【核电站】带你完全认识核电站（多图）.doc

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1、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

2、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

3、，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）安注箱余热排出系统（RRA）稳压器卸压箱主泵图1-1反应堆冷却剂系统上充流蒸汽流量给水流量喷淋阀辅助喷淋阀加热器喷淋稳压器辅助喷淋主喷淋过剩下泄蒸汽发生器2号环路冷段压力容器安注箱余热排出系统（RRA） RIS RIS化学和容积控制系统（RCV）2号环路过渡段过渡段1号环路反应堆控制棒驱动机构排水（RPE）除盐除氧水（REA）设备冷却水（RRI）冷段 RIS设备冷却水系统（RRI）轴封密封水注入（RC

4、V）热段 RRA RIS波动管正常下泄本章介绍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。本系统的传热功能还包括在反应

5、堆冷却的初期和启动的后期将反应堆的热量传递给二回路系统。2. 反应性控制用作反应堆冷却剂的除盐除氧水既用来作为传热的介质，又充当中子慢化剂和反射层以及中子毒物硼酸的溶剂，从而提供一种独立的对反应性的慢变化进行控制的手段，作为控制反应性快速变化的控制棒的补充。3. 压力控制 在核电厂正常运行工况下，为了避免在反应堆内出现泡核沸腾，要将反应堆冷却剂的压力保持在高于其反应堆出口温度所对应的饱和压力。反应堆冷却剂的压力由通过波动管线连接到条冷却剂环路的稳压器来维持。 4. 放射性产物的第二道屏障 回路系统及其设备作为反应堆冷却剂的压力边界，构成防止溶解(或悬浮)在冷却剂中的放射性裂变产物释放的第二道屏

6、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.传热环路图2 压水堆机组原理图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

7、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

8、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。RTD（resist

9、ance temperature detector）的热段旁路接管呈勺形，在一个横截面上布置成1200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）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。

10、-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：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（

11、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)热工设计流量（每条环路和冷段温度下）23320 m3/h名义流量（每条环路和冷段温度下）24290 m3/h机械设计流量（每条环路和冷段温度下）25260 m3/h温度（在满负荷下）反应堆入口反应堆出口反应堆平均温度反应堆平均温度（在零负荷下）热工设计292.8327.2名义293.4326.6310.02

12、90.8表1-2 与反应堆冷却剂系统相连接的系统ARE给水流量控制系统ASG蒸汽发生器辅助给水系统GCT汽机旁路排放系统RCV化学和容积控制系统RRA余热排出系统RIS安全注入系统REN核取样系统RPE核岛排气和疏水系统REA反应堆硼和水补给系统REN核岛氮气分配系统RRI设备冷却水系统SAR仪表用压缩空气分配系统PTR反应堆换料水池和乏燃料水池冷却和处理系统1.1.2 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。2.作为反应堆冷却剂系统的一部分，起着承

13、受一回路冷却剂与外部压差的压力边界的作用。3.考虑到中子的外逸，起到对人员的生物防护的作用。反应堆压力容器按照提供包容反应堆堆芯、上部堆内构件及下部堆内构件所要求的容积设计，考虑到核电厂的寿期为40年，以及运行时冷却剂的循环流动，水对设备的腐蚀，设备的耐蚀性能与金属的老化，要选用具有高机械强度和在强中子辐照下不易脆化的材料。二、 设备描述反应堆压力容器是一个圆柱型容器，它的底部是焊接的半球形底封头，上部为一个可拆的、用法兰连接和装密封环的半球形上封头，容器有两个进口接管和两个出口接管分别与反应堆各个冷却剂环路的冷段和热段连接。这些接管位于恰好低于反应堆压力容器法兰但高于堆芯顶部的一个水平面上。

14、另外，还有两个中压安注的入口接管。冷却剂通过进口接管进入压力容器，并且向下流过堆芯吊篮和容器壁之间的环形空间，在底部转向，朝上流过堆芯到出口接管。反应堆压力容器法兰和上封头用两道金属密封环密封，密封泄露借助内环与外环之间的一根引漏接管检测。压力容器包容堆芯、控制棒组件与堆芯及冷却剂循环通道直接相关的所有部件。堆芯内产生的热功率传给反应堆冷却剂并传送到反应堆压力容器外部。1. 压力容器压力容器筒体段由几部分构成：一个锻造法兰，在它上部开有56个螺栓孔用来安装压紧螺栓；一个带有六个冷却剂进、出口管嘴的锻造环状缎；另外两个锻造环状段；一个半球形下封头，封头底部开有作为堆内测量通道的42个孔。压力容器

