要优点是泵轴及电机轴的对中要求有所降低。在检修轴密封时，只需拆开泵轴与传动轴之间的刚性联轴器，用推力轴承自备的油压千斤顶将推力轴承整体顶起，不需拆下电机即可检修或更换轴密封。这种型式的缺点是机组较高，推力轴承的负荷稍大。
除支承系统外，这两种型式主泵的大部分部件相似，现以KSB公司的RER700型主泵为例，说明结构特点。该泵用于秦山核电厂，为立式、单级、导叶式混流泵（国外有时也称离心泵）。其主要设计参数见表2。
表2 秦山核电厂主泵设计参数
流量16100
扬程75 m
汽蚀余量60 m
转速1488 rpm
泵/电机总效率79%
设计压力17.2 MPa
设计温度350
电机额定功率4500 kW
电机电压6000 V
电机额定电流509 A
秦山核电厂（一期）采用的是KSB公司的RER700型主泵，它是立式、单级、导叶式混流泵（国外有时也称离心泵）。其主要参数如上表所示。该泵由泵壳及其安全端、转子部件、轴密封部件、轴承部件、油系统、轴封水和设冷水系统组成。机组总高9.5 m，反应堆冷
却剂从底部轴向进水，水平径向排出，从传动端看泵为逆时针方向旋转.
秦山核电二期工程和大亚湾核电站都是采用100D 型反应堆冷却剂泵(RCP)，大亚湾主泵是法国日蒙公司按照20 世纪70 年代从美国西屋公司引进的技术和法国RCC-M 标准制造的；而秦山二期工程主泵是1995 年由西屋公司设计的产品，除主泵泵壳是按照RCC-M 标准制造外，其它部件完全是按照ASME 等美国规范制造的。
目前国外生产轴封式主泵的厂家很多，美国有西屋、拜伦－杰克逊、宾汉等公司。其中西屋公司的产品最多。法国的法马通公司、意大利菲亚特公司、比利时的ACEC公司和日本三菱高砂制作所等，引进了西屋公司的技术，它们都能生产上述主泵。德国KSB公司是西欧的主要核泵生产企业，其产品大量输出。国外主泵生产厂家竞争非常激烈，美国西屋公司为了保持领先地位，总在不断更新主泵结构。
我国反应堆冷却剂主泵的设计和制造水平与发达国家的差距非常大，国内所有在运行和在建的核电站冷却剂主泵全部是从国外采购的。只有出口巴基斯坦恰希玛一期30万千瓦核电站的主泵是沈阳水泵厂和哈尔滨电机厂与西德合作生产制造，国产化率达到50%。
其中泵壳是由中国第一重型机械集团加工制造，核泵轴、导流罩、隔热体等30余种关键部件的大锻件是中科院沈阳金属研究所负责研制的，机械密封等关键部件是从国外进口的。沈阳水泵厂还建立了主泵综合试验回路，该回路是沈阳水泵厂参考大量国外资料自行设计开发建造的试验台架，能满足300MW～1300MW核主泵性能，测试和运转考核试验。控制与仪表部分完全模拟核电站主泵控制设计要求，可考核主泵联锁设计的合理性及备测试仪表的可靠性。主要设计参数：工作温度20～288℃；设计温度350℃，工作压力3～15MPa；设计压力17.16Mpa，流量最大27000m3/h，功率8500kW。沈阳水泵股份有限公司虽然是国内唯一一家具有核主泵设计制造能力的厂家，但是在设计制造百万千瓦级核电站主泵方面还有许多关键技术尚未突破。
六、个人对核反应堆冷却剂泵的见解
泵的节能：
电站虽然是电力生产单位，但同时也是用电大户。主泵功率大，所以主泵的节能研究意义深远。
结构与材料：
轴封，轴承以及过流部件都是泵中的易损件，其使用寿命直接影响着泵的检修周期。目前对轴承和密封的研究较多，虽然也对材料进行不断改进，但其提升空间仍然很大。
生产工艺和制造水平：
零部件失效一般都因材料的表面疲劳破坏引起，而提高材料的表面加工精度和表面处理工艺都是降低疲劳破坏的有效方式。随着数控加工，激光技术，热处理工艺等技术的不断发展，材料的表面质量得到了改善，延长了零部件的使用寿命，可靠性提高，但国内的整体水平还处于国际边缘，因此还有待进一步提高。
七、参考文献
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冷却剂泵 一概述 冷却剂泵的功能 反应堆冷却剂泵，简称主泵，其主要功能是使一回路冷却剂形成强迫循环，从而把反应堆中产生的热量传送至蒸汽发生器，以产生蒸汽，推动汽轮机做功。它是压水堆核电站的关键设备之一，也是反应堆冷却剂系统中唯一的回转机械设备。 冷却剂泵的基本要求 a.能够长期在无人维护条件下安全可靠的工作 b.便于维修，辅助系统简单 c.主泵转动组件能提供足够转动惯量，以便在全厂断电情况下，利用主泵惰性提供足够冷却剂流量，使反应堆堆芯得到适当的冷却 d.过流零部件表面采用奥氏体不锈钢，或者其它同等耐腐蚀材料 e.带放射性的冷却剂泄漏要尽量少 冷却剂泵的分类 a.密封泵，也称屏蔽泵或无填料泵，泵的叶轮和电机转子连成一体，并装在同一密封壳体内，消除了冷却剂外漏的可能性，密封性能非常好 b.