核电厂系统与设备第六讲

核电厂系统及设备

第六讲（2011—2012学年第一学期）

主讲：田丽霞11余热排出系统（RHR=ResidualHeatRemovalsystem）1.1系统的功能1.2系统描述1.3余热排出系统的运行1.4余热排出系统综述21.1系统的功能对于法国设计的大亚湾核电厂，余热排出系统的功能如下：停堆后第二阶段，排出堆芯和一回路热量；反应堆在冷停期间，换料或维修操作时，排出堆内余热，维持一回路温度低于60℃；电厂加热升温初期，控制一回路平均温度；换料操作后，将换料水从换料水池输送至换料水箱。3余热：剩余发热；一回路水和设备的显热；运行的主泵产生的热量。除了失水事故外，其它事故引起的停堆事故后余热去除系统也用来排出上述热量。41.2系统描述大亚湾核电厂的余热排出系统流程如图4.5所示。该系统由两个独立的系列组成，每个系列由一台余热排出泵、一台立式U型管管壳式热交换器及相应的管道、阀门和仪表组成。整个系统布置在安全壳内。567余热排出系统是一个与反应堆冷却剂系统并联的低压回路，其入口接二环路热管段，冷却剂经余热排出泵进入热交换器，被壳侧的设备冷却水冷却后，经蓄压箱注入管线进入1、3环路冷管段。系统的入口，有两条并联的管线，每条管线上有两个电动隔离阀串联连接。它们的正常位置为关闭，可由柴油机安全母线供电。8在余热排出泵的出口，有两个安全阀，开启压力分别为4.5MPa和3.9MPa。这两个安全阀对余热排出系统起超压保护作用。两台热交换器的出口都分别设有流量调节阀，用来调节通过各台热交换器的流量，控制一回路的冷却速率。9在热热交交换换器器出出口口联联管管与与两两台台余余热热排排出出泵泵入入口口联联管管之之间间设设有有一一条条最最小小流流量量管管线线，，管管线线上上无无阀阀门门，，允允许许一一定定流流量量通通过过，，以以保保护护余余热热排排出出泵泵，，防防止止泵泵体体过过热热和和丧丧失失汲汲入入流流量量。。在通通往往1、、3环环路路冷冷段段的的返返回回管管线线上上，，各各设设有有一一个个电电动动隔隔离离阀阀和和一一个个止止回回阀阀。。在两两台台热热交交换换器器出出口口的的联联管管上上，，还还有有一一条条通通往往化化容容系系统统下下泄泄节节流流孔孔板板下下游游的的管管线线。。101.3余余热热排排出出系系统统的的运运行行运行行参参数数范范围围：：一回回路路压压力力从从大大气气压压到到2.8MPa；；冷冷却却剂剂平平均均温温度度范范围围是是10℃℃～～180℃℃。。余热热排排出出系系统统的的正正常常启启动动：：在反反应应堆堆由由热热停停堆堆过过渡渡到到冷冷停停堆堆的的过过程程中中进进行行。。该系系统统投投入入运运行行的的条条件件是是一一回回路路冷冷却却剂剂平平均均温温度度在在160～～180℃℃、、压压力力在在2.4MPa～～2.8MPa之之间间。。11系统统启启动动时时主主要要包包括括两两项项操操作作。。•检验硼硼浓度度，若余热热排出出系统统内水水的硼硼浓度度小于于一回回路硼硼浓度度，则则必须须对反反应堆堆冷却却剂系系统加加硼，，防止止因余余热排排出系系统投投入导导致对对一回回路的的误稀稀释。。•缓慢地地对余余热排排出系系统升升压和和加热热，避免免对余余热排排出热热交换换器和和泵的的压力力冲击击和热热冲击击。12在反应应堆从从冷停停状态态开始始加热热升温温时，，余热热排出出系统统主要要用来来控制制一回回路的的升温温速率率，使使升温温速率率控制制在28℃℃／h的范范围内内。余热排排出系系统的的最高高运行行温度度是180℃。。在此此之前前的加加热过过程中中，余余热排排出热热交换换器的的壳侧侧始终终供给给设备备冷却却水，，泵则则处于于停运运备用用状态态。