4 核岛主要辅助系统(1)
《核电厂系统与设备》课后习题答案及复习提纲
注：本资料主要针对《核电厂系统及设备》臧希年编著第2版清华大学出版社2011年7月；笔者根据所学知识及综合一些其它资料汇编而成，分为课后习题解答与复习提纲两部分；本资料仅供读者作些参考，由于笔者知识有限，有些知识难免存在一些偏差，请批评指正。
2014年2月16日星期日第一部分：课后习题参考答案（2、3、4、5、7、8）第二章压水堆核电厂1.从电能生产的观点看，压水堆核电厂有哪些部分？各自有什么作用？答：从电能生产的角度看，压水堆核电厂分为核岛与常规岛，核岛利用核能生产蒸汽，常规岛利用蒸汽生产电能。
2.从热力循环的观点看，压水堆核电厂由几个回路组成？各自的作用是什么？答：压水堆核电厂主要由反应堆冷却剂系统（简称一回路），蒸汽和动力转换系统（又称二回路），循环水系统组成。
一回路生产蒸汽，二回路与三回路将蒸汽的热能转换为推动核汽轮机组转动的机械能。
3.核电厂的厂址须满足什么要求？答：应考虑三个方面①核电厂的本身特性。
核反应堆是一个强大的放射源，核电厂的热功率决定了反应堆内的放射性的总储量，在相同的运行条件下，堆内放射的总量与功率成正比。
②厂址的自然条件与技术要求。
应尽可能地避免或减少自然灾害（如地震，洪水，及灾难性气象条件）造成的后果，并应利于排出的放射性物质在环境中稀释③辐射安全要求。
⑴辐射安全应符合国家环境保护，辐射防护等法规和标准的要求⑵将核电厂设置在非居民区⑶考虑厂址周围的人口密度和分布。
4.核电厂主要有哪些厂房？核电厂主要有反应堆厂房（即安全壳），燃料厂房，核辅助厂房，汽轮机厂房和控制厂房。
5.解释名词：多道屏障，纵深防御，单一故障准则多道屏障：在所有情况下保证绝对控制过量放射性物质对外释放，核电厂设置了三道屏障，只有这三道屏障全部被破坏才会释放大量的放射性物质。
纵深防御：将安全有关的所有事项置于多重防御之下，在一道屏障失效后还有另一道屏障来弥补。
单一故障准则：当系统中某一部件不能执行其预定功能安全功能时，并不影响整个系统功能的执行。
核岛与常规岛
核岛与常规岛核电站安全壳内的核反应堆及与反应堆有关的各个系统的统称。
核岛主要包括核蒸汽供应系统、安全壳喷淋系统和辅助系统。
核岛的主要功能是利用核裂变能产生蒸汽。
核岛厂房主要包括反应堆厂房（安全壳）、核燃料厂房、核辅助厂房、核服务厂房、排气烟囱、电气厂房和应急柴油发电机厂房等。
核蒸汽供应系统由一回路（反应堆冷却剂循环系统）及与一回路相连接的系统所组成。
一回路的主要设备有反应堆堆心、压力容器、蒸汽发生器、稳压器、主循环泵及管道。
一回路中冷却剂（高温高压的水流）的主要作用是将反应堆堆心产生的热量带到蒸汽发生器，传给二回路，生产蒸汽；在一回路水中加入硼酸，用来控制反应性的慢变化；用稳压器维持一回路压力的稳定和补偿水在冷态和热态时的体积变化。
与一回路相联的系统包括化学和容积控制系统、反应堆安全注射系统和余热冷却系统。
化学和容积控制系统的主要作用是维持一回路所需要的水量；调节溶解在冷却水中的硼酸浓度，以控制反应堆的反应性；对水进行净化处理，除去水中的裂变产物和腐蚀产物；给一回路的水加入腐蚀抑制剂和各种化学添加剂。
反应堆安全注射系统的主要作用是当一回路发生失水（例如，一回路管道发生大破裂而引起大泄漏）时，安全注射系统就作为安全给水系统。
它主要由高压注射部分、安全注射箱和低压注射部分组成。
前者于中等失水时起动，后者于大量失水时起动。
安全注射箱通过两个逆止阀和一个隔断阀与一回路相连，起安全注射作用。
这几部分协同工作即能保证堆心的冷却，并可使反应堆停堆。
核反应堆停堆后，燃料元件因裂变产物的衰变而发热，余热冷却系统的作用是带走这部分热量。
它主要由热交换装置、循环泵和阀门等组成，用于停堆、更换燃料以及一回路系统发生大量泄漏事故时带走热量，冷却堆心。
安全壳喷淋系统由两条独立的管线组成。
每条管线系统都是由喷淋泵、冷却器、喷头、换料水箱、阀门等设备组成。
当发生失水事故时，一回路中高温高压的水漏到安全壳中，由于安全壳是密封的，安全壳里的压力和温度都会升高。
核岛主要辅助系统..