立式单级离心泵，泵的电动机与水泵泵体分开组装，中间以短轴相接。能基本保证一回路与环境的密封，电动机顶部装有惯性飞轮，在电源失去情况下，可延长主泵的惰转时间 密封泵存在的问题 a.密封泵效率低，一般泵组效率只有50~70% b.密封电动机大部分使用耐腐蚀材料制造，造价昂贵，难度较高 c.密封电机若设飞轮，液体的阻力将使泵机组效率降到不可接受的程度，因此密封泵无飞轮，转动惯量通常很小，为保障反应堆安全，必须对主泵供电的可靠性做更严格的要求 d.维修不方便 立式单级离心泵的优点 a.采用常规的鼠笼式感应电机，成本降低，效率提高，效率一般比密封泵高10~30% b.电机部分装有很大的飞轮，大大提高了机组的惰转性能，提高了发生断电事故时堆芯的安全性 c.轴密封技术可以同样严格控制一回路冷却剂泄漏量，一般控制在200立方厘米/h d.维修方便，轴封结构更换仅需十小时左右 二冷却剂泵的结构 冷却剂泵的结构组成 a.水力机械部件 b.轴密封部件 c.电动机驱动部件 1.水力机械部件 a.泵体 包括泵壳、导叶、进水导管、叶轮、泵轴承，形状近似圆球形，材料为不锈钢 b.热屏 安装在叶轮上方，阻止反应堆冷却剂的热量向泵上部传导，避免轴承以及水力机械部件的轴封受到损坏。由紧固法兰、防护套筒、蛇形管换热器及蛇形管进出口管嘴组成，蛇形管内流有35度的冷却用水，由设备冷却水系统（RRI）提供，使得热屏以上部件的温度工作在90度左右的环境中 c.泵轴承 位于热屏与轴封之间，为泵提供径向支承和对中。用水润滑轴承，浸没在水中 d.轴封水 来自化学和容积控制系统的高压冷水用作轴封、轴承润滑和冷却
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
AP1000三代核电反应堆冷却剂泵屏蔽电机的技术特 点 本反应堆冷却剂系统是借鉴了国外的先进技术设计而成的，其设计理念包括两个并联环路，每个环路上都包括两个冷段主管道、一个蒸汽发生器以及一条热段主管道构成，并且还有两台主泵，其以并联的方式存在，在热管段也有一台稳压器。该蒸汽发生器是呈倒U状的。 1 该屏蔽电机的优势 APl000反应堆冷却剂泵（以下简称主泵）是一种单级、单吸、无轴封、高转动陨量、立式离心屏蔽电泵，用于输送高温、高压反应堆冷却剂。泵由泵壳、叶轮和导叶组成，泵吸入口竖直向下，吸入管直接与蒸发器下封头焊接；排出口为水平切线方向.吐出管与系统主管道焊接。图1为主泵结构示意图。APl000主泵由泵和屏蔽电机两部分组成.电机置于泉下部。泵的叶轮直接装于电机转子轴仲端，即与电机同轴。泵壳与电机壳体采用特殊的机械密封结构用主螺栓连接组成一密封的整体.构成反应堆冷却剂压力边界，整个机组没有外露的旋转都分。为使电机推力轴承承受一个适当的载荷。叶轮在设计时进行特殊考虑，使其在运行时产生一个向上的轴向力以平衡转子自重。 该屏蔽电机优势是非常明显的，其结构紧凑，并且在运行过程中不会产生泄露，所以具有较高的安全性，设备的结构情况见图2。虽然这种设备具有较高的成本，但是该设备在运行过程中比较稳定可靠，不需要进行太多的维护工作，所以综合看来效益还是比较可观的，现在不仅在核电站有所应用，很多核动力潜艇也开始应用这种屏蔽电机。这种AP1000屏蔽电机在保留了自身的优势同时，也进行了一些改进，弥补了其中的一些缺陷。 （1）屏蔽电机的主泵旋转轴本身结构较为简单，没有向外延伸
的部分，所以在液体输送的过程中不会泄露，在这种情况下，即便是轴密封系统失灵，或者出现突发的断电情况，其也不会泄露冷却剂，整个核电站也因此运行更为高校。 （2）该系统中，省略了轴密封设备和相关的辅助设备，机组运行变得更为简便，大大降低了后期维护和检修泵的工作量，并且也没有联轴器这种构造，所以也就不会出现了机组对中这个问题。 （3）由于设备构造大大简化，所以不会造成飞轮破裂的问题，避免导致安全壳的损坏。 （4）轴承的润滑方式是水润滑，即便出现火情也会得到有效控制，和旧有的油润滑方式相比具有非常明显的优势，大大提高了整个核电厂的安全水平。 （5）主泵部位直接连接于蒸发器的下封头，主泵和蒸发器之间的冷却剂主管道被移除，减少了环路的压强，泵的支撑变得更为简便。 （6）此轴的推力较小，顶轴系统也被移除，结构得到了大大简化。 2 AP1000屏蔽电机存在的问题 另外，AP1000所选用的主泵是专门为AP1000堆型量身设计的，世界上至今还没有如此大容量的屏蔽式主泵运行的先例，设计的完善性还有待时间的考验。其功率大，有惰转要求，对零部件的加工、焊接、装配和轴承润滑的要求极高，而且必须在1：1的试验回路上进行试验，在各种性能都满足APl000核电站要求后，才能正式投人产品的生产川。屏蔽式电动泵的制造技术较难掌握，加工精度高，配件属非商品级的，国产化难度大，目前AP1000主泵的国产化任务由沈阳鼓风机厂和哈尔滨电机厂承担。在技术转让中我们需要关注以下内容： （1）屏蔽泵造价昂贵，综合运行效率（60%）低于轴封式主泵，应全面跟踪产品的设计、制造、验证全过程。 （2）已有运行经验的同类参考屏蔽电机没有飞轮，而AP1000主泵屏蔽电机有上下2个飞轮。应关注飞轮的结构设计、制造工艺及其
