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说明书一丶反应堆冷却剂系统主要设备有：反应堆压力容器，蒸汽发生器一回路侧，反应堆冷却剂泵，稳压器及释放到安全阀的管系，连接上述设备的管道及管道附件，直管上的隔离阀以及高压管道。
主要功能：（1）正常运行时，将堆芯产生的热量传输给蒸汽发生器的二回路侧工质，使其产生蒸汽；（2）反应堆停堆时，与二回路蒸汽排放系统配合，排除堆芯剩余热量的一部分；（3）事故工况下，依靠冷却剂自然循环实现堆芯应急冷却；（4）为包容在运行温度和压力下的冷却剂提供一个完整的承压边界，是为防止放射性物质向外扩散的第二道安全屏障。
二丶压力安全系统主要设备：稳压器，波动管，喷淋管，泄压阀，安全阀。
主要功能：（1）在核动力装置功率运行时，吸收冷却剂的体积波动，维持并控制反应堆冷却剂系统压力在允许范围内。
（2）在冷启动和冷停堆过程中，与其他系统和设备配合，对反应堆冷却剂系统进行升温升压和降温降压。
（3）在反应堆冷却剂系统压力过高或者过低时，向警报装置、反应堆保护系统提供压力信号，触发警报和反应堆停堆。
其中，压力过高时启动安全排放系统，进行超压保护，压力过低时启动专设安全设施进行安全注射。
（4）根据运行要求，排放反应堆冷却剂系统中产生的裂变气体，氢气等。
三丶低压净化系统和化学添加系统主要设备：再生式热交换器、余热排除热交换器、除盐器、容积控制箱、氢气瓶、硼酸箱、联氨箱、上充泵、以及连接上述设备的阀门及管道。
功能及流程：通过过滤、离子交换等手段连续除去冷却剂中溶解的和悬浮的杂志，保证冷却剂中的杂质浓度在允许值一下，降低冷却剂的放射性水平。
低压净化系统需要净化的冷却剂从反应堆冷却剂主泵进口段引出，经再生式热交换器冷却，再通过减压阀将冷却剂由10.78MPa减至1.47MPa，同时，还通过减压阀控制从反应堆冷却剂系统中引出的冷却剂的流量。
经过一次降温降压的冷却剂流经余热排出热交换器进行二次冷却，如果冷却剂满足温度要求，送往位于反应堆辅机舱的净化回路进行过滤和除盐，净化后的冷却剂排入位于反应堆舱的容积控制箱。
- 60 -第六章 一回路辅助系统一回路辅助系统是核辅助系统的一个重要组成部分。
除了一回路辅助系统之外，核辅助系统还包括有辅助冷却水系统、三废处理系统、核岛通风空调系统以及核燃料装卸贮存和工艺运输系统。
一回路辅助系统包括化学和容积控制系统（RCV ）、反应堆硼和水补给系统（REA ）、余热排出系统（RRA ）和核取样系统（REN ）。
RCV 与核安全有关，REA 的调硼和加硼部分与核安全有关，RRA 与核安全密切相关，完全按专设安全设施的要求来设计。
REN 在监督一回路水质、保证一回路系统正常运行、减少厂房内剂量及延长设备使用寿命等方面起着重要的作用。
本章只介绍前三个系统，即：RCV 、REA 和RRA 。
6.1 化学和容积控制系统(RCV)6.1.1 系统功能1. 主要功能化学和容积控制系统(以下简称化容系统)保证反应堆冷却剂系统（RCP ）所必需的三种功能,即：容积控制、化学控制和反应性控制。
（1）关于容积控制——水容积变化的原因当一回路水温变化时，回路中水的容积也随之变化（图6.1）。
从图中可以看出，一回路水温自冷态（60℃）变到热态（291.4℃），水容积将增加近40%。
正常运行时，一回路水的平均温度随着功率的增加而增加，功率的改变也将引起水容积的变化。
一回路水容积的变化必将导致稳压器水位的波动；一回路是个高压（15.5MPa ）水回路，压力容器一号密封、主泵2号轴封和一些大的阀门、阀杆等一回路边界将不可避免地产生泄漏，这些泄漏也会引起稳压器水位的波动。