15、顶盖段，由带螺孔的锻造法兰和球形拱顶组成。顶盖上有一个排气管，它的作用是在冷却剂系统充水时排出压力容器顶部的空气；在球形拱顶上有38个孔，以供控制棒组件和仪表导向管通过。压力容器筒体段重266吨，顶盖段重57吨。图3是压力容器的构成图，图4是压力容器断面图。压力容器筒体段与压力容器顶盖间放有两个O型密封环，由56个螺栓来固定，保证密封。压力容器本体的材料是低合金碳钢，为了防止腐蚀，压力容器与反应堆冷却剂水接触的内表面有厚度为6mm厚的奥氏体不锈钢覆盖。为了使压力容器满足其机械特性，制造时必须进行多次热处理。压力容器接合面外侧有个法兰，当更换燃料时，它能使一个环形板就位，起到对堆坑的密封作用，防

16、止反应堆水池充水时堆坑进水。压力容器内侧下部焊有导向凸缘，使下部堆内构件对中定位。压力容器筒体法兰的水平位置有一个凸台，以悬挂下部堆内构件。图1-3 600 MWe压水堆本体图1-4 压力容器横截面图1-4 压力容器横断面 图 1-4 压力容器横断面图热屏图1-5 堆内下部构件流量分配孔板堆芯支撑板二次支撑组件2.下部堆内构件下部堆内构件可分为六部分（图1-5）（1） 堆芯吊蓝和堆芯支撑板堆芯吊蓝是一个金属圆筒，高8.17m,通过上部的凸肩悬挂在压力容器内的凸肩上（在接合面的位置）。它有两条冷却剂出水管接头。堆芯支撑板被焊接在堆芯吊蓝的下部，堆芯的重量由几根支撑柱传递到支撑板上。这块约380m

17、m厚的支撑板开有许多孔，供堆内测量仪表的导向管和水通过。在堆芯吊蓝的下部，四个径向导向装置与压力容器上的导向装置相对应，它们允许在轴向和径向产生不均匀膨胀。（2） 堆芯下栅格板燃料组件直接装在堆芯下栅格板上。为了固定燃料组件的位置，下栅格板有对中定位销插入燃料组件的脚板（每个组件有两个定位销）。下栅格板上相对于每个燃料组件钻冷却剂通道孔。置于下栅格板上的燃料组件的重量通过支撑柱传递给堆芯支撑板，堆芯吊蓝通过压力容器的凸肩传递给压力容器。（3） 堆芯围板这是一组垂直平板，包着堆芯外廓，它的作用是减少冷却剂的旁流量。这些围板跟固定在堆芯吊蓝上的辐板（水平板）连接在一起。（4） 热屏它在压力容器和堆

18、芯吊蓝之间，防止堆芯对压力容器直接辐射。在一些电厂的反应堆中，热屏是一个约68mm厚的圆筒，这个金属圆筒牢牢地固定堆芯吊蓝的上部。在现代压水反应堆中，热屏仅是由在中子密度最高区的四个扇形区所组成，每个扇形区由两块加工成带斜角的板组成，留有空隙，可以在纵向自由伸展，两块板均被固定在吊蓝筒体上。秦山二期的热屏数为4个（即4个扇形区），热屏厚度为70 mm。（5） 二次支撑组件二次支撑组件由二次支撑板和悬挂在堆芯支撑板下面的支柱组成。最底部的板紧贴于压力容器下部封头。整个组件的作用是：一旦在堆芯吊蓝破裂时，能够限制堆芯移位，使控制棒能够插入。在每年进行的换料期间，下部堆内构件仍留在原位。3.堆芯堆芯

