核动力装置Nuclear Power Plant核科学与技术学院核科学与技术学院（V2009.03.9）MNPP-L03-RCS2 反应堆冷却剂系统反应堆冷却剂系统2.1 概述概述2.2 蒸汽发生器蒸汽发生器2.3 反应堆冷却剂泵反应堆冷却剂泵2.4 稳压器稳压器2.5 系统布置形式系统布置形式2.6 系统初步设计计算系统初步设计计算9/28/20222核动力装置核动力装置2.1 概述概述1.系统功能及组成系统功能及组成 2.设计要求设计要求 3.系统主要参数系统主要参数 反应堆冷却剂系统是核动力装置一回路的核心系统，通过冷却剂的循环将反应堆堆芯产生的热量导出，传递给蒸汽发生器二次侧工质，也称为主冷却剂系统 9/28/20223核动力装置核动力装置1.系统功能及组成系统功能及组成 l是核动力装置的核心组成部分是核动力装置的核心组成部分l保证反应堆和蒸汽发生器正常运行保证反应堆和蒸汽发生器正常运行l确保事故工况下反应堆的安全确保事故工况下反应堆的安全9/28/20224核动力装置核动力装置功用功用l正常运行时，将堆芯热量传递给蒸汽发生器二次侧工质正常运行时，将堆芯热量传递给蒸汽发生器二次侧工质 冷却剂在系统中循环，实现热量的传输冷却剂在系统中循环，实现热量的传输l停堆过程中，导出堆芯余热的一部分停堆过程中，导出堆芯余热的一部分与二回路与二回路蒸汽排放系统蒸汽排放系统配合，将热量通过冷凝器传给大海（环境）配合，将热量通过冷凝器传给大海（环境）l事故时作为应急堆芯冷却的一种手段事故时作为应急堆芯冷却的一种手段 与与安全注射系统安全注射系统配合，应急冷却堆芯配合，应急冷却堆芯l作为包容运行参数下冷却剂的承压边界作为包容运行参数下冷却剂的承压边界是防止放射性物质泄漏的第二道安全屏障是防止放射性物质泄漏的第二道安全屏障9/28/20225核动力装置核动力装置系统流程及范围系统流程及范围图图2-2 主冷却剂系统原理流程主冷却剂系统原理流程9/28/20226核动力装置核动力装置 任务任务l补充冷却剂补充冷却剂初始充水、补充泄漏初始充水、补充泄漏 l热量传输热量传输冷却剂将堆芯释热带至蒸汽发生器冷却剂将堆芯释热带至蒸汽发生器l压力保护压力保护稳定运行压力、超压保护稳定运行压力、超压保护l水质净化水质净化净化冷却剂，减小腐蚀净化冷却剂，减小腐蚀l水质监测水质监测监测冷却剂的放射性剂量水平监测冷却剂的放射性剂量水平l废物处理废物处理处理运行中产生的放射性处理运行中产生的放射性“三废三废”l余热排出余热排出停堆冷却，排除余热停堆冷却，排除余热 l安全注射安全注射破口事故时注水，堆芯应急冷却破口事故时注水，堆芯应急冷却9/28/20227核动力装置核动力装置 组成组成l主冷却剂系统主冷却剂系统热量传输热量传输l容积和压力控制系统容积和压力控制系统压力保护压力保护l水质控制系统水质控制系统水质净化、水质监测水质净化、水质监测l辅助水系统辅助水系统设备冷却、系统补水设备冷却、系统补水l工程安全设施工程安全设施余热排出、安全注射余热排出、安全注射l放射性废物处理系统放射性废物处理系统废物处理废物处理9/28/20228核动力装置核动力装置2.设计要求设计要求l在正常运行工况和局部事故工况下，能提供足够的冷却剂在正常运行工况和局部事故工况下，能提供足够的冷却剂流量，保证堆芯得到充分冷却，防止燃料元件烧毁，稳定、流量，保证堆芯得到充分冷却，防止燃料元件烧毁，稳定、连续地将堆芯热量传输给蒸汽发生器二回路侧工质。
