04章 核岛主要辅助系统.ppt

1、2020/7/19,1,第4章 核岛主要辅助系统,2020/7/19,2,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。,2020/7/19,3,压水堆核电厂辅助系统功能（续）：,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

2、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、加联氨或氢氧化锂的操作。 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。,2020/7/19,4,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。 设备冷却水系统是隔离反应堆冷却剂与海水的一道屏障。 设备冷却水系统和重要厂用水系统不仅在正常情况下

3、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。,2020/7/19,5,压水堆核电厂辅助系统功能（续）：,废物的收集和处理 核电厂在运行中产生放射性废液、废气和固体废物； 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。,2020/7/19,6,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 控制参数 温度、湿度、压力、洁净

4、度、放射性、换气频率等 相关系统包括： 核燃料厂房、电气厂房、核辅助厂房、控制室和连接厂房的通风空调系统。,2020/7/19,7,4.1 化学和容积控制系统,2020/7/19,8,4.1.1 系统的功能,通过控制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； 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。,

5、2020/7/19,9,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。,4.1.2 设计依据,反应性控制,2020/7/19,10,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

6、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。,2020/7/19,11,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。,2020/7/19,12,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。 根据核

7、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。,2020/7/19,13,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、氙及钐毒性、由维持足够的停堆深度到堆启动所需的反应性变化。 补偿燃耗 在反应堆运行过程中，剩余反应性逐渐减少，需要不断调整冷却剂的硼浓度，可通过注入除盐水实现。 反应堆检修及换料 对于换料冷

8、停堆和维修冷停堆，要求硼浓度至少2100ppm，以保持必须的停堆深度。 负荷变化 现代压水堆核电厂的负荷变化也可通过改变硼浓度实现 若功率调节频繁，将会造成数量可观的硼水排放。,2020/7/19,14,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%。 对于一回路小的泄漏，可由化容系统提供足够的补给水。,容积控制,2020/7/19,15,化容系统在设计规定的燃料包壳

9、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： 水及其中杂质的活化（影响小）； 裂变产物的释放（占绝大部分）； 腐蚀产物的活化（小部分）； 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。,水质控制,2020/7/19,16,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

10、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。对于压水堆核电厂反应堆冷却剂，应严格控制的水质指标有：氧、氢、氯离子和氟离子等的浓度，pH值，总悬浮物浓度，电导率等。,2020/7/19,17,4.1.3 系统流程,化容系统按功能可分为四部分：下泄管线、净化段、上充管线和轴封水回路。,2020/7/19,18,下泄管线,2020/7/19,19,净化段,2020/7/19,20,上充泵和上充管线,2

11、020/7/19,21,主泵轴封水回路,2020/7/19,22,4.1.4 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

12、性水平。,2020/7/19,23,4.1.4 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。,2020/7/19,24,4.1.5 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

13、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。 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。,2020/7/19,25,4.1.5 系统运行（续）,启动 启动时，由硼和水补给系统供水，经上充泵将水注入一回路。经过一回路排气后，用下泄压力控制阀控制一回路压力。达到主泵启动的最小工作压力时，启动主泵，投入

14、稳压器加热器升温，一回路升温速率控制在小于28/h。 一回路水温在90120时，加联氨除氧，并根据要求加入pH控制剂。水中氧浓度合格后，容积控制箱建立氢气空间。 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。,2020/7/19,26,4.1.5 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。 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

15、。 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。,2020/7/19,27,4.1.5 系统运行（续）,冷停堆（续） 稳压器水位维持： 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。,2020/7/19,28,4.1.5 系统运

16、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

17、安注系统供应应急冷却水。,2020/7/19,29,4.2 反应堆硼和水补给系统,2020/7/19,30,反应堆硼和水补给系统是化学和容积控制系统的一个支持系统，它辅助化容系统完成主要功能。此外，该系统还有若干附加功能。,4.2.1 系统的功能 为一回路系统提供除气除盐含硼水，辅助化容系统实现容积控制； 为进行水质的化学控制提供化学药品添加设备； 为改变反应堆冷却剂硼浓度，向化容系统提供硼酸和除气除盐水； 为换料水贮存箱、安注系统的硼注入罐提供硼酸水和补水，为稳压器卸压箱提供喷淋冷却水，为主泵轴封蓄水管供水。,2020/7/19,31,反应堆硼和水补给系统是一个两台机组共用的系统。 对于补给

