压水堆核电厂:化学和容积控制系统(RCV)15页
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第三代核电站与二代核电站的化学与容积控制系统的对比作者:李悦李明来源:《科技资讯》2015年第33期摘要:化学与容积控制系统是反应堆冷却重要辅助系统,主要承担水化学及容积控制。
该文介绍了第三代压水堆型化学与容积控制系统(CVS)和二代压水堆电站化学与容积控制系统(RCV)的设计特点及系统流程;分析了化学与容积控制系统在这两种堆型中的主要差异。
通过对这两种堆型中化学与容积控制系统的差异性比较,从理论上验证了第三代堆型化学与容积控制系统的简化性和优越性,系统设计简化、系统设计级别降低及设备级别降低,不仅降低造价,而且有助于实现相关国产化自主化目标。
关键词:化学与容积控制系统压水堆设计特点对比中图分类号:TM62 文献标识码:A 文章编号:1672-3791(2015)11(c)-0058-02化学与容积控制系统(CVS)是反应堆冷却剂系统(RCS)的一个主要的辅助系统。
对RCS进行水化学控制、容积控制,同时也提供了反应性控制手段,在反应堆启动、停运及正常运行过程中起着十分重要的作用。
就三代堆型CVS与传统压水堆型中的化学与容积控制系统(RCV)作比较,分析两系统的设计差异。
1 三代核电CVS设计和流程三代核电CVS提供安全隔离、终止RCS意外硼稀释、保持RCS压力边界完整性、隔离超量补水、CVS下泄隔离的安全相关功能。
同时提供补充RCS水装量、RCS硼化、稳压器辅助喷淋的纵深防御功能。
CVS由下泄热交换器、再生热交换器、离子交换器、补水泵、过滤器、水箱及相关阀门、管道及仪表组成。
系统由一个位于反应堆安全壳厂房内的净化回路和位于安全壳厂房外的补水下泄设备构成(图1)。
CVS包括以下功能子系统。
净化环路子系统:净化回路位于安全壳内,运行在RCS压力下,由反应堆冷却剂泵(主泵)来提供净化流量的驱动压头。
在功率运行期间,冷却剂通过整个净化环路连续循环。
从主泵出口开始,通过再生热交换器,被上充流冷却后,经过下泄热交换器进一步被冷却。
2023年核电厂安全考试重点知识归纳综合测试题(共58个,分值共:)1、安注系统的运行①高压注射系统由于高压安全注射泵的运转而投入运行②蓄压注射系统的投入运行取决于一回路和蓄压箱之间的压力差③在一回路降压很快的情况下,低压安全注射系统投入运行,以确保高压安全注射系统和蓄压安全注射系统功能的连续性。
低压安全注射系统先以反应堆换料水箱作水源,换料水箱硼水降至低—低水位后,由安全壳集水坑的水作接替水源,淹没堆芯2、核反应堆第二道安全屏障由哪些部件构成?压力壳及其顶盖,蒸汽发生器一次侧,主泵(包括它们的第一道轴封),稳压器及其与一回路的连管、安全阀和卸压阀,一回路管道、蒸汽发生器和主泵、冷却环路的总成,压力壳内操作控制棒的机械装置,辅助系统(由与其相连的环路开始,到第二道隔离装置)3、事故停堆之后重新临界的条件有哪些?(重点)①只有停堆的原因充分查明后,才能允许重新临界②如果停堆的原因未能充分查明而需要重新临界,必须获得电站经理的授权,且事后必须通报国家核安全局③重新临界前必须执行动态控制点程序,以检查重新临界的条件④对未超过安全限值的事故停堆,值班STA将停堆原因等相关信息口头告知核与辐射安全监督站。
随后的机组重新临界前,值班STA口头将机组重新临界的相关信息告知核与辐射安全监督站。
如国家核安全或核与辐射安全监督站提出异议,应立即停止重新临界活动。