10.1 反应堆冷却剂管道 10.1.1 设计技术关键 反应堆冷却剂管道是反应堆冷却剂系统的重要组成部分，它连接反应堆、蒸汽发生器、反应堆冷却剂泵，形成一个密闭回路，将导出反应堆产生的热能，传给蒸汽发生器，然后传递给二回路系统；构成的密闭环路也是反应堆冷却剂的压力边界和控制放射性产物外泄的边界。因此，反应堆冷却剂管道安全可靠性与反应堆冷却剂系统的热传递功能和安全功能密切相关。 反应堆冷却剂系统管道包容了核电厂所有预期运行状态或预期系统交互作用下的系统的压力和温度。反应堆冷却剂系统管道的安全等级为核安全1级，设计压力为17.23Mpa abs，设计温度为343℃。为了能够保证反应堆冷却剂管道在各种可能工况下的结构完整性和功能能力，在反应堆冷却剂管道设计过程中应考虑如下的技术关键： 1）选材； 2）结构设计； 3）应力分析； 4）设计验证 5）试验要求； 6）焊接、热处理、无损检验等技术要求。 10.1.2 设计技术关键的解决措施及技术储备 10.1.2.1 选材 反应堆冷却剂管道要求有足够的强度、高的塑性和韧性，要保证即使
管道发生破坏，也要先漏后破，不允许主管道发生瞬时断裂；耐高温，耐高压水腐蚀，材料加工性及焊接性良好；使腐蚀/侵蚀减少到最低程度，并与运行环境（包括期望辐射水平）兼容。 反应堆冷却剂管道采用奥氏体不锈钢材料锻造，直管选用Z3CN20-09M 离心浇铸，弯头和45°斜接管嘴选用Z3CN20-09M静力铸造，90°接管嘴和热套管为Z2CND18-12（控氮）锻造。所用材料均应符合RCC-M标准M 篇的要求。 在制造、安装和运行过程中，禁止出现不锈钢和镍铬合金钢材料与铜、低镕点合金、水银和铅接触，防止被污染。表面要进行清洁，严格控制卤族元素的限值。 考虑到铸造不锈钢材料由于热老化而引起材料性能劣化，可能难以满足使用寿命要求，因此新一代核电站反应堆冷却剂管道采用不绣钢材料整体锻造、加工成形，没有纵向或电渣焊缝，而且不包括任何铸造管件。方向的改变通常用弯管而不是弯头完成，从而最大程度地减少了焊缝、管道配件和短半径弯头的数量。 10.1.2.2 结构设计 反应堆冷却剂管道结构设计的目标是无应力集中，而且还要确保在役检查的可达性。与反应堆相并联的每条反应堆冷却剂管道环路由下述三个管段组成： 1）热段：从反应堆压力容器出口到蒸汽发生器一次侧进口的管段，压力15.5MPa，温度327℃；包括一根名义直径737.6mm的直管段，一个名义直径从737.6mm逐渐扩大到787.4mm的50°弯头和若干90°接管嘴（安
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。 2．在正常运行及预期瞬态工况下能对堆芯提供适当的冷却，并保证足够的烧毁余量，防止发生燃料包壳损伤。在事故工况下，为保证反应堆具有冷源，系统的布置要能够使冷却剂淹没堆芯并形成充分的自然循环，以导出堆芯余热，避免燃料超过温度极限。 3．系统应做到冷却剂中含硼浓度均匀；能限制冷却剂温度变化的速率，以保证不出现由这些因素而引起的反应性变化失控。 4．RCP压力边界应能适应与运行瞬态工况相应的温度、压力，并留有余度。 5．任一冷却剂环路管道断裂，不会导致其他管道的损坏，并仍能确保堆芯的冷却。 6．主泵应能提供足够的流量以满足热量转移和堆芯冷却要求。系统和主泵在事故状态下应具有足够的惯性流量；即使在一台主泵转子卡死时也不影响堆芯冷却。 7．蒸汽发生器是系统中唯一与二回路存在交界面的设备，因此要求蒸汽发生器的管子、管板的边界面尽可能避免将堆芯产生的放射性物质泄漏到二回路系统。 8．应能对系统进行泄漏检测。对预料的泄漏，如压力壳密封、主泵及某些阀杆的密封，应通过引漏系统进行收集，防止一回路冷却剂释放到安全壳空间。 9．稳压器应能维持系统正常运行压力，在电站负荷变化和冷却剂温度、体积变化时，压力能被限制在规定的范围内。在电站满功率下甩负荷而反应堆功率未能及时跟踪情况下，反应堆与汽轮机功率失配而引起系统压力上升时，稳压器超压保护应能及时动作。安全阀的排放能力应能使压力波动限制在规定范围内。
