核动力厂反应堆冷却剂系统及其有关
AP1000核电厂反应堆冷却剂系统布置设计
Ａｂ ｓ ｔ ｒ ａ ｃ ｔ： ＡＰ １ ０ ０ ０ ｎｕｃ ｌ ｅ ａ ｒ ｐｏ ｗｅ ｒ ｐｌ ａ ｎ ｔ ｒ ｅ ｐｒ ｅ ｓ ｅ ｎｔ ｓ ａ ｄ ｖａ ｎｃ ｅ ｄ ｔ ｈｉ ｒ ｄ ｇｅ ｎｅ ｒ ａ ｔ ｉ ｏ ｎ ｎｕ ｃ ｌ ｅ ａ ｒ ｐ ｏ ｗｅ ｒ ｔ ｅ ｃ ｈｎｏ ｌ ｏ ｇｙ． Ｔｈｅ ｒ ｅ ａ ｃ ｔ ｏ ｒ ｃ ｏ ｏｌ ａ ｎ ｔ ｓ ｙｓ ｔ ｅ ｍ ｌ ａ ｙｏ ｕｔ ｄ ｅ ｓ ｉ ｇ ｎ ｎｏ ｔ ｏ ｎ ｌ ｙ ｓ ａ ｔ ｉ ｓ ｆ ｉ ｅ ｓ ｔ ｈｅ
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核电站反映堆冷却剂系统讲义
核电站反映堆冷却剂系统讲义本讲义是针对一回路及相关辅助系统的学习。
所包括的内容要紧分三个方面：一回路主回路系统（RCP），一回路辅助系统（RCV、REA 、RRA、PTR），核平安系统（RIS、EAS、ASG）等。
故咱们的学习应该从这三方面入手分系统的把握。
本教材在详细介绍OJT206所涉及的系统的基础上结合现场有关操作使大伙儿对OJT206的知识有一个全面的了解。
第一章、反映堆冷却剂系统（RCP）反映堆冷却剂系统是核电站的重要关键系统。
它集中了核岛部份除堆本体外对平安运行相当紧要的要紧设备。
反映堆冷却剂系统与压力壳一路组成一回路压力边界，成为避免放射性物质外泄的第二道平安屏障。
核电站通常把核反映堆、反映堆冷却剂系统及相关辅助系统合称为核蒸汽供给系统。
大亚湾压水堆电站一回路冷却剂系统由对称并联到压力壳进出口接管上的三条密封环路组成。
每条环路由一台冷却剂主泵、一台蒸汽发生器和相应的管道、阀门组成。
整个一回路共用一台稳压器和与其相当的卸压箱。
反映堆冷却剂系统的压力依托稳压器的电加热元件和喷雾器自动调剂维持稳固。
一、RCP系统的要紧平安功能和要求RCP系统的要紧功能是利用主泵差遣一回路冷却剂强迫循环流动，将堆芯核燃料裂变产生的热量带出堆外，通过蒸汽发生器传给二回路给水产生蒸汽，冷却剂在导出堆芯热量的进程中冷却堆芯，避免燃料元件棒烧毁。
压力壳内冷却剂还兼作堆芯核燃料裂变产生的快中子的慢化剂和堆芯外围的中子反射层。
冷却剂水中溶有硼酸，因此堆内含硼冷却剂又可作为中子吸收剂。
依照工况需要调剂冷却剂中含硼浓度，可配合操纵棒组件用以操纵、补偿堆芯反映性的转变。
系统内的稳压器用于操纵一回路冷却剂系统压力，以避免堆芯产生偏离泡核沸腾。
当一回路冷却剂系统压力太高时，稳压器平安阀那么能实现超压爱惜。
当发生作为第一道平安屏障的燃料元件棒包壳破损、烧毁事故时，RCP系统的压力边界可作为避免放射性物质泄漏的第二道平安屏障。
为此，对RCP系统平安功能和设计的要求是：1．系统应提供足够的传递热量的能力，能将堆芯产生的热量带出并传给二回路介质。
核电站中的冷却剂循环系统
核电站中的冷却剂循环系统核电站是一种利用核能来产生电能的重要设施，而冷却剂循环系统是核电站中至关重要的组成部分。
它的主要功能是将核反应堆中产生的热量带走，并保持反应堆和其他设备的恒定温度，以确保核反应的稳定运行。
本文将详细介绍核电站中的冷却剂循环系统。
一、冷却剂的选用核电站中使用的冷却剂必须具备良好的导热性能、较高的沸点和蒸发潜热，并且要具备较低的腐蚀性。
通常情况下，水和重水是最常用的冷却剂。
水在核反应过程中的吸热能力强，但其腐蚀性较大，因此需要进行特殊处理。
重水则无此腐蚀问题，但成本较高。
二、冷却剂循环系统的结构和原理核电站中的冷却剂循环系统由主要循环系统和辅助循环系统组成。
