[學(xué)習(xí)]反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)_核動力裝置

1、核動力裝置Nuclear Power Plant,核科學(xué)與技術(shù)學(xué)院（V2009.03.9）,MNPP-L03-RCS,26-Mar-24,《核動力裝置》,2,2 反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng),2.1 概述2.2 蒸汽發(fā)生器2.3 反應(yīng)堆冷卻劑泵2.4 穩(wěn)壓器2.5 系統(tǒng)布置形式2.6 系統(tǒng)初步設(shè)計計算,26-Mar-24,《核動力裝置》,3,2.1 概述,1.系統(tǒng)功能及組成 2.設(shè)計要求 3.系統(tǒng)主要參數(shù)

2、 反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)是核動力裝置一回路的核心系統(tǒng)，通過冷卻劑的循環(huán)將反應(yīng)堆堆芯產(chǎn)生的熱量導(dǎo)出，傳遞給蒸汽發(fā)生器二次側(cè)工質(zhì)，也稱為主冷卻劑系統(tǒng),26-Mar-24,《核動力裝置》,4,1. 系統(tǒng)功能及組成,是核動力裝置的核心組成部分保證反應(yīng)堆和蒸汽發(fā)生器正常運(yùn)行確保事故工況下反應(yīng)堆的安全,26-Mar-24,《核動力裝置》,5,功用,正常運(yùn)行時，將堆芯熱量傳遞給蒸汽發(fā)生器二次側(cè)工質(zhì) 冷卻劑在系統(tǒng)中循環(huán)，實(shí)現(xiàn)熱量的

3、傳輸停堆過程中，導(dǎo)出堆芯余熱的一部分與二回路蒸汽排放系統(tǒng)配合，將熱量通過冷凝器傳給大海（環(huán)境）事故時作為應(yīng)急堆芯冷卻的一種手段 與安全注射系統(tǒng)配合，應(yīng)急冷卻堆芯作為包容運(yùn)行參數(shù)下冷卻劑的承壓邊界是防止放射性物質(zhì)泄漏的第二道安全屏障,26-Mar-24,《核動力裝置》,6,系統(tǒng)流程及范圍,圖2-2 主冷卻劑系統(tǒng)原理流程,26-Mar-24,《核動力裝置》,7,任務(wù),補(bǔ)充冷卻劑初始充水、補(bǔ)充泄漏 熱量傳輸

4、冷卻劑將堆芯釋熱帶至蒸汽發(fā)生器壓力保護(hù)穩(wěn)定運(yùn)行壓力、超壓保護(hù)水質(zhì)凈化凈化冷卻劑，減小腐蝕水質(zhì)監(jiān)測監(jiān)測冷卻劑的放射性劑量水平廢物處理處理運(yùn)行中產(chǎn)生的放射性“三廢”余熱排出停堆冷卻，排除余熱 安全注射破口事故時注水，堆芯應(yīng)急冷卻,,,,,,,,,,26-Mar-24,《核動力裝置》,8,組成,主冷卻劑系統(tǒng)熱量傳輸容積和壓力控制系統(tǒng)壓力保護(hù)水質(zhì)控制系統(tǒng)水質(zhì)凈化、水

5、質(zhì)監(jiān)測輔助水系統(tǒng)設(shè)備冷卻、系統(tǒng)補(bǔ)水工程安全設(shè)施余熱排出、安全注射放射性廢物處理系統(tǒng)廢物處理,,,,,,,26-Mar-24,《核動力裝置》,9,2.設(shè)計要求,在正常運(yùn)行工況和局部事故工況下，能提供足夠的冷卻劑流量，保證堆芯得到充分冷卻，防止燃料元件燒毀，穩(wěn)定、連續(xù)地將堆芯熱量傳輸給蒸汽發(fā)生器二回路側(cè)工質(zhì)。系統(tǒng)要有一定的自然循環(huán)能力。主泵應(yīng)有一定的慣性。,26-Mar-24,《核動力裝置》,10,2.設(shè)計要求,一

6、臺主泵因某種原因突然停轉(zhuǎn)時，不得造成反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)失效；反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)應(yīng)具有耐沖擊和抗震(船舶振動引起的)能力，并適應(yīng)艦船運(yùn)動穩(wěn)定性的要求；應(yīng)滿足反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)邊界完整性準(zhǔn)則的要求；系統(tǒng)雙重設(shè)置，并保證能各自獨(dú)立工作，增加裝置的生命力。 ,26-Mar-24,《核動力裝置》,11,2.系統(tǒng)主要參數(shù),以日本核商船“陸奧”號為例，反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)兩個環(huán)路組成主管道內(nèi)徑203mm，壁厚14mm環(huán)路的流量為900t/h