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
核岛
中文名称：核岛英文名称：nuclear island，NI定义：核电厂中核蒸汽供应系统及其配套设施和它们所在厂房的总称。
主要包括反应堆厂房、核燃料厂房、控制辅助厂房、电气厂房(含应急柴油发电机厂房)等核岛是核电站安全壳内的核反应堆及与反应堆有关的各个系统的统称。
核岛的主要功能是利用核裂变能产生蒸汽。
核岛(nuclear island)厂房核岛厂房主要包括反应堆厂房(安全壳)、核燃料厂房、核辅助厂房、核服务厂房、排气烟囱、电气厂房和应急柴油发电机厂房等。
编辑本段核岛主要结构核蒸汽供应系统核蒸汽供应系统由一回路（反应堆冷却剂循环系统）及与一回路相连接的系统所组成。
一回路的主要设备有反应堆堆心、压力容器、蒸汽发生器、稳压器、主循环泵及管道。
一回路中冷却剂(高温高压的水流)的主要作用是将反应堆堆心产生的热量带到蒸汽发生器，传给二回路，生产蒸汽；在一回路水中加入硼酸，用来控制反应性的慢变化；用稳压器维持一回路压力的稳定和补偿水在冷态和热态时的体积变化。
与一回路相联的系统包括化学和容积控制系统、反应堆安全注射系统和余热冷却系统。
化学和容积控制系统的主要作用是维持一回路所需要的水量;调节溶解在冷却水中的硼酸浓度,以控制反应堆的反应性；对水进行净化处理，除去水中的裂变产物和腐蚀产物；给一回路的水加入腐蚀抑制剂和各种化学添加剂。
反应堆安全注射系统的主要作用是当一回路发生失水(例如,一回路管道发生大破裂而引起大泄漏)时,安全注射系统就作为安全给水系统。
它主要由高压注射部分、安全注射箱和低压注射部分组成。
前者于中等失水时起动，后者于大量失水时起动。
安全注射箱通过两个逆止阀和一个隔断阀与一回路相连，起安全注射作用。
这几部分协同工作即能保证堆心的冷却，并可使反应堆停堆。
核反应堆停堆后，燃料元件因裂变产物的衰变而发热，余热冷却系统的作用是带走这部分热量。
它主要由热交换装置、循环泵和阀门等组成，用于停堆、更换燃料以及一回路系统发生大量泄漏事故时带走热量，冷却堆心。
核能开发及应用10 反应堆分类
中子源组件：引发核裂变的链式反应。由可以自发产 生中子的材料组成，做成小棒的形式，在装料时放入 空的控制棒导向管内。在装中子源之前，控制棒必须 插入堆内，在反应堆启动时慢慢提起控制捧，中子源 就可以“点燃”核燃料。
一座电功率为1000MW的压水堆堆芯一般装有150-200组燃料 组件，4万-5万根燃料元件棒。堆内大约有50组控制棒组件。 燃料元件棒垂直放在堆芯内，使堆芯整体外形大致呈圆柱形。 为使径向功率展平，大型核电站反应堆核燃料一般按富集度分 为三区装载。以局部倒换料方式每1-1.5年更换一次燃料，每次 换出大约1/3的燃料组件。堆芯直径约3-4m，高度3-5m，装在 大型压力容器内。水沿燃料元件棒表面轴向流过，既起着慢化 中子的作用，又作为输出反应堆热量的冷却剂。
西屋AP1000型轻水堆
AP1000型非能动型轻水堆的净电功率为1090MW，反应 堆热功率为3400MW。其主要技术特征是与原有的压水 堆相比，本着“系统越简单越安全”的原则，简化了设 备系统，提高了系统的安全性和经济性。在核岛设计中 ，采用了非能动安全壳冷却、非能动余热排出、非能动 余热排出、非能动应急堆芯冷却系统。一回路的介质采 用含硼水。控制系统采用数字控制。
反应堆换料水池和乏燃料水池冷却处理系统 反应堆换料水池是一个位于反应堆压力容器上部的长方 形水池。乏燃料水池位于核燃料厂房内，与反应堆换料 水池一墙之隔。水池与反应堆有通道相连。换料时，以 换料水池的含硼水作屏蔽，为操作人员提供良好的生物 防护。换出的乏燃料放入乏燃料水池存放。两个水池内 的含硼水与换料水箱和一回路通过泵和阀门相连。设有 水净化系统、冷却系统等辅助系统。西屋的AP1000换料 水箱位于核岛厂房内，不同于其它核电机组 废物处理系统 包括含硼废水处理、一般废水处理、废水排放系统。 废气处理：含氢废气（有放射性）、含氧废气处理。 固体废物处理：处理废树脂、废滤芯及其它固体废弃物。
