核电厂系统与设备.ppt

核电厂系统与设备,匡波bkuang上海交通大学核科学与工程学院2012.03,一回路辅助系统,核电厂一回路辅助系统分类,一回路辅助系统是核电厂核岛的重要组成部分。不仅对正常运行是不可缺少，而且在事故工况下为核电厂提供必要的安全措施。,在任何情况下，能使反应堆安全停堆；把核电厂释放的放射性物质数量限制在规定限值内，实现规定的安全目标。,典型PWR核电厂通常设置20多个一回路辅助系统。分为3类（按基本功能）：反应堆装置的流体系统为反应堆正常运行与使用服务，包括启动、停堆、功率运行、调试、检验、换料以及维修等；e.g.化学和容积控制系统（化容系统）、硼回收系统、堆芯余热排出系统、设备冷却水系统、废燃料池冷却及净化系统、取样系统、重要厂用水系统etc.专设安全设施（工程安全设施）是核电厂安全纵深防护的重要组成部分。在设计基准事故时，用以确保反应堆安全停堆，并控制放射性与能量释放，尽量限制其产生的后果。e.g.安注系统（应急堆芯冷却系统）、安全壳喷淋系统、安全壳隔离系统、消氢系统etc.,放射性废物处理系统用于收集、运送、贮存、处理放射性废物，防止污染环境，保证厂区内外人员受到的剂量在允许范围之内。e.g.放射性废液处理系统、废气处理系统、固体废物处理系统etc.,应当指出，一回路辅助系统之间仍有许多共同之处，大多与水的处理有关。在LWR中，水的作用：慢化剂；冷却剂；换料及废燃料处理时用作屏蔽材料；事故时用作安注水；去污系统中对设备与人员去污；伴随一些有害过程：水对材料的腐蚀；水参与裂变产物的迁移；水在慢化中子过程中被活化；水在屏蔽射线的同时自身分解。,在一回路辅助系统中，属于反应堆装置的流体系统一类的系统，主要完成如下几类功能：对反应堆冷却剂进行化学和容积控制；排出反应堆剩余功率；对设备进行冷却。,对反应堆冷却剂进行化学和容积控制,为了保证一回路系统内适当的水容积，由化学和容积控制系统对一回路冷却剂实行容积控制；化学和容积控制系统还在硼和水补给系统的支持下改变可溶毒物硼浓度，调整冷却剂的pH值和净化冷却剂；硼和水补给系统提供加硼、稀释操作；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。,排出反应堆剩余功率,燃料元件在停堆以后还长期保持剩余释热，为保证反应堆的安全，在反应堆停堆后一个相当长时间内，必须保证足够的堆芯冷却，有效地排出堆芯余热。余热排出系统即是为此而专门设置；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；反应堆换料水池和乏燃料水池冷却和净化系统即是为排出乏燃料余热、净化水池水质而设置。,进行设备的冷却,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，冷却设备冷却水，从而将核电厂废热排入核岛的最终热阱。设备冷却水系统和重要厂用水系统不仅在正常情况下作为核岛向环境的排热通道，而且在事故情况下作为安全设施系统的支持系统将堆芯余热排入环境，以保证核电厂的安全。,1、冷却剂水质控制与放射性水处理工艺,水质控制即净化反应堆冷却剂，控制pH值和O2、H2浓度，以减少冷却剂对设备和管道的腐蚀。在0.5%的燃料包壳破损情况下，能保持堆冷却剂水质及放射性水平符合要求。,一、水质控制,放射性水平的控制冷却剂的放射性来自：水及其中杂质的活化；裂变产物的释放；腐蚀产物的活化；化学添加物的活化。水活化产物中最重要的是16N，其射线很强，是决定一回路系统二次屏蔽设计的主要因素。但16N半衰期极短，一般不列入冷却剂总放射性。事实上，冷却剂放射性绝大部分来自裂变产物，小部分来自腐蚀产物活化产物。有些电厂对冷却剂总放射性指标作出规定，一般为4l044l05Bq/L。此指标完全由燃料包壳破损率和冷却剂净化系统的效率决定。,裂变产物向冷却剂的释放速度以逃逸系数来衡量，定义为单位时间内裂变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。对一定的核素可有如下两个方程：,式中，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，为衰变常数，kd为核素在冷却剂中的减少率（eg.核素在离子交换树脂上的吸附、在设备表面的沉积泄漏等），为逃逸系数。,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。对于一座典型的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中：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、Xe等短寿命同位素，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。化容系统的设计应能有效地去除上述放射性物质，在设计规定的燃料包壳破损情况下(eg.0.5)，保持冷却剂低于规定的放射性水平。,水质指标控制,水作为冷却剂在一回路高温高压和强辐射场中循环，它除载热和慢化中子外，还发生一系列反应，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。