反应堆冷却剂系统和设备
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。
反应堆冷却剂系统
主冷却剂系统运行
AP1000 运行模式 模式 1 2 3 4 5 6 运行工况 功率运行 启动 热备用 安全停堆 冷停堆 换料 反应性状况 Keff ≥ 0.99 ≥0.99 <0.99 <0.99 <0.99 / 额定功率% >5 ≤5 / / / / 平均温度° C 300.9>Tavg>291.7 ~291.7 >215.6 215.6>Tavg>93.3 ≤93.3 ≤71.1
63000
16
蒸汽发生器参数(2)
数量 形式 U形管数量 总的换热面积 （m2） 传热管外径（mm） 传热管壁厚（mm） 传热管中心距（mm） 总高(m ) 上部壳体内径（mm） 下部壳体内径（mm） 管板厚度（m ） 2 立式U形管式 10025 11477 17.48 1.02 24.89 约22.5 5334 4191 约0.8
18
图3.2.4 稳压器 19
稳压器主要功能
压力控制 超压保护 容积补偿 排除不凝性气体
20
稳压器控制原理（1）
在100%功率的稳态运行期间，约50%的稳压 器容积是水，另50%容积是汽。在容器底部的 浸没式电加热器使水处于饱和温度。加热器 也用于维持恒定的运行压力。
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。
核电厂系统及设备知识
核电厂系统及设备知识反应堆是核电厂的核心设备，用于进行核裂变反应，产生大量热能。
反应堆一般由燃料组件、反应堆压力容器、反应控制系统等组成。
燃料组件是含有放射性核燃料的结构部件，可以产生裂变反应；反应堆压力容器是储存反应堆冷却剂的金属容器，保证核反应的正常进行；反应控制系统用于控制核反应的速率和安全性。
蒸汽发生器是连接反应堆和蒸汽涡轮发电机组的重要设备。
它通过将反应堆冷却剂的热能转移给水，使水蒸发成为高温高压的蒸汽，用于驱动蒸汽涡轮发电机组发电。
蒸汽涡轮发电机组是核电厂的主要发电设备，它将高温高压的蒸汽能量转化为电能。
核电厂的冷却系统用于冷却反应堆和蒸汽发生器，防止核反应过热和爆炸。
冷却系统通常包括主冷却循环、辅助冷却循环和应急冷却系统等。
核电厂的控制系统是对核反应堆进行监控和控制的设备，保证核反应的安全、稳定和高效进行。
此外，核电厂还有辅助设备包括供应水系统、通风系统、废物处理系统等，用于保障核电厂的运行和安全。
总的来说，核电厂的系统和设备是一个密不可分的系统，各部分设备协同工作，确保核反应的安全、高效进行，并将热能转化为电能。
核电厂是人类利用核能进行能源开发的重要手段之一。
尽管核能的利用被一些人质疑其安全性，但是通过严格的安全管理和监控，以及先进的技术和设备，核电厂在为人类提供清洁、高效的能源的同时，也保证了可靠性和安全性。
接下来我们将更加深入地了解核电厂的系统和设备知识。
反应堆是核电厂的核心部件，是核能转变为热能的场所，其内部包含着燃料组件，用以控制和维持反应中子的自持和增殖。
燃料组件一般是由铀或钚等元素的化合物构成，包装在金属或陶瓷的包壳中。
反应堆压力容器则是容纳反应堆冷却剂的主要设备，其壁厚、材料及焊缝质量等都受到严格的监控。
反应堆控制系统则是用于监控和控制核反应的速率和安全性的设备，包括各种传感器、控制棒和自动系统，确保核反应能够达到预期的状态。
蒸汽发生器连接在反应堆之后，通过将反应堆冷却剂的热能转移给水，使水蒸发生成高温高压的蒸汽。
《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。
压水堆核电厂：反应堆冷却剂系统(RCP)(84页)
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（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。
图0-1 压水堆核电厂的组成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。
1.1.1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. 传热在核电厂正常运行期间，一回路系统通过沿反应堆——蒸汽发生器——反应堆冷却剂泵一一反应堆流动的一回路冷却剂将反应堆所产生的热量传递给蒸汽发生器二次侧的给水，并使蒸汽发生器二次侧的给水转化为驱动汽轮发电机的饱和蒸汽。
《核电厂蒸汽供应系统》第3章 反应堆主冷却剂系统(3)
稳压器和主阀相连； 先导阀盘R1和R2。
二二、、稳稳压压器器结结构构（13）
安全阀组工作原理
✓ 核动力装置运行时，当稳压 器压力低于保护阀的整定压 力，先导活塞的传动杆在上 面位置，先导盘R1开启，使 主阀活塞上部与稳压器连通 ，由于主阀活塞的表面积比 阀盘的表面积大，因此保护 阀关闭；
