(化容系统)

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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。
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系统流程
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1 化学和容积控制系统
下泄管线
过剩下泄管线
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净化段
上充管线
主泵轴封水回路
化容系统功能？
1.1 系统功能
化学和容积控制系统(Chemical and Volume Control System, CVCS/RCV)主要功能如下: • 1)通过改变反应堆冷却剂的硼浓度,对堆芯 进行反应性控制； • 2)维持稳压器的水位,控制一回路系统的水 装量； • 3)对冷却剂水质进行化学控制和净化,减少 设备腐蚀,控制裂变产物和腐蚀产物的含量, 降低放射性水平；
1.2.3 水质控制
• 逃逸系数：单位时间内裂变碎片核由燃料包 壳缺陷释放出来的份额，单位为s-1。 • 实验证明，裂变产物的释放速度正比于它在 燃料中的累积量。 • 冷却剂中裂变产物的放射性大小取决于三个 因素：裂变产物逃逸率；核素衰变；净化作 用、裂变产物沉积等原因造成的裂变产物损 失。
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1.2.3 水质控制
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表4.1 压水堆反应性控制的分配
反应性控制因素 棒控 安全停堆 冷态到热态 多普勒效应 钐毒 氙毒 运行控制 燃耗 总计 √ √ √ √ √ √ ~30% √ ~70%
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反应性 硼控
1.2.1 反应性控制
• 在较高的硼浓度下,可能出现正的慢化剂温 度系数 • 在压水堆核电厂,为保证反应堆安全运行,技 术规范(Technical Specification)中规定反 应堆工作温度下冷却剂的硼质量分数不应大 于1400×10-6。 • 化容系统调节冷却剂的硼浓度，在冷停堆和 换料过程中保持足够的停堆深度。
2 净化段
• 净化段的离子交换树脂的正常工作温度范围为 46℃~62.5℃。若下泄流温度高于57℃，三通阀将 自动切换，使下泄流旁路离子交换树脂床，防止 离子交换树脂经受高温后失效。下泄流经温控三 通阀进入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，然后 进入间歇运行的除阳离子床除去铯、钼和过量的 锂离子。在除离子床下游，设置三通阀，借此可 将下泄流导向硼回收系统进行除硼操作。
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1.2.3 水质控制
• 参考表4-2 压水堆冷却剂的放射性（电功率 1000MW，冷却剂温度303oC，燃料破损率 1%）
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1.2.3 水质控制
（2）水质指标控制 • 水除了载热和慢化中子外,还发生一系列的 反应,其中包括: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。
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一回路主要辅助系统
1 2 3 4 5 6 7 8 化学和容积控制系统 反应堆硼和水的补给系统 余热排出系统 设备冷却水系统 重要厂用水系统 换料水池和乏燃料池冷却和净化系统 废物处理系统 核岛通风空调及空气净化系统
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一回路主要辅助系统
1 2 3 4 5 6 7 8 化学和容积控制系统 反应堆硼和水的补给系统 余热排出系统 设备冷却水系统 重要厂用水系统 换料水池和乏燃料池冷却和净化系统 废物处理系统 核岛通风空调及空气净化系统
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1.1 系统功能
• 4)向反应堆冷却剂泵提供轴封水； • 5)为反应堆冷却剂系统提供充水和水压试 验手段； • 6)对于上充泵兼作高压安注泵的化容系统, 事故时用上充泵向堆芯注入应急冷却水。
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有奖问答：化容系统功能？
1.2 设计依据
1.2.1 反应性控制
• 改变冷却剂硼浓度←向一回路注入浓硼酸或 纯水同时排出等量的一回路水(几分钟到几 十分钟) • 适于控制较慢的反应性变化 • 对于补偿快速的反应性变化, 必须采用控制 棒。
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γ-Fe2O3
α-Fe2O3
1.2.3 水质控制