,在这些过程中，腐蚀的问题尤为重要。除了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。水的辐射分解只是由于辐射分解的氧会加剧腐蚀才被重视。至于水和其中杂质的活化，其影响更为有限。防止腐蚀是冷却剂化学的中心任务。为此，一方面发展耐腐蚀的结构材料，另一方面应严格控制冷却剂的水质。对于一个建成的核电厂，水质指标的确定以防止材料腐蚀为基本出发点。运行经验表明，严格控制水质是保证核电厂安全运行的重要措施之一。,对于压水堆核电厂冷却剂，应严格限制其氧、氯和氟等杂质的质量分数；将pH值控制在合适的范围；同时对其中的pH值控制剂和总悬浮体含量确定一个限制指标。,A.氧,水中游离氧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-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-Fe2O3型氧化物。它结构疏松，不具备保护作用。,氧存在还加剧奥氏体不锈钢氯离子应力腐蚀破坏试验表明：在无氧的氯化物溶液中，奥氏体不锈钢不会发生腐蚀破坏；在氯离子质量分数相同的条件下，加载试样出现裂缝的时间与溶液中氧的质量分数成反比。当冷却剂中游离氧质量分数低于0.1l0-6时，可避免氯离子引起应力腐蚀发生。于是此数值就成为冷却剂中游离氧含量的上限值。,对冷却剂中含氧量采取的控制手段：(1)对溶液氧的控制在室温及常压下，由空气中溶入冷却剂中的饱和氧含量为10ppm。目前采用的办法是联氨除氧，即通过化学添加箱（化容容系统）注入一定数量联氨：N2H4O2N22H2O以上反应在90120C范围内反应速率最快。因而在反应堆启动过程中，在90C以下加入联氨，在升温至120C时要停留几小时，直至取样分析表明氧含量达到水质标准为止。联氨从175C起缓慢分解，在反应堆额定工作温度下，已全部分解完毕，因而过量的联氨不会造成不良后果。,(2)对水的辐解氧的控制电离辐射引起的水的化学变化过程相当复杂。按照辐解产物的化学形态，可分为分子产物（H2、O2、H2O2等），以及自由基产物（OH、H、HO2等）。当外来游离氧已去除时，辐射分解氧化产物就成为材料腐蚀所需氧的来源。如果水中含有氢，则由于它和辐射氧化产物之间的合成作用，能够抑制水的辐射分解。在未加氢的冷却剂中，由于辐解氧与金属化合而逐渐消耗，辐解氢将逐渐积累起来，此时也能起抑制氧含量的作用。因此有人认为冷却剂中无需另加氢，尤其是不带硼运行的电厂，或排水量较少的基本负荷电厂。但那些频繁排水的负荷跟踪电厂，还必需加氢。,B.氢,试验表明：当每公斤冷却剂中含有14ml氢气时，才能有效抑制水的辐射分解。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2540ml氢气。加氢在化学与容积控制系统的容积控制箱（容控箱）中进行。氢的溶解度遵循Henry定律。根据计算，若要达到上述氢浓度指标，则需将容积控制箱中氢气分压保持为0.150.20MPa。,C.氯离子和氟离子,水中溶解氧与氯离子的共同作用是不锈钢应力腐蚀破裂的重要原因。这种腐蚀曾造成蒸汽发生器等主要设备的严重损坏。研究表明：不锈钢应力腐蚀破坏的几率氯离子质量分数游离氧含量。,当水中氧含量较高时，即使氯离子质量分数低于110-6时，应力腐蚀破裂也会发生。在泡核沸腾条件下，氯离子可能在传热表面或结构缝隙处浓缩。从而增加发生应力腐蚀的机会。为防止发生应力腐蚀，除限制含氧量外。氯离子质量分数也不宜超过0.110-6或0.15l0-6。对因科镍合金(Inconel)，氯离子含量可适当放宽，因这种合金对氯离子应力腐蚀不甚敏感。,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210-6的水对锆合金已无危害。考虑到在堆芯可能发生局部沸腾浓缩，目前压水堆一回路水质标准将氟含量规定在0.110-6以下。,一般认为氟离子会引起高温水中，甚至低温水中不锈钢的应力腐蚀破裂。但对于能够引起这种破裂的最低氟离子浓度众说不一。有的认为2ppm已足以引起破裂；有的则认为10ppm也没有问题。,氟离子：可能由补水、泵和阀的密封填料、化学添加物进入冷却剂；此外，燃料元件和另一些设备加工的最后一道工序是用含有氢氟酸的混合液进行酸洗处理，随后用清水冲洗干净。若后续工作进行得不彻底，则残留在工件表面的氟离子会被带入堆芯。,D.pH值及pH值控制剂,pH值及其控制水是一种极弱的电解质，它的电离度很小，只能电离出极少量的H+和OH-：H2OH+OH-在25C时，经测定1L纯水中电离生成的H+和OH-浓度相等，都为110-7mol/l，即KH2OH+OH-10-14。*KH2O称为水的离子积，代表H+和OH-的乘积，纯水的KH2O是一个常数。如果是电解质的稀溶液，水的离子积也可看成常数并近似等于10-14。pH值是溶液中H+离子浓度的负对数值，这样就可以用pH值来表示水溶液的酸碱性。对于25C时的中性溶液，pH7，在水中添加酸、碱物质时，当pH7时，H+10-7，为酸性溶液。