启启动余余热排排出泵泵即可可限制制一回回路冷冷却剂剂温度度升高高。13系统的的正常常停运运在反反应堆堆从冷冷停堆堆向热热停堆堆过渡渡的过过程中中进行行。停停运的的条件件是，，一回回路平平均温温度在在160℃℃～180℃；；一回回路压压力为为2.4MPa～～2.8MPa。稳稳压器器可以以控制制一回回路压压力，，至少少两台台主泵泵在运运行且且蒸汽汽发生生器可可用。。余热排排出系系统停停运过过程中中的主主要操操作是是降温温、降降压并并与一一回路路隔离离。14其它压压水堆堆设计计中，，余热热排出出系统统往往往设计计成兼兼容的的，即即电厂厂正常常停运运后执执行余余热排排出功功能，，事故故时作作为低低压安安全注注入系系统执执行专专设安安全功功能。。美国国西屋屋公司司的设设计就就属这这种情情况,这样样的余余热排排出系系统设设计如如图4.6所示示。15162设设备冷冷却水水系统统2.1系系统的的功能能2.2系系统描描述2.3设设备冷冷却水水系统统的运运行172.1系系统的的功能能设备冷冷却水水系统统是一一个封封闭的的冷却却水回回路，，也是是一个个把热热量从从往往往具有有放射射性介介质的的系统统传输输到外外界环环境的的中间间冷却却系统统。其功能如下下：作为中间冷冷却回路，，通过重要要厂用水系系统将热量量传送给海海水。在核岛各冷冷却对象与与海水之间间，形成一一道阻止放放射性物质质进入环境境水体的屏屏障；18为核岛内需需要冷却的的介质设备备提供冷却却水；设备冷却水水系统不仅仅在电厂正正常运行的的各种工况况用来从核核岛系统除除热，而且且在事故工况况下作为专专设安全设设施的支持持系统，将将热量经重重要厂用水水系统排入入环境。192.2系系统描描述（1）系系统组组成对于双机机组核电电厂的每每一台机机组，设设备冷却却水系统统包含两个个独立系系列，一一个公共共环路和和两机组组之间的的共用部部分，两个独立立系列用用来向事事故工况况下要保保证冷却却的冷却却对象供供应冷却却水，这这些冷却却对象包包括专设设安全设设施系统统和余热热排出系系统。2021两个独立立系列每个系列列由两台台100％容量量的单级级离心泵泵、两台台50％％容量的的板式热热交换器器、一个个容积波波动水箱箱和相应应阀门、、管道和和仪表组组成。两两个系列列上的电电器设备备分别由由相互独独立的配配电系统统供电，，并可由由应急柴柴油发电电机作为为备用电电源。两个系列列的热交交换器由由重要厂厂用水系系统的两两个独立立系列冷冷却，每每个系列列在事故故工况下下，都能能提供100％％的应急急冷却能能力。22公共环路路公共环路路的设备备冷却水水用户是是那些事事故情况况下不需需投入的的冷却器器，借助助于阀门门的切换换，这些些设备可可由系列列A供水水，也可可由系列列B供水水，也可可由两个个系列共共同供水水，只有有事故情情况下才才停止向向公共环环路的用用户供水水。23共用部分分共用部分分指那些些两台机机组共用用的系统统中的设设备冷却却水用户户，如硼硼回收系系统、废废液处理理系统、、辅助蒸蒸汽分配配系统等等，这部部分可以以由1号号机组或或2号机机组的设设备冷却却水系统统供应冷冷却水。。24（2）系系统设设计特点点在所有的的运行工工况下，，设备冷冷却水系系统的压压力都低低于它冷冷却的一一回路系系统及辅辅助系统统压力，，以防止止设备冷冷却水系系统的除除盐水在在热交换换器出现现泄漏时时进入一一回路系系统，而而引起一一回路系系统的硼硼水稀释释。25在设备冷却水水泵出口，设设置辐射监测测装置和压力力监测装置。。前者对设备冷冷却水的放射射性水平进行行监测，发现现系统可能的的泄漏；后者监测到泵泵出口低压时时自动启动同同系列的另一一台泵。