核岛主要辅助系统
通过余热排出热交换器冷却
017VP
上充 上充泵
030VP
002B A
Baidu Nhomakorabea
002FI 026VP
001DE
002D E
TEP系统 REA系统
003DE
化容系统净化段的第流四程章 核岛主要辅助系统
3、反应性控制
现代压水堆采用可溶性化学毒物硼酸控制反应性。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。
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
•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。
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
0
300
温度
0C
水的比容随温度的变化关系曲线
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。
《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。
核电厂系统与设备知识点
核电厂系统与设备知识点
2020年前要新建核电站31座，今后每年平均需要建设两个百万千瓦级核电机组
我国发展核电的基本政策是：坚持集中领导，统一规划，并与全国能源和电力发展相衔接;核电政策：自主，国产化，与压水堆配套；引进的基础上,消化,改进,国产化。
在核电布局上优先考虑一次能源缺乏、经济实力较强的东南沿海地区。
坚持“质量第一，安全第一”，坚持“以我为主，中外合作”
我国确定发展压水堆
核岛:一回路系统及其辅助系统、安全设施及厂房。
常规岛:汽轮发电机组为核心的二回路及其辅助系统和厂房。
配套设施：除核岛、常规岛的其余部分。
压水堆核电厂将核能转变为电能是分四个环节，在四个主要设备中实现的：
1）核反应堆：将核能经转变为热能，并将热能传给反应堆冷却剂，是一回路压力边界的重要部件。
2）蒸汽发生器：将反应堆冷却剂的热量传递给二回路的水，使其变为蒸汽。在此只进行热量交换，不进行能量形态的转变；3）汽轮机：将蒸汽的热能转变为高速旋转的机械能；
4）发电机：将汽轮机传来的机械能转变为电能。
大亚湾核电厂共有348个系统
核电厂平面布置原则：a.区分脏净,脏区尽可能在下风口;b.满足工艺要求,便于设备运输,减少管线迂回纵横交叉;c.反应堆厂房为中心,辅助厂房,燃料厂房设在同一基岩的基垫层上,防止因厂房承载或地震所产生的沉降差导致管线断裂.d.以反应堆厂房为中心,辅助厂房,燃料厂房,主控制室应急柴油发电机厂房四周.双机组厂可采用对称布置,公用部分辅助厂房.
布置分区：核心区、三废区、供排水区、动力供应区、检修及仓库区、厂前区
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
压水堆核电厂核岛辅助系统简介 - part2
6.5.2 设备冷却水系统作用原理
7.0 核岛辅助系统安装过程中特别要注意的问题
7.1 清洁度
－杂质附着在燃料棒上会引起燃料棒烧毁。 －杂质会提高水中的放射性活度。 －杂质会造成不锈钢的晶间腐蚀。 －杂质会造成密封面的泄漏。 －过程（中间）移交中的清洁度保持。
7.2 焊接
7.2.1 焊接材料（填充金属和保护气体） • 验收 • 评定 • 储存 • 发放 7.2.2 焊接工艺 • 碳钢和低合金钢 • 奥氏体不锈钢 • 异种钢之间的焊接 • 堆焊 • 缺陷补焊
6.2.4 高、低压安注系统流程图
6.2.5 中压安注系统流程图
6.3 余热排出系统
6.3.1 余热排出系统的主要功能 • 在反应堆正常停堆过程中及失水事故以外的其他停堆事故中，当一回 路温度下降到180℃，绝对压力下降到3.0MPa，用余热排出系统排出 堆芯余热、一回路水和设备的显热以及主泵产生的热量。 6.3.2 余热排出系统的辅助功能 • 在一回路压力低于3.0MPa时，余热排出管线和化容系统的接管提供 一条低压下泄管线，为一回路单相状态下提供压力调节和水质净化， 同时由余热排出系统的卸压阀提供超压保护。 • 在主泵停用或主泵不可用时，余热排出泵可用于一回路水的循环，使 一回路水温和硼浓度得以均匀。 • 在换料操作后，余热排出泵参与换料水传输，将反应堆水池中的水送 回换料水箱。
7.2.3 焊接场地（车间和现场） －清洁度 －环境条件（通风、温度、湿度） －焊材存放设施 －必要的装备
第四章核岛主要辅助系统
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4-5 重要厂用水系统
二、系统组成：
重要厂用水系统示意图。其构成与设备冷却水泵 统相似。系统由两个独立的且实体隔离的系列组 成，电气设备可由柴油发电机供电。每个系列并 联两台容量各为100％的重要厂用水泵，两台容 量各为50％的板式热交换器。重要厂用水泵从 循环水过滤系统汲人海水，使其通过热交换器吸 收热量后经循环水排水渠流入大海。
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4-2 反应堆硼和水补给系统
一、系统功能
(1)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；
