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第三章 反应堆冷却剂系统和设备

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第三章 反应堆保护

第三章 反应堆保护
图3.5 逻辑处理单元原理图
X、Y逻辑单元由固态磁逻辑元件组成，并采用负逻辑电路设计，比较结果分别送到计算机数据采集系统（KIT）、报警系统（KSA）和主控室的状态指示灯（LA）。另外，在做T2试验时，比较电路向T2试验装置发送逻辑测试结果。
3．输出单元
输出单元接受逻辑处理单元来的X、Y逻辑信号，先对X，Y进行“与”运算，然后经磁放大器进行功率放大推动输出继电器向各执行机构送出保护命令。输出单元由磁性元件和继电器组成。
3.1.7 停堆通道的响应时间
保护系统响应时间是指该系统的每一个输入变量从超越保护整定值起到触发保护系统执行机构完成相应保护命令所需要的时间。其中紧急停堆通道响应时间分解图，如下图3.9：
TRT—紧急停堆通道响应时间。这段时间T由下式几个时间组成：
TRT=T0+T1+T2+T3+T4+T5+T6
其中，T0——介质传输延迟时间，T0只有在ΔT保护通道中有，因为堆进，出口温度测量用的探测器是安装在主管道的旁管路上的，所以T0是指主冷却剂由主管道流至旁通管路的时间。（参数为温度时：T0=1S，其余参数为T0=0S）.
根据失电安全准则，紧急停堆保护输出应在系统失去电源时产生停堆命令；但这一准则不适用于专设安全设施保护，即电源丧失时专设安全设施不应当产生保护动作。因此，对于紧急停堆保护和专设安全设施保护，保护系统应采取不同的输出方式。所以，秦山第二核电厂RPR设计为：紧急停堆输出单元采用失电操作方式，而专设安全设施保护则采用带电操作方式。
6．可试验性和可维修性
为了发现、验证和维修故障元器件，以防止故障的累积触发保护系统故障，需要对保护系统进行定期试验。
保护系统的冗余性，为在线试验提供了可能，对于整个保护通道，共有T1，T2，T3试验。关于周期试验，可详见3.6节。

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

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。

3.1反应堆冷却剂系统(1012)_814802505

3.1反应堆冷却剂系统(1012)_814802505

21000 18000 23300 23790
4
Claysius-Clapeyron关系式：
(
T (v − v f ) dT ) sat = sat g dp h fg
水的饱和温度与饱和压力的关系近似关系式：
Ts = 178.7 Ps 0.25 − 0.6 Ps
据C-C方程，p↑,(vg-vf) ↓hfg↑→(dt/dp) ↓，压力越 高，加压带来的饱和温度升高效果越差。
2
燃料元件表面的放热过程遵循下述关系：
Pu = Ah(tc − t f )
…………………（3.1a） 3.1a）
THE END
式中A为燃料元件总表面积，m2 ； tc、 tf分别为燃料元件表面温 式中A 为燃料元件总表面积，m 度和冷却剂温度，℃；h为冷却剂与燃料元件表面间的放热系 数，W/（m2.℃）；Pu为堆内燃料棒的总热功率，W。 数，W/（ ）；P 为堆内燃料棒的总热功率，W 由于冷却剂与燃料元件表面间的放热系数h与冷却剂流速的0.8 由于 次方成正比。从式（3.1a）看出，增加一回路流量可以提高h， 从而在热功率一定时可以降低包壳温度tc。 t 因而，提高冷却剂流速有利于降低燃料元件表面与冷却剂之间 的温差，从而降低燃料元件表面和元件中心温度。提高冷却剂 流速对提高临界热流密度也是有利的。所以，增加流量对载热 和传热都是有利的。
21500*
二、一回路压力
根据热力学原理，为了提高二回路热效率，应当尽可能提高工质的吸热平均 温度。 由水的热物理性质可知，要想提高反应堆冷却剂的出口温度而不发生冷却剂 容积沸腾，必须提高一回路压力。所以，从提高核电厂的热效率来说，提高 一回路系统冷却剂的工作压力是有利的。但是这方面的潜力非常有限。 例如，水的压力为20MPa时，其饱和温度也仅有365.7℃，而现代压水 堆一回路常用压力为15.5MPa左右，其对应的饱和温度为344.7℃。二者相 比，压力提高了4.5MPa，饱和温度却仅提高21℃。显然如此提高压力，在提 高电厂效率上的收益不大，反而对各主要设备的承压要求、材料和加工制造 等技术难度都大大增加了，最终影响到电厂的经济性。 综合考虑，一般压水堆核电厂一回路系统的工作压力约为15MPa左右。 设计压力取1.10～1.25倍工作压力；冷态水压试验取1.25倍设计压力 (法) ， ASME取1.25倍设计压力。

