1、第四章 核岛主要辅助系统主要辅助系统主要辅助系统化学和容积控制系统化学和容积控制系统 4.1对一回路冷却剂实施容积控制和化学处理对一回路冷却剂实施容积控制和化学处理硼和水补给系统硼和水补给系统 4.2提供加硼、稀释、加联氨或氢氧化锂操作提供加硼、稀释、加联氨或氢氧化锂操作 余热排出系统余热排出系统 4.3停堆后保持足够的堆心冷却，释放余热停堆后保持足够的堆心冷却，释放余热设备冷却水系统设备冷却水系统 4.4向核岛内需要冷却的设备提供冷却水向核岛内需要冷却的设备提供冷却水 重要厂用水系统重要厂用水系统 4.5提供必要的厂用水提供必要的厂用水反应堆和乏燃料水池冷却和反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统
2、处理系统4.6净化换料水池和乏燃料水池水质净化换料水池和乏燃料水池水质废物处理系统废物处理系统 4.7处理废液、废气和固体废物处理废液、废气和固体废物核岛通风空调系统核岛通风空调系统 4.8完成核岛的通风和空气调节完成核岛的通风和空气调节化学和容积控制系统化学和容积控制系统 4.1硼和水补给系统硼和水补给系统 4.2余热排出系统余热排出系统 4.3设备冷却水系统设备冷却水系统 4.4重要厂用水系统重要厂用水系统 4.5反应堆和乏燃料水池冷却和反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统处理系统4.6一回路辅助系统一回路辅助系统辅助冷却水系统辅助冷却水系统核岛冷冻水系统核岛冷冻水系统电气厂房冷冻水系统电气厂
3、房冷冻水系统此外v安全注入系统v安全壳喷淋系统v辅助给水系统v.专用安全设施中讲解一回路主要辅助系统简介1 化学和容积控制系统化学和容积控制系统（Chemical and volume control system RCV）核岛主要辅助系统之一核岛主要辅助系统之一 核电站工作原理总图核电站工作原理总图RCPRCVREARRARISEASASGVVPGCTGSSCEXCRFABPADGAPPAHPAREGEXPTRGEVGEWGPV废物废物处理处理厂用电厂用电p1.1 系统功能系统功能p1.2 系统流程系统流程p1.3 系统设备布置系统设备布置p1.4 系统运行系统运行1 化学和容积控制系统化容
4、系统简介化容系统简介1.1 系统功能系统功能1 1、容积控制、容积控制（1）一回路水容积变化的原因）一回路水容积变化的原因水容积随温度的变化而变化水容积随温度的变化而变化不可避免的泄漏不可避免的泄漏(一号密封、一号密封、主泵主泵2#2#轴封等）轴封等）（2 2）水容积变化的影响）水容积变化的影响 一回路水容积变化一回路水容积变化稳压稳压器水位的变化器水位的变化 水的比容随温度的变化关系曲线水的比容随温度的变化关系曲线温度温度容容 积积1.4m3/kg300 0C0一回路水容积发生变化！一回路水容积发生变化！（3 3）容积控制的目的）容积控制的目的 吸收一回路的水容积变化，将吸收一回路的水容积变
5、化，将 稳压器的液位维持在整定值。稳压器的液位维持在整定值。不同功率下稳压器液位的整定不同功率下稳压器液位的整定 值是不同的，称为值是不同的，称为“程序液位程序液位”容积控制的方法容积控制的方法上充补水，补偿一回路水的收缩和泄漏（上充补水，补偿一回路水的收缩和泄漏（硼和水补给系统硼和水补给系统REA执行）执行）下泄排水，吸收一回路水的膨胀，下泄流排往容控箱或下泄排水，吸收一回路水的膨胀，下泄流排往容控箱或硼回收系统硼回收系统TEP。一回路稳压器容控箱MNMNTEPREA上充泵上充泵原理原理：通过上充下泄来吸收稳压器无法吸收的容积变化，将稳：通过上充下泄来吸收稳压器无法吸收的容积变化，将稳压器的
6、液位维持在压器的液位维持在“程序液位程序液位”。2 2、化学控制、化学控制 物理腐蚀（结垢）水中杂质沉积在燃料包壳，结垢导致燃料物理腐蚀（结垢）水中杂质沉积在燃料包壳，结垢导致燃料包壳破损包壳破损 化学腐蚀（侵蚀）化学腐蚀（侵蚀）高温高温+高氧含量高氧含量+低低pH值值 化学反应加快化学反应加快 腐蚀进程加速腐蚀进程加速 一回路比放射性升高一回路比放射性升高 （1）一回路的化学问题）一回路的化学问题（2）化学控制的目的）化学控制的目的 清除杂质，控制腐蚀，维持水质，将腐蚀控制在最低限度清除杂质，控制腐蚀，维持水质，将腐蚀控制在最低限度 将一回路水的化学和放射性指标持在规定的范围内将一回路水的化
