压水堆核电厂运行第三章
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核电站运行-复习大纲整理版
第一章绪论1. 压水堆核电厂与化石燃料电厂相比的运行特点。
（1）反应堆临界（2）产生大量放射性物质（3）相当可观的堆芯剩余释热（4）核电厂系统、设备复杂（5）使用饱和蒸汽2. 核电厂载硼运行的特点（好处和代价）。
压水堆核电厂通过调节慢化冷却剂中的硼浓度，可以控制长期缓慢的反应性变化。
好处：对反应性的影响比较均匀，不引起功率分布畸变；大大减少了控制棒的数目，简化了堆的结构。
代价：为保证慢化剂温度系数为负，对温度有限制；增加了化容系统复杂性，并产生含硼酸废液。
3.汽轮机快速降负荷的定义及目的。
定义：当汽轮机接到Runback信号时，汽轮机将以200%满功率/min的负荷变化率降负荷，持续降负荷1.5s (降负荷5%满功率)，等待28.5s后，如果该信号仍存在，则再次快速降负荷5%满功率，直至信号消失。
目的：利用功率控制系统的机制，通过自动降负荷，降低反应堆功率，缓解一、二回路间的矛盾，减少停堆次数，提高核电厂运行的经济性。
4. 核电厂运行工况的分类。
正常运行和运行瞬态；中等频度事件；稀有事故；极限事故5. 核安全文化的概念。
安全文化是存在于单位和个人的种种特性和态度的总和，它建立一种超出一切之上的观念，即核电厂的安全问题由于它的重要性要保证得到应有的重视。
6. 核电厂运行规程的构成。
正常运行规程；故障运行规程；事故规程；行政性控制规程7. 9种运行标准工况（P-T大刀图）和6种运行模式（MODE)。
9种运行标准工况：换料冷停堆；维修冷停堆；正常冷停堆；单液相中间停堆；双相中间停堆；正常中间停堆；热停堆；热备用；功率运行6种运行模式：功率运行，启动，热备用，热停堆，冷停堆，换料第二章核电厂技术规格书1. 术语及定义：动作：是技术规格书的每条规范中在指定条件下所需采取的行动停堆深度：假定最大价值的单束控制棒全部卡在堆外，而其他棒组（包括控制棒组和停堆棒组）全部插入堆内，由此使反应堆处于次临界或从现时状态达到次临界瞬时的反应性总量轴向通量偏差：两部分堆外中子探测器上半部与下半部归一化通量信号的差值(电流信号差△I ) ，可表示为AFD。
(完整版)第三章压水堆核电站
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一、厂址选择
（3）水源和水文条件：一般要求百年一遇最 小流量也能满足电厂正常远行的要求。冷却
核岛：通常将一回路及核岛辅助系统、专设安全设 施和厂房称为核岛。压水堆核电站核岛中的四大部 件是蒸汽发生器、稳压器、主泵和堆芯。
常规岛：二回路及其辅助系统和厂房称之。
沸水堆核电厂原理图
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（1）一回路系统
压水堆核电厂反应堆冷却剂系统一般有二至四条并联 在反应堆压力容器上的封闭环路(见图)。
具体允许徘放量，需根据放射性物质的毒性、厂址的环境稀释 能力、居民点离电厂的距离和居民的饮食习惯来决定。
设计上要求核电厂在极限事故工况下的放射性物质释放量不应 达到对居民健康和安全造成超过我国国家核安全局关十核电厂 厂址选择所规定的严重危害后果的程度。
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一、厂址选择
2．厂址的自然条件和技术要求
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大亚湾核电厂的开式循环水系统
形式:为开式单元制系统。每台机组有2台容量为50％ 的循环水泵。它们对应于2条独立的系列A和B的循环 水回路。经循环水泵升压后，每个系列分成3条支路进 入3台凝汽器。图
每台凝汽器水室被分割为两个独立水室，每台水泵与3 台凝汽器的一半连接形成独立的回路。循环水离开凝 汽器后经6个循环水支管分别汇入A、B系列的排水渠， 每条排水渠有一个独立的虹吸井、，循环水经虹吸井 流入明渠归大海。
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一、厂址选择
1．核电厂放射性特性
反应堆燃料棒运行时的破损率、反应堆冷却剂系统的泄漏率和 放射性废物处理系统的净化能力等决定了电厂在正常运行时放 射性的排放量。
如果放射性废气排故量很大，电厂就不宜建在城镇居 民中心附近；如果废水放射性排故量很大，电厂废水 就不能直接向江河湖海中排放。
核电厂系统与设备-压水堆核电厂
2.1 概述
2.1.2 压水堆核电厂的工作原理 （8）循环水系统
功能 ：为凝汽器提供凝结汽轮机乏汽的冷却水。
分类: 开式供水和闭式供水。
开式供水：指以江河湖海为天然水源, 冷却水一次通过, 不重 复使用。
闭式供水：把由凝汽器排出的水, 经过冷却降温之后, 再用循 环水泵送回凝汽器入口重复使用。
2.1 概述
2.1.2 压水堆核电厂的工作原理 （6）二回路系统的组成
汽轮机、发电机、凝汽器、凝结水泵、给水加热器、除 氧器、给水泵、蒸汽发生器、汽水分离再热器等设备
间接循环：二回路水不受一回路污染
2.1 概述
2.1.2 压水堆核电厂的工作原理 （7）沸水堆核电厂工作原理
汽轮机、发电机、凝汽器、凝结水泵、给水加热器、除 氧器、给水泵、蒸汽发生器、汽水分离再热器等设备 直接循环
本课程课程目录
《核电厂系统与设备》
序号
教学内容
1 第1章 绪论 2 第2章 压水堆核电厂 3 第3章 反应堆冷却剂系统和设备 4 第4章 核岛主要辅助系统 5 第5章 专设安全设施 6 第6章 核电厂热力学 7 第7章 核汽轮发电机组 8 第8章 核电厂二回路热力系统
共32学时
总学时
2 4 6 4 4 2 4 2
2.1 概述
2.1.2 压水堆核电厂的工作原理 （3）反应堆冷却剂系统（一回路系统）
（RCS）Reactor Coolant System Primary Coolant System 1.Reactor Pressure Vessel 2.Steam Generator 3.Primary Coolant Pump 4.Pressuriser
2.1 概述
2.1.2 压水堆核电厂的工作原理 （8）循环水系统
核电站化学第3章
辐射剂量只有达到较高数值时, 才对辐射产额有明显影响. 如当辐射剂量达到2×1023电子伏／厘米3·秒时, GH2≈GH2O2≈1.2, 而一般γ射线引起的GH2≈0.45. 在压水堆冷 却剂的辐射剂量水平下, GH2和GH2O2均有明显提高.