,pH值对金属腐蚀行为的影响对于不同材料、pH值对腐蚀行为影响也不同。对于压水堆一回路水浸润表面的主要材料是不锈钢和镍基合金。研究及运行实践证明：水质偏碱能提高材料耐腐蚀性。碱性水质对结构材料所起的稳定作用，主要是由于提高pH值有助于在不锈钢及镍基合金表面形成具有良好保护作用的尖晶石型氧化膜。但对锆合金而言，水质偏碱会导致腐蚀速度增加，试验表明，当pH11.3时，对锆腐蚀速率无明显影响，而当pH12时，腐蚀明显加剧。,pH值对腐蚀产物在回路中的迁移的影响腐蚀产物迁移：由于回路中温度不同引起腐蚀产物的溶解度不同，从而形成腐蚀产物在溶解度大的地方溶解，流到溶解度小的地方沉积下来的现象。如果能减少或防止回路中腐蚀产物向堆芯转移，使其免于活化，则不仅可大大降低停堆后一回路辐射水平，而且可减少腐蚀产物在燃料元件表面的沉积，维持良好的传热条件提高pH值有助于达到上述目的,对于亚铁离子Fe2+溶解度与pH值及温度关系的研究表明：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。此后，亚铁离子溶解度随温度升高而增加。这样，在碱性溶液中，腐蚀产物从一回路较热的地方溶解，转移到温度低的地方沉积下来。冷却剂保持较高的pH值，能使腐蚀产物从堆内迁移至堆外,pH值对腐蚀的抑制作用以及对腐蚀产物迁移的控制作用，在压水堆实际运行中已得到了充分的证实。对Yankee核电厂的试验表明：将pH值提高到9.510.5之间后，不锈钢和锆-2合金等材料的腐蚀速率大为减少。原来在中性水质下长期沉积在燃料元件表面的腐蚀产物逐渐消失。,pH控制剂的选择为控制冷却剂pH值，需向水中引入一定量碱（pH值控制剂）。最常用方法为注入法，即定量地向冷却剂加入pH值控制剂。良好的pH值控制剂应具备以下条件：良好的pH值控制能力；良好的核性能，即很少产生感生放射性；物理化学稳定性好；价格低廉。常用的pH值控制剂有两种：氢氧化锂（LiOH）与氢氧化铵（NH4OH）。,氢氧化锂天然锂中含有7.52的6Li和92.48的7Li，在热中子辐射下发生俘获反应，生成氚。因此，天然锂的氢氧化物作为pH值控制剂是不合适的。美国自1960年起，用丰度大于99.9的7Li代替天然锂作为pH值控制剂，使冷却剂氚浓度由280Ci/L减少到2Ci/L。,73Li作为pH值控制剂有以下优点：pH值控制能力强，中子吸收截面低，腐蚀性较小；在硼酸作为中子吸收剂的反应堆中，由于10B的(n,)反应，产生73Li，所以LiOH的添加，恰与堆内自生的73Li相吻合，并不引进额外的核素；使用任一种碱作为pH值控制剂，都必须将净化系统的阳离子树脂转成这种碱离子型式。73Li型树脂净化效果良好，故对净化冷却剂有利。,根据上述情况，世界上大多数压水堆都用73Li的氢氧化物作为pH值控制剂。但它也有缺点：首先，它是一种非挥发性碱，在局部浓缩区会造成苛性腐蚀；其次，它价格昂贵，不易得到。,氢氧化铵俄罗斯的压水堆核电厂多用氢氧化铵作为pH值控制剂。氢氧化铵作为pH值控制剂的优点：作为挥发性碱，不会因局部浓缩而导致苛性腐蚀；不产生感生放射性；它在辐照分解时产生的氢能抑止水分解，降低冷却剂中游离氧的浓度；价格低廉。,氢氧化铵作为pH控制剂的缺点:首先，在辐照作用下，氢氧化铵会分解生成N2及H2，故需不断添加以弥补其损失。而气体含量高又产生一些问题：eg.可能引起泵的空泡效应，稳压器中积累不凝性气体多，会影响稳压效果。为此，要求定期对冷却剂除气，以使气体含量不超过允许数值。因此，运行方式比较复杂。其次，氢氧化铵是一种弱碱，欲达到最佳的pH值（约10），添加量较多。从氢氧化铵使用实例来看，使用效果还是满意的，但是运行过程中要保证足够的NH4OH添加量，并严格控制冷却剂中的气体含量。,E.总固体量及电导率,总固体量及总悬浮体量冷却剂总固体量由悬浮固体颗粒和溶解盐类两部分组成。总固体量：一定体积的水沸腾蒸干后得到的干渣量。可认为是一切非挥发杂质的总量，其中固体杂质主要来源是腐蚀产物及磨损产物。总固体量过多会加剧材料的腐蚀和磨损，因此一般冷却剂给出总固体量指标为0.51.0ppm。控制总固体量主要方法是经机械过滤器和离子树脂床过滤除去。,压水堆核电厂堆芯带硼运行时，在冷却剂中添加硼酸和pH控制剂，添加量大于总固体量，这时测量总固体量没有意义，而是测量总悬浮体量。将一定体积水过滤通过0.5m微孔滤纸，固体颗粒被阻留在微孔滤纸上，烘干称重，即总悬浮体量，用以表征压水堆一回路冷却剂水质的一个指标。此外，总固体量亦被用来衡量补给水的纯度。,电导率单位体积（1cm3）水的电阻值称为电阻率，单位是cm；其倒数称为电导率，单位为1/(cm)或(S/cm)。电导率是水中离子总浓度的一个综合指标。水愈纯，电导率愈低，因此电导率是水纯度的一个重要度量标准。在与空气接触后，电导率也很快升高。此外，水温升高时电导率也会增加。因此，水的电导率通常均指常温下以及未与大气接触情况下的值，仅与水中含盐量有关。电导率作为造水车间生产去离子水纯度的一项重要指标，已得到广泛应用。,电导率是水纯度一个度量标准。