7、学和放射性指标持在规定的范围内化学控制的原理化学控制的原理 控制控制pHpH值（注入值（注入7 7LiOHLiOH，中和硼酸）中和硼酸）控制氧含量（机组启动时控制氧含量（机组启动时注入注入N N2 2H H4 4，正常运行时向容控箱充入氢气），正常运行时向容控箱充入氢气）净化一回路水（净化净化一回路水（净化+过滤过滤+除盐）除盐）化容系统净化段的流程化容系统净化段的流程017VP030VP026VP001FI002FITEP系统系统REA系统系统002BA001DE002DE003DE上充泵上充泵自下泄回路自下泄回路上充上充v现代压水堆采用可溶性化学毒物硼酸控制反应性。硼酸溶硼酸溶于水中于水中
8、,不需要任何额外空间就能起到吸收中子的作用不需要任何额外空间就能起到吸收中子的作用,从而可以省去大量控制棒,简化了堆芯布置和反应堆压力容器顶部结构。v缺点：缺点：由于改变冷却剂硼浓度是通过向一回路注入浓硼酸或纯水同时排出等量的一回路水来实现的，这一过程一般需要几分钟到几十分钟才能完成。v这种办法对反应性调节速度较慢,因而仅适于控制较慢的反应性变化。3 3、反应性控制、反应性控制反应性变化的原因反应性控制的目的慢化剂的温度效应慢化剂的温度效应v慢化剂温度变化引起反应性变化的现象，称慢化剂温度效应。慢化剂温度变化1所引起的反应性变化的大小称为慢化剂温度系数，用T表示。v纯水：温度系数是负值。当温度
9、改变时水的密度有显著的改变当温度改变时水的密度有显著的改变温度增加温度增加，单位体积内水分子降低，单位体积内水分子降低慢化能力变差慢化能力变差逃脱共振吸收的机率减小，逃脱共振吸收的机率减小，中子泄漏的几率增大中子泄漏的几率增大从而使反应性减小从而使反应性减小燃料的多普勒效应燃料的多普勒效应=燃料温度效应燃料温度效应 v燃料温度效应是由于燃料温度变化引起238U共振截面变化引起的反应性变化，也称多普勒效应多普勒效应。v如当燃料温度上升时如当燃料温度上升时，238U的俘获截面的峰值降低，但其覆盖的能谱则加宽，这就导致有较多的中子损失在燃料共振区，从而使反应性下降从而使反应性下降。v燃料温度变化1所
10、引起的反应性变化，称为燃料温度系数（多普勒系数）。v用表示，总是负值总是负值。v多普勒效应是反应堆的一个重要和固有的稳定因素和控制手段。反应堆的热量主要是在燃料中产生。当有意或无意地引入一个反应性使功率升高时使功率升高时，燃料温度立即升高燃料温度立即升高，燃料的温度效应就立即表现出来，使反应性下降使反应性下降，从而使反应堆返回临界而稳定在一个新的功率状态。燃料温度系数燃料温度系数是瞬发的，对功率的变化响应很快，它对反应堆的控制和安全起着十分重要的作用。燃料温度效应燃料温度效应 v反应性控制的手段控制棒快速控制硼酸（加硼、稀释、除硼）慢变化控制调节硼酸浓度调节硼酸浓度加硼：在上充泵吸入口注入硼加
11、硼：在上充泵吸入口注入硼稀释：用等量纯水代替冷却剂稀释：用等量纯水代替冷却剂除硼：用离子交换树脂吸附一回路水中的硼除硼：用离子交换树脂吸附一回路水中的硼030VP002BA上充上充TEP下泄下泄注入纯水V升REA排出含硼水V升注入硼酸V升030VP002BA上充上充TEP下泄下泄REA排出含硼水V升稀释稀释硼化硼化除硼除硼030VP002BA上充上充TEP除硼除硼段段下泄下泄REA反应性慢变化的控制措施反应性慢变化的控制措施1.2 系统流程系统流程流程图可分为：流程图可分为：v下泄管线（以及过剩下泄管线）下泄管线（以及过剩下泄管线）v净化段净化段v上充管线上充管线v轴封水回路轴封水回路v容积控
12、制箱容积控制箱v核电厂正常运行时，从一回路的冷管段引出一股冷却剂，称为下泄流下泄流，其正常流量约为13.6m3/h，最大流量为27.2m3/h；v最终的温度压力控制在：46 ，0.2-0.5Mpav下泄流下泄流下泄隔离阀下泄隔离阀再生热交换器的壳侧再生热交换器的壳侧节流孔板节流孔板 下泄热交换器的管侧下泄热交换器的管侧下泄压力控制阀再次降压下泄压力控制阀再次降压过滤器，滤去水中悬浮颗粒过滤器，滤去水中悬浮颗粒经温控三通阀，进入净化经温控三通阀，进入净化段。段。v两次降温降压过程：第一次是在安全壳内的再生热交换器和其下游的节流孔板，使两次降温降压过程：第一次是在安全壳内的再生热交换器和其下游的节
