压水堆核电站乏燃料池喷淋系统设计
压水堆核电厂反应堆换料水池和乏燃料水池的冷却及处理系统(PTR)8页
反应堆换料水池和乏燃料水池的冷却及处理系统（PTR）反应堆换料水池和乏燃料水池的冷却和处理系统（PTR）的作用主要就是保证乏燃料元件贮存池的持久冷却，和反应堆换料水池的注水、排水和净化。
一．系统功能PTR系统为核燃料厂房的乏燃料水池和反应堆厂房的反应堆换料水池服务。
1)冷却功能：♦冷却乏燃料贮存水池，排出乏燃料水池燃料组件的剩余热功率。
♦在压力容器开盖以后，RRA不能投入运行时，可作为RRA的备用。
2)净化功能：♦采用过滤和除盐方法去处腐蚀产物、裂变产物及悬浮物，净化乏燃料水池和反应堆换料水池3)充水和排水♦保持乏燃料水池中贮存隔室的水位，当水池贮存有乏燃料组件时，不能把隔室的水排空。
♦乏燃料转运舱和乏燃料容器装载井的充水和排水。
♦在停堆换料或停堆检查时，对反应堆换料水池进行充水和排水。
♦安装水阀门后，对反应堆换料腔内的“压力容器”隔离和“堆内构件”隔室进行充水和排水。
4)安全功能：♦保持乏燃料水池内乏燃料组件处于次临界。
♦事故情况下，通过RCV向RCP紧急提供1380m3的1.025%的硼酸浓液（2200±100PPm。
）♦水屏蔽，对操作人员提供辐射防护。
二．功能的实现1．乏燃料水池冷却的功能实现：乏燃料水池的水通过浸入水下的管道，开阀门001 VB进入泵001 PO或002 PO的吸113入口，经热交换器001 RF或002 RF冷却，过024 VB 010 VB返回水池，正常运行时，都是经泵001 PO，交换器001 RF这个系列，流量360M3/h,(60 M3/h给于除盐正常过滤回路)。
另一系列的泵002 PO，交换器002 RF备用。
两系列都投入为水池冷却时，001 DI，005 DI，006 DI都投入工作。
本系统可与RRA系统并联，作为RRA的备用。
贮存有乏燃料组件时冷却回路连续运行。
水池设计基本原则：正常运行工况，水池内乏燃料组件剩余热功率达最大值，一个冷却系列冷却，水温<60℃。
M310压水堆系统简介
M310压水堆系统简介一、 反应堆冷却剂系统（RCP），又称一回路系统。
该系统将堆芯内核裂变所释放的大量热能导出，通过蒸汽发生器将一回路热量传给蒸汽发生器二次侧给水，使之产生饱和蒸汽，送到汽轮发电机发电。
1.系统由堆和三个环路组成.每一环路上有一台蒸汽发生器、一台反应堆冷却剂泵。
在其中的一个环路上还连接有一台稳压器以及稳压器卸压箱。
（见图1）。
一回路也起到包容住放射性裂变产物的第二道屏障。
2.主要设备——反应堆反应堆中核燃料芯块叠置在锆—4合金包壳管中，装上端塞，把燃料封焊在里面，从而构成燃料棒。
包壳将核燃料及其裂变产物包容住，构成了强放射性的裂变产物与外界环境之间的第一道屏障。
在堆芯装入三种不同浓度的核燃料，分别为1.8%、2.4%和3.1%。
高浓度燃料组件布置在外区，中心区浓度最低。
每次换料时，取出中心区的燃料组件，将第二区燃料组件倒换到中心区，将外区燃料组件倒换到第二区。
而在外区装入新燃料，这样每年更换三分之一核燃料组件。
控制棒束组件用于反应性的控制，它由强烈吸收中子的银—铟—镉合金构成。
它在燃料组件的导向管内移动，并由在反应堆压力容器顶盖上方的驱动机构提升和下降。
当需紧急自动停堆时，控制棒束组件靠重力自动落下。
控制棒束组件用来控制由负荷变化或反应堆停堆时所引起的反应性急速变化。
另一方面，依靠溶于反应堆冷却剂中的硼酸浓度来控制反应性缓慢而长期的变化。
这两种控制反应性的方式互为补充，相互结合确保堆芯反应性的调节和控制。
——蒸汽发生器它为自然循环型，由垂直的U型管束的蒸发段和汽水分离段组成。
用一回路的水加热二回路给水，使之产生饱和蒸汽并进行汽水分离和干燥后输送到汽轮机高压缸。
——反应堆冷却剂泵（又称主泵）用于克服一回路中设备和管道阻力，保证冷却剂的循环，它为立式离心泵，由泵体、电机、密封组件和飞轮组成。
