核电站反应堆冷却剂系统_讲义

核电站反应堆冷却剂系统

核电站

反应堆冷却剂系统讲义

本讲义是针对一回路及相关辅助系统的学习。所包含的内容主要分三个方面：一回路主回路系统（RCP），一回路辅助系统（RCV、REA 、RRA、PTR），核安全系统（RIS、EAS、ASG）等。故我们的学习应该从这三方面入手分系统的掌握。本教材在详细介绍OJT206所涉及的系统的基础上结合现场有关操作使大家对OJT206的知识有一个全面的了解。

第一章、反应堆冷却剂系统（RCP）

反应堆冷却剂系统是核电站的重要关键系统。它集中了核岛部分除堆本体外对安全运行至关紧要的主要设备。反应堆冷却剂系统与压力壳一起组成一回路压力边界，成为防止放射性物质外泄的第二道安全屏障。核电站通常把核反应堆、反应堆冷却剂系统及相关辅助系统合称为核蒸汽供应系统。大亚湾压水堆电站一回路冷却剂系统由对称并联到压力壳进出口接管上的三条密封环路构成。每条环路由一台冷却剂主泵、一台蒸汽发生器以及相应的管道、阀门组成。整个一回路共用一台稳压器以及与其相当的卸压箱。反应堆冷却剂系统的压力依靠稳压器的电加热元件和喷雾器自动调节保持稳定。

一、RCP系统的主要安全功能和要求

RCP系统的主要功能是利用主泵驱使一回路冷却剂强迫循环流动，将堆芯核燃料裂变产生的热量带出堆外，通过蒸汽发生器传给二回路给水产生蒸汽，冷却剂在导出堆芯热量的过程中冷却堆芯，防止燃料元件棒烧毁。压力壳内冷却剂还兼作堆芯核燃料裂变产生的快中子的慢化剂和堆芯外围的中子反射层。冷却剂水中溶有硼酸，因此堆内含硼冷却剂又可作为中子吸收剂。根据工况需要调节冷却剂中含硼浓度，可配合控制棒组件用以控制、补偿堆芯反应性的变化。系统内的稳压器用于控制一回路冷却剂系统压力，以防止堆芯产生偏离泡核沸腾。当一回路冷却剂系统压力过高时，稳压器安全阀则能实现超压保护。当发生作为第一道安全屏障的燃料元件棒包壳破损、烧毁事故时，RCP系统的压力边界可作为防止放射性物质泄漏的第二道安全屏障。

为此，对RCP系统安全功能和设计的要求是：

1．系统应提供足够的传递热量的能力，能将堆芯产生的热量带出并传给二回路介质。

2．在正常运行及预期瞬态工况下能对堆芯提供适当的冷却，并保证足够的烧毁余量，防止发生燃料包壳损伤。在事故工况下，为保证反应堆具有冷源，系统的布置要能够使冷却剂淹没堆芯并形成充分的自然循环，以导出堆芯余热，避免燃料超过温度极限。

3．系统应做到冷却剂中含硼浓度均匀；能限制冷却剂温度变化的速率，以保证不出现由这些因素而引起的反应性变化失控。

4．RCP压力边界应能适应与运行瞬态工况相应的温度、压力，并留有余度。

5．任一冷却剂环路管道断裂，不会导致其他管道的损坏，并仍能确保堆芯的冷却。

6．主泵应能提供足够的流量以满足热量转移和堆芯冷却要求。系统和主泵在事故状态下应具有足够的惯性流量；即使在一台主泵转子卡死时也不影响堆芯冷却。

7．蒸汽发生器是系统中唯一与二回路存在交界面的设备，因此要求蒸汽发生器的管子、管板的边界面尽可能避免将堆芯产生的放射性物质泄漏到二回路系统。

8．应能对系统进行泄漏检测。对预料的泄漏，如压力壳密封、主泵及某些阀杆的密封，应通过引漏系统进行收集，防止一回路冷却剂释放到安全壳空间。

9．稳压器应能维持系统正常运行压力，在电站负荷变化和冷却剂温度、体积变化时，压力能被限制在规定的范围内。在电站满功率下甩负荷而反应堆功率未能及时跟踪情况下，反应堆与汽轮机功率失配而引起系统压力上升时，稳压器超压保护应能及时动作。安全阀的排放能力应能使压力波动限制在规定范围内。

