04篇核岛主要辅助系统
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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。
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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。
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上充泵和上充管线
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主泵轴封水回路
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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性水平。
▪ 根据核电厂运行的需要，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。
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▪ 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
➢ 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。
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。
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4.1.5 系统运行（续）
冷停堆（续）
➢ 稳压器水位维持：
➢ 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。
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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
➢ 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。
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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。2020源自8/39▪ 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。
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4.1.2 设计依据
▪ 反应性控制
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。
第4章 核岛主要辅助系统
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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。
③ 腐蚀产物的活化（小部分）；
④ 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。
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▪ 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。
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。
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4.1.5 系统运行（续）
启动
➢ 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。
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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。
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4.1.5 系统运行（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安注系统供 应应急冷却水。
▪ 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。
▪ 对于一回路小的泄漏，可由化容系统提供足够的 补给水。
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水质控制
化容系统在设计规定的燃料包壳破损率(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：
① 水及其中杂质的活化（影响小）；
② 裂变产物的释放（占绝大部分）；
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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。
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▪ 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。
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。
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▪ 容积控制
▪ 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%。
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核岛主要辅助系统
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主要设备特性
8.阳床除盐器RCV003DE 它被安装在混床除盐器之后，主要用来除去铯和锂，净 化一回路水质并调节一回路的pH值。
9.三通阀RCV026VP 当需要减少一回路水中硼的含量时，用此阀将水导向硼 回收系统，用它的阴床除盐器除去水中的硼。 10. 除盐器后过滤器RCV002FI 它被安装在除盐器之后，用来除去树脂碎粒。
3、反应性控制（中子毒物控制）
（1） 反应性变化的原因
•燃料消耗； • 裂变产物、毒物（135氙、149钐等），它们 是吸收中子的毒物，并且浓度随功率变化而变 化； • 一回路冷却剂温度变化的温度效应。 （2）反应性控制
• 硼酸溶液的化学补偿
21
（3）反应性控制的目的
• 补偿燃耗和毒物带来的负反应性
不可避免的泄漏(一号密封、主泵2#轴封等） （水力学角度看）
（2）水容积变化的影响
一回路水容积变化→稳压器水位的变化
9
容 积
•
1.4m3/1000kg
可见，当一回路 的水从冷态升温 到热态时，水的 比体积约增加 40%
温度
300 0C
水的比容随温度的变化关系曲线
10
（3）容积控制的目的
• 吸收稳压器不能全部吸收的一回路水容积的
变化，从而将稳压器的液位维持在整定值上。
（4）容积控制的方法
• • 上充补水，补偿一回路水的收缩和泄漏（硼和水补 下泄排水，吸收一回路水的膨胀，下泄流排往容控 给REA系统执行）
箱或TEP（硼回收）系统
11容积控制原理来自原理：通过上充下泄将稳压器的液位维持 在“程序液位”。
12
2、化学控制
（1）一回路的化学问题
核电厂系统与设备
主要设备特性
8.阳床除盐器RCV003DE 它被安装在混床除盐器之后，主要用来除去铯和锂，净 化一回路水质并调节一回路的pH值。
9.三通阀RCV026VP 当需要减少一回路水中硼的含量时，用此阀将水导向硼 回收系统，用它的阴床除盐器除去水中的硼。 10. 除盐器后过滤器RCV002FI 它被安装在除盐器之后，用来除去树脂碎粒。
3、反应性控制（中子毒物控制）
（1） 反应性变化的原因
•燃料消耗； • 裂变产物、毒物（135氙、149钐等），它们 是吸收中子的毒物，并且浓度随功率变化而变 化； • 一回路冷却剂温度变化的温度效应。 （2）反应性控制
• 硼酸溶液的化学补偿
21
（3）反应性控制的目的
• 补偿燃耗和毒物带来的负反应性
不可避免的泄漏(一号密封、主泵2#轴封等） （水力学角度看）
（2）水容积变化的影响
一回路水容积变化→稳压器水位的变化
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容 积
•
1.4m3/1000kg
可见，当一回路 的水从冷态升温 到热态时，水的 比体积约增加 40%
温度
300 0C
水的比容随温度的变化关系曲线
10
（3）容积控制的目的
• 吸收稳压器不能全部吸收的一回路水容积的
变化，从而将稳压器的液位维持在整定值上。
（4）容积控制的方法
• • 上充补水，补偿一回路水的收缩和泄漏（硼和水补 下泄排水，吸收一回路水的膨胀，下泄流排往容控 给REA系统执行）
箱或TEP（硼回收）系统
11容积控制原理来自原理：通过上充下泄将稳压器的液位维持 在“程序液位”。
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2、化学控制
（1）一回路的化学问题
核电厂系统与设备
核岛主要辅助系统..