(2)为进行水质的化学控制提供化学药品添加 设备；
(3)为改变反应推冷却剂硼质量分数，向化容 系统提供硼酸和除气除盐水；
(4)为换料水储存箱、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。
回路系统排出以下各项热量：*
(1)堆芯剩余发热；
(2)一回路及余热排出系统流体和设备的显热
(3)主泵运行加给一回路的热量。
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4-3 余热排出系统
一、系统的功能： (1)在停堆后第二阶段，排出堆芯和一回路热量； (2)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℃；* (3)在电厂加热升温初期，控制一回路平均温度； (4)在换料操作后，将换料水从换料水池输送至换
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。
2023年核电厂安全考试必考考点训练
2023年核电厂安全考试必考考点训练
综合测试题(共58个，分值共：)
1、核安全文化具有哪些特性？（三大特点）
①核安全是一个集体的责任，企业中所有人都有确保安全第一的责任
②倡导企业内在的质疑和谦虚谨慎态度，要求互相交流，加强培养核安全事务方面的个人责任心，鼓励员工自我完善
③强调的既是态度问题，同时又是体制问题，既和单位有关，又和个人有关，同时还牵涉到处理所有核安全问题时所应该具有的正确理解能力和应该采取的正确行动。
2、安全注入系统有哪些功能？
①当一回路主系统的管道或设备发生破裂而引起失水事故时，为堆芯提供应急的和持续的冷却
②当化学和容积控制系统失效时，补偿一回路少量的泄露，保持稳压器水位
③发生蒸汽管道破裂事故时，将含高浓度硼酸的水注入堆芯，抵消因慢化剂过度冷却所减少的负反应性，防止反应堆重返临界
3、那些事故要求紧急停堆？（重点）
①反应堆功率达到超功率整定值或超温温差整定值
②一回路压力低
③中子注量率高
④中子注量率上升速度快
⑤蒸汽发生器水位高
⑥蒸汽发生器水位极低
⑦蒸汽发生器水位低，同时水流量和蒸汽流量不平衡
⑧安全注射系统启动
4、核电站运行工况是如何分类的？
①正常运行和运行瞬态过程
②瞬态事故（中等频率事故）
③稀有事故
④极限事故
5、第四代先进反应堆系统有什么特点？
①必须具有非常低的堆芯破损概率，堆芯熔化概率小于10^-6/（堆*年）
②能够通过对核电厂的整体实验向公众证明核电的安全性
③在事故条件下无厂外放射性物质的释放，不需场外应急，即无论核电厂发生什么事故，都不会对厂外公众造
成损害
④初始投资低于1000美元/kW
核安全设备 总结报告
核安全设备总结报告
核安全设备是核电站运行过程中必不可少的设备，其主要作用是保障核电站的安全稳定运行。以下是核安全设备总结报告的主要内容：
1.核安全设备的分类：核安全设备可以分为辐射防护系统、核岛系统、辅助系统等多个类别。其中，辐射防护系统主要包括屏蔽、防护和监测等设备；核岛系统主要包括反应堆和燃料组件等设备；辅助系统主要包括冷却水系统、蒸汽系统、电力系统等设备。
2.核安全设备的设计和制造：核安全设备的设计和制造需要遵循一定的标准和规范，以确保其安全性能和可靠性。在设计和制造过程中，需要考虑多种因素，如设备的结构、材料、工艺等。
3.核安全设备的安装和调试：核安全设备的安装和调试需要遵循一定的程序和标准，以确保设备的正确安装和正常运行。在安装和调试过程中，需要进行多种测试和验证，如设备的性能测试、安全测试等。
4.核安全设备的运行和维护：核安全设备的运行和维护需要遵循一定的规程和标准，以确保设备的正常运行和安全性能。在运行和维护过程中，需要进行多种检查和维护，如设备的定期检修、设备的故障排除等。
5.核安全设备的安全管理：核安全设备的安全管理需要遵循一定的标准和规范，以确保设备的安全性能和可靠性。在安全管理过程中，需要进行多种安全评估和安全审查，如设备的安全性评估、设备的安全审查等。
以上是核安全设备总结报告的主要内容，希望对大家有所帮助。
第四章 核岛主要辅助系统
幻灯片 11 4-5 重要厂用水系统
一、系统的功能： 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人
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人海水。
4-8 核岛通风空调及空气净化 一、系统任务：* （1）排除和净化工作场所的污染空气，以减少放射性物质对厂内外环境的危害，保障
人身安全； （2）提供温度、湿度、洁净度满足设备运行要求的环境条件，保障设备运行安全。 二、系统组成： 包括反应堆厂房、核燃料厂房、电气厂房、主控制室、核辅助厂房及连接厂房的通风
海水之间，形成一道阻止放射性物质进入海水的屏障。 (3)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。 幻灯片 10
4-4 设备冷却水系统
二、系统组成
大亚湾核电厂的设备冷却水系统的示意图
对于双机组核电厂的每一台机组，设备冷却水系统包含两个独立系列、一个公共环路和
幻灯片 12 4-5 重要厂用水系统
