核电厂系统及设备培训课件
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核电厂系统与设备-5.3 安全壳系统
5.3 安全壳系统
5.3.2 安全壳的形式 (2) 压水堆核电厂代表性安全壳
(a)双层球形钢安全壳
5.3 安全壳系统
5.3.2 安全壳的形式 (2) 压水堆核电厂代表性安全壳
(b)钢筋混凝土安全壳
钢筋混凝土安全壳通常采用双层 结构，外层钢筋混凝土壳为生物屏蔽 层，内层钢壳起承压密封作用，其形 式有圆柱形和球形两种。 图为美国早期建造的电功率为 800 MW压水堆核电厂安全壳，直径 约40m，钢板厚度38mm，半球顶、 椭球底，二次包容壳为椭球顶盖的圆 柱形钢筋混凝土结构，两层壳之间留 有1.5 m宽的环形空间，环腔内呈负 压，从钢壳泄漏至环腔的放射性气体 只有经过过滤净化后方能从排气烟囱 排放，以降低放射性物质对环境的污 染。
5.3 安全壳系统
5.3.2 安全壳的形式 (1) 分类
按结构材料分：
钢结构 钢筋混凝土 预应力混凝土 钢与钢筋混凝土、预应力混凝土的复合结构
按性能分： 干式 冰冷凝式
按形状分：
圆柱形 球形
5.3 安全壳系统
5.3.2 安全壳的形式 (2) 压水堆核电厂代表性安全壳
综合考虑材料、性能、形式、厂址、输出功率、经济性和安 全性等因素，压水堆核电厂具有代表性的安全壳型式有：
（a）双层球形钢安全壳（前联邦德国核电站采用） （b）钢筋混凝土安全壳（美国早期核电站采用） （c）预应力混凝土安全壳（秦山、大亚湾） （d）双层预应力混凝土安全壳 （e）冰冷式安全壳
5.3 安全壳系统
5.3 安全壳系统
5.3.2 安全壳的形式 (2) 压水堆核电厂代表性安全壳
(b)钢筋混凝土安全壳
5.3 安全壳系统
5.3.2 安全壳的形式 (2) 压水堆核电厂代表性安全壳
核电厂系统及设备课件
21
• 汽轮机乏汽在凝汽器内凝结为饱和水。凝 汽器具备热力除氧的条件，可利用凝汽器 兼作除氧器。图8.13给出了一种凝汽器热 井中鼓泡除氧装置设计，从图中可以看出， 其中的除氧主要靠鼓泡加热凝结水。
22
23
系统功能 • 除去凝结水中的气体（主要是氧气）。 • 除氧器同时又是混合式加热器。 • 为给水泵提供一定的净正吸入压头。
44
• 除氧给水箱水质合格后，冲水至正常液位， 启动除氧循环泵，投入备用汽源，使除氧器 给水升温至110.5℃,对应压力0.05MPa。在 低负荷时，除氧器定压运行，机组负荷升至 65%左右打开四段抽汽电动阀和逆止阀，同 时关闭备用汽源电动阀，除氧器开始滑压运 行。
45
• 除氧器启动前（指安装、大修后、或长期 停运后投运）应对除氧器系统进行除铁冲 洗，除铁冲洗的合格指标是含铁量≤50ppb， 悬浮物≤10ppb。
26
• 除氧后的余汽分别经节流垫排至空气系统， 并在该处设有放射性测点。两只给水箱内设 再沸腾管，在启动加热时使用。两套溢流装 置和放水管分别由1#、2#给水箱接出。汇 总后经Ф325×5mm溢流放水总管排入凝汽 器。两只给水箱分别装有取样分析器。以便 监督和分析除氧给水的各项数据。
27
• 给水箱的下水系统是这样布置的：1#、2# 给水箱分别接出一条Ф529×6mm的下水管 进入各自的主给水泵（1#、3#主给水泵）。 2#主给水泵由两台给水箱共用Ф529×6mm 的下水管供水。正常运行中，选用一、二号 或二、三号水泵运行时，可能会出现两台给 水箱的水位偏差。
共有128只，全部由不锈钢制造，其外形尺寸为 505×376mm，该箱由侧板、角钢和小槽钢组成。 恒速喷咀 • 恒速喷咀安装在充满凝结水的凝结水进水室中的 弓形不锈钢罩板上。
• 汽轮机乏汽在凝汽器内凝结为饱和水。凝 汽器具备热力除氧的条件，可利用凝汽器 兼作除氧器。图8.13给出了一种凝汽器热 井中鼓泡除氧装置设计，从图中可以看出， 其中的除氧主要靠鼓泡加热凝结水。
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系统功能 • 除去凝结水中的气体（主要是氧气）。 • 除氧器同时又是混合式加热器。 • 为给水泵提供一定的净正吸入压头。
44
• 除氧给水箱水质合格后，冲水至正常液位， 启动除氧循环泵，投入备用汽源，使除氧器 给水升温至110.5℃,对应压力0.05MPa。在 低负荷时，除氧器定压运行，机组负荷升至 65%左右打开四段抽汽电动阀和逆止阀，同 时关闭备用汽源电动阀，除氧器开始滑压运 行。
45
• 除氧器启动前（指安装、大修后、或长期 停运后投运）应对除氧器系统进行除铁冲 洗，除铁冲洗的合格指标是含铁量≤50ppb， 悬浮物≤10ppb。
26
• 除氧后的余汽分别经节流垫排至空气系统， 并在该处设有放射性测点。两只给水箱内设 再沸腾管，在启动加热时使用。两套溢流装 置和放水管分别由1#、2#给水箱接出。汇 总后经Ф325×5mm溢流放水总管排入凝汽 器。两只给水箱分别装有取样分析器。以便 监督和分析除氧给水的各项数据。
27
• 给水箱的下水系统是这样布置的：1#、2# 给水箱分别接出一条Ф529×6mm的下水管 进入各自的主给水泵（1#、3#主给水泵）。 2#主给水泵由两台给水箱共用Ф529×6mm 的下水管供水。正常运行中，选用一、二号 或二、三号水泵运行时，可能会出现两台给 水箱的水位偏差。
共有128只，全部由不锈钢制造，其外形尺寸为 505×376mm，该箱由侧板、角钢和小槽钢组成。 恒速喷咀 • 恒速喷咀安装在充满凝结水的凝结水进水室中的 弓形不锈钢罩板上。
核电厂系统及设备讲义
核电厂系统及设备讲义一、核电厂概述核电厂是利用核裂变或核聚变能产生电能的设施。
核电厂通常由核反应堆、发电机、冷却系统、辅助设备等组成。