核电厂系统与设备
Nuclear Power Plant System and Equipment
核岛主要辅助系统
1
2
压水堆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。它
不仅对反应堆动力装臵的正常运行是不可缺少的，而 且在事故情况下，为核电厂提供必要的安全措施。在
任何情况下，它都能使反应堆安全地停堆，并能把核
• 控制轴向功率偏差
• 控制R棒（温度调节棒）位在调节带内
• 保证停堆深度
（4） 反应性慢变化的控制措施
加硼
稀释
除硼
22
下泄
002BA
030VP
排出含硼水V升
TEP
下泄
002BA
030VP
排出含硼水V升
TEP
上充
注入纯水V升
REA
上充
注入硼酸V升
REA
稀释
下泄
030VP
002BA
硼化
下泄
TEP 除硼段
废气处理系统、固体废物处理系统等。
6
本章（教材第四章）仅介绍第一类： 一回路辅助系统（RCV、REA、RRA） 辅助冷却水系统（RRI、SEC 、PTR）
7
化学容积和控制系统
一、RCV系统的主要功能：
1、容积控制 2、化学控制
3、反应性控制
8
1、容积控制
（1）一回路水容积变化的原因
水容积随温度的变化而变化（热工学角度看）
不可避免的泄漏(一号密封、主泵2#轴封等） （水力学角度看）
（2）水容积变化的影响
一回路水容积变化→稳压器水位的变化
9
容 积
•
1.4m3/1000kg
Nuclear Power Plant System and Equipment
核岛主要辅助系统
1
2
压水堆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。它
不仅对反应堆动力装臵的正常运行是不可缺少的，而 且在事故情况下，为核电厂提供必要的安全措施。在
任何情况下，它都能使反应堆安全地停堆，并能把核
• 控制轴向功率偏差
• 控制R棒（温度调节棒）位在调节带内
• 保证停堆深度
（4） 反应性慢变化的控制措施
加硼
稀释
除硼
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下泄
002BA
030VP
排出含硼水V升
TEP
下泄
002BA
030VP
排出含硼水V升
TEP
上充
注入纯水V升
REA
上充
注入硼酸V升
REA
稀释
下泄
030VP
002BA
硼化
下泄
TEP 除硼段
废气处理系统、固体废物处理系统等。
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本章（教材第四章）仅介绍第一类： 一回路辅助系统（RCV、REA、RRA） 辅助冷却水系统（RRI、SEC 、PTR）
7
化学容积和控制系统
一、RCV系统的主要功能：
1、容积控制 2、化学控制
3、反应性控制
8
1、容积控制
（1）一回路水容积变化的原因
水容积随温度的变化而变化（热工学角度看）
不可避免的泄漏(一号密封、主泵2#轴封等） （水力学角度看）
（2）水容积变化的影响
一回路水容积变化→稳压器水位的变化
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容 积
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核电厂核蒸汽供应系统：04-第4章 一回路辅助系统
②作为上充泵的高位给水箱，为上充泵提供 水源
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4.1.3.1 容积控制箱(2)
③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RPE
④控制反应堆一回路含氧量：为抑制一回路 水辐射分解产生的氧，由它向一回路注入氢
⑤氮清扫：打开主回路前，加入中性氮，以 避免氢气和空气混合产生爆炸的危险
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23
4.1.2.3 上充回路(2)
上充泵将下泄流的压力提高至17.7MPaa： â一路经上充流量调节阀RCV046VP进入主系
统1环路或2环路的冷段 â另一路则经轴封水流量调节阀061VP进入轴
封水回路 â当主泵断电或故障，PZR失去主喷淋功能时，
上充管线将经手动隔离阀RCV227VP提供辅助喷 淋水（此时要关闭RCV050VP）
REA
上充阀
主泵机械 密封装置
上充泵
初识RCV系统
下泄孔板
下泄背压控制阀 三通阀
再生热交换器
下泄热交换器 过滤器
混床除 盐器
主泵机械 轴封装置
过剩下泄 热交换器
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上充流量 调节阀
制容 箱积
控
轴封水热 交换器
上充泵
阳床除 盐器
硼
氧除
酸
水盐
水
除
硼 酸 泵
混合器
6
下泄孔板（×3） 再生热交换器
(1)在一回路发生小破口事故时，维持一回路 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配合，共同确保反应堆处于次临 界状态
(3)在RIS投运向堆芯注水时，RCV的上充泵作 为高压安注泵投运
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4.1.3.1 容积控制箱(2)
③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RPE
④控制反应堆一回路含氧量：为抑制一回路 水辐射分解产生的氧，由它向一回路注入氢
⑤氮清扫：打开主回路前，加入中性氮，以 避免氢气和空气混合产生爆炸的危险
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4.1.2.3 上充回路(2)