压水堆一回路冷却剂中加入硼酸和pH值控制剂后，电导率已不能有效反映冷却剂纯度，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lS/cm40S/cm。,二、放射性水处理工艺,离子交换技术在PWR一回路补给水制备、冷却剂净化、废水处理方面得到广泛应用；在二回路系统中，还用于凝结水和蒸汽发生器的排污水处理。最常用的有机合成离子交换树脂（又称骨架）系由苯乙烯与二乙烯苯聚合成的高分子化合物。向聚合体骨架上引进各种基团，就得到不同性能的离子交换树脂，其中强酸和强碱树脂已在核工业中得到广泛的应用。,A.离子交换工艺,离子交换过程若将含有B离子的溶液在一定的温度下，以一定的速度通过结构为R-A型树脂床，这一离子交换过程可用下面方程式表示：,其中，R为不溶性树脂本体，A为交换基团中能够发生交换作用的离子，B为溶液中的交换离子。离子交换作为一种化学效应，同样受温度、pH值、溶液化学组分等影响。,离子交换过程包括几个阶段：B离子由溶液向树脂表面扩散；B离子从树脂表面液膜向颗粒内部扩散；交换基近旁的B离子与A离子交换反应；置换下来的A离子由树脂内部向外扩散；A离子通过树脂表面液膜向溶液中扩散。由于化学反应速度很快，所以离子交换过程主要取决于离子在液膜或树脂颗粒中的扩散速度。,净化效率和去污因子为衡量离子交换树脂床功效，引入净化效率和去污因子概念。净化效率定义为流经树脂床后，溶液中核素被去除的份额：式中，c1和c2分别为树脂床进出口溶液中核素浓度，或进出口料液的比放射性。去污因子DF定义为：树脂床进出口料液中特定核素的浓度或放射性强度之比。虽然人们常用DF表示离子交换系统的性能，但在核电厂中树脂饱和常常不是决定树脂更换的主要因素，决定因素往往是树脂床的辐射剂量过大或树脂层压降过高。,放射性核素的离子交换的效能废水处理系统中，设置离子交换系统的主要目的在于去除微量的放射性核素。在带硼运行反应堆中，离子交换过程往往在含有常量浓度的阳离子（如Li+，NH4+）和阴离子（如硼酸离子）溶液中进行，这给离子交换过程带来一些特点。试验和运行经验表明：锂-硼酸型混床对除Cs以外各种离子的交换情况令人满意。其中对腐蚀产物Ni2+，Cr3+，Fe2+，Fe3+以及I-的去污因子可以达到数百以上。但：混床对冷却剂总放射性的去除率并不高。由于在冷却剂放射性组成中，惰性气体占90%，其次是Cs、Mo，而混床对这些核素恰恰没有或很少有去除作用，因此，与其说其效用是降低冷却剂的放射性水平，还不如说是保持冷却剂的化学水质和减少活化腐蚀产物的累积。,离子交换树脂的再生树脂达到饱和（失效）后，需进行再生，即：将已交换上去的杂质离子洗脱，并代之以新的H+或OH-离子，使之重新获得离子交换能力。常用再生方法是化学药剂法，又称酸、碱再生法。再生实际上是交换过程逆过程，如，阳离子交换树脂的再生反应为R-SO3M*+HNO3R-SO3H+M*NO3其中，M*为交换上去的一价阳离子杂质。根据离子交换平衡原理，增大酸的浓度，平衡即向右进行。再生效果还与再生剂耗量、流速、温度等因素有关。为防止压水堆一回路不锈钢材料的氯离子应力腐蚀，阴离子树脂宜用硝酸再生。,废水处理废水处理系统采用的树脂一般为商品树脂，无需额外处理，但阳树脂应转为H+型，阴树脂应转为OH-型。水质较纯净、放射性水平较低的废水可以直接用离子交换法处理；放射性水平较高的废水则需先经蒸发、冷凝及冷却，而后再用离子交换处理。,蒸发是处理放射性废水的主要手段。蒸发是通过加热方法使溶剂沸腾，从而使挥发性与非挥发性溶质分离的方法。经过蒸发，放射性废水大部分转化成干净的二次蒸汽冷凝液，可排放或复用；浓缩液可进行固化处理。蒸发对于非挥发性核素的去除效率很高，一般可达到3个数量级以上。但其成本较高，在多数情况下，仅限于用来处理放射性较高的废水。,B.蒸发工艺,蒸发单元一般由预热器、蒸发器、雾沫去除器、冷凝器等构成。蒸发单元的设计要考虑下述基本因素，即：传热效率、汽水分离效率、浓缩比、热利用率，以及运行的安全性和稳定性。,用于核电厂放射性废液处理的蒸发单元与普通化学工业相比，有如下特殊之处：放射性废水蒸发要求尽可能彻底汽水分离，微量非挥发性放射性核素的去除程度直接取决于汽水分离程度，故蒸发流程都设有几重雾沫分离装置；放射性废液蒸发单元的可靠性、稳定性和安全性要求较高，故设备选材、制造安装的规范特别严格；放射性废液蒸发是一放射性操作过程，须有充分防护和屏蔽，要求整个设备适于远距离操作，设备易于去污和维修。多数电厂蒸发器在运行一段时间后，其实际去污因子要比设计低，压水堆核电厂蒸发单元的实测去污因子在103左右，当一级蒸发达不到预定的净化要求时，可采取两级蒸发或双效蒸发。废液处理系统中通常设置离子交换器，来提高去污效果。,在压水堆核电厂的废水处理系统中，过滤被广泛用作去除悬浮颗粒杂质的手段。冷却剂中的固体悬浮物主要是腐蚀产物。曾有电厂对此做过实验，发现78%以上的颗粒大于5m，小于2m的极少。从固体悬浮物的浓度、粒度和过滤要求来看，一回路水的过滤已属于超纯过滤范围。由于悬浮物浓度极低，只能靠超细过滤材料来完成过滤操作。对过滤介质基本要求，除截留粒度（又称过滤精度）外，还有：足够的强度、耐腐蚀性和辐照稳定性；足够的过滤杂质负荷量，易于再生，运行阻力小，制造方便，价格低廉等。