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安全阀整定压力：阀门 开启 关闭 RCP017VP 隔离阀 RCP018VP 隔离阀 RCP019VP 隔离阀 RCP020VP 保护阀 RCP021VP 保护阀 RCP022VP 保护阀 14.6 14.6 14.6 16.6 17.0 17.213.9 Mpa(abs) 13.9 Mpa(abs) 13.9 Mpa(abs) 16.0 Mpa(abs) 16.4 Mpa(abs) 16.6 Mpa(abs)（1）安全阀的结构稳压器安全阀是先导式阀门。
每一台安全阀由两个主要部分组成：阀门的先导部分和主阀部分。
如图1-30和1-31所示。
图 1-31 先导式安全阀运行原理主阀部分是一个液压启动阀，提供卸压功能。
它包括：1）一个装有喷嘴的下阀体，主阀瓣就座在喷嘴上。
2）一个装有活塞的上阀体，活塞使阀瓣压到喷嘴上，而且活塞的表面积比阀瓣的表面积大。
阀门的先导部分起压力传感和控制的作用。
它由受稳压器压力作用的活塞构成。
活塞自身又启动一根由一个调节弹簧定位的传动杆，而传动杆借助于一个凸轮启动两个先导阀盘R1和 R2。
阀门的先导部分与主阀部分及稳压器实体隔离。
它由脉冲及先导管线与稳压器和主阀连接，在稳压器与先导阀之间装有一个冷凝罐，保护先导阀不受高温蒸汽的影响。
在先导阀的底部装有一个电磁线圈，它直接作用在传动杆和凸轮上，而凸轮用于操纵两个脉冲阀。
这个电磁线圈提供一种使先导阀头直接卸压的方法，以便远距离手动强制开启阀门。
（2）安全阀运行原理当稳压器压力低于先导阀的整定压力时，先导阀的传动杆在上面位置，先导盘R1开启，使主阀活塞上部与稳压器接通，由于主阀活塞的表面积比阀瓣的大，因此安全阀关闭。
当稳压器压力升高时，它作用在先导活塞上，并且使先导传动杆向下，先导盘R1使主阀活塞与稳压器隔离，此时安全阀仍保持关闭。
当稳压器压力达到先导阀的整定压力时，先导传动杆进一步向下，先导盘R2开启，主阀活塞上部容纳的流体排出，作用在主阀阀瓣上的稳压器压力使安全阀开启。
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。
- 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。
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。
水力学基础知识1.3.1 运动流体的机械能运动流体的总机械能可表示如下：对于如图1.10所示的运动流体，假设流体的质量为1kg ，流体在1和2两个点的总机械能如表1.4所示。
图1.10 运动的流体表1.4 单位质量流体的总机械能流体1点和2点总机械能的差值为：)()(1)(211212212212H H g P P V V W W -+-+-=-ρ（1-2） 有三种不同的情况： (1) W 2－W 1＝0流体在1点和2点之间自由流动，无摩擦，与外界无能量交换。
此时流体内各点总机械能保持恒定，只是不同形式的机械能相互转换。
(2) W 2－W 1 > 02点的总机械能大于1点，在1点和2点之间流体吸收能量，如水泵对流体做功。
(3) W 2－W 1 <0流体在1、2点之间损失能量，例如涡轮机对外做功或压头损失。
1．流动流体机械能的其它几种表示方法12(1) 以流体压力表示把式（1-2）右端乘以密度ρ ，得到：)()()(212122122H H g P P V V -+-+-ρρ 它的量纲是压力，于是转换为压力表达形式。
对于与外界无能量交换、无摩擦的流动，则有：0)()()(212122122=-+-+-H H g P P V V ρρ 即1121222222gH P V gH P V ρρρρ++=++其中 和表示流体在1点和2点运动所产生的动压力；P 1和P 2表示1点和2点的静压力；ρgH 1和ρgH 2表示由于流体的高度而产生的静压力。
(2) 以液柱高度表示若将上式除以ρg ，则变成如下形式：这样，所有压力（包括动压力、静压力和高度产生的压力）均用在管道中流动液体的液柱高度表示，也称压头。
2．压头损失实际上各种流体都是有粘性的，考虑了液体粘性的流体称为实际流体。
由于有粘性，液体在流动过程中，液滴相互之间以及液体与管道之间就会产生摩擦，导致能量的损耗；当流体流道有起伏变化，也会引起机械能损失。
反应堆水池和乏燃料水池冷却和处理系统（PTR）5.1.1 系统的功能PTR系统对反应堆水池和乏燃料水池进行冷却、净化、充水和排水。
1．冷却功能(1) 系统冷却乏燃料水池中的燃料元件，导出其剩余释热；(2) 机组在换料或停堆检修，RRA系统不可用，且一回路已经打开的情况下，PTR系统作为RRA系统的应急备用，冷却堆芯，导出其余热。
2．净化功能(1) 净化去除乏燃料水池中的裂变产物和腐蚀产物，限制乏燃料水池的放射性水平；(2) 过滤清除反应堆水池和乏燃料水池水中的悬浮物，以保持水中良好的能见度。
3．充、排水功能(1) 系统向反应堆水池和乏燃料水池充以硼浓度为2100µg/g的硼水，使水池有足够的水层，为操作人员提供良好的生物防护；(2) 保证乏燃料处于次临界状态；(3) 实施除乏燃料贮存池外其它水池的排水。
4．为安全注入系统和安全壳喷淋系统贮存必要的硼水。
5.1.2 系统的组成系统由反应堆水池、乏燃料水池、换料水箱和它们所连结的冷却、净化、充水和排水回路组成。
系统流程如图5.1所示。
图5.1 反应堆水池和乏燃料水池冷却和处理系统流程简图1．反应堆水池反应堆水池位于反应堆厂房内，池面标高为20m,总水容积为1310m3。
它分为两个部分：(1) 换料腔（或称为堆腔），该水池位于反应堆压力容器的正上方，池底标高为10.862m，容积为520m3；(2) 堆内构件贮存池，该水池与换料腔相连，池底标高为7.5m，容积为790m3。
这两个水池之间用气密封挡板隔开，可单独进行充排水。
机组正常运行时，反应堆水池是不充水的。
只有在换料，反应堆压力容器封头需要打开的情况下，反应堆水池才予充水。
水池满水的水位标高为19.5m。
2．乏燃料水池乏燃料水池位于燃料厂房内，池面标高也是20m，总水容积为1800m3，它分为四个部分:(1) 燃料输送池：水容积为235m3，池底标高为7.5m,池底有一个连接燃料厂房和反应堆厂房堆内构件贮存池的传递通道，乏燃料由换料机从反应堆吊出后，由运输小车将其穿过传递通道，送入燃料输送池。