反应堆冷却剂系统

反应堆冷却剂系统
自动卸压子系统包含四组顺序开启的阀门以降低反 应堆冷却剂系统的压力，从而使非能动堆芯冷却系 统能为堆芯提供长期冷却。 第1、2、3级自动卸压子系统各有两条管线，每条管 线内串联两只常闭电动阀，上游的一只是卸压控制 球阀，另一只是隔离闸阀。1、2、3级自动卸压子系 统的每条管线的入口经过一条公用母管，与稳压器 顶部相连；每条管线的出口经过一条公用的卸压母 管，与一只喷淋头相连。喷淋头淹没在安全壳内置 换料水箱的溢流水位以下。
主冷却剂系统运行
AP1000 运行模式 模式 1 2 3 4 5 6 运行工况 功率运行 启动 热备用 安全停堆 冷停堆 换料 反应性状况 Keff ≥ 0.99 ≥0.99 <0.99 <0.99 <0.99 / 额定功率% >5 ≤5 / / / / 平均温度° C 300.9>Tavg>291.7 ~291.7 >215.6 215.6>Tavg>93.3 ≤93.3 ≤71.1
63000
16
蒸汽发生器参数(2)
数量 形式 U形管数量 总的换热面积 （m2） 传热管外径（mm） 传热管壁厚（mm） 传热管中心距（mm） 总高(m ) 上部壳体内径（mm） 下部壳体内径（mm） 管板厚度（m ） 2 立式U形管式 10025 11477 17.48 1.02 24.89 约22.5 5334 4191 约0.8
18
图3.2.4 稳压器 19
稳压器主要功能
压力控制 超压保护 容积补偿 排除不凝性气体
20
稳压器控制原理（1）
在100%功率的稳态运行期间，约50%的稳压 器容积是水，另50%容积是汽。在容器底部的 浸没式电加热器使水处于饱和温度。加热器 也用于维持恒定的运行压力。

核电厂系统与设备-压水堆核电厂

核电厂系统与设备-压水堆核电厂

2.1 概述
2.1.2 压水堆核电厂的工作原理 （8）循环水系统
功能 ：为凝汽器提供凝结汽轮机乏汽的冷却水。
分类: 开式供水和闭式供水。
开式供水：指以江河湖海为天然水源, 冷却水一次通过, 不重 复使用。
闭式供水：把由凝汽器排出的水, 经过冷却降温之后, 再用循 环水泵送回凝汽器入口重复使用。
2.1 概述
2.1.2 压水堆核电厂的工作原理 （6）二回路系统的组成
汽轮机、发电机、凝汽器、凝结水泵、给水加热器、除 氧器、给水泵、蒸汽发生器、汽水分离再热器等设备
间接循环：二回路水不受一回路污染
2.1 概述
2.1.2 压水堆核电厂的工作原理 （7）沸水堆核电厂工作原理
汽轮机、发电机、凝汽器、凝结水泵、给水加热器、除 氧器、给水泵、蒸汽发生器、汽水分离再热器等设备 直接循环
本课程课程目录
《核电厂系统与设备》
序号
教学内容
1 第1章 绪论 2 第2章 压水堆核电厂 3 第3章 反应堆冷却剂系统和设备 4 第4章 核岛主要辅助系统 5 第5章 专设安全设施 6 第6章 核电厂热力学 7 第7章 核汽轮发电机组 8 第8章 核电厂二回路热力系统
共32学时
总学时
2 4 6 4 4 2 4 2
2.1 概述
2.1.2 压水堆核电厂的工作原理 （3）反应堆冷却剂系统（一回路系统）
（RCS）Reactor Coolant System Primary Coolant System 1.Reactor Pressure Vessel 2.Steam Generator 3.Primary Coolant Pump 4.Pressuriser
2.1 概述
2.1.2 压水堆核电厂的工作原理 （8）循环水系统

