核电厂系统及设备课程设计

1、核电厂设备与系统课程设计第一章 概论1.1 国际国内核电概况能源是社会和经济发展的基础，是人类生活和生产的要素。随着社会的发展，能源的需求也在不断扩大。从能源供应结构方面看，目前世界上消耗的能源主要来自煤、石油、天然气。此类能源为不可再生能源，且在作为能源利用的过程中，对生态环境造成污染。对于煤、石油、天然气来说，它们还是很好的化工原料，应用于化工生产过程中，能够创造出更大的效益。核能不仅单位能量大，而且资源丰富。地球上蕴藏的铀矿和钍矿资源相当于有机燃料的几十倍。如果进一步实现受控核聚变，并从海水中提取氚加以利用，就会根本上解决能源供应的矛盾。我国秦山三期为重水堆，秦山一期、二期，大亚湾，岭澳

2、，田湾均为压水堆。其他国家在运行的核电机组主要有轻水堆(PWR、BWR)、改进型气冷堆(AGR)、高温气冷堆(HTGR)、CANDU重水堆 和金属冷却快种子增殖堆（LMFBR) 。我国在建核电厂有三门核电站、阳江核电站、台山核电站、福建省宁德核电站、福建省福清核电站、山东省华能石岛湾核电厂、华辽宁省红沿河核电厂、湖南省桃花江核电站、广西省防城港核电站等。1.1.1 人类能源结构三次重大的演变：18世纪60年代：煤炭逐步替代了木柴；20世纪20年代：煤炭转向石油和天然气；20世纪70年代：石油、天然气，煤，核能和再生能源等多种能源结构；21世纪主要能源：核能1.1.2 世界核电的发展大体可分为四

3、个阶段。19541960年：试验阶段；19611969年：实用化阶段；1969年至二十世纪70年代末：大发展阶段；二十世纪80年代至二十世纪末：低潮阶段；二十一世纪开始：复苏阶段1.1.3 2009年底世界核电统计全球运行中的核电机组： 436座净输出容量： 369321MW正在兴建的机组： 56座净输出容量： 51727MW主要堆型：轻水堆（PWR、BWR）、改进型气冷堆（AGR）、高温气冷堆（HTGR）、CANDU重水堆和液态金属冷却快中子增值堆（LMFBR）1.2.4 2009年底中国核电统计中国（大陆）运行中的核电机组： 11座净输出容量： 8438MW正在兴建的机组： 20座净输出容

4、量： 19920MW中国（台湾）运行中的核电机组： 6座净输出容量： 4949MW正在兴建的机组： 2座净输出容量： 2600MW主要堆型：轻水堆（PWR）、重水堆1.2我国的能源形势，能源政策我国一次能源分布极不均匀，70%的煤炭资源分布在西北地区，水电资源主要分布在西南、西北地区，而经济发达的东南沿海地区，煤炭资源仅占全国的1%，水电资源不足6%。全国铁路货运能力的45%和水运总量的三分之一用于煤炭运输。到2009年底，全国电力装机容量累计达874GW，其中：火电652GW，占装机总容量的74.60%；水电197GW，占22.51；风电20GW，占2.29,核电9.08GW，占1.04。而

5、2008年，核电在世界电力生产的比例为15%。我国火电以燃煤为主，大量的煤炭燃烧带来了严重的环境污染问题。尽管采取了脱硫等环保措施，然而二氧化硫和氮氧化物的排放总量还是巨大的。加之国内可开发的水电资源有限，可再生能源等新能源成本高、难以形成规模，环境状况非常严峻。在此形势下，发展核电对于调节能源结构，减少环境污染，实现经济和生态环境协调发展具有十分重要的战略意义。核工业是一个战略性产业，是技术密集型高科技产业，是一个国家综合实力的象征。发展核电还可以带动我国机电、建筑行业的技术进步和管理升级，拉动国民经济发展。在能源紧缺地区建造核电站，既可替代部分常规能源，也有利于调整地区能源结构，缓解能源工

6、业对环境的影响和对交通运输的压力。我国发展核电的基本政策是：坚持集中领导、统一规划，并与全国能源和电力发展相衔接；在核电的布局上优先考虑一次能源缺乏、经济实力较强的东南沿海地区；在发展核电的过程中，充分利用我国丰富的核能资源，包括天然铀及加工能力、核燃料设计制造能力和核电厂设计、制造、建设和运行经验；坚持“质量第一，安全第一”；坚持“以我为主，中外合作”，把多渠道筹措资金发展核电和引进技术、推动国产化相结合，逐步实现自主设计、自主制造、自主建设和自主营运。1.3拟选堆型，主要参数 拟选堆型：AP1000压水堆AP1000压水堆主要参数AP1000发电机的上网电1090MKWNNNS热功率340

7、0MKW反应堆的换料周期18个月100%功率甩负荷到厂用电不停堆、停机设计寿期60年RCS设计压力17.1MPaRCS设计温度343（360）正常运行压力：15.4 M pa热段温度321 冷段温度281 在考虑热蒸汽发生器传热管堵管10%的状态下，RCS的热段温度可达325（321 ）AP1000属于第三核电厂，但用于发电的主设备都有成熟的经验：如反应堆压力容器，核燃料组件，堆内构件，蒸汽发生器，主泵，汽轮发电机组等。第二章 核电厂选址2.1选址基本要求： 核电厂选址，涉及区域经济规划等因素，与气象、地质、地震、水文等自然条件有关，受政府（环保部门）和周围民众的普遍重视。核电厂选址因素很多与

