核电厂系统及设备介绍090329

RCV系统图
一回路辅助系统

反应堆硼和水补给系统（REA）
– – – – – – – – – 提供除盐除氧硼水，以保证RCV系统的容积控制功能 注入联氨和氢氧化锂等，保证RCV系统的化学控制功能 提供硼酸溶液和除盐除氧水，保证RCV系统的反应性控制 向稳压器泄压箱提供喷淋冷却水 为主泵密封水立管供水，以冲洗3号轴封 向换料水箱提供硼酸溶液，为其充水补水 向RIS系统硼酸注入箱提供硼酸。为其充水补水 为容控箱提供与一回路浓度相等的硼酸溶液，为其进行排气操作 为稳压器和RRA系统的先导式卸压阀充水
REA系统图
一回路辅助系统
余热排出系统（RRA）
– 正常停堆过程中，当温度降到180℃以下，压 力降到3.0MPa以下时，RRA排出堆芯、冷却 剂余热和主泵产生的热量。使反应堆进入冷停 堆状态。 – 除失水事故外的所有停堆事故发生时，排出以 上三种热量。
RRA系统图
一回路辅助系统
辅助冷却水系统

工艺排水 地面排水 化学废液

废气分类
– 含氢废弃 – 含氧废气

固体废物分类
– – – – 各种除盐其的废树脂 蒸发液的浓缩液 过滤器的失效滤芯 其他固体废物
排出物处理和排放系统

核岛排气疏水系统（RPE）功能
– 系统收集以下情况在核岛内产生的全部气体和液体废物：

TEU系统图
排出物处理和排放系统
废液排放系统（TER）功能
– 收集系统废液，对这些废液进行监测，并有控 制的将这些废液向海中排放 – 废液在重要厂用水系统（SEC）的终端排水沟， 按照向环境排放的特性要求进行稀释，当稀释 能力不足或者TEU系统不可用，或者废液产生 量超过正常排放量时，TER系统将这些废液贮 存，并送回TEU在再处理。 – 系统监测废液放射性水平，并测记废液排放量。
RIS 系统图
RIS 系统图——MHIS
专设安全系统

安全壳喷淋系统（EAS）功能
– 通过喷淋，使安全壳内由于破口事故（loca）产生的 蒸汽降温降压到可接受水平。确保安全壳安全。 – 带走一回路失水散失在安全壳内的裂变产物，尤其是 113I – 限制喷淋的硼酸对金属设备的腐蚀 – 失火时的喷淋灭火 – EAS泵可作为RIS低压安注泵备用 – 在载循环阶段，EAS泵从安全壳地坑吸水，ESA在安 全壳外的管段成为第三道屏障的一部分。
EAS 系统图
专设安全系统
辅助给水系统(ASG)功能
– 在主给水系统中的任何一个环节发生故障时， 作为应急手段向蒸汽发生器二次侧供水，直到 RRA投入运行。 – 蒸汽发生器投入前的充水 – 机组启动（RRA停用后）的充水 – 其除氧装置为REA水箱提供除盐除氧水。
A S G 系 统 图
专设安全系统
REP 系统图——化学排水
排出物处理和排放系统
硼回收系统（TEP）功能
– 收集化容系统下泻管线以及核岛排气疏水系统 的可复用一回路冷却剂经过净化，除盐和硼分 离后想REA提供除盐除氧水和硼酸溶液 – 化容系统下泄流的除硼 – 和RCV下泻管线连接，用于压力容器开盖前的 冷却剂除气 – 将SED系统水分配给REA – REA水箱贮存的水不合格时进行载处理 – 以排放蒸馏液的方式实现堆冷却剂的排氚
正常与运行 换料和维修的停机和随后的启动 设备检修 事故漏水 设备检修前的疏水 瞬态 事故后的泄露
系统根据废物的类型，废弃的程度，通过独立的管线将其送到 TEU TEP TEG，在事故后，还可以将高放流体送回反应堆厂房。
REP 系统图——可复用冷却剂
REP 系统图——工艺排水
REP 系统图——地面排水
一回路辅助系统（REA
反应堆冷却剂系统
功能 1.在正常运行状态下将对堆内热量带出，并通过蒸 汽发生器传给二回路。 2.在停堆后的第一阶段，经蒸汽发生器带走堆内衰 变热 3.系统的压力边界，构成防止放射性物质释放到外 界的一道屏障 4.反应堆冷却剂作为硼的载体起到慢化剂的功效 5.稳压器对系统起超压保护作用