《核电厂系统与设备》课后习题答案及复习提纲

《核电厂系统与设备》课后习题答案及复习提纲

注：本资料主要针对《核电厂系统及设备》臧希年编著第2版清华大学出版社2011年7月；笔者根据所学知识及综合一些其它资料汇编而成，分为课后习题解答与复习提纲两部分；本资料仅供读者作些参考，由于笔者知识有限，有些知识难免存在一些偏差，请批评指正。

2014年2月16日星期日第一部分：课后习题参考答案（2、3、4、5、7、8）第二章压水堆核电厂1.从电能生产的观点看，压水堆核电厂有哪些部分？各自有什么作用？答：从电能生产的角度看，压水堆核电厂分为核岛与常规岛，核岛利用核能生产蒸汽，常规岛利用蒸汽生产电能。

2.从热力循环的观点看，压水堆核电厂由几个回路组成？各自的作用是什么？答：压水堆核电厂主要由反应堆冷却剂系统（简称一回路），蒸汽和动力转换系统（又称二回路），循环水系统组成。

一回路生产蒸汽，二回路与三回路将蒸汽的热能转换为推动核汽轮机组转动的机械能。

3.核电厂的厂址须满足什么要求？答：应考虑三个方面①核电厂的本身特性。

核反应堆是一个强大的放射源，核电厂的热功率决定了反应堆内的放射性的总储量，在相同的运行条件下，堆内放射的总量与功率成正比。

②厂址的自然条件与技术要求。

应尽可能地避免或减少自然灾害（如地震，洪水，及灾难性气象条件）造成的后果，并应利于排出的放射性物质在环境中稀释③辐射安全要求。

⑴辐射安全应符合国家环境保护，辐射防护等法规和标准的要求⑵将核电厂设置在非居民区⑶考虑厂址周围的人口密度和分布。

4.核电厂主要有哪些厂房？核电厂主要有反应堆厂房（即安全壳），燃料厂房，核辅助厂房，汽轮机厂房和控制厂房。

5.解释名词：多道屏障，纵深防御，单一故障准则多道屏障：在所有情况下保证绝对控制过量放射性物质对外释放，核电厂设置了三道屏障，只有这三道屏障全部被破坏才会释放大量的放射性物质。