主泵轴上有三级轴封，同时用高压水注入泵轴泵和密封组件之间，用于限制冷却剂从泵轴中泄漏。
在主泵顶部安装飞轮，以增加主泵的转动惯量。
压水堆核电厂安全壳喷淋系统设计准则
压水堆核电厂安全壳喷淋系统设计准则一、概述1.1 压水堆核电厂安全壳喷淋系统是核电厂重要的安全辅助系统，主要用于在核电厂发生事故时，对安全壳进行冷却和抑制放射性物质的扩散。
1.2 本文将就压水堆核电厂安全壳喷淋系统的设计准则进行深入探讨，旨在提高核电厂的安全性和应急响应能力。
二、设计准则2.1 喷淋系统需满足核电厂防火要求，采用可靠的防火泵进行供水，确保系统稳定可靠运行。
2.2 喷淋系统应根据安全壳的结构和特点进行合理设计，确保喷淋水能够覆盖到所有需要冷却的区域，防止核电厂事故导致的热辐射和放射性物质扩散。
2.3 喷淋系统的设计应充分考虑供水水源的稳定性和可靠性，保证在突发事件发生时能够及时供水进行冷却和抑制。
三、设计要点3.1 喷淋系统的设计要点包括喷头布置、供水管网的设置和防火泵的选型。
3.2 喷头布置应根据安全壳的结构和布局进行合理设置，确保整个安全壳能够被覆盖到，防止局部温度过高和热辐射扩散。
3.3 供水管网的设置应考虑水源的位置和供水管道的布局，保证喷淋系统能够快速、稳定地供水，并且要考虑使用防火泵进行水源供给。
3.4 防火泵的选型要根据核电厂的实际情况进行选择，包括流量、扬程、可靠性等指标，确保防火泵能够在发生事故时快速、稳定地供水。
四、设计考虑4.1 在设计喷淋系统时，应考虑核电厂事故可能导致的高温、高压和冷却需求，确保喷淋系统能够满足各种特殊情况下的需求。
4.2 考虑到核电厂的特殊环境，喷淋系统的设计应考虑防爆、耐高温、耐腐蚀等特性，选择合适的材料和设备。
4.3 喷淋系统的设计还应考虑到系统的自动化控制和监测，确保在发生事故时能够自动启动，并且能够实时监测系统的运行状态，及时发现和排除故障。
五、总结5.1 压水堆核电厂安全壳喷淋系统的设计是核电厂安全的重要组成部分，设计准则的严谨和细致对核电厂的安全运行具有重要意义。
5.2 喷淋系统的设计要点和设计考虑是确保系统稳定可靠运行的关键，必须充分考虑核电厂的特殊环境和事故情况，确保喷淋系统能够在发生事故时发挥应有的作用。
压水堆核电厂乏燃料冷却系统设计比较研究
Ｎ Ｏ． １ ２ ２ ． ０１
ｊ ＿
核 安 全
Ｎｕ ｅａ Ｓａ ｅ ｙ ｃｌ ｒ ｆｔ
压 水 堆 核 电 厂 乏 燃 料 冷 却 系 统 设 计 比 较 研 究
韩 旭 ，常 猛 ，翁方检 ，李 春
（ 中国核 电工程公 司 ，北京 １０４ ； ００８ 环境 保护部 核 与辐射 安全 中心 ，北京 １０８ ； ００２
２ ３ ＶＶＥＲ —Ｖ３ ． ２０一ＦＡＫ
１ 引 言
核 电厂 在整 个 寿 期 内需 不 断更 换 新 的 核燃 料并 卸 出 已使 用 过 的乏 燃 料 。 乏燃 料 具 有 持 续 放 出衰 变 热 、有 放 射性 、在 特 定情 况 下 可 能 重 返 临 界 等 特 点 ， 因此 ，对 于 任 何 形 式 的 核 电 厂 ，乏 燃 料 的贮 存 、冷却 及 屏 蔽都 是 无 法 回避 的 问题 。本 文 比较 了 ４种典 型 核 电 厂乏 燃 料 冷 却 系 统 的设 计 特 点 ，通 过 对 系 统 功 能 的分 析 ， 从 方 法论 角 度讨 论 了系 统 的设 计 方 法 ，并 提 出 了乏 燃 料 冷 却 系 统 设 计 改 进 与 优 化 的 基 本 原则。
２． ＥＰＲ —ＰＴＲ ２
Ｖ Ｅ Ｖ Ｒ—Ｖ ２ ３ ０是前 苏 联 压 水 动力 反 应 堆 的 第 三 代 堆 型 ，我 国 田湾 核 电厂 一期 工 程 采 用 了 该 堆 型 。Ｖ Ｅ Ｖ Ｒ—Ｖ ２ ３ ０的乏 燃 料冷 却 系统 全 称 为 ：乏 燃 料 水 池 冷 却 系 统 ，简 称 ： Ｆ Ｋ。 Ａ ＶＶ Ｒ—Ｖ ２ Ｅ ３ ０一Ｆ Ｋ设 计 与 其 他 类 似 系统 设 计 Ａ 大 相径 庭 ，具 有诸 多独 特 的优 势 ，其 主要 特 征 有 以下 几 点 ： （ ）合 并 换 料 水 池 与 乏 燃 料 水 池 ，并 整 １ 体 内置 于安 全壳 内 ； （ ）将 系 统 的 水 质 控 制 功 能 分 离 ，单 独 ２ 设 置 燃 料 水 池 和 含 硼 水 贮 罐 水 净 化 系 统