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
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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
一级建造师-机电工程-机电工程常用设备
一级建造师-机电工程-机电工程常用设备1.2机电工程常用设备1.【单选题】静置设备的分类，按设计压力P，压力设备划分为6个压力等级，其中设计压力为10.0MPa设备的属于（）设备。
A. 低压B. 中（江南博哥）压C. 高压D. 超高压正确答案：C参考解析：C选项正确，静置设备的分类，按设备的设计压力分为:常压设备P<0.1MPa; 低压设备0.1 MPa≤P<1. 6MPa; 中压设备1.6MPa≤P<10MPa; 高压设备10MPa≤P<100MPa; 超高压设备：P≥100MPa 。
P<0时，为真空设备。
（易混点：注意和工业管道压力的区分）2.【单选题】下列不属于锅炉的主要参数的是（）。
A. 蒸发量B. 受热面发热率C. 压力D. 发热量正确答案：D参考解析：D选项符合题意，锅炉的主要参数：蒸发量、压力、温度、锅炉受热面蒸发率、锅炉受热面发热率、锅炉热效率。
3.【单选题】下列选项中，不属于压缩机性能参数的是()A. 性能系数B. 容积C. 噪声D. 流量正确答案：C参考解析：C选项符合题意，本题考查的是压缩机的性能参数。
压缩机的性能参数主要包括容积、流量、吸气压力、排气压力、工作效率、输入功率、输出功率、性能系数等。
4.【单选题】下列设备中，用扬程表示其性能参数的是( )。
A. 泵B. 风机C. 压缩机D. 压气机正确答案：A参考解析：A选项正确，泵的性能参数:主要有流量和扬程，还有轴功率、转速、效率和必需汽蚀余量。
（口诀：小工刘必转阳）5.【单选题】一幢30层的高层建筑，其消防水泵的扬程应在( )m以上。
A. 80B. 100C. 120D. 130正确答案：D参考解析：D选项正确，扬程是单位重量输送液体从泵入口至出口的能量增量，对于容积式泵，能量增量主要体现在压力能增加上，通常以压力增量代替扬程来表示。
例如，一幢30层的高层建筑，其消防水泵的扬程应在130m以上。
(完整版)发电厂电气部分(第五版)苗世洪课件
发电厂电气部分
(三) 抽水蓄能电厂 1.工作原理
抽水蓄能电厂是以一定水量作为能量载体，通过能量转换向电力系统提供电能。 图1-9 抽水蓄能电厂示意图
2.抽水蓄能电厂在电力系统中的作用
（1）调峰。 （2）填谷。 （3）事故备用。 （4）调频。 （5）调相。 （6）黑启动。 （7）蓄能。
发电厂电气部分
（6）超超临界压力发电厂，其蒸汽压力为26.25MPa、温度为600/600℃的 发电厂，机组功率为1000MW及以上； 按输出能源分 （1）凝汽式发电厂，即只向外供应电能的发电厂，其效率较低，只有30%~40% 。 （2）热电厂，即同时向外供应电能和热能的电厂，其效率较高，可达60%~70% 。
1.节能减排，世纪之约 2.做好电力规划，加强电网建设
3.电力工业现代化
4.联合电力系统
5.电力市场
6.IT技术
7.洁净煤发电技术
8.绿色能源的开发和利用
发电厂电气部分
第二节 发电厂类型
一、电能与发电厂
电能是由一次能源经加工转换而成的能源，称为二次能源。 电能与其他形式的能源相比，其特点有： （1）电能可以大规模生产和远距离输送
发电厂电气部分