纵深防御：将安全有关的所有事项置于多重防御之下，在一道屏障失效后还有另一道屏障来弥补。

单一故障准则：当系统中某一部件不能执行其预定功能安全功能时，并不影响整个系统功能的执行。

核电厂系统与设备复习资料

二、反应堆本体结构
组成：堆芯（燃料组件、堆芯功能组件）；堆芯支撑结构；反应堆压力容器；控制棒传动 机构。
(1) 堆芯结构： 分区装料的优点与缺点：
1. 燃料组件： A. 燃料元件：
-4-
《核电厂系统与设备复习资料》
组成：下端塞；锆合金包壳；UO2 芯块；氧化铝块；因科镍弹簧；上端塞；充 气孔。
作用：产生核裂变并释放热量的部件。 燃料包壳：防止核燃料与反应堆冷却剂接触，以避免裂变产物逸出造成放射性
制室、应急柴油发电机厂房、汽轮发电机厂房等。 (2 )三废区: 主要由废液储存、处理厂房、固化厂房、弱放废物库、固体废物储存库、
特种洗衣房和特种汽车库等组成。 (3 )供排水区: 主要由循环水泵房、输水隧洞、排水渠道、淡水净化处理车间、消防站、
高压消防泵房、排水泵房等组成。 (4 ) 动力供应区: 主要由冷冻机站、压缩空气及液氮储存气化站、辅助锅炉房等组成。 (5 ) 检修及仓库区: 包括检修车间、材料仓库、设备综合仓库及危险品仓库等。 (6 ) 厂前区: 包括电厂行政办公大楼及汽车、消防、保安及生活服务设施。 3、核岛厂房主要有反应堆厂房、核辅助厂房、燃料厂房、主控制室等。 反应堆厂房与汽轮机厂房的相对位置有两种形式: 一种是汽轮机厂房与反应堆厂房 呈L形布置, 另一种是汽机厂房与反应堆厂房呈T形布置。L形布置方法厂房布局紧凑, 占地少, 特别是由几个单元机组并列时, 汽机厂房可以合在一起, 以减少汽机厂房内 重 型吊车台数, 若端部再接维修车间, 则设备检修更为方便。图 2 .8 为 L 形布置的 双机组 核电厂平面布置图。但是, 这种布置, 在汽轮机厂房与反应堆厂房之间需设置 防止汽轮机飞车时叶片对安全壳冲击的屏障。采用 T 形布置方式时, 汽轮机叶片飞射 方向不会危及反应堆厂房, 但厂房面积相对大些。 4、其循环水系统的标高布置, 是确定厂区标高的两个重要因素之一。这两个因素是: (1 ) 厂区地坪的标高应位于千年一遇的最高潮位以上; (2 ) 将凝汽器布置在适当标高位置上, 使得循环水回路中有适当的虹吸效应, 并使核

核电站320课程第三章

第3章反应堆冷却剂系统（RCP）3.1 系统描述3.1.1 系统功能1．主要功能反应堆冷却剂系统（RCP）即核电站一回路的主回路，其主要功能是使冷却剂循环流动，将堆芯中核裂变产生的热量通过蒸汽发生器传输给二回路，同时冷却堆芯，防止燃料元件烧毁或毁坏。

2．辅助功能(1)中子慢化剂：反应堆冷却剂为轻水，它具有比较好的中子慢化能力，使裂变产生的快中子减速成为热中子，以维持链式裂变反应。

另外，它也起到反射层的作用，使泄漏出堆芯的部分中子反射回来。

(2)反应性控制：反应堆冷却剂中溶有的硼酸可吸收中子，因此通过调整硼溶度可控制反应性（主要用于补偿氙效应和燃耗）。

(3)压力控制：RCP系统中的稳压器用于控制冷却剂压力，以防止堆芯中发生不利于燃料元件传热的偏离泡核沸腾现象。

(4)放射性屏障：RCP系统压力边界作为裂变产物放射性的第二道屏障，在燃料元件包壳破损泄漏时，可防止放射性物质外逸。

3.1.2 系统说明1．系统流程如图3.1所示，RCP系统由反应堆和三条并联的闭合环路组成，这些环路以反应堆压力容器为中心作辐射状布置，每条环路都由一台主冷却剂泵（简称主泵）、一台蒸汽发生器和相应的管道和仪表组成。

另外，1号环路热管段上连接有一个稳压器，用于RCP系统的压力调节和压力保护。

每个环路中，位于反应堆压力容器出口和蒸汽发生器入口之间的管道称为热段，主泵和压力容器入口间的管道称为冷段，蒸汽发生器与主泵间的管道称为过渡段。

图3.1 RCP系统的组成在反应堆中采用除盐含硼水作为冷却剂，它使核燃料元件冷却并将核燃料释放出的热能传导出去。

为了使一回路水在任何部位、任何时候都处于液态，要保持其压力高于饱和压力。

高压的冷却剂在堆芯吸收了核燃料裂变放出的热能，从反应堆压力容器出口管流出，经主管道热管段进入蒸汽发生器的倒U形管，将热量传给在U形管外流动的二回路系统的给水，使之变为蒸汽。