温度和压力的影响 温度升高将加快初始辐射产物向水体的扩散, 从而减少了 生成分子产物的机会.
由水中重结晶出来的晶体呈透明鳞片状密度为l46溶点184活化几率很低天然硼同位素中反应的中子吸收截面为3837反应生成物为稳定li其余为802中子吸收截面仅为55103有较高的溶解度硼以水合物价格低廉硼酸久已在工业上大规模生产价格也不贵硼酸的使用硼酸在反应性控制中的弱点硼酸对反应性的控制是通过向回路注入硼酸或纯水故对反应性的调节速度较慢105补偿裂变产物钐和氙积累引起的反应性降低等如补偿多普勒效应空泡效应快速功率调节快速停堆等硼酸在反应性控制中的速度较慢化控引进正反应性温度系数非化控压水堆的反应性温度效应是负的即温度升高会自发地引起反应性下降从而控制温度的进一步提高压水堆的负反应性温度系数是多普勒效应和冷却剂温度效应的结果燃料元件温度升高时导致反应性下降温度升高引起水的密度减少欲使反应堆最终具有负反应性温度系数小于多普勒效应和慢化剂温度效应所具有的负温度系数之和硼的燃耗天然硼中如果以堆芯水容积为50m冷却剂平均硼浓度为500mgkg则一个压水堆每年需要消耗5kg10相当于150公斤硼酸由于调节安全和换料等的需要故其燃耗量每年仅占贮备量的lihe硼酸浓度调节冷却剂硼酸浓度的调节系由化学容积控制系统完成可将硼酸注入主回路含硼冷却剂的净化和废物处理净化系统中的oh型阴离子交换树脂在运行过程中会将硼酸根吸附硼酸型的离子交换树脂交换能力也很强压水堆设有硼回收系统实际排水量另外增加并不多34ph碱性水质对腐蚀的抑制作用冷却剂ph值稍偏碱性对提高结构材料的耐腐蚀性是有利的特别是不锈钢和镍基合金还可减少金属表面腐蚀产物向冷却剂的释放量碱性水质对结构材料的稳定作用主要是由于不锈钢或镍基合金表面会生成具有保护作用的尖晶石型氧化膜提高冷却剂ph值可促使这层膜更加迅速地形成金属表面对oh离子浓度越高ph值高达一定数值时ph值对腐蚀产物运动的控制作用ph值不仅对结构材料的腐蚀率有影响而且对腐蚀产物的移动也有一定的影响可减少或防止回路中腐蚀产物向堆芯转移不仅可大大降低停堆后一回路的辐射水平且能减少腐蚀产物在燃料元件表面的沉积77具有最高的溶表明酸性或弱碱性溶液中蒸汽发生器换热管壁ph值越高腐蚀产物将从系统较热表面上溶解并转移到较冷表面上沉积下来而且能够减少腐蚀产物向堆芯的转移以及腐蚀产物的活化否则会危及锆合金即对锆合金的腐蚀有不利影响过高的碱性还会引起不锈钢或镍基合金苛性腐蚀非挥发性强碱易在堆芯构件缝隙处浓集通常是指lioh浓度一般不宜超过
温度和压力的影响 温度升高将加快初始辐射产物向水体的扩散, 从而减少了 生成分子产物的机会.
由水中重结晶出来的晶体呈透明鳞片状密度为l46溶点184活化几率很低天然硼同位素中反应的中子吸收截面为3837反应生成物为稳定li其余为802中子吸收截面仅为55103有较高的溶解度硼以水合物价格低廉硼酸久已在工业上大规模生产价格也不贵硼酸的使用硼酸在反应性控制中的弱点硼酸对反应性的控制是通过向回路注入硼酸或纯水故对反应性的调节速度较慢105补偿裂变产物钐和氙积累引起的反应性降低等如补偿多普勒效应空泡效应快速功率调节快速停堆等硼酸在反应性控制中的速度较慢化控引进正反应性温度系数非化控压水堆的反应性温度效应是负的即温度升高会自发地引起反应性下降从而控制温度的进一步提高压水堆的负反应性温度系数是多普勒效应和冷却剂温度效应的结果燃料元件温度升高时导致反应性下降温度升高引起水的密度减少欲使反应堆最终具有负反应性温度系数小于多普勒效应和慢化剂温度效应所具有的负温度系数之和硼的燃耗天然硼中如果以堆芯水容积为50m冷却剂平均硼浓度为500mgkg则一个压水堆每年需要消耗5kg10相当于150公斤硼酸由于调节安全和换料等的需要故其燃耗量每年仅占贮备量的lihe硼酸浓度调节冷却剂硼酸浓度的调节系由化学容积控制系统完成可将硼酸注入主回路含硼冷却剂的净化和废物处理净化系统中的oh型阴离子交换树脂在运行过程中会将硼酸根吸附硼酸型的离子交换树脂交换能力也很强压水堆设有硼回收系统实际排水量另外增加并不多34ph碱性水质对腐蚀的抑制作用冷却剂ph值稍偏碱性对提高结构材料的耐腐蚀性是有利的特别是不锈钢和镍基合金还可减少金属表面腐蚀产物向冷却剂的释放量碱性水质对结构材料的稳定作用主要是由于不锈钢或镍基合金表面会生成具有保护作用的尖晶石型氧化膜提高冷却剂ph值可促使这层膜更加迅速地形成金属表面对oh离子浓度越高ph值高达一定数值时ph值对腐蚀产物运动的控制作用ph值不仅对结构材料的腐蚀率有影响而且对腐蚀产物的移动也有一定的影响可减少或防止回路中腐蚀产物向堆芯转移不仅可大大降低停堆后一回路的辐射水平且能减少腐蚀产物在燃料元件表面的沉积77具有最高的溶表明酸性或弱碱性溶液中蒸汽发生器换热管壁ph值越高腐蚀产物将从系统较热表面上溶解并转移到较冷表面上沉积下来而且能够减少腐蚀产物向堆芯的转移以及腐蚀产物的活化否则会危及锆合金即对锆合金的腐蚀有不利影响过高的碱性还会引起不锈钢或镍基合金苛性腐蚀非挥发性强碱易在堆芯构件缝隙处浓集通常是指lioh浓度一般不宜超过
第三章 反应堆冷却剂系统和设备
3-1 反应堆冷却剂系统
2．压力调节系统 为了保证反应堆冷却剂系统具有好的冷却能力，应 当将堆芯置于具有足够欠热度的冷却剂淹没之中。核 电厂在负荷瞬变过程中，由于量测系统的热惯性和控 制系统的滞后等原因，会造成一、二回路之间的功率 失配，从而引起负荷瞬变过程中一回路冷却剂温度的 升高或降低，造成一回路冷却剂体积膨胀或收缩。 水经波动管涌人或流出稳压器，引起一回路压力升高 或降低。当压力升高至超过没定值时，压力控制系统 调节喷淋阀．由冷管段引来的过冷水向稳压器汽空间 喷淋降压；若压力低于设定值，压力控制系统启动加 热器，使部分水蒸发，升高蒸汽压力。
3-5 稳压器
二、稳压器分类 按原理和结构形式的不同，稳压器分为两类， （1）气罐式稳压器：容积大，易腐蚀，淘汰 （2）电加热式稳压器：大都采用 三、稳压器本体结构（电） 结构图 现代压水堆核电厂普通采用电加热式稳压器。 这种稳压器是一个立式圆柱形高压容器。其典型 的几何参数为高13m，直径2.5m，上下端为半 球形封头，总容积约40m2，净重约80t。立式 安装在下部裙座上。