主要循环系统主要包括核反应堆、蒸汽发生器、冷凝器和泵等设备。
核反应堆产生的热量通过冷却剂传输到蒸汽发生器，在此过程中冷却剂发生相变产生蒸汽。
蒸汽经过冷凝器冷却后，又重新变为冷却剂，由泵再次输送到核反应堆中，循环往复。
辅助循环系统主要包括冷却剂过滤器、压力控制器、水处理设备等。
这些设备的主要作用是保持冷却剂的纯度、控制系统的压力以及处理冷却剂中的杂质。
三、冷却剂循环系统的工作原理核电站中的冷却剂循环系统的工作可以分为两个主要阶段，即正常运行阶段和事故处理阶段。
在正常运行阶段，冷却剂循环系统通过各个设备的协调工作，将核反应堆中产生的热量带走，保持核反应堆的恒定温度。
冷却剂在循环过程中需经过一系列处理来保持其状态良好，如控制压力、温度和流量等。
而在事故处理阶段，冷却剂循环系统则需要应对各种意外情况，如突发的冷却剂泄漏或压力异常等。
此时，系统会根据事故情况采取相应的措施，如紧急关闭泵、切断冷却剂流动等，以确保核反应堆安全。
四、冷却剂循环系统的安全性核电站中的冷却剂循环系统在保证电能输出的同时，也要确保系统的安全性。
为了达到这一目标，核电站需要进行严密的安全措施。
首先，核电站采用多种监测和控制系统，来对冷却剂循环系统进行实时监测。
一旦发现异常情况，系统会及时做出响应，并采取相应的措施。
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。
核电站中的主泵系统作用与原理
核电站中的主泵系统作用与原理核电站是一种利用核反应产生热能，进而转化为电能的设施。
而核反应所产生的热能需要通过主泵系统来进行有效的传输和利用。
本文将介绍核电站中主泵系统的作用和原理。
一、主泵系统的作用主泵系统在核电站中起着至关重要的作用，主要包括以下几个方面：1. 提供冷却剂流动：核电站中的核反应需要大量的冷却剂来稳定温度，并将产生的热能传输出去。
主泵系统通过提供足够的冷却剂流动，确保核反应的稳定运行，并防止核反应堆超温。
2. 保持系统压力：主泵系统通过控制冷却剂的流动速度和压力，保持核反应堆内部的稳定压力。
这有助于维持核反应的持续进行，并确保核反应堆的安全性。
3. 供应动力设备：主泵系统不仅需提供核反应所需的冷却剂流动，同时也为核电站的其他设备提供动力。
例如，主泵系统可以为涡轮发电机提供动力，使其能够将核反应所产生的热能转化为电能。
4. 保障系统的稳定性：主泵系统在核电站中也起到维持系统稳定运行的作用。
通过控制和调节冷却剂的流动速度和压力，主泵系统能够稳定供应充足的冷却剂，确保核反应的平稳进行，减少系统故障和波动。
二、主泵系统的原理主泵系统是核电站中的核心组成部分，其工作原理主要包括以下几个方面：1. 冷却剂循环：主泵系统将冷却剂从反应堆中抽出，经过冷却器降温后再重新注入反应堆。
这种循环流动不仅有助于稳定冷却剂温度，还能将产生的热能传递给冷却剂。
2. 泵驱动：主泵系统通常由多个泵组成，为确保连续供应冷却剂，每个泵都需要有稳定的驱动力。
核电站中常采用电动泵作为主泵系统，通过电力驱动泵的运转，从而进行冷却剂的流动。
3. 压力控制：为确保核反应堆的安全性，主泵系统需要保持恰当的压力。
通过控制泵的流量和阀门的开闭来调节压力，确保核反应堆内的压力维持在安全范围内。
4. 自动保护：为应对突发情况，主泵系统还需要具备自动保护机制。
一旦发生异常情况，如压力过高或温度异常升高，主泵系统将会立即采取相应的措施，如停泵或调整泵的运行参数，确保核电站的安全运行。
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。
船舶核动力说明书
