核电工艺系统培训

第一部分专设安全系统和核辅助系统介绍,系布与布置设计所丁亮2011-11-20,主要内容,专设安全系统,安全注入系统（RIS）,安全壳喷淋系统（EAS）,辅助给水系统（ASG）,核辅助安全系统,化学和容积控制系统（RCV）,硼和水补给系统（REA）,余热排出系统（RRA）,反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统（PTR）,设备冷却水系统（RRI）,重要厂用水系统（SEC）,安全注入系统功能,主要功能：在一回路小破口失水事故时或在二回路蒸汽管道破裂造成一回路平均温度降低而引起冷却剂收缩时，RIS用来向一回路补水，以重新建立稳压器水位；在一回路大破口失水事故时，RIS向堆芯注水，以重新淹没并冷却堆芯，限制燃料元件温度的上升；在二回路蒸汽管道破裂时，向一回路注入高浓度硼溶液，以补偿由于一回路冷却剂连续过冷而引起的正反应性，防止堆芯重返临界。,辅助功能： 在换料停堆期间，低压安注泵可用来为反应堆水池充水； 用RIS011PO进行RCP系统的水压试验；在失去全部电源时为主泵提供轴封水； 在再循环注入阶段，低压安注泵从安全壳地坑吸水，RIS在安全壳外的管段成为第三道屏障的一部分。,安全注入系统组成,安全注入系统,中压安注子系统,高压安注子系统,低压安注子系统,水压试验子系统,硼酸再循环子系统,安全注入系统组成,高压安注子系统,低压安注子系统,中压安注子系统,水压试验子系统,硼酸再循环子系统,安全注入系统布置,安注箱,低压安注泵,硼酸注入箱硼酸波动箱,硼酸再循环泵水压试验泵,安全注入系统材料选择,与反应堆冷却剂接触的不锈钢必须满足晶间腐蚀试验；除硼酸注入箱用碳钢制造，内部堆焊不锈钢外，RIS系统的所有设备的材料均采用奥氏体不锈钢；填充金属（焊条、焊丝等）的机械性能和化学成分与母材相容；所有材料都不含低熔点元素，如铅、锌、镉、锡、汞和铋；加工和清洁材料、工具、油漆、润滑剂等也不含有低熔点物质；假如这些物质可以从所有表面清除掉，则可以作为加工和清洁材料使用；在制造、试验或使用期间，必须在暴露于超过环境温度的任何温度之前进行上述清除；对于与反应堆冷却剂接触的奥氏体不锈钢，钴含量低于2000ppm。,主要内容,专设安全系统,安全注入系统（RIS）,安全壳喷淋系统（EAS）,辅助给水系统（ASG）,核辅助安全系统,化学和容积控制系统（RCV）,硼和水补给系统（REA）,余热排出系统（RRA）,反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统（PTR）,设备冷却水系统（RRI）,重要厂用水系统（SEC）,安全壳喷淋系统功能,主要功能：通过喷淋水冷凝蒸汽，使安全壳内的压力和温度降低到可以接受的水平，确保安全壳的完整性，并降低安全壳内气载放射性水平。EAS系统是专设安全设施中唯一有冷源的系统。,辅助功能：当反应堆冷停堆时，若消防系统失效，EAS可用于消防，防止在反应堆厂房发生火灾蔓延；在冷停堆期间，如果反应堆换料水箱的水温超过40，可以用安全壳喷淋系统对它进行冷却。,安全壳内热量,EAS系统,RRI系统,SEC系统,海水,安全壳喷淋系统组成,EAS由两个相同的系列（A、B）组成，两个系列基本是实体隔离的，仅有化学添加部分共用。 每个系列包括：一台喷淋泵一台化学添加剂喷射器一台热交换器位于安全壳穹顶下不同高度的两个喷淋环管一条泵试验管线H4连接管线地坑过滤器各设备之间的连接管道以及相应的仪表,安全壳喷淋系统组成,两个系列的共用部分：化学添加系统，包括一个贮存箱和一台混合泵；与换料水箱相连接的试验管线；换料水箱（PTR001BA）。,安全壳喷淋系统组成,PTR水箱,H4管线,喷淋环管,安喷泵,喷射器,热交换器,小流量试验管线,安全壳隔离阀,安全壳喷淋系统布置,喷头及喷淋环管,安全壳喷淋泵安喷热交换器化学添加箱化学添加剂泵,安全壳喷淋系统材料选择,所有接触含硼水或一回路冷却剂的材料都选用奥氏体不锈钢；热交换器的壳侧用碳钢制造，管侧用奥氏体不锈钢；化学添加剂系统用奥氏体不锈钢。,主要内容,专设安全系统,安全注入系统（RIS）,安全壳喷淋系统（EAS）,辅助给水系统（ASG）,核辅助安全系统,化学和容积控制系统（RCV）,硼和水补给系统（REA）,余热排出系统（RRA）,反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统（PTR）,设备冷却水系统（RRI）,重要厂用水系统（SEC）,辅助给水系统功能,主要功能：辅助给水系统(ASG)作为正常给水系统的备用，在丧失主给水系统时，向蒸汽发生器二次侧提供给水。