核电站反应堆冷却剂系统 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。 2．在正常运行及预期瞬态工况下能对堆芯提供适当的冷却，并保证足够的烧毁余量，防止发生燃料包壳损伤。在事故工况下，为保证反应堆具有冷源，系统的布置要能够使冷却剂淹没堆芯并形成充分的自然循环，以导出堆芯余热，避免燃料超过温度极限。 3．系统应做到冷却剂中含硼浓度均匀；能限制冷却剂温度变化的速率，以保证不出现由这些因素而引起的反应性变化失控。 4．RCP压力边界应能适应与运行瞬态工况相应的温度、压力，并留有余度。 5．任一冷却剂环路管道断裂，不会导致其他管道的损坏，并仍能确保堆芯的冷却。 6．主泵应能提供足够的流量以满足热量转移和堆芯冷却要求。系统和主泵在事故状态下应具有足够的惯性流量；即使在一台主泵转子卡死时也不影响堆芯冷却。 7．蒸汽发生器是系统中唯一与二回路存在交界面的设备，因此要求蒸汽发生器的管子、管板的边界面尽可能避免将堆芯产生的放射性物质泄漏到二回路系统。 8．应能对系统进行泄漏检测。对预料的泄漏，如压力壳密封、主泵及某些阀杆的密封，应通过引漏系统进行收集，防止一回路冷却剂释放到安全壳空间。 9．稳压器应能维持系统正常运行压力，在电站负荷变化和冷却剂温度、体积变化时，压力能被限制在规定的范围内。在电站满功率下甩负荷而反应堆功率未能及时跟踪情况下，反应堆与汽轮机功率失配而引起系统压力上升时，稳压器超压保护应能及时动作。安全阀的排放能力应能使压力波动限制在规定范围内。
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.它的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; 2.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; 3.反应堆冷却剂中溶有硼酸，可补偿氙瞬态效应和燃耗引起的反应性变化; 4.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; 图 1-1 反应堆冷却剂 5.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。 二、设计基础
反应堆冷却剂系统设备设计是以下述正常运行数据为基准：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。 整个反应堆冷却剂系统(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。 三、系统描述 1.传热环路 RCP系统由并联到反应堆压力容器的二条相同的传热环路组成。每一条环路有一台反应堆冷却剂泵和一台蒸汽发生器。在运行时，反应堆冷却剂泵使冷却剂通过反应堆压力容器在冷却剂环路中循环。作为冷却剂、慢化剂和硼酸溶剂的水，在通过堆芯时被加热，然后流入蒸汽发生器，在那里将热量传递给二回路系统，最后返回到反应堆冷却剂泵重复循环。位于反应堆容器出口和蒸汽发生器入口之间的管道称为环路热段，主泵和压力容器入口间称为环路冷段，蒸汽发生器与主泵间的管道称为过渡段。 2.压力调节原理 RCP系统还包括稳压器及其为反应堆冷却剂控制和超压保护所需的辅助设备。稳压器通过波动管接到1号环路热段。 压力控制通过电加热器和喷淋阀的动作实现。喷淋系统由两条冷段供水，并通过喷淋接管接到稳压器的顶封头。加热器安装在稳压器的底部。 由三个安全阀组提供超压保护。三个安全阀组通过三条没有保温的、形成环路的管道与稳压器顶封头上的接管连接。这些环路形管道在每个安全阀的上游可以构成水封，防止氢气的任何泄漏。 每个阀组由两台串联安装的先导式安全阀组成：上游的阀门具有安全功能，如果该阀门关闭失效，下游阀门即具有隔离功能。 安全阀排汽进入稳压器卸压箱。卸压箱还收集某些阀门阀杆的引漏和位于安全壳内的其它卸压阀的排放。卸压箱底部贮水，水内有由设备冷却水系统冷却的盘管，上部有喷淋管，上部空间充有氮气。 3.温度检测旁路(RTD) 每条冷却剂环路热段和冷段的温度在蒸汽发生器旁路管线和反应堆冷却剂泵旁路管线上分别测量。RTD(resistance temperature detector)的热段旁路接管呈勺形，在一个横截面上布置成1200间隔，插入反应堆冷却剂中，以便为RTD支管收集具有代表性的温度样品。由于泵的搅混作用，对于冷段温度的测量，仅需要在反应堆冷却剂泵的排出端上布置一个接管。 两条旁路管线的流量收集到一根装有流量计的公共回流管线中，并且接到蒸汽发生器与泵之间的过渡段管道上。为了平衡冷段和热段旁路之间流量率，冷段旁路管线装有一个流量限制器。 4.与辅助系统的连接