8、火电厂选址要求相同，包括接近电力负荷中心、有充足的冷却水源、交通运输方便、有良好的自然条件（地形、地质、地震等）、减少废热废物排放对生物的影响，防止环境污染可能性等。另外，还应减少释放放射性对环境的影响，以确保在一般事故和严重事故条件下不受危害。归结起来，核电厂选址应考虑：核电厂本身的特性、厂址自然条件和技术要求、辐射安全要求三方面。1）核电厂的放射性特性 核反应堆是一个强大的放射源。核电厂的热功率决定了反应堆内放射性的总储量，在相同的远行条件下，堆内放射性的总量与功率成正比，因而在发生事故时可能释放的放射性也与功率有关。2）厂址的自然条件和技术要求 厂址的自然条件必须满足核电厂选址的技术要求

9、，应尽可能地避免或减少自然灾害(如地震、洪水及灾难性气象条件)造成的后果，并应有利于排出的放射性物质在环境中稀释。 3）辐射安全要求 从辐射安全的角度看，电厂正常运行时排放的放射性废物对环境的影响很小，对选址有影响的主要还是核电厂事故时可能对居民造成的危害，所以，通常一个国家的核电厂选2.2所选地址的条件特点说明根据我国核电厂厂址选择安全规定，以及国内外核电厂选址有关法规要求，在核电厂选址中需要评价三个方面的基本内容。其一是厂址外部环境对核电厂安全可能产生的影响，包括外部自然和人为事件；其二是核电厂对厂址周围区域环境可能产生的影响，其中包括自然环境和社会环境；第三点是实施应急计划的可行性，即在

10、假定核电厂发生需要采取应急的事故工况下，厂址周围区域特征对实施应急计划的影响。对于一个特定厂址，如果在上述三个方面不存在影响厂址可接受性的因素或者能够通过采取工程措施解决可能存在的不利因素，那么该厂址就具备建设核电厂的厂址条件。 设计选则的地址在浙江省东部沿海的台州市三门县，坐落在三门县健跳镇猫头山半岛上，西北距杭州市171km、北邻宁波市83km、南靠台州市51km、离温州市150km。2.3主要厂房设施 核电厂主要厂房指反应氓厂房(即安全壳)、燃料厂房、核辅助厂房、汽轮机厂房和控制厂房。、 反应堆厂房是一个有钢材的圆柱形须应力混凝土结构，顶部呈半球形或椭圆形，它的内径约40 m，壁厚约l

11、m，高约60 m一70 m，它包容一回路系统带放射性物质的所有设备，以防止放射性物质向外扩散。即使在核电厂发生严重事故时，也仍然将放射性物质封闭在安全壳内，不致影响到周围环境。整个结构按抗震I类要求设计。为了便于安全壳内大型设备的安装和接修，安全壳捌面没有直径约10 m的一个设备闸门和一个连接核辅助厂房酌人员闸门。大厅顶部设有起吊能力为250t一300t的环形吊车。安全壳内部结构主要是由钢筋混凝土建造的。圆筒形的反应堆一次屏蔽墙，既在反应堆压力容器周围形成生物屏蔽，又为反应堆压力容器提供支承。该一次屏蔽墙与安全壳大致是同心的。为了支撑和隔离一回路系统设备，安全壳内设有一回路隔墙，这些隔墙还为反

12、应堆冷却剂系统提供屏蔽。燃料厂房设有乏燃料储存水池，用来盛放乏燃料。储水池上方，有一台l00-150t的桥式吊车，以吊运乏燃料运输容器和乏燃料他冷却系统酌设备。这个厂房通过燃料输送水道与反应堆厂房相连。在乏燃料储水池内，通常须有7m-9m深的水层作为屏蔽层，乏燃料储存池需按抗震I类要求设计。核辅助厂房是一个具有多种用途的钢筋混凝土结构。厂房内设有化学和容积控制系统、安全注入系统、设备冷却水系统等辅助系统及厂房必需的空气处理和冷却设备。厂房内的设备须装有隔词，给操纵人员提供生物屏蔽。在没备的布置上，必须注意把安全系统的设备、管道和电缆仆开。这样，确保存设备、结构、管道和电缆的单故障情况下不致使整

13、个系统失占女全功能。依照这种分离的设计，对于装有事故况下工作的电动机房间，需要增加设备隔离问或保护墙及冷却设备。核电f核辅助厂房一般集中设置在反应推厂房的周围，这有利于缩短系统管路从而节省核电厂的基建投资。 汽轮发电机厂房的布置与火电厂汽轮机厂房相似，它一般布置在盟靠安全壳的一侧。厂房内设有汽轮发电机组、凝汽器、凝结水泵、给水泵、给水加热器；除氧器、汽水分离再热器及与二回路系统有关的辅助系统。控制厂房布置在留个核电厂的中心，它包括中央控制室、厂用配电和各种自动控制设备。中央控制室内装有控制台和控制盘，继电器室内装有各种继电器和控制器。这个厂房控制着整个核电广，因此它是一个至关重要的区域，必须按

14、抗震I类的要求进行设计。控制室和继电器室共用一个空调系统来冷却电气设备。在继电器室下面，还有一个“电缆室”，它是从电厂各处到控制室引来的所有电线酌汇集点，所有电续都分别引到控制室和继电器内的各个端子排上。 核电厂除了上述主要厂房外，压有循环水泵房、输配电厂房及放射性废物处理厂房。放射性废物处理厂房是核电厂特有的厂房。为了保证在正常和事故工况下排出的放射性物质不致污染周围环境，核电厂内所有通过反应堆及一回路系统排出的气体、液体和固体废物都要经过处理，达到允许标推后才可通过高烟囱、下水道排放或回收使用。因而，核电厂的厂房设施耍比常规电厂严格得多、复杂得多。2.4初定总平面布置图 核电厂的厂址选定后