连续地将堆芯热量传输给蒸汽发生器二回路侧工质l系统要有一定的自然循环能力系统要有一定的自然循环能力l主泵应有一定的惯性主泵应有一定的惯性9/28/20229核动力装置核动力装置2.设计要求设计要求l一台主泵因某种原因突然停转时，不得造成反应堆冷却剂一台主泵因某种原因突然停转时，不得造成反应堆冷却剂系统失效；系统失效；l反应堆冷却剂系统应具有耐冲击和抗震反应堆冷却剂系统应具有耐冲击和抗震(船舶振动引起的船舶振动引起的)能力，并适应舰船运动稳定性的要求；能力，并适应舰船运动稳定性的要求；l应满足反应堆冷却剂系统边界完整性准则的要求；应满足反应堆冷却剂系统边界完整性准则的要求；l系统双重设置，并保证能各自独立工作，增加装置的生命系统双重设置，并保证能各自独立工作，增加装置的生命力9/28/202210核动力装置核动力装置2.系统主要参数系统主要参数l以日本核商船以日本核商船“陆奥陆奥”号为例，号为例，l反应堆冷却剂系统两个环路组成反应堆冷却剂系统两个环路组成l主管道内径主管道内径203mm203mm，壁厚，壁厚14mm14mml环路的流量为环路的流量为900t/h900t/hl反应堆额定热功率为反应堆额定热功率为36MW36MWl全功率全功率l堆芯冷却剂额定流量为堆芯冷却剂额定流量为1800t/h1800t/hl蒸汽发生器入口处的冷却剂温度为蒸汽发生器入口处的冷却剂温度为285 285 l出口处为出口处为271271l平均温度为平均温度为278278；9/28/202211核动力装置核动力装置2.系统主要参数系统主要参数l零功率时零功率时l蒸汽发生器进、出口冷却剂温度均为蒸汽发生器进、出口冷却剂温度均为278278l蒸汽温度蒸汽温度278278，压力为，压力为6.13MPa6.13MPa。
l反应堆冷却剂系统的运行压力确定为反应堆冷却剂系统的运行压力确定为10.78MPa10.78MPal排放压力为排放压力为12.26MPa12.26MPal设计压力为设计压力为13.24MPa13.24MPal设计温度为设计温度为333333l蒸汽发生器为压力蒸汽发生器为压力6.67MPa6.67MPa9/28/202212核动力装置核动力装置2.2 蒸汽发生器（蒸汽发生器（Steam Generator，SG）l蒸汽发生器是连接一、二蒸汽发生器是连接一、二回路的关键设备（枢纽），回路的关键设备（枢纽），将一回路冷却剂的热量传将一回路冷却剂的热量传输给二回路给水，以产生输给二回路给水，以产生蒸汽蒸汽l蒸汽发生器的类型蒸汽发生器的类型l自然循环蒸汽发生器自然循环蒸汽发生器l直流蒸汽发生器直流蒸汽发生器蒸汽发生器蒸汽发生器自然循环式自然循环式直流式直流式立式立式U型管式型管式卧式卧式9/28/202213核动力装置核动力装置自然循环式蒸汽发生器自然循环式蒸汽发生器U-tube Steam Generatorl倒倒U型传热管束型传热管束l上上部部为为分分离离段段，下下部部为为蒸蒸发段发段l分分离离段段：设设置置23级级汽汽水水分离器分离器l蒸蒸发发段段：管管束束套套筒筒将将蒸蒸发发段段分分隔隔为为下下降降空空间间和和上上升升空间空间l下下封封头头为为冷冷却却剂剂进进、出出口口水室，由隔板隔开水室，由隔板隔开9/28/202214核动力装置核动力装置汽水分离装置汽水分离装置l蒸蒸汽汽中中所所含含的的水水份份过过多多（即即湿湿度度过过大大），夹夹杂杂在在蒸蒸汽汽中中的的水水滴滴和和溶溶于于水水中中的的盐盐分分会会造造成成汽汽轮轮机机通通流流部部分分积积盐盐，降降低低汽汽轮轮机机的的效效率率，影响工作可靠性影响工作可靠性l汽汽水水分分离离装装置置用用于于除除去去蒸蒸汽汽中中携携带带的的水水份份，提提高高饱饱和和蒸蒸汽汽的的干干度度，向向汽汽轮轮机机供供应应干干燥燥、清清洁洁的的饱饱和和蒸汽蒸汽l通常采用多级分离器通常采用多级分离器 