⑤对超过安全限值的事故停堆以及国家核安全局认为重要的事故停堆后的重新临界,必须遵守以下程序:针对事故停堆的根本原因及其后果需制定相应的措施及处理计划,并提交国家核安全局;在机组重新临界前必须完成事故处理计划中确定的实验项目,以验证安全重要物项满足原设计要求和有关准则,并消除事故对其功能造成的潜在影响;在完成事故处理计划并确认机组能够安全运行时,向国家核安全局提交重新临界申请;国家核安全局批准重新临界后,方可执行重新临界操作。
4、安全文化构成内容有哪些?决策层的承诺、管理层的承诺、个人的响应(图2-1)5、绘图说明安全注射系统动作条件有哪些?P104 图5-46、什么是核电厂运行整定值?触发保护系统自动投入运行的参数值7、国际原子能机构将核电站事故分为哪几个等级?0级偏差、1异常情况、2一般事件、3重大事件、4无明显场外风险的事故、5有场外风险的事故、6重大事故、7特大事故8、安注系统主要周期试验有哪些?①逆止阀的密封性试验②所有泵的启动试验③所有泵的入口阀特性试验④与安全注射系统相关的入口阀的特性试验⑤所有隔离阀性能试验⑥当安注信号发生时,在7000μg/g上隔离阀响应及其流量测定试验9、压水堆核电站有什么优点?①压水堆以轻水作慢化剂及冷却剂,反应堆体积小,技术十分成熟②压水堆采用低富集度铀作燃料,铀浓缩技术已经过关③压水堆核电厂有放射性的一回路系统和二回路系统分开,放射性冷却剂不会进入二回路而污染汽轮机,运行、维护方便;需要处理的放射性废气、废水及其他废物量较少10、核电厂安全评审和监督包括哪些内容?安全评审方面,应对核电厂安全分析报告的内容和格式作出规定,并按确定的标准审核评价大纲,对安全分析报告进行全面深入的技术审查,实施核安全许可证发放制度;安全监督检查可分为日常的、例行的和非例行的检查,内容包括核电厂建造、调试阶段的焊接质量检查、安全壳混凝土质量检查、设备制造质量检查、质保有效期检查、核电厂运行安全检查11、决定核安全因素有哪些方面?设计、建造、运行、监管、退役12、核电厂设计上采用哪些方面的措施来保证系统和部件的可靠性?应用多重性原则、单一故障原则、多样性原则、独立性原则、故障安全原则,设置可靠的辅助设施,避免共因故障,考虑设备停役的影响13、核电厂在哪些阶段应该申请颁发安全许可?选址、建造、调试、运行、退役14、绘图说明蒸汽发生器辅助给水系统的运行动作条件P118 图5-1315、核电厂一般设置哪几级防御?(5级)①核电厂的设计、建造应考虑防止事故的发生,采取各种有效措施,在运行中提供必须的监督,把事故发生的概率降到最低程度,以达到预期安全运行②在满足第一级防御的各项要求之外,谨慎估计发生事故、影响安全的可能性及其对策问题③主要考虑如发生设计基准事故,而一些保护系统又同时失效时,必须有另外的专设安全设施投入工作,以防止燃料熔化和限制裂变产物释放④为防止和缓解核电厂的严重事故而采取的对策⑤以核电厂发生严重事故的应急对策为主要内容,以适时采取应急防护措施保护公众16、那些事故要求紧急停堆?(重点)①反应堆功率达到超功率整定值或超温温差整定值②一回路压力低③中子注量率高④中子注量率上升速度快⑤蒸汽发生器水位高⑥蒸汽发生器水位极低⑦蒸汽发生器水位低,同时水流量和蒸汽流量不平衡⑧安全注射系统启动17、什么事单一故障准则?指某设备组合在其任何部位发生单一随机故障时仍能执行其正常功能18、第四代先进反应堆系统有什么特点?