核动力装置运行
哈尔滨工程大学核科学与技术学院
C.蒸汽发生器的蒸发段（下筒体）
⏹管板：碳钢锻件，与冷却剂接触表面堆焊因科镍600厚555m。
管板上钻有8948个孔，与传热管联接。
⏹U形传热管：共4474根，材料因科镍690，管束正方形排列，
外径19.05mm，壁厚1.09mm，总重50t。
⏹材料特点
❑良好的机械性能
❑导热系数
❑具有良好的抗腐蚀性能
⏹管束套筒：将二次侧分隔为下降通道和上升通道⏹支撑隔板：沿管束直管段设置9块，以固定管束，防止振动
⏹流量分配挡板：使二次侧水有效地冲刷管板表面，避免腐蚀
D.蒸汽发生器的汽水分离段
部
⏹二级分离器：六角形带钩波纹板分离器
⏹给水环管：位置稍低于旋叶式分离器，分配给水⏹限流器：在蒸汽出口接管内，当蒸汽管道破裂时限
制蒸汽流量
E.蒸汽发生器的汽水分离段
带钩波纹板分离器工作原理
F.蒸汽发生器传热管的破损原因与后果
⏹破损原因
传热管壁很薄，由于机械损伤和腐蚀，在很高的温度下运行，容易产生应力破坏
⏹后果
一回路冷却剂泄漏到二回路，严重时造成放射性物质扩散到环境
G.蒸汽发生器传热管破损的防止与监测
⏹防止办法
材料，水处理，制造工艺，运行控制
⏹监测方法
蒸汽发生器出口处蒸汽的16N放射性——快速而精确冷凝器抽气泵处空气的放射性——快速
蒸汽发生器排污水中的放射性——精确但较慢
H.蒸汽发生器的排污
⏹排污原因
二回路给水会受漏入的海水以及管道内的腐蚀产物污染，在蒸汽发生器内蒸发时各种杂质会产生浓缩，为减轻腐蚀，在管板上侧要连续排污。
⏹排污系统
蒸汽发生器排污系统（APG）
I.蒸汽发生器的给水
⏹正常给水
正常工况时，由给水流量调节系统（ARE）供水
⏹应急给水
在机组启动、热停堆、冷停堆的某个阶段以及主给水系统发生故障时，由辅助给水系统（ASG）提供紧急给水。
J.蒸汽发生器水位控制
⏹蒸汽发生器水位
指蒸汽发生器二次侧下降通道环形空间的水位
⏹水位控制的目的
将水位保持在与负荷相匹配的水平，防止瞬态时水位过高淹没干燥器，增加出口蒸汽的湿度，损害汽轮机叶片；
防止水位过低，造成蒸汽发生器传热管部分暴露于蒸汽中，造成热应力损坏。
蒸汽发生器水位整定值
蒸汽发生器测量仪表设置
K.蒸汽发生器水位和给水流量测量
⏹水位测量
每台蒸汽发生器有一个宽量程和四个窄量程水位变送器；
宽量程：15.9m，用于水位指示
窄量程：3.6m，用于指示、控制和保护
⏹给水流量测量
每台蒸汽发生器主给水管装一个文丘利管，配三个流量变送器
L.蒸汽发生器蒸汽流量和压力测量
⏹蒸汽流量测量
每台蒸汽发生器设两台蒸汽流量变送器，由压差测流量
⏹蒸汽压力测量
每条蒸汽发生器蒸汽管线上设三个压力变送器，位于安全壳隔离阀与卸压阀之间
RCP与其它系统的接口
⏹化学和容积控制系统（RCV）
-下泄管线：3号环路冷管段（进入RCV）-上充管线：2号环路或1号环路冷管段（返回RCP）⏹余热排出系统（RRA）
-出口接管：2号环路热管段（进入RRA）
-入口接管：1号、3号环路冷管段（冷却后返回RCP）⏹安全注入系统（RIS）
-热管段和冷管段的高压安注管线（HHSI）
-每条冷管段的中压安注管线
-冷管段和部分热管段的低压安注管线（LHSI）
秦山核电站
秦山核电站
1.5 核动力装置运行特点
高效、清洁、安全、经济、可持续核能
强放射性、高温高压水、衰变热
潜在危险
运行特点
电站：A 模式，G 模式
船用：负荷变化大
电厂运行模式
模式A：基本负荷运行方式
——机跟堆（Reactor Lead）
功率控制系统简单，
冷却剂平均温度调节系统
模式G：负荷跟踪运行方式
——堆跟机（Turbine Lead）
功率控制系统复杂，运行方式灵活
冷却剂平均温度调节系统
根据汽轮机负荷信号调节功率
船舶核动力装置的基本组成
☐一回路系统
⏹主冷却剂系统
⏹压力安全系统
⏹水质控制系统
⏹辅助水系统
⏹工程安全设施
⏹放射性废物处理系统☐二回路系统⏹蒸汽系统
⏹蒸汽排放系统⏹凝水-给水系统⏹循环水系统
⏹润滑系统
⏹造水系统
核动力装置运行特点
安全性
要求：核安全目标
建立并维持一套有效的防护措施，
以保证工作人员、居民及环境免
受放射性危害。
措施：控制反应性
确保堆芯冷却
包容放射性产物
多道实体屏障多级纵深防御
核动力装置运行要求
经济性
要求：提高负荷因子（多发电）
发电量=电功率*运行时间
措施：满功率运行
少停堆
船用要求
机动性：战术要求，此时不考虑经济性
生命力（可靠性）：作战使命，异常工况
运行工况与运行规程
⏹运行工况的划分
⏹运行规程的分类
运行工况划分
工况Ⅰ：正常运行和运行瞬变，包括：
正常的启动、停闭和稳态运行
带有允许偏差的极限运行
运行瞬变
工况Ⅱ：中等频率事件（预期运行时间）保护系统动作
工况Ⅲ：稀有事故
专设安全设施投入
工况Ⅳ：极限事故
大量放射性物质释放
运行规程
⏹分类
●正常运行规程
●事故运行规程
●I规程—处理较小故障和公用系统失效
●A规程—处理管道破裂
●H规程—超设计基准事
●U规程—最终事故柜规程
⏹依据
●核安全法规，设计资料，安全分析，运行经验
运行规程
•要求
•足够详细，不需要进一步考虑就能进行操作•必须经过验证——实际装置、模拟器
•必须通过评审、正式批准正常运行规程•形式
•纸质文档、电子文档
•运行支持系统
•规程自动生成系统
主要运行参数
⏹主要运行参数有哪些，为什么？
⏹这些参数如何控制
主要运行参数
核功率热功率电功率
功率主冷却系统压力（稳压器压力）平均温度出口过冷度
冷却剂温度稳压器水位蒸汽发生器二次侧水位
蒸汽发生器
压力安全壳压力堆舱压力。