核岛主要辅助系统
《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。
第4章核岛主要辅助系统
当一回路改由余热排出系统冷却时，一部分冷却剂直 接进入下泄热交换器，降温降压后净化，但下泄管线 上的节流孔板仍然开着，以避免一回路超压。稳压器 汽腔完全消失后，一回路压力由下泄压力控制阀控制。
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第4章核岛主要辅助系统
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4.1.5 系统运行（续）
安注启动后化容系统的运行
第4章核岛主要辅助系统
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4.1.5 系统运行（续）
冷停堆
➢ 加硼：
一回路降温降压前必须使一回路冷却剂达到所需的冷 停堆硼浓度，为了加快硼化过程，开启两组节流孔板 增加下泄流。
➢ 排气：
若反应堆准备进入换料或维修停堆，要对容积控制箱 进行排气操作，以降低冷却剂中的放射性水平。
排气操作有两种方法：
➢ 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。
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第4章核岛主要辅助系统
4
压水堆核电厂辅助系统功能（续）：
▪ 废物的收集和处理
第4章 核岛主要辅助系统
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第4章核岛主要辅助系统
1
压水堆核电厂辅助系统功能：
▪ 排出核燃料剩余功率
➢ 核燃料在停堆以后还要保持很长时间的剩余 释热，为了保证反应堆的安全，在反应堆停 堆后相当长时间内，必须保证足够的堆芯冷 却，有效地排出堆芯余热。为此专门设置余 热排出系统。
➢ 乏燃料组件从反应堆移到乏燃料水池后，乏 燃料剩余释热会使水温度升高。反应堆换料 期间，反应堆换料水池也需要冷却。为排出 乏燃料余热和净化水池水质专门设置反应堆 换料水池和乏燃料水池冷却和净化系统。
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
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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。
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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）
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
精选核电厂系统及设备培训课件
一座典型的1000MW级压水堆核电厂在冷却剂中各种裂变产物和活化腐蚀产物的放射性。冷却剂的放射性主要是由惰性气体(占90%以上)、碘(占3%以上)、铷（占1%）、钼（约占1%）和铯（小于1%）组成的。进入一回路冷却剂的放射性惰性气体每年大约有数千万GBq，绝大部分是Kr（1.83h）、Xe（9.11h）等短寿命的同位素，它们在运行过程中自行衰变，排出堆外后很快就消失，需作净化处理的仅占很小一部分。
按其功能可分为以下几类:排出核燃料剩余功率；对反应堆冷却剂进行化学和容积控制；进行设备的冷却；废物的收集和处理；核岛通风空调系统。
1 化学和容积控制系统(CVCS)
1.1 系统的功能1.2 设计依据1.3 系统流程1.4 系统设备布置1.5 系统运行
1.1 系统的功能
化容系统主要功能如下:通过改变反应堆冷却剂的硼浓度,对堆芯进行反应性控制；维持稳压器的水位,控制一回路系统的水装量；对反应堆冷却剂的水质进行化学控制和净化,减少反应堆冷却剂对设备的腐蚀,控制反应堆冷却剂中裂变产物和腐蚀产物的含量,降低反应堆冷却剂的放射性水平；
一回路主要辅助系统
1 化学和容积控制系统2 反应堆硼和水的补给系统3 余热排出系统4 设备冷却水系统5 重要厂用水系统6 换料水池和乏燃料池冷却和净化系统7 废物处理系统
概述 一回路主要辅助系统是核岛的重组成部分。它不仅对核电厂正常运行是不可缺少的,而且在事故工况下,为核电厂安全设施系统提供支持。
上充泵出口水分两路：一路经上充流量调节阀和再生换热器进入一回路冷段；另一路经轴封水流量调节阀向主泵输送密封水。稳压器丧失正常喷淋时，上充泵提供辅助喷淋；上充流量调节阀的最小流量要考虑冷却下泄流(6m3/h) ,最大流量(25.6m3/h) 要考虑保证轴封水供应。
核电厂系统与设备复习资料
组成：堆芯（燃料组件、堆芯功能组件）；堆芯支撑结构；反应堆压力容器；控制棒传动 机构。
(1) 堆芯结构： 分区装料的优点与缺点：
1. 燃料组件： A. 燃料元件：
-4-
《核电厂系统与设备复习资料》
组成：下端塞；锆合金包壳；UO2 芯块；氧化铝块；因科镍弹簧；上端塞；充 气孔。
作用：产生核裂变并释放热量的部件。 燃料包壳：防止核燃料与反应堆冷却剂接触，以避免裂变产物逸出造成放射性
制室、应急柴油发电机厂房、汽轮发电机厂房等。 (2 )三废区: 主要由废液储存、处理厂房、固化厂房、弱放废物库、固体废物储存库、
特种洗衣房和特种汽车库等组成。 (3 )供排水区: 主要由循环水泵房、输水隧洞、排水渠道、淡水净化处理车间、消防站、