19、由121个燃料组件组成。每个组件内含有呈1717方形排列的264根燃料棒，它们由堆芯下栅格板和堆芯上栅格板定位，另有24个可放置控制棒、可燃毒物棒或中子源的导向管和1个仪表导向管。每根燃料棒由烧结的二氧化铀（UO2）芯块装在锆（Zr-4）合金包壳内组成（图1-7）。121个燃料组件按铀（U-235）的富集度的不同，分为三个区域，其富集度由里向外增加，最高富集度的组件装在堆芯外围，较低富集度的两种组件按照不完全棋盘格式排列在堆芯内区，以展平堆芯的径向中子通量分布。堆芯反应性由以下几种方法进行控制：1） 溶解在一回路水中的中子吸收剂（硼酸）；2） 控制棒束控制棒共有33束，其中，有8束是停堆棒束，

20、反应堆正常运行时提到堆顶，停堆时才从堆顶掉落加大停堆裕度。其它25束是调节棒束，分为A、B、C、D四组，其中D组为主调节棒组，用于调节反应堆功率；每一个控制棒束由24根控制棒组成。控制棒的材料为Ag-In-Cd合金。3） 燃毒物棒束这些棒束的外形与控制棒的外形相似，采用硅硼酸盐玻璃为吸收体，内外包壳为304 不绣钢，秦山二期在第一循环时堆芯装入704根可燃毒物棒，用于补偿部分剩余反应性；在第一循环末期时取出。（可燃毒物棒只用于第一循环）。此外，有四个棒束组件中含有中子源，其中两个，每个包含一个初级中子源（Cf-252锎源）及一个次级中子源（Sb-Be 锑-铍源）。另两个，每个包含4个次级中子源

21、。两个包含初级中子源的棒束在第一次换料时取出，同时以阻力塞组件代替。没有控制棒束的组件中，控制棒导向管用阻力塞组件塞住。图1-6 堆芯横向截面图围板堆芯吊蓝热屏反应堆压力容器共分为三区组件数第一次装载的富集度第一区411.9%第二区402.6%第三区403.1%换料时装入新燃料组件的富集度：3.25%图 1-7 1717 压水堆燃料组件及控制棒图1-7 1717压水堆燃料组件及其控制棒图1-8 上部堆内构件4.上部堆内构件（图1-8）（1）上栅格板它直接紧接在燃料组上，避免燃料组件向上冲。就象堆芯下栅格板一样，它有许多对中定位销用来销住燃料组件的上管座。上栅格板带有许多孔能让冷却剂从堆芯出口流

22、出。（2）导向管支撑板这块板用焊接加强筋加固。它带有导向管和4根热电偶出口套管，通过压力容器顶盖和压紧弹簧来固定。他对堆芯吊蓝起固定作用。除了导向管孔以外，它还有些开孔，用于顶盖清洗水的流动。（3）控制棒导向管控制棒导向管的上段为四方形，下段是带有空洞的管，起到对控制棒的导向作用。方段部分开有孔洞使冷却剂能够流动。（4）支撑柱它是堆芯上栅格板与导向管支撑板的连接柱，在支撑柱上有许多孔洞使冷却剂能够流动。有部分支撑柱装有堆芯出口搅混器。5.冷却剂在堆内的循环流动一回路冷却剂在反应堆压力容器内的循环流动如图10所示。在正常运行情况下，冷却剂从两条进口接管流入，在压力容器内壁与堆芯吊蓝间的环形间隙内

23、下降，到压力容器底部后，通过堆芯支撑板和堆芯下栅格板上升，流经堆芯，带出热量，再经上栅格板后，从两条出口管道排出。一回路水的总流量为48580m3/h。冷却剂水在压力容器内流动时，有总量为6.5%的旁通泄漏流量。其中，从压力容器内壁和吊蓝环形空间直接流出出口接管的流量大约有1%，通过堆芯围板和吊篮间的旁流流量大约0.5%，围板和堆芯外围燃料组件间空隙中的旁流为0.5%，有2.5%的冷却剂水用于清洗压力容器顶盖内表面，这部分水流是通过导向管支撑板上的顶盖清洗水孔而进入的。另有2.0%的流量从控制棒导向管，仪表管等的旁流。一回路水对堆芯产生很大的冲力，水流在流过反应堆堆芯时会有压降，可分为与燃料棒