田湾核电站全厂断电工况下应急补水系统设计
田湾核电站全厂断电工况下应急补水系统设计富岛核事故后，依据《通用技术要求》，确定了田湾核电站在全厂断电事故工况下堆芯及乏燃料水池应急冷却的补水流程，即采用在田湾核电站现有应急补水系统管路新增设置额外补水及取水接口，通过软管引至厂房外，利用移动式补水泵（或消防车）连接软管建立应急补水回路以满足在全厂断电情况下堆芯冷却、乏燃料水池冷却。
针对一、二回路及乏燃料水池应急补水系统的补水参数进行了分析，详细设计了应急补水系统管路及补水泵的设计参数。
应急补水系统考虑安全冗余，设置为2×100%安全系列，以保证其可用性；并对应急补水系统的补水实施措施及水源进行了分析，保证了水源的可用性。
标签：田湾核电站；全厂断电；应急补水系统；设计1 概述2011年3月11日，日本大地震使得福岛第一核电厂1-4号机组发生全厂断电事故，正常电源及应急柴油机电源均无法工作，堆芯冷却水源丧失，导致堆芯部分裸露，出现不同程度的堆芯熔化。
依据国家核安全局编制的《福岛核事故后核电厂改进行动通用技术要求（试行）》（以下简称《通用技术要求》），对应急补水及相关设备设置提出了技术要求，主要包括采用一回路或二回路应急补水、乏燃料水池应急补水等措施带出余热的技术要求。
针对这一情况，需结合田湾核电站现场实际情况，对田湾核电站应急补水系统开展详细设计，确定补水流程、系统参数，补水措施及水源分析。
2 应急补水工况分析2.1 堆芯冷却在发生全厂断电（此处特指失去所有交流电源，下同）情况时，首先通过移动式补水泵实现向蒸汽发生器二次侧进行应急补水，利用一回路自然循环持续通过蒸汽发生器导出堆芯余热。
在丧失最终热阱和二次侧排热不可用的工况下，利用一次侧应急补水进行“充-排”操作，保证堆芯余热导出。
因此依据一回路的完整性可采取二回路或一回路应急补水措施。
2.1.1 一回路完整性未破坏当一回路完整性未被破坏时，堆芯应急停堆处于次临界状态，一回路能够建立自然循环，因此可采用通过蒸汽发生器排出堆芯余热。
压水堆核电厂安全厂用水系统(SEC)
安全厂用水系统（SEC）一．系统功能：(1)SEC的主要作用是把设备冷却水系统（RRI）收集的热负荷输送到最终热阱——海水。
(2) SEC系统还保证限制RRI/SEC板式热交换器内有机污垢的生成（注入次氯酸钠和装设贝类捕集器）。
(3)安全功能用于在正常运行和事故情况下能把从与安全有关构筑物、系统和部件来的热量输送到最终热阱。
二．系统描述SEC系统由两个独立的且实体隔离的回路构成A、B系列,每个系列有两台并联的100%SEC泵.在整个SEC系统的起点,有两条DN 1200的钢筋砼内衬玻璃钢管的隧道从杭州湾取水，取水口为CRF和SEC系统共用，经过近300m 的输水隧道后，进入安全厂用水泵房（在进泵房前，两条DN 1200的管道已分成了四条DN 750的隧道）。
泵房内设有四台SEC鼓形滤网，对应每台鼓形滤网的上游分别配备有一个检修闸门，两台拦污栅和格栅除污机。
鼓形滤网的出口进入SEC泵的吸水暗渠。
吸水暗渠分为两格，每两台鼓形滤网的出水与一格暗渠相连，两格暗渠中间以双隔离阀隔开，平时关闭。
在暗渠中设有搅冲管冲沙以防止泥沙沉积。
每格暗渠与两个机组的各一个系列相连。
SEC泵出水管沿GA沟进核辅助厂房的NEF区之后，海水经过贝类捕集器进入RRI/SEC板式热交换器。
每条回路的SEC管先排入溢流井，然后排入钢筋砼管道（GS），最后汇入CRF系统的排水井（CC）排至最终热阱——海水。
一个机组的一条钢筋砼排水管（GS）能排出两个机组的排水量。
