核动力设置一回路系统设计说明书.docx

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核动力设置一回路系统设计说明书

船舶核动力装置

一回路设计说明书

姓名：

谷国平

班级：

20141512

学号：

2014151214

指导教师：

彭敏俊

一、概况

本次设计产品为压水堆核动力装置的一回路系统，采取了目前最为成熟、完善的技术，符合安全性、经济性和非能动的要求，遵循了纵深防御的原则，进行分散式布置。

根据功能的不同，可将一回路系统分为反应堆冷却剂系统和一回路辅助系统，对一回路辅助系统可进一步细分为压力安全系统、水质控制系统、补水系统、余热排出系统、安全注射系统和堆舱喷淋系统。

1.1正常运行时，一回路装置所担负的任务

1）反应堆启动和运行时，按预定的方式向一回路中供给冷却剂，以保证回路中所需要的冷却剂数量及压力；

2）使回路中冷却剂循环流动，带出反应堆堆芯的热量，并传给二回路介质，即把堆芯中核燃料裂变能所转变的热量传导并输送给二回路介质；

3）防止一回路装置产生不允许的超压，保证反应堆及一回路系统的安全；

4）净化一回路冷却剂中附带的杂质，控制水质，保证冷却剂品质符合要求；

5）监测一回路冷却剂的质量和成分；

6）搜集各系统排出的放射性废物，并加以处置，保证船上人员及环境的安全。

1.2事故工况下，一回路装置必须完成下列任务

1）排除停堆后堆芯剩余释热；

2）在反应堆堆芯受到熔化威胁前，强行向堆芯注水；

3）为执行以上任务，并保证反应堆安全工作，必须为进行冷却剂循环、体积和压力控制、水质控制、安全控制、放射性管理及辅助冷却和补给水等一系列任务而设专门的系统和设备。

1.3堆型优势

本设计采用压水堆的形式，压水堆具有以下优势：

1.结构紧凑，功率密度高，慢化剂温度效应和燃料多普勒效应使压水堆有自稳自调特性，安全可靠性高；

2.以轻水作为冷却剂与慢化剂，化学性质稳定，不与反应堆金属材料反应，如果冷却剂泄露，可以通过海水淡化来补充。

3.结构简单，坚固耐用，运行性能良好

4.压水堆在初期实践中就显示出良好的稳定性和可靠性，目前经验技术成熟。

其它堆型的缺点：

1.沸水堆：

堆内结构复杂，水汽对中子慢化能力弱，所需要的燃料多，体积大于压水堆，同时放射性进入汽轮机中，加大屏蔽体积。

且压力容器下部有较大数量的空洞，由于水泄时的重力作用，对结构强度有不利的影响。

2.重水堆：

以天然铀为燃料，所以体积比同功率压水堆大10倍，二回路蒸汽运行压力低，效率低。

3.液态金属冷却堆：

专设加热设备以保证冷却剂为液态，碱性金属高温时化学性质活泼，加速腐蚀。

4.高温气冷堆：

堆芯体积大，对管道材料耐高温和密封性要求高。

1.4设备情况

系统设备

选用设备

反应堆

压水堆

蒸汽发生器

自然循环蒸汽发生器×2

稳压器

两条回路共用一台稳压器（电加热式）

压力安全系统

压水堆压力安全系统

净化系统

低压净化系统

化学物添加系统

包含在低压净化系统

补水系统

压水堆补水系统

一次屏蔽水系统

压水堆一次屏蔽水系统

余热排出系统

压水堆余热排出系统

安全注射系统

压水堆安全注射系统

堆舱喷淋系统

安全喷淋系统

布置方式

分散式布置

二、反应堆冷却剂系统

反应堆冷却剂系统保证一回路冷却剂进行循环，是一回路的主要系统，简称主系统。

反应堆冷却剂系统的功用是在正常运行时将堆芯产生的热量传给蒸汽发生器，使二回路工质变为蒸汽；在反应堆停堆时，可用该系统除去堆芯剩余热量的一部分；在事故时（如失水事故）也可作为应急堆芯冷却的手段之一。

此外，反应堆冷却剂系统还为包容在运行温度和压力下的冷却剂提供一个完整的承压边界，以控制放射性物质向系统外扩散。

典型的反应堆冷却剂系统的范围为包括驱动机构包壳在内的反应堆压力壳、蒸汽发生器的一回路侧、主冷却剂泵、稳压器及到释放阀和安全阀的管系、联接上述设备的管道及管道附件、支管上的隔离阀及高压管道。

简图如下：

1．反应堆2.堆芯3、4.蒸汽发生器5.稳压器6.主冷却剂泵7.高压给水加热器8.主给水泵

三、压力安全系统

压力安全系统的功用如下：

在反应堆装置稳态功率运行时，维持主冷却剂系统压力为所要求的运行压力；当汽轮机负荷变化时，冷却剂温度随之变化，主冷却剂系统中冷却剂体积也随之变化，稳压器能充分吸收该体积的变化；在汽轮机负荷变化的过渡过程中温度也随之变化，稳压器可限制系统的压力波动在允许范围之内；反应堆启动时，按主冷却剂系统升温升压的要求，用稳压器将主冷却剂系统的压力从常压提高到工作压力。