科目号：3101A1 科目：反应堆冷却剂系统.......... 学员姓名：考核成绩： 教员：梁振旸监考：签名时间 项目号/项目名称：3101A1/反应堆冷却剂系统 考核日期：2007-3-9 考核方式：闭卷开卷口试操作
问答题（每题10分） 1.简述主冷却剂系统的主要功能？ 1)反应堆正常功率运行时，主冷却剂系统的冷却剂将反应堆堆芯产生的 热量导出，通过蒸汽发生器加热二回路系统的给水，产生饱和蒸汽，用来驱动汽轮发电机； 2)在中间停堆A阶段。通过蒸汽发生器二次侧的蒸汽排放来冷却堆芯； 3)主冷却剂系统作为承压边界包容冷却剂，防止放射性物质外逸的一道 屏障； 4)系统中冷却剂是含硼除盐水，它兼作活性区的中子慢化剂，反射层， 还可以补偿反应性的慢变化. 2.简述稳压器的主要功能？ 1)启动过程中对主系统升压； 2)正常稳定运行时，维持主系统压力； 3)电厂瞬态过程中，限制主系统压力在允许范围内； 4)事故时，避免主系统超压； 5)电厂瞬态过程中和VCT一起补偿主系统的水容积变化。（讲义 中这点漏掉了） 3.稳压器建立汽腔应具备哪些条件？ a)冷却剂除氧已结束; b)稳压器温度已达235℃以上（相应的饱和压力为30kgf/cm2左右）， 回路温度在170－180℃左右；
c)过剩下泄系统维持在热状态，以便在升温、升压后期投入使用，在 稳压器建立汽腔过程中，可以借助过剩下泄系统加速稳压器汽腔的建立。 4.稳压器和冷却剂回路允许的最大升温速率和降温速率？ 主系统运行规程中对升降温速率规定如下： a)稳压器允许的最大升温速率为55℃/h b)稳压器允许的最大降温速率为55℃/h c)冷却剂回路允许的最大升温速率为30℃/h d)冷却剂回路允许的最大降温速率为30℃/h 5.稳压器与喷雾流之间的温差超过多少时，禁止喷雾？为什么？ 当稳压器与正常喷雾流之间的温差超过144℃时，禁止使用比例喷雾阀喷雾；与辅助喷雾流之间的温差超过180℃时，禁止使用辅助喷雾。目的是避免由于引入过冷喷雾水对稳压器所造成的热应力。 6.卸压箱卸压管隔离阀自动锁关的压力值？该联锁的目的是什么？ 卸压箱箱体上装有什么型式的防止超压的设施？压力定值为多少？ 稳压器卸压箱卸压管隔离阀自动锁关压力为3.5kgf/cm2，目的为防止废气系统超压。卸压管线隔离后，卸压箱箱体上的爆玻盘为唯一的超压保护设施，其破裂压力定值为7kgf/cm2。
核反应堆冷却剂泵 姓名：张国玉 班级：J动力（流体）1201 学号：4121104013
目录 一、核反应堆冷却剂泵的简介 (3) 二、核反应堆冷却剂泵的结构特点 (3) 三、核反应堆冷却剂泵的工作原理 (5) 四、核反应堆冷却剂泵的分类 (5) 五、核反应堆冷却剂泵的现状及其发展 (6) 六、个人对核反应堆冷却剂泵的见解 (9) 七、参考文献 (9)
一、核反应堆冷却剂泵的简介 1 功能 反应堆冷却剂泵(简称主泵)的功能是使冷却剂形成强迫循环，从而把反应堆中产生的热能传送至蒸汽发生器，以产生蒸汽，驱动汽轮机做功。 2 基本要求 反应堆冷却剂泵是压水堆核电厂的关键设备之一，也是反应堆冷却系统中唯一的回转机械设备，对它的基本要求是： 1) 能够长期在无人维护条件下安全可靠地工作; 2) 便于维修，辅助系统简单; 3) 主泵转动组件应能提供足够转动惯量，以便在全厂断电情况下，利用主泵惰转提供足够流量，使反应堆堆芯得到适当的冷却; 4) 过流零部件表面材料要求采用奥氏体不锈钢，或其它同等耐腐蚀的材料; 5) 带放射性的冷却剂的泄漏要少。 二、核反应堆冷却剂泵的结构特点 特点： 1.泵的叶轮和电机转子连成一体 2.密封壳体 3.壳体外以设冷水冷却 4.屏蔽电机转子浸水 结构组成：泵体主要由泵壳体、叶轮、热屏蔽、泵径向轴承、主法兰、轴密封系统等组成。
1）泵壳 泵壳由低合金钢整体锻造而成，内表面堆焊超低碳不锈钢。泵壳是主系统承压边界的一部分，其壁厚应能承受在事故工况下由接管传递的各种载荷。即除考虑设计状态外，还应考虑事故工况下的最高工作压力、温度瞬态、地震载荷、管道破裂等各种载荷。在疲劳方面应对泵在设计寿期内交变应力范围作出估计，并进行疲劳强度分析。其结果均应满足ASME锅炉及受压容器规范第III篇核一级部件的要求。关于泵壳最佳形状，美国、德国根据分析及试验资料，认为球形泵壳、径向出水的设计方案与传统的涡壳形泵壳、切向出水的方案相比，虽然水力效率较低，但相差甚微，而带来的优点是设计强度高，工艺简化，易于作探伤及产品质量检查。 泵壳材料，以美国西屋公司为代表的厂商采用18-8型不锈钢铸件。由于整体铸造工艺困难，过去国外用三块铸件拼焊，1977年日本铸出第一只不锈钢整体泵壳，重量约30 t。 2）转轴部件 泵轴由径向轴承（导轴承）及推力轴承支承。其中泵轴靠叶轮上方的是水润滑导轴承，