在下列情况下代替主给水系统(ARE)和启动给水系统(APD)运行：反应堆启动和反应堆冷却剂系统升温；热停堆；将反应堆冷却到余热排出系统(RRA)能投入运行的状态。利用辅助给水电动泵给蒸汽发生器二次侧充水 (初次充水和冷停堆后的再充水)。在APD系统失效时，也可用ASG泵（电动或汽动）维持SG二次侧水位。利用除氧器装置可向辅助给水系统(ASG)和反应堆硼水补给系统(REA)的水箱提供除盐除氧水。,辅助给水系统组成,电动辅助给水泵,汽动辅助给水泵,辅助给水箱,辅助给水系统组成,辅助给水箱,除氧器,除氧器给水泵,再生热交换器,辅助给水系统布置,电动辅助给水泵汽动辅助给水泵,辅助给水箱,主要内容,专设安全系统,安全注入系统（RIS）,安全壳喷淋系统（EAS）,辅助给水系统（ASG）,核辅助安全系统,化学和容积控制系统（RCV）,硼和水补给系统（REA）,余热排出系统（RRA）,反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统（PTR）,设备冷却水系统（RRI）,重要厂用水系统（SEC）,主要功能：化学和容积控制系统(以下简称化容系统)保证一回路必需的三种功能，即：容积控制化学控制反应性控制,辅助功能：为主冷却剂泵提供轴封水；为稳压器提供辅助喷淋水；上充泵作为高压安注泵；一回路处于单相时的压力控制；对一回路进行充水、排气和水压试验。,化学和容积控制系统功能,安全功能：在反应堆冷却剂系统发生小破口（当量直径D9.5mm）的情况下，化容系统能够维持其水装量。作为反应性控制系统，化容系统在反应堆停堆，或在诸如弹棒、卡棒事故的反应堆热态次临界状态下的维修阶段，它都起作用。化容系统与反应堆硼和水补给系统共同保证这种功能。在安全注入的情况下。化容系统上充泵作为高压安注泵运行。此时，安注运行方式自动取代所有其它运行方式。,化学和容积控制系统功能,化学和容积控制系统组成,化学和容积控制系统布置,再生热交换器过剩下泄热交换器,下泄热交换器密封水热交换器,容积控制箱上充泵,容积控制箱上充泵,主要内容,专设安全系统,安全注入系统（RIS）,安全壳喷淋系统（EAS）,辅助给水系统（ASG）,核辅助安全系统,化学和容积控制系统（RCV）,硼和水补给系统（REA）,余热排出系统（RRA）,反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统（PTR）,设备冷却水系统（RRI）,重要厂用水系统（SEC）,硼和水补给系统功能,主要功能：为REA系统制备4%4.4%（70007700ppm）硼酸溶液和为RIS系统制备4%5.1%（70009000ppm）的硼酸溶液，并贮存REA系统4%4.4%的硼酸溶液在一回路大破口失水事故时，RIS向堆芯注水，以重新淹没并冷却堆芯，限制燃料元件温度的上升；通过控制反应堆冷却剂系统 (RCP) 硼酸浓度来控制反应堆反应性的慢变化；提供除盐除氧水和硼酸溶液，以补偿反应堆冷却剂系统(RCP)的泄漏，并补偿由于瞬态冷却引起的反应堆冷却剂体积收缩(补给溶液的浓度依据反应堆冷却剂的浓度而定)；为反应堆冷却剂系统制备并注入以下两种化学试剂：控制氧含量的联氨溶液；控制pH值的氢氧化锂溶液 。,硼和水补给系统功能,辅助功能：配合设备冷却水系统（RRI）的正常冷却，提供辅助喷淋水给稳压器卸压箱；给下列水箱提供初始注入水和补给水：向反应堆换料水池和乏燃料水池冷却和处理系统(PTR)换料水箱(PTR 001 BA) 注入1.25%(2200ppm100)的硼酸溶液；向安全注入系统(RIS)的硼酸波动箱 (RIS 021 BA) 注入4%5.1%硼酸溶液 (7000-9000 ppm)；向化学和容积控制系统(RCV)的容积控制箱(RCV 002 BA)注水，以排出该箱中的气体；向稳压器，余热排出系统(RRA)和化学和容积控制系统(RCV)的先导式卸压阀提供注入水。,硼和水补给系统组成,1 硼酸输送泵,1,2 硼酸贮存箱,2,3 硼酸配料箱,3,4 补给泵,4,5 补给水箱,5,6 化学混合箱,6,由于主泵改型，取消REA提供密封水管线,硼和水补给系统布置,硼酸输送泵化学混合箱,硼酸贮存箱硼酸配料箱,补给水泵补给水箱,主要内容,专设安全系统,安全注入系统（RIS）,安全壳喷淋系统（EAS）,辅助给水系统（ASG）,核辅助安全系统,化学和容积控制系统（RCV）,硼和水补给系统（REA）,余热排出系统（RRA）,反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统（PTR）,设备冷却水系统（RRI）,重要厂用水系统（SEC）,余热排出系统功能,主要功能：在电厂停堆期间，在经蒸汽发生器初步冷却和降压之后，从堆芯和反应堆冷却剂系统排出热量。