第3章 反应堆冷却剂系 统和设备
动力工程系 余廷芳
主要内容
3-1 反应堆冷却剂系统 3-2 反应堆本体结构 ----------系统设备 3-3 反应堆冷却剂泵 3-4 蒸汽发生器 3-5 稳压器
3-1 反应堆冷却剂系统
一、系统的功能
反应堆冷却剂系统又称为一回路系统，其主要功能 是： (1)在核电厂正常功率运行时将堆内产生的热量载出， 并通过蒸汽发生器传给路工质，产生蒸汽，驱动汽轮 发电机组发电。 (2)在停堆后的第一阶段，经蒸汽发生器带走堆内的衰 变热。 (3)系统的压力边界构成防止裂变产物释放到环境中的 一道屏障。 (4)反应堆冷却剂作为可溶化学毒物硼的裁体，并起慢 化剂和反射层作用。 (5)系统的稳压器用来控制一回路的压力，防止堆内发 生偏离泡核沸腾，同时对一路系统实行超压保护。
第3章 核电厂正常运行
3.3 反应堆启动至最小功率
3. 3. 1 反应堆启动过程申的几个问题 2. 临界条件的估算（Estimated Critical Condition, ECC） ECC 是进行反应性的平衡计算，是对停堆前的运行工况与现在要启 动的工况的反应性进行比较。 考虑的因素应包括 控制棒位 功率亏损 毒性 硼浓度等
3.小功率
初始keffO=0.9481情况下堆内中子水平不同翻番后的keff值。
3.3 反应堆启动至最小功率
3.3 反应堆启动至最小功率
3. 3. 1 反应堆启动过程申的几个问题 1. 趋近临界的基本原理 控制室操纵员，特别是值班长，可以根据每次提棒完毕后中子计数 变化的情况，而预料到控制棒再提若干步反应堆可达临界，做到心 中有数，这在启动过程中是很有实际意义的。 l/M 外推法的优点是可以得到一条完整的计数特性曲线，但外推过程 中容易出现误差，直接影响到外推结果。
3.3 反应堆启动至最小功率
3. 3. 1 反应堆启动过程申的几个问题 4. 临界点的选取 当核仪表中间量程的功率表读数在10-10A(I.R.)左右时，如果此时超临界 有周期，也是内含外中子源的周期。中子源的影响必须要考虑。所以， 人为规定在中间量程功率表指示在1×10-8A(I.R.)并稳定不动时为临界点。 规定1×10-8A(I.R.)为临界点的原因 此时堆内中子水平已经高上2 个量级了，堆中子的作用明显覆盖了源 中子的影响。 功率为10-8A(I.R.)堆内平均温度没变化，仍是常数，如果功率继续上升， 堆内平均温度将有所上升，须考虑反应性的温度效应。
3.2 核电厂加热升温
3. 2. 1 初始条件 6. SIS和喷淋系统 安注信号已闭锁 安注系统处于安注备用 安注箱出口隔离阀门已关闭 安全壳再循环地坑出口阀门已关闭 安全壳喷淋系统处于备用 换料水箱水位、硼浓度满足技术规范要求
压水堆核电厂运行[u5151-466e4bdc-641]
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第二章 压水堆核电厂一回路主系统和设备
功能 组成、流程、参数 系统的运行 1 一回路主系统 功能： a.由冷却剂将堆芯中因核裂变产生的 热量传输给蒸汽动力装置并冷却堆芯 b.防止燃料元件烧毁 流程：P11，图2-1
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2.2 风险概率 飞机：10-4/Y， 核电厂：10-6/y 2.3 纵深防御的安全原则： 燃料芯块，燃料包壳，一回路压力边界， 安全壳 纵深防御原则贯穿在核电厂造址、设计、 制造、建造、调试、运行、事故处置和 应急准备等各个环节始终。
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核岛：反应堆及一回路系统 反应堆 蒸汽发生器 主蒸汽管 燃料厂房 废燃料池 相应系统与设备
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常规岛： 汽轮机 二回路系统 发电机 5. 我国核电前景 空前发展
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组成: 筒体组合件:法兰环,接管段,筒身,冷却 剂进\出口接管 顶盖组合件 底封头 法兰密封结构 压力容器材料:含锰钼镍的低合金 钢,SA533B,SA508II,SA508III
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压水堆核电厂运行
压水堆核电厂运行• 1.正常运行和运行瞬态•正常运行是指核电厂功率运行、燃料更换、维修过程中，频繁发生的事件。
•要求：不触发停堆，放射性后果无影响。
•主要包括：1）稳态和停堆运行2）带有允许偏差的运行3）运行试验• 2.中等频度事件：•发生频率：＞10-2/堆年•要求：最坏的结果，导致紧急停堆，可以很快恢复运行，放射性后果无影响。
• 3.稀有事件：•发生频率：10-4-10-2/堆年•要求：允许少量元件破损，堆芯几何形状不受影响，放射性后果对公众无影响。
• 4.极限事故：•发生频率：10-6-10-4/堆年•要求：事故缓解系统正常。
•后果：后果严重，但要求放射性不致使公众健康和安全受到危害。
•针对三道安全屏障的安全限值•1）保证燃料包壳完整性•如燃料芯块温度≤2800℃、DNBR≥1.22•线功率密度≤590W/cm等。
•2）保证冷却剂边界完整性•冷却剂压力≤16.55MPa、冷却剂温度≤343 ℃等•3）保证安全壳的完整性：•安全壳压力≤0.13MPa、壳内平均温度≤145 ℃、峰值压力下泄漏率≤0.3%等。
•有些安全限值是无法直接测量的，如DNBR、线功率密度、燃料芯块温度等，可以通过其他可测量的参数加以限制，如堆芯热功率、冷却剂温度、压力、流量等。