二、核反应堆核反应堆是核电厂的核心设备，它是进行核裂变或核聚变反应的地方。
核反应堆通常采用压水堆、沸水堆等不同类型。
核反应堆的安全运行是核电厂的关键。
三、发电机核电厂的发电机是将核反应堆产生的热能转化为电能的装置。
发电机通过转动产生电能，供给电网使用。
四、冷却系统核电厂的冷却系统用于散热，避免核反应堆过热。
冷却系统通常采用水冷却或气冷却的方式。
五、安全系统核电厂的安全系统包括应急关闭系统、防护系统等。
这些系统是核电厂保障安全运行的关键。
六、辅助设备核电厂的辅助设备包括控制系统、监测设备、燃料装置等。
这些设备为核电厂的正常运行提供支持。
七、废物处理系统核电厂产生的废物处理是核电厂运行的重要环节。
废物处理系统包括核废料处理设施、废水处理设施等。
以上就是核电厂系统及设备的简要介绍，核电厂作为清洁能源的重要组成部分，在全球范围内发挥着重要作用。
随着技术的不断发展，核电厂的安全性和效率将得到进一步提升。
八、安全防护设施核电厂的安全防护设施是保障核反应堆安全运行的重要一环。
其中包括核反应堆容器、保护壳和防辐射屏障等。
这些设施能够有效隔离放射性物质，确保辐射对周围环境和人员的影响得到最小化。
九、辐射监测系统核电厂使用辐射监测系统对反应堆周围环境和工作人员进行实时监测，以确保辐射水平在安全范围内。
这些监测系统包括气体采样装置、人员穿戴的辐射监测仪器等，能够及时警报，保障人员和环境的安全。
十、应急预案核电厂拥有完善的应急预案，对各种可能的事故和突发状况进行了充分的预案和演练。
一旦发生紧急情况，核电厂能够迅速启动应急预案，以及时有效地应对和解决问题。
十一、燃料处理系统核电厂的燃料处理系统负责燃料元件的储存、运输和辐射监测。
燃料元件是核反应堆的关键部件，核电厂需要对其进行精心管理和维护，以确保核反应堆的正常运行。
核电厂系统及设备培训课程
智能化技术应用：引入先进的智能化技术，提高核电厂运行管理的自动化水平 人才培养与团队建设：加强员工培训和团队建设，提高核电厂运行与管理水平
运行成本：包括燃 料成本、维护成本、 人力成本等
经济效益：发电量、 电力销售收入、税 收等
社会效益：环保、 安全、就业等 Nhomakorabea综合效益评估：考 虑各种因素，评估 核电厂的总体效益
调整：根据监控数据，及时调 整运行参数，优化设备性能， 提高运行效率
运行监控：实时监测核电厂系 统及设备的运行状态，确保安 全稳定
应急处理：在出现异常情况时， 迅速采取应急措施，防止事故 扩大
培训内容：介绍核电厂运行监 控与调整的相关知识、技能和
注意事项
运行效率提升：通过改进操作流程和设备维护方式，提高核电厂运行效率 安全管理强化：加强安全监管和风险控制，确保核电厂安全稳定运行
感谢您的观看
汇报人：
核电厂设备介绍
反应堆类型：轻水堆、重水堆、快中子堆等 反应堆结构：压力壳、燃料组件、控制棒等 反应堆控制系统：调节反应堆功率、控制反应性等 反应堆安全设施：安全壳、应急冷却系统等
蒸汽发生器： 将核反应堆产 生的热能转化 为蒸汽，为汽 轮机提供动力
蒸汽管道：将 蒸汽从蒸汽发 生器输送到汽 轮机，以及从 汽轮机输送到
辐射防护：加强辐射防护措施，确 保员工和周边居民的健康与安全
核电厂运行与管理
核电厂运行计划：制定、执行和监控核电厂的运行计划，确保安全、经济和高效运行 调度管理：协调核电厂与电网之间的调度，确保电力供应的稳定和可靠 应急预案：制定和执行核电厂应急预案，应对突发事件和事故情况 运行人员培训：对核电厂运行人员进行培训，提高其技能水平和操作能力
核电厂安全与防护
国家核安全法 规和标准
运行成本：包括燃 料成本、维护成本、 人力成本等
经济效益：发电量、 电力销售收入、税 收等
社会效益：环保、 安全、就业等 Nhomakorabea综合效益评估：考 虑各种因素，评估 核电厂的总体效益
调整：根据监控数据，及时调 整运行参数，优化设备性能， 提高运行效率
运行监控：实时监测核电厂系 统及设备的运行状态，确保安 全稳定
应急处理：在出现异常情况时， 迅速采取应急措施，防止事故 扩大
培训内容：介绍核电厂运行监 控与调整的相关知识、技能和
注意事项
运行效率提升：通过改进操作流程和设备维护方式，提高核电厂运行效率 安全管理强化：加强安全监管和风险控制，确保核电厂安全稳定运行
感谢您的观看
汇报人：
核电厂设备介绍
反应堆类型：轻水堆、重水堆、快中子堆等 反应堆结构：压力壳、燃料组件、控制棒等 反应堆控制系统：调节反应堆功率、控制反应性等 反应堆安全设施：安全壳、应急冷却系统等
蒸汽发生器： 将核反应堆产 生的热能转化 为蒸汽，为汽 轮机提供动力
蒸汽管道：将 蒸汽从蒸汽发 生器输送到汽 轮机，以及从 汽轮机输送到
辐射防护：加强辐射防护措施，确 保员工和周边居民的健康与安全
核电厂运行与管理
核电厂运行计划：制定、执行和监控核电厂的运行计划，确保安全、经济和高效运行 调度管理：协调核电厂与电网之间的调度，确保电力供应的稳定和可靠 应急预案：制定和执行核电厂应急预案，应对突发事件和事故情况 运行人员培训：对核电厂运行人员进行培训，提高其技能水平和操作能力
核电厂安全与防护
国家核安全法 规和标准
核电厂系统与动力设备课件04第四章一回路设备
5
大亚湾核电厂一回路系统主要参数
参看68页 表4－1
1 系统额定热功率，堆芯额定热输出功率，发电功 率的区别 2 工作压力？进出口温度？过冷度？设计温度？ 3 压力损失情况：堆芯，蒸汽发生器。
4. 二次侧工作压力
6
安全辅助系统
第一类 牵涉到核安全的安全系统 4
安注，安喷，辅助给水，安全壳隔离系统
20
④管束组件
