2.2　一回路系统及主设备[7～10]

2.2.1　反应堆压力容器

反应堆压力容器反应堆压力容器是装载堆芯、支撑堆内所有构件和容纳一回路冷却剂并维持其压力的堆本体承压壳体。反应堆压力容器应为一级安全设备，是核电站反应堆冷却剂压力边界屏障中的一个重要设备，它与一回路管道共同组成冷却剂压力边界，当燃料元件破损时，压力容器还具有密封放射性、阻止裂变产物逸散的功能，即起到了反应堆安全屏障的重要作用。同时，压力容器还是反应堆中最大的和在核电厂服役期内不可拆换的设备，其寿期决定了整个核电厂的服役年限。

反应堆压力容器不仅十分庞大，而且长期在高温、高压和中子等辐射场下运行。因此，压力容器钢的脆化破裂对安全威胁最大。高压容器的脆性断裂是爆炸性破坏，一旦发生，其后果是十分严重的灾难性事故。美国ASME规范第Ⅺ卷“核动力装置在役检查规程”把反应堆压力容器规定为核电站中的重要设备，并要求必须安放压力容器钢辐照脆化的随堆辐照监督试样。图2-5给出反应堆压力容器结构示意图。

2.2.2　蒸汽发生器

蒸汽发生器蒸汽发生器是压水堆核电厂中一、二回路之间的热交换设备。它将反应堆产生的热量由一次侧传递给二次侧，使二回路侧的水变成蒸汽，此蒸汽经过汽水分离和干燥后驱动汽轮发电机组发电。

在压水堆核电厂中广泛使用的有立式U形管自然循环、卧式自然循环及立式直流蒸汽发生器三种。压水堆再循环式蒸汽发生器中，一次侧冷却剂在热端以315～328℃进入蒸汽发生器，在冷端以大约288℃的温度流出。我国压水堆核电厂大多采用国际上最通用的立式U形管自然循环式蒸汽发生器，其结构简图如图2-6所示。

蒸汽发生器其主要功能可概括为：①在寿期内提供满足汽轮发电机组要求的蒸汽流量、压力、温度和湿度；②在停堆过程中排出余热，使反应堆冷却剂温度降到180℃，直至余热排出系统投入运行；③当主泵失去电源时执行自然循环排出余热的功能；④屏蔽。

2.2.3　堆内构件

堆内构件是指反应堆压力容器内除堆芯组件外的所有其他构件。堆内构件包括堆芯下部支承结构（吊篮部件吊篮部件）、堆芯上部支承结构（压紧部件压紧部件）、堆芯测量支承构件及辐照监督管辐照监督管等。

堆内构件的主要作用是将燃料组件精确地支承和定位于反应堆堆芯中，防止堆芯组件在运行过程中偏移或移动；对控制棒棒束提供精确的对中与可靠的导向，实现控制棒棒束在反应堆运行过程中提升或降落，而在事故情况下实现快速落棒，并吸收控制棒组件快插产生的冲击能量。

在反应堆运行时，以准确的几何通道引导反应堆冷却剂通过堆芯，使冷却剂得到合理的流量分配，并保证有一定的旁通流量冷却堆内相关部件，并且在事故工况下堆内构件的变形不会严重影响堆芯冷却的几何通道；屏蔽中子和γ射线，降低它们对反应堆压力容器的辐射损伤，同时通过辐照监督管监测压力容器材质变化情况；为堆内测量系统，包括温度测量和中子通量测量提供支承与导向；当发生堆芯跌落事故时为堆芯提供二次支承。

压水堆核电厂堆内构件主要由吊篮部件、压紧部件、辐照监督管和堆内测量装置等组成，见图2-7。

2.2.4　稳压器

稳压器是压水堆核电站一回路冷却剂系统的主要设备之一。它的基本功能是：当核电厂正常运行时，将系统压力变化控制在正常范围内；当核电厂发生一般事故工况时，在有关的辅助系统配合下，将系统压力变化控制在允许范围内。稳压器上封头设有气动卸压阀及弹簧加载安全阀，用于提供系统的超压保护。

压水堆核电站稳压器普遍采用电加热立式圆筒形稳压器电加热立式圆筒形稳压器（见图2-8）。核电站满功率运行时，蒸汽和水的容积各占一半。稳压器通过底部的波动管和主系统的热段相连。当主系统内冷却剂容积发生变化时，通过波动管流入或流出稳压器。稳压器下封头设置电加热器，使容器中一部分水被加热汽化，以控制压力的降低；稳压器顶部设有喷雾器，通过喷雾接管与反应堆冷却剂系统的冷段相连，使欠热水雾化喷入容器，以抑制压力的升高。稳压器顶部还设有卸压阀和主安全阀，起超压保护作用。

2.2.5　主管道

反应堆冷却剂管道反应堆冷却剂管道（简称主管道）将反应堆、蒸汽发生器、主冷却剂泵连接成封闭的环路。主管道包括直管段、三通、弯头及其附件。冷却剂由主冷却剂泵驱动，在主管道及环路主设备内流动，把反应堆产生的热量通过蒸汽发生器传递给二回路。