对每台机组，每个系列的溢流井之间设有连通孔以保持未运行的SEC系列处于充水状态。
为防止水生物的侵入，除了在输水隧道上的进水闸门或拦污栅上游加氯外，还在每个系列的两台RRI/SEC热交换器上游装有两台并联的贝类捕集器。
贝类捕集器是一个网孔为2×2mm的圆柱形过滤器。
在贝类捕集器上有一个排污阀，可以用压差控制或由时间继电器控制阀门的开启进行反冲洗。
127安全厂用水泵、反冲洗泵及反冲洗过滤器的电机以及鼓形滤网的低、高速电机均可由应急柴油发电机供电。
乏燃料水池冷却系统布置原则探究
2019年第18卷第7期产业与科技论坛乏燃料水池冷却系统布置原则探究□张勇吕航林木营【内容摘要】乏燃料水池冷却系统是保证核电站能够正常运行的重要安全辅助系统，在正常及事故工况下必须保证该系统的可用性并能够执行其安全功能。
本文介绍了乏燃料水池冷却系统的主要功能及设备、管道布置原则，这些原则对充分满足系统功能，最大限度地满足系统安全运行提供可靠的保障。
【关键词】核电站；乏燃料；管道布置【作者简介】张勇（1986．1 ），男，河北承德人；中国核电工程有限公司河北分公司工程师；研究方向：核电工艺布置设计吕航（1987．6 ），男，吉林东丰人；中国核电工程有限公司河北分公司工程师；研究方向：核电工艺布置设计林木营（1985．7 ），男，福建福州人；中国核电工程有限公司河北分公司工程师；研究方向：核电工艺布置设计乏燃料水池冷却系统总体布置设计应满足两个要求，一是对电站所有设备在初步设计阶段所确定的功能要求；二是对执行电站安全功能设备的安全要求。
一、乏燃料水池冷却系统功能乏燃料水池冷却系统一是保持贮存在乏燃料水池里的乏燃料组件处于次临界状态，冷却其所释放的余热，换料或停堆检修时，反应堆主回路处于开启状态，在余热排出系统不能利用时，可利用本系统冷却反应堆堆芯；二是提供生物防护用水层，保护操作人员不受已辐照燃料的辐射；三是净化用于冷却的含硼水中的腐蚀产物，裂变产物和悬浮在水中的颗粒，保持含硼水良好的能见度和降低水中放射性水平；四是保持乏燃料水池中充满水，转运仓、装载井的充水和排水，对换料水池进行充水和排水；五是在反应堆冷却剂系统打开时，反应堆换料水池和乏燃料水池的水处理及冷却系统可保证当余热排出系统完全失效时作为该系统的备用；这种备用同样允许对余热排出系统进行维修，而不降低装置的安使用与农机使用人的监测数据，便于查询驾驶者的身份，农机类型、购买年份等，以共享数据库，通过传感器与网络搜索获取农机监测数据，并将监测数据自行传递到上层管网接入点，在搜索的同时完善各项参数。
探讨乏燃料池喷淋系统的设计
探讨乏燃料池喷淋系统的设计1、背景某压水堆核电站设置了乏燃料池喷淋系统，以应对极端事故导致的池水排空、乏燃料组件裸露。
在乏燃料池的东、西两侧墙上沿长度方向分别设置了一套喷淋管嘴，通过喷淋来冷却乏燃料[1][2]。
喷淋系统的设计应能保证喷淋能够覆盖整个乏燃料池表面区域，并且提供足够的喷淋流量密度（单位面积上的有效喷淋流量，单位（m3/h）/m2）来带走乏燃料组件产生的衰变热，以保证燃料安全。
单喷嘴的喷淋性能将直接影响到整个喷淋系统的设计，因此，本文结合系统设计要求对喷嘴进行了初步的试验选型，并对选定的分体式离心喷嘴的喷淋特性开展了重点研究，分析喷淋高度、流量和扭转角几个因素对喷淋流量分布特性的影响，为乏燃料池喷淋系统的设计提供数据支撑和指导建议。
2、试验介绍及喷嘴选型2.1试验介绍测定喷嘴喷淋的流量密度分布特性在国内尚属首次，试验台架设计如图2-1所示。
在地面上喷淋覆盖范围内以25cm×25cm的尺寸划分试验方格，并间隔摆放直径为250mm的收集桶，该尺寸与单个乏燃料组件格架的截面尺寸相当，相邻桶之间横向纵向的间距均为500mm，空白单元格的喷淋流量按照周围四个方格的流量平均值获得。
水槽中的水经过滤器3进入液泵1，为了保证管路的安全性，待旁通管路5出口水流稳定后，同时打开常开电磁阀4和常闭电磁阀10的开关，调节调节阀2使流量达到各试验工况要求的值后，开始摆桶收集喷淋流量。