13、流孔板，使反应堆冷却剂从反应堆冷却剂从15.5MPa、291.4降至降至2.4MPa、140左右左右；v第二次是在安全壳外的下泄热交换器及其下游的下泄压力控制阀。第二次是在安全壳外的下泄热交换器及其下游的下泄压力控制阀。v过剩下泄通道：在正常下泄不可用时或临时需加大下泄时投入使用。v过剩下泄流从一回路的蒸汽发生器下游引出，经过剩下泄热交换器冷却后可与轴封水回流汇合，一同返回上充泵汲入口，也可导向排气疏水系统。v净化段的离子交换树脂的正常工作温度范围为4662.54662.5；v下泄流下泄流温控三通阀温控三通阀两台并两台并联的混合除离子床中的一台联的混合除离子床中的一台（除去大多数离子状态的裂变
14、除去大多数离子状态的裂变产物和腐蚀产物产物和腐蚀产物 ）间歇运行间歇运行的除阳离子床的除阳离子床（除去铯、钼和（除去铯、钼和过量的锂离子过量的锂离子 ）离子床下游离子床下游三通阀三通阀可将下泄流导向硼回可将下泄流导向硼回收系统进行除硼操作收系统进行除硼操作泄流最泄流最后进入容积控制箱。后进入容积控制箱。v经容积控制箱顶部的喷头喷出，经容积控制箱顶部的喷头喷出，雾化，释放出冷却剂中的部分雾化，释放出冷却剂中的部分气态裂变产物，同时吸收部分气态裂变产物，同时吸收部分氢气氢气。v温度高于温度高于57时，旁路时，旁路净化段（除盐回路）净化段（除盐回路）上充管线上充管线 v容积控制箱容积控制箱上充泵（升
15、压泵）上充泵（升压泵）流量调节阀流量调节阀再生热再生热交换器管内（吸热，接近交换器管内（吸热，接近260）一回路一回路 对上充泵要求对上充泵要求v上充泵采用卧式多级离心泵，它从容积控制箱汲水。在布置上，容积控制箱高出上充泵5m以上，为上充泵提供净正汲入压头。主泵轴封水回路主泵轴封水回路 v上充泵流量的一部分，进入主泵的轴封水回路。密封水流经流量控制上充泵流量的一部分，进入主泵的轴封水回路。密封水流经流量控制阀和过滤器后进入主泵轴封水系统。阀和过滤器后进入主泵轴封水系统。v密封水自主泵的密封组件和泵下部轴承之间引入后分成两股，一股水密封水自主泵的密封组件和泵下部轴承之间引入后分成两股，一股水流向
16、上，经过密封组件，另一股水流向下，冷却、润滑泵的下部径向流向上，经过密封组件，另一股水流向下，冷却、润滑泵的下部径向轴承后进入泵腔汇入一回路冷却剂主流。轴承后进入泵腔汇入一回路冷却剂主流。RCV系统的主要设备v再生式热交换器v下泄热交换器v除盐器前过滤器v除盐器后过滤器v混床除盐器v阳床除盐器v过剩下泄热交换器v轴封回流热交换器n下泄降压孔板n下泄控制阀n除盐器前三通阀n三通阀n上充流量调节阀n容积控制箱n上充泵容积控制箱容积控制箱v兼有容积控制和化学控制的作用；v吸收稳压器不能吸收的一回路水容积变化，水位可依靠硼回收系统、硼和水补给系统调节；v作为除气塔，使得一回路放射性气体释放出去；v作为
17、上充泵的高位水箱，为上充泵提供水源；v运行时，充有氢气，限制一回路水因辐照产生的辐照分解氧。容积控制箱容积控制箱上充泵上充泵v三台并联的上充泵是多级卧式离心泵，它把容积控制箱的来水升压到17.7Mpa，送入一回路。v每台上充泵装有一台齿轮增速器驱动油泵和一台电动辅助油泵。正常正常运行时，用齿轮油泵润滑，启动时用电动油泵提供顶轴油压运行时，用齿轮油泵润滑，启动时用电动油泵提供顶轴油压，额定流量34m3/h。再生式热交换器再生式热交换器下泄热交换器下泄热交换器除盐前过滤器、除盐后过滤器除盐前过滤器、除盐后过滤器v除盐前过滤器：用来吸附尺寸大于5微米的固体颗粒，以保护离子交换树脂不受污染和堵塞。v除
18、盐后过滤器：安装在除盐器之后，用来除去树脂碎颗粒。除盐后过滤器除盐后过滤器混床除盐器、阳床除盐器混床除盐器、阳床除盐器v混床除盐器：按比例装入阳离子、阴离子两种交换树脂，使在硼饱和后达到锂饱和，同时吸附一回路冷却剂中放射性离子。v阳床除盐器：安装在混床除盐器之后，主要用来除去放射性铯，净化一回路水质，调节PH值。1.3 系统设备布置系统设备布置v安全壳内：安全壳内：（本系统下泄流的高温高压部分本系统下泄流的高温高压部分）一回路系统冷段下泄支管、下泄隔离阀、再生热交换器、节流孔板出口的设备及管线、以及过剩下泄热交换器及其管道阀门。v其它部分的设备及管线布置在核辅助厂房和连接厂房。v目的：目的：由
19、于高压设备及管线泄漏和破损的几率较大，万一发生泄由于高压设备及管线泄漏和破损的几率较大，万一发生泄漏，放射性物质仍在安全壳内漏，放射性物质仍在安全壳内，在布置上还考虑到下泄流在安全壳内经过一段流程，以保证在最大下泄流时，下泄的反应堆冷却下泄的反应堆冷却剂在安全壳内滞留一段时间再穿过安全壳，使半衰期短的放射性剂在安全壳内滞留一段时间再穿过安全壳，使半衰期短的放射性物质衰变掉，而不会带到核辅助厂房物质衰变掉，而不会带到核辅助厂房，从而降低核辅助厂房的放射性水平。v核辅助厂房：核辅助厂房：剂量水平较高的设备，如过滤器、除离子床集中布置在两台机组共用的除离子床及过滤器隔间，有很厚的水泥墙防护，相应的阀