15、，在总平面布置设计时应考虑以下原则； (1)合理区分放射性与非放射性的建筑物，使净区和脏区严格分开，脏区尽可能置于主导风向的下风例，以减少放射性污染。 (2)满足核电厂生产工艺流程要求，便于设备运输，减少厂区管线的迂回和纵横交叉。 (3)反应堆厂房、核辅助厂房和燃料厂房，都应设在同一基岩的基垫层上，防止因厂房承载或地震所产生的沉降差异而造成管线断裂。 (4)核电厂厂房布置以反应堆厂房为中心，核辅助厂房、燃料厂房、主控制楼和应急柴油发电机厂房均环绕在反应推厂房周围。对于双单元核电厂也可采用对称布置，并共用部分核辅助厂房。 按照上述原则，一班核电厂的厂房可以分成下列几个部分； (1)核心区：主要由

16、核岛和常规岛组成，包括反应堆厂房、核辅助厂房、燃料厂房、主控制室、应急柴油发电机厂房、汽轮发电机厂房等。 (2)三废区：主要由废液储存、处理厂房、固化厂房、弱放废物库、固体废物储存库、特种洗衣房和特种汽车库等组成。 (3)供排水区：主要由循环水泵房、输水隧洞、排水渠道、淡水净比处理车间、消防站、高压消防泵房、排水泵房等组成。 (4)动力供应区：主要出冷冻扒站、压缩空气反液氮储存气化站、辅助锅炉房等组成。 (5)检修及仓库区：包括检修车问、材料仓库、设备综合仓库及危险品仓库等。 (6)厂前区：包括电厂行政办公大楼及汽车、消防、保安及生活服务设施。 核电厂的总体布置主要取决于核心区、供排水区、三废

17、区的布置，而关键又在于核心区的布置。核心区的布置首先取决于核岛各厂房的组合，以及它们与汽轮机厂机房的相对位置关系。图24核电厂厂区T型布置1-反应堆厂房；2-核辅助厂房；3-燃料厂房；4-电气厂房；5-汽轮机厂房；6-调度控制楼；7-主调度大楼；8-变电站；9-循环水泵房；10-行政办公大楼；11-餐厅；12-核电厂其他辅助厂房；13-海水进口；14-循环水虹吸井；15-循环水排水渠 在核电厂总平而布置中，循环水供排水系统占有重要地位。以大亚湾按电厂为例，其循环水系统的标高布置，是确定厂区标高的两个重要因素之一。这两个因累是：(1) 厂区地坪的标高应位于千年一遇的最高潮位以上；(2)将凝汽器布

18、置在适当标高位置上，使得循环水回路中有适当的虹吸效应井使核电厂基建投资和循环水用电消耗都比较合理，也就是综合考虑基建投资和运行费用后选定最优的标高。 综合上述两个因素之后，大亚湾核电厂的厂区标高为+650 m PRD(氏珠江基平面)，汽轮机厂房底层标高为+670 m PRD，凝汽器底座布置在+670 m PRD的平面土，面凝汽器水室员高点标高则为13.55m。在正常潮位下循环水回路中考虑了管渠的笆力后，虹吸高度约为7m。 从图24可以看到，循环水经进口水道进入循环水泵房，经升压后沿地下混凝土循环水访送管道进入汽轮机厂房酌凝汽器，离开凝汽器的循环水再经泥凝土地下水道通过虹吸井后排人明渠人海。可见

19、，循环水系统贯穿了整个厂区。 第三章 堆型确定31核反应堆作用核反应堆进行核裂变，将核能转化成热能，水作为冷却剂流经堆芯将堆内释放的热量通过反应堆冷却剂管道传到蒸汽发生器，在那里传递给二次侧的给水（二回路工质），使其成为饱和蒸汽。冷却剂在蒸汽发生器中被冷却后由主冷却剂泵打回反应堆重新加热，形成一个封闭的吸热和放热的循环流动过程，这个循环回路称为一回路，也是核蒸汽供应系统的主要部分，其功能是冷却堆芯并带走热量。由于一回路的主要设备是反应堆，所以通常将一回路及其辅助系统和厂房统称为核岛（NI）。32确定所选堆型的理由、条件本课程设计所选堆型为AP1000压水堆。压水堆核电站最显著的优点有两点：一、

20、结构紧凑，堆芯的功率密度大。我们知道，中子与氢原子核质量相当，每次碰撞时，中子损失的能量最多。轻水分子是由两个氢原子和一个氧原子组成。和气体相比，水的密度很大，含氢量很高。在各种慢化剂中，水的慢化能力最强。水不仅是良好的慢化剂，也是良好的冷却剂。它比热大，导热系数高，在堆内不易活化，不容易腐蚀不锈钢、锆等结构材料。由于水的慢化能力及载热能力都好，所以用水作慢化剂和冷却剂。这也是压水堆的主要优点。 二、经济上基建费用低、建设周期短。由于压水堆核电站结构紧凑，堆芯功率密度大，即体积相同时压水堆功率最高，或者在相同功率下压水堆比其它堆型的体积小，加上轻水的价格便宜，导致压水堆在经济上基建费用低和建设