24、和燃料组件格架摩擦的压头损失，水流改变流向和通过堆芯多层隔板时产生的局部压头损失两类。在堆芯内的压头损失约为1.5bar,在压力容器内的总压头损失约为3bar。6.压力容器泄漏的探测压力容器的密封是由压力容器顶盖与筒体之间的两个金属密封环被压紧后来保证的。在一回路冷却或加热的瞬态过程中，允许产生低于20l/h的泄漏，但在达到稳定工况时，泄漏既应终止。在压力正常情况下，密封处应没有任何泄漏。两个泄漏回收连接管能够收集和探测压力容器的泄漏（图1-9）。1号连接管连接内密封环与外密封环之间，2号连接管连接外密封环与压力容器外表面之间。主要用温度测量来探测有无冷却剂外泄。在压力容器内部，水温约为327

25、，压力容器外为环境温度，如果压力容器内有水的泄漏，温度测量传感器RCP001MT就会记录到一个高于环境的温度，与被测温度成正比的信号将在控制室的自动记录仪上有所显示；同时，泄漏水流入一个与透明水位管相连接的容器中，可用目视方法监督水位的变化。有泄漏情况下，将出现的泄漏排放到核岛排气及疏水系统，关闭016VP，使1号连接管隔离。压力容器外密封环的有无泄漏，只有在瞬态工况下以目视监督，根据有无水蒸气的泄漏或硼的沉积等现象而加以判断。图1-11为600MWe压水堆纵剖面，图1-12示出反应堆压力容器的支撑情况。表3为秦山二期核电厂压力容器主要参数。图1-9 压力容器泄漏的探测1号连接管RPERPE冷

26、段15VP16VP642VP2号连接管外密封环内密封环顶盖压力容器筒体081MN083MN01MT图1-10 冷却剂在反应堆内的循环图1-11 600 MWe 压水反应堆纵剖面通风口反应堆支撑通风口锚足螺栓图1-12 反应堆压力容器的支撑表1-3 反应堆压力容器主要参数主要参数数值设计压力17.2 Mpa(绝对)设计温度343 运行压力15.5 Mpa(绝对)装有堆芯和内部构件就位时的冷却剂的容积95.76 m3满负荷时的冷却剂温度反应堆入口反应堆出口热工设计292.8 327.2 名义293.4 326.6 反应堆冷却剂流量热工设计名义223320 m3/h224290 m3/h通过堆芯时反

27、应堆冷却剂压降0.27MPa压力容器内径壁厚总高度壳体重顶盖重材料堆焊层厚度堆焊层材料螺栓数目螺栓材料3840 mm205 mm(筒体)12.978 m266 t57 t16MND54.5 mm309L+308L 不锈钢5640NCDV7.03上部堆内构件重量高度热屏厚下部堆内构件重量高度燃料组件总数（根）1211.1.3蒸汽发生器一、 作用及设计考虑蒸汽发生器（SG）的主要作用是将一回路中水的热量传给二回路的水，使其汽化。由于一回路水流经堆芯而带有放射性，因而蒸汽发生器与压力容器和一回路管道共同构成防止放射性外溢的第二道屏障。在压水堆核电厂正常运行时，二回路应不受到一回路水的污染，是不具有放

28、射性的。压水堆核电厂蒸汽发生器是按自然循环原理运行的（图1-13）。在这类蒸汽发生器中，保证流体的原动力是冷水柱和热水柱之间的密度差，产生的蒸汽是饱和蒸汽。每一台饱和式蒸汽发生器按照满负荷运行时传递三分之一的反应堆热功率设计。二、 设备描述压水堆核电厂的蒸汽发生器由带有内置式汽水分离设备的立式筒体和倒置式U形管束组成，如图14。一回路的每一个环路有一台蒸汽发生器，它是垂直布置的、自然循环的管式汽化装置。整个装置可分为：1. 给水蒸发段蒸汽发生器蒸发段的下部是由倒置的4640根倒U形管束构成。一回路水在管内流动，二回路水在管外汽化。这些管子焊接在585mm厚的锰-钼-镍（Mn-Mo-Ni）管板上

