核电厂系统及设备知识

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• 重要厂用水系统作为专设安全设施系统的 支持系统，又是开式循环回路，大亚湾核 电厂在设计时考虑到以下几点：
• 泵入口处海水水位变化：最低水位为 －3.00米，最高水位为＋6.22米，在此范围 内保证泵的净正汲入压头。
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• 为防止海生物（水草、水母、贝类）的污染 和阻塞管道，采用经循环水过滤系统过滤、 加氯处理的海水，在热交换器上游设置水生 物捕集器，并将海水在管道中流速设计在 2m/s以上。
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1 后过滤器 4 净化泵B 7 废燃料池1# 10 冷却泵
2 混床
5 净化泵 8 冷却器B 11 冷却泵A
3 前过滤器 6 废燃料池2# 9 冷却器A
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图1 废燃料池冷却净化系统流程简图
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冷却回路
• 冷却回路由两个相同的，并联的回路组成， 每一回路各有一台冷却泵和一台冷却器，冷 却泵通过端部带有粗滤网的管道从废燃料池 上部吸水，池水流经冷却器管侧，其热量由 设备冷却水带走，冷却后的池水返回到水池 底部通过分布集管排出。
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（2） 系统设计特点
• 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。
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• 在设备冷却水泵出口，设置辐射监测装置 和压力监测装置。
• 前者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；
• 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。
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1.2 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。
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• 后者监测到泵出口低压时自动启动同系列 的另一台泵。以保证足够的供水量。
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表4.6 几种主要工况下设备冷却水系统需要 导出的热负荷和供水量
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2.3 设备冷却水系统的运行
（1）正常功率运行
• 在核电厂正常功率运行时，需要设备冷却水 系统带走的热负荷不大，每一机组只需一台 泵和一台热交换器运行，因而只需系列A或 B的任一系列投运即可。若运行着的泵出口 低压或故障不可用，泵出口的压力检测开关 得到的低压信号自动启动该系列上的第二台 泵。
• 选用耐海水腐蚀的材料，如热交换器用钛板 做。
• 设计时考虑能抗拒外部灾害如水淹、火灾、 地震等。
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3.3 系统的运行
• 重要厂用水系统运行的系列和运行泵的数 目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，另一系列处于停运状态。在失水事故 时，重要厂用水系统的一个系列即可提供 100％的冷却能力。
• 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。
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安全功能
• 维持废燃料池中的废燃料在次临界状态。 • 维持废燃料池的温度在高温限值以下。 • 废燃料池冷却和净化系统同样也为工作人
员的健康和物理防护作出贡献。
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系统的废燃料池冷却容量是根据连续15年从反 应堆中卸料移出的废燃料组件所产生的衰变 热来计算的。每次正常年卸料共有40个已达 到卸料燃耗要求的废燃料组件，在这种情况 下，系统投入一套冷却水温应保持在≤50℃ ，此时如还需卸出一个完整的堆芯储于池中 ，则池水温度不超过80℃。(对应的设冷水 进口温度为35℃)
• 在通往1、3环路冷段的返回管线上，各设有 一个电动隔离阀和一个止回阀。
• 在两台热交换器出口的联管上，还有一条通 往化容系统下泄节流孔板下游的管线。
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1.3 余热排出系统的运行
• 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10℃～180℃。
• 余热排出系统的正常启动： 在反应堆由热停堆过渡到冷停堆的过程中进 行。该系统投入运行的条件是一回路冷却剂 平均温度在160～180℃、压力在2.4MPa～ 2.8MPa之间。
• 2.1 系统的功能 • 2.2 系统描述 • 2.3 设备冷却水系统的运行
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2.1 系统的功能
• 设备冷却水系统是一个封闭的冷却水回路， 也是一个把热量从往往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：
• 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环境水 体的屏障；
核电厂系统及设备 第六讲
（2011—2012学年第一学期）
主讲：田丽霞
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1 余热排出系统（RHR=Residual Heat Removal system）
• 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
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1.1 系统的功能
对于法国设计的大亚湾核电厂，余热排出系统
都能提供100％的应急冷却能力。
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公共环路
• 公共环路的设备冷却水用户是那些事故情 况下不需投入的冷却器，借助于阀门的切 换，这些设备可由系列A供水，也可由系列 B供水，也可由两个系列共同供水，只有事 故情况下才停止向公共环路的用户供水。
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共用部分
• 共用部分指那些两台机组共用的系统中的 设备冷却水用户，如硼回收系统、废液处 理系统、辅助蒸汽分配系统等，这部分可 以由1号机组或2号机组的设备冷却水系统 供应冷却水。
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重要厂用水系统在主要工况下的运行参数
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• 运行经验：
H1.1：功率运行、热停堆 和余热排除系统阀门关闭
情况下的中间停堆
• 2002年6月24日秦山第二核电厂1号机组重 要厂用水系统鼓形虑网在检修后恢复在线过
程中，在一条进口暗渠进口隔离阀没有打开
的情况下，错误地关闭了另一条暗渠的闸板
，导致了重要厂用水的全部丧失，以致进入
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。
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• 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。
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系统启动时主要包括两项操作。
• 检验硼浓度，若余热排出系统内水的硼浓度 小于一回路硼浓度，则必须对反应堆冷却剂 系统加硼，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 。
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• 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的范围内。
• 3.1 系统的功能 • 3.2 系统描述 • 3.3 系统的运行
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3.1 系统的功能
• 冷却设备冷却水，将设备冷却水传输给的热 量排入环境水体，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。
• 系统的冷却功能为移出贮存在废燃料池中的 废燃料所释放出的剩余衰变热。
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• 系统的净化功能为去除废燃料池和换料水池 中的裂变产物，腐蚀产物及悬浮粒子，这是 通过除盐、过滤和表面去浮来实现的。
• 系统的充排水功能为：保持废燃料水池所需 的水位。在贮存废燃料期间，废燃料池是不 允许排空的。灌注和排放燃料运输通道、装 料池以及排放换料水池的部份水。
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（4） 热交换器的运行
• 设备冷却水／重要厂用水热交换器是板式 热交换器，为使传热板免受大的压力作用 ：投入时，先启动低压侧（重要厂用水侧 ），再启动高压侧（设备冷却水侧）；停 止运行时，先停设备冷却水侧，后停重要 厂用水侧。
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3 重要厂用水系统(Essential Service Water System)
了超设计基准事故的H1.1规程，由于反应堆 处于正常冷停堆状态，事件没有导致严重后
果。 44
4 废燃料池冷却和净化系统
• 反应堆换料后，卸出的乏燃料要在乏燃料 水池中存放半年以上，待燃料冷却到一定 程度，在送往后处理工厂。
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4.1 系统功能
基本功能
• 废燃料池冷却及净化系统主要为燃料厂房中 废燃料池服务，它具有冷却、净化、充水和 排水功能，在换料期间，它也能对反应堆厂 房中换料水池的水进行净化和去浮。
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两个独立系列
• 每个系列由两台100％容量的单级离心泵、 两台50％容量的板式热交换器、一个容积波 动水箱和相应阀门、管道和仪表组成。两个 系列上的电器设备分别由相互独立的配电系 统供电，并可由应急柴油发电机作为备用电 源。
• 两个系列的热交换器由重要厂用水系统的两
个独立系列冷却，每个系列在事故工况下，
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• 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。
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• 在热交换器出口联管与两台余热排出泵入口 联管之间设有一条最小流量管线，管线上无 阀门，允许一定流量通过，以保护余热排出 泵，防止泵体过热和丧失汲入流量。