② 氢 • 辐照作用下，水分解生成H2、O2、H2O2以及 多种自由基。如水中含有氢气，能抑制水 的辐射分解，从而抑制金属腐蚀。 • 实际核电厂运行中,考虑到泄漏和不均匀等 因素,每公斤冷却剂中加入25ml~40ml氢气 。
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1.2.3 水质控制
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1.2.3 水质控制
⑤ 电导率 • 电导率是水中离子总浓度的一个指标,单位 （uS/cm）水越纯净,电导率越低。电导率是 水纯度的一个度量标准。 • 冷却剂中加入硼酸和pH值控制剂后，电导率 已不能有效地反映冷却剂的纯度，而只能规 定一个允许范围。
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1.3 系统流程
低压下泄 to余排系统 净化段 上充
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1.2.1 反应性控制
1）启动及停堆
• 冷停堆前,应提高冷却剂硼浓度,以提供足够 的停堆深度;反应堆启动前，应使冷却剂硼浓 度减小到临界所需的范围。 • 大型压水堆的冷停堆和启动要求冷却剂硼浓 度的相应改变量为(300~500)×10-6。
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1.2.1 反应性控制
2）补偿燃耗
• 通过注入除盐水来实现
水的比容随温度变化曲线
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容积控制原理
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1.2.3 水质控制
化容系统在设计规定的燃料包壳破损率(一般 为0.5%)情况下,应能保证冷却剂达到规定 的放射性水平和水质指标。 （1）放射性来源 ① 裂变产物的释放（绝大多数）； ② 水及其中杂质的活化； ③ 腐蚀产物的活化； ④ 化学添加物的活化
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1.2.3 水质控制
• 腐蚀带来的问题尤为重要。腐蚀除了能引 起结构材料破坏外,也是裂变产物释放和腐 蚀产物活化的根本原因。防止腐蚀是冷却 剂化学的中心任务。
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1.2.3 水质控制
① 氧 • 水中游离氧的存在是造成金属材料腐蚀的重 要原因。在无氧的高温水中,不锈钢表面将 生成Fe3O4和γ-Fe2O3型氧化物——致密的氧化 膜；若水中存在游离氧,则生成α-Fe2O3型氧 化物——结构疏松,不具备保护作用。氧的 存在还加剧不锈钢氯离子应力腐蚀破坏。
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1.2.3 水质控制
④ pH值及pH值控制剂 • 对不锈钢和镍基合金，水质偏碱性会导致 腐蚀加剧。 • 试验表明： 当pH<11.3时,对锆腐蚀不明显; 当pH>12时,腐蚀明显加剧。
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1.2.3 水质控制
• 在碱性介质中,亚铁离子在某一温度下有， pH值越高,相应的最小溶解度温度越低。冷 却剂保持较高的pH值，能使腐蚀产物从堆内 迁移至堆外。对于现行的压水堆核电厂一回 路结构材料，水质偏碱性较好，以pH值为 9.5~10.5为宜（6~8，国内推荐）。 • 常用的pH值控制剂：氢氧化锂和氢氧化铵。
核电厂系统及设备 第六讲 核辅助系统(1)
（2010—2011学年第二学期） 主讲：李然
1 化学和容积控制系统 1.1 系统功能; 1.2 设计依据; 1.3 系统流 程; 1.4 系统布置; 1.5 系统运行;
• 核岛辅助系统(Nuclear auxiliary system) 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。
3）反应堆检修及换料
• 要求硼浓度至少2100×10-6, 保持必须的停堆 深度
4）负荷变化
• 也可通过改变硼浓度实现
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1.2.2 容积控制
• 化容系统补偿核电厂从冷态到热态零功率 启动过程或从热态零功率到冷停堆过程中 按允许升温或降温速率运行所引起的一回 路水体积的变化。 • 在正常的变功率运行过程中,该系统维持稳 压器的程序水位。
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• 下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。
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(1) 过滤器 • 在下泄热交换器出口，设置了前置过滤器 ，用来拦截悬浮颗粒；在下泄流离开除离 子床之后，设置了后置过滤器以清除树脂 碎片。