29、，管板和管束承受一回路压力。一二回路蒸汽集水箱给水冷水柱热水柱热源一回路水水-汽混合物图 1-13 自然循环原理回路水侧封头是由铸钢半球形封头构成的，在其内表面覆盖了不锈钢层，并通过焊在管板上的因科镍隔板分成两个水室（入口水室、出口水室）。每个水室都有一个连到一回路的接管和人孔。整个汽化装置安置在圆筒状的金属筒体内，筒体下部与管板衔接，其上部通过一个中间过渡锥体而与一个包含干燥装置的更大的金属筒体相连。给水的入口位于该筒体的上部。给水分配由一个环形孔管完成。给水与干燥设备排出的水相混合，然后在由下部筒体与包围管束的圆柱形薄钢板包壳所形成的环形空间内向下流动。在包壳下部与管板上表面之间有一个空间

30、，在这里水加热到接近饱和温度，然后进入到管束中间，向上流动。借助于蒸汽发生器U形管束的隔板来保持管束的间距，而在隔板之间又通过拉杆固定。在8个抗震隔板上开有一些孔以让管子及水-蒸汽混合物通过。此外，隔板通过一些防止管束整体振动的楔子固定在管束围板上。同样，在管束的弧形段也设置了防振定位杆。2. 汽水混合物-机械干燥段从管束出来的蒸汽水混合物首先通过18个旋流叶片式分离器，在分离器中用离心法除掉混合物中大部分水。然后，蒸汽在离开蒸汽发生器之前通过一根位于上封头轴线处的管子而穿过人字型干燥器。在其上部还设计了能进入干燥器的两个人孔。来自人字型干燥器和旋流叶片式分离器的水与给水混合并使给水局部加热。

31、循环倍率定义为流过管束的总流量与蒸汽发生器出口蒸汽流量之比，在蒸汽发生器满负荷运行时该值大约是3.4。这个值是一个折衷值，它介于尽可能的蒸汽干度与蒸汽发生器稳定运行之间。用于蒸汽发生器排空和连续排污的两根管子布置在管束的下部。用于检查管板上表面的两个二次侧手孔也位于这个高度。图14 压水堆蒸汽发生器三、 蒸汽发生器水位调节1保持水位的必要性（图1-15）蒸汽发生器的水位，是指蒸汽发生器筒体和管束套筒之间的部分中测得的水位，即冷柱的水位。核电厂正常运行时蒸汽发生器必须保持正常的水位，若水位过低，蒸汽发生器二次侧水量过少，会引起一回路冷却不充分，U形管束的温度升高将有破裂的危险，如果蒸汽进入给水环

32、，就有可能在给水管道中产生汽锤，另外，蒸汽发生器的管板还将受到热冲击。若水位过高，将有加速汽轮机腐蚀的危险。水位调节，可通过控制给水流量调节系统的给水流量调节阀来实现（图1-16）。运行时，监测蒸汽集管的压力与给水进口的压力，二者的压差值P与根据蒸汽流量Q通过函数发生器产生的参考压差定值相比较，以调节电动给水泵的转速。水位测量水位调节给水流量控制系统（ARE）电动主给水泵系统（APA）给水蒸汽出口给水流量信号蒸汽流量信号一回路水入口图1-15 蒸汽发生器水位保持的必要性一回路水出口R3QSQWf(x)N水位整定值R1-+f(x)R2-+-+水位实测值蒸汽流量给水流量调节阀QS1QS2QS2 S

33、G1电动主给水泵系统去SG2PP给水母管压力蒸汽母管压力给水流量汽机+-QS1总蒸汽负荷P实测值P参考值+-泵转速信号图1-16 蒸汽发生器水位调节2.蒸汽发生器的给水正常工况下由给水流量控制系统（ARE）给水。冷凝器冷凝乏蒸汽而得到凝结水，经凝结水抽取泵抽出，送到低压加热器、除氧器、及高压加热器重新加热后，送到蒸汽发生器内投入再循环。蒸汽回路上装有安全阀，当蒸汽压力达到一定阈值时，能使蒸汽卸压。当正常给水发生故障时，由辅助给水系统（ASG）提供紧急给水。辅助给水系统还担负机组启动时蒸汽发生器的长时间充水热备用时蒸汽发生器的给水。3.蒸汽发生器的排污运行时，由于一回路和二回路间可能的泄漏，蒸汽