以保保证足够的供供水量。26表4.6几几种主要要工况下设备备冷却水系统统需要导出的的热负荷和供供水量272.3设备备冷却水系统统的运行（1）正常功功率运行在核电厂正常常功率运行时时，需要设备备冷却水系统统带走的热负负荷不大，每每一机组只需需一台泵和一一台热交换器器运行，因而而只需系列A或B的任一一系列投运即即可。若运行行着的泵出口口低压或故障障不可用，泵出口的压力力检测开关得得到的低压信信号自动启动动该系列上的的第二台泵。。28（2）事故运运行安注发生后系系统的运行一一旦接到安注注信号，备用用的系列上的的一台泵启动动，正在运行行中的系列运运行状态不改改变。29（3）两个系系列的相互切切换设备冷却水系系统的两个系系列A、B与与重要厂用水水系统的两个个系列A、B是对应的，，运行时需互互相匹配，包包括运行泵的的数目和供电电母线。在任任何情况下，，设备冷却水水系统两个系系列之间的切切换都会导致致重要厂用水水系统对应系系列的切换。。切换可通过过手动或自动动完成。30（4）热交交换器的运行行设备冷却水／／重要厂用水水热交换器是是板式热交换换器，为使传传热板免受大大的压力作用用：投入时，，先启动低压压侧（重要厂厂用水侧），，再启动高压压侧（设备冷冷却水侧）；；停止运行时时，先停设备备冷却水侧，，后停重要厂厂用水侧。313233343重要厂用用水系统(EssentialServiceWaterSystem)3.1系统统的功能3.2系统统描述3.3系统统的运行353.1系统统的功能冷却设备冷却却水，将设备备冷却水传输输给的热量排排入环境水体体，此系统又又称为重要生生水系统，是是核岛的最终终热阱。重要厂用水系系统与设备冷冷却水系统一一样，是专设设安全设施系系统的支持系系统，无论在在电厂正常运运行还是事故故工况，该系系统都必须将将设备冷却水水系统传输的的热量排入海海水。36最终热阱：接接受核电厂所所排出余热的的大气或水体体，或二者的的组合。373.2系统统描述其构成与设备备冷却水系统统相似。38系统由两个独独立的、且实实体隔离的系系列组成，电电气设备可由由柴油发电机机供电。每个个系列并联两两台容量各为为100％的的重要厂用水水泵，两台容容量各为50％的板式热热交换器。重重要厂用水泵泵从循环水过过滤系统汲入入海水，使其其通过热交换换器吸收热量量后经循环水水排水渠流入入大海。39重要厂厂用水水系统统作为为专设设安全全设施施系统统的支支持系系统，，又是是开式式循环环回路路，大大亚湾湾核电电厂在在设计计时考考虑到到以下下几点点：泵入口口处海海水水水位变变化：：最低低水位位为－3.00米，，最高高水位位为＋＋6.22米，，在此此范围围内保保证泵泵的净净正汲汲入压压头。。40为防止止海生生物（（水草草、水水母、、贝类类）的的污染染和阻阻塞管管道，，采用用经循循环水水过滤滤系统统过滤滤、加加氯处处理的的海水水，在在热交交换器器上游游设置置水生生物捕捕集器器，并并将海海水在在管道道中流流速设设计在在2m/s以上上。选用用耐耐海海水水腐腐蚀蚀的的材材料料，，如如热热交交换换器器用用钛钛板板做做。。设计计时时考考虑虑能能抗抗拒拒外外部部灾灾害害如如水水淹淹、、火火灾灾、、地地震震等等。。413.3系系统的的运行重要厂用用水系统统运行的的系列和和运行泵泵的数目目须与设设备冷却却水系统统相匹配配。当机机组处于于正常功功率运行行时，一一个系列列的一台台泵运行行，另一一系列处处于停运运状态。。在失水水事故时时，重要要厂用水水系统的的一个系系列即可可提供100％％的冷却却能力。。