①必须具有非常低的堆芯破损概率,堆芯熔化概率小于10^-6/(堆*年)②能够通过对核电厂的整体实验向公众证明核电的安全性③在事故条件下无厂外放射性物质的释放,不需场外应急,即无论核电厂发生什么事故,都不会对厂外公众造成损害④初始投资低于1000美元/kW⑤建设周期小于3年⑥电力生产成本每度电低于3美分,能够和其他电力生产方式竞争19、核电厂安全状况监测--安全参数显示系统的作用?监督核电厂安全运转的状况,帮助操纵员及时发现机组故障的征兆,为操纵员处理事故提供支持20、什么是静态控制点程序?当机组处于某一运行模式期间,每一当班运行值接班后为清楚地了解机组的状态而执行的检查程序,以确保机组在该运行模式下所必需的最小可用安全系统与设备满足运行技术规范的要求21、画出压水堆核电厂安注系统的原理图。
M310压水堆系统简介一、 反应堆冷却剂系统(RCP),又称一回路系统。
该系统将堆芯内核裂变所释放的大量热能导出,通过蒸汽发生器将一回路热量传给蒸汽发生器二次侧给水,使之产生饱和蒸汽,送到汽轮发电机发电。
1.系统由堆和三个环路组成.每一环路上有一台蒸汽发生器、一台反应堆冷却剂泵。
在其中的一个环路上还连接有一台稳压器以及稳压器卸压箱。
(见图1)。
一回路也起到包容住放射性裂变产物的第二道屏障。
2.主要设备——反应堆反应堆中核燃料芯块叠置在锆—4合金包壳管中,装上端塞,把燃料封焊在里面,从而构成燃料棒。
包壳将核燃料及其裂变产物包容住,构成了强放射性的裂变产物与外界环境之间的第一道屏障。
在堆芯装入三种不同浓度的核燃料,分别为1.8%、2.4%和3.1%。
高浓度燃料组件布置在外区,中心区浓度最低。
每次换料时,取出中心区的燃料组件,将第二区燃料组件倒换到中心区,将外区燃料组件倒换到第二区。
而在外区装入新燃料,这样每年更换三分之一核燃料组件。
控制棒束组件用于反应性的控制,它由强烈吸收中子的银—铟—镉合金构成。
它在燃料组件的导向管内移动,并由在反应堆压力容器顶盖上方的驱动机构提升和下降。
当需紧急自动停堆时,控制棒束组件靠重力自动落下。
控制棒束组件用来控制由负荷变化或反应堆停堆时所引起的反应性急速变化。
另一方面,依靠溶于反应堆冷却剂中的硼酸浓度来控制反应性缓慢而长期的变化。
这两种控制反应性的方式互为补充,相互结合确保堆芯反应性的调节和控制。
——蒸汽发生器它为自然循环型,由垂直的U型管束的蒸发段和汽水分离段组成。
用一回路的水加热二回路给水,使之产生饱和蒸汽并进行汽水分离和干燥后输送到汽轮机高压缸。
——反应堆冷却剂泵(又称主泵)用于克服一回路中设备和管道阻力,保证冷却剂的循环,它为立式离心泵,由泵体、电机、密封组件和飞轮组成。
主泵轴上有三级轴封,同时用高压水注入泵轴泵和密封组件之间,用于限制冷却剂从泵轴中泄漏。
在主泵顶部安装飞轮,以增加主泵的转动惯量。
1.2 一回路主要辅助系统1.2.1 化学和容积控制系统(RCV)一、概述化学和容积控制系统(RCV)是反应堆冷却剂系统(RCP)的一个主要的辅助系统。
它在反应堆的启动、停运及正常运行过程中都起着十分重要的作用,它保证了反应堆的冷却剂的水容积,化学特性的稳定和控制反应性的变化。
二、系统功能:主要功能:a)容积控制:通过上充和下泄功能维持稳压器水位,保持一回路水容积;b)反应性控制:与反应堆硼和水的补给系统(REA)相配合,调节冷却剂硼浓度以跟踪反应堆的缓慢的反应性变化;c)化学控制:控制反应堆冷却剂的PH值,氧含量和其他容积气体含量,防止腐蚀,裂变气体积聚和爆炸,降低冷却剂放射性水平,净化冷却剂。
