HAD102-08核电厂反应堆冷却剂系统及其有关系统(1989年4月13日国家核安全局批准发布)
第三章 AP1000反应堆冷却剂系统
反应堆冷却剂系统 (Reactor Coolant System , RCS)
功能 RCS 将反应堆系统中堆芯核裂变放出的热能转化为高温饱和 蒸汽，并输送到汽轮发电机组转化为电能(二回路系统)。
反应堆冷却剂系统压力边界为堆芯释放的放射性提供了一个 包容的屏障，并使电厂在整个运行过程中都保持其高度的完 整性。
压 力 容 反器 应和 堆一 压体 力化 容堆 器顶 结 构
堆芯仪表通道设在 RPV 顶部一一取消了 堆芯下部，即压力容 器底部所有的贯穿件
3.3
3.3.1
压力容器的堆芯下壳 体(活性段)采用了环 型锻件结构，取消了 纵向焊缝;
3.3 压力容器和一体化堆顶结构
3.3.2 一体化堆顶结构
一体化堆顶结构(Integrated Head Package , IHP) 由多个独立的 设备组成，从而简化了反应堆的换料操作。在停堆换料期间， 他通过与反应堆压力容器顶盖移动联合操作，减少了停堆时 间和个人辐射剂量。另外，一体化堆顶结构减少了其相关部 件在安全壳内的搁置空间。
堆 内堆 构内 件 的构 功件 能
冷 却 剂 在 反 应 堆 压 力 容 器 和 堆 内 构 件 内 的 流 动
3.4.2
3.4
3.4 堆内构件
3. 4. 3 API000 堆内构件的技术特点
3.3 压力容器和一体化堆顶结构
3.3.2 一体化堆顶结构
3.3 压力容器和一体化堆顶结构
3.3.2 一体化堆顶结构
3.3 压力容器和一体化堆顶结构
3.3.2 一体化堆顶结构
一体化堆顶结构使得在 其内的各个部件无需单 独进行连接和断开。
冷却围筒是位于压力容 器顶盖上方围绕在控制 棒驱动机构周围的碳钢 结构。在核电厂正常运 行时，冷却围筒为控制 棒驱动机构磁辄线圈提 供冷却气流通道。
新旧研究堆安全规定章节对比
――应急计划设计
4.16应急计划
“安全要求”增加了以下内容：为了在设计中达到这些要求，必须考虑以下方面：(a)选用可最大程度地减少活化作用并可提供易于去污的材料；(b)优化设施的布置和出入路线，便于大型设备的移动以及活化设备的拆卸和处理（必要时实施远距离拆卸和处理）；
(c)放射性废物的处理和贮存；及§6.51有关保留设计资料的要求；
建议：基本采用“安全要求”的内容。
分级(类)方案
“安全要求”增加一节“分级(类)方案，说明了研究堆分级(类)的理由及应考虑的因素，强调应采用分级(类)方案，根据与反应堆有关的潜在危险来应用研究堆安全要求。
建议：采用“安全要求”新增内容。
结构
2.安全目标、概念和原则
2.安全目标
安全目标
2.1安全目标
“安全要求”的§205辐射防护目标、§206技术安全目标均照搬国际原子能机构安全丛书第110号《核装置安全》，措词与HAF201略有不同。
建议：采用“安全要求”新增内容。
6.设计
设计理念
――总要求
4.1概述
1)“安全要求”中总要求内容与HAF201§4.1大部分对应；
2)“安全要求”增加§6.5“运行方式（如在有需求时运行，而不是连续运行；以不同的功率水平运行；按不同的堆芯布置运行和使用不同的核燃料运行）和反应堆在不同运行功率水平下的稳定性对安全系统的设计应给予充分的考虑”。
2)“安全要求”增加了§6.29“第6.28节中提出的要求和限制应形成运行限值和条件的基础。设计必须能够有助于设定一系列切实可行的反应堆运行方面的运行限值和条件”；
3)移除了原HAF201§4.10.2人为因素、§4.10.3试验和检查、§4.10.4维护和修理、§4.10.5材料选择。
核电站仪表与控制：第9章 反应堆保护系统
闭或GFR三个保护油压开关中的两个动
作）
C9
冷凝器可用时出现(P<500mbar.a,且冷却
喷淋水压>12bar.g)
C11 温度R棒棒位高于（225步）时出现
功能
