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核电厂系统及设备第五讲（2011—2012学年第2学期）主讲：田丽霞2一回路主要辅助系统1化学和容积控制系统2反应堆硼和水的补给系统3余热排出系统4设备冷却水系统5重要厂用水系统6换料水池和乏燃料池冷却和净化系统7废物处理系统3•概述一回路主要辅助系统是核岛的重组成部分。它不仅对核电厂正常运行是不可缺少的,而且在事故工况下,为核电厂安全设施系统提供支持。4按其功能可分为以下几类:•排出核燃料剩余功率；•对反应堆冷却剂进行化学和容积控制；•进行设备的冷却；•废物的收集和处理；•核岛通风空调系统。51化学和容积控制系统(CVCS)1.1系统的功能1.2设计依据1.3系统流程1.4系统设备布置1.5系统运行61.1系统的功能化容系统主要功能如下:•通过改变反应堆冷却剂的硼浓度,对堆芯进行反应性控制；•维持稳压器的水位,控制一回路系统的水装量；•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；7•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。891.2设计依据1反应性控制•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,这一过程需要几分钟到几十分钟。对反应性调节速度较慢,仅适于控制较慢的反应性变化：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。10•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。•表4.1为典型的压水堆可溶性毒物反应性和棒控反应性分配。可以看出,硼酸控制的反应性量占总的反应性控制量的70%左右。11表4.1压水堆反应性控制的分配12•硼酸浓度对慢化剂的温度系数有着重要的影响,在较高的硼浓度下,可能出现正的慢化剂温度系数。在压水堆核电厂,为保证反应堆安全运行,技术规范（TechnicalSpecification）中规定,运行中应使慢化剂温度系数保持负值，规定了反应堆工作温度下冷却剂的硼浓度不应大于1400×10-6。13根据该电厂运行的需要,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。•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。大型压水堆的冷停堆和启动要求冷却剂硼浓度的相应改变量为(300~500)×10-6。14•补偿燃耗运行过程中,剩余反应性逐渐减少,需不断调整冷却剂的硼浓度,通过注入除盐水来实现。•反应堆检修及换料换料冷停和维修冷停堆,要求硼浓度至少2100×10-6,保持必须的停堆深度。•负荷变化负荷变化也可通过改变硼浓度实现。152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。16•对于较快的负荷变化,如每分钟±5%额定功率的线性功率变化,或±10%额定功率的功率阶跃改变,化容系统与稳压器共同承担容积补偿。一般说来,化容系统分担上述过程中容积变化的30%~40%。•对于一回路小的泄漏,由化容系统提供足够的补给水。17•容积控制就是通过CVCS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，如下图所示：18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%；图（1）水的比容随温度变化曲线19图（2）容积控制原理203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。