20、门也采用穿墙穿地板的机构。1.4 系统运行系统运行启动正常功率运行冷停堆化容系统的运行v启动时，由硼和水补给系统供水，经上充泵将水注入一回路。v经过一回路重力排气和动力排气后，用下泄压力控制阀控制一回路压力。v达到主泵启动的最小工作压力时，启动主泵，投入稳压器加热器升温。v一回路升温速率控制在小于28/h。启动n当稳压器内的温度达到相应压力下饱和温度时，稳压器内开始产生汽泡，此时下泄压力控制阀投自动，手动减小上充流量。n当稳压器达到零功率水位时，稳压器压力控制投入“自动”控制。n一回路水温在90120时，加联氨除氧，并根据要求加入pH控制剂。n水中氧浓度合格后，容积控制箱建立氢气空间。v稳态功
21、率运行时稳态功率运行时正常功率运行下泄流量由一回路净化流量决定，这个流量基本保持恒定（13.6m3/h）上流流量由稳压器水位控制系统调节，使稳压器的水位满足规定值。硼和水补给系统设定在“自动”位置，按照容积控制箱的水位进行自动补给。n负荷变化时负荷变化时一回路水体积改变大部分由稳压器补偿，容积控制箱提供小部分补偿。当容积控制箱水位下降到低水位时，自动启动硼和水补给系统恢复正常水位当容积控制箱水位达高水位时，受容积控制箱水位控制的三通阀将下泄流部分或全部导向硼回收系统。v下泄管线破裂下泄管线破裂如果降压孔板上游的管道破裂，则泄漏量会很大，稳压器的水位会迅速下降而导致下泄管线自动隔离。如果降压孔板
22、下游的管道破裂，由于有降压孔板的节流，泄露流量不会太大，稳压器水温下降缓慢，不会导致下泄管线的自动隔离，这时需要手动隔离下泄管线。v上充管线破裂上充管线破裂如果上充管破裂，应隔离管线破坏部分，投入过剩下泄，维持轴封水供应，根据情况决定机组进入热停堆或冷停堆。上充泵破裂的判据：v上充泵出口压力低，下泄管线自动隔离；v上充流量不足；v容控箱水位低，引起连续补水。事故工况热停堆v核电站的热停闭是短期的暂时性的停堆，这时，冷却剂系统保持热态零负荷时的运行温度和压力，二回路系统处于热备用工况随时准备带负荷继续运行。v调节棒组完全插入，安全棒组可以插入，可以抽出，处于次临界状态。v一回路和二回路的温度由控
23、制蒸汽压力来维持，其能量来自堆芯的余热和冷却剂泵的转动，蒸汽排放到大气或冷凝器。冷停堆v反应堆处于热停闭状态以后，才能进行冷停闭操作。冷停闭时，调节棒组和安全棒组全插入，尚需向冷却剂加硼，以抵消从热态降到冷态过程中，因负温度效应引起的正反应性，维持堆的足够的次临界度。此外，还需对系统进行冷却。v堆芯的剩余发热和冷却剂的显热通过蒸汽发生器，由二回路控制系统把产生的蒸汽旁路到冷凝器。事故停堆v当核电站发生直接危及反应堆安全的事故时，安全保护系统动作，紧急停堆，快速插入全部控制棒组件。v如果事故严重（如主蒸汽管道破裂，失水事故），则需向堆芯紧急注入含硼水，使裂变反应瞬时停止。事故停堆后，必须保证对反
24、应堆的继续冷却。2 反应堆硼和水补给系统反应堆硼和水补给系统（Reactor Boron and Water Makeup REA）核岛主要辅助系统之二核岛主要辅助系统之二 核电站工作原理总图核电站工作原理总图RCPRCVREARRARISEASASGVVPGCTGSSCEXCRFABPADGAPPAHPAREGEXPTRGEVGEWGPV废物废物处理处理厂用电厂用电系统的功能系统的功能作为作为RCVRCV的支持系统的支持系统反应堆硼和水补给系统反应堆硼和水补给系统REA为一回路系统提供除气除盐含硼水，保证化容系统的容积控制功能容积控制功能 一、核岛主要系统REAREA系统为系统为RCVRCV
25、贮存并提供其三大控制功能所需的各种流体贮存并提供其三大控制功能所需的各种流体为进行水质的化学控制提供化学药品添加设备（化学控制）（化学控制）向化容系统提供硼酸和除气除盐水（反应性控制）（反应性控制）为其他系统提供硼酸水和补水水补给子系统水补给子系统硼酸补给子系统硼酸补给子系统化学添加子系统化学添加子系统v水补给子系统水补给子系统两个补给水贮存箱，为两台机组共用。两个补给水贮存箱，为两台机组共用。运行时，由硼回收系统供水，初次充水或硼回收系统供水不足运行时，由硼回收系统供水，初次充水或硼回收系统供水不足时，由核岛除盐水经过辅助给水系统的除气器处理后供给。时，由核岛除盐水经过辅助给水系统的除气器处