10．全部RCP 系统压力边界设备应按照相应安全一级的规范要求，在设计、选材、加工组装、安装调试及运行中遵循最高的质量要求。

二、 RCP 系统说明

主系统描述

大亚湾核电站压

水堆具有三条相同的

传热环路。每条环路

设一台主泵、一台蒸

汽发生器。运行时，

主泵强迫冷却剂在压

力壳及环路内循环流

动。被堆芯加热的冷

却剂从压力壳出口接

管流出，进入蒸汽发

生器，将热量传递给

二回路介质，然后通

过主泵将冷却剂由压

力壳入口接管压入堆

芯，如此重复循环。

位于压力壳出口和蒸

汽发生器入口之间的

管段称为环路热段，

主泵与压力壳入口

之间的管段为环路

冷段。蒸汽发生器

与主泵间的管段为

过渡段。RCP 系统

还包括一个稳压器

及其与之相关的卸

压箱和冷却剂压力

控制、超压保护设

备。稳压器通过波

动管接到1号环路

的热段（图2—1）。

三、 RCP系统运行工况

大亚湾核电站压水堆运行工况有冷停堆、中间停堆、热停堆、热备用和功率运行五种。其中冷停堆又可分为换料冷停堆、维修冷停堆和正常冷停堆三种；中间停堆可分为单相中间停堆、两相中间停堆和正常中间停堆三种。因此也可以认为其运行工况共有九种。各种运行工况分类主要受反应堆临界状态、RCP系统运行方式、反应堆及一回路系统冷却剂温度、压力等条件制约。

运行工况

1、换料冷停堆

换料冷停堆是指反应堆更换核燃料操作时的停堆运行方式，部分一回路压力边界维修也可在此时进行。此工况的反应堆处于次临界，停堆深度大于5000 pcm，冷却剂硼浓度不小于2100 ppm，所有控制棒插入堆芯。压力壳顶盖打开，堆内上部构件移出。一回路冷却剂压力为大气压，温度在10～60 ℃之间。设置温度低限是为了避免冷却剂内硼酸结晶；高限是为了便于堆顶装卸料操作。冷却剂温度控制及硼浓度均匀化由RRA系统进行（至少投入一台泵和一台热交换器），PTR系统作备用。冷却剂化学和容积控制由RCV、REA及PTR 系统完成。换料水池水位高于压力壳法兰面8.5 m，以保证换料过程有足够的生物屏蔽。已采取防硼酸稀释隔离措施。停堆状态中子通量高报警系统投入，其报警定值为停堆测量值的2～3倍。

2、维修冷停堆

维修冷停堆是指允许对一回路部分设备进行维修的停堆运行方式。此工况一回路打开（稳压器人孔打开作为标志），压力等于大气压。冷却剂平均温度在10～70 ℃之间。回路维修部分根据需要水被排空，但RCP系统水位不能低于保证RRA系统泵正常运行所要求的低限值。在接近低水位限值状态时，冷却剂最高温度被限制在60 ℃。其余要求条件与换料冷停堆工况相同。

3、正常冷停堆

此工况要求反应堆处于次临界状态，停堆深度大于1000 pcm，除停堆棒组（S棒组）和温度棒组（R棒组）外，其余控制棒组插入堆芯5步处。RCP系统封闭（稳压器人孔已盖封，但排气疏水系统（RPE）可投用），压力在30 bar（abs）以下。冷却剂平均温度在10～90 ℃之间。一回路压力低于5.5 bar（abs），则S、R棒组也需插入堆芯5步处，且要求冷却剂硼浓度大于2100 ppm。这是因为压力低时，冷却剂对控制棒驱动机构的润滑不充分，有可能会发生卡棒；2100 ppm的硼浓度要求是为了保证有足够的停堆余度。冷却剂平均温度大于70 ℃时必须有一台主泵运行，这是为了避免70 ℃以上启动第一台主泵可能会造成超压。冷却剂温度控制及硼浓度均匀化由RRA系统进行，蒸汽发生器可投用。系统压力由RCV系统控制，由RRA系统安全阀提供超压保护，一组稳压器安全阀作备用。RCP系统充水、补水、净化由RCV、REA及RTR系统进行。