——容积控制的目的就是要吸收一回路的水容积变化，将稳压器的液位维持在整定值上。
不同功率下稳压器液位的整定值是不同的，称为程序液位。
——容积控制原理简单来说，就是通过化容系统的上充、下泄来吸收一回路的水容积变化，将稳压器的水位维持在程序液位（图6.2）。
- 61-图6.2 容积控制原理(2)关于化学控制——一回路水化学变化的原因物理腐蚀：杂质沉积在燃料包壳上结垢，形成热点，导致燃料包壳破损；化学腐蚀（侵蚀）：一回路水中杂质多、温度高、氧含量增加以及pH 值降低等原因都将会大大加速化学腐蚀。
2020年考试内容范围说明
考试科目名称: 核动力装置
考试内容范围:
一、核动力装置的特点及主要技术指标
1.核动力装置的含义、组成及特点
2.核动力装置的船用条件、主要技术指标
二、反应堆及一回路系统
1.反应堆冷却剂系统的组成、功能、布置形式及其特点
2.压力波动的原因，压力控制与超压保护的方式
3.水质控制系统的功能及特点
4.辅助水系统的功能及特点
5.工程安全设施的功能及特点
6.放射性废物处理的基本原则
三、二回路系统
1.蒸汽系统的设计要求、布置形式及其特点
2.蒸汽排放系统的功能及特点
3.凝水-给水系统的功能及设计要求
4.给水除氧的原理、热力除氧的基本原则
5.循环水冷却系统的功能，自流式、泵流式循环冷却水系统的特点
6.润滑系统的功能、设计要求
7.海水淡化的方式，蒸发法造水的工作原理，造水比的表达式
四、水质监督和水处理
1.金属腐蚀的类型和机理
2.压水堆核动力装置的腐蚀特点
五、核动力装置热力分析
1.压水堆核动力装置的热力循环，蒸汽初、终参数对循环效率的影响
2.废汽回热循环与抽汽回热循环
3.核动力装置的能量平衡计算方法
六、核动力装置运行与控制
1.核动力装置运行工况
2.核动力装置运行方案
3.核动力装置的启动、功率运行和停堆
考试总分：150分考试时间：3小时考试方式：笔试
考试题型：填空选择或判断题（30分）简答题（80分）推证题（40分）参考书目
[1]彭敏俊. 船舶核动力装置. 原子能出版社，2009
[2]臧希年. 核电厂系统及设备. 清华大学出版社，2010。
船舶核动力装置核工程一班200820201111 施锦强核动力装置以原子核的裂变所产生的巨大能量通过工质（蒸汽或燃气）推动汽轮机或燃气轮机工作的一种装置。
其工作原理是：核燃料裂变释放出的热量，由流经堆芯的冷却剂(即100多个大气压的压力水)带出堆外，送进一回路系统。
一回路系统，包括主系统和若干个辅助系统，可将反应堆核燃料裂变释放出的热能传给二回路给水使之产生高压蒸汽。
主系统由稳压器、蒸汽发生器、冷却剂泵和主管道构成，并与反应堆压力容器连接构成密闭回路。
反应堆冷却剂是一回路的压力水，由冷却剂泵将其打入压水反应堆，在堆芯吸收核燃料裂变释放出的热量后，流出堆外进入蒸汽发生器，通过蒸汽发生器传热管的管壁面，把热量传给蒸汽发生器中二回路给水，并使之变成蒸汽。
放掉热量后的低温冷却剂，从蒸汽发生器出来后，在冷却剂泵的驱动下，再次被打入压水反应堆，再吸收堆芯热量后，再出堆，如此循环往复运转。
辅助系统用于保障反应堆和主系统的正常运行。
一回路系统带有强放射性，设备布置按放射性强弱进行分区，以利操作和监测，并有坚厚的屏蔽设施。
二回路系统，主要由汽轮机、冷凝器、给水泵和管道以及若干辅助系统构成。
其功用是将蒸汽的热能转换为汽轮机转动的机械能或电能。
二回路的给水在一回路的蒸汽发生器中吸收一回路冷却剂从堆芯带出的热量，变成蒸汽，通过主蒸汽管，进入汽轮机，推动叶轮作功；排出的蒸汽进入主冷凝器冷凝成水后，经给水泵再送到蒸汽发生器变成蒸汽，进入汽轮机，如此循环，使汽轮机持续工作。