高压消防泵房、排水泵房等组成。 (4 ) 动力供应区: 主要由冷冻机站、压缩空气及液氮储存气化站、辅助锅炉房等组成。 (5 ) 检修及仓库区: 包括检修车间、材料仓库、设备综合仓库及危险品仓库等。 (6 ) 厂前区: 包括电厂行政办公大楼及汽车、消防、保安及生活服务设施。 3、核岛厂房主要有反应堆厂房、核辅助厂房、燃料厂房、主控制室等。 反应堆厂房与汽轮机厂房的相对位置有两种形式: 一种是汽轮机厂房与反应堆厂房 呈L形布置, 另一种是汽机厂房与反应堆厂房呈T形布置。L形布置方法厂房布局紧凑, 占地少, 特别是由几个单元机组并列时, 汽机厂房可以合在一起, 以减少汽机厂房内 重 型吊车台数, 若端部再接维修车间, 则设备检修更为方便。图 2 .8 为 L 形布置的 双机组 核电厂平面布置图。但是, 这种布置, 在汽轮机厂房与反应堆厂房之间需设置 防止汽轮机飞车时叶片对安全壳冲击的屏障。采用 T 形布置方式时, 汽轮机叶片飞射 方向不会危及反应堆厂房, 但厂房面积相对大些。 4、其循环水系统的标高布置, 是确定厂区标高的两个重要因素之一。这两个因素是: (1 ) 厂区地坪的标高应位于千年一遇的最高潮位以上; (2 ) 将凝汽器布置在适当标高位置上, 使得循环水回路中有适当的虹吸效应, 并使核
压水堆核电厂核岛辅助系统简介 - part2
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
7.2.4 焊工培训和取证 7.2.5 焊接见证件和评定 7.2.6 焊后热处理 7.2.7 无损探伤
7.3 安装工序的设计
核岛辅助系统数量多，管道交叉复杂，其安装工作量约占核岛安装 全部工作量的90％，因此，在安装工作开始前，必须认真研读图纸， 了解设计意图，对安装工序进行切实可行、协调而细致的设计，这是 非常重要的。
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
－大批量焊接、焊后热处理、无损探伤、缺陷补焊等工序的设计。 －管道及管道附件安装工序的设计。 －机械设备安装与仪控电装置安装、土建施工之间工序的协调配合。 －安装与安装过程中局部试验的工序设计。 －加强工序中过程验收。 －隐蔽工程的过程验收。 －人员和设施的组织和调配。
6.1.6 化 学 控 制 原 理
6.1.7 化 容 系 统 流 程 简 图
6.2 安全注入系统
6.2.1 安注系统的主要功能
• 在一回路小破口失水事故时，或在二回路蒸汽管道破裂使一回路平均
温度降低而引起冷却剂收缩时，安注系统向一回路补水，以重新建立 稳压器水位。
• 在一回路大ห้องสมุดไป่ตู้口失水事故时，安注系统向堆芯注水，以重新淹没并冷
第四章核岛主要辅助系统
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4-4 设备冷却水系统
一、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：
(1)为核岛内需要冷却的带放射性的介质设备提供冷却。 *
(2)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海水的屏障。
6、向反应堆冷却剂系提供轴封水是由哪个系统完成的。
7、为改变反应推冷却剂硼质量分数，向化容系统提供 硼酸和除气除盐水是由哪个系统完成的。
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硼和水补给系统图
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大亚湾核电厂的余热排出系统流程图
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大亚湾核电厂的设备冷却水系统的示意图
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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 空调。
产物和水中悬浮杂质，保持水的良好的能见度和低的放 射性水平； (3)向反应堆换料水池和乏燃料水池充水和排水，使水池 有足够的水层提供良好的生物防护，保证乏燃料组件处 于次临界状态， (4)为安全注入系统和安全壳喷淋系统提供足够的含硼水； * (5)换料或停堆检修期间，一回路处于开启状态时，在余 热排除系统不可用时，本系统用来冷却堆芯。
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(整理)【核电站】一回路主要辅助系统：化学和容积控制系统(RCV)
1．2 一回路主要辅助系统1.2.1 化学和容积控制系统（RCV）一、概述化学和容积控制系统（RCV）是反应堆冷却剂系统（RCP）的一个主要的辅助系统。
它在反应堆的启动、停运及正常运行过程中都起着十分重要的作用，它保证了反应堆的冷却剂的水容积，化学特性的稳定和控制反应性的变化。
二、系统功能：主要功能：a)容积控制：通过上充和下泄功能维持稳压器水位，保持一回路水容积；b)反应性控制：与反应堆硼和水的补给系统（REA）相配合，调节冷却剂硼浓度以跟踪反应堆的缓慢的反应性变化;c)化学控制：控制反应堆冷却剂的PH值，氧含量和其他容积气体含量，防止腐蚀，裂变气体积聚和爆炸，降低冷却剂放射性水平，净化冷却剂。
辅助功能：（1）为主泵轴封提供经过过滤及冷却的水（2）为稳压器提供辅助喷淋水（3）一回路冷却剂过剩下泄（4）需要时，上充泵可作为高压安注泵运行三、系统功能描述：1. 容积控制所谓容积控制就是通过RCV吸收稳压器不能全部吸收的那部分一回路水容积的变化的量，维持稳压器水位在一个整定的范围内。