18、水的要求，两个除气除盐水箱为两台机组共用。正常运行时，一个水箱对两台机组供水，另一水箱处于充水或备用状态。一个水箱的容量足以保证寿期末从冷停状态启动达到额定功率状态稀释所需的水量。 三个硼酸箱，每个机组一个，第三个共用。两个硼酸箱足以保证同时一个机组在寿期初冷停而另一个机组在寿期末的换料冷停所需的硼酸溶液量。在某些事故下需要向反应堆紧急注硼。,4.2.2 设计依据,2020/7/19,32,4.2.3 系统描述,硼和水补给系统包括水补给、硼酸制备及补给和化学添加三个子系统。,2020/7/19,33,两个补给水贮存箱，为两台机组共用。运行时，由硼回收系统供水，初次充水或硼回收系统供水不足时，由

19、核岛除盐水经过辅助给水系统的除气器处理后供给。 每台机组有两台离心泵向化容系统或其它用户补给除盐除气水。,水补给子系统,2020/7/19,34,3个装有低硼浓度的硼酸箱，每台机组一个，另一个由两台机组共用。硼酸来自硼回收系统，系统还设有硼酸制备设备（配料罐），可配置两种硼浓度的硼酸溶液。高浓度的硼酸供安注系统的硼注入罐，换料水箱的高浓度含硼水也由此子系统供给。 每台机组有两台硼酸泵，向化容系统提供低浓度硼酸溶液，通过调整进入混合器的硼酸和水的比例满足不同硼浓度的补给要求。,硼酸补给子系统,2020/7/19,35,系统中备有一个20L的化学添加罐，由补给水将罐中化学药品冲到上充泵入口。,化学

20、添加子系统,2020/7/19,36,硼和水补给系统向化容系统的补给方式有5种： 自动补给方式 补给与当时一回路硼浓度相同的含硼水，它主要用于容积控制，不改变一回路的硼浓度。 自动补给受容积控制箱的水位控制。当容积控制箱水位达到23时，自动补给启动，一台补给水泵按恒定的流量供应纯水，一台硼酸泵按操纵员设定的流量供给硼酸，经混合器后注入容积控制箱。 稀释 将硼酸补给管线隔离，向一回路加入除盐除气水，这就是稀释。 快稀释 快稀释与稀释的区别在于补给纯水直接注入到容控箱下游的上充泵供水管，因而见效较快。,4.2.5 补给方式,2020/7/19,37,硼化 将除盐除气水隔离，将7000g/g硼浓度的

21、硼酸溶液注入到上充泵入口侧，以提高冷却剂硼浓度，这就是硼化。 手动补给 手动补给方式用来向换料水贮存箱或其它临时连接的某些地方增加预定量的硼酸水溶液。 当用手动补给方式时，补给管线上的阀门要手动打开完成。 手动补给方式仅限于在一些特定情况下使用，如给换料水贮存箱的补水或最初充水，为提高容积控制箱的水位以进行排气操作等。对后一种情况下的补水，需根据当时的一回路硼浓度确定补给酸量和纯水量，以免改变一回路硼浓度。,4.2.5 补给方式（续）,2020/7/19,38,4.3 余热排出系统,2020/7/19,39,余热排出系统（又叫停堆冷却系统）必须能以一定的速率从堆芯及一回路系统排出以下各项热量：

22、 堆芯剩余发热； 一回路及余热排出系统流体和设备的显热； 主泵运行加给一回路的热量。,2020/7/19,40,大亚湾核电厂（法国设计）余热排出系统的功能如下： 在停堆后第二阶段，排出堆芯和一回路热量； 反应堆在冷停期间，进行换料或维修操作时，排出堆内余热，维持一回路温度低于60； 在电厂加热升温初期，控制一回路平均温度； 在换料操作后，将换料水从换料水池输送至换料水箱。,4.3.1 系统功能,2020/7/19,41,4.3.2 系统描述（法国设计系统）,2020/7/19,42,运行参数范围 余热排出系统的运行参数范围：一回路压力从大气压到2.8MPa；冷却剂平均温度范围是10180。 余