管束是呈正方形排列的倒U型管。 管束直段分布有若干块支撑板， 用以保持管子之间的间距。在U型 管的顶部弯曲段有防振杆防止管 子振动。支撑板结构的设计上。 早期的支撑板采用圆形管孔和流 水孔结构。新的设计普遍采用四 叶梅花孔。这种开孔将支撑孔和 流通孔道结合在一起，增加了管孔之间的流速，减少了腐蚀产物 和化学物质的沉积，使得该区的 腐蚀状况大为改善。 21
11
蒸汽发生器分类
Babcock & Wilcox
12
立式自然循环蒸汽发生器
蒸汽发生器结构
下封头、 管板、 U型管束、 汽水分离装置及 筒体组件
一、二回路冷却剂流程 循环倍率的定义
13
立式自然循环蒸汽发生器
14
主要设计参数
表4-2
Incoloy-800、Inconel-600、Inconel-690和321SS
⑤
筒体组件
蒸汽发生器筒体组件包括上封头、上筒体、 下筒体、锥形过渡段等。
蒸汽出口管嘴中有限流器，用来限制主蒸 汽管道破裂时的蒸汽流量，防止事故时对 一次侧的过度冷却，以避免反应堆在紧急 停堆后重返临界。 上筒体设有给水管嘴并与给水环相连。
上筒体还设有两个人孔,必要时可以进人 更换干燥器。下筒体在靠近管板处设有若 干检查孔，以便检查该区域内的传热管表 面和管板二次侧表面。必要时可用高压水 冲洗管板上表面的淤渣。（超声波气泡冲 洗技术）
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01章补充幻灯片PPT
重核
中等核
中等核
• 比结合能最大
重
核 • 结合时质量亏损大
轻 核
轻核
2021/5/24
质量亏损
中等核
轻核
16
重核裂变
▪ 自发裂变:无需外界作用，就 有自发分裂的趋势。自然界中 某些质量数很大的原子核，如 铀 -236 ， 有 自 发 裂 变 的 现 象 。
▪ 诱发裂变：在中子轰击下发生 的裂变
▪ 链式裂变反应：裂变过程中， 有中子释放出来，这样就可能 形成链式的裂变反应，从而源 源不断地产生核能
➢ 铀-238约99.28%
2021/5/24
鈣铀云母铜铀云母
天然铀
20
裂变核燃料的生成
2 9 U 3 2 n 8 2 9U 3 2 9 2 9N 3 3 9 p 2 9P 3 49u
2 9 T 3 0 2 n h 2 9 T 3 0 3 h 2 9 P 3 1 3 a 2 9 U 3 23
2021/5/24
7
（n，α）反应
▪ 出射粒子为氦核
▪ 与（n，p）反应类似，慢中子引起重核的 （n，α）反应的可能也很小，只有轻核才能 发生（n，α）反应。
➢ 例如：10B（n，α）7Li反应等，其热中子吸收截 面很大，所以常利用硼-10 和锂-6作为中子探测 器，利用含硼石蜡作为快中子的屏蔽材料。
数 ，控制反应速度
2021/5/24
如何才能使链 式反应不变成 原子弹似的在 瞬间倍增，而 是维持不变的 核反应速率？
必须保证每次裂变放 出的中子只有一个用 于其它核素的裂变
办法是：设法用非裂 变方法将裂变放出的 多余中子抢走
27
维持链式裂变的条件--临界质量
临界体积
核电厂系统及设备培训课件(PPT86张)
（1）放射性水平的控制 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
20
• 裂变产物向冷却剂的释放速度是以逃逸系数 来衡量的，定义为单位时间内裂片核由燃料 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。对一定的核素可以列出如下两 个方程:
3
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。
4
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
5
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；
6
• 向反应堆冷却剂泵提供轴封水；
1.3 系统流程
34
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。 35
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• 裂变产物向冷却剂的释放速度是以逃逸系数 来衡量的，定义为单位时间内裂片核由燃料 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。对一定的核素可以列出如下两 个方程:
3
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。
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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
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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；
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• 向反应堆冷却剂泵提供轴封水；
1.3 系统流程
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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。 35
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核电厂系统及设备培训课程