加热升温•为什么要加热升温：①保证慢化剂温度系数为负值②保护系统的仪表工作在正常范围③稳压器能在有汽腔情况下处于可运行状态④反应堆压力容器远离最小脆性转变温度⑤其他原因：如水化学的原因、水泵的原因等。
•由什么来进行加热升温：主要靠一次水泵来加热升温。
为了保证稳压器容积里的水和一次主回路的水同时升温并建立汽腔，稳压器的断续式加热器也投入运行。
加热升温的初始条件•①反应堆冷却剂系统•·反应堆冷却剂系统含稳压器已完成充水排气，处于水实体状态；•·反应堆冷却剂内的硼浓度为冷停堆模式的硼浓度；•·反应堆冷却剂系统的温度维持在60℃以下；•·反应堆冷却剂系统的压力维持在0.345至0.689MPa（表压）；•·反应堆冷却剂泵处于可运行状态。
03压水堆核电站的正常启动
五、发电机并网，提升功率
发电机作好并网准备，反应堆功率上升到大约为额定 功率的10%时，进行并网操作。 完成并网以后，带最小负荷（约5%Pn的负荷）运行， 调整厂用电的供电方式，从机组启动前的外电源供电 切换到由汽轮发电机组供电。 缓慢增加汽轮机负荷，直到蒸汽排放阀全部关闭，继 续增加汽机负荷，同时手动提升堆功率与此相适应， 直至反应堆功率达到控制系统能投入自动的最小值， 即约为额定功率的15%。 在15%Pn水平时，由于反应堆已转为自动控制，保护 系统的连锁系统不闭锁控制棒组件的自动提升，可以 由控制系统的介入或运行人员的要求来继续增加负荷 。
03 压水堆核电站的正常启动
正常启动
冷态启动：温度在60℃以下 热态启动：短时间停闭后的启动，温度和压力 略低于工作温度和压力 从换料冷停闭工况开始，到功率运行工况，包 括：
初始状态——换料冷停闭工况 冷停闭——热备用 趋近临界和临界 二回路启动 发电机并网，提升功率
压 水 堆 各 标 准 状 态 的 转 变 过 程
一、初始状态换料冷停闭状态)
供电系统
检查备用电源的完整性，重要负载的电压是否正常。
处于次临界状态。硼浓度2000ppm，停堆深度不小于5000pcm 作好启动准备。中子源量程通道已经投入运行。反应堆的其他保护、控制和检测仪表系 统也投入运行 一台运行，一台备用，可以对各系统供应冷却水 处于运行状态，控制一回路温度在38~60 C之间
O
反应堆
控制和保护系统
设备冷却水系统
余热排出系统
化学与容积控制系统
压水堆核电厂培训
辐射监测系统
核电站需要建立，对环境和人 员进行辐射监测
应急救援协调
建立合作关系
01 核电站需要与当地政府、公安消防等部门建立紧密合作关系
协调机制
02 包括信息共享、资源互助等内容
重要保障
03 应急救援协调是核电站应对突发事件的重要保障
应急演练与评估
定期组织应急演练
检验应急预案的可行性 和有效性
应急演练内容
热量转化
核反应堆产生热量，蒸汽发生 器将热量转化为蒸汽
核电站安全设施
被动安全系统
依靠物理原理实现核反 应堆的安全关闭
主动安全系统
由设备和人员操作组成 用于监控和调节核反应 堆的运行状态
应急安全系统
用于应对突发事故和情 况
核电站安全
核电站的安全是首要任务。安全设施是核电站 重要的组成部分，多重安全系统的设计和应用 是确保核电站安全运行的关键。操作人员对安 全系统的熟悉和掌握，是预防核事故的关键。
●02
第2章 压水堆核电厂操作
规程
核电站操作手册
核电站操作手册中包含了操作规程、应急程序 和安全程序等内容。操作规程详细描述了核电 站各个部件的操作步骤和注意事项。操作人员 需要严格按照操作手册执行操作，确保核电站 安全运行。
核电站事故处理流程
警戒 应急措施和人员行动
紧急 应急措施和人员行动
警报 应急措施和人员行动
●03
第3章 压水堆核电厂安全
管理
核安全管理体系
组织结构
01 核安全管理体系的重要组成部分
管理流程
02 核安全管理体系的内容之一
责任分工
03 核安全管理体系的要点
安全事件报告与处理
第一时间报告 安全事件发生后的行动
《核电厂蒸汽供应系统》第3章 反应堆主冷却剂系统(3)
主阀是液压驱动阀，提供卸压功能； 先导阀起压力敏感和控制元件作用，通过脉冲管与
稳压器和主阀相连； 先导阀盘R1和R2。
二二、、稳稳压压器器结结构构（13）
安全阀组工作原理
✓ 核动力装置运行时，当稳压 器压力低于保护阀的整定压 力，先导活塞的传动杆在上 面位置，先导盘R1开启，使 主阀活塞上部与稳压器连通 ，由于主阀活塞的表面积比 阀盘的表面积大，因此保护 阀关闭；
➢ 温度监测
在稳压器内汽相和液相各设置有温度探测器一个 ，当温度高于352℃时给出汽相、水相高温报警信 号；
在稳压器波动管上装有温度探测器一个，当温度 低于300℃时，给出波动管低温报警信号；
在每条喷淋管上设温度探测器一个，温度过低表 示连续喷淋流量不足；
另外在安全阀组下游设一个温度探测器，当温度 高于70℃时发出稳压器卸压管路高温报警信号， 用以检测安全阀组泄漏。
一、概 述
➢ 基本功能 压力控制（调节）
在反应堆稳态运行、正常功率变化以及中、小事故工 况下，能够使RCP压力变化控制在规定的范围之 内。
压力保护
在发生重大事故时，RCP系统压力变化超过范围时 ，提供超压或低压保护。
一一、、概概 述述（2）
➢ 辅助功能 起堆、停堆
起堆时：提供部分热源，控制主冷却剂系统压力 按照预定的程序提高到额定工作压力
17.23 360 15.8 292
三三、、稳稳压压器器工工作作原原理理（2）
1、稳压器控制必要性
➢ 稳压器压力过低影响
冷却剂将接近饱和蒸汽压力，由此可能引起水大量 汽化，堆芯燃料放热恶化，燃料温度升高并导致包 壳破损，甚至燃料熔化。
➢ 稳压器压力过高影响
系统压力增加，整个一回路压力边界就要处于不允 许的应力下，由此可能发生系统设备达到疲劳极限 ，使管道设备破裂，产生LOCA事故，设计基准事 故，是核电站最大可信事故。
稳压器和主阀相连； 先导阀盘R1和R2。
二二、、稳稳压压器器结结构构（13）
安全阀组工作原理
✓ 核动力装置运行时，当稳压 器压力低于保护阀的整定压 力，先导活塞的传动杆在上 面位置，先导盘R1开启，使 主阀活塞上部与稳压器连通 ，由于主阀活塞的表面积比 阀盘的表面积大，因此保护 阀关闭；
