第三章反应堆冷却剂系统和设备
反应堆冷却剂系统(RCP)
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。
核电厂系统与设备-压水堆核电厂
2.1 概述
2.1.2 压水堆核电厂的工作原理 （8）循环水系统
功能 ：为凝汽器提供凝结汽轮机乏汽的冷却水。
分类: 开式供水和闭式供水。
开式供水：指以江河湖海为天然水源, 冷却水一次通过, 不重 复使用。
闭式供水：把由凝汽器排出的水, 经过冷却降温之后, 再用循 环水泵送回凝汽器入口重复使用。
2.1 概述
2.1.2 压水堆核电厂的工作原理 （6）二回路系统的组成
汽轮机、发电机、凝汽器、凝结水泵、给水加热器、除 氧器、给水泵、蒸汽发生器、汽水分离再热器等设备
间接循环：二回路水不受一回路污染
2.1 概述
2.1.2 压水堆核电厂的工作原理 （7）沸水堆核电厂工作原理
汽轮机、发电机、凝汽器、凝结水泵、给水加热器、除 氧器、给水泵、蒸汽发生器、汽水分离再热器等设备 直接循环
本课程课程目录
《核电厂系统与设备》
序号
教学内容
1 第1章 绪论 2 第2章 压水堆核电厂 3 第3章 反应堆冷却剂系统和设备 4 第4章 核岛主要辅助系统 5 第5章 专设安全设施 6 第6章 核电厂热力学 7 第7章 核汽轮发电机组 8 第8章 核电厂二回路热力系统
共32学时
总学时
2 4 6 4 4 2 4 2
2.1 概述
2.1.2 压水堆核电厂的工作原理 （3）反应堆冷却剂系统（一回路系统）
（RCS）Reactor Coolant System Primary Coolant System 1.Reactor Pressure Vessel 2.Steam Generator 3.Primary Coolant Pump 4.Pressuriser
2.1 概述
2.1.2 压水堆核电厂的工作原理 （8）循环水系统
第三章 反应堆冷却剂系统和设备
3-1 反应堆冷却剂系统
2．压力调节系统 为了保证反应堆冷却剂系统具有好的冷却能力，应 当将堆芯置于具有足够欠热度的冷却剂淹没之中。核 电厂在负荷瞬变过程中，由于量测系统的热惯性和控 制系统的滞后等原因，会造成一、二回路之间的功率 失配，从而引起负荷瞬变过程中一回路冷却剂温度的 升高或降低，造成一回路冷却剂体积膨胀或收缩。 水经波动管涌人或流出稳压器，引起一回路压力升高 或降低。当压力升高至超过没定值时，压力控制系统 调节喷淋阀．由冷管段引来的过冷水向稳压器汽空间 喷淋降压；若压力低于设定值，压力控制系统启动加 热器，使部分水蒸发，升高蒸汽压力。
3-5 稳压器
二、稳压器分类 按原理和结构形式的不同，稳压器分为两类， （1）气罐式稳压器：容积大，易腐蚀，淘汰 （2）电加热式稳压器：大都采用 三、稳压器本体结构（电） 结构图 现代压水堆核电厂普通采用电加热式稳压器。 这种稳压器是一个立式圆柱形高压容器。其典型 的几何参数为高13m，直径2.5m，上下端为半 球形封头，总容积约40m2，净重约80t。立式 安装在下部裙座上。
第3章 反应堆冷却剂系 统和设备
动力工程系 余廷芳
主要内容
3-1 反应堆冷却剂系统 3-2 反应堆本体结构 ----------系统设备 3-3 反应堆冷却剂泵 3-4 蒸汽发生器 3-5 稳压器