21、周期短。3.3堆型的主要结构、接口、特点、特性、相应的参数以压水堆为热源的核电站。它主要由核岛和常规岛组成。压水堆核电站核岛中的四大部件是蒸汽发生器、稳压器、主泵和堆芯。在核岛中的系统设备主要有压水堆本体，一回路系统，以及为支持一回路系统正常运行和保证反应堆安全而设置的辅助系统。常规岛主要包括汽轮机组及二回等系统，其形式与常规火电厂类似。核电站除了关键设备核反应堆外，还有许多与之配合的重要设备。以压水堆核电站为例，它们是主泵，稳压器，蒸汽发生器，安全壳，汽轮发电机和危急冷却系统等。它们在核电站中有各自的特殊功能。主泵如果把反应堆中的冷却剂比做人体血液的话，那主泵则是心脏。它的功用是把冷却剂送进

22、堆内，然后流过蒸汽发生器，以保证裂变反应产生的热量及时传递出来。 对反应堆冷却剂系统的要求：反应堆冷却剂系统的压力大于23MPa时，主泵才能启动，以保证1号密封静环、动环的分离。这个压力相应于大于19MPa的1号密封压差及大于50 L/h的l号密封泄漏流量。 主泵的操作要点 1)主泵启动前，需启动顶轴油泵，油压需高于42MPa；主泵启动后50 s顶轴油泵才能停运。 2)由于低压，仅靠l，号密封泄漏量不能保证泵径向轴承润滑时，要打开l号密封的旁路管线，只要1号密封泄漏量低于180 L/h，就要开着旁路管线。3)主泵停运，须先启动顶轴油泵。反在堆冷却剂系统主要设计参数设计压力 17.1MPa（17

23、4.5Kg/cm2）设计温度343（稳压器的设计温度：360）运行压力 15.4 M Pa热段处冷却剂的温度321.1 C冷段处冷却剂的温度 280.7 C热段处冷却剂的流量40348 m3/hr（23m/s）一最大冷段处冷却剂的流量 17886 m3/hr（20.25 m/s）热段处冷却剂的压力 15.50 M Pa冷段处冷却剂的压力 15.93 M Pa稳压器又称压力平衡器，是用来控制反应堆系统压力变化的设备。在正常运行时，起保持压力的作用；在发生事故时，提供超压保护。稳压器里设有加热器和喷淋系统，当反应堆里压力过高时，喷洒冷水降压；当堆内压力太低时，加热器自动通电加热使水蒸发以增加压力。

24、 现代压水堆核电厂普通采用电加热式稳压器。这种稳压器是一个立式圆柱形高压容器。其典型的几何参数为高13m，直径25顾，上下端为半球形封头总容积约40m2，净里约80t。立式安装在下部裙座上。稳压器喷淋系统由两条接到两个环路的冷管段的喷淋管线组成。每个喷淋管线上有一个自动控制的气动调节阀门，每个阀的最大喷淋流量为72mlh，喷淋降压速率为13MPamin。阀门装有一个保持小流量的下档块，使阀门不能完全关闭，形成230 Lh连续喷淋流量。加热元件共60根，总加热功率为1400 kw，分成6组。其中3、4组为比例组，每组功率为216kw，以可调方式运行，其余4组为固定组，以通断方式远行，其中l、2组

25、每组功率为216kW；5、6组每组功率为288kW。加热器的最小设计寿命为有效工作2万小时，每个加热元件可以单独更换。蒸汽发生器它的作用是把通过反应堆的冷却剂的热量传给二次回路水，并使之变成蒸汽，再通入汽轮发电机的汽缸作功。 蒸汽发生器传热管面积占一回路承压边界而积的80左右，传热管壁一船为1-1.2mm，传热管是整个一回路压力边界中最薄弱的部分。运行经验也表明，传热管是蒸汽发生器内的事故多发区域。蒸汽发生器传热管的可靠性主要取决于传热管的完好性。只要有一根蒸汽发生器传热管断型，就可能造成放射性物质的泄漏及核电厂长期停闭。安全壳用来控制和限制放射性物质从反应堆扩散出去，以保护公众免遭放射性物质

26、的伤害。万一发生罕见的反应堆一回路水外逸的失水事故时，安全壳是防止裂变产物释放到周围的最后一道屏障。安全壳一般是内衬钢板的预应力混凝土厚壁容器。1封钢衬的预应力混经土安全壳 这是压水推核电厂比较通用的大型干式安全壳。它是由6mm厚的碳钢作衬里，壁.近1m的预应力温凝土圆柱形构筑物，上部冠以半球或椭圆形弯顶，其中的预应力钢索使安全壳混凝土墙在失水事故下仍然受轻微的压缩，从而允许安全壳承受更高的内压。衬里与混凝土城贴紧，锚固在混凝土墙上，仅用作防漏膜。安全壳的尺寸取决于堆功率，百万kw级的压水堆核电厂安全壳的直径约40 m，高约60 m，自由容积约50000 m3，安全壳尺寸是由满足能量释放所需的

27、净自由容积决定的，最小内部高度通常由设备装卸的空间决定，而高度直径也取决于经济性。因211所示的纵剖面团给出了安全壳内的主要设备布置情况。我国泰山和大亚湾核电厂使用这种安全壳。 2冷式安全壳这种安全壳内，四周有一个环形冷藏室，其中装有含硼的冰块。正常运行时，制冷设备使冰块保持在凝固状态。失水事故后一回路释放的蒸汽首先经过冰冷凝器，而后进人安全壳上部空间，冰冷凝器起到吸热降压的作用，这种设计安全完压力低，容积小，但设备费和运行费高，没有得到普及。3双层安全壳双层球形安全完设计，内层为承压的球形钢壳，外层为半球形混凝土壳，两层之间的环腔由通风系统维持负压，这样PN壳的任何微小泄漏在释放到环境之前都

