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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。
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1.1 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。
1.1.1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. 传热在核电厂正常运行期间，一回路系统通过沿反应堆——蒸汽发生器——反应堆冷却剂泵一一反应堆流动的一回路冷却剂将反应堆所产生的热量传递给蒸汽发生器二次侧的给水，并使蒸汽发生器二次侧的给水转化为驱动汽轮发电机的饱和蒸汽。
第三章反应堆冷却剂系统第三章反应堆冷却剂系统号密封，一部分流向2号密封，第三章反应堆冷却剂系统号密封静、动环的分离，第三章反应堆冷却剂系统间内，泵对流经的液体所作的有效功率。
一回路阻力：0.6~0.8MPa第三章反应堆冷却剂系统2、烟气余热利用装置中水的流动动力问题第三章反应堆冷却剂系统串联系统并联系统现象：热启动后单侧换热器不过流；同时伴有管路震动。
表明：受热面管内水温达到了其压力所对应的饱和温度值，发生汽化2、换热器安装位置过高（25m），进口压力耗损过多；（~0.45MPa对应饱和温度147 ℃）3、换热器水管路阻力较大，流量偏小，且两侧换热器水管路第三章反应堆冷却剂系统蒸汽发生器形式⏹压水堆核电厂常用：立式U型管自然循环蒸汽发生器、卧式自然循环蒸汽发生器和立式直流蒸汽发生器。
⏹其中尤以立式U型管自然循环蒸汽发生器应用最为广泛。
第三章反应堆冷却剂系统第三章反应堆冷却剂系统⏹管束组件：是呈正方形排列的倒U型管，管束直段分布有若干块支撑板，用以保持管子之间的间距。
⏹在U型管的顶部弯曲段有防振杆防止管子振动。
⏹支撑板结构的设计，应考虑：☐二次侧流体的通过能力，流体的流动阻力☐限制流动引起的振动☐管--孔间隙中的化学物质的浓缩⏹早期支撑板：圆形管孔和流水孔结构☐导致在缝隙区出现局部缺液传热状态，因此产生化学物质浓缩。
在电厂冷态工况下，管子和支撑板之间的间隙因二者的膨涨差而扩大，腐蚀产物沉积在间隙内。
当高温时，膨胀差使间隙减小，这时管子被压凹，造成传热管凹陷及支撑板破裂第三章反应堆冷却剂系统从而将二次侧分隔为下降通道及上升通道，形成二次侧自然循环回路。
包括上封头、上筒体、下上封头呈椭球形，蒸汽出口管嘴中有若干文丘里第三章反应堆冷却剂系统第三章反应堆冷却剂系统3)汽水分离装置⏹蒸汽发生器的上部设有两级汽水分离器。
汽水混合物离开传热管束后经上升段首先进入旋叶式分离器，除掉大部分水分，然后进入第二级分离器进一步除湿。
核电站反应堆冷却剂系统讲义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。