说明书一丶反应堆冷却剂系统主要设备有：反应堆压力容器，蒸汽发生器一回路侧，反应堆冷却剂泵，稳压器及释放到安全阀的管系，连接上述设备的管道及管道附件，直管上的隔离阀以及高压管道。
主要功能：（1）正常运行时，将堆芯产生的热量传输给蒸汽发生器的二回路侧工质，使其产生蒸汽；（2）反应堆停堆时，与二回路蒸汽排放系统配合，排除堆芯剩余热量的一部分；（3）事故工况下，依靠冷却剂自然循环实现堆芯应急冷却；（4）为包容在运行温度和压力下的冷却剂提供一个完整的承压边界，是为防止放射性物质向外扩散的第二道安全屏障。
二丶压力安全系统主要设备：稳压器，波动管，喷淋管，泄压阀，安全阀。
主要功能：（1）在核动力装置功率运行时，吸收冷却剂的体积波动，维持并控制反应堆冷却剂系统压力在允许范围内。
（2）在冷启动和冷停堆过程中，与其他系统和设备配合，对反应堆冷却剂系统进行升温升压和降温降压。
（3）在反应堆冷却剂系统压力过高或者过低时，向警报装置、反应堆保护系统提供压力信号，触发警报和反应堆停堆。
其中，压力过高时启动安全排放系统，进行超压保护，压力过低时启动专设安全设施进行安全注射。
（4）根据运行要求，排放反应堆冷却剂系统中产生的裂变气体，氢气等。
三丶低压净化系统和化学添加系统主要设备：再生式热交换器、余热排除热交换器、除盐器、容积控制箱、氢气瓶、硼酸箱、联氨箱、上充泵、以及连接上述设备的阀门及管道。
功能及流程：通过过滤、离子交换等手段连续除去冷却剂中溶解的和悬浮的杂志，保证冷却剂中的杂质浓度在允许值一下，降低冷却剂的放射性水平。
低压净化系统需要净化的冷却剂从反应堆冷却剂主泵进口段引出，经再生式热交换器冷却，再通过减压阀将冷却剂由10.78MPa减至1.47MPa，同时，还通过减压阀控制从反应堆冷却剂系统中引出的冷却剂的流量。
经过一次降温降压的冷却剂流经余热排出热交换器进行二次冷却，如果冷却剂满足温度要求，送往位于反应堆辅机舱的净化回路进行过滤和除盐，净化后的冷却剂排入位于反应堆舱的容积控制箱。
核电站中的冷却剂处理与再循环系统
核电站中的冷却剂处理与再循环系统核电站是一种以核能为燃料，利用核裂变反应产生大量热量并将其转化为电能的能源发电设施。
在核电站的运行过程中，冷却剂的处理以及再循环系统起着至关重要的作用。
本文将就核电站中的冷却剂处理与再循环系统进行探讨。
一、冷却剂的作用及种类在核反应堆中，冷却剂的主要作用是吸收反应堆中产生的热量并将其带走，以保持反应堆的温度稳定。
同时，冷却剂还起到防止反应堆过热的作用，保证核反应的稳定性。
核电站中常用的冷却剂主要有水和重水。
水冷却剂具有成本低、易获取以及热传导性能好等优点，被广泛应用于核电站。
而重水则由氘代替了水中的氢原子，具有减缓中子速度的作用，提高了反应堆中的中子反应概率，因此在某些特定的核反应堆中也得到了应用。
二、冷却剂处理的过程在核电站中，冷却剂处理的过程主要包括冷却剂的净化和处理。
净化过程的目的是去除冷却剂中的杂质和放射性物质，确保冷却剂的纯净。
处理过程则是指对冷却剂进行冷却和再循环，以保证冷却剂在反应堆中的循环过程中能够维持其正常的工作状态。
冷却剂的净化主要采用物理方法和化学方法相结合的方式。
物理方法包括过滤、沉淀和离心等，用于去除冷却剂中的悬浮颗粒和固体杂质。
而化学方法则主要通过添加化学剂对冷却剂进行处理，以去除其中的化学杂质和放射性物质。
冷却剂的处理则包括冷却和再循环两个过程。
冷却过程是指冷却剂在反应堆中吸收热量的过程，通过将热量带走以保持反应堆的工作温度。
再循环过程则是指将冷却剂从反应堆中排出后进行净化处理，并再次引入到反应堆中循环使用。
三、再循环系统的功能和重要性再循环系统是核电站中一个关键的系统，其主要功能是将从反应堆中排出的冷却剂进行净化处理，并将净化后的冷却剂再次引入到反应堆中，实现循环使用。