26、理后供给。每台机组有两台离心泵向化容系统或其它用户补给除盐除气水。每台机组有两台离心泵向化容系统或其它用户补给除盐除气水。v硼酸补给子系统硼酸补给子系统硼酸来自硼回收系统硼酸来自硼回收系统，系统还设有硼酸制备设备，可配置，系统还设有硼酸制备设备，可配置7000g/g和和2100g/g硼浓度的硼酸溶液。硼浓度的硼酸溶液。2100g/g硼浓度的硼浓度的硼酸供安注系统的硼注入罐，以及换料水箱含硼水。硼酸供安注系统的硼注入罐，以及换料水箱含硼水。每台机组有两台硼酸泵，向化容系统提供硼酸溶液，通过调整每台机组有两台硼酸泵，向化容系统提供硼酸溶液，通过调整进入混合器的硼酸和水的比例满足不同硼浓度的补给要求
27、。进入混合器的硼酸和水的比例满足不同硼浓度的补给要求。v化学添加子系统化学添加子系统系统中备有一个系统中备有一个20L的化学添加罐，由补给水将罐中化学药品冲的化学添加罐，由补给水将罐中化学药品冲到上充泵入口。到上充泵入口。水补给系统水补给系统（1）硼回收再生水系统v由硼回收系统提供的再生水，水中无氧，但略含氚。此水适用于要求无氧和允许带低放射性的系统和设备。如：化学和容积控制系统向一回路系统的补给水、化学添加箱作溶剂、硼回收系统硼回收系统等。（2）除盐水系统v由二回路造水车间提供的除盐水，无放射性，但含有氧。它适用于要求无放射性但允许含氧的敞开系统和设备的充水和补给水。如设备冷却水系统的充水，
28、废燃料池和换料水箱的补给水等。（3）除氧水系统v是由二回路汽轮机车间的除氧器引来的水，经过冷却和过滤后再提供给要求无氧和无放射性的系统和设备en 使用。用途如：树脂添加箱的浸泡和冲洗；硼酸制备箱的溶剂；硼回收系统除硼床的冲洗；一回路主、辅系统的一次仪表脉冲管和差压计的冲洗；以及作为硼回收再生水的备用水等。硼回收系统硼回收系统v核电站一回路系统的冷却水都含有硼酸，在电站运行和检修过程中，大量的冷却水排放会造成放射性废水对环境的污染，并使硼酸用量增多。v需要硼回收v由容积控制箱来的含硼放射性废水，先引至硼回收系统暂存箱内。v当料液积累到一定数量时，由料液泵吸出，经过过滤、离子交换和加热脱气等方法。
29、v除去料液中不溶性颗粒状、可溶性离子状和气体状的裂变产物及腐蚀产物。n进入脱气塔n从脱气塔顶部排出的气体，经排气冷凝器凝结，并除掉所含的水汽后，便排往废气系统处理。n经脱气后的料液进入蒸发器蒸发，二次蒸汽冷凝水即成为再生补给水，检测后进入检测后进入硼回收再生水箱供补硼回收再生水箱供补给水系统使用给水系统使用。浓缩至一定浓度后排入卸放箱，经过滤后被送至化学和容积控制系统重新使用。REA管线管线v正常补给管线：正常补给管线：稀释、硼化、自动补给和手动补给等正常补给操作。v补水旁路管线：补水旁路管线：正常补水管线不可用时，可以利用补水旁路管线将除盐除氧水送到上充泵入口，即就地打开手动隔离阀。v直接硼
30、化管线：直接硼化管线：发生下列情况下，可以使用由电动隔离阀控制的直接硼化管线，将硼酸溶液直接送到上充泵入口。发生紧急停堆信号，但控制棒没有落下；反应性失控的增加；紧急停堆后，发生失控的冷却，使停堆安全裕量减小；正常硼化管线失效；在安全注入时，硼量不够；给水丧失后停堆。v应急硼化管线：应急硼化管线：在正常硼化管线和直接硼化管线都不可用时，利用应急硼化管线将硼酸液送到上充泵入口。REA系统运行系统运行v正常补给的操作方式：正常补给的操作方式：正常补给的操作方式是指：慢稀释、慢稀释、快稀释（稀释）、自动补给、硼化和手动补给快稀释（稀释）、自动补给、硼化和手动补给。v稀释：稀释：为降低一回路硼浓度，使
31、反应性增加，用等量除盐除氧水代替一回路的水。v硼化：硼化：为增加一回路硼浓度，使反应性降低，将一定硼浓度的硼酸溶液注入到上充泵入口。v自动补给：自动补给：若容控箱水位低，要求补给与一回路当前硼浓度相同的硼水，而且补给的启动和停止都受容控箱液位控制。v手动补给手动补给：为了给换料水箱充水及补水，或是为了提高容控箱水位，以便排放箱内气体，由操作员发出启动指令，当补给达到预期的容积时自动停止，或由操作员停止。3 余热排出系统余热排出系统（Residual Heat Removal RRA）核岛主要辅助系统之三核岛主要辅助系统之三 核电站工作原理总图核电站工作原理总图RCPRCVREARRARISEA