7、。反應(yīng)堆額定熱功率為36MW全功率堆芯冷卻劑額定流量為1800t/h蒸汽發(fā)生器入口處的冷卻劑溫度為285℃ 出口處為271℃平均溫度為278℃；,26-Mar-24,《核動力裝置》,12,2.系統(tǒng)主要參數(shù),零功率時蒸汽發(fā)生器進(jìn)、出口冷卻劑溫度均為278℃蒸汽溫度278℃，壓力為6.13MPa。反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的運(yùn)行壓力確定為10.78MPa排放壓力為12.26MPa設(shè)計壓力為13.24MPa設(shè)計溫度為333℃

8、蒸汽發(fā)生器為壓力6.67MPa,26-Mar-24,《核動力裝置》,13,2.2 蒸汽發(fā)生器（Steam Generator，SG）,蒸汽發(fā)生器是連接一、二回路的關(guān)鍵設(shè)備（樞紐），將一回路冷卻劑的熱量傳輸給二回路給水，以產(chǎn)生蒸汽蒸汽發(fā)生器的類型自然循環(huán)蒸汽發(fā)生器直流蒸汽發(fā)生器,26-Mar-24,《核動力裝置》,14,自然循環(huán)式蒸汽發(fā)生器U-tube Steam Generator,倒U型傳熱管束上部為分離段，下部為蒸發(fā)

9、段分離段：設(shè)置2~3級汽水分離器蒸發(fā)段：管束套筒將蒸發(fā)段分隔為下降空間和上升空間下封頭為冷卻劑進(jìn)、出口水室，由隔板隔開,26-Mar-24,《核動力裝置》,15,汽水分離裝置,蒸汽中所含的水份過多（即濕度過大），夾雜在蒸汽中的水滴和溶于水中的鹽分會造成汽輪機(jī)通流部分積鹽，降低汽輪機(jī)的效率，影響工作可靠性汽水分離裝置用于除去蒸汽中攜帶的水份，提高飽和蒸汽的干度，向汽輪機(jī)供應(yīng)干燥、清潔的飽和蒸汽通常采用多級分離器,▲ 旋風(fēng)分離器,

10、26-Mar-24,《核動力裝置》,16,波紋板分離器工作原理,蒸汽在曲折通道內(nèi)流動時多次改變流動方向，其中攜帶的水份在離心力作用下被分離出來波紋板上的擋水鉤收集板面水膜，捕集蒸汽流中的水滴，匯集后沿凹槽進(jìn)入疏水裝置,26-Mar-24,《核動力裝置》,17,UTSG的工作原理,［一次側(cè)流程（冷卻劑）］熱管段—進(jìn)口水室—管板—倒U型內(nèi)部—管板—出口水室—冷管段［二次側(cè)流程（給水-蒸汽）］給水管道—給水環(huán)管—下降通道—上升通

11、道—汽水分離器（兩級）—出口蒸汽接管下降段為單相水，上升段為飽和汽水混合物，依靠流體密度差產(chǎn)生的驅(qū)動力維持循環(huán),,,,,,,,,,,,,,,水位,26-Mar-24,《核動力裝置》,18,UTSG自然循環(huán)原理,管束套筒將蒸汽發(fā)生器下筒體內(nèi)的水分隔成冷（水）柱和熱（水）柱兩個區(qū)域冷（水）柱：給水和分離器分離出的再循環(huán)水熱（水）柱：水和蒸汽混合物冷（水）柱和熱（水）柱之間的密度差，為工質(zhì)循環(huán)提供驅(qū)動壓頭,,26-Mar-24,《核

12、動力裝置》,19,循環(huán)倍率,［ 定義 ］上升通道內(nèi)汽水混合物總質(zhì)量流量與蒸汽質(zhì)量的比值。UTSG設(shè)計工況的循環(huán)倍率一般大于4~4.5，考慮以下因素：傳熱條件流動穩(wěn)定性管材腐蝕,26-Mar-24,《核動力裝置》,20,UTSG的特點(diǎn),二次側(cè)蓄水容積大，在喪失給水時具有一定緩沖作用，有利于安全，降低對控制系統(tǒng)的要求運(yùn)行過程中不斷排污，保持爐水清潔，可適當(dāng)降低對傳熱管材料和給水水質(zhì)的要求只能產(chǎn)生飽和蒸汽，需要設(shè)置汽水分離裝