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(2)混合除离子床 • 由于冷却剂中加硼酸和氢氧化锂，为了使离 子交换树脂在吸附杂质同时不改变硼和pH控 制剂含量，混合除离子床采用硼酸型阴离子 树脂和锂型阳离子树脂，这些树脂对绝大多 数可溶性杂质有很好的吸附作用，但对若干 阳离子，如钼、钇、铯去除效果不佳。
• 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（1.83 hr）、Xe（9.11 hr）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。
正常下泄 过剩下泄
To主泵轴封
1 下泄管线
• 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,经下 泄隔离阀进入再生热交换器的壳侧,冷却至140℃, 再经过节流孔板,将压力降至2.4MPa后,进入下泄 热交换器的管侧,由壳侧的设备冷却水将下泄流温 度降低至46℃左右,离开下泄热交换器的下泄流经 下泄压力控制阀再次降压，进入过滤器，滤去水 中5μ以上的悬浮颗粒。经温控三通，进入净化段 。
1.2.2 容积控制
• 对于较快的负荷变化,如每分钟±5%额定功 率的线性功率变化,或±10%额定功率的功 率阶跃改变,化容系统与稳压器共同承担容 积补偿。一般说来,化容系统分担上述过程 中容积变化的30%~40%。 • 对于一回路小的泄漏,由化容系统提供足够 的补给水。
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冷却剂系统从冷态（60℃）增温到热 态（291℃）时，其比容增加将近 40%！
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• 正常下泄实际上是两次降温降压过程，第 一次降温降压是通过布置在安全壳内的再 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；第二次降温降压是通过安全 壳外的下泄热交换器及其下游的下泄压力 控制阀。
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RCV系统冷却和降压
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③ 氯离子和氟离子 • 不锈钢应力腐蚀破坏的几率正比于氯离子 浓度和游离氧含量的乘积。当水中氧含量 较高时,即使氯离子浓度低于1×10-6时,应 力腐蚀破裂也会发生。为防止发生应力腐 蚀,除限制含氧量外,氯离子浓度也不宜超 过0.1 ×10-6或0.15 ×10-6。
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1.2.3 水质控制
• 水中存在微量氟离子既能明显加剧锆合金 的腐蚀和吸氢,又能与氧共同作用引起不锈 钢的应力腐蚀。在不发生沸腾的情况下,氟 离子含量小于2×10-6的水对锆合金已无危 害。 • 目前压水堆一回路水质标准将氟含量规定 在0.1×10-6以下。
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• 对长半衰期核素（如85Kr）去除效果较差。 因此提出了一种定期用氢气和氮气扫气的 方法，将裂变气体载带到废气处理系统。 据报道，这样可以使冷却剂中85Kr的浓度降 低30倍。喷淋还利于氢气被冷却剂溶解。
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3 上充管线
• 上充泵采用卧式多级离心泵，它从容积控 制箱汲水，将水压升高到一回路压力以上 （17.7MPa）。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。
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(3) 除阳离子床和除硼离子床
• 除阳离子床是H＋型阳离子床，由于硼酸作为中子吸 收剂，10B（n, α）反应将生成7Li，特别在寿期初 ，7Li生成量较大，需适时地使下泄流经过H＋型阳 离子床，以除去冷却剂中多余的7Li ；由于硼浓度 随燃耗增加会不断降低，这样pH值就会提高，也需 要用除阳离子床降低7Li浓度。此外，该除阳离子 床还能吸附锂型和硼酸型混合除离子床所不易吸附 的钼、钇、铯等阳离子，对提高冷却剂净化深度有 利。
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• 除硼离子床是OH-型阴离子树脂床，其作用是 用来去除冷却剂中的硼酸。随着反应堆运行 ，过剩反应性减少，冷却剂的硼浓度需相应 降低。前半寿期，硼浓度高时，加水稀释效 果较好；寿期末，硼浓度很低时，充水稀释 会造成大量含硼水，这时采用OH-型除硼离子 床来降低硼浓度就比较合理。
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(4)容积控制箱 • 容积控制箱收集和容纳下泄流，为一回路冷 却剂提供容积补偿。 • 它作为高位水箱，为上充泵提供净正吸入压 头。容积控制箱上部的气空间起到除气作用 。下泄流从容积控制箱顶部的喷头喷出，雾 化，增加了气液传质表面，裂变气体从冷却 剂中解吸出来。半衰期较短的裂变气体在容 积控制箱滞留过程中就衰变掉了。