核岛主要辅助系统

注：本资料主要针对《核电厂系统及设备》臧希年编著第2版清华大学出版社2011年7月；笔者根据所学知识及综合一些其它资料汇编而成，分为课后习题解答与复习提纲两部分；本资料仅供读者作些参考，由于笔者知识有限，有些知识难免存在一些偏差，请批评指正。

2014年2月16日星期日第一部分：课后习题参考答案（2、3、4、5、7、8）第二章压水堆核电厂1.从电能生产的观点看，压水堆核电厂有哪些部分？各自有什么作用？答：从电能生产的角度看，压水堆核电厂分为核岛与常规岛，核岛利用核能生产蒸汽，常规岛利用蒸汽生产电能。

2.从热力循环的观点看，压水堆核电厂由几个回路组成？各自的作用是什么？答：压水堆核电厂主要由反应堆冷却剂系统（简称一回路），蒸汽和动力转换系统（又称二回路），循环水系统组成。

一回路生产蒸汽，二回路与三回路将蒸汽的热能转换为推动核汽轮机组转动的机械能。

3.核电厂的厂址须满足什么要求？答：应考虑三个方面①核电厂的本身特性。

核反应堆是一个强大的放射源，核电厂的热功率决定了反应堆内的放射性的总储量，在相同的运行条件下，堆内放射的总量与功率成正比。

②厂址的自然条件与技术要求。

应尽可能地避免或减少自然灾害（如地震，洪水，及灾难性气象条件）造成的后果，并应利于排出的放射性物质在环境中稀释③辐射安全要求。

⑴辐射安全应符合国家环境保护，辐射防护等法规和标准的要求⑵将核电厂设置在非居民区⑶考虑厂址周围的人口密度和分布。

4.核电厂主要有哪些厂房？核电厂主要有反应堆厂房（即安全壳），燃料厂房，核辅助厂房，汽轮机厂房和控制厂房。

5.解释名词：多道屏障，纵深防御，单一故障准则多道屏障：在所有情况下保证绝对控制过量放射性物质对外释放，核电厂设置了三道屏障，只有这三道屏障全部被破坏才会释放大量的放射性物质。

纵深防御：将安全有关的所有事项置于多重防御之下，在一道屏障失效后还有另一道屏障来弥补。

单一故障准则：当系统中某一部件不能执行其预定功能安全功能时，并不影响整个系统功能的执行。

核岛与常规岛核电站安全壳内的核反应堆及与反应堆有关的各个系统的统称。

核岛主要包括核蒸汽供应系统、安全壳喷淋系统和辅助系统。

核岛的主要功能是利用核裂变能产生蒸汽。

核岛厂房主要包括反应堆厂房（安全壳）、核燃料厂房、核辅助厂房、核服务厂房、排气烟囱、电气厂房和应急柴油发电机厂房等。

核蒸汽供应系统由一回路（反应堆冷却剂循环系统）及与一回路相连接的系统所组成。

一回路的主要设备有反应堆堆心、压力容器、蒸汽发生器、稳压器、主循环泵及管道。

一回路中冷却剂（高温高压的水流）的主要作用是将反应堆堆心产生的热量带到蒸汽发生器，传给二回路，生产蒸汽；在一回路水中加入硼酸，用来控制反应性的慢变化；用稳压器维持一回路压力的稳定和补偿水在冷态和热态时的体积变化。

与一回路相联的系统包括化学和容积控制系统、反应堆安全注射系统和余热冷却系统。

化学和容积控制系统的主要作用是维持一回路所需要的水量；调节溶解在冷却水中的硼酸浓度，以控制反应堆的反应性；对水进行净化处理，除去水中的裂变产物和腐蚀产物；给一回路的水加入腐蚀抑制剂和各种化学添加剂。