二、系统组成： 重要厂用水系统示意图。其构成与设备冷却水泵统相似。系统由两个独立的且实体隔
核动力设备与系统第5课
核动力设备与系统 第五讲
能源与动力学院 核能系
核岛主要辅助系统2
5 重要厂用水系统 6 反应堆换料水池和乏燃料池冷却和处理系统 7 废物处理系统 8 核岛通风空调及空气净化
5 重要厂用水系统
重要厂用水系统(Essential Service Water System, ESWS/SEC)或核岛重要生水系统功 能：
5.1 系统组成
5.1 系统组成
5.1.2 乏燃料水池及净化系统 1）乏燃料水池 • 位于燃料厂房 • 由燃料元件输运池、乏燃料装卸罐储存池、
乏燃料装卸罐冲洗池组成，由气密闸门加 以隔离 • 换料时，打开燃料输运通道，与换料水池 相通
百度文库
5.1 系统组成
2）冷却系统 • 由两个容量100%的并联回路组成，每一回
• 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，是核岛的最终热阱。
• 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，都必须将设 备冷却水系统传输的热量排入海水。
5 重要厂用水系统
5.1 系统组成
• 系统由两个独立的、且实体隔离的系列组 成，电气设备可由柴油发电机供电。每个 系列并联两台容量各为100％的重要厂用水 泵，两台容量各为50％的板式热交换器。
6 换料水池和乏燃料池冷却和处理系统
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降压孔板使下泄流的压力15.5MPa降至下泄热交换器的
工作压力2.4MPa。三个并联的孔板通常只需一个投运， 正常流量为13.6m3/h。
34
主要设备特性
3. 下泄热交换器RCV002RF
下泄热交换器完成下泄流的二次降温。下泄流进入
RCV002RF的管侧，壳侧RRI的水将下泄流二次降温至 460C，使其低于净化系统的工作温度并防止二次降压的 汽化。RCV002RF的冷源是设备却水，出口温度由设备 冷却水流量调节阀RRI55VN调节。
002BA
TTEEPP
033VP 034VP
除
003DE
硼
回
路
002FI
REA018VB
026VP
REA
RIS013VP
RIS
RIS012VP
化 容 系 统 流 程 简 图 33
主要设备特性
1.再生式热交换器RCV001EX
该热交换器以上充流为冷源进行热量回收，完成下泄流
一次降压前的一次降温，以防汽化。正常运行时，管侧 的上充流可将壳侧的下泄流的温度从292.4℃降至140℃， 与此同时，上充流的温度从540C升至2660C。
002RF 013VP
001FI 017VP
003VP
一回路冷端
001EX 003DI
过剩 下泄
021RF
258VP 259VP RPE
RRI
010VP
RRI
005FI 046VP
030VP
001DE
002DE
轴封 回流
主泵 轴封
003RF
RRI
003FI 004FI 061VP
001PO 002PO 003PO
（4） 反应性慢变化的控制措施
加硼 稀释 除硼
22
排出含硼水V升
下泄 030VP
TEP
002BA
上充
稀释
注入纯水V升
REA
下泄
030VP 002BA
上充
除硼
TEP 除硼段
REA
排出含硼水V升
下泄 030VP
TEP
002BA
上充
注入硼酸V升
REA
硼化
下泄
002BA
上充
MN
补充硼水浓度 与一回路相同
REA
25
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。硼酸控制的反应性量占总的反应性控制量 的70%左右。
硼酸浓度对慢化剂的温度系数有着重要的影响， 在较高的硼浓度下，可能出现正的慢化剂温度系数， 这是运行安全所不希望的。在压水堆核电厂，为了 保证反应堆安全运行，规定了反应堆工作温度下冷 却剂的硼浓度不应大于1400ppm的限值。
去下泄孔板
往一回路
•
050VP 001EX
往稳压器 227VP
046VP
最小流量线 222VP 223VP
001PO
百度文库
002BA
033VP 034VP
002PO
RIS 012VP
003PO
上充回路
RIS 013VP
31
过剩下泄 轴封回水
021RF
259VP RPE
258VP
RRI 088VP
安全壳 089VP 005FI
002BA 003RF
RCP001PO RCP002PO RCP003PO
轴封水
003FI
RRI
004FI 061VP
001P 002P 003P
034VP 033VP
轴封水及过剩下泄回路
32
TO RCP 050VP TO PZR 227VP
RRA
310VP 082VP
001DI
367VP 366VP
自动补给
23
硼酸控制反应性的优缺点：
➢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，可省去大量控制棒，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,对提高燃耗深度有利。
37
主要设备特性
11. 容积控制箱 RCV002BA