再循环系统的重要性主要表现在以下几个方面：1. 提高核燃料利用率：再循环系统可以将从反应堆中排出的冷却剂进行净化处理后再次利用，使得核燃料的利用率得到提高。
2. 资源节约与环保：再循环系统的使用可以减少核燃料的消耗，从而节约资源。
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附件三：《核动力厂反应堆冷却剂系统及其有关系统设计》编写说明（征求意见稿）《核动力厂反应堆冷却剂系统及其有关系统设计》编写说明一．编写工作背景随着科学技术的进步以及国际核工业界在核动力厂安全运行和管理方面经验的积累，国际原子能机构（IAEA）全面地开展了针对核动力厂的安全要求及安全导则的修订工作。
新的安全要求文件No. NS-R-1“Safety of Nuclear Power Plant: Design”于2000年9月正式出版，它是对1988年出版的原安全规定文件No.50-C-D(Rev.1)“Code on the Safety of Nuclear Power Plant: Design”的正式修订。
随后，IAEA陆续修订和出版了该安全要求下的一系列安全导则，新的IAEA安全导则No. NS-G-1.9 “Design of the Reactor Coolant System and Associated Systems in Nuclear Power Plants”就是其中之一，它是对安全系列No.50-SG-D6“核动力厂最终热阱及其直接相关的输热系统（1981）”和安全系列No.50-SG-D13“核动力厂反应堆冷却剂系统及其相关系统（1986）”两个安全导则的修订与合并，新的安全导则替代原有两个导则。
为了提高我国核动力厂的设计和运行水平，使之与国际先进水平接轨，国家核安全局决定对《核电厂设计安全规定》和《核电厂—1—运行安全规定》及其下属的一系列核安全导则进行及时的修订。
二．编写简况IAEA的核安全标准中关于核动力设计的安全要求及导则是由IAEA聘请各国专家在总结各核电先进国家经验的基础上制定的，其内容较完整、系统、严谨。
本安全导则是依据IAEA安全导则“核动力厂反应堆冷却剂系统及其有关系统设计（Design of the Reactor Coolant System and Associated Systems in Nuclear Power Plants safety standards series No. NS-G-1.9 IAEA, Vienna(2004) ）”为参考蓝本编写而成的。
在编制过程中考虑了与我国现行核安全法规和标准的协调，并力图确保本导则与2004年国家核安全局发布的《核动力厂设计安全规定》保持一致并对其技术内容进行补充。
2004年11月，编写组完成《核动力厂反应堆冷却剂系统及其有关系统设计》（Design of the Reactor Coolant System and Associated Systems in Nuclear Power Plants safety standards series No. NS-G-1.9 IAEA, Vienna(2004)）翻译初稿，并在国家环保总局核与辐射安全中心内部加以讨论，经过一校、二校、三校后形成翻译稿，在此基础上参照新发布的核安全导则（如HAD102/17核动力厂安全评价与验证）以及现行的核安全导则HAD102/08核电厂反应堆冷却剂系统及其有关系统（1989）和HAD102/09核电厂最终热阱及其直接有关的输热系统（1987）的格式和内容，编制完成了《核动力厂反应堆冷却剂系统及其有关系统设计》安全导则稿。