13、不知香积寺，数里入云峰。。23.2.2623.2.2622:00:1722:00:17February 26, 2023
14、意志坚强的人能把世界放在手中像泥块一样任意揉捏。2023年2月26日星期日下午10时0分17秒22:00:1723.2.26
15、楚塞三湘接，荆门九派通。。。2023年2月下午10时0分23.2.2622:00February 26, 2023
裂变过程可以产生巨大的能量 92U235+0n1→ F1+F2+〔2~3〕 0n1 +200MeV能量
核电站的优点是： 1. 燃料消耗量量少 2. 对环境影响小 3. 功率大 4. 发电成本低。
5
1. 燃料消耗量量少
“燃烧〞 1千克铀-235放出热量 卡
燃烧 1千克标准煤放出热量燃烧1升重油放出热量核电厂系统及设备
［ 教师信息 ］
• 主讲教师：宋怡 • Tel： • Email ：
［ 教学要求 ］
教学方式：课堂讲授＋课堂讨论 考核方式：闭卷考试
最终成绩：考试成绩60%＋平时成绩40% 平时成绩=出勤+答复以下问题
1 绪论
1.1 世界核能的开展概况 1.2 核电在我国的开展
核能的优势
燃烧 1立方米天然气放出热量
不难算出，1千克铀235裂变放出的热量相当于 燃烧约2，700吨标准煤 。 同一质量下，核能比化学 能大几百万倍。
19，600，000，000千
7，000千卡 9，900千卡 9，800千卡
1.1世界核能的开展概况
国际上核电开展趋势概述
1、国外四代核电技术现状
核电站
第三代核电站
海阳核电站〔2 unit 〕 防城港核电站〔2 unit〕 宁德核电站〔4 unit〕
核电厂系统及设备培训讲义
3
• 能动的安全性 必须依靠能动设备（有源设 备），即需由外部条件加以保证的安全性。
• 后备的安全性 指由冗余系统的可靠度或阻 止放射性物质逸出的多道屏障提供的安全 性保证。
4
• 固有安全性定义为：当反应堆出现异常工况 时，不依靠人为操作或外部设备的强制性干 预，只是由堆的自然安全性和非能动的安全 性，控制反应性或移出堆芯热量，使反应堆 趋于正常运行和安全停闭。
2
确保反应堆安全的四种安全性要素
• 自然的安全性 只取决于内在负反应性系数、多普勒 效应、控制棒藉助重力落入堆芯等自然科学法则的 安全性，事故时能控制反应堆反应性或自动终止裂 变，确保堆芯不熔化。
• 非能动的安全性 建立在惯性原理（如泵惰转）、重 力法则（如位差）、热传递法则等基础上的非能动 设备（无源设备）的安全性，即安全功能的实现毋 需依赖外来的动力。
– 通风，为专设安全设施的良好运行提供必要的条 件，使事故工况下的放射性后果限制在可接受的 范围，保持控制室在事故工况下的可居留性。
– 供给冷却水，排出由专设安全设施排出的热量。 – 给能动部件提供动力源，包括电源和压缩空气。
13
2.1 专设安全设施的功能
• 防止放射性物质扩散，保持环境，保护公 众和核电厂工作人员的安全。
24
• 高压安全注入系统由两个系列A和B组成。 每个系列提供百分之百的应急冷却水。
• 高压安注系统的工作分为直接注入和再循 环注入阶。
25
中压安注系统流程图
26
中压安注系统（蓄压箱注入系统）
• 蓄压箱注入系统由安全壳内的三个蓄压箱及 其与一回路冷管段相连的管道和阀门组成。
• 在电站出现三、四类事故时，保证反应堆 余热的排出，并尽可能地限制包容裂变产 物的设备与系统的损坏。
• 能动的安全性 必须依靠能动设备（有源设 备），即需由外部条件加以保证的安全性。
• 后备的安全性 指由冗余系统的可靠度或阻 止放射性物质逸出的多道屏障提供的安全 性保证。
4
• 固有安全性定义为：当反应堆出现异常工况 时，不依靠人为操作或外部设备的强制性干 预，只是由堆的自然安全性和非能动的安全 性，控制反应性或移出堆芯热量，使反应堆 趋于正常运行和安全停闭。
2
确保反应堆安全的四种安全性要素
• 自然的安全性 只取决于内在负反应性系数、多普勒 效应、控制棒藉助重力落入堆芯等自然科学法则的 安全性，事故时能控制反应堆反应性或自动终止裂 变，确保堆芯不熔化。
• 非能动的安全性 建立在惯性原理（如泵惰转）、重 力法则（如位差）、热传递法则等基础上的非能动 设备（无源设备）的安全性，即安全功能的实现毋 需依赖外来的动力。
– 通风，为专设安全设施的良好运行提供必要的条 件，使事故工况下的放射性后果限制在可接受的 范围，保持控制室在事故工况下的可居留性。
– 供给冷却水，排出由专设安全设施排出的热量。 – 给能动部件提供动力源，包括电源和压缩空气。
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2.1 专设安全设施的功能
• 防止放射性物质扩散，保持环境，保护公 众和核电厂工作人员的安全。
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• 高压安全注入系统由两个系列A和B组成。 每个系列提供百分之百的应急冷却水。
• 高压安注系统的工作分为直接注入和再循 环注入阶。
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中压安注系统流程图
26
中压安注系统（蓄压箱注入系统）
• 蓄压箱注入系统由安全壳内的三个蓄压箱及 其与一回路冷管段相连的管道和阀门组成。
• 在电站出现三、四类事故时，保证反应堆 余热的排出，并尽可能地限制包容裂变产 物的设备与系统的损坏。
核电厂系统与设备(第讲).pptx
• L型:汽轮机叶片旋转平面与安全壳相交,须 设置防止汽轮机飞车时汽轮机叶片对安全壳 和冲击的屏障.占地少,两台以上机组可公用 汽轮机厂房,仅用一台吊车。
• 我国采用T型布置。
11
核电厂厂区L形布置
12
13
大亚湾核电厂厂区T型布置