上充泵将下泄流的压力提高至17.7MPaa： â一路经上充流量调节阀RCV046VP进入主系
统1环路或2环路的冷段 â另一路则经轴封水流量调节阀061VP进入轴
封水回路 â当主泵断电或故障，PZR失去主喷淋功能时，
上充管线将经手动隔离阀RCV227VP提供辅助喷 淋水（此时要关闭RCV050VP）
REA
上充阀
主泵机械 密封装置
上充泵
初识RCV系统
下泄孔板
下泄背压控制阀 三通阀
再生热交换器
下泄热交换器 过滤器
混床除 盐器
主泵机械 轴封装置
过剩下泄 热交换器
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上充流量 调节阀
制容 箱积
控
轴封水热 交换器
上充泵
阳床除 盐器
硼
氧除
酸
水盐
水
除
硼 酸 泵
混合器
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下泄孔板（×3） 再生热交换器
(1)在一回路发生小破口事故时，维持一回路 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配合，共同确保反应堆处于次临 界状态
(3)在RIS投运向堆芯注水时，RCV的上充泵作 为高压安注泵投运
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核岛主要辅助系统
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
对于换料冷停堆和维修冷停堆，要求硼浓度至少2100ppm，以保
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4.1 化学和容积控制系统
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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。
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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。
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4.1.2 设计依据
反应性控制 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
压水堆核电厂核岛辅助系统简介part1
• • • • • • •
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辅助给水泵房通风系统 上充泵房应急通风系统 设备冷却水房间通风系统 电气厂房主通风系统 核辅助厂房通风系统 安全注入和安全壳喷淋泵电机房通 风系统 核岛重要生水泵站通风系统
核岛冷冻水系统
电气厂房冷冻水系统
电缆层通风系统
电气厂房排烟系统
5.4 核燃料装卸、储存和运输系统
ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ
5.2 辅助冷却水系统
辅助冷却水系统为核岛内所有冷却器提供冷却水，包括把热量排入大海 的最终热阱。 属于辅助冷却水系统的主要有下列系统 －设备冷却水系统 －反应堆和乏燃料储存水池冷却和处理系统 －重要厂用水系统
5.3 核岛通风空调系统
5.3.1 通风空调在核电厂中有着重要的作用。各个系统的设计都有共同的 目的，即： 为工作人员进入厂房工作提供舒适的环境； 为设备的安全运行提供适宜的环境条件； 控制和限制污染空气和气体的排放； 在事故工况下，为工作人员提供足够的在主控制室内可居留时间。
5.3.2 通风空调系统是通过对空气温度、压力、湿度、放射性、洁净度 以及换气频率等参数的调节和控制来达到设计所要求的环境条件。
5.3.3 核岛通风空调系统主要由下列系统组成
• • • • • • • • • •
反应堆堆坑通风系统 主控制室空调系统 核燃料厂房通风系统 安全壳换气通风系统 安全壳内空气净化系统 安全壳连续通风系统 安全壳外贯穿件房间通风系统 柴油机房通风系统
6.1.4 化容系统的主要设备 －再生热交换器 －下泄降压孔板 －下泄热交换器 －下泄控制阀 －除盐器前过滤器 －除盐器前旁路阀 －混床除盐器 －阳床除盐器 －三通阀 －除盐器后过滤器 －容控箱 －上充泵 －上充流量调节阀 －过剩下泄热交换器 －轴封回流热交换器 －卸压阀
4 核岛主要辅助系统(1)
第四章 核岛主要辅助系统
下泄流—下泄隔离阀—再生热交换器的壳侧—节流孔板 —下泄热交换器的管侧— 下泄压力控制阀再次降压—过滤器，滤去水中悬浮颗粒—经温控三通阀，进入净化 段。 两次降温降压过程：第一次是在安全壳内的再生热交换器和其下游的节流孔板，使 反应堆冷却剂从15.5MPa 、291.4℃降至2.4MPa、140℃左右 ； 第二次是在安全壳外的下泄热交换器及其下游的下泄压力控制阀。
第四章 核岛主要辅助系统
燃料的多普勒效应==燃料温度效应
燃料温度效应是由于燃料温度变化引起238U共振 截面变化引起的反应性变化，也称多普勒效应。 如当燃料温度上升时，238U的俘获截面的峰值降 低，但其覆盖的能谱则加宽，这就导致有较多的 中子损失在燃料共振区，从而使反应性下降。 燃料温度变化1℃所引起的反应性变化，称为燃料 温度系数（多普勒系数）。 用ｕ表示，ｕ总是负值。
第四章 核岛主要辅助系统
•反应性变化的原因
•反应性控制的目的
第四章 核岛主要辅助系统
慢化剂的温度效应
慢化剂温度变化引起反应性变化的现象，称慢化 剂温度效应。慢化剂温度变化1℃所引起的反应性 变化的大小称为慢化剂温度系数，用αT表示。 纯水：温度系数是负值,因为