3-1 反应堆冷却剂系统
一、系统的功能
反应堆冷却剂系统又称为一回路系统，其主要功能 是： (1)在核电厂正常功率运行时将堆内产生的热量载出， 并通过蒸汽发生器传给路工质，产生蒸汽，驱动汽轮 发电机组发电。 (2)在停堆后的第一阶段，经蒸汽发生器带走堆内的衰 变热。 (3)系统的压力边界构成防止裂变产物释放到环境中的 一道屏障。 (4)反应堆冷却剂作为可溶化学毒物硼的裁体，并起慢 化剂和反射层作用。 (5)系统的稳压器用来控制一回路的压力，防止堆内发 生偏离泡核沸腾，同时对一路系统实行超压保护。
《核电厂系统与设备》课后习题答案及复习提纲
注：本资料主要针对《核电厂系统及设备》臧希年编著第2版清华大学出版社2011年7月；笔者根据所学知识及综合一些其它资料汇编而成，分为课后习题解答与复习提纲两部分；本资料仅供读者作些参考，由于笔者知识有限，有些知识难免存在一些偏差，请批评指正。
2014年2月16日星期日第一部分：课后习题参考答案（2、3、4、5、7、8）第二章压水堆核电厂1.从电能生产的观点看，压水堆核电厂有哪些部分？各自有什么作用？答：从电能生产的角度看，压水堆核电厂分为核岛与常规岛，核岛利用核能生产蒸汽，常规岛利用蒸汽生产电能。
2.从热力循环的观点看，压水堆核电厂由几个回路组成？各自的作用是什么？答：压水堆核电厂主要由反应堆冷却剂系统（简称一回路），蒸汽和动力转换系统（又称二回路），循环水系统组成。
一回路生产蒸汽，二回路与三回路将蒸汽的热能转换为推动核汽轮机组转动的机械能。
3.核电厂的厂址须满足什么要求？答：应考虑三个方面①核电厂的本身特性。
核反应堆是一个强大的放射源，核电厂的热功率决定了反应堆内的放射性的总储量，在相同的运行条件下，堆内放射的总量与功率成正比。
②厂址的自然条件与技术要求。
应尽可能地避免或减少自然灾害（如地震，洪水，及灾难性气象条件）造成的后果，并应利于排出的放射性物质在环境中稀释③辐射安全要求。
⑴辐射安全应符合国家环境保护，辐射防护等法规和标准的要求⑵将核电厂设置在非居民区⑶考虑厂址周围的人口密度和分布。
4.核电厂主要有哪些厂房？核电厂主要有反应堆厂房（即安全壳），燃料厂房，核辅助厂房，汽轮机厂房和控制厂房。
5.解释名词：多道屏障，纵深防御，单一故障准则多道屏障：在所有情况下保证绝对控制过量放射性物质对外释放，核电厂设置了三道屏障，只有这三道屏障全部被破坏才会释放大量的放射性物质。
纵深防御：将安全有关的所有事项置于多重防御之下，在一道屏障失效后还有另一道屏障来弥补。
单一故障准则：当系统中某一部件不能执行其预定功能安全功能时，并不影响整个系统功能的执行。
核反应堆的冷却系统
核反应堆的冷却系统核反应堆是一种利用核裂变或核聚变反应产生能量的装置，它在能源领域具有重要的地位。
然而，核反应堆在运行过程中会产生大量的热量，如果不及时冷却，就会导致反应堆过热，甚至发生严重事故。
因此，核反应堆的冷却系统是确保核反应堆安全运行的关键。
一、冷却系统的作用核反应堆的冷却系统主要有两个作用：一是将反应堆中产生的热量带走，保持反应堆的温度在安全范围内；二是控制反应堆的功率，确保反应堆的稳定运行。
二、冷却系统的组成核反应堆的冷却系统由多个部分组成，包括冷却剂、冷却剂循环系统、冷却剂泵和冷却剂换热器等。