容积控制箱的容积为8.9m3，水容积为3.6m3，正常压力
为0.22MPa，正常温度为460C。
容积控制箱的作用，一是用来吸收稳压器不能吸收的
一回路水容积的变化；二是作为除气塔，使一回路放射 性气体从这里释放出来，定期排往废气处理系统；三是 作为上充泵的高位给水箱，为上充泵提供水源。
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 腐蚀产物受中子辐照活化
一回路比放射性升高
13
冷却剂的放射性来自：① 水及其中杂质的活化；② 裂变产物的释放；③ 腐蚀产物的活化；④ 化学添加物的 活化。
水作为冷却剂在一回路的高温高压和强辐射场中循环, 它除了载热和慢化中子外,还发生一系列的反应：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。这些都导致水质恶化、 回路中放射性增高及结构材料损坏等不良后果。
29
自下泄回路 001FI
017VP
上充 上充泵
030VP 002BA
002FI 026VP TEP系统 REA系统
混合床离子交换器
001DE
002DE
003DE 阳床离子交换器
净化回路
当下泄流高于57℃时，将被导向旁路管线，进入容控箱或导入硼回收系 统，以避免离子交换树脂受到高温而破坏。
30
下泄流
4. 下泄控制阀RCV013VP
下泄控制阀实现下泄流的二次降压至0.2—0.5MPa，使
其低于净化系统的工作压力。
稳压器为双相时，RCV013VP调节孔板下游的压力，稳
压器为水实体时，RCV013VP用来控制一回路系统的压 力。
35
主要设备特性
5. 除盐器前过滤器RCV001FI
该过滤器用来吸附尺寸大于5µm的固体颗粒，以保护离
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（2）化学控制的目的
• 限制腐蚀，控制在最低限度。 • 将一回路水的化学和放射性指标维持在规定 的范围内。
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（3）化学控制的原理
• 注入化学试剂，控制pH值（注入7LiOH，中和硼酸） • 控制氧含量（机组启动时注入N2H4；正常运行时向容控箱 充入氢气，氢达到一定浓度以抑制水辐照分解生成氧）
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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
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（3）反应性控制的目的
• 补偿燃耗和毒物带来的负反应性 • 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
➢ 对于不同的核电厂堆型，一回路辅助系统的设置
和分类方法是不同。典型的压水堆核电厂通常设置 20多个一回路辅助系统。这些系统按其基本功能可 分为三类。
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（一）反应堆装置的流体系统
➢ 这类辅助系统的基本功能是为反应堆正常运
行服务，包括启动、停堆、功率运行、调试、 换料和检修等。
➢ 属于这一类系统的有：化学和容积控制系统、
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➢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。 因此,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。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属于此类。
子交换树脂不受污染和堵塞。 6.三通阀RCV017VP
离子交换树指的工作温度是46-62.50C。当下泄流温度高
于570C时,该阀将自动切换,使下泄流走旁路，不经除盐 器，直接流入容控箱。 7. 混床除盐器RCV001和002DE
混床除盐器按比例混合装入阳离子、阴离子两种交换树
脂，除去一回路冷却剂中大多数离子态裂变产物（除铯、 钼、钇外）和腐蚀产物。下泄流只流经两台并联混床除 盐器中的一台，正常流量为13.6m3/h
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置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，并能把核电厂释 放的放射性物质数量限制在规定的限值内。
（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 给REA系统执行） • 下泄排水，吸收一回路水的膨胀，下泄流排往容控 箱或TEP（硼回收）系统
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容积控制原理
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
• 物理腐蚀（结垢）
