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1、核动力装置Nuclear Power Plant,核科学与技术学院（）,MNPP-L03-RCS,10/10/2023,核动力装置,2,2 反应堆冷却剂系统,2.1 概述2.2 蒸汽发生器2.3 反应堆冷却剂泵2.4 稳压器2.5 系统布置形式2.6 系统初步设计计算,10/10/2023,核动力装置,3,2.1 概述,1.系统功能及组成 2.设计要求 3.系统主要参数 反应堆冷却剂系统是核动力装置一回路的核心系统，通过冷却剂的循环将反应堆堆芯产生的热量导出，传递给蒸汽发生器二次侧工质，也称为主冷却剂系统,10/10/2023,核动力装置,4,1.系统功能及组成,是核动力装置的核心组成部分保证
2、反应堆和蒸汽发生器正常运行确保事故工况下反应堆的安全,10/10/2023,核动力装置,5,功用,正常运行时，将堆芯热量传递给蒸汽发生器二次侧工质 冷却剂在系统中循环，实现热量的传输停堆过程中，导出堆芯余热的一部分与二回路蒸汽排放系统配合，将热量通过冷凝器传给大海（环境）事故时作为应急堆芯冷却的一种手段 与安全注射系统配合，应急冷却堆芯作为包容运行参数下冷却剂的承压边界是防止放射性物质泄漏的第二道安全屏障,10/10/2023,核动力装置,6,系统流程及范围,图2-2 主冷却剂系统原理流程,10/10/2023,核动力装置,7,任务,补充冷却剂初始充水、补充泄漏 热量传输冷却剂将堆芯释热带至蒸
3、汽发生器压力保护稳定运行压力、超压保护水质净化净化冷却剂，减小腐蚀水质监测监测冷却剂的放射性剂量水平废物处理处理运行中产生的放射性“三废”余热排出停堆冷却，排除余热 安全注射破口事故时注水，堆芯应急冷却,10/10/2023,核动力装置,8,组成,主冷却剂系统热量传输容积和压力控制系统压力保护水质控制系统水质净化、水质监测辅助水系统设备冷却、系统补水工程安全设施余热排出、安全注射放射性废物处理系统废物处理,10/10/2023,核动力装置,9,2.设计要求,在正常运行工况和局部事故工况下，能提供足够的冷却剂流量，保证堆芯得到充分冷却，防止燃料元件烧毁，稳定、连续地将堆芯热量传输给蒸汽发生器二回
4、路侧工质。系统要有一定的自然循环能力。主泵应有一定的惯性。,10/10/2023,核动力装置,10,2.设计要求,一台主泵因某种原因突然停转时，不得造成反应堆冷却剂系统失效；反应堆冷却剂系统应具有耐冲击和抗震(船舶振动引起的)能力，并适应舰船运动稳定性的要求；应满足反应堆冷却剂系统边界完整性准则的要求；系统双重设置，并保证能各自独立工作，增加装置的生命力。,10/10/2023,核动力装置,11,2.系统主要参数,以日本核商船“陆奥”号为例，反应堆冷却剂系统两个环路组成主管道内径203mm，壁厚14mm环路的流量为900t/h。反应堆额定热功率为36MW全功率堆芯冷却剂额定流量为1800t/h
5、蒸汽发生器入口处的冷却剂温度为285 出口处为271平均温度为278；,10/10/2023,核动力装置,12,2.系统主要参数,零功率时蒸汽发生器进、出口冷却剂温度均为278蒸汽温度278，压力为6.13MPa。反应堆冷却剂系统的运行压力确定为10.78MPa排放压力为12.26MPa设计压力为13.24MPa设计温度为333蒸汽发生器为压力6.67MPa,10/10/2023,核动力装置,13,2.2 蒸汽发生器（Steam Generator，SG）,蒸汽发生器是连接一、二回路的关键设备（枢纽），将一回路冷却剂的热量传输给二回路给水，以产生蒸汽蒸汽发生器的类型自然循环蒸汽发生器直流蒸汽发