冷却剂由蒸汽发生器出来经过渡管段进入主泵，经主泵升压后流经冷管段，又回到反应堆压力容器。

第三章 AP1000反应堆冷却剂系统2016


组成
反应堆压力容器(Reactor Pressure Vessel , RPV)
包括控制棒驱动机构安装接管 反应堆冷却剂泵(Reactor Coolant Pump , RCP) 蒸汽发生器(Steam Generator , SG) 包括与其相连接通往一条反应堆冷却剂主管道热管段的波动管线 稳压器(Pressurizer， PRZ) 安全阀(Safety Valves) 和自动降压系统(Automatic Depressurization System , ADS)的阀门;
• 反应堆冷却剂泵的水力部 件主要是由泵壳、叶轮和 导叶等零部件组成的混流 式泵。水力部件和电机之 间由热屏隔离堆芯冷却剂 的高温。
堆芯围筒
下部构件 堆芯下支承板
堆内构件的功能
盛装燃料组件与相关组件，并为它们提供定位和预紧力； 为控制棒组件提供可靠的导向，吸收落棒冲击能； 为堆芯提供冷却剂流道和合理的流量分配，并减少冷却剂无 效泄漏； 屏蔽中子和 γ 射线，减少压力容器的辐照损伤； 为堆芯中子注量率测量和温度测量系统提供固定支承和导向； 为压力容器辐照样品监督管提供固定的位置； 为堆芯跌落提供二次支承。
堆芯测量仪表系统的测量探头提升绞盘
起吊三脚架
控制棒驱动机构风冷通风道
螺栓起吊轨道
屏蔽罩 检查门
冷却围筒是位于压力容器顶盖上方围绕在控制棒驱动机构周围的碳钢结构。在 核电厂正常运行时，冷却围筒为控制棒驱动机构电磁线圈提供冷却气流通道。
3.4 堆内构件(Reactor Internals)
系统示意图
冷却剂在冷却剂泵的驱动 下流过燃料组件，吸收了 核裂变产生的热能以后流 出反应堆，进入蒸汽发生 器，把热量传给二回路的 水，而冷却剂本身的温度 降低。从蒸汽发生器出来 的冷却剂再由反应堆冷却 剂泵送回反应堆去加热， 重复这个过程以持续进行 能量转换。一回路压力由 稳压器来维持和调节。