14
15
3. 核电厂主要厂房
3.1 主要厂房总体布置
16
3.2 安全壳
20
3.5 核辅助厂房
• 辅助厂房是一个具有多种用途的钢筋混凝 土厂房。
• 一回路的一些辅助系统，如化容系统、硼 与水补给系统，设冷水系统，安全注入系 统废物处理、等以及该厂房必需的空气处 理及冷却设备布置在此厂房内。
21
4. 核电厂设备安全功能及分级
• 核电厂系统、设备和设施作用不同，要求 不同，对设备的安全功能及按照其对安全 的重要性，进行分级，从而既保证安全性， 又避免对设备要求过于严而影响经济性。
4
5
压水堆核电厂能量转换
压水堆核电厂将核能转变为电能是分四个环 节，在四个主要设备中实现的。
（1）核反应堆：将核能经转变为热能，并将热能传 给反应堆冷却剂，是一回路压力边界的重要部件。 （2）蒸汽发生器：将反应堆冷却剂的热量传递给二 回路的水，使其变为蒸汽。在此只进行热量交换， 不进行能量形态的转变； （3）汽轮机：将蒸汽的热能转变为高速旋转的机械 能； （4）发电机：将汽轮机传来的机械能转变为电能。
• 安全分级的目的是正确选择用于设备设计、 制造、检验的规范标准。
22
4.1 安全功能及分级
安全功能: 1 安全停堆和维持安全停堆状态； 2 停堆后余热导出； 3 事故后防止放射性物质释放，以保证放射
性物质释放不超过容许值。
核电厂电力系统 概述PPT课件
第5页/共15页
2、二次设备
对一次设备进行测量、监视、保护、控制的设备。
（1）测量表计 （2）绝缘监察装置 （3）控制和信号装置 （4）继电保护装置 波器）
第6页/共15页
自耦变
第7页/共15页
SF6断路器开关
第8页/共15页
隔离开关
（2）安全级相关设备——IE或非安全
在实现或保持核电厂安全方面起补充、支持或间接作用， 有可能避免触发安全级系统和设备或者改善安全级设备功能。
（3）非安全重要设备
在实现或保持核电厂安全方面无明显作用。
第14页/共15页
感谢您的观看。
第15页/共15页
第2页/共15页
3、运行特点 （1）电能不能大量储存 （2）暂态过程迅速 （3）与国民经济各部门联系密切
4、对电力系统的基本要求 • 保证供电可靠性 • 保证电能质量 • 提高运行经济性
第3页/共15页
（1）保证供电可靠性
一类负荷：中断供电危及人身安全、设备损坏、重大经济 损失、生活混乱，双电源，备用自投
1.1 发电厂和变电所的类型
1、电力系统的组成
动力系统
动力部分
电力系统
发电机
电力网
电力用户
变压器
电力线路
第1页/共15页
2、发电厂的类型 （1）火电厂
燃煤，燃油，燃气 凝汽式电厂，热电厂
（2）水电厂
坝式水电站，引水式水电站，抽水蓄能电站
（3）核电场 对安全性和可靠性要求更高 （4）其他
风力，海洋能，地热，太阳能，生物能，磁流体
二类负荷：中断供电造成大量减产、影响正常生活，双电 源，备用可手投
三类负荷：长时中断供电影响不大，可单电源
（2）保证电能质量
2、二次设备
对一次设备进行测量、监视、保护、控制的设备。
（1）测量表计 （2）绝缘监察装置 （3）控制和信号装置 （4）继电保护装置 波器）
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自耦变
第7页/共15页
SF6断路器开关
第8页/共15页
隔离开关
（2）安全级相关设备——IE或非安全
在实现或保持核电厂安全方面起补充、支持或间接作用， 有可能避免触发安全级系统和设备或者改善安全级设备功能。
（3）非安全重要设备
在实现或保持核电厂安全方面无明显作用。
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3、运行特点 （1）电能不能大量储存 （2）暂态过程迅速 （3）与国民经济各部门联系密切
4、对电力系统的基本要求 • 保证供电可靠性 • 保证电能质量 • 提高运行经济性
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（1）保证供电可靠性
一类负荷：中断供电危及人身安全、设备损坏、重大经济 损失、生活混乱，双电源，备用自投
1.1 发电厂和变电所的类型
1、电力系统的组成
动力系统
动力部分
电力系统
发电机
电力网
电力用户
变压器
电力线路
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2、发电厂的类型 （1）火电厂
燃煤，燃油，燃气 凝汽式电厂，热电厂
（2）水电厂
坝式水电站，引水式水电站，抽水蓄能电站
（3）核电场 对安全性和可靠性要求更高 （4）其他
风力，海洋能，地热，太阳能，生物能，磁流体
二类负荷：中断供电造成大量减产、影响正常生活，双电 源，备用可手投
三类负荷：长时中断供电影响不大，可单电源
（2）保证电能质量
核电设备培训讲义(4)
级，1级设备的支承件为S1级，2和3级设备的 支承件为S2级
13
6.质量保证等级
（1）质量保证等级分为：Q1、Q2和Q3级，无质 量保证要求的为QNC级。
（2）各级要求： Q1－遵照HAF003和相应导则中的全部要求，制
定实施质保大纲，满足合同等采购文件中的质 保要求。 Q2－遵照HAF003和相应导则中的绝大部分要求， 制定和实施质保大纲程序（质保手册），并满 足合同等采购文件中的质保要求。 Q3－制定和实施质保工作程序和细则，并满足合 同等采购文件中的质保要求。
14
7.各类分级的对应关系
（1）承压机械设备 －安全1级：其RCC-M和QA等级均为1级 －安全2级：其RCC-M和QA等级有些是2级，有
些是1级 －安全3级：其RCC-M等级有2级也有3级，QA等