34、发生器有遭受腐蚀的危险，尤其在U形管与管板的连接处，由于非挥发性产物的积累，更可能产生腐蚀。为抑制腐蚀，要严格进行二回路的水质处理，并在管板标高处连续地进行排污。为此，设有蒸汽发生器排污系统（APG），见图1-17。APG系统可保证连续不断地排污，排污流量为7-46.7t/h（两台）,被排出的污水经冷却和净化处理后，根据情况可重新利用，或排放。辅助给水箱加热器及泵水位调节汽机凝汽器ARE一回路水入口一回路水出口RPEASGVVPREN图1-17 蒸汽发生器的排污VVPAPG蒸汽发生器四、 蒸汽发生器的主要参数表4 蒸汽发生器主要参数参 数数 值一次侧:设计压力17.2 MPa(abs)设计温度

35、343 运行压力15.5 MPa(abs)反应堆冷却剂温度（最佳估算）进口327.2 出口292.6 反应堆冷却剂流量（最佳估算）24290 m3/h压降0.31 MPa反应堆冷却剂容积冷态热态31.12 m3热负荷1/2 1936 MW二次侧:设计压力8.6 MPa(abs)设计温度316 蒸汽压力6.71 MPa(abs)蒸汽温度282.9 给水温度230 流量率(最佳估算)1951 t/h一般数据蒸汽最大湿度（重量百分比） 0.25%总换热面积5630 m3总高度20.864 m上部外径4487.8 mm下部外径3465.1 mm管板厚度 585 mm U形管 数目4640根名义直径19

36、.05 mm 壁厚1.09 mm 材料因科镍-690总重量 （无水）338 t （充满水）530 t 1.1.4 冷却剂泵一。作用和设计考虑（图18，19）冷却剂泵又称主泵，它是反应堆冷却剂系统中唯一高速旋转的设备，用于驱动高温高压、具有放射性的冷却剂，使冷却剂以很大流量（每台泵约24290m3/h）通过反应堆堆芯，把堆芯中产生的热量传送给蒸汽发生器。反应堆冷却剂泵按输送足以满足堆芯冷却的流量率设计。泵的总压头取决于反应堆冷却剂环路（反应堆压力容器、蒸汽发生器和管道）内的压降。泵的电动机按以下考虑设计： 最频繁的运行方式是在热态中运行，在冷态中运行限于电站启动期间。 泵电动机转子组件必须具有足

37、够的惯性，以便在由于断电引起反应堆紧急停堆时，能冷却堆芯而避免出现偏离泡核沸腾。图1-18 电动主泵组图 1-18电动主泵组图 1-19冷却剂泵的构成二、 设备描述1 泵的水力部分（图1-20），可分为：（1）泵壳：用铬-镍奥氏体铁素体不锈钢铸件焊接而成。轴向进水口在下部，出水口与叶轮成切线方向。管口与一回路管道全厚度焊接。图1-20 主泵泵体（2）叶轮：单级，有7个螺旋形的叶片，用铬-镍奥氏体铁素体不锈钢制成汇集来自叶轮的冷却剂，由12片螺旋叶片组成，被安装在扩压器法兰的底部，可从泵体取出。导流管用螺栓固定在泵壳内，可拆卸，它的作用是将水引到叶轮的吸水口。2热屏（图1-21）热屏装置的目的是

38、在泵的上部和泵的下部之间进行隔热。泵的上部为轴承和联轴器等，要求保持在90 左右；而泵的下部为高温高压的冷却剂（正常运行时）。这种冷却器是由不锈钢管组成的，设备冷却水系统（RRI）的水在管内流动，进口温度35 ，流量为8.59.1m3/h。这样布置是为了使热屏上方维持在72左右。热屏上方有一台座，当拆下电动机时，泵的转动部分暂放在这个台座上（这可使回路保持充满水的状态）。3. 主泵轴承电机泵组件装有三个轴承，两个装在电机上，第三个为泵轴承。泵轴承是浸在水中的水润滑轴承,安装在热屏和轴封之间。它包括不锈钢轴颈和由几个石墨环构成的壳体, 轴颈在壳体内旋转。轴承安装在环型箱中，该箱能校正轴的偏心度。