闭锁控制棒的自动和手动提升， 防止触发P＝25％的停堆保护。 闭锁控制棒的自动和手动提升， 防止触发P＝109％的停堆保护。 防止包壳表面发生偏离泡核沸腾， 而烧毁。出现该信号时闭锁控制 棒的自动提升；汽机以200％/min 速率甩负荷。 防止反应堆线功率密度大，而烧 毁燃料芯块。出现该信号时闭锁 控制棒的自动提升；汽机以200％ /min速率甩负荷。 允许GCT1.2组排放阀开启。
9.5.2 停堆断路器的连接 （3） “四取二”连接
9.6 反应堆保护停堆功能
1）手动保护停堆 2）中子注量率高保护停堆 3）中子注量率正、负变化率值超过5%FP/2s处罚保护停堆 4）一次冷却剂流量低触发保护停堆 5）超温△T 超过整定值触发停堆 6）超功率△T 超过整定值触发停堆 7）稳压器压力超过限值触发停堆 8）稳压器水位高过限值保护停堆 9）蒸汽发生器（SG）水位超过限值保护停堆 10）汽轮机跳闸触发停堆 11）专设安全设施动作触发停堆
3/4功率量程中子通量测量值低于定值
2/4功率量程中子通量测量值超过定值 （功率量程≥10％Pn） RPN010/020/030/040MA
功
能
1) 汽机脱扣；2）允许冷却剂平均温度低295.4℃时关闭给水主控 制阀；
2) 允许快速打开前两组冷凝器排放阀，而禁止打开其它两组阀 ；
1) 如果原来安注是禁止的，那么允许自动启动它的功能； 2) 在冷却剂平均温度低以后，恢复主给水阀的控制； 3) 允许快速打开冷凝器的四组排放阀； 4）RGL计数器置0。
1.1反应堆冷却剂系统(RCP)
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。
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。
图0-1 压水堆核电厂的组成第一部分核岛系统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。
3.1反应堆冷却剂系统(1012)_814802505
21000 18000 23300 23790
4
Claysius-Clapeyron关系式：
(
T (v − v f ) dT ) sat = sat g dp h fg
水的饱和温度与饱和压力的关系近似关系式：
Ts = 178.7 Ps 0.25 − 0.6 Ps
据C-C方程，p↑,(vg-vf) ↓hfg↑→(dt/dp) ↓，压力越 高，加压带来的饱和温度升高效果越差。
2
燃料元件表面的放热过程遵循下述关系：
Pu = Ah(tc − t f )
…………………（3.1a） 3.1a）
THE END
式中A为燃料元件总表面积，m2 ； tc、 tf分别为燃料元件表面温 式中A 为燃料元件总表面积，m 度和冷却剂温度，℃；h为冷却剂与燃料元件表面间的放热系 数，W/（m2.℃）；Pu为堆内燃料棒的总热功率，W。 数，W/（ ）；P 为堆内燃料棒的总热功率，W 由于冷却剂与燃料元件表面间的放热系数h与冷却剂流速的0.8 由于 次方成正比。从式（3.1a）看出，增加一回路流量可以提高h， 从而在热功率一定时可以降低包壳温度tc。 t 因而，提高冷却剂流速有利于降低燃料元件表面与冷却剂之间 的温差，从而降低燃料元件表面和元件中心温度。提高冷却剂 流速对提高临界热流密度也是有利的。所以，增加流量对载热 和传热都是有利的。
21500*
二、一回路压力
根据热力学原理，为了提高二回路热效率，应当尽可能提高工质的吸热平均 温度。 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，从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左右，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℃。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、材料和加工制造 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的工作压力约为15MPa左右。 设计压力取1.10～1.25倍工作压力；冷态水压试验取1.25倍设计压力 (法) ， ASME取1.25倍设计压力。