23、热排出系统的正常启动 该系统的正常启动在反应堆由热停堆过渡到冷停堆的过程中进行。投入运行的条件是一回路冷却剂平均温度在160180、压力在2.4MPa2.8MPa之间。 余热排出系统启动时主要包括两项操作： 检验硼浓度，防止因余热排出系统投入导致对一回路的误稀释。 缓慢地对余热排出系统升压和加热，避免对余热排出热交换器和泵的压力冲击和热冲击，从而防止泵叶轮和泵壳由于受热不均导致磨擦或卡死现象。,4.3.3 余热排出系统的运行,2020/7/19,43,电厂加热升温过程中余热排出系统的运行 在反应堆从冷停状态开始加热升温时，余热排出系统主要用来控制一回路的升温速率，使升温速率控制在28/h的范围

24、内。余热排出系统的最高运行温度是180。,4.3.3 余热排出系统的运行（续）,2020/7/19,44,余热排出系统的停运 正常停运在反应堆从冷停堆向热停堆过渡的过程中进行。 停运条件： 一回路平均温度在160180，压力为2.42.8 MPa； 稳压器可以控制一回路压力； 至少两台主泵在运行且蒸汽发生器可用。,4.3.3 余热排出系统的运行（续）,2020/7/19,45,4.3.4 余热排出系统综述（西屋公司系统）,余热排出系统设计成兼容的： 电厂正常停运后执行余热排出功能 事故时作为低压安全注入系统执行专设安全功能。,2020/7/19,46,4.4 设备冷却水系统,2020/7/19

25、,47,设备冷却水系统是一个封闭的冷却水回路，也是一个把热量从具有放射性介质的系统传输到外界环境的中间冷却系统。其功能如下： 为核岛内需要冷却的带放射性介质设备提供冷却； 作为中间冷却回路，通过重要厂用水系统将热量传送给海水。在核岛各冷却对象与海水之间，形成一道阻止放射性物质进入海水的屏障； 设备冷却水系统不仅在电厂正常运行的各种工况用来从核岛系统除热，而且在事故工况下作为专设安全设施的支持系统，将热量经重要厂用水系统排入环境。,4.4.1 系统的功能,2020/7/19,48,系统组成：两个独立系列，一个公共环路和两机组之间的共用部分。 两个独立系列用来向事故工况下要保证冷却的冷却对象供应冷

26、却水，这些冷却对象包括专设安全设施系统和余热排出系统； 公共环路上连接的是事故工况下不必供应冷却水的冷却对象，它们在正常工况下的冷却由两个系列中的一个系列承担； 共用部分指两个机组共用的设备，它们的冷却水供应由某一机组的一个系列承担 。,4.4.2 系统的描述,2020/7/19,49,4.4.2 系统的描述（续）,2020/7/19,50,系统设计特点 压力设计： 在所有的运行工况下，设备冷却水系统的压力都低于它冷却的一回路系统及辅助系统压力，以防止设备冷却水系统的除盐水在热交换器出现泄漏时进入一回路系统，而引起一回路系统的硼水稀释。 辐射监测和压力监测（在设备冷却水泵出口，设置辐射监测装置

27、和压力监测装置） 辐射监测装置对设备冷却水的放射性水平进行监测，发现系统可能的泄漏； 压力监测装置监测泵出口压力，当压力低时自动启动同系列的另一台泵。以保证足够的供水量。,4.4.2 系统的描述（续）,2020/7/19,51,正常功率运行 事故运行 安注发生后系统的运行 安全壳喷淋系统启动后的运行 两个系列的相互切换 热交换器的运行,4.4.3 设备冷却水系统的运行,2020/7/19,52,4.5 重要厂用水系统,2020/7/19,53,重要厂用水系统的主要作用是冷却设备冷却水，将设备冷却水系统传输给的热量排入海水，此系统又称为重要生水系统，是核岛的最终热阱。 重要厂用水系统与设备冷却水

28、系统一样，是专设安全设施系统的支持系统，无论在电厂正常运行还是事故工况，该系统都必须将设备冷却水系统传输的热量排入海水。,4.5.1 系统的功能,2020/7/19,54,4.5.2 系统的描述,2020/7/19,55,为了保证对设备冷却水的冷却，重要厂用水系统在运行的系列和运行泵的数目方面，须与设备冷却水系统相匹配。 当机组处于正常功率运行时，一个系列的一台泵运行即可，另一系列处于停运状态。 在机组启动阶段（加热升温阶段），最多只要求一个系列的两台泵运行，另一个系列处于备用状态。 在停堆后的冷却降温阶段，一个系列的两台泵和另一系列的一台泵同时投入运行。 在停堆后48h保持冷停堆状态下，只需