6、生器,10/10/2023,核动力装置,14,自然循环式蒸汽发生器U-tube Steam Generator,倒U型传热管束上部为分离段，下部为蒸发段分离段：设置23级汽水分离器蒸发段：管束套筒将蒸发段分隔为下降空间和上升空间下封头为冷却剂进、出口水室，由隔板隔开,10/10/2023,核动力装置,15,汽水分离装置,蒸汽中所含的水份过多（即湿度过大），夹杂在蒸汽中的水滴和溶于水中的盐分会造成汽轮机通流部分积盐，降低汽轮机的效率，影响工作可靠性汽水分离装置用于除去蒸汽中携带的水份，提高饱和蒸汽的干度，向汽轮机供应干燥、清洁的饱和蒸汽通常采用多级分离器,旋风分离器,10/10/2023,核动力
7、装置,16,波纹板分离器工作原理,蒸汽在曲折通道内流动时多次改变流动方向，其中携带的水份在离心力作用下被分离出来波纹板上的挡水钩收集板面水膜，捕集蒸汽流中的水滴，汇集后沿凹槽进入疏水装置,10/10/2023,核动力装置,17,UTSG的工作原理,一次侧流程（冷却剂）热管段进口水室管板倒U型内部管板出口水室冷管段二次侧流程（给水-蒸汽）给水管道给水环管下降通道上升通道汽水分离器（两级）出口蒸汽接管下降段为单相水，上升段为饱和汽水混合物，依靠流体密度差产生的驱动力维持循环,水位,10/10/2023,核动力装置,18,UTSG自然循环原理,管束套筒将蒸汽发生器下筒体内的水分隔成冷（水）柱和热（水
8、）柱两个区域冷（水）柱：给水和分离器分离出的再循环水热（水）柱：水和蒸汽混合物冷（水）柱和热（水）柱之间的密度差，为工质循环提供驱动压头,10/10/2023,核动力装置,19,循环倍率,定义 上升通道内汽水混合物总质量流量与蒸汽质量的比值。UTSG设计工况的循环倍率一般大于44.5，考虑以下因素：传热条件流动稳定性管材腐蚀,10/10/2023,核动力装置,20,UTSG的特点,二次侧蓄水容积大，在丧失给水时具有一定缓冲作用，有利于安全，降低对控制系统的要求运行过程中不断排污，保持炉水清洁，可适当降低对传热管材料和给水水质的要求只能产生饱和蒸汽，需要设置汽水分离装置，使蒸汽发生器结构复杂，汽
9、轮机需要设置中间去湿装置整个负荷区间，蒸汽压力变化范围大，对二回路的设计、运行和管理带来困难,10/10/2023,核动力装置,21,UTSG的静态特性,定义 在稳态工况下，主要参数随装置负荷（功率）变化的规律常见的是一回路冷却剂平均温度恒定二次侧蒸汽温度（压力）随负荷（功率）升高而降低，呈反滑趋势,10/10/2023,核动力装置,22,直流蒸汽发生器（Once-through Steam Generator，OTSG）,二次侧给水流过传热面，经预热、蒸发和过热，全部变为过热蒸汽，因此循环倍率为1二次侧工质的流动依靠给水泵提供的压头来维持 管外直流 冷却剂在传热管内流动，二次侧工质在管外流动
10、 管内直流 冷却剂在传热管外流动，二次侧工质在管内流动,10/10/2023,核动力装置,23,OTSG的结构形式,管内直流,管外直流,10/10/2023,核动力装置,24,OTSG的特点,传热管为双层套管、螺旋盘管等多种形式二次侧工质一次流过传热管，由不饱和水变为蒸汽，循环倍率为1二次侧工质没有蓄积，要求给水可靠没有排污，对给水水质要求很高产生微过热蒸汽，不需要汽水分离存在管间脉动及流动不稳定，影响运行的安全可靠性运行特性：一次侧冷却剂平均温度恒定，二次侧蒸汽压力也恒定，更有利于运行与控制,10/10/2023,核动力装置,25,蒸发器设计遵循原则,在任何运行工况下，必须满足二回路系统所需