42重要厂用用水系统统在主要要工况下下的运行行参数43运行经验验：2002年年6月月24日秦秦山第第二核核电厂厂1号号机组组重要要厂用用水系系统鼓鼓形虑虑网在在检修修后恢恢复在在线过过程中中，在在一条条进口口暗渠渠进口口隔离离阀没没有打打开的的情况况下，，错误误地关关闭了了另一一条暗暗渠的的闸板板，导导致了了重要要厂用用水的的全部部丧失失，以以致进进入了了超设设计基基准事事故的的H1.1规程程，由由于反反应堆堆处于于正常常冷停停堆状状态，，事件件没有有导致致严重重后果果。H1.1：：功率运行行、热停堆堆和余热排排除系统阀阀门关闭情情况下的中中间停堆444废燃料料池冷却和和净化系统统反应应堆堆换换料料后后，，卸卸出出的的乏乏燃燃料料要要在在乏乏燃燃料料水水池池中中存存放放半半年年以以上上，，待待燃燃料料冷冷却却到到一一定定程程度度，，在在送送往往后后处处理理工工厂厂。。454.1系统统功能基本功能废燃料池冷却却及净化系统统主要为燃料料厂房中废燃燃料池服务，，它具有冷却却、净化、充充水和排水功功能，在换料料期间，它也也能对反应堆堆厂房中换料料水池的水进进行净化和去去浮。系统的冷却功功能为移出贮贮存在废燃料料池中的废燃燃料所释放出出的剩余衰变变热。46系统的净化功功能为去除废废燃料池和换换料水池中的的裂变产物，，腐蚀产物及及悬浮粒子，，这是通过除除盐、过滤和和表面去浮来来实现的。系统的充排水水功能为：保保持废燃料水水池所需的水水位。在贮存存废燃料期间间，废燃料池池是不允许排排空的。灌注注和排放燃料料运输通道、、装料池以及及排放换料水水池的部份水水。47安全功能维持废燃料池池中的废燃料料在次临界状状态。维持废燃料池池的温度在高高温限值以下下。废燃料池冷却却和净化系统统同样也为工工作人员的健健康和物理防防护作出贡献献。48系统的废燃料料池冷却容量量是根据连续续15年从反反应堆中卸料料移出的废燃燃料组件所产产生的衰变热热来计算的。。每次正常年年卸料共有40个已达到到卸料燃耗要要求的废燃料料组件，在这这种情况下，，系统投入一一套冷却水温温应保持在≤≤50℃，此此时如还需卸卸出一个完整整的堆芯储于于池中，则池池水温度不超超过80℃。。(对应的设设冷水进口温温度为35℃℃)49系统能提供池池水的充分净净化，使电站站工作人员不不受限制地接接近废燃料贮贮存区。系统统也能保证废废燃料池水的的清澈度，以以便在换料操操作时能具有有良好的可见见度。冷却泵和冷却却器能力的冗冗余度为100%；冷却却泵设计成具具有冷却需要要的流量和压压头；净化泵泵设计成具有有净化需要的的流量和压头头。50514.2流程程及布置5253冷却回路冷却回路由两两个相同的，，并联的回路路组成，每一一回路各有一一台冷却泵和和一台冷却器器，冷却泵通通过端部带有有粗滤网的管管道从废燃料料池上部吸水水，池水流经经冷却器管侧侧，其热量由由设备冷却水水带走，冷却却后的池水返返回到水池底底部通过分布布集管排出。。54净化回路净化回路用来来净化池水和和清除水表面面悬浮物。净净化回路设有有互为备用的的两台净化泵泵及一套混床床和前、后过过滤器等装置置。净化泵从从冷却器出口口吸水，水经经混床，过滤滤器处理后与与冷却器出水水管汇合回到到水池底部。。55废燃料池表面面水经去浮器器流到净化泵泵入口，经混混床前过滤器器过滤后，回回到净化回流流总管，进行行水池表层的的去浮处理。。565废液处理理系统液体废物处理理系统是收集集、处理、监监测核电厂在在正常运行、、维修时产生生的放射性废废液。并按照照其放射性剂剂量确定向环环境排放或在在核电厂内复复用。液体废物处理理系统没有直直接的安全功功能，但经过过本系统处理理的废液不能能对公众及操操作人员造成成任何有害的的电离辐射。。