1.1反应堆冷却剂系统(RCP)

导读:通常可以分为三大部分:1.核的系统和设备部分,2.常规的系统和设备部分,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,(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),(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

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。

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岛 系 3

第一部分

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。

第一节 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:

除盐除氧水(REA) 辅助喷淋阀 稳压器 卸压箱 喷淋阀 设备冷却水 (RRI) 蒸汽流量 喷淋 稳压器 蒸汽发生器 给水流量 辅助喷淋 排水(RPE) 主喷淋 控制棒驱动机构 2号环路冷段 加热器 波动管 RRA RIS RIS 安注箱 安注箱 热段 RIS 反应堆 余热排出系统(RRA) 余热排出系统(RRA) 1号环路 过渡段 2号环路过渡段 主泵 RIS 设备冷却水系统 (RRI) 轴封密封水注入 (RCV) 冷段 压力容器 上充流 过剩下泄 正常下泄 化学和容积控制系统(RCV) 图1-1反应堆冷却剂系统 4

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; 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。(图2)

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。稳压器通过波动管接到1号环路热段。

压力控制通过电加热器和喷淋阀的动作实现。喷淋系统由两条冷段供水,并通过喷淋接管接到稳压器的顶封头。加热器安装在稳压器的底部。

由三个安全阀组提供超压保护。三个安全阀组通过三条没有保温的、形成环路的管道与稳压器顶封头上的接管连接。这些环路形管道在每个安全阀的上游可以构成水封,防止氢气的任何泄漏。

每个阀组由两台串联安装的先导式安全阀组成:上游的阀门具有安全功能,如果该阀门关闭失效,下游阀门即具有隔离功能。

安全阀排汽进入稳压器卸压箱。卸压箱还收集某些阀门阀杆的引漏和位于安全壳内的其它卸压阀的排放。卸压箱底部贮水,水内有由设备冷却水系统冷却的盘管,上部有喷淋管,上部空间充有氮气。

3.温度检测旁路(RTD)

每条冷却剂环路热段和冷段的温度在蒸汽发生器旁路管线和反应堆冷却剂泵旁路管线上分别测量。

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RTD(resistance temperature detector)的热段旁路接管呈勺形,在一个横截面上布置成120间隔,插入反应堆冷却剂中,以便为RTD支管收集具有代表性的温度样品。由于泵的搅混作用,对于冷段温度的测量,仅需要在反应堆冷却剂泵的排出端上布置一个接管。

两条旁路管线的流量收集到一根装有流量计的公共回流管线中,并且接到蒸汽发生器与泵之间的过渡段管道上。为了平衡冷段和热段旁路之间流量率,冷段旁路管线装有一个流量限制器。

4.与辅助系统的连接

还有若干辅助系统为RCP图系统服务,它们包括:化学和容积控制系统(RCV)、余热排出系统(RRA)2 压水堆机组原理图 和安全注入系统(RIS)。这些辅助系统都与反应堆冷却剂系统相连接。

--RCV:RCP通过正常下泄管线排入RCV系统。正常下泄管线位于2号环路过渡段。过剩下泄管线作为正常下泄管线的备用,接到1号环路过渡段。

冷却剂通过上充管线回流到1号环路冷段,或者通过辅助喷淋管线接到稳压器。

--RRA:RCP通过位于2个环路热段上的接管排入RRA系统。冷却剂经由RIS的中压安注箱注入管线回流到RCP系统。

--RIS:RIS系统与RCP系统的连接通过:

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接到热段和冷段及反应堆压力容器的高压安注(HHSI)管线和低压安注(LHSI)管线; 接到反应堆压力容器的中压安注箱注入管线。

--RCP系统还在不同的位置与核岛排气和疏水系统(RPE)及核取样系统(REN)连接。 --RCP 降压水位测量仪表(RCP082LN)与2号环路热段RRA吸入管线上游相连接。

四、系统特性参数表

表1-1为压水堆核电厂反应堆冷却剂系统(RCP)特性参数表。表2为与反应堆冷却剂系统相连接的系统。

表1-1 反应堆冷却剂系统(RCP)特性参数 主要参数 数值 堆芯额定热功率 1930MW/h 稳压器压力 15.5MPa(绝对) 3热工设计流量(每条环路和冷段温度下) 23320 m/h 3名义流量(每条环路和冷段温度下) 24290 m/h 3机械设计流量(每条环路和冷段温度下) 25260 m/h 温度(在满负荷下) 热工设计 名义 —反应堆入口 292.8℃ 293.4℃ —反应堆出口 327.2℃ 326.6℃ —反应堆平均温度 310.0℃ —反应堆平均温度(在零负荷下) 290.8℃

ARE ASG GCT RCV RRA RIS REN RPE REA RAZ RRI SAR PTR

表1-2 与反应堆冷却剂系统相连接的系统 给水流量控制系统 蒸汽发生器辅助给水系统 汽机旁路排放系统 化学和容积控制系统 余热排出系统 安全注入系统 核取样系统 核岛排气和疏水系统 反应堆硼和水补给系统 核岛氮气分配系统 设备冷却水系统 仪表用压缩空气分配系统 反应堆换料水池和乏燃料水池冷却和处理系统

第二节 反应堆压力容器及堆内构件

一、 作用及设计考虑

压力容器及其顶盖整体有三个基本作用: 1.作为包容反应堆堆芯的容器,起着固定和支撑堆内构件的作用,保证燃料组件按一定的间距在堆芯内的支撑与定位。

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