当温度改变时水的密度有显著的改变 温度增加，单位体积内水分子数量降低 慢化能力变差 逃脱共振吸收的机率减小，中子泄漏的几率增大 从而使反应性减小
第四章 核岛主要辅助系统
上充管线
容积控制箱——上充泵（升压泵）——流量调节阀——再生热 交换器管内（吸热，接近260℃）—— 一回路
第四章 核岛主要辅助系统
对上充泵要求
核动力设备与系统第4课
水，另一个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。 • 硼酸补给：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
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2.3 系统描述
• 硼和水补给系统由水补给、硼酸制备及补 给和化学添加三个子系统组成。
1.2.2 容积控制
• 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%。
• 对于一回路小的泄漏,由化容系统提供足够 的补给水。
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1.2.3 水质控制
化容系统在设计规定的燃料包壳破损率(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。 （1）放射性来源 ① 裂变产物的释放（绝大多数）； ② 水及其中杂质的活化； ③ 腐蚀产物的活化； ④ 化学添加物的活化
• 目前压水堆一回路水质标准将氟含量规定 在0.1×10-6以下。
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1.2.3 水质控制
④ pH值及pH值控制剂 • 对不锈钢和镍基合金，水质偏碱性会导致
腐蚀加剧。 • 试验表明：
当pH<11.3时,对锆腐蚀不明显; 当pH>12时,腐蚀明显加在碱性介质中,亚铁离子在某一温度下有， pH值越高,相应的最小溶解度温度越低。冷 却剂保持较高的pH值，能使腐蚀产物从堆内 迁移至堆外。对于现行的压水堆核电厂一回 路结构材料，水质偏碱性较好，以pH值为 9.5~10.5为宜（6~8，国内推荐）。
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1.2.1 反应性控制
1）启动及停堆
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2.3 系统描述
• 硼和水补给系统由水补给、硼酸制备及补 给和化学添加三个子系统组成。
1.2.2 容积控制
• 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%。
• 对于一回路小的泄漏,由化容系统提供足够 的补给水。
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1.2.3 水质控制
化容系统在设计规定的燃料包壳破损率(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。 （1）放射性来源 ① 裂变产物的释放（绝大多数）； ② 水及其中杂质的活化； ③ 腐蚀产物的活化； ④ 化学添加物的活化
• 目前压水堆一回路水质标准将氟含量规定 在0.1×10-6以下。
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1.2.3 水质控制
④ pH值及pH值控制剂 • 对不锈钢和镍基合金，水质偏碱性会导致
腐蚀加剧。 • 试验表明：
当pH<11.3时,对锆腐蚀不明显; 当pH>12时,腐蚀明显加在碱性介质中,亚铁离子在某一温度下有， pH值越高,相应的最小溶解度温度越低。冷 却剂保持较高的pH值，能使腐蚀产物从堆内 迁移至堆外。对于现行的压水堆核电厂一回 路结构材料，水质偏碱性较好，以pH值为 9.5~10.5为宜（6~8，国内推荐）。
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1.2.1 反应性控制
1）启动及停堆
章 核岛主要辅助系统PPT课件
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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。
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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
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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 封第2水6页供/共9应2页。 安 注 信 号 使 上 充 泵 通 向
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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。
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下泄管线
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上充泵和上充管线
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主泵轴封水回路