级有1级或2级 －非安全级：其RCC-M等级有2级也有3级 （2）电气设备 IE级电气设备均为Q1级 （3）承压设备的QA等级，RCC-M等级和安全等
②RCC转化的国标GB，核行业标准EJ，如： GB/T15761-1995， GB/T16702-1996， EJ/T1012-
1996， EJ/T1027-1996， EJ/T1040-1996， EJ/T1022-1996， EJ/T1039-1996， EJ/T11031996， EJ/T1104-1996
级对应关系
15
三.规范标准
1.采用规范标准的原则
－中国的法规、条例和规定必须遵照执行
－结合国情，参照大亚湾核电站使用的法国RCC 系列标准和其他国家标准
－适当采用中国国家标准和核工业标准
2.实际规范标准应用情况
（1）国家颁布的法律、法规、条例规定。如环 境保护法、锅炉压力容器安全监察暂行条例、 核安全法规和导则等。
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6.质量保证等级
（1）质量保证等级分为：Q1、Q2和Q3级，无质 量保证要求的为QNC级。
（2）各级要求： Q1－遵照HAF003和相应导则中的全部要求，制
定实施质保大纲，满足合同等采购文件中的质 保要求。 Q2－遵照HAF003和相应导则中的绝大部分要求， 制定和实施质保大纲程序（质保手册），并满 足合同等采购文件中的质保要求。 Q3－制定和实施质保工作程序和细则，并满足合 同等采购文件中的质保要求。
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7.各类分级的对应关系
（1）承压机械设备 －安全1级：其RCC-M和QA等级均为1级 －安全2级：其RCC-M和QA等级有些是2级，有
些是1级 －安全3级：其RCC-M等级有2级也有3级，QA等
级有1级或2级 －非安全级：其RCC-M等级有2级也有3级 （2）电气设备 IE级电气设备均为Q1级 （3）承压设备的QA等级，RCC-M等级和安全等
②RCC转化的国标GB，核行业标准EJ，如： GB/T15761-1995， GB/T16702-1996， EJ/T1012-
1996， EJ/T1027-1996， EJ/T1040-1996， EJ/T1022-1996， EJ/T1039-1996， EJ/T11031996， EJ/T1104-1996
级对应关系
15
三.规范标准
1.采用规范标准的原则
－中国的法规、条例和规定必须遵照执行
－结合国情，参照大亚湾核电站使用的法国RCC 系列标准和其他国家标准
－适当采用中国国家标准和核工业标准
2.实际规范标准应用情况
（1）国家颁布的法律、法规、条例规定。如环 境保护法、锅炉压力容器安全监察暂行条例、 核安全法规和导则等。
核电站系统与设备.ppt
核能发电技术
4.3专设安全设施
4.3.1 概述 4.3.2 安全注入系统（RIS） 4.3.3 安全壳喷淋系统（EAS） 4.3.4氢控制系统 4.3.5 辅助给水系统（ASG）
4.3.1 概述
1.专设安全设施的范围 安全注入系统（RIS） 安全壳喷淋系统（EAS） 辅助给水系统（ASG） 安全壳隔离系统（EIE） 安全壳内大气监测系统（ETY）
（3）二回路大破口事故 主给水管道大破口事故
投入ASG，排出堆芯余热 蒸汽管道断裂事故
启动RIS向RCP注入高浓度硼酸溶液，防止堆芯重返临界 启动ASG排出堆芯余热，直至RRA投入为止
第一类—正常运行和瞬态运行
发生概率大于1次/堆年，放射性后果不超过 1/1000mSv，该类工况不会导致保护系统动作
硼注入缓冲箱RIS021BA，硼酸再循环泵RIS021PO、022PO
（1）HHSI的吸水管线
正常管线：与低压安注泵出口连接的增压管线。 备用管线：直接从换料水箱来的吸水管线，低压安注泵失效
时使用
※出现安注信号后，RCV001~003PO从容控箱来的吸水管线隔 离
（2）HHSI的注入管线
1 - 通过浓硼酸注入箱RIS004BA的管线 由安注信号启动，将浓度7000μg/g的硼酸注入RCP冷段
3. 专设安全设施的作用 下面列举了专设安全设施在一些典型事故中所起的作用
（1）一回路小破口事故 破口当量直径9.5-25mm RCP泄漏量很小时，RCV上充即可补偿 泄漏量较大时，投入RIS，限制稳压器水位和压力降低
（2）一回路大破口事故 破口当量直径大于345mm，属于设计基准事故 投入RIS，防止堆芯裸露，保证燃料元件的完整性 安全壳隔离，防止放射性物质泄漏到安全壳以外 投入EAS，保证安全壳的完整性
4.3专设安全设施
4.3.1 概述 4.3.2 安全注入系统（RIS） 4.3.3 安全壳喷淋系统（EAS） 4.3.4氢控制系统 4.3.5 辅助给水系统（ASG）
4.3.1 概述
1.专设安全设施的范围 安全注入系统（RIS） 安全壳喷淋系统（EAS） 辅助给水系统（ASG） 安全壳隔离系统（EIE） 安全壳内大气监测系统（ETY）
（3）二回路大破口事故 主给水管道大破口事故
投入ASG，排出堆芯余热 蒸汽管道断裂事故
启动RIS向RCP注入高浓度硼酸溶液，防止堆芯重返临界 启动ASG排出堆芯余热，直至RRA投入为止
第一类—正常运行和瞬态运行
发生概率大于1次/堆年，放射性后果不超过 1/1000mSv，该类工况不会导致保护系统动作
硼注入缓冲箱RIS021BA，硼酸再循环泵RIS021PO、022PO
（1）HHSI的吸水管线
正常管线：与低压安注泵出口连接的增压管线。 备用管线：直接从换料水箱来的吸水管线，低压安注泵失效
时使用
※出现安注信号后，RCV001~003PO从容控箱来的吸水管线隔 离
（2）HHSI的注入管线
