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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（
2、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
3、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。为了便于大家理解核电厂相关的运行知识，本教材最后还简单介绍机组启停知识。1第一部分核 岛 系 统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。第一节 反应堆冷却剂系统（RCP）一、 系统的功能安注箱余热排出系统（RRA）稳压器卸压箱主泵图1-1反应堆冷却剂系统上充流蒸汽流量给水流量喷淋阀辅助喷淋阀加热
4、器喷淋稳压器辅助喷淋主喷淋过剩下泄蒸汽发生器2号环路冷段压力容器安注箱余热排出系统（RRA） RIS RIS化学和容积控制系统（RCV）2号环路过渡段过渡段1号环路反应堆控制棒驱动机构排水（RPE）除盐除氧水（REA）设备冷却水（RRI）冷段 RIS设备冷却水系统（RRI）轴封密封水注入（RCV）热段 RRA RIS波动管正常下泄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
5、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；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。
6、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.传热环路图2 压水堆机组原理图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。（图2）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
7、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
8、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
9、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
10、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）特性参数主要参数数值堆芯额定热功率1930MW/h稳压器压力15.5MPa(绝对)热工
11、设计流量（每条环路和冷段温度下）23320 m3/h名义流量（每条环路和冷段温度下）24290 m3/h机械设计流量（每条环路和冷段温度下）25260 m3/h温度（在满负荷下）反应堆入口反应堆出口反应堆平均温度反应堆平均温度（在零负荷下）热工设计292.8327.2名义293.4326.6310.0290.8表1-2 与反应堆冷却剂系统相连接的系统ARE给水流量控制系统ASG蒸汽发生器辅助给水系统GCT汽机旁路排放系统RCV化学和容积控制系统RRA余热排出系统RIS安全注入系统REN核取样系统RPE核岛排气和疏水系统REA反应堆硼和水补给系统RAZ核岛氮气分配系统RRI设备冷却水系统SAR仪
12、表用压缩空气分配系统PTR反应堆换料水池和乏燃料水池冷却和处理系统第二节 反应堆压力容器及堆内构件一、 作用及设计考虑压力容器及其顶盖整体有三个基本作用：1.作为包容反应堆堆芯的容器，起着固定和支撑堆内构件的作用，保证燃料组件按一定的间距在堆芯内的支撑与定位。2.作为反应堆冷却剂系统的一部分，起着承受一回路冷却剂与外部压差的压力边界的作用。3.考虑到中子的外逸，起到对人员的生物防护的作用。反应堆压力容器按照提供包容反应堆堆芯、上部堆内构件及下部堆内构件所要求的容积设计，考虑到核电厂的寿期为40年，以及运行时冷却剂的循环流动，水对设备的腐蚀，设备的耐蚀性能与金属的老化，要选用具有高机械强度和在强
13、中子辐照下不易脆化的材料。二、 设备描述反应堆压力容器是一个圆柱型容器，它的底部是焊接的半球形底封头，上部为一个可拆的、用法兰连接和装密封环的半球形上封头，容器有两个进口接管和两个出口接管分别与反应堆各个冷却剂环路的冷段和热段连接。这些接管位于恰好低于反应堆压力容器法兰但高于堆芯顶部的一个水平面上。另外，还有两个中压安注的入口接管。冷却剂通过进口接管进入压力容器，并且向下流过堆芯吊篮和容器壁之间的环形空间，在底部转向，朝上流过堆芯到出口接管。反应堆压力容器法兰和上封头用两道金属密封环密封，密封泄露借助内环与外环之间的一根引漏接管检测。压力容器包容堆芯、控制棒组件与堆芯及冷却剂循环通道直接相关的
14、所有部件。堆芯内产生的热功率传给反应堆冷却剂并传送到反应堆压力容器外部。1. 压力容器压力容器筒体段由几部分构成：一个锻造法兰，在它上部开有56个螺栓孔用来安装压紧螺栓；一个带有六个冷却剂进、出口管嘴的锻造环状缎；另外两个锻造环状段；一个半球形下封头，封头底部开有作为堆内测量通道的42个孔。压力容器顶盖段，由带螺孔的锻造法兰和球形拱顶组成。顶盖上有一个排气管，它的作用是在冷却剂系统充水时排出压力容器顶部的空气；在球形拱顶上有38个孔，以供控制棒组件和仪表导向管通过。压力容器筒体段重266吨，顶盖段重57吨。图3是压力容器的构成图，图4是压力容器断面图。压力容器筒体段与压力容器顶盖间放有两个O型密封环，由56个螺栓来固定，保证密封。压力容器本体的材料是低合金碳钢，为了防止腐蚀，压力容器与反应堆冷却剂水接触的内表面有厚度为6mm厚的奥氏体不锈钢覆盖。为了使压力容器满足其机械特性，制造时必须进行多次热处理。压力容器接合面外侧有个法兰，当更换燃料时，它能使一个环形板就位，起到对堆坑的密封作用，防止反应堆水池充水时堆坑进水。压力容器内侧下部焊有导向凸缘，使下部堆内构件对中定位。压力容器筒体法兰的水平位置有一个凸台，以悬挂下部堆内构件。图1-3 600 MWe压水堆本体图1-4 压力容器横断面 图 1-4 压力容器横断面图
