核電廠系統(tǒng)及設備課程設計

1、核電廠設備與系統(tǒng)課程設計第一章 概論1.1 國際國內(nèi)核電概況能源是社會和經(jīng)濟發(fā)展的基礎，是人類生活和生產(chǎn)的要素。隨著社會的發(fā)展，能源的需求也在不斷擴大。從能源供應結構方面看，目前世界上消耗的能源主要來自煤、石油、天然氣。此類能源為不可再生能源，且在作為能源利用的過程中，對生態(tài)環(huán)境造成污染。對于煤、石油、天然氣來說，它們還是很好的化工原料，應用于化工生產(chǎn)過程中，能夠創(chuàng)造出更大的效益。核能不僅單位能量大，而且資源豐富。地球上蘊藏的鈾礦和釷礦資源相當于有機燃料的幾十倍。如果進一步實現(xiàn)受控核聚變，并從海水中提取氚加以利用，就會根本上解決能源供應的矛盾。我國秦山三期為重水堆，秦山一期、二期，大亞灣，嶺澳

2、，田灣均為壓水堆。其他國家在運行的核電機組主要有輕水堆(PWR、BWR)、改進型氣冷堆(AGR)、高溫氣冷堆(HTGR)、CANDU重水堆 和金屬冷卻快種子增殖堆（LMFBR) 。我國在建核電廠有三門核電站、陽江核電站、臺山核電站、福建省寧德核電站、福建省福清核電站、山東省華能石島灣核電廠、華遼寧省紅沿河核電廠、湖南省桃花江核電站、廣西省防城港核電站等。1.1.1 人類能源結構三次重大的演變：18世紀60年代：煤炭逐步替代了木柴；20世紀20年代：煤炭轉向石油和天然氣；20世紀70年代：石油、天然氣，煤，核能和再生能源等多種能源結構；21世紀主要能源：核能1.1.2 世界核電的發(fā)展大體可分為四

3、個階段。19541960年：試驗階段；19611969年：實用化階段；1969年至二十世紀70年代末：大發(fā)展階段；二十世紀80年代至二十世紀末：低潮階段；二十一世紀開始：復蘇階段1.1.3 2009年底世界核電統(tǒng)計全球運行中的核電機組： 436座凈輸出容量： 369321MW正在興建的機組： 56座凈輸出容量： 51727MW主要堆型：輕水堆（PWR、BWR）、改進型氣冷堆（AGR）、高溫氣冷堆（HTGR）、CANDU重水堆和液態(tài)金屬冷卻快中子增值堆（LMFBR）1.2.4 2009年底中國核電統(tǒng)計中國（大陸）運行中的核電機組： 11座凈輸出容量： 8438MW正在興建的機組： 20座凈輸出容

4、量： 19920MW中國（臺灣）運行中的核電機組： 6座凈輸出容量： 4949MW正在興建的機組： 2座凈輸出容量： 2600MW主要堆型：輕水堆（PWR）、重水堆1.2我國的能源形勢，能源政策我國一次能源分布極不均勻，70%的煤炭資源分布在西北地區(qū)，水電資源主要分布在西南、西北地區(qū)，而經(jīng)濟發(fā)達的東南沿海地區(qū)，煤炭資源僅占全國的1%，水電資源不足6%。全國鐵路貨運能力的45%和水運總量的三分之一用于煤炭運輸。到2009年底，全國電力裝機容量累計達874GW，其中：火電652GW，占裝機總容量的74.60%；水電197GW，占22.51；風電20GW，占2.29,核電9.08GW，占1.04。而

5、2008年，核電在世界電力生產(chǎn)的比例為15%。我國火電以燃煤為主，大量的煤炭燃燒帶來了嚴重的環(huán)境污染問題。盡管采取了脫硫等環(huán)保措施，然而二氧化硫和氮氧化物的排放總量還是巨大的。加之國內(nèi)可開發(fā)的水電資源有限，可再生能源等新能源成本高、難以形成規(guī)模，環(huán)境狀況非常嚴峻。在此形勢下，發(fā)展核電對于調(diào)節(jié)能源結構，減少環(huán)境污染，實現(xiàn)經(jīng)濟和生態(tài)環(huán)境協(xié)調(diào)發(fā)展具有十分重要的戰(zhàn)略意義。核工業(yè)是一個戰(zhàn)略性產(chǎn)業(yè)，是技術密集型高科技產(chǎn)業(yè)，是一個國家綜合實力的象征。發(fā)展核電還可以帶動我國機電、建筑行業(yè)的技術進步和管理升級，拉動國民經(jīng)濟發(fā)展。在能源緊缺地區(qū)建造核電站，既可替代部分常規(guī)能源，也有利于調(diào)整地區(qū)能源結構，緩解能源工

6、業(yè)對環(huán)境的影響和對交通運輸?shù)膲毫?。我國發(fā)展核電的基本政策是：堅持集中領導、統(tǒng)一規(guī)劃，并與全國能源和電力發(fā)展相銜接；在核電的布局上優(yōu)先考慮一次能源缺乏、經(jīng)濟實力較強的東南沿海地區(qū)；在發(fā)展核電的過程中，充分利用我國豐富的核能資源，包括天然鈾及加工能力、核燃料設計制造能力和核電廠設計、制造、建設和運行經(jīng)驗；堅持“質量第一，安全第一”；堅持“以我為主，中外合作”，把多渠道籌措資金發(fā)展核電和引進技術、推動國產(chǎn)化相結合，逐步實現(xiàn)自主設計、自主制造、自主建設和自主營運。1.3擬選堆型，主要參數(shù) 擬選堆型：AP1000壓水堆AP1000壓水堆主要參數(shù)AP1000發(fā)電機的上網(wǎng)電1090MKWNNNS熱功率340

7、0MKW反應堆的換料周期18個月100%功率甩負荷到廠用電不停堆、停機設計壽期60年RCS設計壓力17.1MPaRCS設計溫度343（360）正常運行壓力：15.4 M pa熱段溫度321 冷段溫度281 在考慮熱蒸汽發(fā)生器傳熱管堵管10%的狀態(tài)下，RCS的熱段溫度可達325（321 ）AP1000屬于第三核電廠，但用于發(fā)電的主設備都有成熟的經(jīng)驗：如反應堆壓力容器，核燃料組件，堆內(nèi)構件，蒸汽發(fā)生器，主泵，汽輪發(fā)電機組等。第二章 核電廠選址2.1選址基本要求： 核電廠選址，涉及區(qū)域經(jīng)濟規(guī)劃等因素，與氣象、地質、地震、水文等自然條件有關，受政府（環(huán)保部門）和周圍民眾的普遍重視。核電廠選址因素很多與