AP1000堆型反应堆冷却剂系统主要设备安装技术 发表时间：2019-11-07T11:33:30.643Z 来源：《建筑学研究前沿》2019年16期作者：李仕杰[导读] 反应堆冷却剂系统（RCS）的主要功能是将堆芯产生的热量传递给二回路系统，同时还可进行中子慢化、反应性控制以及冷却剂压力的控制，是核电厂最重要的工艺系统。本文详细探讨了AP1000堆型反应堆冷却剂系统的主要设备安装技术。李仕杰 江苏核电有限公司江苏 222042 摘要：反应堆冷却剂系统（RCS）的主要功能是将堆芯产生的热量传递给二回路系统，同时还可进行中子慢化、反应性控制以及冷却剂压力的控制，是核电厂最重要的工艺系统。本文详细探讨了AP1000堆型反应堆冷却剂系统的主要设备安装技术。 关键词：反应堆冷却剂系统；主设备；安装技术反应堆冷却剂系统是压水堆核电站的“心脏”，其安装技术水平直接影响核电厂的运行参数和性能，甚至影响核电站的安全性能，同时，优异的安装质量也是核电站高效运行的重要保证。另外，反应堆冷却剂系统作为AP1000堆型核心系统，其设备本体特征及安装要求都有很大的改进。 一、反应堆冷却剂系统概述 反应堆冷却剂系统又称为一回路系统，具有冷却堆芯、传递热量、压力条件以及超压保护等功能。其主要设备有压力容器、蒸汽发生器、反应堆冷却剂泵、主管道、稳压器、波动管。 二、RCS系统主设备安装 AP1000堆型反应堆冷却剂系统（RCS）设计位于反应堆厂房中的两个最大的结构模块CA01与CA04中，其中蒸汽发生器、稳压器和压力容器均固定在两个结构模块的混凝土基础上。因整个结构模块设计紧凑，布局空间狭小，且所有主要设备均具有重量大、施工工艺复杂、安装精度要求高的特点，对反应堆冷却剂系统主要设备安装的要求极为苛刻。若施工工序稍有偏差，将对安装质量造成重大影响。因此，对主要设备的施工逻辑和安装技术进行详细而深入的研究显得尤为重要。 根据结构模块和反应堆冷却剂系统的特点，可总结出主要设备的施工逻辑。以压力容器为系统的“心脏”，主管道为系统的“主动静脉”，严丝合密的串联蒸汽发生器与压力容器，待蒸汽发生器定位后悬挂反应堆冷却剂泵，最后，通过波动管和稳压器的组合，完成了整个反应堆冷却剂核心系统的安装。 1、反应堆压力容器（RPV）的引入安装。在核岛反应堆厂房中心的CA04结构模块中，RPV通过其冷段管嘴下的支撑平台就位于结构模块CA04顶法兰上部的支撑上。支撑通过定位螺栓加地脚锚固螺栓固定，反应堆容器的荷载通过锚固螺栓的支撑巧妙地转移到结构模块周围的混凝土内部结构中。其中，反应堆压力容器的安装逻辑还包括七个其它主要物项，即模块CA04顶法兰、RPV支撑嵌入件、CA04结构模块、混凝土基础、检测井管、RPV筒体保温、RPV支撑。其中，反应堆压力容器RV作为包容堆芯核燃料、控制部件、堆内构件和反应堆冷却剂的承压容器，是反应堆冷却剂系统的高压承压边界设备，由通体、顶盖、主管道接管、以及O形环、螺栓螺母组成。而RV支撑作为核反应堆压力容器的主要支撑部件，RV支撑的安装施工精度和质量直接关系到核电站压力容器安装及运行。 反应堆压力容器支撑由位于主管道进管嘴下4个单独的空气冷却的箱型结构组成。支撑结构最终将反应堆压力容器载荷传递给一次屏蔽墙（CA01结构模块墙体）混凝土中竖向和横向的预埋件，从而使反应堆压力容器平稳运行。 2、主管道（RCL）引入及二次建模安装。反应堆压力容器（RPV）安装定位完成后，应考虑主管道与蒸汽发生器安装间的密切配合和相互穿插。主管道安装核心是如何控制坡口及其组对焊接，应根据蒸汽发生器（SG）完工尺寸和RPV定位尺寸进行。根据实测的RPV实际位置数据和蒸汽发生器SG的定位数据，完成三维虚拟实体建模，再对坡口加工尺寸和位置进行模拟计算。在主管道和压力容器的一侧焊接完成后，因焊接变形和热应力的影响，致使主管道SG端会产生偏移，这与一次建模模拟数据不尽相同。此时，有必要结合SG的安装要求，通过二次建模对其进行测量，以完成SG端面的坡口加工。为保证焊缝在自然状态下能自由收缩而进行的主管道重量再平衡是整个安装过程中的一个关键突破。根据焊接工艺评定数据，当单根焊缝完成50%时，主管道焊接基本上达到焊缝的最大收缩量，不会有进一步发生偏移。 主管道的安装逻辑为：压力容器/主管道/SG3D建模-主管道压力容器侧坡口加工-主管道就位并与压力容器组对-压力容器侧焊接（至少50%）-主管道SG侧3D建模复测-主管道SG侧坡口加工-SG吊装就位-主管道与SG对口调整-主管道SG侧焊接（至少50%）-完成剩余焊接-安装完毕。 