汽轮机组的机械能，或汽轮机发电机组的电能转换的机械能，经传动装置、轴系，传递给螺旋桨，以推动舰艇前进。
[国外概况] 自1954年第一艘核动力潜艇问世以来，核动力装置技术获得了迅猛的发展。
目前，除核潜艇外，现役的核动力舰艇还有巡洋舰、驱逐舰和航空母舰，这些核动力舰艇主要集中在美国和俄罗斯。
一、舰艇核动力装置的优点1、核动力装置使核潜艇能在水下长期连续航行。
核动力装置以核能为能源，核裂变时不需要空气，因此核潜艇能在水下长期连续航行，其隐蔽性远远超过常规动力潜艇。
目录一、一回路装置概述 (2)1.1 在正常运行时，一回路装置所担负的任务： (2)1.2 在事故工况下，为保证反应堆安全，一回路装置必须完成下列任务： (2)二、主冷却剂系统 (3)2.1 系统的功用和设计要求 (3)2.2 主要设备简述 (3)2.2.1 蒸汽发生器 (3)2.2.2 主冷却剂泵（主泵） (5)2.3 主冷却剂系统布置形式 (6)2.3.1 分散式布置 (7)2.3.2 紧凑式布置 (7)2.3.3 一体化布置 (8)三、压力安全系统 (9)3.1 压力安全系统所担负的职能如下： (9)3.2 压力安全系统的工作原理 (10)3.2.1稳压器典型结构 (10)3.2.2 压力调节原理 (10)四、水质控制系统 (11)4.1 水质控制系统综述 (11)4.2 净化系统 (12)4.2.1 高压净化系统 (12)4.2.2 低压净化系统 (13)五、化学物添加系统 (13)六、水质监测取样系统 (14)七、辅助水系统 (15)7.1 设备冷却水系统 (15)7.2 补给水系统 (16)7.3 其它辅助水系统 (17)八、工程安全设施 (18)九、放射性废物处理系统 (19)十、参考文献 (19)船舶核动力装置一回路系统摘要：反应堆堆芯因核燃料裂变产生巨大的热能，将冷却剂加热成高温高压水，高温高压水流经蒸汽发生器内的传热Ｕ型管，通过管壁将热能传递给Ｕ型管外的二回路冷却水，释放热量后又被主泵送回堆芯重新加热再进入蒸汽发生器。
水这样不断地在密闭的回路内循环，被称为一回路。
关键字：核燃料裂变，高温高压水，密闭循环，蒸汽发生器，主泵一、一回路装置概述压水堆一回路装置是为保证反应堆和蒸汽发生器正常运行及事故工况下安全工作而设的系统和设备。
所以，又称反应堆装置或核蒸汽发生装置。
1.1 在正常运行时，一回路装置所担负的任务：⑴反应堆启动和运行时，按预定的方式向一回路中供给冷却剂，以保证回路中所需要的冷却剂数量及压力；⑵使回路中冷却剂循环流动，带出反应堆堆芯的热量，并传给二回路介质，即把堆芯中核燃料裂变能所转变的热量传导并输送给二回路介质；⑶防止一回路装置产生不允许的超压，保证反应堆及一回路系统的安全；⑷净化一回路冷却剂中附带的杂质，控制水质，保证冷却剂品质符合要求；⑸监测一回路冷却剂的质量和成分；⑹搜集各系统排出的放射性废物，并加以处置，保证船上人员及环境的安全。
1.2 在事故工况下，为保证反应堆安全，一回路装置必须完成下列任务：⑴排除停堆后堆芯剩余释热；⑵在反应堆堆芯受到熔化威胁前，强行向堆芯注水。
⑶为执行以上任务，并保证反应堆安全工作，必须为进行冷却剂循环、体积和压力控制、水质控制、安全控制、放射性管理及辅助冷却和补给水等一系列任务而设专门的系统和设备。
1.3 按功用划分，一回路所设系统可分为六种：⑴主冷却剂系统——担负循环冷却剂的任务；⑵容积和压力控制系统——进行容积和压力控制；⑶水质控制系统——担负回路中冷却剂的净化、添加化学物质控制水质，对水质监测及取试样的任务；⑷辅助水系统——由设备冷水系统、补给水系统和其它辅助水系统构成；⑸工程安全设施——为了预防反应堆及附属设备发生事故以及在事故工况下限制和防止主要设备损伤而设的设施；⑹放射性废物处理系统——为放射性废物的收集及处理而设。