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。
HAF-102-核动力厂设计安全规定
附件一：HAF102核动力厂设计安全规定（2004年4月18日国家核安全局批准发布，2004年修改）本规定自2004年 4 月18日起实施本规定由国家核安全局负责解释1 引言1.1 目的本规定提出了陆上固定式热中子反应堆核动力厂的核安全原则，确定了保证核安全所必需的基本要求。
这些要求适用于核动力厂安全功能及相关的构筑物、系统和部件，并适用于核动力厂中的安全重要规程。
规定中只强调设计中必须满足的要求，对于如何满足这些要求则不作具体规定。
附件Ⅰ、Ⅱ与本规定具有同等法律效力。
附录Ⅰ是对本规定的说明和补充。
本规定适用于核动力厂设计、制造、建造、运行和监督管理。
1.2 范围1.2.1本规定阐述了安全重要构筑物、系统和部件为实现核动力厂的安全运行和防止或减轻可能危及安全的事件后果所必须满足的设计要求。
本规定还提出了进行全面安全评价的要求，以确定核动力厂在各种运行状态和事故工况下可能产生的潜在危险。
这种安全评价过程涉及确定论安全分析和概率论安全分析这两种互补的技术。
这些分析必须考虑假设始发事件，包括可能单独地或组合地影响安全的诸多因素。
这些事件有如下几种类型：(1)源自核动力厂运行本身；(2)由人员行动引起；(3)直接与核动力厂及其环境有关。
1.2.2本规定还涉及到极不可能发生的事件，例如可能导致大量放射性释放的严重事故，设计中对此类事件提供预防或缓解措施是适当的和可行的。
1.2.3 本规定不考虑下列事件：(1)极不可能发生的外部自然事件或人为事件（诸如陨石或人造卫星撞击）；(2)极不可能影响核动力厂安全的工业事故；(3)由核动力厂运行引起的非放射性影响。
1.2.4本规定中的核动力厂主要系指用于发电或其他供热应用（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。
本规定原则上也适用于其他类型的陆上固定式热中子反应堆核动力厂。
2 安全目标和纵深防御概念2.1 安全目标2.1.1总的核安全目标：在核动力厂中建立并保持对放射性危害的有效防御，以保护人员、社会和环境免受危害。
国家核安全局关于批准海南昌江核电3、4号机组反应堆冷却剂系统流量测量系统改进的通知
国家核安全局关于批准海南昌江核电3、4号机组反应堆冷却剂系统流量测量系统改进的通知
文章属性
•【制定机关】国家核安全局
•【公布日期】2022.02.17
•【文号】国核安发〔2022〕29号
•【施行日期】2022.02.17
•【效力等级】部门规范性文件
•【时效性】现行有效
•【主题分类】核能及核工业
正文
关于批准海南昌江核电3、4号机组反应堆冷却剂系统流量测
量系统改进的通知
国核安发〔2022〕29号华能海南昌江核电有限公司，海南核电有限公司：
你公司《海南昌江核电3、4号机组关于RCS流量测量系统改进的请示》（华能昌核安〔2021〕40号）收悉。
根据《中华人民共和国核安全法》《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》的有关要求，我局对你公司提交的申请文件进行了技术审评，认为你公司昌江核电厂3、4号机组反应堆冷却剂系统（RCS）流量测量设计变更是可以接受的，现予批准。
你公司应严格按照我局批准的方案实施设计变更，确保昌江核电厂3、4号机组的建造质量。
国家核安全局
2022年2月17日。