将反应堆冷却剂温度降至冷停堆值；维持RCP的冷停堆温度；维持冷却剂通过堆芯的强制循环,安全功能：在蒸汽管道破裂事故下，冷却反应堆；在RCP小破口事故下，如果RCV系统能维持稳压器水位的话，使用RRA来排出余热；在冷停堆期间，通过RRA系统的卸压阀防止RCP系统超压。,余热排出系统功能,辅助功能：输送换料水在换料操作后，可使用RRA系统将换料水从换料水池输送至换料水箱；反应堆冷却剂系统的化学和容积控制-提供下泄通道当压力下泄到正常下泄系统无法运行时，可利用RRA-RCV间的接管进行反应堆冷却剂的下泄，同时进行冷却剂的净化；当RCV-RRA返回管线开通时，即使不使用RCV上充泵也能完成反应堆冷却剂的净化。,余热排出系统组成,余热排出泵,余热排出热交换器,余热排出系统布置,余热排出热交换器余热排出泵,余热排出系统材料选择,与反应堆冷却剂接触的不锈钢必须满足晶间腐蚀试验；除热交换器壳体及隔板用碳钢制造外，RRA系统的所有设备的材料均采用奥氏体不锈钢；碳钢管板靠近反应堆冷却剂一侧有不锈钢覆层；填充金属（焊条、焊丝等）的机械性能和化学成分与母材相容；所有材料都不含低熔点元素，如铅、锌、镉、锡、汞和铋；加工和清洁材料、工具、油漆、润滑剂等也不含有低熔点物质；假如这些物质可以从所有表面清除掉，则可以作为加工和清洁材料使用；在制造、试验或使用期间，必须在暴露于超过环境温度的任何温度之前进行上述清除；对于与反应堆冷却剂接触的奥氏体不锈钢，钴含量低于2000ppm。,主要内容,专设安全系统,安全注入系统（RIS）,安全壳喷淋系统（EAS）,辅助给水系统（ASG）,核辅助安全系统,化学和容积控制系统（RCV）,硼和水补给系统（REA）,余热排出系统（RRA）,反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统（PTR）,设备冷却水系统（RRI）,重要厂用水系统（SEC）,反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统功能,反应堆换料水池和乏燃料水池冷却和处理系统（PTR）涉及到两个腔室：在燃料厂房的乏燃料水池；在反应堆厂房的反应堆换料水池。,乏燃料水池：提供生物防护用的水层；将辐照过的燃料元件装入运输容器（乏燃料罐）；在将新燃料运送至堆腔和堆芯装料前，贮存这些新燃料（也可将新燃料用干法贮存在堆腔边上的一个“新燃料”隔室内）当RRA没有与RCP连接时，保持RRA系统充满水。,反应堆换料水池：提供生物防护用的水层。,反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统功能,系统功能：冷却,这一功能是通过乏燃料水池冷却回路来排出贮存中的已辐照燃料元件所释放的余热。注：反应堆压力容器或蒸汽发生器开启后，反应堆冷却剂系统和堆腔的冷却是由RRA系统来保证的，但是PTR可作为替代系统使用。,净化,这一功能是去除水中的腐蚀产物、裂变产物和悬浮在水中的颗粒，通过：采用过滤和除盐方式来净化乏燃料水池中的水；采用过滤方式来净化反应堆换料水池中的水。采用池壁喷淋来净化和减少反应堆换料水池池壁上的剂量。,充排水,反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统功能,安全功能保持贮存在乏燃料水池里的乏燃料组件处于次临界状态；在PTR换料水箱中贮存安全壳喷淋系统（EAS）和安全注入系统（RIS）所需的含硼水（直接注入阶段）；通过RCV系统向反应堆冷却剂系统紧急提供硼浓度为1.25%（含硼2200100ppm）的硼酸溶液；在反应堆冷却剂回路（蒸汽发生器或反应堆压力容器）开启后，当RRA系统不能投入运行时，向反应堆冷却剂回路提供应急冷却；PTR系统对人员的辐射防护通过：捕获和留住分散在各腔室冷却剂中的污染物；利用屏蔽水层保护人员不受已辐照燃料的影响。