旋风分离器旋风分离器9/28/202215核动力装置核动力装置波纹板分离器工作原理波纹板分离器工作原理l蒸蒸汽汽在在曲曲折折通通道道内内流流动动时时多多次次改改变变流流动动方方向向，其其中中携携带带的的水水份份在在离离心心力力作用下被分离出来作用下被分离出来l波波纹纹板板上上的的挡挡水水钩钩收收集集板板面面水水膜膜，捕捕集集蒸蒸汽汽流流中中的的水水滴滴，汇汇集集后后沿沿凹凹槽槽进入疏水装置进入疏水装置9/28/202216核动力装置核动力装置UTSG的工作原理的工作原理l一次侧流程（冷却剂）一次侧流程（冷却剂）热热管管段段进进口口水水室室管管板板倒倒U型型内部内部管板管板出口水室出口水室冷管段冷管段l二次侧流程（给水二次侧流程（给水-蒸汽）蒸汽）给给水水管管道道给给水水环环管管下下降降通通道道上上升升通通道道汽汽水水分分离离器器（两两级级）出口蒸汽接管出口蒸汽接管下下降降段段为为单单相相水水，上上升升段段为为饱饱和和汽汽水水混混合合物物，依依靠靠流流体体密密度度差差产产生生的的驱动力维持循环驱动力维持循环水位水位9/28/202217核动力装置核动力装置UTSG自然循环原理自然循环原理l管束套筒将蒸汽发生器下筒体管束套筒将蒸汽发生器下筒体内的水分隔成冷（水）柱和热内的水分隔成冷（水）柱和热（水）柱两个区域（水）柱两个区域l冷（水）柱：冷（水）柱：给水和分离器分给水和分离器分离出的再循环水离出的再循环水l热（水）柱：热（水）柱：水和蒸汽混合物水和蒸汽混合物l冷（水）柱和热（水）柱之间冷（水）柱和热（水）柱之间的密度差，为工质循环提供驱的密度差，为工质循环提供驱动压头动压头9/28/202218核动力装置核动力装置 循环倍率循环倍率l 定义定义 上上升升通通道道内内汽汽水水混混合合物物总总质质量量流流量与蒸汽质量的比值。
量与蒸汽质量的比值lUTSG设设计计工工况况的的循循环环倍倍率率一一般般大于大于44.5，考虑以下因素：，考虑以下因素：传热条件传热条件流动稳定性流动稳定性管材腐蚀管材腐蚀9/28/202219核动力装置核动力装置UTSG的特点的特点l二二次次侧侧蓄蓄水水容容积积大大，在在丧丧失失给给水水时时具具有有一一定定缓缓冲冲作作用用，有有利于安全，降低对控制系统的要求利于安全，降低对控制系统的要求l运运行行过过程程中中不不断断排排污污，保保持持炉炉水水清清洁洁，可可适适当当降降低低对对传传热热管材料和给水水质的要求管材料和给水水质的要求l只只能能产产生生饱饱和和蒸蒸汽汽，需需要要设设置置汽汽水水分分离离装装置置，使使蒸蒸汽汽发发生生器结构复杂，汽轮机需要设置中间去湿装置器结构复杂，汽轮机需要设置中间去湿装置l整整个个负负荷荷区区间间，蒸蒸汽汽压压力力变变化化范范围围大大，对对二二回回路路的的设设计计、运行和管理带来困难运行和管理带来困难9/28/202220核动力装置核动力装置UTSG的静态特性的静态特性l 定义定义 在在稳稳态态工工况况下下，主主要要参参数数随随装装置置负负荷荷（功功率率）变化的规律变化的规律l常常见见的的是是一一回回路路冷冷却却剂剂平均温度恒定平均温度恒定l二二次次侧侧蒸蒸汽汽温温度度（压压力力）随随负负荷荷（功功率率）升升高高而而降低，降低，呈反滑趋势呈反滑趋势9/28/202221核动力装置核动力装置直流蒸汽发生器直流蒸汽发生器（Once-through Steam Generator，OTSG）l二二次次侧侧给给水水流流过过传传热热面面，经经预预热热、蒸蒸发发和和过过热热，全全部部变变为为过热蒸汽，因此循环倍率为过热蒸汽，因此循环倍率为1l二次侧工质的流动依靠给水泵提供的压头来维持二次侧工质的流动依靠给水泵提供的压头来维持l 管外直流管外直流 冷却剂在传热管内流动，冷却剂在传热管内流动，二次侧工质在管外流动二次侧工质在管外流动l 管内直流管内直流 冷却剂在传热管外流动，冷却剂在传热管外流动，二次侧工质在管内流动二次侧工质在管内流动9/28/202222核动力装置核动力装置OTSG的结构形式的结构形式管内直流管内直流管外直流管外直流9/28/202223核动力装置核动力装置OTSG的特点的特点l传热管为双层套管、螺旋盘管等多种形式传热管为双层套管、螺旋盘管等多种形式l二二次次侧侧工工质质一一次次流流过过传传热热管管，由由不不饱饱和和水水变变为为蒸蒸汽汽，循循环环倍率为倍率为1l二次侧工质没有蓄积，要求给水可靠二次侧工质没有蓄积，要求给水可靠l没有排污，对给水水质要求很高没有排污，对给水水质要求很高l。