核电站反应堆冷却剂系统讲义

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1、核电站反应堆冷却剂系统讲义本讲义是针对一回路及相关辅助系统的学习。所包含的内容主要分三个方面：一回路主回路系统（RCP），一回路辅助系统（RCV、REA、RRA、PTR），核安全系统（RIS、EAS、ASG）等。故我们的学习应该从这三方面入手分系统的掌握。本教材在详细介绍OJT206所涉及的系统的基础上结合现场有关操作使大家对OJT206的知识有一个全面的了解。第一章、反应堆冷却剂系统（RCP）反应堆冷却剂系统是核电站的重要关键系统。它集中了核岛部分除堆本体外对安全运行至关紧要的主要设备。反应堆

2、冷却剂系统与压力壳一起组成一回路压力边界，成为防止放射性物质外泄的第二道安全屏障。核电站通常把核反应堆、反应堆冷却剂系统及相关辅助系统合称为核蒸汽供应系统。大亚湾压水堆电站一回路冷却剂系统由对称并联到压力壳进出口接管上的三条密封环路构成。每条环路由一台冷却剂主泵、一台蒸汽发生器以及相应的管道、阀门组成。整个一回路共用一台稳压器以及与其相当的卸压箱。反应堆冷却剂系统的压力依靠稳压器的电加热元件和喷雾器自动调节保持稳定。一、RCP系统的主要安全功能和要求RCP系统的主要功能是利用主泵驱使一回路冷却剂

3、强迫循环流动，将堆芯核燃料裂变产生的热量带出堆外，通过蒸汽发生器传给二回路给水产生蒸汽，冷却剂在导出堆芯热量的过程中冷却堆芯，防止燃料元件棒烧毁。压力壳内冷却剂还兼作堆芯核燃料裂变产生的快中子的慢化剂和堆芯外围的中子反射层。冷却剂水中溶有硼酸，因此堆内含硼冷却剂又可作为中子吸收剂。根据工况需要调节冷却剂中含硼浓度，可配合控制棒组件用以控制、补偿堆芯反应性的变化。系统内的稳压器用于控制一回路冷却剂系统压力，以防止堆芯产生偏离泡核沸腾。当一回路冷却剂系统压力过高时，稳压器安全阀则能实现超压保护。当发

4、生作为第一道安全屏障的燃料元件棒包壳破损、烧毁事故时，RCP系统的压力边界可作为防止放射性物质泄漏的第二道安全屏障。为此，对RCP系统安全功能和设计的要求是：1．系统应提供足够的传递热量的能力，能将堆芯产生的热量带出并传给二回路介质。2．在正常运行及预期瞬态工况下能对堆芯提供适当的冷却，并保证足够的烧毁余量，防止发生燃料包壳损伤。在事故工况下，为保证反应堆具有冷源，系统的布置要能够使冷却剂淹没堆芯并形成充分的自然循环，以导出堆芯余热，避免燃料超过温度极限。3．系统应做到冷却剂中含硼浓度均匀；能限

5、制冷却剂温度变化的速率，以保证不出现由这些因素而引起的反应性变化失控。4．RCP压力边界应能适应与运行瞬态工况相应的温度、压力，并留有余度。5．任一冷却剂环路管道断裂，不会导致其他管道的损坏，并仍能确保堆芯的冷却。6．主泵应能提供足够的流量以满足热量转移和堆芯冷却要求。系统和主泵在事故状态下应具有足够的惯性流量；即使在一台主泵转子卡死时也不影响堆芯冷却。7．蒸汽发生器是系统中唯一与二回路存在交界面的设备，因此要求蒸汽发生器的管子、管板的边界面尽可能避免将堆芯产生的放射性物质泄漏到二回路系统。8．

6、应能对系统进行泄漏检测。对预料的泄漏，如压力壳密封、主泵及某些阀杆的密封，应通过引漏系统进行收集，防止一回路冷却剂释放到安全壳空间。9．稳压器应能维持系统正常运行压力，在电站负荷变化和冷却剂温度、体积变化时，压力能被限制在规定的范围内。在电站满功率下甩负荷而反应堆功率未能及时跟踪情况下，反应堆与汽轮机功率失配而引起系统压力上升时，稳压器超压保护应能及时动作。安全阀的排放能力应能使压力波动限制在规定范围内。10．全部RCP系统压力边界设备应按照相应安全一级的规范要求，在设计、选材、加工组装、安装调

7、试及运行中遵循最高的质量要求。二、RCP系统说明主系统描述大亚湾核电站压水堆具有三条相同的传热环路。每条环路设一台主泵、一台蒸汽发生器。运行时，主泵强迫冷却剂在压力壳及环路内循环流动。被堆芯加热的冷却剂从压力壳出口接管流出，进入蒸汽发生器，将热量传递给二回路介质，然后通过主泵将冷却剂由压力壳入口接管压入堆芯，如此重复循环。位于压力壳出口和蒸汽发生器入口之间的管段称为环路热段，主泵与压力壳入口之间的管段为环路冷段。蒸汽发生器与主泵间的管段为过渡段。RCP系统还包括一个稳压器及其与之相关的卸压箱和冷

8、却剂压力控制、超压保护设备。稳压器通过波动管接到1号环路的热段（图2—1）。三、RCP系统运行工况大亚湾核电站压水堆运行工况有冷停堆、中间停堆、热停堆、热备用和功率运行五种。其中冷停堆又可分为换料冷停堆、维修冷停堆和正常冷停堆三种；中间停堆可分为单相中间停堆、两相中间停堆和正常中间停堆三种。因此也可以认为其运行工况共有九种。各种运行工况分类主要受反应堆临界状态、RCP系统运行方式、反应堆及一回路系统冷却剂温度、压力等条件制约。运行工况1、换料冷停堆换料冷停堆是指反应堆更换核燃料操作时的停堆运行方