第八章 发电厂和变电站的控制与信号 第九章 同步发电机的运行 第十章 电力变压器的运行
628～674 675～710 711～791
发电厂电气部分
第一章 概述
第一节 电力工业发展概况
一、我国电力工业发展简况
1882年7月26日，上海电气公司在上海成立，安装了一台以蒸汽机带动的直流发电 机，并正式发电，从电厂到外滩沿街架线，供给照明用电，这是我国的第一座火电厂 。这与世界上第一座火电厂——于1875年建成的法国巴黎火车站电厂相距仅7年，与美 国的第一座火电厂——旧金山实验电厂相距3年，与英国的第一座火电厂——伦敦霍尔 蓬电厂同年建成，说明当年我国电力建设和世界强国差距并不大。
核电站一般知识简介
核电站一般知识简介一、反应堆简介核反应堆是一种能以可控的方式实现自续链式核反应的装置。
根据原子核产生能量的方式，可分为裂变反应堆和聚变反应堆两种。
当今世界上已建成和广泛使用的反应堆都是裂变反应堆。
聚变反应堆目前还处于研究设计阶段。
裂变反应堆是通过把一个重核裂变为两个中等质量核而释放能量的。
它是由核燃料/冷却剂/慢化剂/结构材料和吸收剂等材料组成的一个复杂系统。
按用途不同，裂变反应堆可分为生产堆/实验堆和动力堆。
按冷却剂或慢化剂的种类不同可分为轻水堆/重水堆/气冷堆和液态金属冷却快中子堆。
按引起裂变反应的中子能量不同，又可分为热中子反应堆和快中子反应堆。
二、核电站的组成1.压水堆核电站由核岛、常规岛、BOP（配套设施）组成。
2.核电站厂房布置：反应堆安全壳厂房核辅助厂房过渡厂房核燃料贮存厂房应急柴油机厂房电气厂房汽轮机厂房配套设施核电站厂房图1 核电站原理流程图核电厂中的能量转换与转递三、核岛主要系统组成1.核岛主要系统组成核岛主要系统由反应堆冷却剂系统、专设安全设施、核辅助系统、三废处理系统、核岛通风空调系统及核燃料装卸贮存和工艺运输系统等六大类系统组成。
a) 反应堆冷却剂系统指三条环路及其核岛主设备压力容器、主泵、蒸发器、稳压器和主管道等组成。
b) 专设安全设施由四个系统组成：它们是安全注入系统、辅助给水系统、安全壳喷淋系统和安全壳隔离系统。
c) 核辅助系统——化学和容积控制系统——硼和水的补给系统——一回路辅助系统——余热排出系统——核取样系统核辅助系统——堆和乏燃料水池冷却与处理系统——设备冷却水系统——辅助冷却水系统——核岛应急生水系统——蒸发器排污系统——核岛冷冻水系统——电气厂房冷却水系统d) 三废处理系统——废气处理系统——废液处理系统——废物处理系统三废处理系统——硼回收系统——核岛疏水排气系统——放射性废液排放系统——常规岛废液排放系统e) 核岛通风空调系统组成—控制棒驱动机构风冷系统—安全壳内连续通风系统—安全壳内空气净化系统—反应堆堆坑通风系统—安全壳换气通风系统—主控制室空调系统—安全壳外贯穿件房间通风系统—上充泵房应急通风系统—辅助给水泵房通风—冷水系统设备间通风系统通风空调系统—核燃料厂房通风系统—核辅助厂房通风系统—电气厂房通风系统—电气厂房排烟系统—电缆层通风系统—安注和喷淋泵电机房通风系统—安全壳内大气监测系统—废物辅助厂房通风系统—主要厂用水泵站通风系统f) 核燃料装卸贮存和工艺运输系统是一个独立的操作系统，只有在核燃料换料和接收新燃料时系统才运作。
核电厂系统与设备-3.3 反应堆冷却剂泵
A 全密封（屏蔽电机）泵 B 轴封泵
/content/harmar-company-pumped-about-ap1000-role
3.3 反应堆冷却剂泵
3.3.1 概述 (3) 分类
A 全密封（屏蔽电机）泵 B 轴封泵
/syste ms/rcs2.htm
3.3 反应堆冷却剂泵
3.3.3 轴封泵 (1)轴封泵的总体结构 (I) 轴封组件
轴封组件位于泵水力机械部分和电机之间, 它通常由自下 而上串联的三级密封组成。
3.3 反应堆冷却剂泵
