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中级运行系统培训反应堆冷却剂系统我厂主要厂房概貌压水堆核电厂的组成通常可以分为三大部分：•核岛：与核相关的系统和设备部分•常规岛：常规的系统和设备部分•电气系统和设备。前言•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）；•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；•专设安全设施系统：如安注系统（RIS）、安全壳喷淋系统（EAS）等；•与安全壳相关的通风系统：安全壳换气通风系统（EBA）、大气监测系统（ETY）等；•三废系统：如废液处理系统（TEU）、硼回收系统（TEP）等。•其他系统。核岛•蒸汽系统:如主蒸汽系统（VVP）、汽水分离再热系统（GSS）等；•给水系统:如凝结水系统（CEX）、除氧器系统（ADG）等；•汽机及其辅助系统:如汽轮机润滑、顶轴和盘车系统（GGR）•外围系统:如核岛除盐水分配系统（SED）、循环水处理系统（CTE）等。常规岛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：•发电机及其辅助系统，如发电机定子冷却水系统（GST），发电机励磁和电压调节系统（GEX）、发电机并网系统（GSY）等。•厂内外电源系统，如500KV开关站GEW，主变和厂用变系统GEV，LGA，LGB，220KV开关站系统LGR，LGIA/B，LHA，LHB•柴油机系统LHP，LHQ，LHT，LKA，LLA，LNA和直流系统LAA、LBA、LCA、LDA等。电气部分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：第一部分核岛系统本章介绍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。反应堆冷却剂系统RCP第一节反应堆冷却剂系统系统的功能主要功能：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；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；反应堆冷却剂中溶有硼酸，可以补偿氙瞬态效应和燃耗引起的反应性变化；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；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。压力边界包括控制棒驱动机构外罩和中子通量测量导向管的反应堆压力容器；蒸汽发生器的一回路侧；主泵；稳压器；稳压器的安全阀；一回路各主要部件之间的连接管道、阀门和配件；连接辅助系统或支持系统的管道、配件和阀门，直到并包括每条管路中的第二个隔离阀（从高压侧算起）。设计基准压力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，正常运行时，主系统升降温28℃/h，PZR为56℃/h。整个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。系统描述1.传热环路2.压力调节原理3.温度检测旁路（RTD）（resistancetemperaturedetector）4.与辅助系统的连接热段过渡段冷段传热环路--电加热器--喷淋--安全阀--卸压箱压力调节原理在役水压试验限制在役水压试验限制中子注量对NDTT的影响VVP主蒸汽系统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与辅助系统的连接系统特性参数表主要参数数值堆芯额定热功率1930MW系统额定热功率1936MW设计压力17.2MPa(绝对)正常运行压力15.5MPa(绝对)水压试验压力22.9MPa(绝对)热工设计流量（每条环路）23320m3/h名义流量（每条环路）24290m3/h机械设计流量（每条环路）25260m3/h设计温度343℃（稳压器设备除外－360℃）蒸汽流量2×1951t/h（零排污）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292.8℃327.2℃名义293.4℃326.6℃310.0℃290.8℃第二节反应堆压力容器及堆内构件压力容器剖面图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中子辐照下不易脆化的材料。设计考虑设备描述压力容器压水堆纵剖面--1个排气孔640VP--30支热电偶--33束控制棒--56根紧固螺栓--121组燃料组件--38个堆内核测通道堆内下部构件组成：1.堆芯吊蓝2.堆芯支撑板3.堆芯下栅格板4.堆芯围板5.热屏6.二次支撑组件作用：1.把堆芯重量传递给压力壳；2.固定燃料组件和堆内测量装置；3.均匀流入燃料组件的流量；4.减少堆芯对压力容器筒壁的辐照；5.在堆芯吊篮破裂时，限制堆芯位移堆内下部构件堆芯横向截面图堆芯反应性控制1.硼酸2.控制棒束3.可燃毒物棒束控制棒：S：8束A：8束B：8束C：5束D：4束中子源：一次中子源：Cf-252二次中子源：Sb-Be（锑-铍）共分为三区组件数第一次装载的富集度第一区411.9%第二区402.6%第三区403.1%换换料时装入新燃料组件的富集度：3.25%燃料组件的富集度17*17压水堆燃料组件及其控制棒--上栅格板--导向管支撑板--控制棒导向管--支撑柱上部堆内构件上部堆内构件组成：1.