1. 冷却剂冷却剂是核反应堆冷却系统中的重要组成部分，它负责将反应堆中产生的热量带走。
常用的冷却剂有水、氦气和钠等。
不同的冷却剂具有不同的特点和适用范围，选择合适的冷却剂对于核反应堆的安全运行至关重要。
2. 冷却剂循环系统冷却剂循环系统是核反应堆冷却系统的核心部分，它负责将冷却剂从反应堆中带走，经过换热器冷却后再回到反应堆中。
冷却剂循环系统通常包括冷却剂循环管道、冷却剂泵和冷却剂换热器等设备。
3. 冷却剂泵冷却剂泵是核反应堆冷却系统中的关键设备，它负责将冷却剂从反应堆中抽出，并通过冷却剂循环管道送往换热器。
冷却剂泵通常采用离心泵或容积泵，具有较高的流量和压力。
4. 冷却剂换热器冷却剂换热器是核反应堆冷却系统中的重要设备，它负责将从反应堆中抽出的热冷却剂与冷却介质进行换热，将热量传递给冷却介质，使冷却介质升温。
常见的冷却剂换热器有壳管式换热器和板式换热器等。
三、冷却系统的工作原理核反应堆的冷却系统通过循环冷却剂来实现对反应堆的冷却。
具体工作原理如下：1. 冷却剂从反应堆中抽出冷却剂泵将冷却剂从反应堆中抽出，并通过冷却剂循环管道送往换热器。
2. 冷却剂与冷却介质进行换热冷却剂在换热器中与冷却介质进行换热，将热量传递给冷却介质，使冷却介质升温。
3. 冷却介质带走热量冷却介质在换热器中带走冷却剂传递过来的热量，使冷却剂温度降低。
核电厂系统与设备复习资料
组成：堆芯（燃料组件、堆芯功能组件）；堆芯支撑结构；反应堆压力容器；控制棒传动 机构。
(1) 堆芯结构： 分区装料的优点与缺点：
1. 燃料组件： A. 燃料元件：
-4-
《核电厂系统与设备复习资料》
组成：下端塞；锆合金包壳；UO2 芯块；氧化铝块；因科镍弹簧；上端塞；充 气孔。
作用：产生核裂变并释放热量的部件。 燃料包壳：防止核燃料与反应堆冷却剂接触，以避免裂变产物逸出造成放射性
制室、应急柴油发电机厂房、汽轮发电机厂房等。 (2 )三废区: 主要由废液储存、处理厂房、固化厂房、弱放废物库、固体废物储存库、
特种洗衣房和特种汽车库等组成。 (3 )供排水区: 主要由循环水泵房、输水隧洞、排水渠道、淡水净化处理车间、消防站、
高压消防泵房、排水泵房等组成。 (4 ) 动力供应区: 主要由冷冻机站、压缩空气及液氮储存气化站、辅助锅炉房等组成。 (5 ) 检修及仓库区: 包括检修车间、材料仓库、设备综合仓库及危险品仓库等。 (6 ) 厂前区: 包括电厂行政办公大楼及汽车、消防、保安及生活服务设施。 3、核岛厂房主要有反应堆厂房、核辅助厂房、燃料厂房、主控制室等。 反应堆厂房与汽轮机厂房的相对位置有两种形式: 一种是汽轮机厂房与反应堆厂房 呈L形布置, 另一种是汽机厂房与反应堆厂房呈T形布置。L形布置方法厂房布局紧凑, 占地少, 特别是由几个单元机组并列时, 汽机厂房可以合在一起, 以减少汽机厂房内 重 型吊车台数, 若端部再接维修车间, 则设备检修更为方便。图 2 .8 为 L 形布置的 双机组 核电厂平面布置图。但是, 这种布置, 在汽轮机厂房与反应堆厂房之间需设置 防止汽轮机飞车时叶片对安全壳冲击的屏障。采用 T 形布置方式时, 汽轮机叶片飞射 方向不会危及反应堆厂房, 但厂房面积相对大些。 4、其循环水系统的标高布置, 是确定厂区标高的两个重要因素之一。这两个因素是: (1 ) 厂区地坪的标高应位于千年一遇的最高潮位以上; (2 ) 将凝汽器布置在适当标高位置上, 使得循环水回路中有适当的虹吸效应, 并使核