32、SASGVVPGCTGSSCEXCRFABPADGAPPAHPAREGEXPTRGEVGEWGPV废物废物处理处理厂用电厂用电系统描述系统描述v余热排出系统又叫做停堆冷却系统。反应堆停闭后，由裂变碎片和中子俘获产物的衰变所产生的衰变功率将缓慢下降，并长时间地持续下去。v核电厂设计安全规定明确要求，核电厂必须设置一个用来排出堆芯余热的系统。余热排出系统在一回路中位置余热排出系统在一回路中位置v余热排余热排出泵出泵 +v管壳式管壳式换热器换热器余热排出泵余热排出泵管壳换热器管壳换热器余热排出系统介绍余热排出系统介绍系统的功能系统的功能1.1.主要功能：停堆运行的第二阶段，当一回路的温度降到主要功能
33、：停堆运行的第二阶段，当一回路的温度降到 180 180 0 0C C 及以及以下，压力降到下，压力降到 3.0 Mpa 3.0 Mpa 以下时，以下时，RRARRA系统排出以下三部分热量：系统排出以下三部分热量：堆功率7%时间（h）1%剩余功率剩余功率停堆1230Pn%100%93 93%54反应堆停堆后的剩余功率反应堆停堆后的剩余功率堆芯余热堆芯余热一回路水和设备的显热一回路水和设备的显热主泵产生的热主泵产生的热量量对于法国法国设计的大亚湾核电厂，余热排出系统的功能如下：v在停堆后第二阶段，排出堆芯和一回路热量；v反应堆在冷停期间，进行换料或维修操作时，排出堆内余热，维持一回路温度低于60
34、；v在电厂加热升温初期，控制一回路平均温度v余热排出系统余热排出系统是一个与反应堆冷却剂系统并联的低压回路，其入口接一回路热管段，冷却剂经余热排出泵进入热交换器，被壳侧的设备冷却水设备冷却水泠却后，经蓄压箱注入管线进入1、3环路冷管段。（法国）（法国）热热冷冷RRA泵泵RRA泵的电动机泵的电动机RRA管壳式换热器管壳式换热器v余热排出系统的运行参数范围：余热排出系统的运行参数范围：一回路压力从大气压到2.8MPa；冷却剂平均温度范围是10180；v该系统投入运行的条件：该系统投入运行的条件：一回路冷却剂平均温度在160180、压力在2.4MPa2.8MPa之间；v余热排出系统启动时主要包括两项
35、操作：余热排出系统启动时主要包括两项操作：一是要检验硼浓度，另一项操作是缓慢地对余热排出系统升压和加热，避免对余热排出热交换器和泵的压力冲击和热冲击。RRARRA系统运行系统运行正常启动保证余热排出系统与一回路系统中硼浓度保持一致，避免稀释保证余热排出系统与一回路系统中硼浓度保持一致，避免稀释限制冷却剂与泵壳间的温差不超过限制冷却剂与泵壳间的温差不超过6060。一回路的降温速率控制在一回路的降温速率控制在2828h h的范围内。的范围内。电厂加热升温过程中余热排出系统的运行v在反应堆从冷停状态开始加热升温时，余热排出系统主要用来控制一回路的升温速率，使升温速率控制在28h的范围内。v最高运行温
36、度是180。v在此之前的加热过程中，余热排出热交换器的壳侧始终供给设备冷却水，泵则处于停运备用状态。v启动余热排出泵即可限制一回路冷却剂温度升高。n余热排出系统停运过程中的主要操作是降温、降压并与一回路余热排出系统停运过程中的主要操作是降温、降压并与一回路隔离。要对余热排出系统入口的隔离阀进行泄漏检测，以确保隔离。要对余热排出系统入口的隔离阀进行泄漏检测，以确保其隔离功能。其隔离功能。余热排出、安全注入兼容系统余热排出、安全注入兼容系统美国西屋公司如下设计美国西屋公司如下设计v一旦接到安注信号，余热排出泵即启动，将换料水箱的冷却水一旦接到安注信号，余热排出泵即启动，将换料水箱的冷却水直接注入一
37、回路或注入到高压安注泵的汲入口。直接注入一回路或注入到高压安注泵的汲入口。v在换料水箱低水位时，余热排出泵改从安全壳地壳汲水，通过在换料水箱低水位时，余热排出泵改从安全壳地壳汲水，通过余热排出热交换器冷却，将水直接注入一回路或经高压安注泵余热排出热交换器冷却，将水直接注入一回路或经高压安注泵注入堆芯。注入堆芯。使得余热排出系统充分利用使得余热排出系统充分利用电厂冷却降温时期电厂冷却降温时期，余热排出系统执行排出余热功能。电厂正常运行时电厂正常运行时，余热排出系统处于安注准备状态。辅助冷却水系统辅助冷却水系统4 设备冷却水系统设备冷却水系统（Component Cooling RRI）核岛主要辅