反应堆安全注射系统的主要作用是当一回路发生失水（例如，一回路管道发生大破裂而引起大泄漏）时，安全注射系统就作为安全给水系统。

它主要由高压注射部分、安全注射箱和低压注射部分组成。

前者于中等失水时起动，后者于大量失水时起动。

安全注射箱通过两个逆止阀和一个隔断阀与一回路相连，起安全注射作用。

这几部分协同工作即能保证堆心的冷却，并可使反应堆停堆。

核反应堆停堆后，燃料元件因裂变产物的衰变而发热，余热冷却系统的作用是带走这部分热量。

它主要由热交换装置、循环泵和阀门等组成，用于停堆、更换燃料以及一回路系统发生大量泄漏事故时带走热量，冷却堆心。

安全壳喷淋系统由两条独立的管线组成。

每条管线系统都是由喷淋泵、冷却器、喷头、换料水箱、阀门等设备组成。

当发生失水事故时，一回路中高温高压的水漏到安全壳中，由于安全壳是密封的，安全壳里的压力和温度都会升高。

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。

- 60 -第六章 一回路辅助系统一回路辅助系统是核辅助系统的一个重要组成部分。

除了一回路辅助系统之外，核辅助系统还包括有辅助冷却水系统、三废处理系统、核岛通风空调系统以及核燃料装卸贮存和工艺运输系统。

一回路辅助系统包括化学和容积控制系统（RCV ）、反应堆硼和水补给系统（REA ）、余热排出系统（RRA ）和核取样系统（REN ）。

RCV 与核安全有关，REA 的调硼和加硼部分与核安全有关，RRA 与核安全密切相关，完全按专设安全设施的要求来设计。

REN 在监督一回路水质、保证一回路系统正常运行、减少厂房内剂量及延长设备使用寿命等方面起着重要的作用。

本章只介绍前三个系统，即：RCV 、REA 和RRA 。

6.1 化学和容积控制系统(RCV)6.1.1 系统功能1. 主要功能化学和容积控制系统(以下简称化容系统)保证反应堆冷却剂系统（RCP ）所必需的三种功能,即：容积控制、化学控制和反应性控制。

（1）关于容积控制——水容积变化的原因当一回路水温变化时，回路中水的容积也随之变化（图6.1）。

从图中可以看出，一回路水温自冷态（60℃）变到热态（291.4℃），水容积将增加近40%。

正常运行时，一回路水的平均温度随着功率的增加而增加，功率的改变也将引起水容积的变化。

一回路水容积的变化必将导致稳压器水位的波动；一回路是个高压（15.5MPa ）水回路，压力容器一号密封、主泵2号轴封和一些大的阀门、阀杆等一回路边界将不可避免地产生泄漏，这些泄漏也会引起稳压器水位的波动。

——容积控制的目的就是要吸收一回路的水容积变化，将稳压器的液位维持在整定值上。

不同功率下稳压器液位的整定值是不同的，称为程序液位。

——容积控制原理简单来说，就是通过化容系统的上充、下泄来吸收一回路的水容积变化，将稳压器的水位维持在程序液位（图6.2）。

- 61-图6.2 容积控制原理(2)关于化学控制——一回路水化学变化的原因物理腐蚀：杂质沉积在燃料包壳上结垢，形成热点，导致燃料包壳破损；化学腐蚀（侵蚀）：一回路水中杂质多、温度高、氧含量增加以及pH 值降低等原因都将会大大加速化学腐蚀。

CAP1400核电站物项分级体系简析CAP1400核电站物项分级体系是用于核电站工程建设中对不同物项的分类和分级的一种体系。

该体系主要包括四个层次的物项分类，分别是核岛关键设备、核岛非关键设备、常规岛设备和辅助系统设备。

在CAP1400核电站中，核岛是核电站中最关键的设备部分，核岛关键设备是指核岛中必不可少的设备，包括核反应堆、核蒸汽发生器、核燃料组件等。

这些设备的失效可能会导致核岛无法正常运行，对核电站的安全性和可靠性有着重要影响。

核岛非关键设备是指核电站中相对次要一些的设备，如热交换器、冷却器、泵等。

这些设备的失效可能会影响核电站的运行效率和经济性，但不会对核岛的安全性产生直接影响。

常规岛设备是核电站中与常规电站类似的设备，包括发电机、变压器、供电系统等。

这些设备是核电站的一部分，但不直接与核反应堆有关，其失效可能会影响核电站的电网连接和供电能力，但不会对核反应堆的运行产生直接影响。

辅助系统设备是核电站中提供支持和服务功能的设备，如给水系统、通风系统、消防系统等。

这些设备是核电站安全和运行的保障，虽然不直接与核反应堆运行有关，但其失效会对核电站的安全性和可靠性产生影响。

核电站物项分级体系的目的是为了对不同物项进行合理的分类和管理，以确保核电站的安全运行和高效运维。

通过对关键设备和非关键设备的分类，可以针对不同设备采取不同的保护和维护措施，提高设备的可靠性和安全性。

对常规岛设备和辅助系统设备的管理，也可以提高核电站的经济性和系统效率。

CAP1400核电站物项分级体系是一种合理的对核电站设备进行分类和分级的体系，能够对不同的设备进行有效管理，保障核电站的安全运行和高效运维。