8、火電廠選址要求相同，包括接近電力負荷中心、有充足的冷卻水源、交通運輸方便、有良好的自然條件（地形、地質、地震等）、減少廢熱廢物排放對生物的影響，防止環(huán)境污染可能性等。另外，還應減少釋放放射性對環(huán)境的影響，以確保在一般事故和嚴重事故條件下不受危害。歸結起來，核電廠選址應考慮：核電廠本身的特性、廠址自然條件和技術要求、輻射安全要求三方面。1）核電廠的放射性特性 核反應堆是一個強大的放射源。核電廠的熱功率決定了反應堆內(nèi)放射性的總儲量，在相同的遠行條件下，堆內(nèi)放射性的總量與功率成正比，因而在發(fā)生事故時可能釋放的放射性也與功率有關。2）廠址的自然條件和技術要求 廠址的自然條件必須滿足核電廠選址的技術要求

9、，應盡可能地避免或減少自然災害(如地震、洪水及災難性氣象條件)造成的后果，并應有利于排出的放射性物質在環(huán)境中稀釋。 3）輻射安全要求 從輻射安全的角度看，電廠正常運行時排放的放射性廢物對環(huán)境的影響很小，對選址有影響的主要還是核電廠事故時可能對居民造成的危害，所以，通常一個國家的核電廠選2.2所選地址的條件特點說明根據(jù)我國核電廠廠址選擇安全規(guī)定，以及國內(nèi)外核電廠選址有關法規(guī)要求，在核電廠選址中需要評價三個方面的基本內(nèi)容。其一是廠址外部環(huán)境對核電廠安全可能產(chǎn)生的影響，包括外部自然和人為事件；其二是核電廠對廠址周圍區(qū)域環(huán)境可能產(chǎn)生的影響，其中包括自然環(huán)境和社會環(huán)境；第三點是實施應急計劃的可行性，即在

10、假定核電廠發(fā)生需要采取應急的事故工況下，廠址周圍區(qū)域特征對實施應急計劃的影響。對于一個特定廠址，如果在上述三個方面不存在影響廠址可接受性的因素或者能夠通過采取工程措施解決可能存在的不利因素，那么該廠址就具備建設核電廠的廠址條件。 設計選則的地址在浙江省東部沿海的臺州市三門縣，坐落在三門縣健跳鎮(zhèn)貓頭山半島上，西北距杭州市171km、北鄰寧波市83km、南靠臺州市51km、離溫州市150km。2.3主要廠房設施 核電廠主要廠房指反應氓廠房(即安全殼)、燃料廠房、核輔助廠房、汽輪機廠房和控制廠房。、 反應堆廠房是一個有鋼材的圓柱形須應力混凝土結構，頂部呈半球形或橢圓形，它的內(nèi)徑約40 m，壁厚約l

11、m，高約60 m一70 m，它包容一回路系統(tǒng)帶放射性物質的所有設備，以防止放射性物質向外擴散。即使在核電廠發(fā)生嚴重事故時，也仍然將放射性物質封閉在安全殼內(nèi)，不致影響到周圍環(huán)境。整個結構按抗震I類要求設計。為了便于安全殼內(nèi)大型設備的安裝和接修，安全殼捌面沒有直徑約10 m的一個設備閘門和一個連接核輔助廠房酌人員閘門。大廳頂部設有起吊能力為250t一300t的環(huán)形吊車。安全殼內(nèi)部結構主要是由鋼筋混凝土建造的。圓筒形的反應堆一次屏蔽墻，既在反應堆壓力容器周圍形成生物屏蔽，又為反應堆壓力容器提供支承。該一次屏蔽墻與安全殼大致是同心的。為了支撐和隔離一回路系統(tǒng)設備，安全殼內(nèi)設有一回路隔墻，這些隔墻還為反

12、應堆冷卻劑系統(tǒng)提供屏蔽。燃料廠房設有乏燃料儲存水池，用來盛放乏燃料。儲水池上方，有一臺l00-150t的橋式吊車，以吊運乏燃料運輸容器和乏燃料他冷卻系統(tǒng)酌設備。這個廠房通過燃料輸送水道與反應堆廠房相連。在乏燃料儲水池內(nèi)，通常須有7m-9m深的水層作為屏蔽層，乏燃料儲存池需按抗震I類要求設計。核輔助廠房是一個具有多種用途的鋼筋混凝土結構。廠房內(nèi)設有化學和容積控制系統(tǒng)、安全注入系統(tǒng)、設備冷卻水系統(tǒng)等輔助系統(tǒng)及廠房必需的空氣處理和冷卻設備。廠房內(nèi)的設備須裝有隔詞，給操縱人員提供生物屏蔽。在沒備的布置上，必須注意把安全系統(tǒng)的設備、管道和電纜仆開。這樣，確保存設備、結構、管道和電纜的單故障情況下不致使整

13、個系統(tǒng)失占女全功能。依照這種分離的設計，對于裝有事故況下工作的電動機房間，需要增加設備隔離問或保護墻及冷卻設備。核電f核輔助廠房一般集中設置在反應推廠房的周圍，這有利于縮短系統(tǒng)管路從而節(jié)省核電廠的基建投資。 汽輪發(fā)電機廠房的布置與火電廠汽輪機廠房相似，它一般布置在盟靠安全殼的一側。廠房內(nèi)設有汽輪發(fā)電機組、凝汽器、凝結水泵、給水泵、給水加熱器；除氧器、汽水分離再熱器及與二回路系統(tǒng)有關的輔助系統(tǒng)。控制廠房布置在留個核電廠的中心，它包括中央控制室、廠用配電和各種自動控制設備。中央控制室內(nèi)裝有控制臺和控制盤，繼電器室內(nèi)裝有各種繼電器和控制器。這個廠房控制著整個核電廣，因此它是一個至關重要的區(qū)域，必須按

14、抗震I類的要求進行設計?？刂剖液屠^電器室共用一個空調(diào)系統(tǒng)來冷卻電氣設備。在繼電器室下面，還有一個“電纜室”，它是從電廠各處到控制室引來的所有電線酌匯集點，所有電續(xù)都分別引到控制室和繼電器內(nèi)的各個端子排上。 核電廠除了上述主要廠房外，壓有循環(huán)水泵房、輸配電廠房及放射性廢物處理廠房。放射性廢物處理廠房是核電廠特有的廠房。為了保證在正常和事故工況下排出的放射性物質不致污染周圍環(huán)境，核電廠內(nèi)所有通過反應堆及一回路系統(tǒng)排出的氣體、液體和固體廢物都要經(jīng)過處理，達到允許標推后才可通過高煙囪、下水道排放或回收使用。因而，核電廠的廠房設施耍比常規(guī)電廠嚴格得多、復雜得多。2.4初定總平面布置圖 核電廠的廠址選定后