➢ 温度监测
在稳压器内汽相和液相各设置有温度探测器一个 ，当温度高于352℃时给出汽相、水相高温报警信 号；
在稳压器波动管上装有温度探测器一个，当温度 低于300℃时，给出波动管低温报警信号；
在每条喷淋管上设温度探测器一个，温度过低表 示连续喷淋流量不足；
另外在安全阀组下游设一个温度探测器，当温度 高于70℃时发出稳压器卸压管路高温报警信号， 用以检测安全阀组泄漏。
一、概 述
➢ 基本功能 压力控制（调节）
在反应堆稳态运行、正常功率变化以及中、小事故工 况下，能够使RCP压力变化控制在规定的范围之 内。
压力保护
在发生重大事故时，RCP系统压力变化超过范围时 ，提供超压或低压保护。
一一、、概概 述述（2）
➢ 辅助功能 起堆、停堆
起堆时：提供部分热源，控制主冷却剂系统压力 按照预定的程序提高到额定工作压力
17.23 360 15.8 292
三三、、稳稳压压器器工工作作原原理理（2）
1、稳压器控制必要性
➢ 稳压器压力过低影响
冷却剂将接近饱和蒸汽压力，由此可能引起水大量 汽化，堆芯燃料放热恶化，燃料温度升高并导致包 壳破损，甚至燃料熔化。
➢ 稳压器压力过高影响
系统压力增加，整个一回路压力边界就要处于不允 许的应力下，由此可能发生系统设备达到疲劳极限 ，使管道设备破裂，产生LOCA事故，设计基准事 故，是核电站最大可信事故。
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4-1 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
显然，如此提高压力，在提高电厂效率上的收益不大，反 而对各主要设备的承压要求、材料加工制造等技术难度都 大大增加了，最终影响到电厂的经济性。
综合考虑，一般压水堆核电厂一回路系统工作压力约为 15MPa。设计压力取1.10～1.25倍工作压力；冷态水压试 验压力取1.25倍设计压力。
4-1 反应堆冷却剂系统
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。
பைடு நூலகம்
4-1 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。
4-1 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。
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℃。
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。
回路容量表
4-1 反应堆冷却剂系统
三、系统参数的选择 1、一回路压力
由水的热物理性质可知，要想提高反应堆冷却剂的出口温 度而不发生冷却剂容积沸腾，必须提高一回路压力。所以， 以提高核电厂的热效率来说，提高一回路系统冷却剂的工 作压力是有利的。
但是，这方面的潜力非常有限。例如，水的压力为20MPa 时，其饱和温度也仅有365.7℃。而现代压水堆一回路常用 压力为15.5MPa，其对应的饱和温度为344.7℃。二者相 比，压力提高了4.5MPa，饱和温度却仅提高21℃。
第四章 反应堆冷却剂 系统及主要设备
动力工程系 宋长华
主要内容
➢4-1 反应堆冷却剂系统(一回路系统) ➢4-2 反应堆冷却剂泵 ➢4-3 蒸汽发生器 ➢4-4 稳压器 ➢4-5 一回路
主要辅助系统
4-1 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
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。
4-1 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
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。
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。
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。
四、系统布置4-1 反应堆冷却剂系统
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。
4-1 反应堆冷却剂系统
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℃。*
4-1 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。