,C.超细过滤工艺,部分超细过滤介质,微孔过滤介质的烧结，是将一定粒度的高分子材料、无机物或金属加热至再结晶或软化温度，使原料分子向颗粒间接触表面扩散而互相发生作用，造成颗粒之间接触表面的局部互相粘结，形成具有一定强度、一定孔隙度的连续整体。高分子材料烧结体非常适合于各种非高温水的过滤。常用的高分子材料有聚乙烯、尼龙等。这些材料化学性质稳定，具有足够的耐辐照能力，很易烧结成形。与纤维过滤材料相比，省去了复杂的制造工艺。一般将多孔过滤元件烧结成管状。管状烧结元件组成的过滤器，其结构与管壳式换热器相似。,烧结微孔过滤介质,管状烧结元件组合过滤器,反渗透和电渗析法都属于膜分离工艺。这两种方法多用于常温水处理，设备紧凑简单、效率高、运行方便，在工业废水净化、海水淡化领域已得到广泛应用。在放射性废水处理方面也已得到应用。*美国已将反渗透工艺列入水冷堆废水处理的标准设计，而电渗析工艺也在一些核工业废水处理中得到应用。,D.膜分离工艺,反渗透的基本原理用一种能令水透过而不让溶质通过的半透膜，将两种浓度不同溶液隔开，稀溶液中水会透过薄膜而进入浓溶液。此现象称为渗透现象，两侧液面静压差称为渗透压。若在浓溶液一侧加上超过渗透压的压力，就会产生渗透的反过程，浓溶液中水透过半透膜进入稀溶液，这就是反渗透。反渗透过程的推动力为外加压力与渗透压之差。将性能良好的半透膜铺在透水底板上，在贴膜一侧充以加压的浓溶液，在膜的另一侧就能得到净化水。,渗透与反渗透反渗透工作原理,反渗透法的优点与蒸发工艺相比，反渗透过程中不发生相变，耗用能量少，而且能去除蒸发难以去除且易起泡的有机物。反渗透法突出的优点是去污因子高。如将反渗透的净水进一步作离子交换处理，则不仅能深度净化，而且大大延长树脂再生周期，改善净化系统工作性能。,反渗透法的缺点它需要高压泵，每个单元流量很小，在使用时，需用许多单元组合，其原液必须先经过超细过滤，否则会很快堵塞，残液还需用电渗析等方法进一步浓缩。半透膜的优劣是反渗透工艺成败的关键。,2、化学与容积控制系统,化学容积控制系统（ChemicalandVolumeControlSystem，CVCS，简称化容系统）是核电厂最重要的一回路辅助系统之一。对于维护反应堆的正常运行状态，以及事故工况下保证反应堆安全起着重要的作用。,在调试、正常运行工况与事故工况下，化容系统主要承担的任务有：维持主系统适当的水容积（控制稳压器水位）；净化反应堆冷却剂（减少裂变产物和腐蚀产物数量）；调节反应堆冷却剂硼浓度（控制反应性）；提供主泵轴封注入水；对反应堆主系统充水和进行检漏试验；对稳压器提供辅助喷淋；*作为安注系统的补充，事故工况时向主系统紧急注入硼水，有些设计使上充泵兼作高压安注泵*。,化容系统简图,一、系统主要功能,化容系统保证一回路必需的3种功能，即：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；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；反应性控制：与反应堆硼和水的补给系统相配合，调节冷却剂硼浓度以跟踪反应堆的缓慢的反应性变化。,(1)化学补偿控制,一回路水化学变化的原因有：物理腐蚀：水中杂质沉积在燃料包壳上结垢，影响热量传输，结垢处温度上升，形成热点，导致燃料包壳破损，裂变产物逸入一回路水中，使一回路水的放射性指标上升。化学腐蚀（侵蚀）：一回路水及水中杂质与金属的化学反应速率和水质、温度、氧含量以及酸碱性（pH值）关系很大。水中杂质多、温度高、氧含量增加，以及pH值降低，将会大大加速上述化学反应，即加快化学腐蚀的后果。大流量的水冲刷则将这些腐蚀产物带入一回路水中。由于中子辐照，这些腐蚀产物部分被活化，成为具有放射性的活化产物，进一步增加一回路水的比放射性活度。,化学控制的目的清除水内悬浮杂质，维持一回路水化学及放射性指标在规定的范围以内，将一回路所有部件的腐蚀控制在最低限度。化学控制原理注入氢氧化锂以中和硼酸，保持一回路冷却剂为偏碱性。300C时的pH值控制在7.0（现经国家核安全局认可已修改为7.2）。氢氧化锂是一种强碱，其溶解度不太大，所以限制了局部浓缩现象的发生，引起腐蚀的风险较小。机组启动时向一回路冷却剂注入联氨以除去水中的氧。使一回路冷却剂流经净化回路，过滤以除去水中的悬浮物，以离子交换树脂除去离子态杂质（除盐），控制一回路冷却剂的放射性指标。,大亚湾核电厂化学控制原理图,有关化学控制的温度和压力问题离子交换器中的离子交换树脂不能承受60C以上的温度。因此，下泄流经2次降温后，要求降至46C。另外，当下泄流水温超过57C时，可通过三通阀控制下泄流经旁路管线直泄容积控制箱（容控箱），而不流经净化系统。由于与化容系统相联系的一回路以外的其它系统都处于低压，所以必须将下泄流的压力从15.5MPa降至0.20.5MPa。为避免闪蒸汽化，降压只能在冷却之后进行。如同降温冷却分2次进行一样，降压也分2级进行。即在每个冷却阶段之后进行一次降压。,化学与容积控制系统的冷却和降压图,(2)容积控制,水容积变化的原因从热工学角度来看，当一回路水温变化时，由于水的比体积改变，回路中水容积也在随之变化。