11、的蒸汽流量及蒸汽参数要求；同时，尽可能改善蒸汽发生器的传热性能，提高热经济性；确保蒸汽发生器的工作可靠性，防止传热管腐蚀破裂；尽可能尺寸小、重量轻，便于运输和安装；结构简单，便于维修及适于在反应堆舱内的布置。,10/10/2023,核动力装置,26,2.3反应堆主冷却剂泵（MCP）,主泵是反应堆冷却剂系统的“心脏”，为冷却剂在主系统回路中循环提供驱动压头为保证堆芯的充分冷却，冷却剂流量通常较大，每个环路中的冷却剂流量可达15002000t/h，但整个回路中流动阻力并不很大，因而主泵具有低扬程、大流量的特点主泵的形式屏蔽泵：主要用于船用核动力装置、中小型核电厂轴封泵：主要用于现代大型核电厂,10
12、/10/2023,核动力装置,27,屏蔽泵的特点,泵体、电机全部密封在泵壳内，电机定子用屏蔽套与冷却剂隔离，电机轴承用水润滑，电机由设备冷却水进行冷却由于是全密封结构，不会泄漏制造复杂，一般电机有两级转速，以适应负荷变化需要运行效率低干式定子屏蔽泵湿式定子屏蔽泵,10/10/2023,核动力装置,28,轴封泵的特点,泵轴承与电机轴承的连接处通常采用三级轴封，用高压水作为轴封水，电机轴承用滑油润滑，电机采用设备冷却水进行冷却运行过程中会有少量泄漏电机可以采用普通电机，制造方便，成本低廉运行效率较高,10/10/2023,核动力装置,29,泵的特性参数,流量或排量压头或扬程轴功率和有效功率效率汽蚀
13、余量,10/10/2023,核动力装置,30,离心泵的结构及其特性曲线,10/10/2023,核动力装置,31,离心泵的结构及其特性曲线,10/10/2023,核动力装置,32,2.4 稳压器（PRZ）,稳压器用于吸收一回路系统中冷却剂的波动，将主系统的运行压力稳定在允许范围稳压器的类型气罐式稳压器电热式稳压器（电加热器、喷淋）,10/10/2023,核动力装置,33,气罐式稳压器,通过向压力补偿器中充入或排出气体，以达到容积补偿的目的,10/10/2023,核动力装置,34,气体稳压器的特点,优点 结构简单，辅助设备少，维护管理方便，压力控制程序简便易行处于备用状态时，无能量消耗 缺点 要有
14、较大的质量和外形尺寸，气体管路分支多气体会溶于水，对堆芯热工安全性的影响还有待验证,10/10/2023,核动力装置,35,电热式稳压器,在工作状态下，稳压器内的工质（蒸汽和水）保持着两相平衡的饱和状态喷雾器用于抑制压力升高电加热器用于抑制压力下降安全阀用于超压时的保护普遍用于压水堆核电站、船用核动力装置,10/10/2023,核动力装置,36,“陆奥”号使用的电热式稳压器,10/10/2023,核动力装置,37,稳压器内部热工过程,小体积波动：稳压器内蒸汽相的膨胀和压缩补偿。较大的体积波动：靠喷雾使蒸汽凝结或投入电加热器使液相水沸腾，才能补偿较大体积的波动。要求稳压器内的介质应经常处于两相平
15、衡状态，水和蒸汽的饱和状态能比较容易地发生相变，故能灵敏地调节因体积变化而引起的压力变化。蒸汽的膨胀和压缩蒸汽凝结,10/10/2023,核动力装置,38,2.5 系统布置形式,分散式布置紧凑式布置一体化布置主要发展方向是从分散式布置向紧凑式布置和一体化布置发展更好地满足船舶核动力装置对重量、尺寸的要求,10/10/2023,核动力装置,39,分散式布置,特征 各主要设备在堆舱内呈分散状态，依靠较长的主管道连接占用空间较多自然循环能力低主管道破损的概率较大维修方便 应用实例 日本“陆奥”号,10/10/2023,核动力装置,40,图2-8“陆奥”号一回路系统布置,10/10/2023,核动力装