5 反应堆冷却剂系统
压水堆核电厂一回路参数范围
压水堆核电厂一回路参数范围是:
工作压力15MPa左右; 冷却剂在反应堆进口温度取280℃~300℃， 反应堆的出口温度取310℃~330℃， 进出口的温升为30℃~40℃. 核电厂变工况时，反应堆冷却剂平均温度变化 允许的最大温差为17℃~25℃。 反应堆的设计温度为350℃。
燃料包壳温度限制 燃料包壳材料要受到抗高温腐蚀性能的限制,对于轻 水堆, 包壳材料Zr-4的允许表面工作温度应不高于350℃。 传热温差的要求 要有膜温压，若包壳温度限制在350℃,冷却剂温度至 少要比此温度低10℃-15℃,以保证正常的热交换。 冷却剂过冷度要求：应具有20℃左右的过冷度。 冷却剂平均温度为330 ℃
1
反应堆冷却剂系统范围
主系统可分为两部分，即一次回路部分和卸压 蒸汽收集部分。 一次回路的主要部件包括：反应堆压力容器 （该容器包括控制棒驱动机械套管在内）、蒸 汽发生器的主冷却剂侧、主泵、稳压器（其上 接有卸压阀、安全阀、喷雾阀和波动管）、 主管道（共分三个部分，即压力容器与蒸汽发 生器之间的热段；蒸汽发生器与主泵之间的过 渡段和主泵与压力容器之间的冷段）、 测温旁路（每条环路各一支）、属于环路的辅 助系统部分管道（即从高压侧标起第二只隔离 阀以前的管道以及管道上的阀门和附件）。
反应堆冷却剂系统功能
正常功率运行时，导出堆芯裂变热，并将导出 的热量传给蒸汽发生器二次侧的给水，使之变 成饱和蒸汽，以驱动汽机发电机组。 在停堆冷却阶段，通过蒸汽发生器排放蒸汽和 向停堆冷却系统传热，以带走堆芯衰变热和主 系统的蓄热。 主冷却剂是含硼除盐水。通过其硼浓度的改变 可以补偿堆芯反应性的变化。 主冷却剂还同时兼作中子慢化剂和反射层。 作为堆冷却剂系统压力边界，包容堆冷却剂， 构成防止放射性外逸的第二道安全“屏障”。
第三章 反应堆保护系统
停堆保护信号
• （12）反应堆冷却剂低流量事故保护停堆
–保护堆芯在失去一台或二台反应堆冷却剂泵流量 的事件下不发生DNB –意一个环路的低流量信号低到额定满流量的90%以 上时都会产生事故保护停堆 –图6.2-9
停堆保护信号
• （13）反应堆冷却泵断路器脱扣事故保 护停堆
–每个反应堆冷却剂泵都能产生一种使断路 器断开的信号。 –当功率高于P—7整定值时，凭借任一个断 路器断开信号就能产生事故保护停堆 –当功率低于P-7整定值时，凭借两个断路器 断开的信号就能产生事故保护停堆
保护系统设计准则
• 独立的ATWS系统 、单一故障、故障安 全 、冗余性 、独立性 、多样性 、四取 二表决逻辑 、可试验性和可维修性 、 四个独立的系统通道电源
保护系统设计准则
• 单一故障准则
– 在一个通道出现单一故障时，不会妨碍所 要求的保护作用
• 设备鉴定
– 通过广泛的环境合格试验、性能试验等， 保证了设备在事故（失水事故）环境下能 够继续工作
5.
安全壳消氢系统
– 5.1 系统功能 – 5.2 系统流程简图与描述
•
6.
缓解系统
– 6.1 未能紧急停堆的预期瞬态（ATWS）缓解系统 – 6.2 全厂失电(SBO)缓解系统
•
7.