4、单相中间停堆

单相中间停堆是指一回路充水排气后稳压器充满水（单相）的运行方式。此工况要求RCP系统冷却剂温度控制在90～180 ℃之间，压力控制在24～30 bar（abs）之间，至少有一台主泵投运。RCP系统由RCV和REA系统进行补水和净化。其余要求条件与正常冷停堆工况相同。

5、两相中间停堆

两相中间停堆是指RCP系统的稳压器由单相向两相过渡，RCP系统冷却剂压力由RCV 系统控制向RCP系统压力调节系统控制过渡的过渡运行方式（或者向反方向过渡）。此工况反应堆处于次临界，停堆深度大于1000 pcm，除停堆棒组（S棒组）和温度棒组（R棒组）外，其余控制棒组插入堆芯5步处。RCP系统压力在24～30 bar（abs）之间，冷却剂温度

在120～180 ℃之间。120 ℃为在稳压器中建立汽腔的最低温度。当稳压器汽腔形成时，RCV 系统对冷却剂压力控制已变得困难，所以当较为稳定的稳压器汽腔形成后，应尽快转入由稳压器控制系统压力。稳压器水位由水位调节系统控制。至少有一台主泵投运，有二台蒸汽发生器可以投用。RCV和REA系统正常运行，运行的RRA系统准备退出运行（或者相反，停运的RRA系统已准备好，即将投入运行）。在此工况下，如果三台主泵均不能投运时，反应堆停堆深度必须大于3200pcm。RCP系统冷却剂温度180 ℃是RRA系统运行的最高温度极限。

6、正常中间停堆

当RRA系统与RCP系统完成隔离后，反应堆就由两相中间停堆进入到正常中间停堆运行方式。此工况反应堆处于次临界，停堆深度大于1000 pcm，控制棒位置状态同上。RCP 系统压力由稳压器控制在24～155 bar（abs）之间，冷却剂温度在160～291.4 ℃之间。稳压器水位维持在零负荷整定值上。冷却剂温度至少由2台蒸汽发生器控制，至少2台主泵投运。RCV、REA系统和S.G GCT系统及ARE或ASG在运行中。应急安全设施已准备好。

7、热停堆

此工况反应堆处于次临界，要求停堆深度在1000～1770 pcm之间（相对应于冷却剂硼浓度690～0 ppm，大于690 ppm时，停堆深度在1000pcm），除S棒组外，其余控制棒组插入堆芯5步处。R CP系统压力由稳压器控制在155b a r（a b s）。冷却剂温度在～291.4 ℃，由蒸汽发生器GCT系统控制（排向大气或冷凝器）。稳压器水位维持在零负荷整定值上。至少有二台主泵二台蒸汽发生器运行，其中一组为1号环路。蒸汽发生器给水由ASG或ARE系统供给。RCP系统化容控制由RCV和REA系统进行。在此工况下如果三台主泵均不能投运或仅一台主泵运行超过24小时，则要求反应堆停堆深度大于3200 pcm或者使反应堆转入冷停堆运行方式。

8、热备用

此工况反应堆处于临界状态，堆功率≤2 %额定功率（主要受ASG供水限制）。S棒组位于堆顶，R棒组件位于调节带，G棒组处于整定棒位上。三个环路的主泵和蒸汽发生器均投入运行。其余运行条件要求同热停堆运行方式。反应堆在计划降负荷后或在换料后的物理试验期间，均要经过热备用状态。

9、功率运行

此工况反应堆处于临界状态，堆功率在2 %～100 %额定功率之间，控制棒位置同上（其中堆功率在2 %～15 %额定功率之间也可称为低功率运行工况）。此时RCP系统冷段温度、热段温度、平均温度及蒸汽温度与负荷之间的关系如图2—33。稳压器维持RCP系统压力155b a r（a b s），稳压器水位在20.4%～64.3%（相应饱和温度291.4～310 ℃）之间变化。此时主给水系统（ARE）和主蒸汽系统（VVP）正常运行，蒸汽旁路系统（GCT）处于备用。RCP系统三个环路同时运行。

