Pt = qm c p (to − ti )
…………………（3.1） …………………（ 3.1）
式中Pt为堆芯热功率，kW；qm为冷却剂质量流速，kg/s；cp为冷 式中P 为堆芯热功率，kW； 为冷却剂质量流速，kg/s； 却剂的定压比热，kJ/(kg.K)；t0、ti分别为堆芯出入口处冷却剂的 却剂的定压比热，kJ/(kg.K) 温度，℃。 由（3.1）式可见，堆热功率不变的情况下，提高冷却剂的 流量可以减少堆出入口温差。这有利于提高蒸汽发生器一、二 次侧的平均温度。给水在蒸发器里平均温度越高，二回路热效 率越高。所以提高一回路流量对提高热效率有利。
3、冷却剂过冷度要求：为保证流动的稳定性和有效
传热，冷却剂应具有20℃左右的过冷度。 由此可见,对于一定的工作压力，反应堆冷却剂的堆出 口温度变化余地很小。如大亚湾核电厂一回路压力 15.5MPa，其堆出口冷却剂平均温度为329.8℃。
1、燃料包壳温度限制：燃料包壳材料要受到抗高温
腐蚀性能的限制，对于轻水堆， 包壳材料Zr-4的允许表面 工作温度应不高于350℃。
3.1.3 系统的参数选择
一回路的工作压力、冷却剂的反应堆进出口温度、流 量和流速等参数的选择，直接影响了核电厂的安全性和经 济性，合理选择一回路的工作参数是核电厂设计的重要内 容。这里简要分析一下这些主要参数对核电厂安全性和经 济性的影响及其取值范围。
一、压水堆核电厂的功率 二、一回路压力 三、反应堆冷却剂的出口温度 四、反应堆冷却剂入口温度 五、冷却剂流量
qm = ( 2 β Pt g Δ L ρ 02 ( 3 − n ) ) RC p
1
【2 】压力调节系统
为了保证反应堆冷却剂系统具有好的冷却能 力，应当将堆芯置于具有足够欠热度的冷却剂淹 没之中。核电厂在负荷瞬变过程中，由于量测系 统的热惯性和控制系统的滞后等原因，会造成一、 二回路之间的功率失配，从而引起负荷瞬变过程 中一回路冷却剂温度的升高或降低，造成一回路 冷却剂体积膨胀或收缩。水经波动管涌入或流出 稳压器，引起一回路压力升高或降低。当压力升 高至超过设定值时，压力控制系统调节喷淋阀， 由冷管段引来的过冷水向稳压器汽空间喷淋降 压；若压力低于设定值，压力控制系统启动加热 器，使部分水蒸发，升高蒸汽压力。
21500*
二、一回路压力
根据热力学原理，为了提高二回路热效率，应当尽可能提高工质的吸热平均 温度。 由水的热物理性质可知，要想提高反应堆冷却剂的出口温度而不发生冷却剂 容积沸腾，必须提高一回路压力。所以，从提高核电厂的热效率来说，提高 一回路系统冷却剂的工作压力是有利的。但是这方面的潜力非常有限。 例如，水的压力为20MPa时，其饱和温度也仅有365.7℃，而现代压水 堆一回路常用压力为15.5MPa左右，其对应的饱和温度为344.7℃。二者相 比，压力提高了4.5MPa，饱和温度却仅提高21℃。显然如此提高压力，在提 高电厂效率上的收益不大，反而对各主要设备的承压要求、材料和加工制造 等技术难度都大大增加了，最终影响到电厂的经济性。 综合考虑，一般压水堆核电厂一回路系统的工作压力约为15MPa左右。 设计压力取1.10～1.25倍工作压力；冷态水压试验取1.25倍设计压力 (法) ， ASME取1.25倍设计压力。
3
【3 】超压保护系统
当一回路系统的压力超过限值时，装在稳压器顶 部卸压管线上的安全阀开启，向卸压箱排放蒸汽， 使稳压器压力下降，以维持整个一回路系统的完整 性。卸压系统主要由装在稳压器汽空间连管上的卸 压阀或安全阀及其管道和卸压箱组成。 西屋公司设计的稳压器，上面装备有卸压阀和 安全阀，卸压阀的开启整定值比安全阀的开启整定 值低。若卸压阀开启后使超压瞬变过程得以缓解， 安全阀可免于开启。 法国法马通公司设计的稳压器，只装备三只同 一类型不同开启整定值的安全阀。