第三章 反应堆保护系统

–图6.2-14
停堆保护信号
• （12）反应堆冷却剂低流量事故保护停堆
–保护堆芯在失去一台或二台反应堆冷却剂泵流量 的事件下不发生DNB –意一个环路的低流量信号低到额定满流量的90%以 上时都会产生事故保护停堆 –图6.2-9
停堆保护信号
• （13）反应堆冷却泵断路器脱扣事故保 护停堆
–每个反应堆冷却剂泵都能产生一种使断路 器断开的信号。 –当功率高于P—7整定值时，凭借任一个断 路器断开信号就能产生事故保护停堆 –当功率低于P-7整定值时，凭借两个断路器 断开的信号就能产生事故保护停堆
保护系统设计准则
• 独立的ATWS系统 、单一故障、故障安 全 、冗余性 、独立性 、多样性 、四取 二表决逻辑 、可试验性和可维修性 、 四个独立的系统通道电源
保护系统设计准则
• 单一故障准则
– 在一个通道出现单一故障时，不会妨碍所 要求的保护作用
• 设备鉴定
– 通过广泛的环境合格试验、性能试验等， 保证了设备在事故（失水事故）环境下能 够继续工作
5.
安全壳消氢系统
– 5.1 系统功能 – 5.2 系统流程简图与描述
•
6.
缓解系统
– 6.1 未能紧急停堆的预期瞬态（ATWS）缓解系统 – 6.2 全厂失电(SBO)缓解系统
•
7.
事故后监测系统
概述
• 当核电厂出现异常工况时，反应堆保护 系统自动触发产生紧急停堆动作 • 当核电厂万一发生设计基准事故，同时 自动触发专设安全设施动作 • 反应堆保护系统的功用，通过停堆和汽 轮机停机来限制一般事故的后果
停堆保护信号
• （1）手动事故保护停堆
– 手动触发装置与自动事故保护停堆电路无 关, 触发控制室内的两个手动事故保护停堆 装置的任何一个，都会引起事故保护停堆 和汽轮机事故保护停机。
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3-1 反应堆冷却剂系统
2．压力调节系统 为了保证反应堆冷却剂系统具有好的冷却能力，应 当将堆芯置于具有足够欠热度的冷却剂淹没之中。核 电厂在负荷瞬变过程中，由于量测系统的热惯性和控 制系统的滞后等原因，会造成一、二回路之间的功率 失配，从而引起负荷瞬变过程中一回路冷却剂温度的 升高或降低，造成一回路冷却剂体积膨胀或收缩。 水经波动管涌人或流出稳压器，引起一回路压力升高 或降低。当压力升高至超过没定值时，压力控制系统 调节喷淋阀．由冷管段引来的过冷水向稳压器汽空间 喷淋降压；若压力低于设定值，压力控制系统启动加 热器，使部分水蒸发，升高蒸汽压力。
3-5 稳压器
二、稳压器分类 按原理和结构形式的不同，稳压器分为两类， （1）气罐式稳压器：容积大，易腐蚀，淘汰 （2）电加热式稳压器：大都采用 三、稳压器本体结构（电） 结构图 现代压水堆核电厂普通采用电加热式稳压器。 这种稳压器是一个立式圆柱形高压容器。其典型 的几何参数为高13m，直径2.5m，上下端为半 球形封头，总容积约40m2，净重约80t。立式 安装在下部裙座上。
第3章 反应堆冷却剂系 统和设备
动力工程系 余廷芳
主要内容
3-1 反应堆冷却剂系统 3-2 反应堆本体结构 ----------系统设备 3-3 反应堆冷却剂泵 3-4 蒸汽发生器 3-5 稳压器
3-1 反应堆冷却剂系统
一、系统的功能
反应堆冷却剂系统又称为一回路系统，其主要功能 是： (1)在核电厂正常功率运行时将堆内产生的热量载出， 并通过蒸汽发生器传给路工质，产生蒸汽，驱动汽轮 发电机组发电。 (2)在停堆后的第一阶段，经蒸汽发生器带走堆内的衰 变热。 (3)系统的压力边界构成防止裂变产物释放到环境中的 一道屏障。 (4)反应堆冷却剂作为可溶化学毒物硼的裁体，并起慢 化剂和反射层作用。 (5)系统的稳压器用来控制一回路的压力，防止堆内发 生偏离泡核沸腾，同时对一路系统实行超压保护。
流程： 结构：由下封头、U形管束、汽水分离装置及筒 体组件等组成。结构图,,主要参数 工作流程:
3-5 稳压器
一、稳压器的功能* 稳压器的基本功能是建立并维持一回路系统的 压力，避免冷却剂在反应堆内发生容积沸腾。 稳压器在电厂稳态运行时，将一回路压力维持 在恒定压力下； 在一回路系统瞬态时，将压力变化限制在允许 值以内； 在事故时，防止一回路系统超压，维护一回路 的完整性。 此外，稳压器作为一回路系统的缓冲容器，吸 收一回路系统水穿积的迅速变化。
3-4 蒸汽发生器

蒸汽发生器传热管面积占一回路承压边界面积的80％ 左右，传热管壁一般为1mm一1．2mm。因而，传热 管是整个一回路压力边界中最薄弱的部分。运行经验也 表明，传热管是蒸汽发生器内的事故多发区域。
二、分类：
3-4 蒸汽发生器
3-4 蒸汽发生器
1、立式自然循环U形管蒸汽发生器的结构的工作