九个标准运行工况的主要参数和条件列于表2—6。

表2—6 标准运行工况

四、RCP系统温度、压力限制

反应堆标准运行工况的温度、压力限制标注在图2—34上。

1．饱和曲线

图上饱和曲线的上方为液态，下方为汽态，RCP系统冷却剂在任何情况下都应工作在饱和曲线的上方并保持一定距离。只有稳压器内冷却剂工作在饱和曲线上。蒸汽发生器二回路侧冷却介质大多数情况下工作在饱和曲线上，静态时该冷却介质温度与RCP系统冷却剂温度相等，压力为此温度下的饱和压力。

2．RCP系统运行温度上限线

从核安全角度考虑，除稳压器外，RCP系统任何部位都不允许出现冷却剂沸腾，尤其是在燃料元件表面。另外也要避免主泵运转时泵吸入口局部汽化，造成主泵叶片汽蚀。故RCP系统运行时限制最高堆入口温度应比运行压力所对应的饱和温度低50 ℃。实际限制冷却剂平均温度比相应饱和温度低50 ℃。这样在带功率状态，堆入口冷却剂温度被限制得更低，是安全的。

3．RCP系统运行温度下限线

稳压器作为RCP系统压力控制设备时，稳压器内冷却剂温度大于其他部位冷却剂温度。稳压器与一回路管道之间连接波动管的热应力随上述两者间的温度差增大而加大。为限制热应力给波动管造成损害，规定一回路冷却剂平均温度最低不得低于运行压力对应的饱和温度（即稳压器内冷却剂温度）110℃。

4．RCP系统额定运行压力线

RCP系统额定运行压力为155bar（abs），它受回路设计的机械强度的限制。为防止系统超压对设备造成破坏，稳压器上设有三个安全阀组，其动作压力分别整定在166、170、172 bar（abs）。

5．蒸汽发生器管板两侧最大压差限制线

蒸汽发生器管板是一块开有许多孔的平板，由于受机械强度和应力的限制，管板两侧压差被限制在110 bar。管板一回路侧为RCP系统压力（P RCP），二回路侧为RCP系统冷却剂温度所对应的饱和蒸汽压力（P sat，蒸汽发生器无功率输出时），所以RCP系统压力应限制在系统温度对应的饱和压力再加上110 bar的压力以内。

6．主泵运行最低压力限制线

主泵的最低启动运行压力规定大于24bar（abs），以抬起1号轴封动环，使1号轴封动、静环间隙进入可调节状态，这样也能有效避免主泵叶轮汽蚀。同时要求RCV系统使1号轴封两端压差大于19bar，在主泵启动前使轴封两端面分离，使1号轴封泄漏量大于50L/h，达到润滑、冷却目的。

7．RRA系统运行参数限制线

RRA系统设计的最高运行温度为180℃，最高运行压力为30 bar（abs）。因此，在RCP 系统升温、升压时，RRA系统必须在此限值之前隔离、退出运行。同时，RRA系统还规定了最低投入温度为160 ℃，这是为了防止反应堆压力壳在整个寿期内发生脆性断裂。因为RCP系统冷却剂温度在160 ℃以下如果仍未投入RRA系统，那么RCP系统压力发生意外升高时，压力保护只能依靠稳压器安全阀组（最低动作压力整定值为166 bar（abs）），这在压力壳寿期末是很危险的。而此时如果已投入RRA系统，则该系统有二个不同定值的安全阀进行超压保护，它们的压力定值分别为40和45 bar（abs），这样就消除了压力壳发生脆性断裂的可能。

8．GCT系统大汽排放阀整定值限制线

蒸汽发生器二回路侧的运行状态直接影响着一回路。二回路侧最大运行压力为76 bar（abs），这是由GCT系统的大气排放阀整定值来保证的，其对应的饱和温度即是291.4 ℃。

9．硼结晶温度限制线

硼酸在水中的溶解度随温度升高而增加，为防止低温时一回路水中的硼酸结晶析出，限制一回路冷却剂温度不得低于10 ℃。

10．主泵启动温度限制线

RCP系统冷却剂温度超过70℃时，要求至少要有一台主泵投入运行，以避免启动第一台主泵时造成R C P系统超压。这是因为来自R C V系统的冷的轴封注水，约有1.12 m3/h通过泵轴承进入并滞留在泵腔及其附近的管道内，当在冷却剂温度70 ℃以上启动主泵时，这部分冷水将会在堆芯、蒸汽发生器及管路内与高温水混合、加热膨胀，从而使RCP系统超压（此时稳压器为单相），导致RRA系统安全阀开启。冷水进入堆芯，同时还存在反应堆引入正反应性的危险。