一回路水容积变化的原因主要是温度的改变，如图（1）所示：从图可见当反应堆冷却剂系统RCP从冷态（60℃）增温到热态（291℃）时，其比容增加将近40%；正常运行时，冷却剂的平均温度随功率的变化而变化，从而比容也随之改变，也造成一回路中水的体积的改变。
另外，由于冷却剂系统处于155Bar的高压下，也会不可避免地发生泄漏，需系）上充泵图（2）容积控制原理2. 化学控制由于冷却剂在一回路内循环流动，其水化学特性会整个回路都相同：即由于水的温度增高，水中含氧量增加，及一回路水PH值降低，都将导致一回路部件的腐蚀，而冷却剂通过堆芯时，由于中子的辐照，水中的腐蚀产物被活化，并且，也有可能带出元件包壳破裂处逸出的裂变产物。
因此，为了把一回路所有部件的腐蚀限制在最低程度，避免杂质沉积在燃料元件表面而导致包壳因传热恶化而破裂，以及限制一回路水中腐蚀产物成为辐射源，就需要通过化学控制，维持一回路水的化学性质在规定的限值内。
第六章 一回路辅助系统
- 60 -第六章 一回路辅助系统一回路辅助系统是核辅助系统的一个重要组成部分。
除了一回路辅助系统之外，核辅助系统还包括有辅助冷却水系统、三废处理系统、核岛通风空调系统以及核燃料装卸贮存和工艺运输系统。
一回路辅助系统包括化学和容积控制系统（RCV ）、反应堆硼和水补给系统（REA ）、余热排出系统（RRA ）和核取样系统（REN ）。
RCV 与核安全有关，REA 的调硼和加硼部分与核安全有关，RRA 与核安全密切相关，完全按专设安全设施的要求来设计。
REN 在监督一回路水质、保证一回路系统正常运行、减少厂房内剂量及延长设备使用寿命等方面起着重要的作用。
本章只介绍前三个系统，即：RCV 、REA 和RRA 。
6.1 化学和容积控制系统(RCV)6.1.1 系统功能1. 主要功能化学和容积控制系统(以下简称化容系统)保证反应堆冷却剂系统（RCP ）所必需的三种功能,即：容积控制、化学控制和反应性控制。
（1）关于容积控制——水容积变化的原因当一回路水温变化时，回路中水的容积也随之变化（图6.1）。
从图中可以看出，一回路水温自冷态（60℃）变到热态（291.4℃），水容积将增加近40%。
正常运行时，一回路水的平均温度随着功率的增加而增加，功率的改变也将引起水容积的变化。
一回路水容积的变化必将导致稳压器水位的波动；一回路是个高压（15.5MPa ）水回路，压力容器一号密封、主泵2号轴封和一些大的阀门、阀杆等一回路边界将不可避免地产生泄漏，这些泄漏也会引起稳压器水位的波动。
——容积控制的目的就是要吸收一回路的水容积变化，将稳压器的液位维持在整定值上。
不同功率下稳压器液位的整定值是不同的，称为程序液位。
——容积控制原理简单来说，就是通过化容系统的上充、下泄来吸收一回路的水容积变化，将稳压器的水位维持在程序液位（图6.2）。
- 61-图6.2 容积控制原理(2)关于化学控制——一回路水化学变化的原因物理腐蚀：杂质沉积在燃料包壳上结垢，形成热点，导致燃料包壳破损；化学腐蚀（侵蚀）：一回路水中杂质多、温度高、氧含量增加以及pH 值降低等原因都将会大大加速化学腐蚀。
CAP1400核电站物项分级体系简析
CAP1400核电站物项分级体系简析CAP1400核电站物项分级体系是用于核电站工程建设中对不同物项的分类和分级的一种体系。
该体系主要包括四个层次的物项分类，分别是核岛关键设备、核岛非关键设备、常规岛设备和辅助系统设备。
在CAP1400核电站中，核岛是核电站中最关键的设备部分，核岛关键设备是指核岛中必不可少的设备，包括核反应堆、核蒸汽发生器、核燃料组件等。
这些设备的失效可能会导致核岛无法正常运行，对核电站的安全性和可靠性有着重要影响。
核岛非关键设备是指核电站中相对次要一些的设备，如热交换器、冷却器、泵等。
这些设备的失效可能会影响核电站的运行效率和经济性，但不会对核岛的安全性产生直接影响。
常规岛设备是核电站中与常规电站类似的设备，包括发电机、变压器、供电系统等。
这些设备是核电站的一部分，但不直接与核反应堆有关，其失效可能会影响核电站的电网连接和供电能力，但不会对核反应堆的运行产生直接影响。
辅助系统设备是核电站中提供支持和服务功能的设备，如给水系统、通风系统、消防系统等。
这些设备是核电站安全和运行的保障，虽然不直接与核反应堆运行有关，但其失效会对核电站的安全性和可靠性产生影响。
核电站物项分级体系的目的是为了对不同物项进行合理的分类和管理，以确保核电站的安全运行和高效运维。
通过对关键设备和非关键设备的分类，可以针对不同设备采取不同的保护和维护措施，提高设备的可靠性和安全性。
对常规岛设备和辅助系统设备的管理，也可以提高核电站的经济性和系统效率。
CAP1400核电站物项分级体系是一种合理的对核电站设备进行分类和分级的体系，能够对不同的设备进行有效管理，保障核电站的安全运行和高效运维。
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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。
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
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%
温度
300 0C
水的比容随温度的变化关系曲线
10
（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。
（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 下泄排水，吸收一回路水的膨胀，下泄流排往容控 给REA系统执行）