3.1.2 系统的描述
反应堆冷却剂系统的流程图如图3.1所示.按 照功能,反应堆冷却剂系统可分为冷却系统、 压力调节系统和超压保护系统。
【1、冷却系统】 、冷却系统】
冷却系统由反应堆冷却剂泵、反应堆和蒸汽发生器及相应的管 道组成。 正常功率运行时，反应堆冷却剂泵使冷却剂强迫循环通过堆 芯。流经堆芯的冷却剂载热遵循下述关系：
综合上述分析，压水堆核电厂一回路参数范围是：
（1）工作压力15.5MPa左右； （2）冷却剂在反应堆进口温度取280℃~300℃，反应 堆的出口温度取310℃~330℃，进出口的温升为 30℃~40℃。核电厂变工况时，反应堆冷却剂平均温度变 化允许的最大温差为17℃~25℃。反应堆的设计温度为 350℃。 （3）一回路系统中冷却剂的流量较大，当单环路对应 的电功率为300MW时，冷却剂总质量流量可达到 15000t/h~21000t/h（即每10MW热功率160t/h~250 t/h）。 主管道内冷却剂流速可达15 m/s，一回路系统的总阻力约 为0.6MPa~0.8MPa。
21000 18000 23300 23790
4
Claysius-Clapeyron关系式：
(
T (v − v f ) dT ) sat = sat g dp h fg
水的饱和温度与饱和压力的关系近似关系式：
Ts = 178.7 Ps 0.25 − 0.6 Ps
据C-C方程，p↑,(vg-vf) ↓hfg↑→(dt/dp) ↓，压力越 高，加压带来的饱和温度升高效果越差。
2、传热温差的要求：为了保证燃料元件表面与冷却
剂之间传热的要求，燃料表面与冷却剂间应有足够的膜温 压。若包壳温度限制在350℃，冷却剂温度至少要比此温 度低10℃～15℃，以保证正常的热交换。
5
五、冷却剂流量
冷却剂流量对电厂经济性与安全性的影响前面已有分析。
对于大亚湾核电厂： 稳态运行下参数： 压力：15.5MPa; 根据负荷，冷却剂平均温度在291.4 ℃~310℃; 稳压器水位20％ ~64％。 3台泵运行； 稳压器靠加热、喷淋调节压力；
反应堆冷却剂系统又称为一回路系统，其主要功能是：
1、在核电厂正常功率运行时将堆内产生的热量载出，并通过蒸 汽发生器传给二回路工质，产生蒸汽，驱动汽轮发电机组发 电。 2、在停堆后的第一阶段，经蒸汽发生器带走堆内的衰变热。 3、系统的压力边界构成防止裂变产物释放到环境中的一道屏障。 4、反应堆冷却剂作为进行反应性控制的硼的载体，并起慢化剂 和反射层作用。 5、系统的稳压器用来控制一回路的压力，防止堆内冷却剂发生 偏离泡核沸腾，同时对一回路系统实行超压保护。
3.1.2 系统的描述
• 组成：反应堆压力容器、蒸汽发生器、反 应堆冷却剂泵、稳压器、管道、温度测量 支路。 • 设置
– 反应堆压力容器进出口间并联的若干支路 （loop）。（？）
• 系统各部分 • 系统图画法
1
环路 (loop)
组成一回路的若干并联的支路。 从压力容器堆出口管嘴到蒸汽发生器，叫热管段； 从蒸汽发生器出口到反应堆冷却剂泵，叫过渡段； 从反应堆冷却剂泵出口到反应堆压力容器入口管 嘴，叫冷管段； 不论几个环路，仅有一台稳压器。它底封头经波动 管连接到一回路热管段。
【1】冷却系统