主管道内壁接触高温、高压、高流速并带有放射性的含硼水。主管道在各种运行工况下受力复杂。核电厂运行时，如发生主管道断裂事故，后果极其严重。

2.2.6　反应堆冷却剂泵反应堆冷却剂泵及其轴封系统

核电站反应堆冷却剂回路（一回路）泵通常采用三相感应电动机驱动，空气冷却，立式，单级离心泵，并配备轴密封系统。

反应堆冷却剂泵（简称主泵主泵）用来输送规定流量的反应堆冷却剂，使冷却剂在反应堆、主管道和蒸汽发生器所组成的密闭系统中循环，以便将反应堆产生的热能传送至蒸汽发生器，以产生蒸汽从而驱动汽轮机做功。在正常运行时，主泵的功用是使冷却剂循环流过堆芯；在事故工况下（如电源丧失），仍要求主泵能继续惰走一段时间（几分钟），以便在停堆冷却剂系统投入运行之前，继续使冷却剂流过堆芯，带走核燃料的余热，防止燃料组件烧毁。因此，主泵是否可靠运行，关系到核电站的安全。

主泵分为屏蔽泵屏蔽泵和轴密封泵轴密封泵两大类，由于主泵工质是高温、高压并带有放射性的水，早期压水堆采用屏蔽泵以解决密封问题。由于屏蔽泵效率低，材料和制造难度高，维修困难，随着核电站安全性和经济性要求的提高，在第二代压水堆核电站中多采用轴密封泵。但轴密封问题已成为引发现有核电厂一回路冷却剂泄漏的潜在原因之一。由于轴密封需要大量的外部系统支持，一旦出现全厂停电，所有支持系统可能丧失作用，轴密封部位即成为冷却剂泄漏的潜在根源，而屏蔽电机泵彻底消除了这一潜在的泄漏根源。第三代先进压水堆核电站AP1000主泵选用技术成熟的屏蔽电机泵，它具有高可靠性、大转动惯性、维护保养简便（可实现60年免维修）、整体占用空间小、水力模型优秀、辅助系统简化等特点，其主要缺点是效率比普通电机低。

在全厂断电和安全停堆以及地震（SSE）同时发生的工况下，主泵机组应能保持结构完整性并能安全惯性下滑。主泵的惯性流量用来确保全厂断电事故工况下反应堆的安全，从而保证了即使在全厂断电事故工况下反应堆的燃料元件包壳也不致烧毁。在最大的运行载荷组合和运行基准地震（OBE）同时发生的工况下，主泵机组应能连续运转而不致产生任何机械损伤。

在核电站一回路的高温、高压并带放射性的工作条件下，要求主泵机组能无人看管地长期连续运行，它是在一回路中唯一要求能长期连续运转的转动设备。

主泵结构示意图见图2-9。

主泵安装于冷却剂温度和压力参数最低、最为温和的蒸汽发生器出口的冷管段上。为补偿一回路系统压力损失，冷却剂经泵升压送入堆芯加热，再经蒸汽发生器将热传输给二回路的水，使之变为供汽轮机发电的蒸汽，而自身冷却，回到泵的入口，实现循环。由泵壳、叶轮、导叶、底部入口管和侧面水平出口管组成的泵水力部件在最下部，后者通过隔热屏和轴密封组件与顶部的电动机及惰轮相连接。惰轮要足够大，即使泵失电，也能使泵继续运转一段时间，保持堆芯的冷却，直至由应急电源供电（启动时间约10s），重新启动泵电动机为止。

辐照辐照引起泵壳和焊缝材料硬化和抗拉强度增加，塑性和韧性下降。辐照促进富铜析出物的形成，脆化元素沿晶界的偏析导致脆性增加。辐照引起的空穴和位错引起材料基质损伤。泵现所处辐射场条件虽未危及泵的安全，但仍值得关注。

泵的主螺栓和泵体的内表面易发生总体和局部腐蚀，泵的零部件以及电机绝缘部件存在热老化问题，应定期维护和检修。

疲劳，交变振动，包括温度波动在内的循环应力循环应力使裂纹萌生和发展。主法兰螺栓是发生疲劳的敏感部件，还有键槽和轴肩以及迷宫密封的牙齿部位。疲劳是主泵的一个主要老化机理。要确定和预测韧脆转变温度。要在使用寿期内要对水力部件进行2～3次全面检查。

磨蚀影响泵的密封和安全，要对动、静件之间的摩擦副，密封的动、静表面进行定期维修和在役检查。

2.2.7　安全壳安全壳

压水堆安全壳通常是内径约40m、壁厚约1m、高65～70m的圆柱状预应力混凝土大型建筑，内有钢衬里。其内部设置有直径为10m的设备闸门和一个与辅助厂房连接的人员闸门，顶部设置有起吊能力为250～300t的环形吊车。

安全壳的作用是将一回路带放射性物质的主要设备包容在一起，如反应堆压力容器、蒸汽发生器、稳压器、反应堆冷却剂泵以及部分辅助系统和专设安全设施系统等，以防止放射性物质的向外扩散，即使在核电厂发生最严重事故时，放射性物质仍能被全部封闭在安全壳内，不致影响到周围环境，因此，安全壳也是防止反应堆放射性物质泄漏的最后一道屏障，见图2-10。

安全壳内部结构对主要核供汽设备及其有关的管道和辅助设备起支承和屏蔽作用，它还支承各种走道、楼板和环吊，贮存换料用水等。堆腔附近构筑物也属于安全壳内部结构的一部分。