第二章一回路辅助系统

化学和容积控制系统（RCV）

一、化学和容积控制系统的功能

化学和容积控制系统（RCV）是反应堆冷却剂系统（RCP）的主要辅助系统，它是一个封闭的加压的系统。RCV系统的主要功能是：

1．容积控制，用以保持反应堆RCP系统内的水容积，吸收稳压器吸收不了的水容积变化，使稳压器水位维持在随冷却剂温度而变化的水位整定值上。利用RCV系统来调节、补偿RCP系统冷却剂因温度变化、向系统外泄漏或上充（包括轴封注水）和下泄流量不平衡导致的水容积变化；

2．反应性控制，与反应堆硼和水补给系统（REA）相配合，通过调节冷却剂硼浓度来控制反应堆内反应性的变化，以及保证足够的停堆深度；

3．化学控制，通过净化处理，去除冷却剂中裂变产物和腐蚀产物，从而控制一回路的放射性水平，提高冷却剂水质。与反应堆硼和水补给系统（REA）配合，通过给冷却剂加药，用以给冷却剂除氧、调整PH值。

RCV系统的辅助功能是：

1．为冷却剂泵提供经过过滤、冷却的轴封水和水泵轴承冷却、润滑水；

2．为稳压器提供辅助喷淋冷水；

3．为反应堆及RCP系统进行充水排气及打压检漏试验；

4．在稳压器充满水单相运行时，控制RCP系统的压力；

5．接收RCP系统运行中冷却剂水的过剩下泄；

6．在余热排放系统（RRA）准备投入前，通过向RCV系统下泄，以加热RRA系统介质。

RCV系统的安全功能是：

1．在RCP系统发生小破口事故时，RCV系统能维持RCP系统的水装量；

2．在正常停堆或发生卡棒、弹棒等反应性事故时，与REA系统配合，共同确保反应堆处于次临界状态；

3．在安全注入系统（RIS）投入向堆芯注水时，RCV系统向RCP系统紧急注入硼酸溶液。此时RCV系统上充泵作为高压安全注入泵投入运行。

二、化学和容积控制系统的设计依据

1、容积控制

反应堆按规定的速率升、降温或改变功率时，RCV系统应能维持RCP系统有合适的水装量；应能承担RCP系统从冷态到热态的启动过程，或从热态到冷态的停闭过程中以最大速率升、降温而产生的最大的冷却剂体积变化速率；应有足够的能力补偿RCP系统小破口泄漏，并仍有能力足以保持RCP系统合适的水容积。

2、反应性控制

RCＶ系统应根据压水堆运行要求，改变冷却剂中硼的浓度，配合控制棒组件控制反应性较慢的变化。RCV系统控制的反应性应包括，在首次装料时与可燃毒物一起控制堆芯的全部后备反应性；补偿由于慢化剂和燃料温度变化而引起的堆芯反应性的变化；补偿运行中裂变产物氙和钐积累及负荷变化或停堆引起氙浓度变化而导致的反应性变化；维持反应堆停堆检修、换料操作中应具有的足够的停堆深度。RCV系统还应做到在反应堆寿期的任何时候，不依靠控制棒组件能独立地停堆，并继续向冷却剂中注入足够的硼酸，以补偿氙的衰变、冷却剂降温引起的反应性增加，以维持足够的停堆深度。另外，还需考虑堆芯冷却剂因温度升高，水体积膨胀会引起部分含硼冷却剂被挤出，堆芯硼含量相应下降而造成反应性增加。这种正反应性变化必须小于慢化剂及燃料温度升高造成的负反应性变化。为此，冷却剂硼浓度一般应控制在1100～1200 ppm之下，以维持反应堆综合的反应性温度效应仍为负。