13、置，使蒸汽發(fā)生器結(jié)構(gòu)復(fù)雜，汽輪機(jī)需要設(shè)置中間去濕裝置整個負(fù)荷區(qū)間，蒸汽壓力變化范圍大，對二回路的設(shè)計、運(yùn)行和管理帶來困難,26-Mar-24,《核動力裝置》,21,UTSG的靜態(tài)特性,［ 定義 ］在穩(wěn)態(tài)工況下，主要參數(shù)隨裝置負(fù)荷（功率）變化的規(guī)律常見的是一回路冷卻劑平均溫度恒定二次側(cè)蒸汽溫度（壓力）隨負(fù)荷（功率）升高而降低，呈反滑趨勢,,26-Mar-24,《核動力裝置》,22,直流蒸汽發(fā)生器（Once-through S

14、team Generator，OTSG）,二次側(cè)給水流過傳熱面，經(jīng)預(yù)熱、蒸發(fā)和過熱，全部變?yōu)檫^熱蒸汽，因此循環(huán)倍率為1二次側(cè)工質(zhì)的流動依靠給水泵提供的壓頭來維持［ 管外直流 ］冷卻劑在傳熱管內(nèi)流動，二次側(cè)工質(zhì)在管外流動［ 管內(nèi)直流 ］冷卻劑在傳熱管外流動，二次側(cè)工質(zhì)在管內(nèi)流動,,26-Mar-24,《核動力裝置》,23,OTSG的結(jié)構(gòu)形式,管內(nèi)直流→,←管外直流,26-Mar-24,《核動力裝置》,24,OTSG的特點(diǎn),

15、傳熱管為雙層套管、螺旋盤管等多種形式二次側(cè)工質(zhì)一次流過傳熱管，由不飽和水變?yōu)檎羝?，循環(huán)倍率為1二次側(cè)工質(zhì)沒有蓄積，要求給水可靠沒有排污，對給水水質(zhì)要求很高產(chǎn)生微過熱蒸汽，不需要汽水分離存在管間脈動及流動不穩(wěn)定，影響運(yùn)行的安全可靠性運(yùn)行特性：一次側(cè)冷卻劑平均溫度恒定，二次側(cè)蒸汽壓力也恒定，更有利于運(yùn)行與控制,26-Mar-24,《核動力裝置》,25,蒸發(fā)器設(shè)計遵循原則,在任何運(yùn)行工況下，必須滿足二回路系統(tǒng)所需的蒸汽流量及蒸汽參

16、數(shù)要求；同時，盡可能改善蒸汽發(fā)生器的傳熱性能，提高熱經(jīng)濟(jì)性；確保蒸汽發(fā)生器的工作可靠性，防止傳熱管腐蝕破裂；盡可能尺寸小、重量輕，便于運(yùn)輸和安裝；結(jié)構(gòu)簡單，便于維修及適于在反應(yīng)堆艙內(nèi)的布置。,26-Mar-24,《核動力裝置》,26,2.3反應(yīng)堆主冷卻劑泵（MCP）,主泵是反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的“心臟”，為冷卻劑在主系統(tǒng)回路中循環(huán)提供驅(qū)動壓頭為保證堆芯的充分冷卻，冷卻劑流量通常較大，每個環(huán)路中的冷卻劑流量可達(dá)1500~2000t/

17、h，但整個回路中流動阻力并不很大，因而主泵具有低揚(yáng)程、大流量的特點(diǎn)主泵的形式屏蔽泵：主要用于船用核動力裝置、中小型核電廠軸封泵：主要用于現(xiàn)代大型核電廠,26-Mar-24,《核動力裝置》,27,屏蔽泵的特點(diǎn),泵體、電機(jī)全部密封在泵殼內(nèi)，電機(jī)定子用屏蔽套與冷卻劑隔離，電機(jī)軸承用水潤滑，電機(jī)由設(shè)備冷卻水進(jìn)行冷卻由于是全密封結(jié)構(gòu)，不會泄漏制造復(fù)雜，一般電機(jī)有兩級轉(zhuǎn)速，以適應(yīng)負(fù)荷變化需要運(yùn)行效率低干式定子屏蔽泵濕式定子屏蔽泵,2