停堆时，按降温降压要求，使主冷却剂系统压力降下来；用以排除主冷却剂系统中的某些有害气体（裂变气体）。

图为压力安全系统的流程。

主要设备为稳压器，它是一个高压容器。

稳压器内部的冷却剂为液相与蒸汽相共存状态。

在液相内，装有电加热器，在蒸汽相中装有向蒸汽相喷射冷却剂的喷头。

另外还有安全阀和释放阀等附属装置，当稳压器内压力过大时，用这些阀将冷却剂排放到卸压箱中。

除此之外，还有压力、液位、电加热器功率等的显示记录装置和电加热器功率、喷雾流量的调节装置。

压力安全系统的流程图

四、低压净化系统

低压净化系统如图所示。

特点是净化系统与容积控制系统及化学物添加系统合为一个共同系统，冷却剂循环是用充填泵进行的。

该系统的冷却剂从二号环路主冷却剂泵的吸入侧抽出，经再生热交换器冷却，用减压抽出阀将冷却剂压力由10.78兆帕减至1.47兆帕，该阀可控制抽出流量。

当冷却剂经停堆冷却系统的停堆冷却器冷却到所要求的温度后，通向反应堆辅机舱内的离子交换器进行净化，再经冷却剂过滤器进入反应堆舱内的体积控制波动箱，冷却剂由充填泵加压，在再生式热交换器中加热后，返回二号环路主冷却剂泵的出口侧。

五、补给水系统

补水的来源根据规划，各动力装置的设计可不相同，如陆上核电站和“奥托汉”核船，一回路补水与二回路用水的水质准标相同，因此可使用二回路冷凝器脱气的冷凝水。

“陆奥”号是用脱气除盐水作为补水，因此在补水系统中另外设置离子交换器，用经处理后的水作为补水。

补水系统原则线图如图所示：

1-上部蒸馏水箱；2-除氧器；3-热交换器；4-补水泵；5-补水波动箱；6-离子交换器

该系统是由补水冷却器、补水泵、补水调压箱及再生式离子交换器构成。

其职能是将来自二回路经除氧后的给水供给容积控制系统、取样系统、设备冷却水系统等用户。

补水冷却器用海水冷却，来自二回路的除氧补给水被冷却后，用泵送往离子交换器进一步除盐。

为了防止海水向除盐水侧漏泄，补水侧的运行压力为0.2兆帕，而海水侧的压力为0.15　兆帕。

在补水泵出口装有调压箱，用以调整泵压力的变化及暂时贮存补水。

为了防止氧气重新返入补水中，调压箱为膜封式，并用控制系统用的空气调压。

另外，在离子交换器入口设有温度控制的转换阀，当水温增高时，自动将高温水返回冷却器入口，保证交换器可靠工作。

交换器以后的管道材料，均采用不锈钢。

六、一次屏蔽水系统

一次屏蔽水系统的功用是为反应堆的一次屏蔽水箱充水、排水、冷却及补充水的损耗、向一次屏蔽水中添加缓蚀剂以及处理由于辐照分解产生的氢气以防止爆炸等。

图为一次屏蔽水系统的原则线图。

换料充排水系统的功用是向换料所用的临时屏蔽水套充水和排水。

换料充排水系统是在更换燃料时使用。

由于废燃料中积累了大量裂变产物，加上压力壳及堆内构件的被活化，则在反应堆周围及元件本身都是具有极强的放射性，同时其衰变热也很大。

因此在换料时必须采取措施以便屏蔽放射性及去除衰变热。

通常采取的措施就是在换料时临时装上屏蔽水套，以保证工作人员的安全和防止燃料元件的烧坏。

换料充排水系统就是用以向屏蔽水套充水和排水，以便除去堆芯的衰变热。

为了简化装置，该系统常借用其它系统来完成其任务。

七、安全注射系统和安全喷淋系统

当主冷却剂系统破断时，稳压器的水位降低，压力也同时降低，并发出应急堆芯注水信号，同时可启动两台应急堆芯注水泵中的一台，补给水泵两台（或补给水泵一台，应急衰变热除去泵一台）。

在小失水事故时，由于破口小，压力降落缓慢，故是在高压下注水，此时可启动充填泵（2立方米／小时），由容积控制系统向容积控制波动箱中注水。

中等失水事故时，压力为中等程度，用补给水泵（9.6立方米／小时）或非常用水箱的水，用应急衰变热除去泵向堆芯注水。

大失水事故时，冷却剂流出速度大，压力降低得也快，是在低压下注水，此时将一次屏蔽箱内的水用应急堆芯注水泵（100立方米／小时）向堆芯注水。

根据安全注射信号和堆舱（安全壳）内压力升高信号的同时作用，启动两台安全喷淋泵中的一台，将非常用水箱的水喷淋到堆舱（安全壳）内。

当水箱及其它用水用完时，可将舱底水用排污泵注射到堆芯内，此时称转成再循环工况。

在对空间体积要求严格的动力装置中，此系统可以简化。