利用一维流动守恒方程，对动量和能量守恒方 程沿环路积分，可以推得： …………………（3.3） 式中，Pt 为堆的热功率，kW； Cp 为冷却剂在堆芯温 度范围内的定压比热，kJ/（kg·K）； β为冷却剂的膨
胀系数； R为计算阻力系数时的比例常数；ρ0 为参考温 度下冷却剂的密度，kg/m3；g为重力加速度， m/s2 ； ΔL 为蒸汽发生器与堆芯中心的高度差，m； n的数值取决于流型，对于充分湍流，n=0.2；层流时， n=1。式(3.3)表明，在压水堆工况下，一回路的自然循环 流量 qm 近似与堆功率的1/3次方成正比，与堆芯与蒸汽 发生器之高度差ΔL 的1/3次方成正比。建立起自然循 环的前提是蒸汽发生器有排热能力，ΔL 越大，单相自然 循环能力越强。
蒸汽发生器1、2次侧的变化
流量的增加使冷却剂通过一回路的流动阻力增加。 由于泵的功率与流量和扬程的乘积成正比，因此增加 流量会引起主泵消耗功率的明显提高，这反过来使核 电厂的厂用电增加，从而影响核电厂的经济性,而且通 过堆芯冷却剂流速太高，还会引起燃料组件的振动和 对元件的冲蚀问题。 因此，在确定流经堆芯的冷却剂流速时要权衡各 种因素。 大亚湾核电厂堆内冷却剂平均流速为4.6m/s。 秦山一期核电厂堆芯冷却剂平均流速为3.65m/s。 田湾核电厂堆芯冷却剂平均流速为5.6m/s。 台山核电厂(EPR)堆芯冷却剂平均流速为5.38m/s。
2
燃料元件表面的放Biblioteka 过程遵循下述关系：Pu = Ah(tc − t f )
…………………（3.1a） 3.1a）
THE END
式中A为燃料元件总表面积，m2 ； tc、 tf分别为燃料元件表面温 式中A 为燃料元件总表面积，m 度和冷却剂温度，℃；h为冷却剂与燃料元件表面间的放热系 数，W/（m2.℃）；Pu为堆内燃料棒的总热功率，W。 数，W/（ ）；P 为堆内燃料棒的总热功率，W 由于冷却剂与燃料元件表面间的放热系数h与冷却剂流速的0.8 由于 次方成正比。从式（3.1a）看出，增加一回路流量可以提高h， 从而在热功率一定时可以降低包壳温度tc。 t 因而，提高冷却剂流速有利于降低燃料元件表面与冷却剂之间 的温差，从而降低燃料元件表面和元件中心温度。提高冷却剂 流速对提高临界热流密度也是有利的。所以，增加流量对载热 和传热都是有利的。
第三章
反应堆冷却剂系统与设备
3.1 3.2 3.3 3.4 3.5 反应堆冷却剂系统 压水堆本体结构 反应堆冷却剂泵 蒸汽发生器 稳压器
3.1 反应堆冷却剂系统
3.1.1 系统的功能; 3.1.2 系统的描述; 3.1.3 系统的参数选择; 3.1.4 系统的特性; 3.1.5 系统的布置
3.1.1 系统的功能
一、压水堆核电厂的功率
核电厂的一回路系统由若干并联的环路组成。一个环路所 输送的热功率与压水堆核电厂规模和设备设计制造能力有关。 按照核电厂安全准则，单堆核电厂的环路数不小于2，但过 多的环路数将增加设备投资，因此，目前核电厂一回路一般采 用2～4条环路并联形式。每一条环路所对应的电功率最初为 150MW。随着核电设备设计制造能力提高，近期的压水堆核 电厂，一个环路的电功率已达到300MW～600MW；而且，以 每个环路300MW为标准形式，设计建造电功率为600MW， 900MW，1200MW的大型核电厂。进一步加大蒸汽发生器和 反应堆冷却剂泵的容量后，单个环路产生的电功率可达到 500MW～600MW。 在相同堆功率情况下，单个环路功率提高后，就可以减少 环路数目，减少相应的设备和部件，降低设备投资和维修费用。 这样，降低了核电厂每千瓦的造价和每度电价格，经济上有利。