反应堆冷却剂系统-核动力装置.ppt
《反应堆冷却剂系统-核动力装置.ppt》由会员分享,可在线阅读,更多相关《反应堆冷却剂系统-核动力装置.ppt(54页珍藏版)》请在三一办公上搜索。
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
- 配套讲稿:
如PPT文件的首页显示word图标,表示该PPT已包含配套word讲稿。双击word图标可打开word文档。
- 特殊限制:
部分文档作品中含有的国旗、国徽等图片,仅作为作品整体效果示例展示,禁止商用。设计者仅对作品中独创性部分享有著作权。
- 关 键 词:
- 反应堆 冷却剂 系统 核动力 装置
链接地址:https://www.31ppt.com/p-6250686.html