,反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统组成,反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统布置,冷却回路泵乏燃料水池撇沫回路用泵换料水池过滤回路用泵乏燃料水池热交换器,主要内容,专设安全系统,安全注入系统（RIS）,安全壳喷淋系统（EAS）,辅助给水系统（ASG）,核辅助安全系统,化学和容积控制系统（RCV）,硼和水补给系统（REA）,余热排出系统（RRA）,反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统（PTR）,设备冷却水系统（RRI）,重要厂用水系统（SEC）,设备冷却水系统功能,设备冷却水系统（RRI）的主要功能是：冷却各种“核岛”热交换器；经过由重要厂用水系统（SEC）冷却的热交换器将热负荷传递至最终热阱海水；在核岛热交换器和海水之间形成屏障，防止放射性流体不可控制地释放到海水中。,安全功能：在正常运行和事故工况下与重要厂用水系统（SEC）一起把热量从重要的安全相关的房间、系统和设备传递到最终热阱海水；从辐射安全的角度，当被冷却的热交换器可能受污染时，防止放射性流体不可控制的释放到海水中。,设备冷却水系统组成,A列,B列,公用环路,设备冷却水系统布置,波动箱设备冷却水泵板式热交换器,设备冷却水系统材料选择,板式热交换器板片使用钛板；泵的壳体使用碳钢材料；管道和阀门都使用碳钢材料。,主要内容,专设安全系统,安全注入系统（RIS）,安全壳喷淋系统（EAS）,辅助给水系统（ASG）,核辅助安全系统,化学和容积控制系统（RCV）,硼和水补给系统（REA）,余热排出系统（RRA）,反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统（PTR）,设备冷却水系统（RRI）,重要厂用水系统（SEC）,重要厂用水系统组成,第二部分冷试相关内容介绍,调试定义、目的和任务,调试定义：,调试是使已安装的核电厂部件和系统运转并验证其性能是否符合设计要求和有关准则的过程，包括无核反应和带核反应的试验（HAD103/02）。,调试目的：,通过调试是使核电站安装好的系统和设备运转并验证其性能是否符合设计要求，对核电站的设计、设备制造和安装质量的全面检查和综合评价，确认核电站的各单项设备、系统以及机组总体性能满足设计和使用要求。,调试任务：,按照调试大纲和合同要求及有关文件的要求，完成系统冷态、热态功能试验以及装料、临界、并网及提升功率到50%FP和100%FP功率运行期间的相关试验，验证机组同设计的相符性，证明机组满足临时验收要求并成功进入商业运行。,调试阶段划分,调试活动包括预运行试验、装料，初始临界和低功率试验及功率试验等主要内容，阶段划分如下：,阶段I,单系统的独立试验,阶段II,装载核燃料之前的综合试验,阶段III,装料和启动,即初步试验阶段，主要涉及单项初步试验，如部件的初始启动和调整，系统带流体试验、部件或系统初次供电等。,即NSSS功能试验阶段，包括装料前反应堆冷却剂系统和二次系统的整体冷态和热态的功能试验，以及安全壳强度和泄漏率试验等。,即首次启动试验阶段，包括首次装料、临界前试验和从临界至满功率的启动和试验。,II1：核蒸汽供应系统（NSSS）的冷态功能试验II2：热态功能试验的准备II3：NSSS的热态功能试验II4：装料准备,III-1：堆芯首次装料III-2：临界前试验III-3：临界和功率逐级提升到50 % FPIII-4：功率升至满功率,冷态功能试验（CFT）,核回路冲洗（NCC）,反应堆开盖期间，主要是对反应堆冷却剂系统和主要核辅助系统冲洗。主要完成的系统是：同一回路相连，冲洗时需要向反应堆压力容器排水或需要向压力容器取水的管线。用冲洗水通过高压安注（HHSI）和低压安注（LHSI）管线进入反应堆压力容器，清洁反应堆冷却剂系统和主要核辅助系统（RCP、RRA、RIS、RCV、PTR、EAS）。冲洗水质通过RRA、PTR临时管线直接排到SEO系统，不重复使用。通过NSSS系统的冲洗影响的流体系统和设备（尤其是转动设备）的可用性。,冷态功能试验（CFT）,反应堆压力容器开盖期间冷态功能试验（CFTRVO）,开盖冷态功能试验（CFTRVO）主要是全面验证反应堆专设安全系统安全功能是否满足安全准则要求。系统试验时需要占用压力容器或换料水箱。也就是讲：PTR水箱水的补充、使用，反应堆压力容器的充水、排水都要受到严格控制。在核回路冷态试验之前，这些试验在一个或多个阶段执行，该阶段使用的水为除盐水。,冷态功能试验（CFT）,核回路冷态功能试验（CFT）,NSSS冷态功能试验的首要目的在于