3-1 反应堆冷却剂系统
三、系统参数的选择： 环路数与环路容量：

核电厂的一回路系统由若干并联的环路组成。按照核电 厂安全准则，单堆核电厂的环路数不小于2，但过多的 环路数将增加设备投资，因此，目前核电厂中一般采用 2—4条环路并联形式。每一条环路所对应的电功率最 初为150 MW。 随着核电设备设计制造能力提高，近期的压水堆核电站， 一条环路的电功率已达到300——600 MW，而且以每 个环路300MW设计建造600MW、900MW、 12000MW的大型核电站。近代典型压水堆核电站功率与一
3-1 反应堆冷却剂系统
三、系统参数的选择 3．反应堆冷却剂的入口温度 反应堆冷却剂的出口温度一旦确定，对于一个 确定热功率的反应堆，其人口温度与流量有单值 关系。 入口温度越高，一回路冷却剂平均温度越高。从 这方面来说，对提高热效率有利。但入口温度越 高，冷却剂温升越小，所需冷却剂流量越大，这 就增加了泵的输送功率，从而降低了电厂的净效 率。选择冷却剂的入口温度时，应综合考虑它与 流量各自带来的利弊以及其他一些因素后，选取 最佳值。
燃料元件

燃料元件是产生核裂变并释放热量的部件。它 的长为3851．5mm，外径9．5mm，Zr-4合 金包壳管厚o．57mm，包壳内装有二氧化铀芯 块。上下两端设有氧化铝隔热块，顶部安弹簧压 紧，两端用铁台金端塞封堵。并与包壳管焊接密 封在一起。
一回路系统示意图
核电站系统示意图
反应堆冷却剂系统的流程示意图
3-1 反应堆冷却剂系统
三、系统参数的选择 4．冷却剂流量 综合上述分析，压水堆核电厂一回路参数范围是：工作 压力15MPa左右，冷却剂在反应堆的进口温度取 280℃——300℃，在反应堆的出口温度取310℃—— 330℃，进出口的温升为30℃——40℃。核电厂变工 况时，反应堆冷却剂平均温度变化允许的最大温差为 17℃——25℃。反应堆的设计温度为350℃。 一回路系统中冷却剂的流量较大，当单环路对应的电功 率为300 Mw时，冷却剂总质量流量可达到15000t／ h~21000t／h(即每10MW热功率160t／h~250t／ h)。主管道内冷却剂流速可达15m／s，一回路系统的 总阻力约为o．6MPa~o．8MPa。
课堂作业
1、稳压器的功能是什么？按结构和原理，稳 压器分为哪两类？目前采用的是哪种？ 2、蒸汽发生器的作用是什么？压水堆核电站 主要采用的蒸汽发生器有哪三种？ 3、反应堆冷却剂泵的作用是什么？对泵的主 要要求是什么？核电站中有哪两类泵？ 4、反应堆冷却剂系统的主要参数是指哪些？ 5、大亚湾核电厂一回路压力和堆出口冷却剂 平均温度为是多少？
3-2 反应堆本体结构
组成：压水堆本体由堆芯、堆芯支撑结构、反应堆压力 容器及控制棒传动机构组成。典型压水堆的本体结构图。 一、堆芯结构 堆芯又称为活性区，位于反应堆压力容器中心偏下的 位置。 大亚湾核电厂由157个几何形状和机械结构完全相同的 燃料组件，构成一个高3．65m，等效直径3．04m的 准圆柱状核反应区。 反应堆冷却剂流过堆芯时起到慢化剂的作用。控制棒组 件用于反应堆控制，提供反应堆停堆能力和控制反应性 快速变化。与燃料组件/（图）组合在一起的还有一些 功能组件，它们在堆启动和运行中起着重要作用。
3-2 反应堆本体结构
四、控制棒驱动机构 作用：控制棒驱动机构是反应堆的重要动作部件，通过 它的动作带动控制棒组件在堆芯内上下抽插，以实现反 应堆的启动、功率调节、停堆和事故情况下的安全控制。 因此，它是确保反应堆安全可控的重要部件。 控制棒驱动机构要求：在正常运行工况下棒的移动速度 缓慢，每秒钟行程约10 mm，在快速停堆或事故工况 时要求驱动机构在得到事故停堆信号后，即能自动脱开， 控制棒组件靠自重快速插入堆芯，从得到信号到控制棒 完全插入堆芯的紧急停堆时间一般为2s左右，以保证 反应堆安全。
3-1 反应堆冷却剂系统
3．超压保护系统 当一回路系统的压力超过限值时，装在稳压器顶部卸 压管线上的安全阀开启，向卸压箱排放蒸汽，使稳压 器压力下降，以维持整个一回路系统的完整性。 卸压系统主要由装在稳压器汽空间连管上的卸压阀或 安全阀及其管道和卸压箱组成。 西屋公司设计的稳压器，上面装备有卸压阀和安全阀， 卸压阀的开启整定值比安全阀的开启整定值低。若卸 压阀开启后使超压瞬变过程得以缓解，安全阀则可免 于开启，法国法马通公司设计的稳压器，只装备三只 同一类型开启整定值不同的安全闽。
3-1 反应堆冷却剂系统 四、系统布置