39、图1-21 热屏及轴承RCVRRIRCVRRIMMDST泵轴承泵壳3.主泵轴承电机泵组件装有三个轴承，两个装在电机上，第三个为泵轴承。泵轴承是浸在水中的水润滑轴承,安装在热屏和轴封之间。它包括不锈钢轴颈和由几个石墨环构成的壳体, 轴颈在壳体内旋转。轴承安装在环型箱中，该箱能校正轴的偏心度。4轴密封部件由轴封系统来保证主泵轴向的密封。该系统由三极串联的轴封组成，通过连续的三级泄漏，将系统压力过渡到大气压，如图1-22所示。由RCV系统来的高压冷却水注入到泵径向轴承和一号轴封之间，其作用是：1）保证主泵轴承的润滑。2）通过三个串联的轴承，保证一回路水不向外泄漏。3）在RRI系统暂时断水时，保证主泵

40、轴承和轴封的短时应急冷却。由RCV系统供给的轴封水压力为15.8Mpa.a，略高于一回路压力。总流量约1.82m3/h，其中通过轴封约0.68m3/h，其余流入一回路。（1） 1号轴封1号轴封构成密封系统中最重要的元件，它基本上是一种全液膜密封，如图123所示。它由两个不锈钢覆盖氧化铝的环构成，下边为动环，与轴联结在一起，随泵轴旋转：上边是静环，与定子联结在一起不转动，但可以上下移动。两个环的端面不接触，构成曲面型液膜密封件。在正常运行时，在两环之间形成液膜，液膜是由密封两端的压降产生的。动环和静环的两个端面在液膜两侧相对滑动，不会产生磨损。泄漏是由外侧流向内侧，密封件处于自动平衡状态，保持间

41、隙为0.1mm左右。两端的压差为15.5 Mpa.a，背压约为0.31 Mpa.a，通过密封水流量为680 l/h，入口温度为26.973.9 。其泄漏量大部分返回RCV系统。为保证1号轴封的正常工作，在启动主泵时必须由RCV系统供给轴封水，而且要求反应堆冷却剂系统压力不得低于2.40Mpa.a，以保证抬起动环，使静环与动环之间的间隙进入可调节状态。(2)2号轴封和3号轴封2号轴封是常规设计的压力平衡型密封，3号轴封是一种机械端面密封。如图124所示，是用弹簧组压紧的表面磨擦轴封。其动环是不锈钢覆盖一层氧化铝。静环由石墨组成，通过弹簧压紧在动环上并与泵的定子联成一体。轴图1-23 1号轴封 动

42、环凹槽静环高压低压2号轴封的作用是阻挡1号轴封的泄漏。它的润滑是由1号轴封水泄露量的一部分保证。2号轴封设计成在应急情况下，无论是转动状态或者静止状态，都能在密封面两端承受全系统压力下运行。此时它可以代替1号轴密封，并且象全液膜密封那样工作。在1号轴封发生故障时，能在一回路额定压力下工作（旋转或不旋转）约30分钟，以便设备停运。正常运行时，2号轴封泄漏量为110l/h，背压0.45bar，两端压差1.6bar。轴封泄漏水被送往RPE系统。3号轴封的作用是阻挡2号轴封的泄漏。它由双密封组成，在双密封之间由REA系统注入密封水，其最大压力为1.14barg，正常流量为0.8 l/h。它只是满足对密

43、封的润湿，以很小的流量冲刷轴封，避免硼在密封处结晶，其排水送往RPE系统。为了使3号轴封有恰当的润湿，在向3号密封水注入管上垂直地安装有一根立管（又称3号轴封润湿蓄水管）。立管置于3号密封标高以上，并在3号密封面之间形成一股重力注入流。这股注入流分成两部分：一部分进入2号密封引漏管线，另一部分沿3号密封向上流动，通过3号密封引漏管线直接引到RPE系统。如图25所示，正常运行时立管内水位高出2号轴封约4m，以保证3号轴封有0.6bar不变的背压。如果2号轴封损坏，泄漏量增加。管内水位上升，给出报警信号“水位高”，并能向外溢流。如果3号轴封损坏，管内水位下降，给出报警信号“水位低”。在这种情况下，由REA系统