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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
04章 核岛主要辅助系统
③ 腐蚀产物的活化（小部分）；
④ 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。
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▪ 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，
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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。
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4.1.5 系统运行（续）
启动
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。
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。
▪ 对于一回路小的泄漏，可由化容系统提供足够的 补给水。
④ 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。
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▪ 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，
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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。
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4.1.5 系统运行（续）
启动
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。
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。
▪ 对于一回路小的泄漏，可由化容系统提供足够的 补给水。
核岛主要辅助系统
第四章 核岛主要辅助系统
主泵轴封水回路
上充泵流量的一部分，进入主泵的轴封水回路。密封水流经流量控制 阀和过滤器后进入主泵轴封水系统。
密封水自主泵的密封组件和泵下部轴承之间引入后分成两股，一股水 流向上，经过密封组件，另一股水流向下，冷却、润滑泵的下部径向 轴承后进入泵腔汇入一回路冷却剂主流。
第四章 核岛主要辅助系统
容积控制箱 兼有容积控制和化学控制的作用； 吸收稳压器不能吸收的一回路水容积变化，水位可依靠硼
回收系统、硼和水补给系统调节； 作为除气塔，使得一回路放射性气体释放出去； 作为上充泵的高位水箱，为上充泵提供水源； 运行时，充有氢气，限制一回路水因辐照产生的辐照分解
反应堆和乏燃料水池冷却和
处理系统4.6
一回路辅助系统
辅助冷却水系统
核岛冷冻水系统 电气厂房冷冻水系统
第四章 核岛主要辅助系统
第四章 核岛主要辅助系统
此外
安全注入系统 安全壳喷淋系统 辅助给水系统 ……………..
专用安全设施中讲解
一回路主要辅助系统简介
第四章 核岛主要辅助系统
核岛主要辅助系统之一 ——
经容积控制箱顶部的喷头喷出， 雾化，释放出冷却剂中的部分 气态裂变产物，同时吸收部分 氢气。
温度高于57℃时，旁路
第四章 核岛主要辅助系统
上充管线
容积控制箱——上充泵（升压泵）——流量调节阀——再生热 交换器管内（吸热，接近260℃）—— 一回路
第四章 核岛主要辅助系统
对上充泵要求
上充泵采用卧式多级离心泵，它从容积控制箱汲水。在布置 上，容积控制箱高出上充泵5m以上，为上充泵提供净正汲 入压头。
一回路水温在90℃~120℃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。
主泵轴封水回路
上充泵流量的一部分，进入主泵的轴封水回路。密封水流经流量控制 阀和过滤器后进入主泵轴封水系统。
密封水自主泵的密封组件和泵下部轴承之间引入后分成两股，一股水 流向上，经过密封组件，另一股水流向下，冷却、润滑泵的下部径向 轴承后进入泵腔汇入一回路冷却剂主流。
第四章 核岛主要辅助系统
容积控制箱 兼有容积控制和化学控制的作用； 吸收稳压器不能吸收的一回路水容积变化，水位可依靠硼
回收系统、硼和水补给系统调节； 作为除气塔，使得一回路放射性气体释放出去； 作为上充泵的高位水箱，为上充泵提供水源； 运行时，充有氢气，限制一回路水因辐照产生的辐照分解
反应堆和乏燃料水池冷却和
处理系统4.6
一回路辅助系统
辅助冷却水系统
核岛冷冻水系统 电气厂房冷冻水系统
第四章 核岛主要辅助系统
第四章 核岛主要辅助系统
此外
安全注入系统 安全壳喷淋系统 辅助给水系统 ……………..
专用安全设施中讲解
一回路主要辅助系统简介
第四章 核岛主要辅助系统
核岛主要辅助系统之一 ——
经容积控制箱顶部的喷头喷出， 雾化，释放出冷却剂中的部分 气态裂变产物，同时吸收部分 氢气。
温度高于57℃时，旁路
第四章 核岛主要辅助系统
上充管线
容积控制箱——上充泵（升压泵）——流量调节阀——再生热 交换器管内（吸热，接近260℃）—— 一回路
第四章 核岛主要辅助系统
对上充泵要求
上充泵采用卧式多级离心泵，它从容积控制箱汲水。在布置 上，容积控制箱高出上充泵5m以上，为上充泵提供净正汲 入压头。
一回路水温在90℃~120℃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。