15、，在總平面布置設計時應考慮以下原則； (1)合理區(qū)分放射性與非放射性的建筑物，使凈區(qū)和臟區(qū)嚴格分開，臟區(qū)盡可能置于主導風向的下風例，以減少放射性污染。 (2)滿足核電廠生產(chǎn)工藝流程要求，便于設備運輸，減少廠區(qū)管線的迂回和縱橫交叉。 (3)反應堆廠房、核輔助廠房和燃料廠房，都應設在同一基巖的基墊層上，防止因廠房承載或地震所產(chǎn)生的沉降差異而造成管線斷裂。 (4)核電廠廠房布置以反應堆廠房為中心，核輔助廠房、燃料廠房、主控制樓和應急柴油發(fā)電機廠房均環(huán)繞在反應推廠房周圍。對于雙單元核電廠也可采用對稱布置，并共用部分核輔助廠房。 按照上述原則，一班核電廠的廠房可以分成下列幾個部分； (1)核心區(qū)：主要由

16、核島和常規(guī)島組成，包括反應堆廠房、核輔助廠房、燃料廠房、主控制室、應急柴油發(fā)電機廠房、汽輪發(fā)電機廠房等。 (2)三廢區(qū)：主要由廢液儲存、處理廠房、固化廠房、弱放廢物庫、固體廢物儲存庫、特種洗衣房和特種汽車庫等組成。 (3)供排水區(qū)：主要由循環(huán)水泵房、輸水隧洞、排水渠道、淡水凈比處理車間、消防站、高壓消防泵房、排水泵房等組成。 (4)動力供應區(qū)：主要出冷凍扒站、壓縮空氣反液氮儲存氣化站、輔助鍋爐房等組成。 (5)檢修及倉庫區(qū)：包括檢修車問、材料倉庫、設備綜合倉庫及危險品倉庫等。 (6)廠前區(qū)：包括電廠行政辦公大樓及汽車、消防、保安及生活服務設施。 核電廠的總體布置主要取決于核心區(qū)、供排水區(qū)、三廢

17、區(qū)的布置，而關鍵又在于核心區(qū)的布置。核心區(qū)的布置首先取決于核島各廠房的組合，以及它們與汽輪機廠機房的相對位置關系。圖24核電廠廠區(qū)T型布置1-反應堆廠房；2-核輔助廠房；3-燃料廠房；4-電氣廠房；5-汽輪機廠房；6-調(diào)度控制樓；7-主調(diào)度大樓；8-變電站；9-循環(huán)水泵房；10-行政辦公大樓；11-餐廳；12-核電廠其他輔助廠房；13-海水進口；14-循環(huán)水虹吸井；15-循環(huán)水排水渠 在核電廠總平而布置中，循環(huán)水供排水系統(tǒng)占有重要地位。以大亞灣按電廠為例，其循環(huán)水系統(tǒng)的標高布置，是確定廠區(qū)標高的兩個重要因素之一。這兩個因累是：(1) 廠區(qū)地坪的標高應位于千年一遇的最高潮位以上；(2)將凝汽器布

18、置在適當標高位置上，使得循環(huán)水回路中有適當?shù)暮缥购穗姀S基建投資和循環(huán)水用電消耗都比較合理，也就是綜合考慮基建投資和運行費用后選定最優(yōu)的標高。 綜合上述兩個因素之后，大亞灣核電廠的廠區(qū)標高為+650 m PRD(氏珠江基平面)，汽輪機廠房底層標高為+670 m PRD，凝汽器底座布置在+670 m PRD的平面土，面凝汽器水室員高點標高則為13.55m。在正常潮位下循環(huán)水回路中考慮了管渠的笆力后，虹吸高度約為7m。 從圖24可以看到，循環(huán)水經(jīng)進口水道進入循環(huán)水泵房，經(jīng)升壓后沿地下混凝土循環(huán)水訪送管道進入汽輪機廠房酌凝汽器，離開凝汽器的循環(huán)水再經(jīng)泥凝土地下水道通過虹吸井后排人明渠人海。可見

19、，循環(huán)水系統(tǒng)貫穿了整個廠區(qū)。 第三章 堆型確定31核反應堆作用核反應堆進行核裂變，將核能轉化成熱能，水作為冷卻劑流經(jīng)堆芯將堆內(nèi)釋放的熱量通過反應堆冷卻劑管道傳到蒸汽發(fā)生器，在那里傳遞給二次側的給水（二回路工質），使其成為飽和蒸汽。冷卻劑在蒸汽發(fā)生器中被冷卻后由主冷卻劑泵打回反應堆重新加熱，形成一個封閉的吸熱和放熱的循環(huán)流動過程，這個循環(huán)回路稱為一回路，也是核蒸汽供應系統(tǒng)的主要部分，其功能是冷卻堆芯并帶走熱量。由于一回路的主要設備是反應堆，所以通常將一回路及其輔助系統(tǒng)和廠房統(tǒng)稱為核島（NI）。32確定所選堆型的理由、條件本課程設計所選堆型為AP1000壓水堆。壓水堆核電站最顯著的優(yōu)點有兩點：一、

20、結構緊湊，堆芯的功率密度大。我們知道，中子與氫原子核質量相當，每次碰撞時，中子損失的能量最多。輕水分子是由兩個氫原子和一個氧原子組成。和氣體相比，水的密度很大，含氫量很高。在各種慢化劑中，水的慢化能力最強。水不僅是良好的慢化劑，也是良好的冷卻劑。它比熱大，導熱系數(shù)高，在堆內(nèi)不易活化，不容易腐蝕不銹鋼、鋯等結構材料。由于水的慢化能力及載熱能力都好，所以用水作慢化劑和冷卻劑。這也是壓水堆的主要優(yōu)點。 二、經(jīng)濟上基建費用低、建設周期短。由于壓水堆核電站結構緊湊，堆芯功率密度大，即體積相同時壓水堆功率最高，或者在相同功率下壓水堆比其它堆型的體積小，加上輕水的價格便宜，導致壓水堆在經(jīng)濟上基建費用低和建設