➢ 温度监测
在稳压器内汽相和液相各设置有温度探测器一个 ，当温度高于352℃时给出汽相、水相高温报警信 号；
在稳压器波动管上装有温度探测器一个，当温度 低于300℃时，给出波动管低温报警信号；
在每条喷淋管上设温度探测器一个，温度过低表 示连续喷淋流量不足；
另外在安全阀组下游设一个温度探测器，当温度 高于70℃时发出稳压器卸压管路高温报警信号， 用以检测安全阀组泄漏。
一、概 述
➢ 基本功能 压力控制（调节）
在反应堆稳态运行、正常功率变化以及中、小事故工 况下，能够使RCP压力变化控制在规定的范围之 内。
压力保护
在发生重大事故时，RCP系统压力变化超过范围时 ，提供超压或低压保护。
一一、、概概 述述（2）
➢ 辅助功能 起堆、停堆
起堆时：提供部分热源，控制主冷却剂系统压力 按照预定的程序提高到额定工作压力
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三三、、稳稳压压器器工工作作原原理理（2）
1、稳压器控制必要性
➢ 稳压器压力过低影响
冷却剂将接近饱和蒸汽压力，由此可能引起水大量 汽化，堆芯燃料放热恶化，燃料温度升高并导致包 壳破损，甚至燃料熔化。
➢ 稳压器压力过高影响
系统压力增加，整个一回路压力边界就要处于不允 许的应力下，由此可能发生系统设备达到疲劳极限 ，使管道设备破裂，产生LOCA事故，设计基准事 故，是核电站最大可信事故。
核电站原理 第3章 反应堆 压力容器
封
号轴封之间，其作用是： 1）保证主泵轴承的润滑。
组
2）通过三个串联的轴封，保证一回路水不向外泄 漏。
件
3）在RRI系统暂时断水时，保证主泵轴承和轴封的
短时应急冷却。
由RCV系统供给的轴封水压力为15.8Mpa.a ，略高
于一回路压力，流量约1.82m3/h，其中通过轴封约
0.68 m3/h，其余流入一回路
（4）顶盖冷却旁通流量——有2.2％的流量从 导向筒支承板法兰上的小孔流进顶盖进行冷 却。
这一区域的水可通过支承柱向下流回上部堆内 构件构成的水腔室。
上述各项旁通流量总计为冷却剂总流量的6.04 ％，热工设计时取为 6.5％。
旁路流量增大意味着什么?有什么危害? 使流经堆芯流量减少，平均温度增加 自动控制调节 使功率下降。
芯内的支撑与定位。
2. 作为反应堆冷却剂系统的一部分，起着承受一回 路冷却剂与外部压差的压力边界的作用
3. 考虑到中子的外逸，起到对人员的生物防护的作 用
反应堆压力容器按照提供包容反应堆
设
堆芯、上部堆内构件及下部堆内构件所要
计
求的容积设计，考虑到核电厂的寿期为40
考
年，以及运行时冷却剂的循环流动，水对
主 冷却。为防止安全壳内空气升温，在冷却回路出口装 有两台冷却器，由RRI系统冷却。电机设有电加热器，
泵 在泵停运时加热，使线圈保持一定温度，防止凝结水。 为了便于维修主泵和电机，在泵轴与电机轴之间由
电 400mm长的短轴刚性连接。 在电动机定子上有6个测点，监督线圈温升，
机 温度不允许超过120℃。 在冷却器出口装有RRI系统 流量测点，流量低于25m3/h时，给出报警信号。
各种旁通流量及其大致数值为：
【清华压水堆核电厂运行】系统与设备(3)热工基础3小时
燃料棒束的阻力损失，流道摩擦阻力损 失，
提升损失，重力压降，
ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ
堆芯出入口联箱的阻力损失，
定位格架的阻力损失，
沿程加速压降。
系统与设备（3）
26
热工设计准则
为了反应堆的运行安全可靠，热工设计必须满足一些准 则：
燃料元件表面的最大热流密度小于临界热流密度。定
义偏离泡核沸腾比DNBR：
燃料元件的总温降
从燃料中心线到冷却剂的总温度降可以表示为：
T −Tf = q′ r F + 1 + tc + rF 中心 2 π rF 2λ αfG λc α(r + t ) F c
q′为线功率密度，r为燃料元件芯块的半径，
λf为燃料元件的导热系数，λc为包壳的导热系 数，
tc为包壳厚度， α为包壳表面与冷却剂的放热系数，αG为燃料与
反应堆冷却剂回路依靠三台主泵使冷却剂循环，将热量 传给蒸汽发生器二回路的给水。
单位时间冷却剂输送的热量P为：
P = G C ∆T
mp
mp
G 为流量率，C 为冷却剂热容，∆T为冷却剂的温升。
因为∆T＝ ∆H/ Cp，所以上式可以改写为：
P =Gm∆H
∆H为冷却剂的焓升。H＝u＋P/ρ，u为内能，P为压 力， ρ为流体密度。
燃料非均匀装载对功率分布的影响。为了展平径向功率 分布，压水堆一般分三区配置不同富集度燃料，高富集 度的新燃料在最外区。
„ 控制棒对功率分布的影响。
5
系统与设备（3）
6
压水堆传热特点
传热有三种基本形式，即对流换热、导热和辐射传 热。压水堆堆芯的换热主要依靠前两种方式。 UO2芯块裂变后产生的热量主要是通过热传导传给 芯块表面及燃料包壳。一回路的冷却剂通过主泵进 行强制循环进入堆芯，将燃料元件表面热量通过对 流换热带走。冷却剂带出热量后流入蒸汽发生器， 也是通过对流换热把热量传给二次侧的给水。 为了提高整个电厂的循环效率，需要提高二回路蒸 汽的温度和压力，从而必须提高一回路冷却剂的温 度，因而必须提高一回路压力。大亚湾核电站的一 回路冷却剂压力为15.5MPa。波动范围为0.2MPa。
核电站仪表岗前培训_第一章至第三章
压水堆中引起反应性变化的主要是 燃料、慢化剂和毒物。 1）燃料温度系数
燃料温度的上升导致燃料有效吸收 截面增大，中子吸收增大。
238U的燃料温度系数总是负的。
2）慢化剂温度系数 慢化剂水的温度升高，水膨胀，密度减小，
慢化能力减弱，反应性变小；而硼毒作用将随 硼密度减小而下降，使反应性增大。
压水堆在功率运行时，要求慢化剂温度系 数是负的。
当一次冷却剂流量保持不变时，二回路 的输出功率P2
P2 K (Tavg Ts )
这种运行方式的优点 适应反应堆的自调特性，稳定性好。另外，