38、助系统之四核岛主要辅助系统之四n系统中还设有设备冷却水缓冲箱设备冷却水缓冲箱，用以。此外，还供或之用。冷却功能：冷却功能：为核岛内需要冷却的带为核岛内需要冷却的带放射性的介质设备提供冷却；放射性的介质设备提供冷却；隔离功能：隔离功能：通过重要厂用水系统将通过重要厂用水系统将热量传送给海水。在核岛各冷却对热量传送给海水。在核岛各冷却对象与海水之间，形成一道阻止放射象与海水之间，形成一道阻止放射性物质进入海水的屏障；性物质进入海水的屏障；支持功能：支持功能：设备冷却水系统不仅在设备冷却水系统不仅在核电厂正常运行的各种工况用来从核电厂正常运行的各种工况用来从核岛系统除热，而且核岛系统除热，而且在事故
39、工况下在事故工况下作为专设安全设施的支持系统，将作为专设安全设施的支持系统，将热量经重要厂用水系统排入环境热量经重要厂用水系统排入环境。1 1、系统功能、系统功能2、设备冷却水系统设备冷却水系统3 3、设备冷却水系统运行、设备冷却水系统运行v正常功率运行正常功率运行正常功率运行时，需要该系统带走的热负荷不大，每一机组只需一台泵和一台热交换器运行，因而只需系列A或B的任一系列投运即可。若运行着的泵出口低压或故障不可用，该系列上的第二台泵自动启动。n 事故运行事故运行安注发生后系统的运行安注发生后系统的运行一旦接到安注信号，备用的系列上的一台泵启动，正在运行中的系列运行状态不改变。安全壳喷淋系统启
40、动后设备冷却水系统的运行安全壳喷淋系统启动后设备冷却水系统的运行接到安全壳喷淋信号后，设备冷却水系统向安全壳喷淋热交换器的供水阀自动开启。正常运行到事故运行的转化是自动完成的正常运行到事故运行的转化是自动完成的正常运行：主要考虑以下三种运行情况：正常运行：主要考虑以下三种运行情况：v1.1.反应堆功率运行时：排放的热量实际上是常量，设冷水系统反应堆功率运行时：排放的热量实际上是常量，设冷水系统的主要用户是冷却剂泵、非再生热交换器和控制棒驱动机构。的主要用户是冷却剂泵、非再生热交换器和控制棒驱动机构。v2.2.反应堆降温时：需要导出的热量是变化的，最主要用户是余反应堆降温时：需要导出的热量是变化
41、的，最主要用户是余热排出系统的热交换器。热排出系统的热交换器。v3.3.反应堆换料时：一回路水温维持在不高于反应堆换料时：一回路水温维持在不高于6060，要导出的热，要导出的热量比反应堆降温时小。量比反应堆降温时小。5 重要厂用水系统重要厂用水系统（Essential Service Water SEC）核岛主要辅助系统之五核岛主要辅助系统之五设备冷却水系统设备冷却水系统余热排出系统余热排出系统重要厂用水系统重要厂用水系统1 1、系统功能、系统功能v主要作用是冷却设备冷却水，将设备冷却水系统传输给的热量排入海水，此系统又称为重要生水系统，是核岛的最重要生水系统，是核岛的最终热阱。终热阱。n重要
42、厂用水系统与设备冷却水系统一样，是专设安全设施系统的支持系统，无论在电厂正常运行还是事故工况，该系统都必须将设备冷却水系统传输的热量排入海水。2 2、系统描述、系统描述v系统由两个独立的、且实体隔离的系列组成。每个系列并联两台容量各为100的重要厂用水泵，两台容量各为50的板式热交换器。n重要厂用水泵从循环水过滤系统汲入海水，使其通过热交换器吸收热量后经循环水排水渠流入大海。主要设备主要设备v1.泵：每个机组有泵：每个机组有4台立式离心泵，每个系列两台。台立式离心泵，每个系列两台。重要厂用水系统演示重要厂用水系统演示3 3、系统运行、系统运行v正常功率运行：正常功率运行：一个系列的一台泵运行即
43、可，另一系列处于停运状态。v机组启动阶段（加热升温阶段）：机组启动阶段（加热升温阶段）：最多只要求一个系列的两台泵运行，另一个系列处于备用状态。v停堆后的冷却降温阶段：停堆后的冷却降温阶段：一个系列的两台泵和另一系列的一台泵同时投入运行。v停堆后停堆后48h48h保持冷停堆状态下：保持冷停堆状态下：只需一个系列的两台泵工作。n为了保证对设备冷却水的冷却，重要厂用水系统在运行的系列和运行泵的数目方面，须与设备冷却水系统相匹配。6 反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统（Reactor Cavity and Spent Fuel Pit Cooling and Treat
44、ment PTR）核岛主要辅助系统之六核岛主要辅助系统之六 核电站工作原理总图核电站工作原理总图RCPRCVREARRARISEASASGVVPGCTGSSCEXCRFABPADGAPPAHPAREGEXPTRGEVGEWGPV废物废物处理处理厂用电厂用电乏燃料及其特点乏燃料及其特点n定义：从反应堆内卸出的辐照过的燃料组件定义：从反应堆内卸出的辐照过的燃料组件n特点：特点：放射性强：放射性强：比放射性：刚停堆：比放射性：刚停堆：10000TBq/kgU 1天后天后：1000TBq/kgU 半年后：半年后：100TBq/kgU 衰变热大：衰变热大：从压水堆卸出的乏燃料组件经过半年后，仍有从压水堆
