04篇核岛主要辅助系统

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4.1.4 系统设备布置（续）
▪ 在核辅助厂房，根据剂量分区的原则，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，相应的阀门也采用穿墙穿地板的机 构以防射线对人体的危害。
▪ 三台上充泵平行布置，中间用隔墙隔离。容积控 制箱安放在高出上充泵5m的楼层上。其它设备如 下泄热交换器、轴封水热交换器等布置在上充泵 周围。
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4.1.5 系统运行
正常功率运行
➢ 稳态功率运行时，下泄流量由一回路净化流量决定。
这个流量基本保持恒定，由稳压器水位控制系统调节上流流 量，使稳压器的水位满足规定的整定值
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。
➢ 负荷变化时，引起的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能力。
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上充泵和上充管线
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主泵轴封水回路
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4.1.4 系统设备布置 ▪ 下泄流的高温高压部分布置在安全壳内。即从一
回路系统冷段下泄支管经下泄隔离阀、再生热交 换器到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。其它部分的设备及管 线布置在核辅助厂房和连接厂房。 ▪ 系统的高压部分布置在安全壳内是由于高压设备 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。 ▪ 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 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，从而降低核辅助厂房的放射性水平。
▪ 根据核电厂运行的需要，化容系统调节冷却剂的 硼浓度，控制反应性的慢变化，并在冷停堆和换 料过程中保持足够的停堆深度。
停堆深度（shutdown margin）：反应堆处于次临界状态偏离 临界的程度。通常用负反应性量来表示。
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▪ 启动及停堆
➢ 冷停堆前，应提高冷却剂硼浓度，以提供足够的停堆深度； ➢ 反应堆启动前，应使冷却剂硼浓度减小到临界所需的范围。 ➢ 硼浓度的改变应足以补偿多普勒效应、慢化剂温度效应、氙及钐
➢ 排气：
若反应堆准备进入换料或维修停堆，要对容积控制箱 进行排气操作，以降低冷却剂中的放射性水平。
排气操作有两种方法：
➢ 一是通过提高容积控制箱的水位排气； ➢ 二是用氢或氮对容积控制箱进行扫气，气体排往废气处理
系统。
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4.1.5 系统运行（续）
冷停堆（续）
➢ 稳压器水位维持：
➢ 放射性废物必须谨慎对待，严格管理，使其 对人员和环境的影响降至最低；
➢ 相关系统包括：排气疏水系统、硼回收系统、 废液、废气和固体废物处理系统。
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压水堆核电厂辅助系统功能（续）：
▪ 核岛通风空调系统
➢ 核岛通风空调系统目标：
为工作人员提供舒适环境 为设备安全运行提供合适的环境 控制和限制污染空气或受到污染的空气排放
➢ 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。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。
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4.1.5 系统运行（续）
冷停堆
➢ 加硼：
一回路降温降压前必须使一回路冷却剂达到所需的冷 停堆硼浓度，为了加快硼化过程，开启两组节流孔板 增加下泄流。2020源自8/39▪ 缺点：
➢ 调节速度慢，仅适于控制较慢的反应性变化。
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。
用于控制电厂升温过程中反应性的变化、燃耗引起 的反应性变化和裂变产物氙和钐引起的反应性变化。
对于补偿快速的反应性变化，如多普勒效应、空泡 效应、快速的负荷跟踪和紧急停堆等必须采用控制 棒。
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4.1.2 设计依据
▪ 反应性控制
现代压水堆采用硼酸控制反应性。
▪ 优点：
➢ 硼酸溶于水中，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。
➢ 可溶性硼酸均匀弥散在慢化剂中，消除了采用控制棒 时造成的堆芯内中子通量密度不均匀现象。反应堆运 行时，控制棒几乎可以全部抽出堆芯，使堆芯功率分 布均匀，而且这种均匀的功率分布不随燃耗的变化而 改变，这对提高燃耗深度是有利的。
第4章 核岛主要辅助系统