3、蒸汽发生器（SG）引入安装。主管道在SG侧坡口加工完成后安装蒸汽发生器，采用重型履带起重机将SG吊装引入临时支护，调整临时支护液压系统，以实现SG与主管道的对口。在现场安装SG时，必须确保处于冷态位置。SG与压力容器间的位置偏差调整合格，并根据主管道的对口参数微调SG的就位高程。待压力容器RPV一侧主管道完成焊接后，通过主管道的实际位置和SG理论位置完成三维实体建模，通过三维模拟数据对主管道SG端进行下料。不断调整SG与主管道间的间隙，直至满足对口间隙及错边量的技术要求，然后测量此时SG的实际位置。 SG的安装逻辑为：SG临时支撑安装-SG临时支撑调试-SG吊装引入- SG侧主管道3D建模-SG侧主管道坡口加工- SG与主管道对口-SG 与主管道焊接完成-SG永久支撑安装-SG安装完毕。 4、反应堆冷却剂泵（RCP）引入安装。RCP的安装在蒸汽发生器安装完成后开始，它位于SG下方，所以需要通过蒸汽发生器筒体和CA04模块间的窄间隙进行吊装，其安装难度和要求都比较苛刻。 本次主泵由专用液压升降装置和安装小车将主泵安装至泵壳中，主冷却剂泵的安装逻辑为：蒸汽发生器房间临时楼板安装-主泵安装小车组装/主泵运输临时桥架安装-主泵可拆卸组件的引入SG房间-主泵可拆卸组件就位-安装并拉伸第一组8个主螺栓和螺母-密封环第一部分打底焊-安装并拉伸第二组8个主螺栓和螺母-拆除第一组8个主螺栓和螺母-完成密封环打底焊-密封环第一部分焊接-安装并拉伸第一组8个主螺栓和螺母-拆除第二组8个主螺栓和螺母-完成密封环焊接并做无损检测-安装剩余16个主螺栓和螺母-最终拉伸24个主螺栓、移除安装小车及成品保护。
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。在编制过程中考虑了与我国现行核安全法规和标准的协调，并力图确保本导则与2004年国家核安全局发布的《核动力厂设计安全规定》保持一致并对其技术内容进行补充。 2004年11月，编写组完成《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)）翻译初稿，并在国家环保总局核与辐射安全中心内部加以讨论，经过一校、二校、三校后形成翻译稿，在此基础上参照新发布的核安全导则（如HAD102/17核动力厂安全评价与验证）以及现行的核安全导则HAD102/08核电厂反应堆冷却剂系统及其有关系统（1989）和HAD102/09核电厂最终热阱及其直接有关的输热系统（1987）的格式和内容，编制完成了《核动力厂反应堆冷却剂系统及其有关系统设计》安全导则稿。 —2—
HAF0213-安全导则-核电厂反应堆冷却剂系统 及其有关系统 《核动力厂反应堆冷却剂系统及其 有关系统设计》编写讲明 （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》 编写讲明 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治理方面体会的积存，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连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 “Desig n of the Reactor Coolant System and Associated Systems in Nuclear Po wer Plants”确实是其中之一，它是对安全系列No.50-SG-D6“核动力厂最终热阱及其直截了当有关的输热系统（1981）”和安全系列No.50-SG-D13“核动力厂反应堆冷却剂系统及其有关系统（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。 为了提升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体会的基础上制定的，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 Asso ciated 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。在编制过程中考虑了与我国现行核安全法规和标准的和谐，并力图确保本导则与2004年国家