—2—三．主要内容本安全导则的编制考虑了将国家核安全局1989年颁布实施的核安全导则HAD102/08《核电厂反应堆冷却剂系统及其有关系统》以及1987年颁布实施的核安全导则HAD102/09《核电厂最终热阱及其直接有关的输热系统》进行修订与合并。
本安全导则将替代以上安全导则。
本安全导则的主要内容包括：第一章引言；第二章反应堆冷却剂系统及其有关系统的范围；第三章总的设计原则；第四章特定的设计要求；附录A压力管型加压重水堆反应堆冷却剂系统及其有关系统；附件I反应堆冷却剂系统的主要部件；附件II反应堆冷却剂系统及其有关系统流程图；附件III安全分级与流体系统的安全级接口装臵。
与1989年HAD102/08《核电厂反应堆冷却剂系统及其有关系统》以及1987年HAD102/09《核电厂最终热阱及其直接有关的输热系统》相比：新的安全导则第一章，概述了该导则的编写目的和范围，在结构和内容上变化不大。
新第二章对反应堆冷却剂系统及其有关系统的范围做了修订和重新分类，补充了连接系统、最终热阱。
—3—新第三章对原安全导则总的设计原则进行了合并和修订，取消了原导则关于环境条件和鉴定以及退役的设计考虑事项章节；补充了安全分级、预防可燃气体聚集、先进堆的设计等章节。
新第四章为特定的设计要求，取消了原安全导则关于慢化剂系统以及换料机冷却剂供应系统的说明，另外补充了《核电厂最终热阱及其直接有关的输热系统》中的相应安全要求。
新安全导则取消了原安全导则第五章关于质量保证的说明，取消了附件Ⅲ某些国家所采用的压力容器规范和标准，补充了附录A “压力管型加压重水堆反应堆冷却剂系统及其有关系统”和附件Ⅲ“安全分级与流体系统的安全级接口装臵”。
新安全导则相对于原导则HAD102/08增加了有关“不可凝气体排放”方面的要求，其具体内容如下：“4.2.2.3为了防止破坏反应堆冷却剂的自然循环，应在反应堆冷却剂系统高位设臵远距离操作阀以便在事故工况下排出不可凝气体至安全壳厂房。
这些阀门应如下设计：遵循所有安全要求并且适应其执行预定安全功能期间所处的环境条件的影响；应能从控制室操纵；阀门要有足够的多重性以满足关于排气可靠性的要求（如果有的话）；应使其误开的风险降到最小排气的能力应与冷却剂补给系统的能力相匹配。
”新安全导则对余热排出系统增加了要求，“4.6.5.5余热排出系统低压部分与处于高压状态下的反应堆冷却剂系统的误连接可能导致事故，也就是接口系统冷却剂丧失事故。
应采用详细的风险指引—4—分析来评估这种事件发生的概率和后果。
与反应堆冷却剂系统接口的余热排出系统低压部分应有能力承受反应堆冷却剂系统全部的压力和温度。
”新安全导则还对辅助给水系统安全要求增加了“4.8.4.4由于压水堆二回路管道破口可能会导致堆芯过冷事件，因此辅助给水系统的最大冷却能力应保证堆芯不会发生重返临界且不会对反应堆压力容器造成不可接受的热冲击。
”新安全导则对原安全导则进行了修订、合并和补充，使条理更加清楚、内容更加明了。
四．导则适用性说明本导则是在《中华人民共和国放射性污染防治法》、《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》（HAF001）和《核动力厂设计安全规定》（HAF102）的要求的基础上加以编制的。
该导则采纳了世界各国核安全事业最新发展成果，并针对我国实际情况加以针对性的修改，以与我国现行核安全法规、导则和技术文件相协调，适应于我国核安全监管模式和核能行业的发展现状。
它的发布和实施将有力促进我国核能和核安全法规的发展，并为我国核能和核安全事业发展作出应有的贡献。
