1.1反应堆冷却剂系统(rcp)

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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

2、（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

3、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。1第一部分核岛系统531.1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

4、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）RISRIS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（RCV）热段RRARIS

5、波动管正常下泄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：531.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

6、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

7、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

8、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