28、可得到净化处理。 4负压安全壳负压安全壳是干式安全壳的一个变种，其独具特色之处是：安全壳设计成在低于大气压力(即约0.069Mp对压力)的条件下工作。在发生失水事故时，压力达到大气压力之前就有约0.031力升高裕量，此外，安全壳内在失水事故后校加热空气的量也减少了，总的效果是失水事故后安全壳内峰值压力可以降低一些，安全壳体积可以略小一些。蒸汽发生器设计参数每台蒸汽发生器的蒸汽流量 3400T/h总的蒸汽流量 6795T/h给水温度 227蒸汽发生器出口压力 5.612MPa设计压力 8.274 M Pa设计温度 316每台蒸汽发生器的排污流量（0.061%） 2.07T/h每台蒸汽发生器最大排

29、污流量（0.61%） 20.7T/h110%设计压力下，蒸汽发生器安全阀的排放能力 3740T/h0.689MPa压力下每台蒸汽发生器释放阀排放能力 32 T/h8.274MPa压力下每台蒸汽发生器释放阀排放能力 46.3 T/h汽轮机 核电站用的汽轮发电机在构造上与常规火电站用的大同小异，所不同的是由于蒸汽压力和温度都较低，所以同等功率机组的汽轮机体积比常规火电站的大。 汽轮机的类型很多，为了便于选用，常按势力过程特性、工作原理、新蒸汽参数、蒸汽流动方向及用途等对其进行分类 1按势力过程特候分类 (1)凝汽式汽轮机 (2)背压式汽轮机 (3)调节抽汽式汽轮机 (4)中间再热式汽轮机 2按工作

30、原理分类 (1)冲动式汽轮机 (2)反动式汽轮机 (3)混合式汽轮机 3按新蒸汽压力分 (1)低压汽轮机 新蒸汽压力为12MPa一2MPn； (2)中压汽轮机 新蒸汽压力为21MPa-8MP， (3)高压汽轮机 新蒸汽压力为L1MPa-125MPa； (4)超高压汽轮机 新蒸汽压力为126MPa-151MPa； (5)亚临界汽轮机 新蒸汽压力为151MPa-22MPa； (6)超临界汽轮机 新蒸汽压力为2212MPa以上。应急堆芯冷却系统为了应付核电站一回路主管道破裂的极端失水事故的发生，近代核电站都设有危急冷却系统。它是由注射系统和安全壳喷淋系统组成。一旦接到极端失水事故的信号后，安全注射系

31、统向反应堆内注射高压含硼水，喷淋系统向安全壳喷水和化学药剂。便可缓解事故后果，限制事故蔓延。 第四章 冷却剂系统和设备4.1蒸汽发生器本电厂选择卧式蒸汽发生器4.1.1蒸汽发生器的作用蒸汽发生器是压水堆核电厂一回路、二回路的枢纽，它将反应堆产生的热量传递给蒸汽发生器二次侧，产生蒸汽推动汽轮机做功。蒸汽发生器又是分隔一次侧、二次侧介质的屏障，它对于核电厂的安全运行十分重要。4.1.2蒸汽发生器的选型蒸汽发生器可按工质流动方式、传热管形状、安放形式及结构特点分类。按二回路工质在蒸汽发生器中的流动方式，可分为自然循环蒸汽发生器和直流（强迫循环）蒸汽发生器；按传热管形状，可分为U形管、直管、螺旋管蒸汽

32、发生器；按设备的安放方式，可分为立式和卧式蒸汽发生器；按结构特点，还有带预热器和不带预热器的蒸汽发生器。尽管核电厂采用的蒸汽发生器形式繁多，但在压水堆核电厂使用较广泛的只有3种，分别是立式U形管自然循环蒸汽发生器、卧式自然循环蒸汽发生器和立式直流蒸汽发生器，其中尤以立式U形管自然循环蒸汽发生器应用最为广泛4.1.3蒸汽发生器必要的计算4.1.31 蒸汽发生器的传热计算 1. 概述蒸汽发生器的传热计算可分为两种：一种是传热计算，另一种是热校核计算。传热设计计算是在结构形式和一、二回路参数己给定的情况下，求取传热面积的计算。传热校核计算则是在设备传热面积给定的情况下，由已知的一些参数求另一些参数的

33、计算。例如，按额定负荷确定了传热面积之后，对低负荷工况进行的校核计算，以及按设备运行参数确定污垢热阻的校核计算。本节着重介绍立式U形管自然循环蒸汽发生器的传热设计计算。由载热方程可得Pt =q m ,p(hi n-ho u t)式中，Pt为反应堆冷却剂输送的热功率，kW；q m, p为一回路冷却剂质量流量，kg/s；hi n和ho u t、分别为反应堆冷却剂进、出蒸汽发生器的比焓，kJ/kg。若不计排污损失，根据热平衡方程可求得蒸汽产量Q m ,s = s g P t/(hg-h f w)式中，hg、h f w分别为饱和汽、给水的比恰，kJ/kg；s g为蒸汽发生器热效率，一般取为0.970.