29、一个系列的两台泵工作已足够了。,4.5.3 系统的运行,2020/7/19,56,4.6反应堆换料水池和乏燃料水池冷却和处理系统,2020/7/19,57,冷却功能 对乏燃料池的水进行冷却，带走乏燃料的衰变热； 换料或停堆检修时，若一回路开启，而余热排出系统不可用时，可用来冷却堆芯。 净化功能 取出反应堆换料水池和乏燃料池中的腐蚀产物、裂变产物和水中悬浮杂质，保持水的良好能见度和较低的放射性水平； 充排水功能 向反应堆换料水池和乏燃料水池充水和排水，使水池具有足够水层，以保护工作人员，并保证乏燃料组件处于次临界状态； 为安注系统和安全壳喷淋系统提供足够的含硼水；,4.6.1 系统的功能,202

30、0/7/19,58,2020/7/19,59,反应堆换料水池及净化系统 反应堆换料水池 位于反应堆厂房，组成：反应堆压力容器正上方部分（换料腔）+堆内构件储存池。 只有换料前要打开压力容器顶盖时，该水池才需充满水。,4.6.2 系统的描述,系统由反应堆换料水池、乏燃料水池、换料水箱和它们所连接的冷却、净化、充水和排水回路组成。,2020/7/19,60,反应堆换料水池及净化系统（续） 反应堆换料水池净化 过滤回路：装卸料期间，池水通过过滤器过滤悬浮颗粒 水面去浮渣回路：在压力容器开盖后，通过过滤取出水面杂质，以保持水面清洁和透明度。（对水下作业操作非常重要）,4.6.2 系统的描述（续）,20

31、20/7/19,61,乏燃料水池的冷却及净化 乏燃料水池 位置：位于燃料厂房，与反应堆换料水池一墙之隔 组成： 燃料元件输运池，其有通道与安全壳内堆内构件水池相连，平时隔离，换料打开。 乏燃料储存水池，紧靠燃料元件输运池，用来储存乏燃料； 乏燃料装卸罐储存池，位于乏燃料储存水池另一侧。 乏燃料装卸罐冲洗池。,4.6.2 系统的描述（续）,2020/7/19,62,乏燃料水池的冷却及净化（续） 冷却系统 由两个系列构成， 运行时，一个系列运行，另一个备用。 换料时，一个系列用于乏燃料储存池冷却，一个作为余热排出系统备用。 乏燃料水池净化： 乏燃料冷却水池两台泵的出入口，跨接一个净化回路。进口过滤

32、器除去颗粒杂质，出口过滤器去除破碎树脂颗粒。除离子床去除溶解的腐蚀产物和裂变产物， 水面去除浮渣回路，由泵和过滤器组成，以保持水面清洁和透明。,4.6.2 系统的描述（续）,2020/7/19,63,换料水箱 位于反应堆厂房外，容积1600m3，储存的含硼水浓度2100ppm ； 反应堆换料前用来为反应堆换料水池充满水； 为安注系统和安全喷淋系统提供水源； 箱内有电加热器，防止天冷时硼结晶。,4.6.2 系统的描述（续）,2020/7/19,64,正常运行时 只要乏燃料池内有乏燃料，冷却回路必须连续运行 ； 反应堆维修和换料时，一般由余热排出系统带走堆芯余热，但如果一回路开放、一回路水位超过主

33、管道中心线且水温小于70，则用乏燃料水池冷却回路带走余热。 当反应堆换料水池和乏燃料水池水透明度降低，水面去浮渣回路启动。,4.6.3 系统的运行,2020/7/19,65,4.7 废物处理系统,2020/7/19,66,离子交换：去除溶解的放射性核素。 蒸发工艺：利用加热方法，将放射性废水大部分转化为干净的蒸汽（蒸汽再冷却成水使用或排放），浓缩液可进行固化处理。 超细过滤工艺：去除悬浮颗粒（冷却剂中的悬浮颗粒主要是腐蚀产物）。 膜分离工艺：利用反渗透或电渗析法去除溶液中溶解的有害离子。,4.7.1 概述,4.7.2 放射性废水处理方法,2020/7/19,67,系统功能：收集来自一回路放射性