辅助功能:(1)为主泵轴封提供经过过滤及冷却的水(2)为稳压器提供辅助喷淋水(3)一回路冷却剂过剩下泄(4)需要时,上充泵可作为高压安注泵运行三、系统功能描述:1. 容积控制所谓容积控制就是通过RCV吸收稳压器不能全部吸收的那部分一回路水容积的变化的量,维持稳压器水位在一个整定的范围内。
一回路水容积变化的原因主要是温度的改变,如图(1)所示:从图可见当反应堆冷却剂系统RCP从冷态(60℃)增温到热态(291℃)时,其比容增加将近40%;正常运行时,冷却剂的平均温度随功率的变化而变化,从而比容也随之改变,也造成一回路中水的体积的改变。
另外,由于冷却剂系统处于155Bar的高压下,也会不可避免地发生泄漏,需系)上充泵图(2)容积控制原理2. 化学控制由于冷却剂在一回路内循环流动,其水化学特性会整个回路都相同:即由于水的温度增高,水中含氧量增加,及一回路水PH值降低,都将导致一回路部件的腐蚀,而冷却剂通过堆芯时,由于中子的辐照,水中的腐蚀产物被活化,并且,也有可能带出元件包壳破裂处逸出的裂变产物。
因此,为了把一回路所有部件的腐蚀限制在最低程度,避免杂质沉积在燃料元件表面而导致包壳因传热恶化而破裂,以及限制一回路水中腐蚀产物成为辐射源,就需要通过化学控制,维持一回路水的化学性质在规定的限值内。
压水堆核电厂先进核反应堆结构原理课件(一)压水堆核电厂是目前较为常见的核能发电方式,其先进核反应堆结构原理课件则是学习核能工程相关知识必备的资料之一。
本文将从以下四个方面介绍这一课件。
一、内容概述先进核反应堆结构原理课件分为五个主要模块:堆芯和反应控制系统、热控制系统、冷却剂系统、安全系统和辐射防护系统。
通过这些模块的学习,可全面掌握压水堆核电厂的结构原理,了解核能发电的基本工作原理。
二、主要内容1. 堆芯和反应控制系统堆芯是核反应堆中最重要的组成部分,它由燃料棒和控制元件组成。
其中,燃料棒是核反应堆的能量源,控制元件则是用于调节反应速率的重要部件。
本模块重点介绍了核反应堆堆芯的组成、燃料棒材料的选择和控制元件的种类及作用。
2. 热控制系统热控制系统是核反应堆中用来控制温度的技术手段。
本模块介绍了反应堆热控制系统的原理和组成,包括慢化剂的选择、模拟器的设计和燃料元件的热力学特性等内容。
3. 冷却剂系统冷却剂系统是核反应堆中实现热量传递的主要手段。
本模块介绍了冷却剂系统的组成和工作原理,包括冷却剂的种类、循环系统的设计以及冷却剂对反应堆性能的影响等问题。
4. 安全系统核反应堆安全是值得高度重视的问题,本模块介绍了核反应堆安全系统的原理和组成,包括事故导致的影响及应对措施等内容。
5. 辐射防护系统辐射防护系统是核反应堆中用来保障人员和环境安全的手段。
本模块介绍了辐射防护系统的原理和组成,包括屏蔽材料的选择和防护结构的设计等。
三、教学实践通过对先进核反应堆结构原理课件的学习,可深入了解核反应堆的组成和工作原理,从而更好地掌握核能发电技术,为日后的工作提供重要的知识储备。
四、结语综上所述,先进核反应堆结构原理课件是核能工程专业学生必备的教学资料。
它系统性地介绍了压水堆核电厂的结构和工作原理,对于深入理解核能发电技术有着不可替代的作用。
2020年第19卷第11期Industrial &Science Tribune 2020(19)11压水堆核电厂一回路化学除氧分析□陆伟【内容摘要】福清核电厂1 4号机组采用M310堆型压水反应堆,机组启动阶段一回路系统必须经过化学平台除氧。
业届成熟的除氧做法是在NS /RRA 模式,通过添加一定量的联氨溶液来实现。
国内各核电厂一回路除氧效果不尽相同,没有可遵循的确定方式。