箱或TEP（硼回收）系统
11容积控制原理来自原理：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
核电厂系统与设备
Nuclear Power Plant System and Equipment
核岛主要辅助系统
1
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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
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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) 2) 3)
下泄回路
净化回路
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。
002BA
MN
补充硼水浓度 与一回路相同
上充
REA
上充
REA
除硼
自动补给
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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 臵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。
• 物理腐蚀（结垢） 燃料包壳破损 • 化学腐蚀（侵蚀） 高温 + 高氧含量 + 低pH值 腐蚀进程加速 化学反应加快 影响热传输，形成热点，导致
腐蚀产物受中子辐照活化
一回路比放射性升高
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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。
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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）
N2 H4 O2 2H2O N2
001DI
002RF
013VP
001FI 017VP
一回路冷端
001EX 003DI
RRI
030VP
001DE
002DE
021RF 过剩 下泄 轴封 回流
258VP 259VP
RRI
RPE
005FI
046VP 002BA TEP TEP 除 硼 回 路
002FI
003RF
RRI
033VP
003DE
003FI
属于这一类系统的有：安全注射系统、安全壳、
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。
5
（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、
2.4MPa
002RF 013VP
0.2MPa 450C
1400C
291.40C
温度
RCV系统的冷却和降压过程
19
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。
20
氙和钐引起的反应性变化属于此类。
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。
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。
28
去 2 环冷段路 去稳压器 自 3 环路冷段
050VP
227VP 002VP 003VP 001EX 001DI 007VP 008VP 009VP 003DI 上 充 流
安 全 壳 010VP RRI 013VP
002RF
去 净 化 回 路
001FI 017VP 046VP 自上充泵 去容控箱
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自下泄回路
001FI
017VP
混合床离子交换器
001DE 002DE
002FI 030VP
026VP
TEP系统 002BA 上充 上充泵 REA系统
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。
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下泄流 往一回路 050VP 往稳压器 227VP
• 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。
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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）
属于这一类系统的有：化学和容积控制系统、
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。
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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 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
001PO
034VP
004FI
主泵 轴封
026VP
002PO 003PO
REA018VB REA RIS
061VP