34、99。将热量由一次侧传递至二次侧所需的传热面积A为A=Pt/(Ktm)式中，K为传热系数；tm为传热温差。根据圆筒壁传热原理可得 （4.1）式中1、2分别为一次侧和二次侧对流传热系数，W/(m2K)；d I、do、d ca、分别为传热管内径、外径和计算直径，m；R w为传热管壁热阻，m2K/W；RF为污垢热阻，m2K/W。传热系数应注明取定的计算直径；通常取传热管外径为计算直径。管壁导热热阻由下式给出： （4.2）式中W为传热管材料的热导率，W/(mK)。当工质按顺流或逆流方式工作时，且两侧工质的流量、比热及沿传热面的传热系数均保持不变的条件下，传热温差可由传热方程和热平衡方程导出： （4.3

35、）式中，tm ax、tm in分别为计算区段两侧最大及最小温差。由上述分析可知，传热设计计算的内容就是计算传热温差，确定各项热阻特别是对流传热热阻，从而求得总传热系数，最后根据所传递的热量求得传热面积。考虑到所用公式和参数的误差、设备检修所允许的堵管量等因素，对由传热计算求得的传热面积应予适当增大，通常可增加8%10%。2. 一回路侧放热计算压水堆核电厂广泛采用的立式U形管自然循环蒸汽发生器都设计成反应堆冷却剂在U形管内流动，二次侧汽水混合物在管外流动。这样设计对受力和传热都有利。反应堆冷却剂对U形管壁的对流传热，一般属于湍流对流传热。对于冷却Nu=00265Re0.8 Pr0.4 （4.4）

36、对于加热Nu=0.0243Re0.8Pr0.4 （4.5） 对于Rel04的流体 Nu=0.023Re0.8Pr0.4 （4.6）式中，各准则数的物性参数取流体的算术平均温度作为定性温度。3. 管壁热阻和污垢热阻管壁热阻指沿传热管壁厚方向的导热热阻，其大小与管子尺寸和管材有关。蒸汽发生器传热管一般采用小直径的薄壁管。管径和壁厚的选择是一个需要综合考虑的问题。小的管径对提高一次侧传热系数和受力是有利的，但增加了一次侧流动阻力。在强度和制造工艺等允许的情况下，应尽量减小壁厚。早些时期蒸发器传热管材用Inconel-600，现改用强度和抗腐蚀性能更好的Inconel-690。Inconel-690的

37、热导率比Inconel-600略低。污垢热阻是管壁积垢而产生的热阻，它与传热管材料和水质有关。在工程计算中，有以下3种考虑污垢热阻影响的方法。(1) 减小传热系数，以考虑相应侧污垢的影响。(2) 列出专项，采用经验数据。如式(4.1)中的RF项，西屋公司在参考安全分析报告中推荐的污垢热阻值为8.77X10-6 m2/W。(3) 计算总传热系数时不考虑污垢热阻，而在确定传热面积时，引入一个考虑污垢影响的安全系数。此系数常与堵管裕量、热力计算误差等因素综合起来考虑，一般可取10%左右。4. 二次侧的对流传热计算在自然循环式蒸汽发生器中，二次侧工质主要处于管间流动沸腾的传热方式下。在选择传热计算模型

38、时，有时按管内流动沸腾处理，有时则进一步简化，按大空间沸腾处理。1） 二次侧预热区欠热沸腾传热在二次侧预热区对流传热中，要判断是否发生欠热沸腾。对于欠热沸腾，可用以下公式计算传热系数。 (2) Ts = (4.7)式中Ts为壁面过热度，；p为二次侧压力，M Pa；q为热流密度，MW/m2。式(4.7)是在下述试验条件下综合出来的：管子内径d为3.63-5.74mm；管长L为（21-168)d、；系统压力为0.7-17.2MPa；水温为115-340；质量流速为（11-1.05X104kg/(m2s)；热流密度q12.5Xl06W/m2。(2) Thom公式Ts = （4.8）式中p与q的单位与

39、式(3.31)同；试验条件是压力为5.1713.8MPa；热流密度为2.8X1056.0X105W/m2。2) 二次侧沸腾区传热自然循环蒸汽发生器二次侧大部分区域属管间流动沸腾传热。关于管间流动沸腾传热，还没有专门建立起该种过程的埋论。工程上采用两类方法计算传热系数：一类是采用大空间泡核沸腾传热关系式，另一类是采用管内流动沸腾传热关系式。 (l)对于水和有机物质的大空间泡核沸腾，得到下列关系式： （4.9）式中，m为实验系数，对于水m=1.0，对其他有机物质m=l.7；Cw1为取决于加热表面液体组合的常数，对水-镍不锈钢可取Cw1=0.013；为液体蒸汽界面的表面张力，N/m；c p f为饱和

40、液体的比定压热容，J/(kgK)；h f g为汽化潜热，J/kg；f为饱和液体的动力粘度，Pas； f、 g为饱和液体和饱和蒸汽密度，k/m3；q为热流密度，W/m2；Pr为饱和液体的普朗特数。式（4.9)适用于单组分饱和液体在清洁壁面上的泡核沸腾，数据抛散度为20%。 (2)关于管内流动沸腾与大空间沸腾的比较，研究表明，在欠热沸腾及低含汽率沸腾区，管内流动沸腾的核化过程和传热过程与大空间沸腾相类似。当含汽率增大时，蒸汽和液体的速度都大大增加，同时流型也发生了变化，使得其传热机理与大空间沸腾时有很大不同。在关于饱和强制对流沸腾的各种关系式中，J.C. Chen公式被认为是较适用的关系式，它被推