57本系统的运行行设计基准是是系统能容纳纳和处理电厂厂在正常运行行和预期异常常情况下所产产生的最大预预期废液量和和最大预期废废液放射性活活度。本系统设计中中考虑尽可能能回收复用放放射性废液，，以减少排放放量。585960废液经本系统统处理、监测测后的排出物物放射性核素素浓度必须符符合美国联邦邦管理法规““10CFR20和10CFR50”附录I内内的规定。废液按按其放放射性性活度度和水水质分分成三三种：：清洁疏疏水、、工艺艺疏水水和地地面疏疏水。。废液处处理系系统预预计每每年处处理的的水量量为3350m3。61不同类型废废液的水质质、水量情情况如下：：废液类型水量放射性活度清洁疏水(T1废水)350m3/y2.83×107Bq/l工艺疏水(T2废水)2000m3/y7.4×102～7.4×106Bq/l地面疏水(T3废水)1000m3/y3.7×102Bq/l62一回路各系系统设备、、阀门和管管道产生的的疏水以及及引漏水（（清洁疏水水,简称称T1废水水）；废水有3个个特点：其其一，废水水的比活度度较高，平平均比活度度为1.85×108Bq/L;其二是废废水水量小小，按设计计T1废水水量为350m3/y；其三三是废水的的化学组成成单一，T1废水为为含硼酸废废水，含硼硼量为700ppm。63辅助系统产产生的树脂脂再生水，，冲排水及及设备去污污洗涤水（（工艺疏水水,简称称T2废水水）；废水比活活度为3.7××103Bq/l，当设设备有泄泄漏时，，比活度度可达3.7××105Bq/l，一年年的废水水量为1700m3，T2废废水的的化学组组成除了了较少量量的硼酸酸外，还还可能由由于酸碱碱去污，，树脂再再生引入入硝酸和和氩氧化化钠。64放射性设设备间的的地面清清洗水（（工艺疏疏水,简简称T3废水水）；废水其化化学组成成视地面面去污剂剂而不同同，可能能有硝酸酸，氢氧氧化钠，，石油磺磺酸，与与机械设设备解体体检修时时可能泄泄漏出的的机油和和泄漏出出的设冷冷水里的的铬酸钾钾，废废水的比比活度小小于3.7×102Bq/l，一年年的废水水量975m3。65根据废液液的放射射性活度度和化学学杂质含含量可确确定相应的的处理方方式。清洁疏水水—经蒸蒸发、离离子交换换处理。。工艺疏水水—经蒸蒸发处理理。工艺疏水水—直接接稀释排排放。66T1、T2废水水经处理理后，可可做为复复用水，，用于一一回路设设备去污污清洗和和设备室室地面清清洗，也也可经排排放总管管向外排排放。T3废水水收集在在T3水水池，先先进行就就地取样样检测，，若废水水比活度度≤3.7×102Bq/l，就直直接排至至排放总总管，与与冷却海海水混合合排入海海域，排排放口比比活度≤≤3.7×10-1Bq/l，若若废水的比活活度>3.7×102Bq/l，则则可送至T2水池，做为为T2废水处处理。676废气处理理系统气体废物处理理系统是将含含氢放射性气气体加压贮存存、衰变使其其放射性活度度降至向环境境排放允许值值，并为硼回回系统暂存箱箱和化容系统统硼酸贮存箱箱提供复盖气气体。68气体废物处理理系统的主要要输入来自容容积控制箱中中的气体空间间，在这里主主要是反应堆堆正常运行和和停堆期间扫扫气中排出的的反应堆冷却却剂中的气体体裂变产物和和氢气及来自自正常运行期期间硼回脱气气塔的含氢废废气。本系统统的贮存容量量是按在电厂厂基本负荷运运行60天时时的衰变时间间而进行设计计的(以期惰惰性放射性气气体Xe全部部衰变完)。。共有六个衰衰变箱。69膜压机最大流流量以容控箱箱吹扫气体量量为依据。正正常运行下一一台膜压机运运行，另一台台作为备用。。废气缓冲罐罐为两台膜压压机共用，容容积5.3m3。衰变箱的排放放气体由减压压阀和节流阀阀控制，通过过本系统排气气管经HEPA过滤器排排至通风系统统(辅助厂房房排风系统)的碘过滤器器上游，再排排放到电厂的的烟囱里。70*当卸压压箱压力>0.343MPa时，关关闭废气排放放阀