本文分析了影响除氧效果的因素,如:一回路温度、冷却剂pH 、一回路静/动排气效果、系统运行方式(主泵运转时间、系统扫气)、化学加药量及化学加药方式等。
比较了其它电厂的除氧情况,提出福清核电启动除氧的一些可行建议。
【关键词】一回路冷却剂;联氨;化学除氧【作者简介】陆伟(1987.10 ),男,湖北仙桃人;福建福清核电有限公司工程师;研究方向:电厂化学分析及监督压水堆核电机组从换料停堆至启动过程中,一回路系统须经过除氧,否则一回路冷却剂温度不能超过120ħ[1]。
当温度大于120ħ时,一回路冷却剂中存在溶氧会加速不锈钢和燃料包壳应力腐蚀。
在一回路冷却剂系统温度处于80 120ħ,压力≤3MPa.g 时,一回路冷却剂水化学集中进行调整,我们称之为化学平台。
一回路除氧的影响因素较多,各核电厂一般会建立本厂化学平台除氧的经验公式,指导除氧工作的开展。
化学平台除氧主要依靠经验和实际情况来判断,因此一回路除氧常常会占据较长的主线计划时间,部分国内同行电厂初次化学除氧时间甚至超过12小时。
优化除氧过程,减少占用主线时间是本文探讨的目的。
一、化学除氧过程压水堆核电厂普遍采用的除氧剂为联氨,联氨的水溶液是一种极为有效的除氧剂。
冷却剂中联氨与氧的反应变化:N 2H 4+O 2=N 2+2H 2O从上式可以看出,联氨与溶氧理论上按照物质的量1ʒ1的方式反应生成氮气和水。
用联氨除氧,联氨的消耗量较少,且不会对一回路冷却剂引入任何腐蚀物质而影响机组安全运行。
压水堆核电站1942年费米在世界第一座反应堆上首次实现了可控裂变链式反应。
但是核能这柄双刃剑却首先使用于研制原子弹、氢弹、核潜艇和核航母。
直到20世纪50年代人类才开始开发核能的和平利用——核能发电技术。
1957年底,美国首先将核潜艇压水堆和常规蒸汽发电技术结合,建成了世界上第一座60MW希平港原型压水堆核电厂。
原子核裂变时产生的中子,有的被易裂变核吸收产生新的裂变,有的被某些原子核如(结构材料、减速剂、冷却剂、控制棒等的原子核)俘获后不发生裂变,有的漏到堆芯外面去了。
在裂变时,只有当中子的产生率等于消失率时,裂变反应才能进行下去,通常把这种状态叫临界状态。
达到临界时的堆芯质量叫临界质量。
实际上,核反应堆的燃料装载量比临界质量大,这是因为除了要“烧掉”大部分核燃料外,在堆芯换料时,核燃料的质量也要大于临界质量,还要留有一定的后备反应性,以便控制裂变反应。
压水堆(pressurized waterreactor)使用加压轻水(即普通水)作冷却剂和慢化剂,且水在堆内不沸腾的核反应堆。
燃料为低浓铀。
使用加压轻水作冷却剂和慢化剂,水压约为15.5MPa,水在堆内不沸腾,驱动汽轮发电机组的蒸汽在反应堆以外产生,借助于蒸汽发生器实现,蒸汽压力为6~7MPa。
燃料为浓缩铀或MOX燃料。
20世纪80年代前,被公认为是技术最成熟,运行安全、经济实用的堆型。
最早用作核潜艇的军用反应堆。
1961年,美国建成世界上第一座商用压水堆核电站。
压水堆由压力容器、堆芯、堆内构件及控制棒组件等构成。
压力容器的寿命期为40年,堆芯装核燃料组件。
压水堆核电站以压水堆为热源的核电站。
它主要由核岛和常规岛组成。
压水堆核电站核岛中的四大部件是蒸汽发生器、稳压器、主泵和堆芯。
在核岛中的系统设备主要有压水堆本体,一回路系统,以及为支持一回路系统正常运行和保证反应堆安全而设置的辅助系统。
常规岛主要包括汽轮机组及二回路等系统,其形式与常规火电厂类似。