21、周期短。3.3堆型的主要結構、接口、特點、特性、相應的參數(shù)以壓水堆為熱源的核電站。它主要由核島和常規(guī)島組成。壓水堆核電站核島中的四大部件是蒸汽發(fā)生器、穩(wěn)壓器、主泵和堆芯。在核島中的系統(tǒng)設備主要有壓水堆本體，一回路系統(tǒng)，以及為支持一回路系統(tǒng)正常運行和保證反應堆安全而設置的輔助系統(tǒng)。常規(guī)島主要包括汽輪機組及二回等系統(tǒng)，其形式與常規(guī)火電廠類似。核電站除了關鍵設備核反應堆外，還有許多與之配合的重要設備。以壓水堆核電站為例，它們是主泵，穩(wěn)壓器，蒸汽發(fā)生器，安全殼，汽輪發(fā)電機和危急冷卻系統(tǒng)等。它們在核電站中有各自的特殊功能。主泵如果把反應堆中的冷卻劑比做人體血液的話，那主泵則是心臟。它的功用是把冷卻劑送進

22、堆內(nèi)，然后流過蒸汽發(fā)生器，以保證裂變反應產(chǎn)生的熱量及時傳遞出來。 對反應堆冷卻劑系統(tǒng)的要求：反應堆冷卻劑系統(tǒng)的壓力大于23MPa時，主泵才能啟動，以保證1號密封靜環(huán)、動環(huán)的分離。這個壓力相應于大于19MPa的1號密封壓差及大于50 L/h的l號密封泄漏流量。 主泵的操作要點 1)主泵啟動前，需啟動頂軸油泵，油壓需高于42MPa；主泵啟動后50 s頂軸油泵才能停運。 2)由于低壓，僅靠l，號密封泄漏量不能保證泵徑向軸承潤滑時，要打開l號密封的旁路管線，只要1號密封泄漏量低于180 L/h，就要開著旁路管線。3)主泵停運，須先啟動頂軸油泵。反在堆冷卻劑系統(tǒng)主要設計參數(shù)設計壓力 17.1MPa（17

23、4.5Kg/cm2）設計溫度343（穩(wěn)壓器的設計溫度：360）運行壓力 15.4 M Pa熱段處冷卻劑的溫度321.1 C冷段處冷卻劑的溫度 280.7 C熱段處冷卻劑的流量40348 m3/hr（23m/s）一最大冷段處冷卻劑的流量 17886 m3/hr（20.25 m/s）熱段處冷卻劑的壓力 15.50 M Pa冷段處冷卻劑的壓力 15.93 M Pa穩(wěn)壓器又稱壓力平衡器，是用來控制反應堆系統(tǒng)壓力變化的設備。在正常運行時，起保持壓力的作用；在發(fā)生事故時，提供超壓保護。穩(wěn)壓器里設有加熱器和噴淋系統(tǒng)，當反應堆里壓力過高時，噴灑冷水降壓；當堆內(nèi)壓力太低時，加熱器自動通電加熱使水蒸發(fā)以增加壓力。

24、 現(xiàn)代壓水堆核電廠普通采用電加熱式穩(wěn)壓器。這種穩(wěn)壓器是一個立式圓柱形高壓容器。其典型的幾何參數(shù)為高13m，直徑25顧，上下端為半球形封頭總容積約40m2，凈里約80t。立式安裝在下部裙座上。穩(wěn)壓器噴淋系統(tǒng)由兩條接到兩個環(huán)路的冷管段的噴淋管線組成。每個噴淋管線上有一個自動控制的氣動調(diào)節(jié)閥門，每個閥的最大噴淋流量為72mlh，噴淋降壓速率為13MPamin。閥門裝有一個保持小流量的下檔塊，使閥門不能完全關閉，形成230 Lh連續(xù)噴淋流量。加熱元件共60根，總加熱功率為1400 kw，分成6組。其中3、4組為比例組，每組功率為216kw，以可調(diào)方式運行，其余4組為固定組，以通斷方式遠行，其中l(wèi)、2組

25、每組功率為216kW；5、6組每組功率為288kW。加熱器的最小設計壽命為有效工作2萬小時，每個加熱元件可以單獨更換。蒸汽發(fā)生器它的作用是把通過反應堆的冷卻劑的熱量傳給二次回路水，并使之變成蒸汽，再通入汽輪發(fā)電機的汽缸作功。 蒸汽發(fā)生器傳熱管面積占一回路承壓邊界而積的80左右，傳熱管壁一船為1-1.2mm，傳熱管是整個一回路壓力邊界中最薄弱的部分。運行經(jīng)驗也表明，傳熱管是蒸汽發(fā)生器內(nèi)的事故多發(fā)區(qū)域。蒸汽發(fā)生器傳熱管的可靠性主要取決于傳熱管的完好性。只要有一根蒸汽發(fā)生器傳熱管斷型，就可能造成放射性物質的泄漏及核電廠長期停閉。安全殼用來控制和限制放射性物質從反應堆擴散出去，以保護公眾免遭放射性物質

26、的傷害。萬一發(fā)生罕見的反應堆一回路水外逸的失水事故時，安全殼是防止裂變產(chǎn)物釋放到周圍的最后一道屏障。安全殼一般是內(nèi)襯鋼板的預應力混凝土厚壁容器。1封鋼襯的預應力混經(jīng)土安全殼 這是壓水推核電廠比較通用的大型干式安全殼。它是由6mm厚的碳鋼作襯里，壁.近1m的預應力溫凝土圓柱形構筑物，上部冠以半球或橢圓形彎頂，其中的預應力鋼索使安全殼混凝土墻在失水事故下仍然受輕微的壓縮，從而允許安全殼承受更高的內(nèi)壓。襯里與混凝土城貼緊，錨固在混凝土墻上，僅用作防漏膜。安全殼的尺寸取決于堆功率，百萬kw級的壓水堆核電廠安全殼的直徑約40 m，高約60 m，自由容積約50000 m3，安全殼尺寸是由滿足能量釋放所需的

27、凈自由容積決定的，最小內(nèi)部高度通常由設備裝卸的空間決定，而高度直徑也取決于經(jīng)濟性。因211所示的縱剖面團給出了安全殼內(nèi)的主要設備布置情況。我國泰山和大亞灣核電廠使用這種安全殼。 2冷式安全殼這種安全殼內(nèi)，四周有一個環(huán)形冷藏室，其中裝有含硼的冰塊。正常運行時，制冷設備使冰塊保持在凝固狀態(tài)。失水事故后一回路釋放的蒸汽首先經(jīng)過冰冷凝器，而后進人安全殼上部空間，冰冷凝器起到吸熱降壓的作用，這種設計安全完壓力低，容積小，但設備費和運行費高，沒有得到普及。3雙層安全殼雙層球形安全完設計，內(nèi)層為承壓的球形鋼殼，外層為半球形混凝土殼，兩層之間的環(huán)腔由通風系統(tǒng)維持負壓，這樣PN殼的任何微小泄漏在釋放到環(huán)境之前都