3、水质控制

冷却剂的水质控制包括化学水质控制和放射性水平控制。RCV系统除需保证冷却剂正常运行中的水质指标外，还要满足在规定的允许燃料包壳破损率下仍能保持冷却剂达到规定的放射性水平和水质指标。冷却剂的放射性来自水及其杂质、腐蚀产物、化学添加剂吸收中子被活化，以及从燃料包壳内释放出的裂变产物。其中绝大部分来自裂变产物，小部分来自被活化的腐蚀产物。裂变产物中惰性气体氪（Kr）、氙（Xe）占总放射性的90 %以上，碘（I）占～3%，铷（R b）、钼（M o）各占～1%，铯（C s）占～0.7 %。一个100万KW级压水堆在1 %燃料包壳破损后，其在冷却剂中总的放射性比活度约为0.2 Ci/L。在这种情况下，RCV系统应能使冷却剂达到压水堆电站对冷却剂总放射性规定10-5～10-6 Ci/L量级的指标。化学和容积控制系统应能使冷却剂保持在规定的化学水质指标范围内，以控制对材料的腐蚀速率，减少腐蚀产物积累，保障设备使用寿命。RCV系统所设置的过滤、净化装置用以去除冷却剂中的有害杂质，添加联氨以去除水中溶解氧，添加氢以抑制堆芯冷却剂水的辐照分解，添加LiOH以控制调节PH值。RCV系统净化用离子交换树脂有效地将冷却剂电导率降低一个量级以上，但是离子交换树脂的工作温度必须在60 ℃以下，需要严格控制以避免树脂在高温下破坏失效。净化系统又处在常压下运行，所

以还需在RCV系统下泄水从～292 ℃降温至～45 ℃后将下泄流压力从155bar（abs）降压至（2～5）bar（abs）。相反，在上充至RCP系统前，事先升压升温。

三、化学和容积控制系统基本控制原理

1、容积控制原理

RCV系统容积控制是为了保持RCP系统的水容积，吸收掉稳压器吸收不了的水容积的变化，使稳压器水位维持在其随冷却剂平均温度而设定的整定值上。RCV系统容积控制需要一个连续流量的调节，这是因为冷却剂泵需要衡定的轴承冷却、润滑水和衡定的轴封注水；RCP系统负荷变化及冷却剂温度变化需要补偿；RCP系统泄漏需要补偿；化学控制需要连续净化；反应性控制需要进行冷却剂硼浓度调整，这些都是随时需要进行控制调节的。容积控制原理如图3—1。化学和容积控制系统（RCV）从RCP系统冷段引出下泄流经容积控制箱，再由上充泵把上充流打回RCP系统。反应堆稳定运行时，上充流量与下泄流量相等，当RCP系统内冷却剂体积发生变化时，稳压器水位发生变化，水位偏离整定值，调节上充流量，使稳压器水位恢复在整定水位上。但是，容积控制箱容积仅为8.9 m3，箱内正常水位水容积为3.4 m3，因此容量是有限的。在RCP系统升温、降温、或其他瞬态水体积有很大变化时，可由其他系统相配合，当容积控制箱水位高时，可把水排放到硼回收系统（TEP），当容积控制箱水位低时，由硼和水补给系统（REA）按需要进行补给。

2、化学控制原理

为了把RCP系统所有部件的腐蚀限制在最低程度；避免杂质沉积在系统内，特别是在燃料元件表面而导致包壳传热恶化过热损坏；避免RCP系统冷却剂中被活化的腐蚀产物和裂变产物的积累，放射性水平增加，需要通过化学控制，维持冷却剂水化学性质在规定的限值之内。核电站压水堆建成投入运行后，冷却剂的水化学性质的控制就成了防止RCP系统所有部件腐蚀，降低放射性本底的基本手段。引起腐蚀的主要因素是：

1)PH值

冷却剂水的PH值表示冷却剂的酸碱度。室温下（22 ℃）中性溶液PH值为7，酸性溶液PH值小于7，碱性溶液PH值大于7。PH值随温度而变化，高温下中性溶液纯水的PH

值向7以下偏移。在压水堆中，冷却剂略偏碱性能提高不锈钢和镍基合金的耐腐蚀性。但对锆合金，水质偏碱PH值达到12时会导致腐蚀加快，因此压水堆冷却剂PH值以9.5～10.5为最佳。另外，在碱性溶液中腐蚀产物会从热表面上溶解转移到冷表面上沉积，这有利于防止RCP系统腐蚀产物向堆芯转移，且能使沉积于堆芯的腐蚀产物向堆芯外转移。RCP系统中，用于反应性控制的硼酸会使冷却剂呈弱酸性，所以要用添加PH值控制剂来提高冷却剂的PH值。