1 - 通过浓硼酸注入箱RIS004BA的管线 由安注信号启动，将浓度7000μg/g的硼酸注入RCP冷段
3. 专设安全设施的作用 下面列举了专设安全设施在一些典型事故中所起的作用
（1）一回路小破口事故 破口当量直径9.5-25mm RCP泄漏量很小时，RCV上充即可补偿 泄漏量较大时，投入RIS，限制稳压器水位和压力降低
（2）一回路大破口事故 破口当量直径大于345mm，属于设计基准事故 投入RIS，防止堆芯裸露，保证燃料元件的完整性 安全壳隔离，防止放射性物质泄漏到安全壳以外 投入EAS，保证安全壳的完整性
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23
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%）
24
（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。
5
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；
• 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。
15
• 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。
6
• 向反应堆冷却剂泵提供轴封水； • 为反应堆冷却剂系统提供充水和水压试验
手段； • 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。
7
8
1.2 设计依据
1 反应性控制
• 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, 这一过程需要几分钟到几十分钟。对反应性 调节速度较慢, 仅适于控制较慢的反应性变 化：电厂升温过程中反应性的变化; 燃耗引 起的反应性变化和裂变产物氙和钐引起的反 应性变化。
18
图（2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）放射性水平的控制
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
20
• 裂变产物向冷却剂的释放速度是以逃逸系数 来衡量的，定义为单位时间内裂片核由燃料 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。对一定的核素可以列出如下两 个方程:
16
• 容积控制就是通过CVCS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， 如下图所示：
17
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%；
图（1） 水的比容随温度变化曲线
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
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。
4
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
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。
22
• 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。
核电厂系统及设备 第五讲
（2011—2012学年第2学期）
主讲：田丽霞
1
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
2
• 概述 一回路主要辅助系统是核岛的重组成部分。
9
• 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。
• 表4.1为典型的压水堆可溶性毒物反应性和 棒控反应性分配。可以看出,硼酸控制的反 应性量占总的反应性控制量的70%左右。
10
表4.1 压水堆反应性控制的分配
11
• 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。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,运行中应使慢化剂 温度系数保持负值，规定了反应堆工作温度 下冷却剂的硼浓度不应大于1400×10-6。
21
dN f dt
F •Y Nf
Nf
dN L dt
Nf
NL
kd NL
• Nf、NL分别为燃料和冷却剂中的核素数目,F为裂变
率,Y为裂变产额,λ为衰变常数,kd为核素在冷却剂
中的减少率(核素在离子交换树脂上的吸附，在设备
表面的沉积，泄漏等)，γ为逃逸率系数。
• 冷却剂中裂变产物的放射性大小取决于三个因素:裂
12
根据该电厂运行的需要,化容系统调节冷却 剂的硼浓度,控制反应性的慢变化,并在冷停 堆和换料过程中保持足够的停堆深度。
• 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。
13
• 补偿燃耗
运行过程中,剩余反应性逐渐减少,需不断调 整冷却剂的硼浓度, 通过注入除盐水来实现。
• 反应堆检修及换料
换料冷停和维修冷停堆,要求硼浓度至少 2100×10-6, 保持必须的停堆深度。
• 负荷变化
负荷变化也可通过改变硼浓度实现。 14
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。