（1）放射性水平的控制①水及其中杂质的活化；②裂变产物的释放；③腐蚀产物的活化；④化学添加物的活化21•裂变产物向冷却剂的释放速度是以逃逸系数来衡量的，定义为单位时间内裂片核由燃料包壳缺陷释放出来的份额，单位为s-1。实验证明，裂变产物的释放速度正比于它在燃料中的累积量。对一定的核素可以列出如下两个方程:22fffLfLdLdNFYNNdtdNNNkNdt•Nf、NL分别为燃料和冷却剂中的核素数目,F为裂变率,Y为裂变产额,λ为衰变常数,kd为核素在冷却剂中的减少率(核素在离子交换树脂上的吸附，在设备表面的沉积，泄漏等)，γ为逃逸率系数。•冷却剂中裂变产物的放射性大小取决于三个因素:裂变产物逃逸率;核素衰变;净化作用,裂变产物沉积等原因造成的裂变产物损失。23•一座典型的1000MW级压水堆核电厂在冷却剂中各种裂变产物和活化腐蚀产物的放射性。冷却剂的放射性主要是由惰性气体(占90%以上)、碘(占3%以上)、铷（占1%）、钼（约占1%）和铯（小于1%）组成的。进入一回路冷却剂的放射性惰性气体每年大约有数千万GBq，绝大部分是Kr（1.83h）、Xe（9.11h）等短寿命的同位素，它们在运行过程中自行衰变，排出堆外后很快就消失，需作净化处理的仅占很小一部分。24表4-2压水堆冷却剂的放射性（电功率1000MW，冷却剂温度303oC,燃料破损率1%）25（2）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。26•腐蚀带来的问题尤为重要。腐蚀除了能引起结构材料破坏外,也是裂变产物释放和腐蚀产物活化的根本原因。防止腐蚀时冷却剂化学的中心任务。27①氧•水中游离氧的存在是造成金属材料腐蚀的重要原因。在无氧的高温水中,不锈钢表面将生成Fe3O4和伽玛Fe2O3型氧化物。它们构成了致密的氧化膜,保护金属不被进一步氧化。相反,若水中存在游离氧,则生成阿尔帕Fe2O3型氧化物。它结构疏松,不具备保护作用。氧的存在还加剧不锈钢氯离子应力腐蚀破坏。28②氢•辐照作用下，水分解生成H2、O2、H2O2以及多种自由基。如水中含有氢气，能抑制水的辐射分解，从而抑制金属腐蚀。•实际核电厂运行中,考虑到泄漏和不均匀等因素,每公斤冷却剂中加入25ml~40ml氢气。29③氯离子和氟离子•不锈钢应力腐蚀破坏的几率正比于氯离子浓度和游离氧含量的乘积。当水中氧含量较高时,即使氯离子浓度低于1×10-6时,应力腐蚀破裂也会发生。为防止发生应力腐蚀,除限制含氧量外,氯离子浓度也不宜超过0.1×10-6或0.15×10-6。30•水中存在微量氟离子既能明显加剧锆合金的腐蚀和吸氢,又能与氧共同作用引起不锈钢的应力腐蚀。在不发生沸腾的情况下,氟离子含量小于2×10-6的水对锆合金已无危害。•目前压水堆一回路水质标准将氟含量规定在0.1×10-6以下。31④pH值及pH值控制剂•对不锈钢和镍基合金，水质偏碱性会导致腐蚀加剧。•试验表明：当pH11.3时,对锆腐蚀不明显;当pH12时,腐蚀明显加剧。32•在碱性介质中,亚铁离子的溶解度在某一温度下有一最小值,pH值越高,相应的最小溶解度温度越低。冷却剂保持较高的pH值,能使腐蚀产物从堆内迁移至堆外。对于现行的压水堆核电厂一回路结构材料,水质偏碱性较好,以pH值为9.5~10.5为宜。•常用的pH值控制剂有两种,它们是氢氧化锂和氢氧化铵。33⑤电导率•电导率是水中离子总浓度的一个指标,单位（uS/cm）水越纯净,电导率越低。电导率是水纯度的一个度量标准。•冷却剂中加入硼酸和pH值控制剂后，电导率已不能有效地反映冷却剂的纯度，而只能规定一个允许范围，具体取值大小取决于硼酸和pH值控制剂的添加量。通常电导率范围为1~40。341.3系统流程351下泄管线•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,其正常流量约为13.6m3/h,经下泄隔离阀进入再生热交换器的壳侧,冷却至140℃,再经过节流孔板,将压力降至2.4MPa后,进入下泄热交换器的管侧,由壳侧的设备冷却水将下泄流温度降低至46℃左右,离开下泄热交换器的下泄流经下泄压力控制阀再次降压，进入过滤器，滤去水中5μ以上的悬浮颗粒。