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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。
AP1000反应堆冷却剂系统（RCS）包括：反应堆压力容器（RPV），包括控制棒驱动机构安装接管和堆芯测量探头贯穿件；反应堆冷却机泵（RCP）。
共4台屏蔽电机泵（Canned Motor Pump），每台蒸汽发生器下部都与两台泵相连接，即每个环路由两台泵驱动；蒸汽发生器（SG）包容反应堆冷却剂的部分，包括SG的水室下封头（Channel Head）、管板（Tubesheet）和传热管束（Tubes）；稳压器（PRZ）以及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（Surge Line）；安全阀（Safety Valves）和1～3级自动降压系统（ADS）和排气管道隔离阀（Head Vent Isolation Valves）；上述主要部件之间相互连接的管道及其支承；与通往辅助系统的支持系统之间相互连接的管道及其支承。
RPV在堆芯顶部以下的位置没有贯穿孔，这样排除了RPV泄漏导致失水事故的可能性。
堆芯在压力容器内的位置尽量靠下，这样可以减少失水事故再淹没时间。
由于入口接管嘴高于出口接管嘴，这种设计允许堆芯在不卸料的情况下进行主泵检修（只要入口管，即反应堆主管道冷管段排空），而且有利于实现半管（Mid-Loop）运行。
一体化顶盖组件（IHP）由多个独立的设备组成，从而简化了反应堆的换料操作。
在停堆换料期间，反应堆压力容器顶盖组件的整体操作，减少了停堆时间和个人辐射剂量。
另外，一体化顶盖组件也减少了其相关部件在安全壳内的搁置空间。
IHP组成：围筒组件；吊装系统；驱动机构（CRDM）抗震支承结构；电缆支承结构；电缆。
IHP实现包括控制棒驱动机构电源、棒位数字指示器以及堆芯测量装置等组件电缆的快速插接与断开，使得在其内的各个部件无需单独进行连接和断开。
冷却围筒是位于RPV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磁轭线圈提供冷却气流通道。
IHP也可以使冷却围筒快速拆开。
核知识常用英文缩写的含义INSAG ：国际核安全咨询组； INSAG-4：核安全文化；RRA:：余热排出系统； REA ：反应堆硼和水补给系统； RCP ：反应堆冷却剂系统； RCV ：反应堆化学和溶剂控制系统； SAMG:严重事故管理导则； EOP ：应急运行规程；I 规程：异常规程； A 规程：事故规程；H 规程：超设计基准事故规程； U 规程：极限事故规程；SPI 规程：使用I 、A 、H 规程时的事故连续监督规程。
由安工执行；SPU 规程：使用U 规程时的事故连续监督规程。
由安工执行；UNSCEAR ：辐射效应科学委员会； WHO ：世界卫生组织；ASME ：美国机械工程师协会 ； ANSI ：美国国家标准协会；NQA ：核设施的质量保证；10CFR50：美国联邦法规第10篇第50章；10CFR50附录B ：核能电厂及核燃料再处理品质保证准则；50-C/SG-Q :核电厂和其它核设施安全的质量保证法规和安全导则；IAEA50-C-QA ：核电站安全质量保证法规； RCC-M ：法国《压水堆核岛机械设备设计和建造规则》；AFCEN ：法国核岛设备设计和建造规则协会；SFR ：钠冷快堆； SCWT ：超临界水冷堆；MSR ：熔盐堆； QSR ： Quality Status Review 质量状况审查 ；Quality System Requirements ： 质量体系要求；受作用质量作用能量吸收剂量= ；辐射因子权重吸收剂量当量剂量⨯= ；受照体组织权重因子当量剂量有效剂量⨯= ； 国际辐射单位与测量委员会(ICRU)使用的一个量。
组织中某点处的剂量当量是该点处的吸收剂量、辐射品质因数和其他修正因数的乘积。
其单位是希沃特(Sv)有效剂量当量是核辐射防护中使用的量之一。
若组织T 的年剂量当量为HT ，该组织的权重因子为WT （由国际辐射防护委员（ICRP ）对随机性效应所确定，其值列于附表），将此二者的乘积对所有组织的总和，定义为有效剂量当量HE ，即 因为权重因子为一无量纲，故HE 的单位与剂量当量的相同，即希[沃特]或其专用单位雷姆。
设备管理与改造！012324 Guanli yu Gaizao核电站反应堆冷却剂系统充排水期间水位监测及优化张皓云(福建宁德核电有限公司，福建宁德355200)摘要:核电站反应堆冷却剂系统采用多台变送器测量卸压模式下的反应堆冷却剂系统水位,保证了主控室操纵员能在充 排水期间连续监测从稳压器顶部至主管道底部的水位。
现介绍某核电站水位监测的偏差情况，对偏差原因进行分析并提出纠正措施，可供其 核电站 。
关键词：核电站；水位监测；压力容器;优化!反应堆冷却剂系统水位计介绍核电站采用多台变送器测量反应堆冷却剂系统水位,有 R CP007/00-/011 MN 、RCP012/09-MN 、RCP090/091 /092/ 093/094/095MN ,正常运行期间，RCP007/008/011MN 测量 稳压器水位参与反应堆保护，RCP092/093MN 主要用于失水事故等工况。
本主要介绍用于冷态一回路充排水期间的RCP012/ 098/090/091/300MN 。
