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V2007.03.11 《核动力装置》 核动力装置Nuclear Power Plant 核科学与技术学院 （V2009.03.9） 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 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 1. 系统功能及组成 是核动力装置的核心组成部分 保证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 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 系统流程及范围 图2-2 主冷却剂系统原理流程 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 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 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。 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。  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 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℃； 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 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 直流蒸汽发生器 自然循环式蒸汽发生器U-tube Steam Generator 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 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 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 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）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 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。 UT