事故后监测系统
概述
• 当核电厂出现异常工况时，反应堆保护 系统自动触发产生紧急停堆动作 • 当核电厂万一发生设计基准事故，同时 自动触发专设安全设施动作 • 反应堆保护系统的功用，通过停堆和汽 轮机停机来限制一般事故的后果
停堆保护信号
• （1）手动事故保护停堆
– 手动触发装置与自动事故保护停堆电路无 关, 触发控制室内的两个手动事故保护停堆 装置的任何一个，都会引起事故保护停堆 和汽轮机事故保护停机。
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3-1 反应堆冷却剂系统
三、系统参数的选择 1、一回路压力
3-1 反应堆冷却剂系统
三、系统参数的选择 2、反应堆冷却剂出口温度 冷却剂出口温度越高，电厂热效率越高，但受下列因素 限制： (1)燃料包壳温度限制。材料受抗高温腐蚀性能限制。 (2)传热温差的要求。冷却剂温度至少要比包壳温度低 10℃——15℃，以保证正常的热交换。 (3)冷却剂过冷度要求。为保证流动的稳定性和有效传热， 冷却剂应具有20℃左右的过冷度。 由此可见，对于一定的工作压力，反应堆冷却刑的堆 出口温度变化余地很小。如大亚湾核电厂一回路压力为 15.5MPa，其堆出口冷却剂平均温度为329．8℃。*
3-1 反应堆冷却剂系统
3．超压保护系统 当一回路系统的压力超过限值时，装在稳压器顶部卸 压管线上的安全阀开启，向卸压箱排放蒸汽，使稳压 器压力下降，以维持整个一回路系统的完整性。 卸压系统主要由装在稳压器汽空间连管上的卸压阀或 安全阀及其管道和卸压箱组成。 西屋公司设计的稳压器，上面装备有卸压阀和安全阀， 卸压阀的开启整定值比安全阀的开启整定值低。若卸 压阀开启后使超压瞬变过程得以缓解，安全阀则可免 于开启，法国法马通公司设计的稳压器，只装备三只 同一类型开启整定值不同的安全闽。
3-5 稳压器
二、稳压器分类 按原理和结构形式的不同，稳压器分为两类， （1）气罐式稳压器：容积大，易腐蚀，淘汰 （2）电加热式稳压器：大都采用 三、稳压器本体结构（电） 结构图 现代压水堆核电厂普通采用电加热式稳压器。 这种稳压器是一个立式圆柱形高压容器。其典型 的几何参数为高13m，直径2.5m，上下端为半 球形封头，总容积约40m2，净重约80t。立式 安装在下部裙座上。
3-2 反应堆本体结构
3-2 反应堆本体结构
二、堆芯支撑结构
3-2 反应堆本体结构
三、反应堆压力容器 反应堆压力容器支撑和包容堆芯和堆内构件，工作在 高压(15．5Mpa左右)、高温含硼酸水介质环境和放 射性辐射的条件下，寿命不少于40年。 反应堆压力容器是一个底部为焊死的半球形封头，上 部为法兰连接的半球形封头的圆柱形容器，对于三环 路设计，容器上有3个进口管嘴和出口管嘴与各冷却 剂环路的冷热管段相接。这些进出口管嘴位于高出堆 芯上平面约1．4m的同一个水平面上。 反应堆压力容器本体材料属低碳钢，与冷却剂接触表 面堆焊一层5mm厚的不锈钢。压力容器高13m，内 径4m，简体壁厚20 m圃，总重约330 t。图
燃料元件
燃料元件是产生核裂变并释放热量的部件。它 的长为3851．5mm，外径9．5mm，Zr-4合 金包壳管厚o．57mm，包壳内装有二氧化铀芯 块。上下两端设有氧化铝隔热块，顶部安弹簧压 紧，两端用铁台金端塞封堵。并与包壳管焊接密 封在一起。
一回路系统示意图
核电站系统示意图
反应堆冷却剂系统的流程示意图
3-1 反应堆冷却剂系统