3.3.3 轴封泵 (2)轴封泵的密封结构和工作原理 (A)轴封组件
轴封组件的三级密封自下而上依次称为1 号、2 号、3 号密封
本章目录
3.1 反应堆冷却剂系统 3.2 反应堆本体结构 3.3 反应堆冷却剂泵 3.4 蒸汽发生器 3.5 稳压器
3.3 反应堆冷却剂泵
3.3.1 概述 (1) 主泵作用
Reactor Coolant Pump (RCP).
为反应堆冷却剂提供驱动压头, 保证足够的强迫循环流量通 过堆芯, 把反应堆产生的热量送至蒸汽发生器, 产生推动汽 轮机做功的蒸汽。
Each AP1000 employs four main reactor coolant pumps, which circulate reactor coolant through the core, loop piping and steam generators.
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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
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。
第四章 核岛主要辅助系统
TEP
下泄
002B A
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
除硼
下泄
030VP 002BA
TEP 除硼 段 REA
第四章 核岛主要辅助系统
上充
2、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 – 不可避免的泄漏(主泵一号密 封、2#轴封等）
容积
第四章 核岛主要辅助系统
RCV系统的主要设备
再生式热交换器 下泄热交换器 除盐器前过滤器 除盐器后过滤器 混床除盐器 阳床除盐器 过剩下泄热交换器 轴封回流热交换器
容积控制箱 上充泵 下泄降压孔板 下泄控制阀 除盐器前三通阀 三通阀 上充流量调节阀
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 氧。
CRF
RCV
ASG 第四章 核岛主要辅助系统
1 化学和容积控制系统
1.1 系统功能 1.2 系统流程 1.3 系统设备布置 1.4 系统运行
第四章 核岛主要辅助系统
化容系统简介
第四章 核岛主要辅助系统
1.1 系统功能
第四章 核岛主要辅助系统
第四章 核岛主要辅助系统
1、反应性控制
第四章 核岛主要辅助系统
容积控制箱
第四章 核岛主要辅助系统
上充泵
三台并联的上充泵是多级卧式离心泵，它把容积控制箱的来水升压到 17.7Mpa，送入一回路。 每台上充泵装有一台齿轮增速器驱动油泵和一台电动辅助油泵。正常 运行时，用齿轮油泵润滑，启动时用电动油泵提供顶轴油压，额定流 量34m3/h。
3、化学（水质）控制 （1）一回路的化学问题
物理腐蚀（结垢）水中杂质沉积在燃料包壳，结垢导致燃料 包壳破损 化学腐蚀（侵蚀） 高温+高氧含量+低pH值 → 化学反应加快 →腐蚀进程加速 → 一回路比放射性升高
（2）化学控制的目的
清除杂质，控制腐蚀，维持水质，将腐蚀控制在最低限度 将一回路水的化学和放射性指标持在规定的范围内
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 温度、湿度、压力、洁净度、放射性、换气频率 等 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。
第四章 核岛主要辅助系统
控制参数
相关系统包括：
主要辅助系统
化学和容积控制系统 4.1 硼和水补给系统 4.2 余热排出系统 4.3 设备冷却水系统 4.4 重要厂用水系统 4.5