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化学和容积控制系统(RCV)一、概述化学和容积控制系统(RCV)是反应堆冷却剂系统(RCP)的一个主要的辅助系统。
它在反应堆的启动、停运及正常运行过程中都起着十分重要的作用,它保证了反应堆的冷却剂的水容积,化学特性的稳定和控制反应性的变化。
二、系统功能:主要功能:a)容积控制:通过上充和下泄功能维持稳压器水位,保持一回路水容积;b)反应性控制:与反应堆硼和水的补给系统(REA)相配合,调节冷却剂硼浓度以跟踪反应堆的缓慢的反应性变化;c)化学控制:控制反应堆冷却剂的PH值,氧含量和其他容积气体含量,防止腐蚀,裂变气体积聚和爆炸,降低冷却剂放射性水平,净化冷却剂。
辅助功能:(1)为主泵轴封提供经过过滤及冷却的水(2)为稳压器提供辅助喷淋水(3)一回路冷却剂过剩下泄(4)需要时,上充泵可作为高压安注泵运行三、系统功能描述:1. 容积控制所谓容积控制就是通过RCV吸收稳压器不能全部吸收的那部分一回路水容积的变化的量,维持稳压器水位在一个整定的范围内。
一回路水容积变化的原因主要是温度的改变,如图(1)所示:从图可见当反应堆冷却剂系统RCP 从冷态(60℃)增温到热态(291℃)时,其比容增加将近40%;正常运行时,冷却剂的平均温度随功率的变化而变化,从而比容也随之改变,也造成一回路中水的体积的改变。
另外,由于冷却剂系统处于155Bar 的高压下,也会不可避免地发生泄漏,需要调节水容积。
容控原理见图(2)化学和容积控制系统RCV 从RCP 二环路过渡段引出下泄流,经容控箱再由上充泵把上充流打回RCP ,反应堆稳定运行时,上充流量与下泄流量相等。
当温度变化引起一回路内水体积变化时,稳压器水位发生变化,当水位偏离设定值时,调节上充流量,使稳压器水位恢复到设定值。
但容控箱容量有限,在RCP 系统升温、降温过程,或其它瞬态,水容积发生很大变化时,可与其它系统配合,容控箱水位高时,可排放到硼回收系统(TEP ),容控箱水位低时,可由硼和水补给系统(REA )按需要进行补给。
2. 化学控制由于冷却剂在一回路内循环流动,其水化学特性会整个回路都相同:即由于水的温度增高,水中含氧量增加,及一回路水PH 值降低,都将导致一回路部件的腐蚀,而冷却上充泵图(2) 容积控制原理)剂通过堆芯时,由于中子的辐照,水中的腐蚀产物被活化,并且,也有可能带出元件包壳破裂处逸出的裂变产物。
因此,为了把一回路所有部件的腐蚀限制在最低程度,避免杂质沉积在燃料元件表面而导致包壳因传热恶化而破裂,以及限制一回路水中腐蚀产物成为辐射源,就需要通过化学控制,维持一回路水的化学性质在规定的限值内。
化学控制原理见图(3)1.通过注入化学试剂,控制一回路水质而限制腐蚀,例如,在压水堆启动时,可在一回路冷却剂中注入联氨,以减少水中溶解氧的浓度。
N2H4 + O2 2H2O + N2在正常运行时,在冷却剂中添加控制剂氢氧化锂,以提高一回路冷却剂的PH值。
2.使一回路冷却剂水流过净化系统进行净化,包括,经过过滤以除去冷却剂水中的悬浮状颗粒物,以及通过离子交换树脂以除去离子杂质。
离子交换器中的树脂不能承受超过60℃的温度,所以下泄水必须先从292℃以上的温度降至45℃左右。
另外由于与化学和容积控制系统相关联的其它系统都处于比较低的压力状态,所以必须将下泄流的压力从155bar降至2-5bar。
为避免水汽化,降压必须在冷却后进行,共两次降温降压过程,如图(4)所示,每个冷却阶段之后进行一次降压,在运行过程中也应注意在任何时候工作点都应落在饱和曲线上方,即液态区。