34、废水，经净化(过滤和除盐)、除气和硼水分离后，向反应堆硼和水补给系统提供除盐除氧水和硼酸溶液 。,4.7.3 硼回收系统,2020/7/19,68,系统组成： 净化部分：前置储存、过滤除盐、除气。设置两各相同系列各用于一台机组，又互相备用。 硼水分离部分：三台储存箱、两套蒸发装置、两个蒸馏液检测箱和一台浓缩液检测箱，两机组共用。 除硼部分：三台除硼床（每机组各一，一台备用）。 系统流程：净化硼水分离除硼,4.7.3 硼回收系统（续）,2020/7/19,69,概述： 核电厂会产生大量放射性废水：设备排放水、泄漏水、放射性设备冲洗水、洗涤水、淋浴水和洗衣水等等。 废水成分复杂，处理方式不一，处理

35、原则是： 放射性水平低的废液进行过滤处理; 放射性水平高、化学含量低的废液进行除盐处理; 放射性水平高、化学含量高的废液进行蒸发处理。 系统流程（自己看书）,4.7.4 废水处理系统,2020/7/19,70,概述 废气处理系统用于处理机组运行产生的放射性废气。 产生的放射性废气分为含氢废气和含氧废气 含氢废气经压缩贮存，使放射性裂变气体衰变后，排到核辅助厂房通风系统，再经放射性监测、过滤除碘和稀释后排人大气。 含氧废气经过滤除碘后由核辅助厂房通风系统排人大气。,4.7.5 废气处理系统,2020/7/19,71,系统描述 含氢废气处理子系统 主要成分：氮、氢和裂变气体， 特点：放射性水平高，

36、核素半衰期短 主要来源：主要来自存放冷却剂的容器和除气器（如泄压箱、容积控制箱、硼回收系统除气器等） 基本处理方法：储存衰变，待其放射性衰变到可以向环境排放的水平后，经过检测、过滤、除碘并用空气稀释后从烟囱排放。 流程（自己看书）,4.7.5 废气处理系统（续）,2020/7/19,72,系统描述（续） 含氧废气处理子系统 主要成分：带饱和水蒸气的空气，含有少量放射性气体。 主要来源：盛放与空气接触的放射性液体的容器的通风排气。如硼回收系统的中间储存箱、除气器和蒸发器，浓缩液和废树脂储存箱，核取样通风柜，一回路通风系统排气等 基本处理方法：加热去除水分，然后经过活性炭碘吸附器，最后由风机升压排

37、往核辅助厂房通风系统，由空气稀释后经烟囱排走。 流程（自己看书）,4.7.5 废气处理系统（续）,2020/7/19,73,系统描述 “近零排放”处理法 处理原理，使放射性废气在废气处理系统中不断循环往复，不向环境排放任何废气。通过加氧使之与氢复合为水并冷凝去除，长时间循环使放射性气体衰变后达到平衡。 经过40年运行后，废气系统积聚的放射性一般不会超过第一年运行结束时的2倍，且主要是85Kr，85Kr放射性较弱，箱体和管道可提供足够屏蔽。,4.7.5 废气处理系统（续）,2020/7/19,74,概述 来源：废树脂、放射性废水蒸发残液、过滤器芯子、其他固体废弃物和零部件。 这些物质含有长寿命核

38、素，欲使其衰变达到无害，需500年以上。 将其处理成固体废物进行储存和运输远比液体废物安全。 放射性废物固化应满足的条件： 放射性水浸出率低； 体积小； 能长期储存，不易老化； 足够强度； 不燃烧。,4.7.6 固体废物处理系统,2020/7/19,75,固化技术 水泥固化 沥青固化 聚乙烯固化 脲醛树脂固化 固体废物处理系统 对废树脂、放射性废水蒸发残液、过滤器芯子、其他固体废弃物和零部件各有处理系统和方法。 处理过程均在核辅助厂房和废物辅助厂房进行。,4.7.6 固体废物处理系统（续）,2020/7/19,76,4.8 核岛通风空调及空气净化,2020/7/19,77,目的：控制空气质量、