- 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。 2．热屏 热屏是由12层不锈钢扁平盘管组成的热交换器，装在叶轮与泵轴承之间，热屏法兰构成泵壳上法兰。由RCV 系统来的高压冷却水注入泵径向轴承和轴封之 间，它对轴封来说是密封水，对 径向轴承来说则是润滑剂。 热屏冷却盘管内流动的冷却水来自设备冷却水系统（RRI ），其进口温度为35 ℃，流量约为9 m 3/h 。它在反应堆冷却剂（292.4℃）和轴承之间提供传热屏障，冷却流过的反应堆冷却剂，防止轴封和轴承的损坏。即使在失去RCV 系统注入水的情况下，这样构成的热屏可保持其上部温度不超过72℃。因此，在主泵运行时或在主泵停运后而一回路温度高于70℃时，必须供给热屏冷却水。 3．泵轴承 图5.2 反应堆冷却剂泵
核电站反应堆冷却剂系统环路平均温度漂移原因分析与处理 [摘要]：本文主要介绍了反应堆冷却剂系统环路平均温度的概念，测量原理，结合秦山核电站310MW机组C12运行循环出现的反应堆冷却剂系统环路平均温度漂移（偏高，偏低）缺陷的现象，原因分析，处理方法和处理结果，对核电站反应堆冷却剂系统环路平均温度漂移对核电站运行可能产生的影响进行分析和总结，以有效预防该类缺陷对核电站安全稳定经济的运行造成的影响。 [关键词]：反应堆冷却剂系统环路平均温度漂移反应堆保护系统反应堆功率调节系统主蒸汽旁路排放系统棒控系统 1.概述： 反应堆冷却剂系统是核电站最重要的系统之一，它的主要功能是使冷却剂循环流动，将堆芯中的热量通过蒸汽发生器传送给二回路，同时冷却堆芯，防止燃料元件烧毁和毁坏。 反应堆冷却剂平均温度是反应堆控制和监测中一个非常重要的参数。 反应堆冷却剂温度信号分为两类：1）.宽量程温度测量；2).窄量程温度测量。 宽量程温度测量，通过安装在每个环路反应堆冷却剂管线测孔内的宽量程温度计进行测量，其量程为：0℃-400℃。该温度主要用于指示升温或者冷却期间的温度，用于冷却剂回路低温超压保护。 窄量程温度测量通过安装于旁路测温回路中的铂热电阻温度计测量得到的，它主要利用铂电阻体电阻随着反应堆冷却剂温度变化而变化的原理进行测量，该温度即用于指示，也用于反应堆保护系统和相关的控制系统，它的测量精度高，可靠性高，动态响应快。反应堆冷却剂热端，冷端温度的量程为：250℃——320℃，秦山核电站310MW机组反应堆冷却剂系统为两环路系统，其温度测点一共有16个，环I和环II各8个，每一个环路包括热端温度测点4个，冷端温度测点4个。如图1所示。 图1.反应堆冷却剂温度测量原理图 反应堆冷却剂环路平均温度由蒸汽发生器入口前的热管旁路管中测量的热端温度Th和由连接泵出口和蒸汽发生器入口之间的旁通管中的测量的冷端温度Tc，由二者的平均得到平均温度Tavg，由二者之差得到温差△T。即： Tavg=(Th+Tc)/2;
1、堆芯材料和热物性 1.1、核燃料 1.2、包壳材料 1.3、冷却剂 1.4、慢化剂
1.1、核燃料 z核燃料： 裂变燃料：铀－235（自然界存在的唯一一种核燃料） 铀－233 钚－239 转换燃料：钍－232 铀－238 z核燃料的形态： 固态：实际应用的核燃料 液态：未达到工业应用的程度
1.1、核燃料 z对固体核燃料的要求： ν燃料中易裂变原子密度高； ν具有良好的辐照稳定性，保证燃料元件在经受深度燃耗后，尺寸和形状的变化能保持在允许的范围之内 ν具有良好的热物性（熔点高，热导率大，热膨胀系数小），使反应堆能达到高的功率密度 ν在高温下与包壳材料的相容性好 ν与冷却剂接触不产生强烈的化学腐蚀 ν工艺性能好，制造成本低，便于后处理
1.1、核燃料 z固体核燃料： ν金属铀与铀合金 特点：密度高、热导率大、工艺性能好；辐照稳定性差，有“肿胀”现象；不能在现在动力堆中使用。 ν陶瓷燃料：氧化物、碳化物、氮化物 氧化物的使用研究最多，轻水、重水、改进型气冷、快堆等均使用烧结的氧化物圆柱小块。高温气冷堆使用氧化物或碳化物作成的包覆颗粒在石墨基体中的弥散体。
1.1、核燃料 z固体核燃料： ν陶瓷燃料：氧化物、碳化物、氮化物氧化铀：特点 热物性（熔点、密度、热导率、比热） 钚、铀混合物：UO 2+PuO 2 ; UC+PuC; UN+PuN ν弥散体燃料 陶瓷型燃料颗粒均匀分布在非裂变材料的基体中。 基体材料：铝、不锈钢、锆合金、石墨等 缺点：基体材料所占百分比大，必须使用浓缩铀（加浓铀）
1.1、核燃料 z二氧化铀的堆内行为： 二氧化铀燃料在反应堆内产生热能，由于其导热性能差，燃料棒内沿径向的温差较大，芯块中心温度高达2000℃以上，而外缘温度只有500-600 ℃，形成大的温度梯度。运行初期，芯块就由于热应力大而开裂，随着燃耗的加深，还将出现燃料的密实化，裂变产物析出，肿胀，裂变气体释放等。