45、卸出的乏燃料组件经过半年后，仍有10kW的热功率的热功率福岛核事故发生时最大核泄漏持续数小时达福岛核事故发生时最大核泄漏持续数小时达1万万亿贝克每小时万万亿贝克每小时压水堆乏燃料特点压水堆乏燃料特点v燃料：低浓缩铀（燃料：低浓缩铀（3%）UO2,棒束型组件，锆合金包壳棒束型组件，锆合金包壳v冷却冷却150天后，天后，比放射性：比放射性：170 TBq/kgUv剩余功率：剩余功率：20W/kgv1000MW反应堆年卸料：反应堆年卸料：27tv锕系元素含量：锕系元素含量：965kg/tU铀铀 955kg/t钚钚 9.1kg/t 其它（镎、镅、锔）其它（镎、镅、锔）0.945 kg/tv裂变产物：裂
46、变产物：35kg/t35kg/t乏燃料中的裂变产物乏燃料中的裂变产物-1核素核素符号符号半衰期半衰期碲碲5252TeTe75759.4h9.4h，105d105d碘碘5353I I78788d8d氙氙5454XeXe79795.2d5.2d铯铯5555CsCs828230a30a铈铈5858CeCe8686285d285d钷钷6161PmPm86862.65a2.65a钐钐6262SmSm898987a87a乏燃料中的裂变产物乏燃料中的裂变产物-2核素核素符号符号半衰期半衰期氢氢1H212.26a氪氪36Kr4910.7a锶锶38Sr5228a钇钇39Y5259d锆锆40Zr5565d钌钌44
47、Ru5939.5d44Ru62368d重要的裂变产物重要的裂变产物核素核素裂变产额裂变产额(%)(%)半衰期半衰期说明说明85Kr0.310.8a气体，长半衰期气体，长半衰期89Sr4.851d90Sr5.828a长半衰期长半衰期95Zr6.255.5d131I3.18.05d挥发性挥发性133Xe6.65.27d气体气体135Xe6.39.1h中子吸收截面大中子吸收截面大137Cs6.230a长半衰期长半衰期144Ce6.0285d147Pm2.02.64a长半衰期长半衰期乏燃料处理的不同路线乏燃料处理的不同路线n一次通过方式：一次通过方式：不做后处理不做后处理，经过中间贮存一段时间后，经过
48、中间贮存一段时间后，全部做最终处置。全部做最终处置。n不完全的后处理：不完全的后处理：只回收铀只回收铀加以复用，将钚和裂变产物加以复用，将钚和裂变产物一道废弃，做最终处置。一道废弃，做最终处置。n完全后处理：完全后处理：对对铀、钚全部回收铀、钚全部回收，只将裂变产物做最终，只将裂变产物做最终处置。处置。n很多因素影响后处理方式：政治、经济、防核扩散、环很多因素影响后处理方式：政治、经济、防核扩散、环保保后处理的一般流程后处理的一般流程v冷却冷却v首端处理首端处理v化学分离化学分离v化学转化化学转化v氧化、还原氧化、还原1、冷却、冷却v目的：目的：强放射性影响组件的操作、运输。强放射性会通强放射
49、性影响组件的操作、运输。强放射性会通过辐射分解，破坏湿法后处理过程中使用的有机试剂，过辐射分解，破坏湿法后处理过程中使用的有机试剂，使工艺过程不稳定；使工艺过程不稳定；v因此要让卸出反应堆的燃料组件存放一段时间，以待短因此要让卸出反应堆的燃料组件存放一段时间，以待短半衰期的放射性同位素半衰期的放射性同位素(包括裂变产物和锕系重同位索包括裂变产物和锕系重同位索)大部分衰变掉，燃料组件的总放射性活度降低到便于操大部分衰变掉，燃料组件的总放射性活度降低到便于操作和处理的水平，这个过程称为作和处理的水平，这个过程称为辐照过燃料的辐照过燃料的冷却冷却”。冷却的作用v等待总的放射性减弱等待总的放射性减弱有
50、机试剂的辐射分解不再成为很大问题；有机试剂的辐射分解不再成为很大问题；某些不能用化学方法分离的放射性重同位素已衰变到一定程某些不能用化学方法分离的放射性重同位素已衰变到一定程度，不影响后续燃料元度，不影响后续燃料元(组组)件的加工。件的加工。v新生成的裂变燃料已完成其中间衰变，可充分回收。新生成的裂变燃料已完成其中间衰变，可充分回收。238238U-U-239239U-U-239239Np-Np-239239Pu (2.53d)Pu (2.53d)232232Th-Th-233233Th-Th-233233Pa-Pa-233233U (27.4d)U (27.4d)v为了排除衰变热量为了排除衰