由于Tavg恒定，冷却剂容积变化小，稳压器的 尺寸相对可以小。 缺点
要保持Tavg恒定不变，随着P2增加，Ts就 要下降，因此Ps（蒸汽发生器压力）也要下降。 蒸汽发生器出口温度Ts下降会使汽输机效率降 低， Ps不能低于设计要求的最低值。
1.5 压水堆核电厂稳态运行方案
所谓核电厂稳态运行方案是指反应 堆及动力装置在稳态运行条件下，以负 荷功率或反应堆功率为核心，各运行参 数，如，温度、压力和流量等应遵循的 一种相互关系的特性。
核电厂的输出功率PH与蒸汽发生器 一次侧和二次侧的温度差有如下联系：
PH (UA) s (Tavg Ts )
1.3.3 反应性控制的功能要求及措施
1. 反应性控制的目的 反应性控制，就是采取各种有效的控制方
式，在确保安全的前提下，控制反应堆的剩 余反应性。 (1) 满足反应堆长期运行的需要 ; (2) 使反应堆在整个堆芯寿期内，保持平坦的功 率分布，使功率峰因子尽可能的小 ; (3) 适应外界负荷的变化; (4) 反应堆出现事故 ,能通过保护系统迅速落棒停 堆，并保持一定的停堆浓度 。
1）监测反应堆的中子通量水平及其变化率； 2）监测堆内中子通量分布及温度场分布； 3）监测核电厂的区域辐射剂量和工艺过程辐射剂量； 4）监测核电厂的工艺过程参数； 5）检测设备的状态、位置、运动速度； 6）监测燃料元件包壳的破损； 7）监测冷却剂的纯度； 8 ) 监测反应堆及设备事故的状态； 9）设备潜在故障的诊断及报警； 10）供电的监测与报警； 11）火灾的监测与报警； 12）异常、故障或事故的声光报警； 13）系统间的信息传输； 14）计算机的信息处理及存储； 15）环境监测。
燃料温度的上升导致燃料有效吸收 截面增大，中子吸收增大。
238U的燃料温度系数总是负的。
2）慢化剂温度系数 慢化剂水的温度升高，水膨胀，密度减小，
慢化能力减弱，反应性变小；而硼毒作用将随 硼密度减小而下降，使反应性增大。
压水堆在功率运行时，要求慢化剂温度系 数是负的。
当一次冷却剂流量保持不变时，二回路 的输出功率P2
P2 K (Tavg Ts )
这种运行方式的优点 适应反应堆的自调特性，稳定性好。另外，
由于Tavg恒定，冷却剂容积变化小，稳压器的 尺寸相对可以小。 缺点
要保持Tavg恒定不变，随着P2增加，Ts就 要下降，因此Ps（蒸汽发生器压力）也要下降。 蒸汽发生器出口温度Ts下降会使汽输机效率降 低， Ps不能低于设计要求的最低值。
1.5 压水堆核电厂稳态运行方案
所谓核电厂稳态运行方案是指反应 堆及动力装置在稳态运行条件下，以负 荷功率或反应堆功率为核心，各运行参 数，如，温度、压力和流量等应遵循的 一种相互关系的特性。
核电厂的输出功率PH与蒸汽发生器 一次侧和二次侧的温度差有如下联系：
PH (UA) s (Tavg Ts )
1.3.3 反应性控制的功能要求及措施
1. 反应性控制的目的 反应性控制，就是采取各种有效的控制方
式，在确保安全的前提下，控制反应堆的剩 余反应性。 (1) 满足反应堆长期运行的需要 ; (2) 使反应堆在整个堆芯寿期内，保持平坦的功 率分布，使功率峰因子尽可能的小 ; (3) 适应外界负荷的变化; (4) 反应堆出现事故 ,能通过保护系统迅速落棒停 堆，并保持一定的停堆浓度 。
1）监测反应堆的中子通量水平及其变化率； 2）监测堆内中子通量分布及温度场分布； 3）监测核电厂的区域辐射剂量和工艺过程辐射剂量； 4）监测核电厂的工艺过程参数； 5）检测设备的状态、位置、运动速度； 6）监测燃料元件包壳的破损； 7）监测冷却剂的纯度； 8 ) 监测反应堆及设备事故的状态； 9）设备潜在故障的诊断及报警； 10）供电的监测与报警； 11）火灾的监测与报警； 12）异常、故障或事故的声光报警； 13）系统间的信息传输； 14）计算机的信息处理及存储； 15）环境监测。
第三讲 压水堆核电厂的运行与维护
第二步：控制棒的提升 根据堆芯的布置，推算出最低无负荷临界相对应的各棒提升过程中， 应预期反应堆随时都会达到临界。提升顺序：棒组A、B分别到堆 顶，棒组C接近堆顶，棒组D提升到调节带下限，预期反应堆能达 到临界。 趋向临界的过程由源量程测量通道来检测，一旦通量水平达 到中间量程测量通道的最小探测阈，就应该手动闭锁“源量程通量 过高”的保护措施。 第三步：控制棒提升，功率提升至<２％FP 控制棒继续提升，二回路暖管，然后调节二回路蒸汽排放，反 应堆进入热备用状态。
限制功率分布的有关准则
Δ防止堆芯熔化准则 燃料芯块温度不超过UO2熔点（2260º C），相应线功率 密度590W/cm； Δ临界热流密度（DNB）准则 为防止发生膜态沸腾，定义偏离泡核沸腾比DNBR为临 界热流密度与实际热流密度之比。额定功率运行下， DNBR>1.9；在功率突变或出现事故时，DNBR>=1.3。 Δ和失水事故有关的准则 一旦发生失水事故，也应当避免燃料包壳熔化。燃料 包壳不能超过1204º C，相应的线功率密度理论极限值 480W/cm，实际取418W/cm。
四、恒定轴向偏移时的反应堆运行
反应堆功率分布的特点
(1) 对于径向功率分布,主要由堆芯燃料组件的分区布置、 可燃毒物组件和控制棒组件在堆芯的布置以及控制棒提棒 顺序等来控制，并通常可以精确预测。因此，在反应堆运行 过程中，对径向功率分布的控制是次要的，且可以控制的裕 度是很小的； (2) 对于轴向功率分布，在反应堆运行过程中，受到慢化剂 温度效应、中毒效应、多普勒效应、控制棒棒位以及 燃耗等因素的影响，因此是反应堆功率分布研究的重点，其 目的是保证反应堆能够安全、经济的运行。
设备维修状态；
② 正常冷停堆
压力容器处于封闭状态，处于受压状态；
第3章 核电厂的调试启动
(3)当安装工作延误时，为了减少对系统调试进度 的影响，可将系统分成若干个功能单元，安装完成一 个调试一个。
说明：
对于前两种情况，需要在安装活动开始之前 由调试队和安装承包商在施工队和工程处的参与 下就每一个EESR的范围、期限等进行协商确定。 EESR所涉及的系统，其边界必须明确定义，且便 于对其进行隔离。