二、主冷却剂系统2.1 系统的功用和设计要求主冷却剂系统保证一回路冷却剂进行循环，是一回路的主要系统，简称主系统。
主冷却剂系统的功用是在正常运行时将堆芯产生的热量传给蒸汽发生器，使二回路工质变为蒸汽；在反应堆停堆时，可用该系统除去堆芯剩余热量的一部分；在事故时（如失水事故）也可作为应急堆芯冷却的手段之一。
此外，主冷却剂系统还为包容在运行温度和压力下的冷却剂提供一个完整的承压边界，以控制放射性物质向系统外扩散。
典型的主冷却剂系统的范围为包括驱动机构包壳在内的反应堆压力壳、蒸汽发生器的一回路侧、主冷却剂泵、稳压器及到释放阀和安全阀的管系、联接上述设备的管道及管道附件、支管上的隔离阀及高压管道。
简图如下：1．反应堆 2.堆芯 3、4. 蒸汽发生器 5.稳压器 6.主冷却剂泵 7.高压给水加热器 8.主给水泵2.2 主要设备简述2.2.1 蒸汽发生器蒸汽发生器是用于将冷却剂的热量传给二回路侧的水，产生一定压力、温度的蒸汽，供汽轮机装置及其它设备用汽。
因此，其设计必须保证在任何运行工况下所需要的蒸汽产量及蒸汽参数。
在设计蒸汽发生器时，应特别注意使其工作可靠，并有最小的尺寸和重量。
因为蒸汽发生器工作不可靠将使一回路侧冷却剂流入二回路侧，引起放射性向二回路侧扩散。
因此，蒸汽发生器必须坚固，不能渗漏，更不允许一回路侧与二回路侧互相串通。
蒸汽发生器的尺寸和重量在很大程度上取决于传热面的大小，并与冷却剂的参数和传热管的结构和材料有关。
一、二回路之间的平均温差直接影响蒸汽发生器的传热面积，增大平均温差可减少蒸汽发生器的尺寸和重量。
从尺寸、重量角度，希望力图增大这个温差，但增大温差会增加换热的不可逆损失，降低装置的经济性。
目前，一、二回路间的平均温差一般不超过40℃。
设计蒸汽发生器时必须尽全力减少腐蚀，因为蒸汽发生器的腐蚀产物进入主冷却剂系统中，会引起冷却剂放射性强度增强，并引起放射性腐蚀产物在主冷却剂系统中沉积。
为此，蒸汽发生器传热管的材料必须有极小的腐蚀率。
用碳钢和珠光体钢材，尽管采取调整水质的办法，也是不能满足要求。
奥氏体不锈钢具有很高的抗腐蚀能力，所以多被采用。
但奥氏体不锈钢抗应力腐蚀能力较差，所以蒸汽发生器设计从安全可靠角度出发，应采用抗应力腐蚀能力最强的镍基合金材料，包括抗应力腐蚀的新型不锈钢。
目前使用的蒸汽发生器有自然循环式及直流式两类。
2.2.1.1 自然循环式该蒸汽发生器的特点是二回路侧水由于密度差而自然循环。
其结构形式多为立式U形管型冷却剂经一回路侧水室流入传热管，再从另一水室流出蒸汽发生器。
二回路侧产生的蒸汽，经由汽水分离器送至主蒸汽管。
为了控制水质，下部装有排泄管。
为了减少负荷波动引起的水位波动，加大了上部的面积,简图如下：2.2.1.2 直流式该蒸汽发生器的特点是二回路侧工质的流动不是依靠自然循环那样的密度差来推动，而是依靠给水泵的压头来实现。
给水在给水泵的压头作用下，顺序一次通过加热段、蒸发段、过热段各个受热面。
给水在受热面中一面流动一面被加热、蒸发、过热，最后蒸汽达到所要求的温度（带有一定过热度的过热蒸汽）。
在直流蒸汽发生器中，由于工质运动都是由水泵压头产生的，所以受热面上工质均为强制流动。
由于工质一次通过受热面，因此水一次全部蒸发完毕，而没有自然循环。
直流蒸汽发生器运行工况的各种改变（如给水量的变动），都将导致汽水通道各点工质参数的变化，随之便引起了受热面各区段所占长度的变化，这种特性也不同于自然循环蒸汽发生器。
直流蒸汽发生器的体积比自然循环式小，重量轻；易于产生过热蒸汽；另外，由于蓄热量和储水量都小而且受热面的加热和冷却都容易达到均匀，因此它允许快速启动和停止。