三、系统参数的选择 3．反应堆冷却剂的入口温度 反应堆冷却剂的出口温度一旦确定，对于一个 确定热功率的反应堆，其人口温度与流量有单值 关系。 入口温度越高，一回路冷却剂平均温度越高。从 这方面来说，对提高热效率有利。但入口温度越 高，冷却剂温升越小，所需冷却剂流量越大，这 就增加了泵的输送功率，从而降低了电厂的净效 率。选择冷却剂的入口温度时，应综合考虑它与 流量各自带来的利弊以及其他一些因素后，选取 最佳值。
3-1 反应堆冷却剂系统
二、系统描述 系统组成：按照功能，反应堆冷却剂系统 可分为冷却系统、压力调节系统和超压保 护系统。反应堆冷却剂系统的流程图1 1、冷却系统 冷却系统由反应堆冷却剂泵、反应堆和蒸 汽发生器及相应的管道组成。在正常功率 运行时，反应维冷却剂泵使冷却剂强迫循 环通过维芯，带走燃料元件产生的热量。 图
3-1 反应堆冷却剂系统
三、系统参数的选择： 环路数与环路容量：
核电厂的一回路系统由若干并联的环路组成。按照核电 厂安全准则，单堆核电厂的环路数不小于2，但过多的 环路数将增加设备投资，因此，目前核电厂中一般采用 2—4条环路并联形式。每一条环路所对应的电功率最 初为150 MW。 随着核电设备设计制造能力提高，近期的压水堆核电站， 一条环路的电功率已达到300——600 MW，而且以每 个环路300MW设计建造600MW、900MW、 12000MW的大型核电站。近代典型压水堆核电站功率与一
3-4 蒸汽发生器
一、作用：蒸汽发生器是压水堆核电厂一回路、二回路 的枢纽，它将反应堆产生的热量传递给蒸汽发生器二 次侧，产生蒸汽推动汽轮机做功。蒸汽发生器又是分 隔一次侧、二次侧介质的屏障，它对于核电厂的安全 运行十分重要。* 蒸汽发生器的可靠性是比较低的，它严重地影响核电 厂运行的安全性、经济性及可靠性。 压水堆核电厂运行经验表明，蒸汽发生器传热管断型 事故在核电厂事故中居首要地位。据报道，国外压水 堆核电厂的非计划停堆次数中约有四分之一是因有关 蒸汽发生器问题造成的。1992年，在205座堆中报告 蒸汽发生器有问题的达172座。
3-3 反应堆冷却剂泵
一、作用：
反应堆冷却剂泵义叫做主泵，它的作用是为反应堆冷却剂提供 驱动压头，保证足够的强迫循环流量通过堆芯，把反应堆产生 的热量送至蒸汽发生器，产生推动汽轮机做功的蒸汽。
二、对泵的基本要求：
(1)能够长期在无人维护情况下安全可靠地工作， (2)冷却剂的泄漏要尽可能少； (3)转动部件应有足够大的移动惯量，以便在全厂断电情况下， 利用泵的惰性提供足够的流量，使堆芯得到适当的冷却； (4)过流部件表面材料要求耐高温含硼酸水的腐蚀； (5)便于维修。 三、分类 ：分为两大类：全密封泵和轴封泵。
3-1 反应堆冷却剂系统 四、系统布置
反应堆冷却剂系统的所有设备、阀门及管道，全部安装 在安全壳内。 反应堆安放在安全完中央并稍偏离中心；以避开装卸 料机构的起吊死区。堆芯部分处在反应堆厂房地平面高 度以下。 反应堆冷却剂系统设备和管道的布置以反应堆压力容 器为中心，力求紧凑、简单对称。为了补偿主管道的热 膨胀应力，蒸汽发生器和主泵采用摆动的支耀结构，以 允许横向位移。 冷却剂中存在裂变产物和腐蚀产物，对系统设备和管道 有不同程度的污染。因此，在设备周围设有隔墙，它们 与安全壳培构成了二次屏蔽。 主要设备(反应堆压力容器、蒸汽发生器、反应堆冷却 剂泵、稳压器等)和反应堆冷却剂管道安装在二次屏蔽 墙内。
3-1 反应堆冷却剂系统