一般情况下，试验开始时间对于核岛系统约在 EESR签字之后半个月，对于常规岛和BOP系统约在 EESR签字后一个月。在这段时间内，试验人员可办理 好试验许可证以及进行其他试验准备工作。
3.2.3
从调试到试运行的转移
系统调试完成后， 在进入商业运行前，还 有一个至关重要的阶段， 即试运行(又称TO)阶段。 一个系统由调试阶段转 入试运行阶段，称作 TOTO(见图3-5)。
五、EESR签字引起的职责转移
EESR签字表明调试队对该系统负责的开始。 EESR签署前，系统在安装承包商的责任范围内，施 工队的工作限于质量控制监督和检查，调试队需要关 注、跟踪系统的安装状态。 EESR的签署，就表示调试队接过了对系统的责任。 此后，在该系统上的一切活动须经调试队允许后才能 进行。
一般不能等全部系统都安装完毕后再进行调试，否则 工程的进度无法保证。必须安装完一部分，调试一部分， 这时安装作业区和调试作业区就会产生犬牙交错的现象。
为了保证设备和人员的安全，建立了一个专门机构，
即隔离办公室，责成它在安装结束后，从TOB(Take Over for Blocking，即隔离移交)签署起，担负起设备 监督和维护安全的职责。同时，制定了一套调试管理程序， 对调试活动进行管理。 这些程序的核心思想是：一切活动(调试、维修、工 作等)都要通过许可申请，经隔离办公室实施安全保障措 施后，才能允许进入现场工作。只有这样，工作人员和设 备的安全才能得到可靠保障。
核反应堆-核电-核技术-核工程-3.1 压水堆核电厂一回路主系统1
•放射性屏障
RCP系统压力边界作为裂变产物放射性的第二道 屏障，在燃料元件包壳破损泄露时，可防止放射性物 质外外逸。
3
3.1.2 系统描述 系统组成
冷却系统
压力调节系统
超压保护系统
提高冷却剂质量流量可 一回路冷却剂的温度升高或降低， 当压力超过限制值，卸压管线
以减少堆出入口的温差。 造成一回路冷却剂体积膨胀或收缩。 上的安全阀开启，向卸压箱排放蒸
提高压力，提高承压要求，材料和加工制造 难度加大，从而影响电厂的经济性。
• 燃料包壳温度限制，抗高温腐蚀性能 • 传热温差的要求，冷却剂温度至少要
比包壳温度低10-15oC，保证热交换
• 冷却剂过冷度的要求，应有20oC左右
的过冷度。
3.入口温度
• 出口温度确定，对于额定热功率 的反应堆，入口温度与流量为单 值关系。
蒸汽压力。
值不同的安全阀。
4
冷却系统
冷却剂载热方程:
Pt qmCp (tout tin )
燃料表面的放热过程:
PU A h (t f tc )
h～ qm0.8
Pt: 堆芯热功率 qm：冷却剂流量 Cp: 冷却剂定压热熔 tout,tin：堆芯出入口温差
Pu: 堆内燃料棒的总功率 A: 燃料元件总表面积 tf : 燃料元件表面温度 tc : 冷却剂温度 h : 冷却剂与燃料元件表面的
• 入口温度越高，冷却剂平均温度 越高
• 入口温度高，冷却剂的温升小， 所需质量流量大，增加泵的唧送 功率，降低了电厂的净效率。
4.冷却剂流量
qm
c p (tout tin ) pt
• 进出口温升30-40oC
• 核电厂变工况时，平均温度变
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化学与容积控制系统
• 总结
– 三大主要功能 – 辅助功能 – 材料的来源在哪里？
36
核电厂系统与动力设备
余热排出系统
• Residual Heat Removal System • 核电厂运行中的问题
– 衰变余热
• 停堆 • 装卸料 • 维修
– 换料后反应堆水池的打回到换料水箱 – 主泵停止后，一回路硼浓度的均匀化 – 低压运行时冷却剂的净化
25
3. 容积控制箱
• 兼有容积控制和化学控制的作用；
– 吸收稳压器不能吸收的一回路 水容积的变化；
– 水位可依靠硼回收系统、硼和 水补给系统调节；
– 作为除气塔，使一回路放射性 气体释放出去；
• 运行时，充有氢气，限制一回路 水因辐照产生的辐照分解氧：
• 作为上充泵的高位给水箱，为上 充泵提供水源。
11
核电厂系统与动力设备
11
化学与容积控制系统
• 辅助功能：
– 供给轴封水
• 供给一回路冷却剂泵 轴封系统所需要的轴 封用水
– 供给辅助喷淋水
• 冷却剂泵停运后提供 稳压器的辅助喷淋水
12
核电厂系统与动力设备
12
化学与容积控制系统
• 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
时间/s
Wigner-Way公式
Pd t
P0
0.0622
t 0.2
t0
t
0.2
38
核电厂系统与动力设备
SG
RHS
39
核电厂系统与动力设备
？蒸汽发生器 余热排出系统
39
换料后反应堆水池的水的处理
40
余热排出系统
• 功能
– 带出衰变余热
• 停堆运行的第二阶段，当一回路温度降到180℃及以下，绝对 压力降到3.0MPa以下时，用余热排出系统排出堆芯余热、一回 路水和设备的显热以及运行的主泵在一回路中产生的热量，使 反应堆进入冷停堆状态；
30
核电厂系统与动力设备
30
31
核电厂系统与动力设备
6. 过剩下泄回路的流程
• 当正常回路加热的最后阶段有较大的下泄流量，最大流量 3.4 m3/h
• 或事故情况下，从主泵前过渡段吸取一回路水。
32
核电厂系统与动力设备
32
低压下泄管线 过剩下泄
33
硼与水 补给系统
34
核电厂系统与动力设备
AP1000化容系统
26
核电厂系统与动力设备
26
4. 上充回路的流程
• 上充泵从容积控制箱吸水； • 上充流量根据稳压器水位调节； • 上充泵额定流量为34 m3/h，正常流量10.2 m3/h；
– 上充泵出口压力大于主回路压力，和足以提供主泵轴封回路供水 的压力
• 上充流通过再生热交换器可加热到260℃。 • 上充和下泄不在一个回路上
3
核电厂系统与动力设备
3
辅助系统与主系统之间的关系
4