如图1所示，4台变送器量程相互重 合，测量水位，保证卸压模式下主控室操纵员能在RCP 充排水期间连续监测从稳压器顶部至主管道底部的水位，用 RCP 充排水 反应堆水 稳压器管 水位的变 ， 保证稳压器水位测量的部分 冗余度。
图！反应堆冷却剂系统水位测量示意图⑴1.1 RCP012MN差压变送器测量稳压器水位，测量范围为13.6〜23.4 5。
1.2 RCP098MN差压变送器测量稳压器水位，量程范围达到了 8.7〜 20 5。
在充排水期间，RCP098MN 实际上是最主要的一个水位监测。
在核岛5 5的 ，其正压侧接在二的 管 / 8.745 压 /在稳压器顶部，标咼23.416 5。
1.3 RCP090/091MN压力容器量程水位计的测量范围是8.5〜13.35 5,但实际上RCP090/091MN 的可测量范围比8.5〜13.35 5要多，测量，在反应堆水 40 9、环土28 °C 、上膜盒一直对空的情况下，它可以测量2.08〜17.52 5的水位，实际使用时仅将RCP090/091MN 的可测量范围区 间 了 进行，从 了量的水位测量。
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。
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
还有若干辅助系统为RCP系统服务，它们包括：化学和容积控制系统(RCV)、余热排出系统
(RRA)和安全注入系统(RIS)。这些辅助系统都与反应堆冷却剂系统相连接。
--RCV：RCP通过正常下泄管线排入RCV系统。正常下泄管线位于2号环路过渡段。过剩下
泄管线作为正常下泄管线的备用，接到1号环路过渡段。
冷却剂通过上充管线回流到1号环路冷段，或者通过辅助喷淋管线接到稳压器。
--RRA：RCP通过位于2个环路热段上的接管排入RRA系统。冷却剂经由RIS的中压安注箱
注入管线回流到RCP系统。
--RIS：RIS系统与RCP系统的连接通过：
接到热段和冷段及反应堆压力容器的高压安注(HHSI)管线和低压安注(LHSI)管线;
接到反应堆压力容器的中压安注箱注入管线。
--RCP系统还在不同的位置与核岛排气和疏水系统(RPE)及核取样系统(REN)连接。
--RCP 降压水位测量仪表(RCP082LN)与2号环路热段RRA吸入管线上游相连接。
四、系统特性参数表
表1-1为压水堆核电厂反应堆冷却剂系统(RCP)特性参数表。表2为与反应堆冷却剂系统相
连接的系统。
表1-1 反应堆冷却剂系统(RCP)特性参数
表1-2 与反应堆冷却剂系统相连接的系统
余热排出系统(residual heat removal sys- tem)用于冷停堆时排出堆芯余热的系统，亦称 停堆冷却系统，
一回路辅助系统之一。在很多核电厂 中，本系统还兼作安全注射系统的低压注射子系统(见 图)。其主要
功能为:①正常冷停堆的第二阶段，即当 一次冷却荆系统的压力和温度分别达到2.5~3.。 MPa和
175~180℃时，把停堆后的堆芯剩余释热以及 系统内介质和设备的显热，通过设备冷却水系统传输 至最
终热阱，使反应堆冷却剂的温度以一定速率降到 冷停堆或换料操作温度，并保持这个温度;②在反应堆 更
换燃料开始时，将换料水箱内的含硼水箱人换料水 池，换料结束后，再将换料水池内的含硼水送回换料
水 箱。③失水事故时，兼作低压安全注射部分，将换料水 箱内的含翻水或安全壳地坑内的水注人堆芯。
换料水箱 高压安全注射策 牟毕线擎。排出， 主管道冷段 化学和容积控翻系坟 主管通热段 安全亮地境
余热排出系统流程原理图 本系统通常设里两个相互独立、冗余的系列。每个 系列设一台余热排出泵和一
台余热交换器。当一个系 列失效时，系统仍能保持其安全功能。余热排出泵为离 心泵。每台泵设有小流
量旁通管，以防止泵在无输出流 量时发生热变形和损坏。余热交换器通常为U形管壳 式结构，在设计上
考虑到反应堆长期满功率运行后，停 堆后一段时间内(通常考虑20一24h)存在的余热和反 应堆冷却剂与
设备冷却水之间的最小温差，每台余热 交换器按100%的热负荷设计。其出口和旁通管道上 均设置流量
控制阀。 停堆冷却反应堆冷却剂由余热排出泵从主管道 热段吸出，经余热交换器管侧将热量传输给壳侧
的设 备冷却水后，再经主管道冷段返回堆芯，如此循环冷却 堆芯。通过旁路调节余热交换器管侧的反应
堆冷却剂 流量，可控制反应堆冷却剂的降温速率。 反应堆冷却剂温度下降至60C以下时.一次冷却 剂系
统压力降至常压，便可进行换料或维修工作。 冷停堆后，不能利用正常下泄通道将反应堆冷却 剂输人化
学和容积控制系统净化时，在余热排出泵出 口将大部分反应堆冷却剂注人主管道冷段进人堆芯， 而一部
分反应堆冷却剂通过本系统低压下泄通道抽人 化学和容积控制系统进行净化，净化后的水返回余热 排出
泵人口再注人堆芯。在反应堆起动阶段，使用本系 统的低压下泄通道维持一次冷却剂系统压力(2.8~ 3.0
MPa)，直至反应堆冷却剂泵投人运行及化学和容 积控制系统的上充(离心)泵投人运行。 换料运行余热排
出泵从换料水箱吸入含翻水. 经余热交换器旁通管和主管道冷段，进人反应堆压力 容器，通过松开的法兰
面滋人换料水池。当换料水池水 位达到规定高度后，可进行换料操作。换料结束后，将 换料水池内的含
硼水送回换料水箱。 失水事故期间的堆芯冷却余热排出泵吸取换料 _._.，。J曰.，J、，比八土官沮冷段，
进人堆芯。在再循 环阶段，余热排出泵将从安全壳地坑吸取的水，经余热 交换器直接注入主管道冷段和
热段，使之进入堆芯.