上栅格板2.导向管支撑板3.控制棒导向管4.支撑柱作用：1.固定燃料组件；2.使控制棒对准燃料组件，能顺利地升降--总流量48580m3/h；--总流量的6.5%的旁通流量；--堆芯的压头损失1.5bar，压力容器的压头损失3bar；冷却剂在堆芯的流动--瞬态允许〈20L/H；--探测泄漏的两种方法，温度计和水位计。压力容器泄漏的探测1号连接管RPERPE冷段15VP16VP642VP2号连接管外密封环内密封环顶盖压力容器筒体081MN083MN01MT压力容器主要参数主要参数数值设计压力17.2Mpa(绝对)设计温度343℃运行压力15.5Mpa(绝对)装有堆芯和内部构件就位时的冷却剂的容积95.76m3满负荷时的冷却剂温度反应堆入口反应堆出口热工设计292.8℃327.2℃名义293.4℃326.6℃反应堆冷却剂流量热工设计名义2×23320m3/h2×24290m3/h通过压力容器时反应堆冷却剂压降0.28MPa压力容器内径壁厚总高度壳体重顶盖重材料堆焊层厚度堆焊层材料螺栓数目螺栓材料3840mm205mm(筒体)12.978m266t57t16MND54.5mm309L+308L不锈钢5640NCDV7.03热屏厚70mm燃料组件总数（组）121第三节蒸汽发生器蒸汽发生器（SG）的主要作用是将一回路中水的热量传给二回路的水，使其汽化。由于一回路水流经堆芯而带有放射性，因而蒸汽发生器与压力容器和一回路管道共同构成防止放射性外溢的第二道屏障。在压水堆核电厂正常运行时，二回路应不受到一回路水的污染，是不具有放射性的。压水堆核电厂蒸汽发生器是按自然循环原理运行的。在这类蒸汽发生器中，保证流体的原动力是冷水柱和热水柱之间的密度差，产生的蒸汽是饱和蒸汽。每一台饱和式蒸汽发生器按照满负荷运行时传递二分之一的反应堆热功率设计。作用及设计考虑二回路蒸汽集水箱给水冷水柱热水柱热源一回路水水-汽混合物自然循环原理图设备描述排污--保持SG水位的必要性--SG的给水--SG的排污7—46.7T/HSG水位调节水位测量水位调节给水流量控制系统（ARE）电动主给水泵系统（APA）给水蒸汽出口给水流量信号蒸汽流量信号一回路水入口一回路水出口参数数值参数数值一次侧:二次侧设计压力17.2MPa(abs)设计压力8.6MPa(abs)设计温度343℃设计温度316℃运行压力15.5MPa(abs)蒸汽压力6.71MPa(abs)反应堆冷却剂温度（最佳估算）蒸汽温度282.9℃——进口327.2℃给水温度230℃——出口292.6℃流量率(最佳估算)1951t/h反应堆冷却剂流量（最佳估算）24290m3/h一般数据压降0.31MPa蒸汽最大湿度（重量百分比）0.25%反应堆冷却剂容积总换热面积5630m3——冷态总高度20.864m——热态31.12m3上部外径4487.8mm热负荷1/2×1936MW下部外径3465.1mm管板厚度585mm名义直径19.05mmU形管数目4640根壁厚1.09mm材料因科镍-690总重量（无水）338t（充满水）530t蒸汽发生器主要参数蒸汽发生器水位调节蒸汽发生器水位整定值负荷是蒸汽发生器的总的蒸汽负荷，它包括两部分：•以汽轮机高压缸进汽压力为代表的汽轮机进汽流量；•冷凝器旁路排放系统的调节信号代表的排往冷凝器的新蒸汽流量。水位设定值选取依据零负荷时，SG压力高，水的密度大，确定较低的水位定值是为了保持SG中的水装量较小，以防止在蒸汽管线破裂时，向安全壳释放过多的能量造成安全壳破坏。从0→20%PH，水位定值随负荷变化而变化，这是因为当降负荷时，压力↑，增加水的密度，水位↓，同样，在较低负荷时确定较低的水位定值是为了保持水装量。还应确保水位不下降到低水位保护动作。在20%→100%PH时，水位定值维持在50%水位不变，因为随着负荷的增加，压力下降，降低了水的密度，使水位上升，为保证SG的蒸汽干度，此水位不能升高到淹没二级汽水分离器。水位定值在50%上可保证这一要求。蒸汽发生器水位保护定值汽水压差整定值循环倍率的影响循环倍率太低：将导致流量不稳定，流体流动产生振荡；管板上表面处流速更低，会使污垢沉积和浓缩而发生管板上表面处的传热管根部腐蚀；含汽量过大，使传热效率降低。循环倍率太高：含汽量过小，受汽水分离器工作能力的限制，使蒸汽发生器出口蒸汽湿度太高而危及汽轮机叶片。蒸汽发生器排污第四节冷却剂泵冷却剂泵又称主泵，它是反应堆冷却剂系统中唯一高速旋转的设备，用于驱动高温高压、具有放射性的冷却剂，使冷却剂以很大流量（每台泵约24290m3/h）通过反应堆堆芯，把堆芯中产生的热量传送给蒸汽发生器。作用反应堆冷却剂泵按输送足以满足堆芯冷却的流量率设计。泵的总压头取决于反应堆冷却剂环路（反应堆压力容器、蒸汽发生器和管道）内的压降。泵的电动机按以下考虑设计：——最频繁的运行方式是在热态中运行，在冷态中运行限于电站启动期间。——泵电动机转子组件必须具有足够的惯性，以便在由于断电引起反应堆紧急停堆时，能冷却堆芯而避免出现偏离泡核沸腾。设计考虑冷却剂泵的构成水力部分轴封部分电机部分冷却剂泵剖面图水力部分水力部分泵壳：用铬-镍奥氏体铁素体不锈钢铸件焊接而成。轴向进水口在下部，出水口与叶轮成切线方向。管口与一回路管道全厚度焊接。叶轮：单级，有7个螺旋形的叶片，用铬-镍奥氏体铁素体不锈钢制成汇集来自叶轮的冷却剂，由12片螺旋叶片组成，被安装在扩压器法兰的底部，可从泵体取出。导流管用螺栓固定在泵壳内，可拆卸，它的作用是将水引到