41、荐用于所有的单组分非金属流体。Chen公式既包括了“饱和泡核沸腾区”，也包括了“强迫对流蒸发区”，而且可予以扩展而适用于欠热沸腾区。Chen公式被应用于国外一些核电厂蒸汽发生器通用分析程序中，并覆盖了泡核沸腾区及欠热沸腾区。基于叠加原理，Chen假设饱和泡核沸腾区和两相强制对流蒸发区内存在两种基本传热模式-泡核沸腾传热和强制对流传热，并用这两种作用的叠加来考虑其影响：= m a c+ m I c因此，两相传热系数由两部分组成： m ac是微对流传热即泡核沸腾传热的作用； mi c是宏观对流传热即单相对流传热的作用。根据受热通道中液体单相流动时的方程： （4.10） 式中，C为汽水混合物质量流速

42、，kg/(m2s)；x为质量含汽率；De为流道当量直径；其余均为液体的物性参数。式中F为修正因子，它只决定于参数X。F是因为汽相的存在，强化了湍流的程度，从而强化了传热。Chen公式用于欠热沸腾区的计算结果与实验数据相比，也取得了满意的结果。Chen公式用于欠热沸腾计算时， m ac用单相流动时的公式；计算 m I in时修正因子S仍用式（3.41）求出。4.1.32 蒸汽发生器的水力计算本节以立式自然循环蒸汽发生器为例介绍水力计算的内容和方法。1. 水循环计算1) 基本方程对任意结构的流道，两个给定截面之间的压降均可用下式表示：p=p f+p el+pa+p loc式中，右边各项依次为摩擦压

43、降、提升压降、沿程加速压降和局部压降。局部压降包括由于流体流过如弯管、接管及各种阀门引起的形阻压降和流通截面突变引起的加速压降。在稳定循环流动情况下，对于一个封闭回路，有-若以H d表示驱动压头，则水循环稳定的基本条件是驱动压头等于总流动阻力，故有 H d=-若回路内工质与外界无质量和能量交换，则有=0。水循环计算的内容，就是确定特定回路的驱动压头和流动阻力。2） 驱动压头确定驱动压头即要计算各区段的提升压降。在加热流道特别是受热两相系统中，汽水混合物的密度是连续变化的。一般的计算方法是将计算区分成若干小段，在每一小段中认为密度是常数，进而求取各段的提升压降。在近似计算中，只需计算各区段的平均

44、密度。在假定循环倍率初值后，可建立下降通道的热平衡方程：H f w+(C-1)h f s=Ch dc式中，h f w ,h f s ,h dc分别为给水、饱和水及下降通道流体的比焓。然后由 h d c及压力求出下降通道流体的密度 dc。在预热区内流体平均密度 sc近似取下述算术平均值： sc=( dc + f s ）/2沸腾区出口处汽水混合物的密度件 out为沸腾区内混合物密度随高度而改变。在近似计算中，可以假设密度与高度呈线性关系，由此，计算沸腾区的混合物平均密度 b。曾有文献建议将 f s及 out的对数平均值作为混合物平均密度，公式为驱动压头H d可按下式计算，H d= d cg H(s

45、cgH1十bgH2十outgH3)3)流动压降自然循环回路流动总压降由三部分组成，即下降通道压降、上升通道压降及汽水分离器压降。(1) 摩擦压降下降通道内为单相摩擦压降。在上升通道，预热区内为单相摩擦压降，在近似计算中，预热段内水的密度按式(3.46)计算；沸腾区内为两相流动，摩擦压降要按两相倍增因子修正。(2) 加速压降下降通道内单相水的密度变化很小，因而下降通道内的加速压降可忽略不计。上升通道进口水的密度为 d c，出口为汽水混合物，在循环倍率取初值后，可以确定出口处的含汽率x out=l/C以及空泡份额，进而按下式计算加速压降： (4.11)其中，G为上升通道汽水混合物的总质量流速，kg

46、/(m2s)； f s ， g s分别为饱和水和饱和蒸汽密度，kg/m3；dc为上升通道进口流体密度，kg/m3。 (3) 局部压降自然循环回路中的局部压降包括套筒缺口处单相流横向冲刷传热管并折流而上的压降、流量分配挡板压降（如果有的话）、支撑板的压降以及汽水分离器的压降等。其中流量分配挡板及分离器压降通常用运动压头乘以局部阻力系数进行计算，即对于流量分配挡板，可取该处流体密度= dc汽水分离器中汽水混合物密度，按 out取值；局部阻力系数由相应的流量分配挡板及分离器的实验给出。水循环稳定的条件是驱动压头等于总流动压降。驱动压头及各项压降均为流量的函数，为此要先假设流量，或在蒸汽产量给定的条件

47、下假设循环倍率。一般来说，这样求得的驱动压头和流动总压降并不相同，为此必须重新假设，因而，这是一个反复试算的迭代过程，直到在一定精度下驱动压头等于流动总压降，对应的循环倍率即为所求的值。除迭代法外，还可用图解法，即同时假设一系列流量（或循环倍率）分别求出与每一流量(或循环倍率)对应的驱动压头及流动总压降，绘成曲线 ，如图3.45所示。由图可见，流动总压降随流量增加而增加，驱动压头则随流量增加而降低，交点的横坐标是系统的循环倍率。循环倍率的图解法4.1.4蒸汽发生器主要结构、接口、特点、特性、相应的参数蒸汽发生器传热管面积占一回路承压边界而积的80左右，传热管壁一船为1-1.2mm，传热管是整个

48、一回路压力边界中最薄弱的部分。运行经验也表明，传热管是蒸汽发生器内的事故多发区域。蒸汽发生器传热管的可靠性主要取决于传热管的完好性。只要有一根蒸汽发生器传热管断型，就可能造成放射性物质的泄漏及核电厂长期停闭。4.2冷却剂泵 本电厂选择轴封泵4.2.1冷却剂泵的作用反应堆冷却剂泵义叫做主泵，它的作用是为反应邀冷却剂提供驱动压头，保证足够的强迫循环流量通过堆芯，把反应埔产生豹热量送至蒸汽发生器，产生推动汽轮机做功的蒸汽。 4.2.2冷却剂泵的选型 反应堆冷却剂泵是压水堆核电厂的最关键设备之一，对它的基本要求是： (1)能够长期在无人维护情况下安全可靠地工作， (2)冷却剂的泄漏要尽可能少；(3)转