试验结束后，用电子秤按集液桶的摆放顺序称重并记录在表格中。
2.2喷嘴选型对于乏燃料池喷淋系统的设计而言，喷淋覆盖面积和喷淋流量密度是最关键的两个指标。
因此，单喷嘴的喷幅应满足乏燃料池的宽度要求，且雾化颗粒不会在到达乏燃料组件之前因环境高温直接蒸发，而是直接降落到燃料组件上，以足够的流量密度保证其冷却效果。
根据喷嘴的功能和技术参数，本文以旋水心式离心喷嘴、整体式离心喷嘴和分体式离心喷嘴为试验对象，首先进行了喷幅和雾化粒径的测定。
乏燃料池冷却系统
异常运行工况
在发生小概率的SFS长期失效的事故工况下， 乏燃料的冷却主要依靠池水的热容量来保证 。至少在7天内，水位维持在乏燃料组件之上 。初始的72小时由安全相关的水源乏燃料运 输容器冲洗井供水。72小时至7天内，由非能 动安全壳冷却系统（PCS）的辅助水箱或安全 壳的冷却水箱向乏燃料水池补水。
乏池冷却泵
两台乏池冷却泵是单级卧式离心泵，与一个 交流电动机联结。泵轴封采用机械密封，泵 的出口和入口为法兰连接。 根据热交换器 所需要导出的设计基准热载荷进行每台泵的 尺寸设计。乏池冷却泵采用不锈钢制造。
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乏池冷却热交换器
两台乏池冷却热交换器是板式热交换器，分 别安装在每台乏池冷却水泵的下游，冷却水 侧为设备冷却水系统。热交换器采用奥氏体 不锈钢制造。
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反应堆换料水池
反应堆换料水池位于安全壳内，包容反应堆 压力容器，池面标高+10.74m。反应堆换料水 池由两部分组成： —换料区：位于压力壳正上方，池底标高 +2.54m； —堆内构件存放区：与换料区相通, 池底标高 -0.584m。 两池之间用手动操作的气密的水闸门隔离， 以便对传递通道进行维修，水闸门由仪用压 空系统提供密封垫的充气空气。
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正常运行工况
电厂正常运行期间，乏燃料池冷却系统仅一 列在运行，用于冷却和净化乏燃料水池的水 体。另外一列处于备用状态。 正常运行期间，可以为系统的除盐床更换树 脂。当树脂准备传输到固体放射性废物处理 系统（WSS）时，除盐床正常运行管线被隔 离。
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换料运行工况
在换料期间，乏燃料池冷却系统两列同时运行。一列用于整 个换料期间的乏燃料水池冷却和净化。另一列在换料期间执 行其他的功能。 当准备充满换料水池时，连接到IRWST、用于净化的乏池冷 却泵被停止，阀门被重新在线， IRWST换料水通过重力疏排 到换料水池。随着IRWST和换料水池的液位逐步平衡，疏排 速度也在下降。此时，乏池冷却泵被重新连接到IRWST上， 将IRWST的水传输到换料水池 一旦换料水池被充满，重新在线备用SFS列，可以根据需要持 续冷却和净化换料水池的水。 在换料完成后，备用列的SFS泵将换料水池中的水输回至 IRWST。此项工作完成后，SFS备用列可以用于冷却乏燃料或 者置于备用状态。
压水堆核电站乏燃料池喷淋系统设计
压水堆核电站乏燃料池喷淋系统设计苏夏【摘要】第三代非能动压水堆核电站AP1000中首次为乏燃料池设置了喷淋系统，在超设计基准事故或恐怖袭击导致乏燃料池水排空时，为乏燃料提供冷却。
喷淋系统设计中的两个重要指标是喷淋覆盖面积和单位面积有效喷淋流量。
设计者应基于喷嘴性能试验结果，根据乏燃料池结构尺寸和乏燃料特性，确定喷淋流量、喷嘴数量和布置方式等参数，完成系统设计，提供足够冷却流量。