具体采用方式是(参见流程图),第一级为了回收部分热量使用再生式热交换器,在冷却下泄流时同时对上充回路净化后的水进行加热,然后下泄流经过下泄孔板降压;第二级再利用非再生式热交换器将下泄流冷却到45℃,非再生式热交换器的冷却水为设备冷却水系统(RRI)的水,此时下泄流再经过正常下泄调节阀第二次降压。
两个并联混合床离子交换器下泄压图(3)化学控制原理化学控制净化一回路冷却剂还有其它附属功能:通过向外扫气,定期排放积聚在容积控制箱内的裂变气体产物;在设备预加热操作时,用氮气清除水中排出的溶解氧,或在反应堆停闭期间,使用氮气降低一回路水中氢气浓度。
1. 反应性控制反应堆在长期功率运行期间,影响反应性变化的因素主要有以下几点: (1)、燃料消耗,燃料温度变化引起多普勒效应(2)、燃料元件中产生裂变产物,如氙-135,钐-149,它们是吸收中子的毒物,并且浓度随功率变化而改变。
(3)、一回路冷却剂由于温度变化的温度效应;功率亏损等。
反应性控制的目的是,用调节一回路水的硼浓度以保证在压水堆功率运行时,棒束型控制棒组件的调节棒组可位于正常使用的调节带范围内,并能保证压水堆获得足够的停堆负反应性。
在RCV 中进行反应性控制,可采取如下措施:(1)、加硼――在上充泵吸入口注入预先规定数量的硼,在正常功率运行时为了将调节棒组提升到正常使用范围,或为了增加停堆负反应性时,需进行加硼操作。
(2)、稀释――用等量除盐水代替一部分一回路冷却剂的水。
(3)、除硼――用离子交换树脂吸附一回路水中的硼。
(2)、(3)两种操作是为了将调节棒组降低到正常使用范围,或减少停堆负反应性。
表(1)给出进行中子毒物控制时,化学和容积控制系统的调硼操作内容。
P20015010050图(4) RCV 系统冷却和降压表(1)化学和容积控制系统的调硼操作五、流程及主要设备功能实现:RCV系统流程简图见图(5)化学和容积控制系统RCV由下泄回路、净化回路、上充回路、轴封及过剩下泄回路四部分组成。
RCV正常运行时基本流程是:从反应堆冷却剂系统二环路过渡段引出压力为155bar,温度292℃,流量为13.6Kg/h的下泄流体,经隔离阀RCV002VP,003VP进入再生热交换器RCV001EX壳侧,冷却到140℃,再由三组并联的降压孔板RCV001DI,002DI,003DI(正常时一组运行),把压力降到24bar;下泄热交换器RCV002RF及调节阀RCV013VP进行第二级降温降压,使温度降到到46℃,压力降到2-3个大气压左右(以达到下游除盐床能适应的温度和压力),由过滤器滤除冷却剂中直径大于5μm的固体腐蚀产物,进入除盐床除去冷却剂中的裂变产物及腐蚀产物,然后进入容控箱RCV002BA,经上充泵升压到177bar返回冷却剂系统一环路冷段和轴封水回路。
设备功能实现如下:1)热交换器和孔板及调节阀RCV013VP它们实现的是降温降压功能,热交换器分别设在孔板和调节阀之前,是防止先降温后降压会出现闪蒸现象。
热交换器的流量按最大下泄流设计(27060Kg/h),再生热交换器必须保持有最小上充流量率,以达到要求的出口温度(小于190 O C)。
孔板正常下泄时是一个或最多两个投入运行,反应堆冷却剂系统降压时,三个都要投入。
孔板按正常下泄流设计(50%最大下泄流),正常下泄压降为13.1MPa。
下泄流经过再生热交换器(RCV001EX)热量由返回冷却剂系统的上充水回收,达到加热上充流的目的;非再生热交换器也即下泄热交换器(RCV002RF)的冷却水来自设备冷却水系统RRI,下泄流的出口温度由一个调节冷却水流量的调节阀控制,使下泄流温度适宜离子交换器运行。