编写组2006年11月22日—5——6—核安全导则 HAD 102/核动力厂反应堆冷却剂系统及其有关系统设计国家核安全局2006年月日批准发布国家核安全局北京 2006 —II—核动力厂反应堆冷却剂系统及其有关系统设计(200 年月国家核安全局批准发布)本导则自200 年月日起实施本导则由国家核安全局负责解释本导则是指导性文件。
在实际工作中可以采用不同于本导则的方法和方案，但必须证明所采用的方法和方案至少具有与本导则相同的安全水平。
目录1 引言 (1)1.1 目的 (1)1.2 范围 (1)2反应堆冷却剂系统及其有关系统的范围 (1)2.1 概述 (1)2.2 反应堆冷却剂系统 (2)2.3 连接系统 (2)2.4 有关系统 (3)2.5 最终热阱 (4)3总的设计原则 (4)3.1 概述 (4)3.2 设计目标 (4)3.3 反应堆冷却剂系统及其有关系统中的安全系统 (6)3.4 安全分级 (7)3.5 设计基准 (8)3.6 假设始发事件 (10)3.7 地震考虑事项 (11)3.8 可靠性 (12)3.9 材料的选择 (13)3.10 超压保护 (14)— i —3.11 预防可燃气体聚积 (16)3.12 布臵考虑事项 (16)3.13 接口要求 (19)3.14 隔离要求 (21)3.15 仪表和控制系统 (21)3.16 在役检查、试验和维修的措施 (22)3.17 多堆核动力厂的考虑事项 (23)3.18 先进堆的设计 (23)4 特定的设计要求 (24)4.1 概述 (24)4.2 反应堆冷却剂系统 (24)4.2.7 管道 (30)4.3 化学和容积控制系统（包括沸水堆的净化系统） (34)4.4 应急注硼系统 (37)4.5 应急堆芯冷却系统 (38)4.6 余热排出系统 (42)4.7 蒸汽和主给水系统 (45)4.8 辅助给水系统 (47)4.9 中间冷却回路 (49)4.10 最终热阱及其输热系统 (51)附录A 压力管型加压重水堆反应堆冷却剂系统及其有关系统 (62)附件Ⅰ反应堆冷却剂系统的主要部件 (62)附件Ⅱ反应堆冷却剂系统及其有关系统流程图 (66)附件Ⅲ安全分级与流体系统的安全级接口装置 (70)名词解释 (73)— ii —1 引言1.1 目的1.1.1 本导则是对《核动力厂设计安全规定》有关条款的说明和补充，其目的是给监管当局、核动力厂设计人员和许可证持有者就反应堆冷却剂系统及其有关系统（以下简称“冷却剂系统”）的设计提供建议和指导。
1.2 范围1.2.1 本导则主要适用于为发电或其它供热应用（诸如集中供热或海水淡化）而设计的，采用水冷反应堆的陆上固定式核动力厂。
应该承认，对于其它堆型（包括将来系统的创新性设计），本导则的部分内容可能并不适用，或者需要在采用时做出一些判断。
1.2.2 本导则适用于包括第2章所定义的最终热阱在内的反应堆冷却剂系统及其有关系统。
它包含了对不同堆型，特别是对在本导则1.2.1节所提及的各种堆型都适用的反应堆冷却剂系统及其有关系统的设计要求。
附件A提供了适用于加压重水堆的补充要求。
本导则不涉及特定部件（例如泵或热交换器）的具体设计。
2反应堆冷却剂系统及其有关系统的范围2.1 概述2.1.1 反应堆冷却剂系统及其有关系统包含反应堆冷却剂系统、连接系统、有关系统和最终热阱。
附件Ⅱ中图Ⅱ-2和图Ⅱ-3给—1—出了压水堆和沸水堆反应堆冷却剂系统及其有关系统的主要部件和主要功能设施。
2.1.2 反应堆冷却剂系统及其有关系统和构筑物之间的接口在第3章论述。
2.1.3 附件Ⅰ列出了反应堆冷却剂系统和部件。
附件Ⅱ为反应堆冷却剂系统及其有关系统的典型系统流程图。
2.2 反应堆冷却剂系统2.2.1 对于各种堆型，反应堆冷却剂系统包括为保证反应堆冷却剂正确流动所必需的部件，但不包括核安全导则《核动力厂堆芯设计》中所述的燃料组件和反应性控制组件。