影响热传输，形成热点，导致
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4.化容系统的辅助功能
为主泵提供轴封水 为稳压器提供辅助喷淋水 事故工况下，上充泵即为高压安注泵 一回路为单相（满水）时的压力控制 一回路的充水、排气和水压试验
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二、化容系统的组成
化容系统由以下管路组成：
1) 下泄回路 2) 净化回路 3) 上充回路 4) 轴封水和过剩下泄回路
另外，化容系统还有一条低压下泄管线和一条除硼管线。
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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。
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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）
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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
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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
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%
300 0C
水的比容随温度的变化关系曲线
温度
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（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。
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去 2 环冷段路 去稳压器
自 3 环路冷段
050VP 227VP 002VP 003VP
001EX 上 充 流
001DI 007VP 008VP 009VP
003DI
下泄回路
安 全 壳
010VP RRI
046VP 自上充泵
去 净 化 回 路 002RF
013VP 001FI 017VP
去容控箱
N2H4 O2 2H2O N2
• 净化一回路水（过滤+除盐）
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化学控制原理
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(4)化学控制的温度和压力问题
• 离子交换树脂不能承受60 0C以上的温度； • 需将下泄流的压力降至0.2—0.5MPa； • 为防止汽化，必须是先降温，后降压。
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压 力 15.5MPa
饱
和
001EX
•
曲 线
禁
止
001-003DI
区
2.4MPa 002RF
013VP
0.2MPa
450C 1400C
291.40C
温度
RCV系统的冷却和降压过程
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➢ 附属功能：
1、向外扫气，定期排放积聚在容积控制箱 内气垫中的裂变气体产物；
2、在设备预加热操作时，用氮气清除水中 排出的溶解氧，或在反应堆停闭期间， 使用氮气以降低一回路水中氢浓度。
安全壳喷淋系统、安全壳通风系统、安全壳隔 离系统、空气净化及消氢系统和蒸汽发生器辅 助给水系统等。
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（三）放射性废物处理系统
➢ 这类辅助系统用于收集、运送、贮存、处理
放射性废物，以防止污染环境，保证厂区内 外人员受到的剂量在允许范围内。
➢ 属于这类的系统有：放射性废液处理系统、
废气处理系统、固体废物处理系统等。
➢ 当核电厂在稳态功率运行时，一回路系统某个环路的冷却剂泵的出口处的下泄流
先进入再生热交换器壳侧和三组下泄节流孔板中的一组减温减压后，离开安全壳， 再通过下泄热交换器管侧冷却到树脂床允许的工作温度，又经低压下泄控制阀再减 压后，经过滤器除去颗粒杂质，进入混合床离子交换器，除去以离子状态存在于冷 却剂中的裂变产物和腐蚀产物。
堆芯余热排出系统、设备冷却水系统、硼和 补给水系统、硼回收系统、乏燃料水池冷却 及净化系统、取样系统等。
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（二）专设安全设施
➢ 专设安全设施是核电厂安全纵深防御的重要组
成部分。在设计基准事故时，用以确保反应堆 安全停堆，并控制放射性和能量释放，尽量限 制其后果，使周围居民安全和健康不受损害。
➢ 属于这一类系统的有：安全注射系统、安全壳、