两热交换器的运行参数见表(2)加硼旁补水旁路直接硼化表(2)热交换器的运行参数2)除盐床:混床RCV001,002DE并联,互为备用,使用的交换树脂为锂型阳树脂和氢氧型阴树脂,能使大部分裂变产物浓度至少降低十倍,他们能处理一个换料周期1%燃料破损率的下泄冷却剂,以最大下泄流设计。
为避免稀释反应堆冷却剂,混床除盐装置在与RCV连接之前,应使树脂内所含硼酸饱和。
阳床RCV003DE为H型阳树脂,间断运行以控制7Li的浓度,7Li主要来自10B(n, )反映。
1%燃料破损率,也能有足够交换能力维持反应堆中铯的浓度小于3.7x104Bq/cm3。
以正常下泄流设计。
向除盐装置充填树脂必须采用SED 水。
表(3) 除盐床运行参数3)容控箱:RCV002BA;作为一回路缓冲水箱,其在负荷瞬变时,可接收稳压器不能容纳的那部分冷却剂波动容积,当下泄流过多时可向硼回收系统TEP排放,不足时可由硼和水补给系统REA补充。
停堆期间,还用于冷却剂脱气,在打开主回路前,先用氮气吹扫,以清除溶解于一回路水中的气体;积聚在容控箱中的气体裂变产物均定期地向核岛废气和疏排水系统RPE排放;并作为上充泵的高位水箱能为上充泵提供足够的NPSH;也是冷却剂加氢除氧途径。
正常运行温度40 O C,压力0.22MPa.a,箱体容积8.9m3。
4)充泵:RCV001PO,002PO,003PO,见流程简图(5)。
功能:正常运行时保证上充和轴封流量,发生LOCA事故时进行高压安注。
上充泵的上充流量:最大上充流+正常密封水注入流+最小流量管线流量。
三台并联的上充泵是离心式多级卧式泵,把容控箱来的水升压到177bar,使经过净化的下泄流重新返回一回路系统。
每台上充泵装有一台齿轮增速器驱动油泵(007PO,008PO,009PO分别对应001PO,002PO,003PO)和一台电动辅助油泵(004PO,005PO,006PO分别对应001PO,002PO,003PO)。
正常运行时,用齿轮油泵润滑,在启动时用电动油泵提供顶轴油压。
用上充泵作高压安注泵使用时,要求上充泵立即启动。
设计上允许在这种情况下即使电动油泵不能用和齿轮油泵未给出有效油流量之前启动上充泵。
表(4)除却正常下泄,一回路系统还有另一条下泄通道——过剩下泄通道。
当正常下泄通道不能运行时,即投入过剩下泄,使从主泵轴封注入的水得以疏出,维持主系统的总水量不变。
过剩下泄通道从冷却剂系统RCP的一环路过渡段引出一股下泄流,经过剩下泄热交换器RCV021RF冷却后和轴封回流汇合,一同返回上充泵入口。
参见RCV系统简图(5)。
轴封水回路经两台并联运行的过滤器RCV003FI,RCV004FI中的一台,除去尺寸大于5 m的固体杂物后进入主泵一号轴封。
轴封水一部分顺泵轴朝下冷却主泵轴承后进入一回路;另一部分则朝上经过1号轴封配合面流出主泵作为轴封回流。
轴封回流由由轴封回流过滤器RCV005FI除去固体颗粒后进入轴封回流热交换器RCV003RF,冷却后返回上充泵入口。
4)过剩下泄热交换器:RCV021RF;设计流量等于额定密封水注入流量通过冷却剂热屏进入反应堆冷却剂系统的那部分流量(500Kg/h,出口温度550C)。
过剩下泄管路仅在RCV下泄管线与轴封注入管线一起运行时,发生故障或断裂的情况下使用。
5)轴封回流热交换器:RCV003RF;被冷却流体是冷却泵 1号密封引漏水和021RF来的过剩下泄流及上充泵最小流量。