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压水堆核电厂辅助系统功能：
▪ 排出核燃料剩余功率
➢ 核燃料在停堆以后还要保持很长时间的剩余 释热，为了保证反应堆的安全，在反应堆停 堆后相当长时间内，必须保证足够的堆芯冷 却，有效地排出堆芯余热。为此专门设置余 热排出系统。
➢ 乏燃料组件从反应堆移到乏燃料水池后，乏 燃料剩余释热会使水温度升高。反应堆换料 期间，反应堆换料水池也需要冷却。为排出 乏燃料余热和净化水池水质专门设置反应堆 换料水池和乏燃料水池冷却和净化系统。
③ 腐蚀产物的活化（小部分）；
④ 化学添加物的活化（影响小）
➢ 冷却剂总放射性指标作出规定完全由燃料包壳破损率 和冷却剂净化系统的效率所决定。
➢ 化容系统应清除反应堆冷却剂中的放射性物质，系统 的能力应以设计规定的燃料容许破损率为依据。
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▪ 水质指标控制 水除了载热和慢化中子外，还发生一系列的反应，
其中包括：水和其中杂质的中子活化反应、水的辐射 分解、水对材料的腐蚀及腐蚀产物的活化、迁移和沉 积、裂变产物从破损的燃料元件中逃逸及其随冷却剂 的转移等。这些过程都导致水质恶化、回路中放射性 增高以及结构材料损坏等不良后果。
其中，腐蚀带来的问题尤为重要。防止腐蚀是冷 却剂化学的中心任务。一方面应发展耐腐蚀的结构材 料，另一方面应该严格控制冷却剂的水质。
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。
➢ 长时间升降功率时，需要调节硼浓度，补偿由于温度、 氙毒变化而引起的反应性变化。
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4.1.5 系统运行（续）
启动
➢ 硼回收系统收集化学和容积控制系统下泄水 和核岛排气疏水系统的可用水，经处理后向 硼和水补给系统供给水和硼酸。
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压水堆核电厂辅助系统功能（续）：
▪ 进行设备冷却
➢ 设备冷却水系统向核岛内需要冷却的设备提 供冷却水，然后将热量传输给重要厂用水系 统的海水，从而将核电厂废热排入核岛的最 终热阱。
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4.1.5 系统运行（续）
安注启动后化容系统的运行
➢ 绝大多数压水堆电厂化容系统的设计，将化容系统的上 充泵兼作高压安注泵，这样的化容系统，一般配备三台 上充泵。正常运行时，一台上充泵运行，另一台上充泵 作为其维修备用泵，第三台上充泵作为应急备用。
➢ 正常运行时，一台上充泵从容积控制箱汲水，水升压后 注入上充回路和轴封水系统；一旦接到安注信号，另一 台应急备用的上充泵启动，两台上充泵这时作为高压安 注泵运行。高压安注泵从低压安注泵排水管或换料水箱 汲水，升压后将水注入到高压安注管线。一股小流量仍 保证轴封水供应。安注信号使上充泵通向容积控制箱和 上充管线上的隔离阀关闭，上充泵最小流量管线上的隔 离阀也关闭，以保证足够大的压力和流量向安注系统供 应应急冷却水。
▪ 对反应堆冷却剂的水质进行化学控制和净化，减 少反应堆冷却剂对设备的腐蚀，控制反应堆冷却 剂中裂变产物和腐蚀产物的含量，降低反应堆冷 却剂的放射性水平；
▪ 向反应堆冷却剂泵提供轴封水； ▪ 为反应堆冷却剂系统提供充水和水压试验手段；
▪ 对于上充泵兼作高压安注泵的化容系统，事故时 用上充泵向堆芯注入应急冷却水。
▪ 对于一回路小的泄漏，可由化容系统提供足够的 补给水。
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水质控制
化容系统在设计规定的燃料包壳破损率(一般 为0.5%)情况下，应能保证冷却剂达到规定的放 射性水平和水质指标。
▪ 放射性水平的控制
➢ 冷却剂的放射性来自：
① 水及其中杂质的活化（影响小）；
② 裂变产物的释放（占绝大部分）；
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典型的压水堆硼酸控制反应性和棒控反应性分配。 硼酸控制的反应性量占总的反应性控制量的70%左右。
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▪ 硼酸浓度对慢化剂的温度系数有着重要的影响。
➢ 为了保证反应堆安全运行，运行中应使慢化剂温度系 数保持负值
➢ 如果硼浓度高，可能出现正的慢化剂温度系数。在压 水堆核电厂, 规定反应堆工作温度下冷却剂的硼浓度不 应大于1400ppm。
一回路的冷却最初由蒸汽发生器进行，随着一回路冷 却，冷却剂体积收缩，靠增加上充流量来维持稳压器 水位，水的补充由硼和水补给系统根据容积控制箱水 位自动补给。
➢ 压力控制
当一回路改由余热排出系统冷却时，一部分冷却剂直 接进入下泄热交换器，降温降压后净化，但下泄管线 上的节流孔板仍然开着，以避免一回路超压。稳压器 汽腔完全消失后，一回路压力由下泄压力控制阀控制。
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▪ 容积控制
▪ 化容系统补偿核电厂从冷态到热态零功率启动过 程或从热态零功率到冷停堆过程中按允许升温或 降温速率运行所引起的一回路水体积的变化。
▪ 在正常的变功率运行过程中，该系统维持稳压器 的程序水位。
▪ 对于较快的负荷变化，化容系统与稳压器共同承 担容积补偿。化容系统一般分担容积变化的30% ~40%。