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
第四章 核岛主要辅助系统
燃料温度效应
多普勒效应是反应堆的一个重要和固有的稳定因 素和控制手段。
反应堆的热量主要是在燃料中产生。当有意或无意地引 入一个反应性使功率升高时，燃料温度立即升高，燃料 的温度效应就立即表现出来，使反应性下降，从而使反 应堆返回临界而稳定在一个新的功率状态。 燃料温度系数是瞬发的，对功率的变化响应很快，它对 反应堆的控制和安全起着十分重要的作用。
第四章 核岛主要辅助系统
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。
第四章 核岛主要辅助系统
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。
现代压水堆采用可溶性化学毒物硼酸控制反应性。 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。 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，使堆芯功率分布均匀，而且不随燃耗的变化而改变，有 利于提高燃耗深度。 缺点： 由于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。 这种办法对反应性调节速度较慢,因而仅适于控制较慢的反 应性变化。
第四章 核岛主要辅助系统
过剩下泄通道：在正常下泄不可用时或临时需加大下泄时投入使用。
过剩下泄流从一回路的蒸汽发生器下游引出，经过剩下泄热交换器冷 却后可与轴封水回流汇合，一同返回上充泵汲入口，也可导向排气疏 水系统。
Байду номын сангаас
第四章 核岛主要辅助系统
上充泵
净化段（除盐回路）
净化段的离子交换树脂的正常 工作温度范围为46~62.5℃； 下泄流—温控三通阀—两台并 联的混合除离子床中的一台 （除去大多数离子状态的裂变 产物和腐蚀产物 ）—间歇运 行的除阳离子床（除去铯、钼 和过量的锂离子 ）—离子床 下游三通阀—可将下泄流导向 硼回收系统进行除硼操作—泄 流最后进入容积控制箱。 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
废物处理系统 4.7 核岛通风空调系统 4.8
第四章 核岛主要辅助系统
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 ——
1 化学和容积控制系统 （Chemical and volume control system RCV）
第四章 核岛主要辅助系统
核电站工作原理总图
厂用电 PTR EAS VVP GPV ARE RIS RCP RRA APP ABP 废物 处理 REA AHP GCT CEX ADG GSS GEV GEX GEW
第四章 核岛主要辅助系统
化学控制的原理
控制pH值（注入7LiOH，中和硼酸） 控制氧含量（机组启动时注入联氨，正常运行时向容控箱充入氢气） 净化一回路水（净化+过滤+除盐）
自下泄回路
001FI
017VP
001DE 002FI 026VP 030VP TEP系统 上充 上充泵 002B A REA系统 003DE
002DE
化容系统净化段的流程 第四章 核岛主要辅助系统
1.2 系统流程
流程图可分为： 下泄管线（以及过剩下泄管线） 净化段 上充管线 轴封水回路 容积控制箱
第四章 核岛主要辅助系统
核电厂正常运行时，从一回路的冷管段引出一 股冷却剂，称为下泄流，其正常流量约为 13.6m3/h，最大流量为27.2m3/h； 最终的温度压力控制在：46 ℃ ，0.2-0.5Mpa