反应堆冷却剂系统的所有设备、阀门及管道，全部安装 在安全壳内。 反应堆安放在安全完中央并稍偏离中心；以避开装卸 料机构的起吊死区。堆芯部分处在反应堆厂房地平面高 度以下。 反应堆冷却剂系统设备和管道的布置以反应堆压力容 器为中心，力求紧凑、简单对称。为了补偿主管道的热 膨胀应力，蒸汽发生器和主泵采用摆动的支耀结构，以 允许横向位移。 冷却剂中存在裂变产物和腐蚀产物，对系统设备和管道 有不同程度的污染。因此，在设备周围设有隔墙，它们 与安全壳培构成了二次屏蔽。 主要设备(反应堆压力容器、蒸汽发生器、反应堆冷却 剂泵、稳压器等)和反应堆冷却剂管道安装在二次屏蔽 墙内。
二、对泵的基本要求：

三、分类 ：分为两大类：全密封泵和轴封泵。
3-4 蒸汽发生器
一、作用：蒸汽发生器是压水堆核电厂一回路、二回路 的枢纽，它将反应堆产生的热量传递给蒸汽发生器二 次侧，产生蒸汽推动汽轮机做功。蒸汽发生器又是分 隔一次侧、二次侧介质的屏障，它对于核电厂的安全 运行十分重要。* 蒸汽发生器的可靠性是比较低的，它严重地影响核电 厂运行的安全性、经济性及可靠性。 压水堆核电厂运行经验表明，蒸汽发生器传热管断型 事故在核电厂事故中居首要地位。据报道，国外压水 堆核电厂的非计划停堆次数中约有四分之一是因有关 蒸汽发生器问题造成的。1992年，在205座堆中报 告蒸汽发生器有问题的达172座。
回路容量表
3-1 反应堆冷却剂系统
三 反应堆冷却剂系统
三、系统参数的选择 2、反应堆冷却剂出口温度 冷却剂出口温度越高，电厂热效率越高，但受下列因素 限制： (1)燃料包壳温度限制。材料受抗高温腐蚀性能限制。 (2)传热温差的要求。冷却剂温度至少要比包壳温度低 10℃——15℃，以保证正常的热交换。 (3)冷却剂过冷度要求。为保证流动的稳定性和有效传热， 冷却剂应具有20℃左右的过冷度。 由此可见，对于一定的工作压力，反应堆冷却刑的堆 出口温度变化余地很小。如大亚湾核电厂一回路压力为 15.5MPa，其堆出口冷却剂平均温度为329．8℃。*
近代典型压水堆核电站功率与一回路容量表
反 应 堆 本 体 结 构
燃 料 组 件 图
立 式 自 然 循 环 U 形 管 蒸 汽 发 生 器 的 结 构 图
59/19型蒸汽发生器主要设计参数
电 加 热 型 稳 压 器 结 构 图

3-2 反应堆本体结构
二、堆芯支撑结构
3-2 反应堆本体结构