28、可得到凈化處理。 4負壓安全殼負壓安全殼是干式安全殼的一個變種，其獨具特色之處是：安全殼設計成在低于大氣壓力(即約0.069Mp對壓力)的條件下工作。在發(fā)生失水事故時，壓力達到大氣壓力之前就有約0.031力升高裕量，此外，安全殼內(nèi)在失水事故后校加熱空氣的量也減少了，總的效果是失水事故后安全殼內(nèi)峰值壓力可以降低一些，安全殼體積可以略小一些。蒸汽發(fā)生器設計參數(shù)每臺蒸汽發(fā)生器的蒸汽流量 3400T/h總的蒸汽流量 6795T/h給水溫度 227蒸汽發(fā)生器出口壓力 5.612MPa設計壓力 8.274 M Pa設計溫度 316每臺蒸汽發(fā)生器的排污流量（0.061%） 2.07T/h每臺蒸汽發(fā)生器最大排

29、污流量（0.61%） 20.7T/h110%設計壓力下，蒸汽發(fā)生器安全閥的排放能力 3740T/h0.689MPa壓力下每臺蒸汽發(fā)生器釋放閥排放能力 32 T/h8.274MPa壓力下每臺蒸汽發(fā)生器釋放閥排放能力 46.3 T/h汽輪機 核電站用的汽輪發(fā)電機在構造上與常規(guī)火電站用的大同小異，所不同的是由于蒸汽壓力和溫度都較低，所以同等功率機組的汽輪機體積比常規(guī)火電站的大。 汽輪機的類型很多，為了便于選用，常按勢力過程特性、工作原理、新蒸汽參數(shù)、蒸汽流動方向及用途等對其進行分類 1按勢力過程特候分類 (1)凝汽式汽輪機 (2)背壓式汽輪機 (3)調(diào)節(jié)抽汽式汽輪機 (4)中間再熱式汽輪機 2按工作

30、原理分類 (1)沖動式汽輪機 (2)反動式汽輪機 (3)混合式汽輪機 3按新蒸汽壓力分 (1)低壓汽輪機 新蒸汽壓力為12MPa一2MPn； (2)中壓汽輪機 新蒸汽壓力為21MPa-8MP， (3)高壓汽輪機 新蒸汽壓力為L1MPa-125MPa； (4)超高壓汽輪機 新蒸汽壓力為126MPa-151MPa； (5)亞臨界汽輪機 新蒸汽壓力為151MPa-22MPa； (6)超臨界汽輪機 新蒸汽壓力為2212MPa以上。應急堆芯冷卻系統(tǒng)為了應付核電站一回路主管道破裂的極端失水事故的發(fā)生，近代核電站都設有危急冷卻系統(tǒng)。它是由注射系統(tǒng)和安全殼噴淋系統(tǒng)組成。一旦接到極端失水事故的信號后，安全注射系

31、統(tǒng)向反應堆內(nèi)注射高壓含硼水，噴淋系統(tǒng)向安全殼噴水和化學藥劑。便可緩解事故后果，限制事故蔓延。 第四章 冷卻劑系統(tǒng)和設備4.1蒸汽發(fā)生器本電廠選擇臥式蒸汽發(fā)生器4.1.1蒸汽發(fā)生器的作用蒸汽發(fā)生器是壓水堆核電廠一回路、二回路的樞紐，它將反應堆產(chǎn)生的熱量傳遞給蒸汽發(fā)生器二次側，產(chǎn)生蒸汽推動汽輪機做功。蒸汽發(fā)生器又是分隔一次側、二次側介質的屏障，它對于核電廠的安全運行十分重要。4.1.2蒸汽發(fā)生器的選型蒸汽發(fā)生器可按工質流動方式、傳熱管形狀、安放形式及結構特點分類。按二回路工質在蒸汽發(fā)生器中的流動方式，可分為自然循環(huán)蒸汽發(fā)生器和直流（強迫循環(huán)）蒸汽發(fā)生器；按傳熱管形狀，可分為U形管、直管、螺旋管蒸汽

32、發(fā)生器；按設備的安放方式，可分為立式和臥式蒸汽發(fā)生器；按結構特點，還有帶預熱器和不帶預熱器的蒸汽發(fā)生器。盡管核電廠采用的蒸汽發(fā)生器形式繁多，但在壓水堆核電廠使用較廣泛的只有3種，分別是立式U形管自然循環(huán)蒸汽發(fā)生器、臥式自然循環(huán)蒸汽發(fā)生器和立式直流蒸汽發(fā)生器，其中尤以立式U形管自然循環(huán)蒸汽發(fā)生器應用最為廣泛4.1.3蒸汽發(fā)生器必要的計算4.1.31 蒸汽發(fā)生器的傳熱計算 1. 概述蒸汽發(fā)生器的傳熱計算可分為兩種：一種是傳熱計算，另一種是熱校核計算。傳熱設計計算是在結構形式和一、二回路參數(shù)己給定的情況下，求取傳熱面積的計算。傳熱校核計算則是在設備傳熱面積給定的情況下，由已知的一些參數(shù)求另一些參數(shù)的

33、計算。例如，按額定負荷確定了傳熱面積之后，對低負荷工況進行的校核計算，以及按設備運行參數(shù)確定污垢熱阻的校核計算。本節(jié)著重介紹立式U形管自然循環(huán)蒸汽發(fā)生器的傳熱設計計算。由載熱方程可得Pt =q m ,p(hi n-ho u t)式中，Pt為反應堆冷卻劑輸送的熱功率，kW；q m, p為一回路冷卻劑質量流量，kg/s；hi n和ho u t、分別為反應堆冷卻劑進、出蒸汽發(fā)生器的比焓，kJ/kg。若不計排污損失，根據(jù)熱平衡方程可求得蒸汽產(chǎn)量Q m ,s = s g P t/(hg-h f w)式中，hg、h f w分別為飽和汽、給水的比恰，kJ/kg；s g為蒸汽發(fā)生器熱效率，一般取為0.970.