39、为人员及设备提供良好工作环境、控制污染扩散、保障人身安全和环境安全。 任务： 确保人身安全。通过良好通风和气流组织防止工作场所空气中放射性剂量超标。 控制污染的空气，保护环境。将污染的空气限制在某个范围内，防止扩散。 满足运行工艺要求。控制温度、湿度、洁净度。使有关设备拥有良好工作条件。 满足人员舒适性要求。,4.8.1 概述,2020/7/19,78,分类（按性质分）： 与安全有关的系统。此类系统要求事故情况下仍能运行，以保证设备和人员安全。如安全壳大气监测系统。 非与安全有关的系统。 有的系统中用来防止不符合标准的的放射性气体排入大气，或保持室内放射性剂量不超标，保证人员安全。 有的系统为

40、电气、仪表、电缆等设备运行创造合适环境。 有的系统为工作人员提供舒适环境。,4.8.1 概述（续）,2020/7/19,79,为防止放射性物质任意扩散，在建筑物设计上规定了分区原则：非限制区（清洁区、3区）、限制区（较脏区、2区）、控制区（最脏区、1区） 通风系统分区与建筑分区原则相同， 整个核岛厂房气流组织：清洁空气干净区（3区、操作区）较脏区（2区、过渡区）最脏区（1区，工艺设备区）净化处理大气 局部气流组织：人员工作岗位工艺设备排出,4.8.2 设计原则,2020/7/19,80,通风系统分区（续）， 同一区域允许空气再循环，但禁止自高污染区向低污染区再循环。（同一区域再循环空气也必须经

41、高效净化后才能返回本区域） 压力布置：3区2区1区，压差分别为3050Pa 对核岛整体：清洁区相对室外成正压（可设计送风量大于排风量）。较脏区对室外处于零压状态（送风量等于排风量，门窗密封） 建筑物内部：洁净区相对过渡区呈正压，过渡区排风口为设备区进风口，且进风口设高效空气过滤器或余压阀，以避免排风系统停运后污染空气倒灌。,4.8.2 设计原则（续）,2020/7/19,81,系统功能： 吸入室外空气、经过处理达到质量要求后，通过送风系统送至各房间和工作区域，对室内或工作区进行通风换气、消除余热、稀释有害物质浓度，保持室内所需要的温度、湿度、洁净度及压强。 设计原则 核岛通风通常采用机械通风系

42、统 原则： 新鲜空气送到洁净区，再流向污染区。通常清洁区只有送风系统，无排风系统，使之呈正压，让空气靠压差流向限制区，再流入控制区。限制区有送有排，控制区一般不设送风系统。,4.8.3 进风系统及其净化处理,2020/7/19,82,设计原则（续） 限制区通风系统设计原则 送风量满足房间换气要求，并加上送入其他房间送气量 送风口设置在接近工作人员工作地带，并保证一定空气流速 送、排风口位置布置要合理，尽量减少室内空气涡流区 应使该区相对洁净区保持负压而相对脏区保持正压。 进风净化处理 一般只需过滤空气中的灰尘即可。 特殊房间需要高要求。主控室要求即使出现核电厂事故后，室外空气出现核辐射污染和毒

43、气污染时，室内空气也要安全，以便主控室工作人员进行必要的操作。,4.8.3 进风系统及其净化处理（续）,2020/7/19,83,系统组成 进风口、过滤器、加热器（或冷却器）、加湿器、调节阀、风机、风管、隔离阀、防火阀、送风口等。 系统布置（看书）,4.8.3 进风系统及其净化处理（续）,2020/7/19,84,系统功能 将核电厂运行中及发生事故后散入空气中的有害物质充分排出，使空气中放射性有害物质排出含量不超过国家标准规定的限制。 排风净化设计准则 正常和事故时均能实现功能要求 排风一般集中到一个排风烟囱排入大气 空气净化处理部件一般集中设置在一个净化小室内，以便于运行监督和管理 排风系统设置需针对不同服务对象的不同要求而定（系统大小、专一或共用、分散或集中）,4.8.4 排风系统及空气净化处理,2020/7/19,85,排风净化设计准则（续） 当排出气体不允许合并或气流相互串通时，应分别设置排风系统。如下面一些情况： 排出的气体和粉尘混合后能形成有害物质； 两种或两种以上的气体、蒸汽和粉尘混合后能引起燃烧或爆炸； 混合后的蒸汽容易凝结或聚集粉尘； 剧毒物排风和一般排风； 有放射性