1)水中氧

氧是活泼的腐蚀元素，它与多种元素结合生成氧化物。它还是其他元素侵蚀钢材的催化剂。因此冷却剂水中游离氧的存在是造成金属结构材料腐蚀的重要原因。氧在冷却剂中的主要来源是来自REA系统经热力除氧后的补给水中仍残留的溶解氧；冷却剂在检修、换料中与空气中的氧直接接触而溶入的氧；以及冷却剂在堆芯辐照分解生成的氧。压水堆运行中氧的限值要求小于0.1 ppm。

2)水中氯

奥氏体不锈钢破坏的几率随冷却剂水中氯离子浓度的增加而增大。在含氧量较高的水中则更为严重。冷却剂水中溶解氧和氯离子共同作用是不锈钢应力腐蚀破裂的重要原因。这种腐蚀造成了核电站蒸汽发生器等主要设备的严重损坏。因此压水堆正常运行中规定冷却剂水中的氯含量应小于0.15 ppm。

3)水中氟

冷却剂水中含有微量的氟会显著增加锆合金的初始腐蚀速率和增加锆吸氢而造成锆的氢脆。氟又能在氧的催化下引起不锈钢的应力腐蚀。压水堆冷却剂要求氟含量限值小于0.15 ppm。

引起冷却剂放射性增加的因素是：

a)裂变产物

裂变产物对RCP系统冷却剂污染的主要途径是包壳破损放射性产物释放。其次是包壳表面不可避免的微量铀污染，造成运行中铀裂变释放裂变产物；冷却剂氢核吸收中子活化生成氚或有～1 %的裂变产物氚穿过锆包壳扩散到冷却剂中。

b)活化产物

冷却剂中杂质、化学添加剂及腐蚀产物在堆芯内吸收中子后活化产生放射性。如果堆芯燃料包壳不破损，则活化产物将是RCP系统冷却剂放射性的主要来源。

化学控制的基本原理是净化和加药（图3—2）：

1)RCP系统启动升温升压过程中，通过REA系统化学添加箱，经由RCV系统向RCP

系统注入一定数量的联氨（N2H4），以去除冷却剂中的残余氧。联氨除氧化学方程

为：

N2H4＋O2→2H2O＋N2↑

用联氨除氧的最佳温度在90～120 ℃之间，此时反应速率最快。温度太高联氨会分解，达不到除氧目的。因此要求冷却剂温度在接近90 ℃时添加联氨，在90～120 ℃间停留数小时，待冷却剂中含氧量合格后继续升温。过量联氨在额定温度下将全部分解，不会造成不良后果。