34、99。將熱量由一次側傳遞至二次側所需的傳熱面積A為A=Pt/(Ktm)式中，K為傳熱系數(shù)；tm為傳熱溫差。根據(jù)圓筒壁傳熱原理可得 （4.1）式中1、2分別為一次側和二次側對流傳熱系數(shù)，W/(m2K)；d I、do、d ca、分別為傳熱管內(nèi)徑、外徑和計算直徑，m；R w為傳熱管壁熱阻，m2K/W；RF為污垢熱阻，m2K/W。傳熱系數(shù)應注明取定的計算直徑；通常取傳熱管外徑為計算直徑。管壁導熱熱阻由下式給出： （4.2）式中W為傳熱管材料的熱導率，W/(mK)。當工質按順流或逆流方式工作時，且兩側工質的流量、比熱及沿傳熱面的傳熱系數(shù)均保持不變的條件下，傳熱溫差可由傳熱方程和熱平衡方程導出： （4.3

35、）式中，tm ax、tm in分別為計算區(qū)段兩側最大及最小溫差。由上述分析可知，傳熱設計計算的內(nèi)容就是計算傳熱溫差，確定各項熱阻特別是對流傳熱熱阻，從而求得總傳熱系數(shù)，最后根據(jù)所傳遞的熱量求得傳熱面積?？紤]到所用公式和參數(shù)的誤差、設備檢修所允許的堵管量等因素，對由傳熱計算求得的傳熱面積應予適當增大，通常可增加8%10%。2. 一回路側放熱計算壓水堆核電廠廣泛采用的立式U形管自然循環(huán)蒸汽發(fā)生器都設計成反應堆冷卻劑在U形管內(nèi)流動，二次側汽水混合物在管外流動。這樣設計對受力和傳熱都有利。反應堆冷卻劑對U形管壁的對流傳熱，一般屬于湍流對流傳熱。對于冷卻Nu=00265Re0.8 Pr0.4 （4.4）

36、對于加熱Nu=0.0243Re0.8Pr0.4 （4.5） 對于Rel04的流體 Nu=0.023Re0.8Pr0.4 （4.6）式中，各準則數(shù)的物性參數(shù)取流體的算術平均溫度作為定性溫度。3. 管壁熱阻和污垢熱阻管壁熱阻指沿傳熱管壁厚方向的導熱熱阻，其大小與管子尺寸和管材有關。蒸汽發(fā)生器傳熱管一般采用小直徑的薄壁管。管徑和壁厚的選擇是一個需要綜合考慮的問題。小的管徑對提高一次側傳熱系數(shù)和受力是有利的，但增加了一次側流動阻力。在強度和制造工藝等允許的情況下，應盡量減小壁厚。早些時期蒸發(fā)器傳熱管材用Inconel-600，現(xiàn)改用強度和抗腐蝕性能更好的Inconel-690。Inconel-690的

37、熱導率比Inconel-600略低。污垢熱阻是管壁積垢而產(chǎn)生的熱阻，它與傳熱管材料和水質有關。在工程計算中，有以下3種考慮污垢熱阻影響的方法。(1) 減小傳熱系數(shù)，以考慮相應側污垢的影響。(2) 列出專項，采用經(jīng)驗數(shù)據(jù)。如式(4.1)中的RF項，西屋公司在參考安全分析報告中推薦的污垢熱阻值為8.77X10-6 m2/W。(3) 計算總傳熱系數(shù)時不考慮污垢熱阻，而在確定傳熱面積時，引入一個考慮污垢影響的安全系數(shù)。此系數(shù)常與堵管裕量、熱力計算誤差等因素綜合起來考慮，一般可取10%左右。4. 二次側的對流傳熱計算在自然循環(huán)式蒸汽發(fā)生器中，二次側工質主要處于管間流動沸騰的傳熱方式下。在選擇傳熱計算模型

38、時，有時按管內(nèi)流動沸騰處理，有時則進一步簡化，按大空間沸騰處理。1） 二次側預熱區(qū)欠熱沸騰傳熱在二次側預熱區(qū)對流傳熱中，要判斷是否發(fā)生欠熱沸騰。對于欠熱沸騰，可用以下公式計算傳熱系數(shù)。 (2) Ts = (4.7)式中Ts為壁面過熱度，；p為二次側壓力，M Pa；q為熱流密度，MW/m2。式(4.7)是在下述試驗條件下綜合出來的：管子內(nèi)徑d為3.63-5.74mm；管長L為（21-168)d、；系統(tǒng)壓力為0.7-17.2MPa；水溫為115-340；質量流速為（11-1.05X104kg/(m2s)；熱流密度q12.5Xl06W/m2。(2) Thom公式Ts = （4.8）式中p與q的單位與

39、式(3.31)同；試驗條件是壓力為5.1713.8MPa；熱流密度為2.8X1056.0X105W/m2。2) 二次側沸騰區(qū)傳熱自然循環(huán)蒸汽發(fā)生器二次側大部分區(qū)域屬管間流動沸騰傳熱。關于管間流動沸騰傳熱，還沒有專門建立起該種過程的埋論。工程上采用兩類方法計算傳熱系數(shù)：一類是采用大空間泡核沸騰傳熱關系式，另一類是采用管內(nèi)流動沸騰傳熱關系式。 (l)對于水和有機物質的大空間泡核沸騰，得到下列關系式： （4.9）式中，m為實驗系數(shù)，對于水m=1.0，對其他有機物質m=l.7；Cw1為取決于加熱表面液體組合的常數(shù)，對水-鎳不銹鋼可取Cw1=0.013；為液體蒸汽界面的表面張力，N/m；c p f為飽和

40、液體的比定壓熱容，J/(kgK)；h f g為汽化潛熱，J/kg；f為飽和液體的動力粘度，Pas； f、 g為飽和液體和飽和蒸汽密度，k/m3；q為熱流密度，W/m2；Pr為飽和液體的普朗特數(shù)。式（4.9)適用于單組分飽和液體在清潔壁面上的泡核沸騰，數(shù)據(jù)拋散度為20%。 (2)關于管內(nèi)流動沸騰與大空間沸騰的比較，研究表明，在欠熱沸騰及低含汽率沸騰區(qū)，管內(nèi)流動沸騰的核化過程和傳熱過程與大空間沸騰相類似。當含汽率增大時，蒸汽和液體的速度都大大增加，同時流型也發(fā)生了變化，使得其傳熱機理與大空間沸騰時有很大不同。在關于飽和強制對流沸騰的各種關系式中，J.C. Chen公式被認為是較適用的關系式，它被推