经温控三通，进入净化段。36管道的前后压差较大时，往往采用增加节流孔板的方式，其原理是：流体在管道中流动时，由于孔板的局部阻力，使得流体的压力降低，能量损耗.37•正常下泄实际上是两次降温降压过程，第一次降温降压是通过布置在安全壳内的再生热交换器和其下游的节流孔板，使反应堆冷却剂从15.5MPa、291.4℃降至2.4MPa、140℃左右；第二次降温降压是通过安全壳外的下泄热交换器及其下游的下泄压力控制阀。38图(4)RCV系统冷却和降压392净化段•净化段的离子交换树脂的正常工作温度范围为46℃~62.5℃。若下泄流温度高于57℃，三通阀将自动切换，使下泄流旁路离子交换树脂床，防止离子交换树脂经受高温后失效。下泄流经温控三通阀进入两台并联的混合除离子床中的一台，除去大多数离子状态的裂变产物和腐蚀产物，然后进入间歇运行的除阳离子床除去铯、钼和过量的锂离子。在除离子床下游，设置三通阀，借此可将下泄流导向硼回收系统进行除硼操作。40•下泄流最后进入容积控制箱，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气态裂变产物，同时吸收部分氢气。4142(1)过滤器•在下泄热交换器出口，设置了前置过滤器，用来拦截悬浮颗粒；在下泄流离开除离子床之后，设置了后置过滤器以清除树脂碎片。43(2)混合除离子床•由于冷却剂中加硼酸和氢氧化锂，为了使离子交换树脂在吸附杂质同时不改变硼和pH控制剂含量，混合除离子床采用硼酸型阴离子树脂和锂型阳离子树脂，这些树脂对绝大多数可溶性杂质有很好的吸附作用，但对若干阳离子，如钼、钇、铯去除效果不佳。44(3)除阳离子床和除硼离子床•除阳离子床是H＋型阳离子床，由于硼酸作为中子吸收剂，10B（n,α）反应将生成7Li，特别在寿期初，7Li生成量较大，需适时地使下泄流经过H＋型阳离子床，以除去冷却剂中多余的7Li；由于硼浓度随燃耗增加会不断降低，这样pH值就会提高，也需要用除阳离子床降低7Li浓度。此外，该除阳离子床还能吸附锂型和硼酸型混合除离子床所不易吸附的钼、钇、铯等阳离子，对提高冷却剂净化深度有利。45•除硼离子床是OH-型阴离子树脂床，其作用是用来去除冷却剂中的硼酸。随着反应堆运行，过剩反应性减少，冷却剂的硼浓度需相应降低。前半寿期，硼浓度高时，加水稀释效果较好；寿期末，硼浓度很低时，充水稀释会造成大量含硼水，这时采用OH-型除硼离子床来降低硼浓度就比较合理。46(4)容积控制箱•容积控制箱收集和容纳下泄流，为一回路冷却剂提供容积补偿。•它作为高位水箱，为上充泵提供净正汲入压头。容积控制箱上部的气空间起到除气作用。下泄流从容积控制箱顶部的喷头喷出，雾化，增加了气液传质表面，裂变气体从冷却剂中解吸出来。半衰期较短的裂变气体在容积控制箱滞留过程中就衰变掉了。47•对长半衰期核素（如85Kr）去除效果较差。因此提出了一种定期用氢气和氮气扫气的方法，将裂变气体载带到废气处理系统。据报道，这样可以使冷却剂中85Kr的浓度降低30倍。喷淋还利于氢气被冷却剂溶解。483上充管线•上充泵采用卧式多级离心泵，它从容积控制箱汲水，将水压升高到一回路压力以上（17.7MPa）。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。49上充泵出口水分两路：•一路经上充流量调节阀和再生换热器进入一回路冷段；•另一路经轴封水流量调节阀向主泵输送密封水。稳压器丧失正常喷淋时，上充泵提供辅助喷淋；•上充流量调节阀的最小流量要考虑冷却下泄流(6m3/h),最大流量(25.6m3/h)要考虑保证轴封水供应。504主泵轴封水回路•上充泵流量的一部分，经过滤器(5μ)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