% Spray systemof spent fuel pool is first designed in AP1000, it can provide spray water to cool the spent fuel in a beyond design basis event or a terror attack that drains the pool. The two most important factors of spray system are the coverage pattern and the effective flow density. The spray flowrate, the nozzle number and their location should be designed based on the spray nozzle test results, the spent fuel pool structure and the spent fuel character to achieve the intent of providing enough cooling.【期刊名称】《价值工程》【年(卷),期】2013(000)017【总页数】2页(P48-49)【关键词】核电站;乏燃料池;喷淋【作者】苏夏【作者单位】上海核工程研究设计院，上海200233【正文语种】中文【中图分类】TM6231 背景压水堆核电站中，在每个燃料循环末期，已达到燃耗的燃料将从堆芯中卸出，储存到位于安全壳外的乏燃料池中。
【核电站】安全壳喷淋系统 EAS
§1.3.2 安全壳喷淋系统 EAS一、概述安全壳喷淋系统（EAS）是压水堆核电厂专设安全设施之一。
当压水堆发生严重事故时，它可使安全壳降温和降低压力，以确保最后一道屏障—安全壳的完整性。
二、系统功能主要功能：在一回路失水或安全壳内主蒸汽管道破裂的事故工况下，使安全壳内的温度和压力保持在可承受值内，以保证安全壳的完整性。
辅助功能：（1）带走在主回路失水事故时散布在安全壳内的气载裂变产物（尤其是碘）。
（2）扑灭反应堆冷停堆时安全壳发生的火灾。
（当其它灭火方法失灵时）（3）在冷停堆时，如果换料水箱内温度高于40℃，该系统可将换料水箱内介质冷却。
（4）发生LOCA后约15天，如果低压安注泵失效，可利用H4规程使用EAS 系统EAS系统还用来疏导堆芯余热，它是专设安全设施中唯一带有冷源的系统。
三、系统描述系统的设置是冗余的，由两个系列A、B组成，采用两个系列供电（即EAS001PO由LHA供电，EAS002PO由LHB供电等），并且两个系列的设备进行了实体（物理）隔离，但有部分共用设备。
每一个喷淋系列包含一个地坑、一台喷淋泵、一台化学添加剂喷射器、一台热交换器、位于安全壳拱顶下的两组喷淋集管及有关的阀门、管道、仪表等。
每个系列设置有两个关联的安全壳隔离阀，以便当其中一个阀门损坏时，该系列的喷淋功能仍能保证。
这样设计的目的是为了满足单一故障准则要求，从而确保喷淋系统的安全功能。
1、系统的部分参数（1）喷淋水质（2）喷淋泵（3）喷淋热交换器（4）化学药剂添加箱（5）喷淋管及喷头安全壳是一个带有拱顶的预应力混凝土的圆筒形构筑物，它的内表面有一层金属衬板。
安全壳能承受的温度136 ℃，压力是5.025 bar.a四条环形喷淋管（每个系列两条）以堆厂房中心线为中心固定在安全壳的拱顶上，共有506只喷头，两个系列的喷头数分别为252和254只。
喷出水滴平均直径为0.27 mm。
在布置和定位时已考虑了每一系列能覆盖安全壳内的全部面积。
核电厂乏燃料水池冷却系统运行分析
核电厂乏燃料水池冷却系统运行分析发布时间：2022-03-01T13:54:34.883Z 来源：《建筑学研究前沿》2021年17期作者：张凯[导读] 近年来随着核电的迅速发展，从反应堆里卸载出来的乏燃料日益增多，乏燃料的贮存已经成为核燃料循环过程中的一个重要环节。
江苏核电有限公司江苏连云港 222000摘要：近年来随着核电的迅速发展，从反应堆里卸载出来的乏燃料日益增多，乏燃料的贮存已经成为核燃料循环过程中的一个重要环节。