2．压力调节系统 为了保证反应堆冷却剂系统具有好的冷却能力，应当 将堆芯置于具有足够欠热度的冷却剂淹没之中。核电 厂在负荷瞬变过程中，由于量测系统的热惯性和控制 系统的滞后等原因，会造成一、二回路之间的功率失 配，从而引起负荷瞬变过程中一回路冷却剂温度的升 高或降低，造成一回路冷却剂体积膨胀或收缩。 水经波动管涌人或流出稳压器，引起一回路压力升高 或降低。当压力升高至超过没定值时，压力控制系统 调节喷淋阀．由冷管段引来的过冷水向稳压器汽空间 喷淋降压；若压力低于设定值，压力控制系统启动加 热器，使部分水蒸发，升高蒸汽压力。
3-4 蒸汽发生器
蒸汽发生器传热管面积占一回路承压边界面积的80％ 左右，传热管壁一般为1mm一1．2mm。因而，传热 管是整个一回路压力边界中最薄弱的部分。运行经验也 表明，传热管是蒸汽发生器内的事故多发区域。
二、分类：
3-4 蒸汽发生器
3-4 蒸汽发生器
1、立式自然循环U形管蒸汽发生器的结构的工作流
组成：压水堆本体由堆芯、堆芯支撑结构、反应堆压力 容器及控制棒传动机构组成。典型压水堆的本体结构图。 一、堆芯结构 堆芯又称为活性区，位于反应堆压力容器中心偏下的 位置。 大亚湾核电厂由157个几何形状和机械结构完全相同的 燃料组件，构成一个高3．65m，等效直径3．04m的 准圆柱状核反应区。 反应堆冷却剂流过堆芯时起到慢化剂的作用。控制棒组 件用于反应堆控制，提供反应堆停堆能力和控制反应性 快速变化。与燃料组件/（图）组合在一起的还有一些 功能组件，它们在堆启动和运行中起着重要作用。
近代典型压水堆核电站功率与一回路容量表
反 应 堆 本 体 结 构
燃 料 组 件 图
立 式 自 然 循 环 U 形 管 蒸 汽 发 生 器 的 结 构 图
59/19型蒸汽发生器主要设计参数
电 加 热、控制棒驱动机构 作用：控制棒驱动机构是反应堆的重要动作部件，通过 它的动作带动控制棒组件在堆芯内上下抽插，以实现反 应堆的启动、功率调节、停堆和事故情况下的安全控制。 因此，它是确保反应堆安全可控的重要部件。 控制棒驱动机构要求：在正常运行工况下棒的移动速度 缓慢，每秒钟行程约10 mm，在快速停堆或事故工况 时要求驱动机构在得到事故停堆信号后，即能自动脱开， 控制棒组件靠自重快速插入堆芯，从得到信号到控制棒 完全插入堆芯的紧急停堆时间一般为2s左右，以保证反 应堆安全。
3-1 反应堆冷却剂系统
三、系统参数的选择 4．冷却剂流量 综合上述分析，压水堆核电厂一回路参数范围是：工作 压力15MPa左右，冷却剂在反应堆的进口温度取 280℃——300℃，在反应堆的出口温度取310℃—— 330℃，进出口的温升为30℃——40℃。核电厂变工 况时，反应堆冷却剂平均温度变化允许的最大温差为 17℃——25℃。反应堆的设计温度为350℃。 一回路系统中冷却剂的流量较大，当单环路对应的电功 率为300 Mw时，冷却剂总质量流量可达到15000t／ h~21000t／h(即每10MW热功率160t／h~250t／ h)。主管道内冷却剂流速可达15m／s，一回路系统的 总阻力约为o．6MPa~o．8MPa。
课堂作业
1、稳压器的功能是什么？按结构和原理，稳 压器分为哪两类？目前采用的是哪种？ 2、蒸汽发生器的作用是什么？压水堆核电站 主要采用的蒸汽发生器有哪三种？ 3、反应堆冷却剂泵的作用是什么？对泵的主 要要求是什么？核电站中有哪两类泵？ 4、反应堆冷却剂系统的主要参数是指哪些？ 5、大亚湾核电厂一回路压力和堆出口冷却剂 平均温度为是多少？