系统组成
反应堆压力容器 反应堆冷却剂泵 蒸汽发生器
主泵
相应管道
系 统 图
压力调节系统
一回路辅助系统

化学和容积控制系统（RCV）
– 化学控制：清除水内悬浮杂质，维持一回路当中化学及放射性指 标在规定范围内；将一回路所有部件的腐蚀控制在最低限度。 – 容积控制：吸收稳压器不能吸收的一回路水容积的变化，维持稳 压器的液位在整定值上。 – 为冷却剂泵轴封提供轴封水 – 为稳压器提供辅助喷淋水 – 一回路处于单相状态时，由下泄控制阀RCV013VP来控制一回路 压力。 – 对一回路进行充水，排气和水压试验。（上冲泵，也是高压安注 泵）。 – RCP发生小破口事故（DN<9.5mm）时，RCV能维持其水量。 – RCV和REA共同保证停堆，卡棒等事故的反应堆维修阶段的化学 和容积控制。 – 安注时，上冲泵作为高压安注泵用。
核电厂部分系统
反应堆冷却剂系统（RCP）
RRA RCV ） 辅助冷却水系统（PTR RRI SEC DEG DEL） 专设安全系统（RIS EAS ASG EIE） 核岛通风空调系统（以DEG为冷却介质的各厂 房通风系统） 排出物处理排放系统（RPE TEP TEU TER TEG TES ）
TER 系统图
排出物处理和排放系统
废气处理系统(TEG)功能
– 用于处理由核岛排气和疏水系统(RPE)分类收 集的放射性含氢废弃和含氧废气。 – 含氢废弃进压缩贮存，使放射性裂变气体衰变 后，排放到核辅助厂房通风系统（DVN），进 过放射性监测、过滤除碘和稀释后排向大气。 – 含氧废气进过滤除碘后由DVN排向大气。
核辅助厂房
化学和容积控制系统 安全注入系统 设备冷却水系统
空气处理和冷却设备
核燃料厂房
乏燃料池冷却系统设备
– 乏燃料储水池 – 桥式吊车（100~150） – 燃料输送水道（连接反应堆厂房） – 安全壳喷淋系统
汽轮机厂房
汽轮发电机组 凝汽器 凝结水泵
给水泵
给水加热器 除氧器汽水分离再热器 二回路相关辅助系统 其他
核电厂系统组成
压水反应堆和反应堆冷却剂系统（一回路） 蒸汽和动力转换系统（二回路） 循环水系统
发电机和输配电系统
辅助系统
核岛和常规岛分类
核岛—一回路和核岛辅助系统，专设安全
设施以及厂房 常规岛—二回路及其辅助系统和厂房
安全等级

一共分四级
一级—反应堆冷却剂系统承压边界的所有部件。包括反应 堆压力容器、主管道、反应堆冷却剂泵、稳压器、蒸汽发 生器一次侧、控制棒驱动机构壳体 二级—反应堆冷却剂系统除一级以外的设备。还包括余热 排出系统、安全注入系统、安全喷淋系统等 三级—包括为控制反应提供硼酸的系统，辅助给水系统， 设备冷却水系统，乏燃料池冷却系统，应急动力的辅助系 统，为安全系统提供支持功能的设施，空气和冷却剂净化 系统，放射性废物储存和处理系统等。 NNS或者NC级（非安全等级）核岛中不属于以上级别的 设备。
TEP系统图
排 气 装 置
蒸 发 装 置
排出物处理和排放系统
废液处理系统TEU功能
– 接收两台机组来自RPE、TEP、TES、TER系 统和SRE系统收集的洗衣房废水等不可用废水， 进行贮存，监测和处理，经过过滤，蒸发和处 理监测后送往TER系统排放，蒸发产生的浓缩 液送往TES系统装桶固化, 其中的废液分三 类，工艺排水，地面排水，化学排水。
– 冷却核取样系统(REN)在线分析器用的RRI的 水
DEG 系统图
DEG 系统图
DEG 系统图——制冷机工作原理
辅助冷却水系统
专设安全系统

安全注入系统（RIS）功能
– 分为高、中、低压安注（HHIS MHIS LHIS）三个子系统 – 在一回路小破口失水或者二回路蒸汽管道破裂引起一回路降温从 而使冷却剂收缩时，向一回路补水。 – 一回路大破口事故时，向堆芯注水，以重新淹没和冷却堆芯。 – 在二回路蒸汽管道破裂时，向一回路注入高浓度硼酸溶液， – 在换料期间，低压安注泵向反应堆水池注水。 – 用RIS011PO进行RCP系统的水压试验。 – 在失去全部电源时，像主泵提供轴封水。 – 在再循环注入阶段，低压安注泵从安全壳地坑吸水，RIS在安全 壳外的管段成为第三道屏障的一部分。
安全壳隔离系统（EIE）
– 主要是各种隔离阀，在发生事故的时候除了安 全系统外隔离全部安全壳通往外部的通道。 – 隔离蒸汽发生器防止安全壳超压
专设安全系统
核岛通风空调系统

核岛通风空调系统主要以各种管道和通道 连接到各个厂房进行通风。
核岛通风空调系统
排出物处理和排放系统

废液分类
– 可复用废液 – 不可复用废液
T E G 系 统 图
排出物处理和排放系统
固体废物处理系统（ES）功能
– 收集放射性固体废物，暂时性贮存、衰变，然 后压缩（混凝土桶或者金属桶）。 – 使固体废弃物的辐照对人员产生的伤害最低。 防止放射性物质对环境的泄露。
TES 系统图
排出物处理和排放系统

反应堆水池和乏燃料水池冷却和处理系统（PTR）
– 冷却功能

系统冷却乏燃料水池中的燃料元件，导出剩余释热。 在换料或者停堆期间，RRA不可用，作为RRA的备用系统，冷却堆芯， 导出余热。 净化乏燃料水池中的裂变产物和腐蚀物，限制其放射水平 过滤清除反应堆水池和乏燃料水池中的悬浮物 向乏燃料水池和反应堆水池充硼水，使其有足够的水层 保证乏燃料处于次临界状态 实施除乏燃料贮存池以外的所有水池的排水 为安全注入系统（RIS）和安全喷淋系统（EAS）提供足够的硼水
核电厂厂房
反应堆厂房(R) 核辅助厂房（N） 核燃料厂房(K)