核电厂系统与动力设备
4
化学与容积控制系统
• 电厂运行需要解决的一些问题
– 水容积变化：冷却剂的热胀冷缩 – 运行过程中产生的裂变产物与腐蚀产物 – 硼酸浓度的调节 – 其他
• 主泵的轴封水 • 稳压器的喷淋
5
核电厂系统与动力设备
5
需要解决的问题(1)
旁路管线
43
核电厂系统与动力设备
43
低压运 行，所 以需要 旁路下 泄孔板
低压下泄管线
44
核电厂系统与动力设备
44
系统描述
• 超压保护
– 两个安全阀组
参数
018VP
开启压力/MPa 4.5 关闭压力/MPa 4.2
115VP 120-121VP
4.0
3.8
3.7
2.5
核电厂系统与动力设备研修
45
17
核电厂系统与动力设备
反应性控制
• 反应性控制的目的：
– 调节一回路水的硼浓度，补偿堆芯反应性的缓慢变化 – 调节冷却剂硼浓度使功率调节棒、温度棒的棒位处于调节带内。
• 反应性控制措施：
– 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。
• 硼酸调节
– 燃料消耗
– 带功率运行时，由于裂变产物毒物氙、钐的产生、裂变产物 的积累等带来的负反应性；
– 燃料的多普勒效应和慢化剂的温度效应；
8
核电厂系统与动力设备
8
需要解决的问题（4）
• 主泵的轴封水
– 轴封水是轴封泵运行的命脉 – 需要高压的水
• 稳压器的喷淋
– 正常喷淋来自于冷段水，以主泵为动力 – 主泵不运行怎么办
46
核电厂系统与动力设备
47
核电厂系统与动力设备
系统运行
• 1. 投运前的准备 – 停堆后第一阶段，由蒸汽 发生器冷却，28C/h。 – 余热排出系统处于隔离、 备用状态。
– 投运的条件
• 余热排出系统与一回路系统 具有相同的温度和压力
• 水中的硼浓度应与一回路的 硼浓度一致
t 292 180 4 hours 28
– 功率不大，可变 – 放射性，最终热阱不能与热交换器直接接触。
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核电厂系统与动力设备
主要的用户
类型 安全相关
非安全相关
用户
对象ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ
安全壳喷淋系统 电气厂房冷冻水系统 上充泵房应急通风系统 安全注入系统 设备冷却水系统 余热排出系统
反应堆冷却剂系统 化容系统 控制棒驱动机构风冷系统 蒸汽发生器排污系统
• 水容积变化的原因
– 热工学的角度
• 当一回路水温度变化时 （60℃~291.4℃），回 路中水的容积也随之变 化，约40%；
– 水力学的角度
• 泄漏
• 稳压器吸收多余的水
0.0016 0.0015 0.0014 0.0013 0.0012 0.0011 0.001 0.0009 0.0008
0
v/ m3/kg 50 100 150 200 250 300 350
主泵加热
AND
化容系 统加压
关闭5/6号隔离阀 关闭4号隔离阀
50
停堆冷却泵停止， 余热排出系统隔离
稳压器内 形成汽腔
AND
余热排出系统 退出运行
核电厂系统与动力设备
51
核电厂系统与动力设备
• 退出运行
– 在反应堆从冷停堆过渡到热停堆的过程中， 一回路平均温度在160℃~180℃； —绝对压力在2.4~2.8 MPa； —压力用稳压器控制； —有两台主泵在运行； —蒸汽发生器可用。 停堆冷却泵停止，与一回路隔离。
9
核电厂系统与动力设备
9
10
核电厂系统与动力设备
10
化学与容积控制系统
• 主要功能
– 容积控制
• 运行中用于调节稳压器液位，以保持一回路冷却剂的水容 积
• 启动前向一回路系统充水，进行水压试验
– 化学控制
• 净化冷却剂，减少反应堆冷却剂中的裂变产物和腐蚀产物 的含量
– 中子毒物控制
• 调节冷却剂中的硼浓度，控制堆反应性的慢变化；
18
核电厂系统与动力设备
18
化学和容积控制系统流程
• 下泄回路 • 除盐回路 • 容积控制箱的运行 • 上充回路 • 轴封水 • 过剩下泄回路
19
核电厂系统与动力设备
下泄管线
20
核电厂系统与动力设备
20
4.1.2 化学和容积控制系统(RCV)流程图
下泄回路
再生式热交换器
非再生式热交换器
21
4.1.2 化学和容积控制系统的流程
• 反应堆在停堆、装卸料或者维修时，导出燃料发出的余热，将 一回路水保持在冷态温度
– 送换料水池的水回换料水箱 – 主泵停运下，一回路水的均匀
41
核电厂系统与动力设备
系统描述
• 低压系统，只有当一回路压力、温度降到3MPa及 180℃后投入运行
• 两台并联的泵、两台并联的热交换器、一条旁路 和一条再循环管道
压水堆核电厂一回路 主要辅助系统
单建强 jqshan@
核电厂工作原理
专设安全设施
二回路
核辅助系统
2
核电厂系统与动力设备
2
概述
• 核辅助系统
– 一回路辅助系统
• 化学与容积控制系统 • 余热排除系统 • 硼与水补给系统
– 设备冷却水系统 – 三废处理系统 – 核岛通风空调系统 – 核燃料装卸贮存和工艺运输系统
内的硼酸饱和，后达到锂饱和
– 发生燃料破损事故时，取出绝大部分的锂和放射性铯:
• 阳床离子交换器，间歇运行，用于，净化一回路水质 • 大亚湾的经历
– 经过滤器滤掉树脂碎片 – 高温时（T>57℃），旁路
23
核电厂系统与动力设备
23
除盐管线
24
核电厂系统与动力设备
24
混床离子交换器 阳床离子交换器
核电厂系统与动力设备研修
• 2. 系统的正常运行
– 投入运行：一回路平均温度在160℃~180℃； 一回路绝对压力在2.4~2.8 MPa； 一回路仍由 稳压器控制； 一台主泵仍在运行。
– 温度下降速率为28℃/h
49
核电厂系统与动力设备
• 3. 退出运行
温度 160-180C
压力 2.4-2.8MPa
核电厂系统与动力设备研修
6
需要解决的问题(2)
• 腐蚀和裂变产物
– 物理腐蚀：水中杂质沉积在燃料包壳，结垢导致包壳 破裂