以大亚湾核电站为例，当一回路水从冷态（60C）升到热态（291.4C）时，水比容约增加40%。正常运行时，一回路平均温度也随功率的变化而改变。水容积的变化必将导致稳压器水位的波动。,水比容随温度变化曲线,从水力学角度来看，在正常运行时，一回路处在15.5MPa压力下，边界内会不可避免地向外产生泄漏。这些泄漏也会引起稳压器水位的波动。,容积控制原理由上充、下泄来吸收稳压器吸收不了的一回路水容积变化，将稳压器水位维持在程控液位。即，容控箱作为一回路缓冲箱。当一回路水容积增大时，通过下泄回路将膨胀的水引向容控箱。由于容控箱容积有限，在一回路加热升温，或其他瞬态，水容积增加较多时，容控箱就不足以容纳其膨胀的水。此时则靠与硼回收系统连接的管线将容控箱吸收不了的水排向硼回收系统的前置贮存箱。当一回路水容积收缩或产生泄漏时，则由反应堆硼和水补给系统供水，通过上充泵给一回路补充与一回路当前硼浓度相同的硼水，使稳压器水位稳定在程控液位。,容积控制原理图,容积控制目标与措施化容系统补偿反应堆从冷态到热态零功率的启动过程中最大升温速率和从热态零功率到冷停堆过程中的最大降温速率（30/h）所引起的一回路水容积的变化。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%。,向主系统提供足够的补给水，补偿主系统在一般事故工况下压力边界的泄漏。正常运行时，1台离心式上充泵工作，上充流量11.2t/h，上充泵最大补水量达25t/h。事故时，可由2台离心泵并列运行。正常补水水源为反应堆硼和水补给系统补水(I)；在硼回收箱内水质及硼浓度符合要求时，可直接作为补水水源(II)；在超过正常补给能力时，水源切换到换料水箱(III)。*安注工况时，直接从浓硼酸箱和换料水箱取水*。,(3)反应性控制,反应性控制指硼浓度的控制，化容系统根据反应堆运行需要，调节反应堆冷却剂中的硼浓度，维持反应平衡并展平堆芯中子通量密度分布，补偿堆芯反应性（主要是反应性的慢变化）。,反应性变化的原因反应堆从冷停堆到热态零功率过程中，燃料的多普勒效应和慢化剂的温度效应将导致反应性的变化。当温度上升时，238U共振吸收增加以及水密度降低，因此反应性减少；反之，当温度下降时，则反应性增大。带功率运行时，由于毒物的产生（135Xe、149Sm等）、裂变产物的积累和燃耗等物理因素导致的反应性减少。工况改变导致的过渡中的反应性变化。,反应性控制的目的通过调整一回路冷却剂的硼浓度来补偿由于燃耗和毒物（135Xe、149Sm等）带来的负反应性，并且控制轴向功率偏差I，控制R棒（温度调节棒）棒位在调节带内及保证停堆深度。反应性控制措施加硼、稀释和除硼。,1)启动及停堆冷停堆前，提高冷却剂硼浓度，保持必需停堆深度；反应堆启动前，使冷却剂硼浓度降低到临界所需范围。改变硼浓度应足以补偿如下几种效应引起的反应性变化：补偿多普勒效应引起反应性变化；补偿冷却剂温度效应引起反应性变化；补偿中子吸收截面很高的裂变产物135Xe（氙）及149Sm（钐）引起反应性变化；由维持足够停堆深度到堆启动所需的反应性变化。大型PWR的冷停堆和启动要求冷却剂中相应的硼浓度变化量C=300-500ppm。亦即：停堆时应提高硼浓度（“加硼”或“硼化”）；而启动时应降低硼浓度（“减硼”或“稀释”）相应值。,*调节硼浓度的主要方法向堆内注入浓硼酸或纯水，相应地由堆内排出相同数量的冷却剂。另外，也要考虑反应堆启动升温时，由于水体积膨胀而引起部分冷却剂的排放，其量也不小，约为主回路总水量的30。,2)补偿燃耗在反应堆运行过程中，剩余反应性逐渐降低，需要不断调整冷却剂中硼的浓度。这是通过注入除盐水降低冷却剂中硼浓度实现的。3)反应性负荷变化现代PWR核电厂的功率变化也通过调节硼浓度实现。如果功率调整频繁，将造成数量相当可观的硼水排放量。4)反应堆换料及检修对于换料冷停和维修冷停堆，要提高硼浓度，要求硼质量分数至少2100ppm，以保持必需的停堆深度。,二、系统辅助功能,化容系统向主泵提供经冷却和过滤的、压力高于一回路的轴封水，既抑制泄漏，又润滑冷却轴封，防止其损坏。,提供主泵轴封注入水,当主泵出现故障或由于断电而不能运行时，就会造成主喷淋管线不可用。在这种情况下，化容系统提供的稳压器辅助喷淋管线将代替主喷淋管线功能，调节和控制一回路的压力。,为稳压器提供辅助喷淋水,化容系统提供一回路的充水，参与一回路的排气和水压试验。进行水压试验时，用上充泵使一回路系统由常压升至表压17.2MPa。,一回路处于单相时的压力控制,稳压器单相（满水）时，稳压器的压力控制系统不起作用。此时，一回路的压力将由化容系统的下泄控制阀来控制。,对一回路进行充水、排气和水压试验,三、系统安全功能,在反应堆冷却剂系统发生小破口（当量直径D9.5mm）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，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。*在安注情况下，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*。