49、动部件应有足够大的转动惯量，以便在全厂断电情况下，利用泵的惰转提供足够流量，使堆芯得到适当的冷却； (4)过流部件表面材料要求耐高温含硼酸水的腐蚀； (5)便于维修。 反应堆冷却剂泵可分为两大类：全密封泵和轴封泵。4.2.3冷却剂泵主要结构、接口、特点、特性、相应的参数 冷却剂泵主要结构(1)水力机械部分水力机械部分包括泵的入口利们L1接管、泵壳、法兰、叶轮、9、斥段、泵轴、径向轴承从热屏组件。其基本功能是将泵轴的机械能传递给流体并变为流体的静压能。 泵壳 泵的外壳包容并支撑着泵的水力部件，是反应堆冷却剂系统压力边界的一部分。泵壳是一个外形呈准球状的不锈钢铸件，其出入口接管焊接在一回路系统管道

50、上。冷却剂从泵壳庇部沿叶轮轴线流入，向上经导流管进入叶轮。通过叶轮后的冷却剂经扩散器后通过与叶轮成切线方向的出口接管徘出。 叶轮 叶轮由不锈钢铸成，有7个叶片，用热装和加键固定在泵轴的下端，并在铀端用螺母锁紧。叶轮是泵的核心部件。靠叶轮的旋转使流体获取能量。 吸入导流管和扩压器 吸入导流管是一个不锈钢圆筒，用螺栓固定在泵壳的内侧。它把吸人流体引进叶轮中心。吸入导管和叶轮吸入接管之间由。迷宫密封环阻挡从排出室向吸入室的流体泄漏。 扩压器由不锈钢铸送而成，它有12个导叶，位于叶轮外侧。扩压器的作用是降低在扩压叶片之间的延伸流道中的流体流量。把流体的速度头转换成静压头。扩压器末端与泵壳焊在一起。 泵

51、轴承 泵的径向轴承为泵铀提供径向支撑和对中。它由斯太立合金堆焊的不锈钢轴颈和石墨环构成的套筒组成，用水润滑和冷却。使通过轴承的水保持低温是重要的，因为高温会破坏石墨环并使轴承损坏。所用的轴承冷却水是化容系统的轴封注入水的一部分。 热屏障组件 在叶轮与泵径向轴承之间装有热屏障。它的作用是阻止泵壳内高温的反应堆冷却剂向泵上方的泵径向轴承和密封组件传热，使泵径向轴承免受高温。热屏障组件主要由两部分组成广是安装在导叶内侧的隔热套(又称防护套筒)，二是安装在叶轮与宝径向轴承之间的由盘管组成的扁平状热交换器。隔热套阻止反应堆冷却剂向上方的泵径向轴承传热，而热交换器用来冷却可能沿铀向上的反应堆冷却剂流，从而

52、保护径向轴承和轴封组件。在轴封水断流的情况下，它还能冷却向上流动的冷却剂，以确保轴承的冷却和润滑。热屏障热交换器盘管内循环着设备冷却水，供水温度35。 (2)电机部分 驱动反应堆冷却剂泵的电动机是立式、鼠笼、单速三相感应式，采用防滴结构，由空气冷却，而空气由两台热交换器用设备冷却水冷却。下面对它的几个部件作进一步说明。 轴承支撑电动机的有两个径向轴承和一个止推轴承。伙于电功机转于下端的径向轴承采用碳钢上挂巴式合金的设计它溴在下油池中在油他中装有一个有设备冷却水通过的油冷却器。电功机转子上部的是径间轴承和适于上下止推的双向金斯泊里型止推轴承的组合体，它们放在上油池中，在泵工作时轴承是自润滑的。在

53、止推轴盘上铣了些槽道，靠止推轴盘旋转的离心作用将油循环到外部油冷却器，出设备冷却水进行冷却。设置了一个泵启动时使用的止推轴承油提升系统，以减小启动电流和防止止推轴承损坏(止推轴承只征较高泵速下才是自润滑的)。有一台小型高压油泵，在反应堆冷却剂泵启动或停转前将轴瓦提升而离开止推轴盘。泵运转时，推力由上止推轴承轴瓦承载，这个载荷来自反应堆冷却剂系统的压力和泵的动态力，它抵消转于的重力后尚有余：泵静止时，下止推轴承轴瓦承受转子重力。飞轮 在发生反应堆冷却剂泵断电情况下，停堆后短时间内必须保持足够的流量通过堆芯。用键将一个飞轮固定在电动机轴的顶端，以增加反应堆冷却剂泵机组的转动惯量，从而延长泵的惰转时间，飞轮提供的惯性流量不仅在断电后短时间内提供了足够排热能力，还有利于建立后续的自然循环。 主泵转轴部件的动能与它的转动损量和转速的平方成正比要取决于主泵机组转动惯量。 防逆转装置 如果一台反应堆冷却剂泵停运，而其他环路上的泵还在运行着，停运的环路上冷却剂将发生逆向流动。这部分逆向流量旁路了堆芯，于堆芯冷却无益。逆流还会使停运的泵反转，这时若启动该泵，就会产生过大启动电流，可能导致电机过