但是，由于它在运行中不进行排污（或进行少量排污）和锅内水处理，因此它对水质要求高。
它不仅需要较纯的补给水，而且要求冷凝水不受污染。
因此应对冷凝水进行除盐处理。
另外，由于二回路侧工质完全是依靠给水泵压头流动，因而使给水泵压头增高、消耗功率增大。
最后，由于直流蒸汽发生器的热容量小，当外部负荷变动时引起的压力变化速度更敏感。
又由于蒸汽发生器内加热、蒸发，过热区段之间无固定的分界线，无论一回路及二回路的扰动，都将导致各区段分界线的移动和出口汽温的变化。
因此，要求直流蒸汽发生器有较复杂的自动调节系统。
2.2.2 主冷却剂泵（主泵）主冷却剂泵的作用是强制冷却剂循环。
它的结构型式取决于装置线图、反应堆型式、工质的物理性质和参数等。
压水堆所用主冷却剂泵的要求是安全可靠性，它比常规装置要高得多。
因它的功用、工作条件、工质参数、维护使用情况以及调节方式都与常规装置不同。
主冷却剂泵排送流量大，扬程较低，因此泵的比转数高，接近混流泵的范围。
另外，主冷却剂泵的工作温度高达280℃，工作压力高达14.71兆帕，属于高温高压用泵。
最主要的是该泵排送的冷却剂具有一定的放射性，必须尽力减少漏泄。
防止冷却剂外漏是主冷却剂泵的特殊要求之一。
除此之外，在主冷却剂泵断电事故时，为了保证反应堆堆芯不被烧毁，要求泵有足够的转动惯性，保证在短时间内仍能以一定的流量向堆芯供水，达到继续冷却堆芯的目的。
在初期的核动力装置中，为了减少主冷却剂泵外漏而避开轴封的困难，多采用密封泵。
这种泵与电机全部密封在泵壳内，用水润滑的轴承支持，所以不必担心有放射性物质外漏。
但是，这种泵的电机结构特殊，比普通电机成本高，而且效率要低10%-15%。
随着装置功率加大，大型密封泵的缺点更为突出，特别是由于对轴封的研究已有明显进展，所以目前在核电站中几乎不采用密封泵而采用轴封泵。
但在船舶核动力中，由于主冷却剂泵功率小，一般仍认为采用密封泵是适当的。
由于主冷却剂泵的特殊工作条件，主冷却剂泵为第一类机器，所以泵的承压部分应与核一级容器和管道采用同样的质量标准。
下图为日本“陆奥”号使用的立式主冷却剂泵。
采用立式泵的主要理由是占用安装面积小。
该泵为单级离心泵，流量为900吨/时，扬程是0.343兆帕，泵的底部为吸入口，排出口在侧面，吸入口和泵轮之间装有止回阀。
电机定子用屏蔽套与冷却剂隔离，用屏蔽覆盖的转子和轴承与冷却剂接触，定子的外侧用设备冷却水冷却。
该泵在正常运行时以全速工作，其转数为1800转/分。
在带走衰变热时，为了节约电力而以半速工作，转数为900转/分。
（1）1电机定子 2电机转子 3叶轮（2）“陆奥号”安全壳内一回路系统设备布置图4泵内止回阀 5 泵壳 6冷却盘管2.3 主冷却剂系统布置形式主冷却剂系统的布置形式将影响一回路装置的性能。
随着人们认识和对性能要求的提高，主冷却系统的布置将更趋向紧凑。
目前已出现的布置形式有：分散式布置、紧凑式布置和一体化布置。
2.3.1 分散式布置图（2）为日本核商船“陆奥”号一回路系统的布置图。
为了防止放射性在船上扩散及事故情况下防火和防水淹的目的，将36兆瓦热功率的压水堆及一回路系统设备均置于钢制的安全壳内，安全壳置于反应堆舱内。
反应堆安全壳是一个气密的直立式圆柱状容器，其直径与高度均为10米。
顶盖是球形的，可以为控制棒驱动机构提供足够的空间。
安全壳的设计条件是：内压力不超过1.23兆帕，外压力不超过0.29兆帕，温度不超过189℃，它是由5.88兆帕级的高抗拉强度钢制成。
安全壳底部设有两套压力平衡阀门，以防止在船体沉没时，由于外部压力而造成壳体破裂。
当压力差大0.2兆帕时，阀门打开，使海水进入安全壳内，当压力差消除后，则阀门自行关闭。