2)压水堆正常运行时，向RCP系统加入过量的氢气，可以减少冷却剂在堆芯辐照分

解产生的游离氧。一定浓度的氢含量不但能抑制冷却剂在堆芯的辐照分解，同时

还有利于辐照合成氨（NH3），而除去冷却剂中的氮气，避免氮在水中遇氧辐照下

合成为硝酸（HNO3）引起冷却剂PH值下降。RCP系统冷却剂中氢含量应维持在

25～35 mg/g。

3)利用RCV系统化学添加箱向RCP系统注入PH值控制剂用以控制冷却剂水的PH

值呈偏碱性（9.5～10.5）。控制剂应具有良好的PH控制能力；良好的核性能，尽

量少产生感生放射性；良好的物理、化学稳定性；以及低廉的价格。氢氧化锂（LiOH）

是一种较理想的PH值控制剂。由于天然锂中含有7.52 %的6Li，而6Li的热中子

吸收截面很大，6Li（n，T）4He反应会生成大量的氚，故用天然的LiOH作为PH

值控制剂将会给反应堆运行，维修和三废处理带来不利因素。用高纯度7Li

（99.99 %）氢氧化物作PH值控制剂避免了上述缺陷，可使冷却剂氚浓度由280 μ

Ci/L降至2 μCi/L以下。采用高纯7Li氢氧化物作PH值控制剂，其PH控制能力

强，中子吸收截面小，腐蚀性较小。其缺点是高纯7Li氢氧化物是一种非挥发性碱，

会在RCP系统局部，特别是在堆芯结构缝隙局部浓集，造成苛性腐蚀；价格昂贵

不易得到。在压水堆建成初期的运行中，由于RCP系统冷却剂采用很高的硼浓度

用以控制新堆的后备反应性，所以此时即使添加大量的LiOH，其PH值一般也达

不到9.5。

4)在下泄流净化回路中设置过滤器，用以去除胶状悬浮物和大于5 μm的固体颗料

杂质。

5)净化系统两台并联的混合床离子交换器，平时一台运行（另一台备用），用以去除

离子状杂质和大部分裂变产物。该离子交换器在燃料元件包壳1 %破损时，每个交

换器的吸附容量均在三个月以上。

化学控制还包括通过扫气，定期排放积聚在容积控制箱气腔内的裂变气体；在设备预加热操作时，用氮气清扫水中排出的溶解氧；在压水堆停闭时用氮气降低冷却剂中释放出的氢气的浓度。

3、反应性控制原理

利用调节RCP系统冷却剂水中硼浓度来补偿压水堆运行中反应性的变化，用以确保控制棒调节组件位于正常使用的调节范围，使反应堆正常运行；在压水堆需要停堆时，获得足够的停堆深度。

1)加硼：加硼操作为手动操作，需要时由硼和水补给系统（REA）经由上充泵吸入

口，向RCV系统注入预先确定体积的高浓度硼水，上充给RCP系统。同时在下

泄回路容积控制箱上部入口处向硼回收系统（TEP）排掉等量的RCP系统冷却剂，

从而提高系统冷却剂的含硼量使之达到预定值。加硼操作一般用在反应堆因氙—

135消失，冷却剂温度下降等原因造成的反应性增加时。操作中容积控制箱水位基

本保持不变。加硼操作也可用于核电站停堆换料前，向RCP系统冷却剂内大量加

硼，使硼浓度达到2100 ppm。

2)稀释：稀释操作也为手动操作，需要时由REA系统经由上充泵入口向RCV系统

注入预先确定容积的纯水，上充给RCP系统，同时在下泄回路容积控制箱上部入

口处向硼回收系统（TEP）排放相同容积的RCP系统冷却剂，从而使冷却剂含硼

浓度降低至某一所要求的值。稀释操作通常用在补偿压水堆因燃耗、氙—135浓度

增加或冷却剂温度上升等原因造成的反应性减少时。操作中容积控制箱水位基本

不变。

3)除硼：除硼操作也为手动操作，需要时将下泄流流经硼回收系统（TEP）中的除硼

离子交换器，用以降低或除掉RCP系统冷却剂中的含硼量。除硼后的冷却剂再返

回至RCV系统容积控制箱入口。除硼操作的目的、用途与稀释操作相同，但除硼

一般使用在压水堆堆芯循环周期末，此时因RCP系统冷却剂中含硼量较低（在300

ppm以下），若使用稀释方法，排出的废水量会很大。通过除硼操作降低硼浓度，

就基本上不产生废水。由于除硼方式仅在下泄流管线上串接一个除硼离子交换器，

因此除硼运行中既无向TEP系统的排放，容积控制箱水位也不会发生变化。

4)补给：补给操作处在自动调节状态，取决于容积控制箱内的水位。当容积控制箱

水位低时，将由REA系统经由上充泵吸入口向RCV系统注入与RCP系统冷却剂

硼浓度相等的含硼水。当补水使容积控制箱水位达到正常运行规定值范围时，补

给自动停止。

四、RCV系统流程及设备

化学和容积控制系统（RCV）由下泄回路、净化回路、上充回路、轴封注水及过剩下泄回路四部分组成（图3—3）。

1、下泄回路

压水堆稳态正常运行时，冷却剂从一条环路的冷段引出，经两个气动隔离阀（002、003VP）进入再生热交换器壳侧，被管侧上充流冷却。下泄流正常流量为～13.6 m3/h，温度由～292 ℃降至～140 ℃。由再生热交换器引出的下泄流经三组并联的下泄孔板减压（正常时一组运行），使压力由155bar（abs）降到～24bar（abs）。然后流出反应堆厂房（安全壳），进入设在核辅助厂房内的非再生下泄热交换器管侧，被壳侧RRI系统设备冷却水冷却，下泄流冷却剂温度由～140 ℃降至～46 ℃。由下泄热交换器引出的下泄冷却剂流经压力控制

阀（013V P）进行再次减压。压力由～24b a r（a b s）降至