核电厂乏燃料水池冷却系统主要用来导出存放在乏燃料水池内的乏燃料余热，充注乏燃料水池，堆芯换料时向反应堆竖井、堆内构件检查井以及水封闸板间充水，在乏燃料水池内衬层密封损坏时向乏燃料水池补水，同时还可以完成其他辅助功能。
由此可见，核电厂乏燃料水池冷却系统对于核电运行机组是必不可少的，文章通过介绍乏燃料水池冷却系统的功能、组成，对其运行工况进行简单分析。
关键词：乏燃料水池；冷却系统；运行分析引言：随着科技力量的进步，核电事业在我国快速发展，核电厂的建设也在不断提高。
核电厂在整个寿命期内需不断更换新的燃料并卸出已经用过的乏燃料。
乏燃料具有持续放出衰变热，放射性在特定情况下可能重返临界等特点，因此，对于任何形式的核电厂，乏燃料的冷却都是不可回避的问题。
一、乏燃料水池冷却系统的功能乏燃料水池冷却系统的功能有：（1）在所有工况下导出存放在乏燃料水池内的乏燃料余热；（2）充注乏燃料水池；（3）堆芯换料时向反应堆竖井、堆内构件检查井以及水封闸板间充水；（4）堆芯换料时排空反应堆竖井、堆内构件检查井以及水封闸板间空腔；（5）在乏燃料水池内衬层密封损坏时向乏燃料水池补水；（6）为了维修乏燃料水池和（或）换料井的衬层，排空乏燃料水池和换料井；（7）乏燃料水池冷却系统的部分管线还可以完成下列辅助功能：通过余热导出系统导出乏燃料水池内乏燃料的余热。
通过安全壳喷淋系统充注堆内构件检查井；通过乏燃料水池冷却系统净化乏燃料水池的硼酸溶液；将堆内构件检查井和乏燃料水池中的水引入堆芯捕集器及熔融物表面。
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压水堆核电站乏燃料池喷淋系统设计
摘要：第三代非能动压水堆核电站ap1000中首次为乏燃料池设置了喷淋系统，在超设计基准事故或恐怖袭击导致乏燃料池水排空时，为乏燃料提供冷却。
喷淋系统设计中的两个重要指标是喷淋覆盖面积和单位面积有效喷淋流量。
设计者应基于喷嘴性能试验结果，根据乏燃料池结构尺寸和乏燃料特性，确定喷淋流量、喷嘴数量和布置方式等参数，完成系统设计，提供足够冷却流量。
关键词：核电站；乏燃料池；喷淋
中图分类号：tm623 文献标识码：a 文章编号：1006-4311（2013）17-0048-02
1 背景
压水堆核电站中，在每个燃料循环末期，已达到燃耗的燃料将从堆芯中卸出，储存到位于安全壳外的乏燃料池中。
乏燃料储存在水下的乏燃料格架中；通常为乏燃料池配置冷却系统，通过冷却泵和热交换器对池水进行循环冷却，带走乏燃料产生的衰变热，保证燃料安全；足够深度的池水覆盖还可以为操作人员提供辐射防护。
乏燃料池采用抗震i类结构设计，sse（安全停堆地震）工况下不会发生损坏而导致池水丧失。
压水堆核电站的乏燃料池通常是大面积水池，一般设计容纳核电站大于15年运行所卸出的乏燃料组件。
例如我国引进的西屋第三代压水堆核电技术——ap1000非能动先进压水堆核电机组设计中，乏燃料池表面积约为11.3m×5.2m，可以存放889个燃料组件。
ap1000乏燃料池格架布置示意图见图1，其中i区通常用来储存新卸出的燃料，最保守的情况是最近卸出的整堆芯全部存放在i区。
ii区的乏燃料格架较密集，用来存放储存时间较长、衰变热较低的乏燃料。
ap1000首次为乏燃料池特别设计了喷淋系统，应对超设计基准事故或恐怖袭击下乏燃料池受损，池水排空的情况。
ap1000乏燃料池喷淋系统由位于乏燃料池东、西墙上的各16个喷嘴及其供水管道、阀门组成，在超设计基准事故下向乏燃料池喷淋，以喷淋水蒸发的形式带走乏燃料组件产生的衰变热。
2 喷淋系统设计
喷淋系统的设计——包括喷嘴的数量、布置方式、喷淋流量等——应确保其覆盖区域达到整个乏燃料池表面，并有足够的有效流量，以保证带走可能储存在池中任何位置的乏燃料组件衰变热。
喷淋覆盖面积和有效喷淋流量是评估喷淋系统性能的两个重要指标。