41、薦用于所有的單組分非金屬流體。Chen公式既包括了“飽和泡核沸騰區(qū)”，也包括了“強迫對流蒸發(fā)區(qū)”，而且可予以擴展而適用于欠熱沸騰區(qū)。Chen公式被應用于國外一些核電廠蒸汽發(fā)生器通用分析程序中，并覆蓋了泡核沸騰區(qū)及欠熱沸騰區(qū)。基于疊加原理，Chen假設飽和泡核沸騰區(qū)和兩相強制對流蒸發(fā)區(qū)內(nèi)存在兩種基本傳熱模式-泡核沸騰傳熱和強制對流傳熱，并用這兩種作用的疊加來考慮其影響：= m a c+ m I c因此，兩相傳熱系數(shù)由兩部分組成： m ac是微對流傳熱即泡核沸騰傳熱的作用； mi c是宏觀對流傳熱即單相對流傳熱的作用。根據(jù)受熱通道中液體單相流動時的方程： （4.10） 式中，C為汽水混合物質量流速

42、，kg/(m2s)；x為質量含汽率；De為流道當量直徑；其余均為液體的物性參數(shù)。式中F為修正因子，它只決定于參數(shù)X。F是因為汽相的存在，強化了湍流的程度，從而強化了傳熱。Chen公式用于欠熱沸騰區(qū)的計算結果與實驗數(shù)據(jù)相比，也取得了滿意的結果。Chen公式用于欠熱沸騰計算時， m ac用單相流動時的公式；計算 m I in時修正因子S仍用式（3.41）求出。4.1.32 蒸汽發(fā)生器的水力計算本節(jié)以立式自然循環(huán)蒸汽發(fā)生器為例介紹水力計算的內(nèi)容和方法。1. 水循環(huán)計算1) 基本方程對任意結構的流道，兩個給定截面之間的壓降均可用下式表示：p=p f+p el+pa+p loc式中，右邊各項依次為摩擦壓

43、降、提升壓降、沿程加速壓降和局部壓降。局部壓降包括由于流體流過如彎管、接管及各種閥門引起的形阻壓降和流通截面突變引起的加速壓降。在穩(wěn)定循環(huán)流動情況下，對于一個封閉回路，有-若以H d表示驅動壓頭，則水循環(huán)穩(wěn)定的基本條件是驅動壓頭等于總流動阻力，故有 H d=-若回路內(nèi)工質與外界無質量和能量交換，則有=0。水循環(huán)計算的內(nèi)容，就是確定特定回路的驅動壓頭和流動阻力。2） 驅動壓頭確定驅動壓頭即要計算各區(qū)段的提升壓降。在加熱流道特別是受熱兩相系統(tǒng)中，汽水混合物的密度是連續(xù)變化的。一般的計算方法是將計算區(qū)分成若干小段，在每一小段中認為密度是常數(shù)，進而求取各段的提升壓降。在近似計算中，只需計算各區(qū)段的平均

44、密度。在假定循環(huán)倍率初值后，可建立下降通道的熱平衡方程：H f w+(C-1)h f s=Ch dc式中，h f w ,h f s ,h dc分別為給水、飽和水及下降通道流體的比焓。然后由 h d c及壓力求出下降通道流體的密度 dc。在預熱區(qū)內(nèi)流體平均密度 sc近似取下述算術平均值： sc=( dc + f s ）/2沸騰區(qū)出口處汽水混合物的密度件 out為沸騰區(qū)內(nèi)混合物密度隨高度而改變。在近似計算中，可以假設密度與高度呈線性關系，由此，計算沸騰區(qū)的混合物平均密度 b。曾有文獻建議將 f s及 out的對數(shù)平均值作為混合物平均密度，公式為驅動壓頭H d可按下式計算，H d= d cg H(s

45、cgH1十bgH2十outgH3)3)流動壓降自然循環(huán)回路流動總壓降由三部分組成，即下降通道壓降、上升通道壓降及汽水分離器壓降。(1) 摩擦壓降下降通道內(nèi)為單相摩擦壓降。在上升通道，預熱區(qū)內(nèi)為單相摩擦壓降，在近似計算中，預熱段內(nèi)水的密度按式(3.46)計算；沸騰區(qū)內(nèi)為兩相流動，摩擦壓降要按兩相倍增因子修正。(2) 加速壓降下降通道內(nèi)單相水的密度變化很小，因而下降通道內(nèi)的加速壓降可忽略不計。上升通道進口水的密度為 d c，出口為汽水混合物，在循環(huán)倍率取初值后，可以確定出口處的含汽率x out=l/C以及空泡份額，進而按下式計算加速壓降： (4.11)其中，G為上升通道汽水混合物的總質量流速，kg

46、/(m2s)； f s ， g s分別為飽和水和飽和蒸汽密度，kg/m3；dc為上升通道進口流體密度，kg/m3。 (3) 局部壓降自然循環(huán)回路中的局部壓降包括套筒缺口處單相流橫向沖刷傳熱管并折流而上的壓降、流量分配擋板壓降（如果有的話）、支撐板的壓降以及汽水分離器的壓降等。其中流量分配擋板及分離器壓降通常用運動壓頭乘以局部阻力系數(shù)進行計算，即對于流量分配擋板，可取該處流體密度= dc汽水分離器中汽水混合物密度，按 out取值；局部阻力系數(shù)由相應的流量分配擋板及分離器的實驗給出。水循環(huán)穩(wěn)定的條件是驅動壓頭等于總流動壓降。驅動壓頭及各項壓降均為流量的函數(shù)，為此要先假設流量，或在蒸汽產(chǎn)量給定的條件

47、下假設循環(huán)倍率。一般來說，這樣求得的驅動壓頭和流動總壓降并不相同，為此必須重新假設，因而，這是一個反復試算的迭代過程，直到在一定精度下驅動壓頭等于流動總壓降，對應的循環(huán)倍率即為所求的值。除迭代法外，還可用圖解法，即同時假設一系列流量（或循環(huán)倍率）分別求出與每一流量(或循環(huán)倍率)對應的驅動壓頭及流動總壓降，繪成曲線 ，如圖3.45所示。由圖可見，流動總壓降隨流量增加而增加，驅動壓頭則隨流量增加而降低，交點的橫坐標是系統(tǒng)的循環(huán)倍率。循環(huán)倍率的圖解法4.1.4蒸汽發(fā)生器主要結構、接口、特點、特性、相應的參數(shù)蒸汽發(fā)生器傳熱管面積占一回路承壓邊界而積的80左右，傳熱管壁一船為1-1.2mm，傳熱管是整個