16、置,41,紧凑式布置堆外一体化布置,特征 蒸汽发生器、主泵、稳压器紧靠反应堆周围布置主管道很短，较分散布置方式更为紧凑有利于提高自然循环能力增加了检修的困难 应用实例 前苏联的“北极”号、法国的 CAS3G,10/10/2023,核动力装置,42,图2-21“北极”号一回路系统布置,10/10/2023,核动力装置,43,图2-22 CAS3G的布置,10/10/2023,核动力装置,44,一体化布置堆内一体化,特征 蒸汽发生器、主泵、稳压器与反应堆成为一体无主管道，布置紧凑有利于提高自然循环能力不存在因主管道破裂而引起的大失水事故（LOCA）维修困难 应用实例 法国CAP、俄罗斯ABV-6M
17、、日本MRX,10/10/2023,核动力装置,45,图2-23 CAP反应堆,10/10/2023,核动力装置,46,图2-24 卡达拉希CAP原型堆结构,10/10/2023,核动力装置,47,图2-25 ABV-6M一体化压水堆,应用了非能动应急给水系统、非能动堆芯余热排出系统、安注系统和氮气稳压系统钛合金直套管式结构的高效直流蒸汽发生器一回路流程短、流动阻力小，自然循环能力可达到100额定功率体积小、重量轻便于维修。机动性好。,10/10/2023,核动力装置,48,图2-26 MRX本体概念图,控制棒驱动机构和稳压器都布置在压力容器内主泵布置在压力容器上部外侧压力容器和安全系统均被布
18、置在湿式安全壳内采用非能动安全技术，MRX的功率大约是“陆奥”号船用堆的3倍，重量仅为其50，体积为其70,10/10/2023,核动力装置,49,一体化压水堆技术的发展趋势,将堆芯、直流蒸汽发生器置于压力容器内，稳压器、主泵与压力容器形成一体化布置，从而排除了一回路管道大破口失水事故。采用体积小、高效的直流蒸汽发生器设计，直接产生过热蒸汽，取消汽水分离器。蒸汽发生器一般置于压力容器内侧与堆芯吊篮之间的环形空间内。采用长寿命、高燃耗燃料，提高堆芯可靠性指标，减少堆芯体积和重量，不断延长堆芯寿期。,10/10/2023,核动力装置,50,一体化压水堆技术的发展趋势,采用非能动安全系统，包括非能动
19、安全壳冷却系统、应急堆芯非能动淹没系统和应急堆芯余热排出系统，保证在断电和事故工况下反应堆的安全。提高自然循环能力，目前国外一体化压水堆的自然循环能力已达3060额定功率。便于设备和部件的安装调试、标准化和模块化建造，从而减少建造材料，缩短建造周期，大大降低造价，提高经济竞争性。,10/10/2023,核动力装置,51,2.6 系统初步设计计算,反应堆冷却剂系统初步设计反应堆冷却剂系统的压力损失自然循环蒸汽发生器热力计算,10/10/2023,核动力装置,52,反应堆冷却剂系统初步设计,已知条件 环路数目、主系统工作压力、反应堆进、出口温度、堆功率计算内容 冷却剂流量、主管道内径、主管道壁厚、
20、主泵功率计算方法P.61冷却剂流量根据热平衡确定,式（2-17）主管道内径根据式（2-18）主管道壁厚式（2-19）主泵功率,10/10/2023,核动力装置,53,反应堆冷却剂系统的压力损失,压力损失的基本形式沿程摩擦损失局部阻力损失由于冷却剂加热膨胀(或由于冷却而收缩)产生加速时所产生的加速压降。由于反应堆中冷却剂为单相流，加速压降一般不大，因而可以忽略。反应堆内压降蒸汽发生器管侧压降,10/10/2023,核动力装置,54,思考题,1.一回路装置的基本任务是什么?2.主冷却剂系统有何功用?其设计要求有哪些?3.蒸汽发生器分哪两类？各有什么特点？4.简述自然循环蒸汽发生器的基本结构和工作原理。5.主冷却剂泵分哪两类？各有什么特点？6.反应堆冷却剂系统有哪些布置方式？各有什么特点？,