2.1 喷淋流量储存在乏燃料池中的乏燃料衰变热随着储存时间的增加而减小（表1），假设喷淋水温度为35℃，以受热蒸发为水蒸气的形式带走热量，冷却燃料组件。
表1中考虑最苛刻的情况，即池中已储满乏燃料组件。
从表1可以看出，新卸载的整堆芯释放较大的衰变热，平均每个燃料组件所需的喷淋流量最大，达到
0.118m3/hr；而乏燃料池需要的总喷淋流量达到约21m3/hr。
ap1000设计中，有2组分别安装在东、西墙上的喷嘴，每组喷嘴由不同的水源供水，单组喷淋流量达到～91m3/hr，有足够的设计裕量。
然而，最“热”区域的燃料组件所需的最小冷却流量更高，因此在喷嘴选型、喷嘴分布等设计因素中都需要考虑在最热区域提供足够的有效流量，而不仅满足总流量要求。
2.2 喷淋覆盖面积单个喷嘴的喷淋性能与喷嘴安装高度，供水压力，供水流量以及安装角度等因素有关。
西屋对某一型号喷嘴的研究发现，在喷嘴流量保持不变的情况下，有效喷淋覆盖面积与安装高度的关系如图2所示。
在一定高度范围内，喷嘴安装高度增加，喷淋的有效覆盖面积也增大。
这与一般喷嘴的喷幅曲线的结果一致（图3）。
依据特定的喷嘴性能，ap1000的喷嘴安装高度在燃料组件之上约7.5m处，并以与竖直方向呈30度的角度进行喷淋，以得到在宽度方向上最佳的覆盖距离。
乏燃料池是大面积水池，长度方向上需要多个喷嘴共同喷淋才能确保完全覆盖。
2.3 单位面积上的有效流量如前所述，为给乏燃料池最热区域提供足够的喷淋流量，需要了解单个喷嘴在喷淋覆盖区域内的单位面积有效流量，以确保每个燃料组件上都有足够的冷却流量，以带走衰变热。
ap1000由于使用了消防水和非能动安全壳冷却水箱作为水源，因此供水压力在0.4～0.7mpa。
基于此条件，西屋选取了4种可商业采购的喷嘴型号，在喷淋高度一定的情况下，对不同喷淋方向、不同喷淋角度、不同喷淋流量下的喷淋性能以试验方式进行了研究，得到不同喷嘴的喷淋覆盖面积和单位面积喷淋流量，部分试验结果如图5所示。
可以看出不同喷嘴的喷淋覆盖面积无论在长度、宽度和形状上均
有较大不同，单位面积上的喷淋流量分布也不一致。
型号1喷嘴的低流量区域位于喷淋覆盖区域的中心和四周，型号2喷嘴的低流量区域则位于喷嘴侧，高流量区域位于喷嘴对面侧。
即使相同的喷嘴，喷淋方向不同时，喷淋性能也会有很大改变。
当多个喷嘴以一定的间距布置在乏燃料池墙壁上时，多个喷嘴之间还会产生互相影响，改变单位面积流量；研究发现，型号1类型的单个喷嘴产生的低流量区位于覆盖面积的中心（如图5），两个喷嘴间隔1.1m安装时，低流量区仅有一个，且位于两个喷嘴的中间位置。
研究结果也表明，不同型号的喷嘴叠加的效果也不同；因此针对不同类型的喷嘴，其叠加喷淋性能也应分别进行试验研究，以便在设计时进行保守处理。
2.4 系统设计喷淋流量、喷嘴数量、布置间距、喷淋角度等均在系统设计时确定。
根据乏燃料池结构尺寸和乏燃料特性，基于试验得到的喷嘴喷淋性能，完成系统设计。
可使用单一型号的喷嘴，通过调整布置方式来达到要求的喷淋效果；也可以同时使用多种型号的喷嘴达到要求的喷淋效果。
ap1000机组采用了不同型号的喷嘴，其布置示意如图6，单组喷嘴就能达到要求的喷淋流量和覆盖面积。
为超设计基准事故后的乏燃料池提供冷却。
3 结论
ap1000第三代非能动压水堆核电站中首次为乏燃料池设置了喷
淋系统，在超设计基准事故或恐怖袭击导致乏燃料池水排空时，为
乏燃料提供冷却，防止燃料组件过热引起锆合金燃料棒损坏，释放放射性物质。
喷淋系统设计中的两个重要指标是喷淋覆盖面积和单位面积有
效喷淋流量，基于喷嘴的喷淋性能表现，确定喷嘴型号、数量以及布置方式，达到为大面积乏燃料池喷淋，提供足够冷却流量的目的。
参考文献：
[1]孙汉虹等.第三代核电技术ap1000[m].北京：中国电力出版社，2010.
[2]西屋公司，乏燃料池喷嘴试验报告[d].
[3]郑明光，杜圣华.压水堆核电站工程设计[m].上海科学技术出版社.。