,化容系统由下泄回路、净化回路、上充回路和轴封水及过剩下泄回路4部分组成。另外，还有一条低压下泄管线和一条除硼管线。,四、系统流程,(1)下泄回路,电站正常稳态运行时，从一回路系统冷端引出的下泄流大约13.6t/h，经过隔离阀进入再生热交换器壳侧，被上充泵出口来的上充流(管侧)由292.4C冷却到140C，上充流被由54C加热到266C。下泄流从再生热交换器出来后，经过3组并联的降压孔板(正常时一组运行)，使压力由15.5MPa降到2.4MPa。下泄流继续经安全壳贯穿件进入核辅助厂房的下泄热交换器(管侧)，由壳侧的设备冷却水冷到46C，再经下泄背压控制阀减压至0.20.3MPa后进入树脂净化床前过滤器，滤去冷却剂中尺寸大于5m的腐蚀产物后进入净化回路。,在停堆冷却系统运行期间，一回路处于低温低压状态。这时从停堆冷却系统（余热排出系统）热交换器出口的一部分冷却剂直接从节流孔板下游进入下泄热交换器，经一次降温降压后进入净化回路低压下泄。,(2)净化回路,从床前过滤器来的冷却剂经三通阀进入2台并联的混合除离子床（混床除盐器）中的1台，除去离子状态的大多数锂、裂变产物和腐蚀产物，然后进入到间断运行的阳床除盐器除去铯，使水质得到净化。从除盐器出来的下泄流经过滤器滤去破碎的树脂后进入容控箱。在除盐器前设置了三通阀，由下泄热交换器出口下泄流的温度来控制。当温度高于57时，为防止树脂因高温失效，三通阀自动切换，使下泄流不经过除盐器而由旁路管直接进入床后过滤器。,下泄回路,净化回路,除硼管线,(3)上充回路,下泄流进入容控箱喷雾管，经喷头喷出、雾化，释放出一部分气体裂变产物由氢气或氮气捎带排往废气处理系统。容控箱的下部空间存放经净化和清除裂变气体的冷却剂，它作为上充泵的贮水箱，给3台上充泵提供水源。上充泵把水压提高至17.7MPa，一路经上充流量调节阀、再生式热交换器管侧进入主系统。另一路则由轴封水流量调节阀进入轴封水回路。,上充回路,(4)轴封水、轴封回流及过剩下泄回路,轴封水流经2台并联运行的过滤器中的1台，除去尺寸大于5m的固体杂物后进入主泵轴封。轴封水一部分顺泵轴朝下冷却主泵轴承后进入一回路系统；另一部分则朝上，经过轴封配合面流出主泵作为轴封回流。轴封回流由轴封回流过滤器除去固体颗粒后进入轴封回流热交换器，经冷却后返回上充泵入口。,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，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。过剩下泄通道是从一回路系统蒸汽发生器下游（环路过滤端）引出一股下泄流，由过剩下泄热交换器冷却后和轴封回流汇合，一同返回上充泵入口，也可导向核岛排气疏水系统。过剩下泄流量等于主泵轴封水进入一回路的流量。,轴封水、轴封回流回路,过剩下泄回路,当一回路系统压力较低时，从3组降压孔板下泄的流量很小。此时将从余热排出泵出口引出一股下泄流，经1台气动隔离阀和1台气动调节阀从降压孔板下游进入下泄回路，此管线称为低压下泄管线。,(5)低压下泄管线,(6)除硼管线,如果一回路系统硼浓度太高，则要进行除硼操作。此时，由1台三通阀把下泄流引向硼回收系统的除硼单元，经处理后，再返回到容控箱。,低压下泄管线,除硼管线,下泄回路,上充回路,净化回路,轴封水、轴封回流回路,过剩下泄回路,低压下泄管线,除硼管线,五、系统主要设备,再生热交换器为立式倒U形管束热交换器，在壳侧有折流板。利用上充流冷却下泄流：上充流（17.7MPa/54C/10.2m3/h）通过管侧，下泄流（15.5MPa/292.4C/13.6m3/h）走壳侧。上充流回收下泄流的热量，减少热损失。全部材料选用1Cr18Ni9Ti不锈钢制造。由于介质压力很高，为了使制造方便，将再生热交换器分成4个相同的热交换器串联组成，同时也增加了冷却剂在安全壳内的流动时间，有利于16N的衰变。,(1)再生热交换器,以秦山1期核电厂下泄热交换器为例：倒U形管束，整体结构，下泄流走管侧，设冷水通过壳侧。传热管束为0Cr18Ni9Ti不锈钢。壳体为碳钢。传热量最大1.21010J/h，下泄流量最大19t/h（大亚湾：27.06t/h），最大进口温度190C（大亚湾：140C），出口温度45C（大亚湾：46C），设冷水流量295t/h。该设备用以完成下泄流第二次降温，使其低于净化系统工作温度并防止二次降压的汽化。,(2)下泄热交换器,以秦山1期核电厂过剩下泄热交换器为例：U型管壳式、卧式热交换器。下泄流走管侧。管束材料为0Cr18Ni9Ti，壳体为碳钢。换热量为：4109J/h，过剩下泄流量：4.5t/h（大亚湾：3.38t/h），入口温度：285C（大亚湾：292C），出口温度：90C（大亚湾：54C），设冷水流量：38.4t/h。该设备用以冷却过剩下泄流。,(3)过剩下泄热交换器,立式U形管式，轴封回流走管侧。管束为0Cr18Ni9Ti不锈钢，壳侧为碳钢。壳侧有18块折流板，传热面积23.46m2，最大热量1.2109J/h，轴封回流7.8t/h，入口温度69C，出口温度4548C，设冷水流量42.7t/h。它用以冷却轴封回流水与上充泵的最小流量线。