18、6-Mar-24,《核動力裝置》,28,軸封泵的特點(diǎn),泵軸承與電機(jī)軸承的連接處通常采用三級軸封，用高壓水作為軸封水，電機(jī)軸承用滑油潤滑，電機(jī)采用設(shè)備冷卻水進(jìn)行冷卻運(yùn)行過程中會有少量泄漏電機(jī)可以采用普通電機(jī)，制造方便，成本低廉運(yùn)行效率較高,26-Mar-24,《核動力裝置》,29,泵的特性參數(shù),流量或排量壓頭或揚(yáng)程軸功率和有效功率效率汽蝕余量,26-Mar-24,《核動力裝置》,30,離心泵的結(jié)構(gòu)及其特性曲線,26-Mar-

19、24,《核動力裝置》,31,離心泵的結(jié)構(gòu)及其特性曲線,26-Mar-24,《核動力裝置》,32,2.4 穩(wěn)壓器（PRZ）,穩(wěn)壓器用于吸收一回路系統(tǒng)中冷卻劑的波動，將主系統(tǒng)的運(yùn)行壓力穩(wěn)定在允許范圍穩(wěn)壓器的類型氣罐式穩(wěn)壓器電熱式穩(wěn)壓器（電加熱器、噴淋）,26-Mar-24,《核動力裝置》,33,氣罐式穩(wěn)壓器,通過向壓力補(bǔ)償器中充入或排出氣體，以達(dá)到容積補(bǔ)償?shù)哪康?26-Mar-24,《核動力裝置》,34,氣體穩(wěn)壓器的特點(diǎn),［ 優(yōu)點(diǎn) ］

20、結(jié)構(gòu)簡單，輔助設(shè)備少，維護(hù)管理方便，壓力控制程序簡便易行處于備用狀態(tài)時，無能量消耗［ 缺點(diǎn) ］要有較大的質(zhì)量和外形尺寸，氣體管路分支多氣體會溶于水，對堆芯熱工安全性的影響還有待驗(yàn)證,26-Mar-24,《核動力裝置》,35,電熱式穩(wěn)壓器,在工作狀態(tài)下，穩(wěn)壓器內(nèi)的工質(zhì)（蒸汽和水）保持著兩相平衡的飽和狀態(tài)噴霧器用于抑制壓力升高電加熱器用于抑制壓力下降安全閥用于超壓時的保護(hù)普遍用于壓水堆核電站、船用核動力裝置,26-Mar-

21、24,《核動力裝置》,36,“陸奧”號使用的電熱式穩(wěn)壓器,26-Mar-24,《核動力裝置》,37,穩(wěn)壓器內(nèi)部熱工過程,小體積波動：穩(wěn)壓器內(nèi)蒸汽相的膨脹和壓縮補(bǔ)償。較大的體積波動：靠噴霧使蒸汽凝結(jié)或投入電加熱器使液相水沸騰，才能補(bǔ)償較大體積的波動。要求穩(wěn)壓器內(nèi)的介質(zhì)應(yīng)經(jīng)常處于兩相平衡狀態(tài)，水和蒸汽的飽和狀態(tài)能比較容易地發(fā)生相變，故能靈敏地調(diào)節(jié)因體積變化而引起的壓力變化。蒸汽的膨脹和壓縮蒸汽凝結(jié),26-Mar-24,《核動力裝置

22、》,38,2.5 系統(tǒng)布置形式,分散式布置緊湊式布置一體化布置主要發(fā)展方向是從分散式布置向緊湊式布置和一體化布置發(fā)展更好地滿足船舶核動力裝置對重量、尺寸的要求,,26-Mar-24,《核動力裝置》,39,① 分散式布置,［ 特征 ］各主要設(shè)備在堆艙內(nèi)呈分散狀態(tài)，依靠較長的主管道連接占用空間較多自然循環(huán)能力低主管道破損的概率較大維修方便［ 應(yīng)用實(shí)例 ］日本“陸奧”號,26-Mar-24,《核動力裝置》,40,

23、圖2-8 “陸奧”號一回路系統(tǒng)布置,,26-Mar-24,《核動力裝置》,41,② 緊湊式布置［堆外一體化布置］,［ 特征 ］蒸汽發(fā)生器、主泵、穩(wěn)壓器緊靠反應(yīng)堆周圍布置主管道很短，較分散布置方式更為緊湊有利于提高自然循環(huán)能力增加了檢修的困難［ 應(yīng)用實(shí)例 ］前蘇聯(lián)的“北極”號、 法國的 CAS3G,26-Mar-24,《核動力裝置》,42,圖2-21 “北極”號一回路系統(tǒng)布置,26-Mar-24,《核動力裝置》,43,