**括号内内的数值为复复盖气体量设备名称比放(Bq/L)年排放量M3/y卸压箱3.7×102～3.7×108

*480堆疏排水箱3.7×106

320容控箱3.7×109

2400硼酸贮存箱3.7×107

**(890)硼回暂存箱3.7×109800**(2000)气体取样箱3.7×109

忽略总计年排放量：4000M371核燃料在裂变变过程中会产产生一些气体体裂变产物，，如133Xe、85Kr等。反应应堆在运行时时燃料包壳一一旦破损裂变变气体就会逸逸出，被冷却却剂带出反应应堆，最后经经过收集汇总总而集中到废废气系统中，，反应堆厂房房的废气主要要分二种，一一种是氪、氙氙、碘或其他他挥发物质；；另一种是悬悬浮的放射性性微粒，即放放射性气溶胶胶。72放射性气体体的比活度度较高。它它们的半衰衰期除85Kr(10.73年)较长长外，其余余的都比较较短，裂变变产额最高高的133Xe为5.29天，，137Xe，89Kr的半衰衰期只有几几分钟。对对于这样放放射性的裂裂变气体，，采用简单单的时效处理法法，即可有效效地降低其其放射性活活度，可减减少到原来来的千分之之一、万分分之一。73放射性气溶溶胶的处理理方法主要要是采用高高效过滤器器净化处理理。高效过滤器器是用直径径极细的天天然或人造造纤维无序序地铺成一一定密度和和厚度的过过滤器。过过滤作用是是机械阻留留和对微粒粒的粘附。。活性炭过过滤器是借借助扩散，，尔后进入入微孔，再再向微孔深深部扩散直直到被吸附附为止。浸浸渍活性炭炭对放射性性碘有极好好的吸附作作用，在核核电站一般般被用作除除碘。74第七讲讲759、静夜夜四无无邻，，荒居居旧业业贫。。。12月月-2212月月-22Thursday,December29,202210、雨雨中中黄黄叶叶树树，，灯灯下下白白头头人人。。。。14:45:1414:45:1414:4512/29/20222:45:14PM11、以我独沈久久，愧君相见见频。。12月-2214:45:1414:45Dec-2229-Dec-2212、故人人江海海别，，几度度隔山山川。。。14:45:1414:45:1414:45Thursday,December29,202213、乍见翻疑梦梦，相悲各问问年。。12月-2212月-2214:45:1414:45:14December29,202214、他他乡乡生生白白发发，，旧旧国国见见青青山山。。。。29十十二二月月20222:45:14下下午午14:45:1412月月-2215、比不了得就就不比，得不不到的就不要要。。。十二月222:45下下午12月-2214:45December29,202216、行动动出成成果，，工作作出财财富。。。2022/12/2914:45:1414:45:1429December202217、做做前前，，能能够够环环视视四四周周；；做做时时，，你你只只能能或或者者最最好好沿沿着着以以脚脚为为起起点点的的射射线线向向前前。。。。2:45:14下下午午2:45下下午午14:45:1412月月-229、没有失败败，只有暂暂时停止成成功！。12月-2212月-22Thursday,December29,202210、很多事情努努力了未必有有结果，但是是不努力却什什么改变也没没有。。14:45:1414:45:1414:4512/29/20222:45:14PM11、成功功就是是日复复一日日那一一点点点小小小努力力的积积