,(4)轴封回流热交换器,秦山1期核电厂离心式上充泵为立式多级泵，额定流量25t/h，扬程为17.4MPa。泵体材质1Cr18Ni9Ti。有些电厂离心式上充泵有高压安注功能，其最低运行扬程运行点可与高压安注泵运行压头相衔接。此时，离心式上充泵的功率23C，以防止硼酸结晶析出。,(7)硼酸唧送泵,容控箱的作用：吸收稳压器不能吸收的一回路水容积变化；作为除气塔，使一回路放射性气体从这里释放出来，定期排往废气处理系统；作为上充泵的高位给水箱，为上充泵提供水源。,(8)容控箱,以秦山1期核电厂容控箱为例：圆筒形，椭球封头，设计容积5.6m3，全高4148mm，材质1Cr18Ni9Ti。箱内上部有1组喷头，供下泄流喷淋及辅助喷淋用；中下部存放下泄流及补水，作为上充泵吸入水箱，正常工作液位1.5m。为保证上充泵净正吸入压头，容控箱布置在比上充泵高16cm位置。上部空间充H2，正常运行压力11.5bar，以调整冷却剂H2含量，并可将冷却剂释放出的放射性气体送往废气系统；还接有N2管线，供停堆后扫H2用。N2和H2从水空间供入。注秦山2期与大亚湾核电厂的容控箱容积8.9m3，正常工作压力为2.2bar。,硼酸贮存箱为圆筒形，椭球封头，上部为废气覆盖，设计容积46m3，工作压力为0.5bar，工作温度为50C，箱体材质为1Cr18Ni9Ti，硼酸贮存箱在低-低液位时，箱中溶液能供应一次冷停堆所需的硼酸量，贮存箱上部接有废气供排线、供浓硼酸管线及供N2管。,(9)硼酸制备箱,硼酸制备箱为圆筒形椭球封头，带蒸汽夹套及搅拌器，设计容积2.5cm3工作温度100C，由蒸汽夹套加热，蒸汽压力2bar，箱体上部有除氧水供水管接入硼酸添加口，并装有电动搅拌器。,(10)硼酸贮存箱,化学添加箱为圆筒形，设计容积0.02m3，工作压力3bar，材质为1Cr18Ni9Ti。,(11)化学添加箱,(12)混床除盐器,按比例混合装入阳离子、阴离子两种交换树脂，使在硼饱和后达到锂饱和，同时吸附一回路冷却剂中的放射性离子。,(13)阳床除盐器,它安装在混床除盐器之后，主要用来除去放射性铯，净化一回路水质。,(14)上充流量调节阀,此阀调节上充流量，使稳压器处于程控液位。最小流量要保证下泄流得到充分冷却；最大流量还要保证轴封水的供给。,(14)下泄（背压）控制阀,稳压器为双相时，此阀调节降压孔板下游压力，实现下泄流使稳压器处于程控液位。最小流量要保证下泄流得到充分冷却；最大流量要保证轴封水的供给。,六、系统设备布置,本系统下泄流的高温高压部分，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、下泄控制阀的设备及管线，以及过剩下泄热交换器及其管道阀门都布置在安全壳内；其它部分设备及管线布置在核辅助厂房和连接厂房。系统的高压部分之所以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(16N)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。,在核辅助厂房，根据剂量分区原则，剂量水平较高的设备，如过滤器、除盐器集中布置在除盐器及过滤器隔间，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。3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。,化容系统简图,作为离心上充泵的备用泵；主系统试压用。,(1)正常运行,稳态满功率运行时，上充与下泄流量由主系统的正常净化流量及主泵轴封水流量决定。正常运行时，稳压器液位自动控制上充流量，使其符合规定的液位-功率整定曲线。此时，过剩下泄、低压下泄和辅助喷淋等管线均被隔离。只有低压下泄的回水管线处于开通状态，以使余热排出系统充满水。补给水系统整定在“自动”位置，按照容控箱液位进行自动补给。根据堆芯运行寿期，调整冷却剂的硼浓度，以补偿堆芯燃耗。在运行中定期取样分析水质，并采取相应措施，调整补给水与硼酸的配比，加强净化、添加氢、除锂等。,七、系统运行方式,负荷变化时，一回路水容积变化较大。此情况下，首先是稳压器吸收其水容积变化。当一回路水容积变化量增加，以致稳压器不能完全吸收其变化时，不能吸收的部分由容控箱吸收。而容控箱水容积是有限的，在一回路水扩容，使容控箱水位升至高液位时，三通阀受容控箱液位控制，将下泄流的一部分甚至全部导入硼回收系统；在一回路水容积收缩而使容控箱水位降至低液位时，反应堆硼和水补给系统则根据容控箱液位指示自动启、停自动补给操作，为一回路补入与其硼浓度相同的硼水，使容控箱水位维持正常。,如果反应堆在一个新的功率水平下运行较长时间，则必须对一回路冷却剂的硼浓度作相应的调整，以补偿由于温度变化和毒物等引起的反应性变化。,(2)启动,启动时，用补给水系统将补给水和硼酸溶液配制成所需硼浓度，向主系统充水，静排气，然后用上充泵建立压力，动排气。使机组进入正常冷停堆工况。当主系统压力升到主泵轴封所要求的压力时，启动主泵，添加联氨除氧（用联氨除氧必须在一回路温度达到120C之前完成）。同时稳压器电加热器投入，使冷却剂升温。当稳压器内形成蒸汽空间并达到正常水位后，投入稳压器液位自动控制。,然后