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
第四章 核岛主要辅助系统
容积控制的方法
原理：通过上充下泄来吸收稳压器无法吸收的容积变化，将稳 压器的液位维持在“程序液位”。
上充补水，补偿一回路水的收缩和泄漏（硼和水补给系统REA执行） 下泄排水，吸收一回路水的膨胀，下泄流排往容控箱或硼回收系统TEP。
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）。
第四章 核岛主要辅助系统
反应性慢变化的控制措施
下泄
稀释
排出含硼水V升
030VP
TEP
002BA
上充
注入纯水V升
REA 除硼
下泄
030VP 002BA
上充
硼化
下泄 030VP
排出含硼水V升
TEP
002B A
（1）一回路水容积变化的原因
– 水容积随温度的变化而变化
容
– 不可避免的泄漏(一号密封、
积
主泵2#轴封等）
（2）水容积变化的影响
一回路水容积变化→稳压
1.4m3/kg
•
器水位的变化
（3）容积控制的目的
吸收一回路的水容积变化，将 稳压器的液位维持在整定值。 不同功率下稳压器液位的整定 值是不同的，称为“程序液位”
反应堆和乏燃料水池冷却和
处理系统4.6 废物处理系统 4.7
提供必要的厂用水 净化换料水池和乏燃料水池水质 处理废液、废气和固体废物
核岛通风空调系统 4.8
完成核岛的通风和空气调节
第四章 核岛主要辅助系统
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
第四章 核岛主要辅助系统
第四章 核岛主要辅助系统
主要辅助系统
化学和容积控制系统 4.1
对一回路冷却剂实施容积控制和化学处理
硼和水补给系统 4.2
提供加硼、稀释、加联氨或氢氧化锂操作
余热排出系统 4.3
停堆后保持足够的堆心冷却，释放余热
设备冷却水系统 4.4
向核岛内需要冷却的设备提供冷却水
重要厂用水系统 4.5
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
反应性控制的手段
控制棒——快速控制 硼酸（加硼、稀释、除硼）——慢变化控制
调节硼酸浓度
加硼：在上充泵吸入口注入硼 稀释：用等量纯水代替冷却剂 除硼：用离子交换树脂吸附一回路水中的硼
用ｕ表示，ｕ总是负值。
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。
➢ 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
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N2H4，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
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
PTR
RIS RRA
废物 处理
REA
核电站工作原理总图
厂用电
EAS
GEW
GSS
VVP
GEV
GPV
GEX
ARE RCP
GCT
AHP
ADG
CRF CEX
RCV
APP ABP
ASG 第四章 核岛主要辅助系统
MN
稳压 器
一回 路
上充泵
TEP
MN
容控 箱
REA 第四章 核岛主要辅助系统
2、化学控制 （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
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 ——
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、容积控制
一回路水容积发生变化！