24、圖2-22 CAS3G的布置,26-Mar-24,《核動力裝置》,44,③ 一體化布置［堆內(nèi)一體化］,［ 特征 ］蒸汽發(fā)生器、主泵、穩(wěn)壓器與反應(yīng)堆成為一體無主管道，布置緊湊有利于提高自然循環(huán)能力不存在因主管道破裂而引起的大失水事故（LOCA）維修困難［ 應(yīng)用實(shí)例 ］法國CAP、俄羅斯ABV-6M、日本MRX,26-Mar-24,《核動力裝置》,45,圖2-23 CAP反應(yīng)堆,26-Mar-24,《核動力裝置》,46,

25、,,圖2-24 卡達(dá)拉希CAP原型堆結(jié)構(gòu),26-Mar-24,《核動力裝置》,47,圖2-25 ABV-6M一體化壓水堆,應(yīng)用了非能動應(yīng)急給水系統(tǒng)、非能動堆芯余熱排出系統(tǒng)、安注系統(tǒng)和氮?dú)夥€(wěn)壓系統(tǒng)鈦合金直套管式結(jié)構(gòu)的高效直流蒸汽發(fā)生器一回路流程短、流動阻力小，自然循環(huán)能力可達(dá)到100％額定功率體積小、重量輕便于維修。機(jī)動性好。,26-Mar-24,《核動力裝置》,48,圖2-26 MRX本體概念圖,,控制棒驅(qū)動機(jī)構(gòu)和穩(wěn)壓器

26、都布置在壓力容器內(nèi)主泵布置在壓力容器上部外側(cè)壓力容器和安全系統(tǒng)均被布置在濕式安全殼內(nèi)采用非能動安全技術(shù)，MRX的功率大約是“陸奧”號船用堆的3倍，重量僅為其50％，體積為其70％,26-Mar-24,《核動力裝置》,49,一體化壓水堆技術(shù)的發(fā)展趨勢,將堆芯、直流蒸汽發(fā)生器置于壓力容器內(nèi)，穩(wěn)壓器、主泵與壓力容器形成一體化布置，從而排除了一回路管道大破口失水事故。采用體積小、高效的直流蒸汽發(fā)生器設(shè)計，直接產(chǎn)生過熱蒸汽，取消汽水分

27、離器。蒸汽發(fā)生器一般置于壓力容器內(nèi)側(cè)與堆芯吊籃之間的環(huán)形空間內(nèi)。采用長壽命、高燃耗燃料，提高堆芯可靠性指標(biāo)，減少堆芯體積和重量，不斷延長堆芯壽期。,26-Mar-24,《核動力裝置》,50,一體化壓水堆技術(shù)的發(fā)展趨勢,采用非能動安全系統(tǒng)，包括非能動安全殼冷卻系統(tǒng)、應(yīng)急堆芯非能動淹沒系統(tǒng)和應(yīng)急堆芯余熱排出系統(tǒng)，保證在斷電和事故工況下反應(yīng)堆的安全。提高自然循環(huán)能力，目前國外一體化壓水堆的自然循環(huán)能力已達(dá)30％~60％額定功率。

28、便于設(shè)備和部件的安裝調(diào)試、標(biāo)準(zhǔn)化和模塊化建造，從而減少建造材料，縮短建造周期，大大降低造價，提高經(jīng)濟(jì)競爭性。,26-Mar-24,《核動力裝置》,51,2.6 系統(tǒng)初步設(shè)計計算,反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)初步設(shè)計反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的壓力損失自然循環(huán)蒸汽發(fā)生器熱力計算,26-Mar-24,《核動力裝置》,52,反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)初步設(shè)計,已知條件 環(huán)路數(shù)目、主系統(tǒng)工作壓力、反應(yīng)堆進(jìn)、出口溫度、堆功率計算內(nèi)容 冷卻劑流量、主

29、管道內(nèi)徑、主管道壁厚、主泵功率計算方法[P.61]冷卻劑流量——根據(jù)熱平衡確定,式（2-17）主管道內(nèi)徑——根據(jù)式（2-18）主管道壁厚——式（2-19）主泵功率,26-Mar-24,《核動力裝置》,53,反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的壓力損失,壓力損失的基本形式沿程摩擦損失局部阻力損失由于冷卻劑加熱膨脹(或由于冷卻而收縮)產(chǎn)生加速時所產(chǎn)生的加速壓降。由于反應(yīng)堆中冷卻劑為單相流，加速壓降一般不大，因而可以忽略。反應(yīng)堆內(nèi)壓降蒸汽發(fā)