48、一回路壓力邊界中最薄弱的部分。運行經(jīng)驗也表明，傳熱管是蒸汽發(fā)生器內(nèi)的事故多發(fā)區(qū)域。蒸汽發(fā)生器傳熱管的可靠性主要取決于傳熱管的完好性。只要有一根蒸汽發(fā)生器傳熱管斷型，就可能造成放射性物質的泄漏及核電廠長期停閉。4.2冷卻劑泵 本電廠選擇軸封泵4.2.1冷卻劑泵的作用反應堆冷卻劑泵義叫做主泵，它的作用是為反應邀冷卻劑提供驅動壓頭，保證足夠的強迫循環(huán)流量通過堆芯，把反應埔產(chǎn)生豹熱量送至蒸汽發(fā)生器，產(chǎn)生推動汽輪機做功的蒸汽。 4.2.2冷卻劑泵的選型 反應堆冷卻劑泵是壓水堆核電廠的最關鍵設備之一，對它的基本要求是： (1)能夠長期在無人維護情況下安全可靠地工作， (2)冷卻劑的泄漏要盡可能少；(3)轉

49、動部件應有足夠大的轉動慣量，以便在全廠斷電情況下，利用泵的惰轉提供足夠流量，使堆芯得到適當?shù)睦鋮s； (4)過流部件表面材料要求耐高溫含硼酸水的腐蝕； (5)便于維修。 反應堆冷卻劑泵可分為兩大類：全密封泵和軸封泵。4.2.3冷卻劑泵主要結構、接口、特點、特性、相應的參數(shù) 冷卻劑泵主要結構(1)水力機械部分水力機械部分包括泵的入口利們L1接管、泵殼、法蘭、葉輪、9、斥段、泵軸、徑向軸承從熱屏組件。其基本功能是將泵軸的機械能傳遞給流體并變?yōu)榱黧w的靜壓能。 泵殼 泵的外殼包容并支撐著泵的水力部件，是反應堆冷卻劑系統(tǒng)壓力邊界的一部分。泵殼是一個外形呈準球狀的不銹鋼鑄件，其出入口接管焊接在一回路系統(tǒng)管道

50、上。冷卻劑從泵殼庇部沿葉輪軸線流入，向上經(jīng)導流管進入葉輪。通過葉輪后的冷卻劑經(jīng)擴散器后通過與葉輪成切線方向的出口接管徘出。 葉輪 葉輪由不銹鋼鑄成，有7個葉片，用熱裝和加鍵固定在泵軸的下端，并在鈾端用螺母鎖緊。葉輪是泵的核心部件?？咳~輪的旋轉使流體獲取能量。 吸入導流管和擴壓器 吸入導流管是一個不銹鋼圓筒，用螺栓固定在泵殼的內(nèi)側。它把吸人流體引進葉輪中心。吸入導管和葉輪吸入接管之間由。迷宮密封環(huán)阻擋從排出室向吸入室的流體泄漏。 擴壓器由不銹鋼鑄送而成，它有12個導葉，位于葉輪外側。擴壓器的作用是降低在擴壓葉片之間的延伸流道中的流體流量。把流體的速度頭轉換成靜壓頭。擴壓器末端與泵殼焊在一起。 泵

51、軸承 泵的徑向軸承為泵鈾提供徑向支撐和對中。它由斯太立合金堆焊的不銹鋼軸頸和石墨環(huán)構成的套筒組成，用水潤滑和冷卻。使通過軸承的水保持低溫是重要的，因為高溫會破壞石墨環(huán)并使軸承損壞。所用的軸承冷卻水是化容系統(tǒng)的軸封注入水的一部分。 熱屏障組件 在葉輪與泵徑向軸承之間裝有熱屏障。它的作用是阻止泵殼內(nèi)高溫的反應堆冷卻劑向泵上方的泵徑向軸承和密封組件傳熱，使泵徑向軸承免受高溫。熱屏障組件主要由兩部分組成廣是安裝在導葉內(nèi)側的隔熱套(又稱防護套筒)，二是安裝在葉輪與寶徑向軸承之間的由盤管組成的扁平狀熱交換器。隔熱套阻止反應堆冷卻劑向上方的泵徑向軸承傳熱，而熱交換器用來冷卻可能沿鈾向上的反應堆冷卻劑流，從而

52、保護徑向軸承和軸封組件。在軸封水斷流的情況下，它還能冷卻向上流動的冷卻劑，以確保軸承的冷卻和潤滑。熱屏障熱交換器盤管內(nèi)循環(huán)著設備冷卻水，供水溫度35。 (2)電機部分 驅動反應堆冷卻劑泵的電動機是立式、鼠籠、單速三相感應式，采用防滴結構，由空氣冷卻，而空氣由兩臺熱交換器用設備冷卻水冷卻。下面對它的幾個部件作進一步說明。 軸承支撐電動機的有兩個徑向軸承和一個止推軸承。伙于電功機轉于下端的徑向軸承采用碳鋼上掛巴式合金的設計它溴在下油池中在油他中裝有一個有設備冷卻水通過的油冷卻器。電功機轉子上部的是徑間軸承和適于上下止推的雙向金斯泊里型止推軸承的組合體，它們放在上油池中，在泵工作時軸承是自潤滑的。在

53、止推軸盤上銑了些槽道，靠止推軸盤旋轉的離心作用將油循環(huán)到外部油冷卻器，出設備冷卻水進行冷卻。設置了一個泵啟動時使用的止推軸承油提升系統(tǒng)，以減小啟動電流和防止止推軸承損壞(止推軸承只征較高泵速下才是自潤滑的)。有一臺小型高壓油泵，在反應堆冷卻劑泵啟動或停轉前將軸瓦提升而離開止推軸盤。泵運轉時，推力由上止推軸承軸瓦承載，這個載荷來自反應堆冷卻劑系統(tǒng)的壓力和泵的動態(tài)力，它抵消轉于的重力后尚有余：泵靜止時，下止推軸承軸瓦承受轉子重力。飛輪 在發(fā)生反應堆冷卻劑泵斷電情況下，停堆后短時間內(nèi)必須保持足夠的流量通過堆芯。用鍵將一個飛輪固定在電動機軸的頂端，以增加反應堆冷卻劑泵機組的轉動慣量，從而延長泵的惰轉時間，飛輪提供的慣性流量不僅在斷電后短時間內(nèi)提供了足夠排熱能力，還有利于建立后續(xù)的自然循環(huán)。 主泵轉軸部件的動能與它的轉動損量和轉速的平方成正比要取決于主泵機組轉動慣量。 防逆轉裝置 如果一臺反應堆冷卻劑泵停運，而其他環(huán)路上的泵還在運行著，停運的環(huán)路上冷卻劑將發(fā)生逆向流動。這部分逆向流量旁路了堆芯，于堆芯冷卻無益。逆流還會使停運的泵反轉，這時若啟動該泵，就會產(chǎn)生過大啟動電流，可能導致電機過