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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（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。
5
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；
• 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。
15
• 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。
6
• 向反应堆冷却剂泵提供轴封水； • 为反应堆冷却剂系统提供充水和水压试验
手段； • 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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8
1.2 设计依据
1 反应性控制
• 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, 这一过程需要几分钟到几十分钟。对反应性 调节速度较慢, 仅适于控制较慢的反应性变 化：电厂升温过程中反应性的变化; 燃耗引 起的反应性变化和裂变产物氙和钐引起的反 应性变化。
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图（2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）放射性水平的控制
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
20
• 裂变产物向冷却剂的释放速度是以逃逸系数 来衡量的，定义为单位时间内裂片核由燃料 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。对一定的核素可以列出如下两 个方程:
16
• 容积控制就是通过CVCS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， 如下图所示：
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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%；
图（1） 水的比容随温度变化曲线
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。
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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。
4
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
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。
22
• 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。
核电厂系统及设备 第五讲
（2011—2012学年第2学期）
主讲：田丽霞
1
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
2
• 概述 一回路主要辅助系统是核岛的重组成部分。
9
• 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。
• 表4.1为典型的压水堆可溶性毒物反应性和 棒控反应性分配。可以看出,硼酸控制的反 应性量占总的反应性控制量的70%左右。
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表4.1 压水堆反应性控制的分配
11
• 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。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,运行中应使慢化剂 温度系数保持负值，规定了反应堆工作温度 下冷却剂的硼浓度不应大于1400×10-6。
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dN f dt
F •Y Nf
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• Nf、NL分别为燃料和冷却剂中的核素数目,F为裂变
率,Y为裂变产额,λ为衰变常数,kd为核素在冷却剂
中的减少率(核素在离子交换树脂上的吸附，在设备
表面的沉积，泄漏等)，γ为逃逸率系数。
• 冷却剂中裂变产物的放射性大小取决于三个因素:裂
12
根据该电厂运行的需要,化容系统调节冷却 剂的硼浓度,控制反应性的慢变化,并在冷停 堆和换料过程中保持足够的停堆深度。
• 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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• 补偿燃耗
运行过程中,剩余反应性逐渐减少,需不断调 整冷却剂的硼浓度, 通过注入除盐水来实现。
• 反应堆检修及换料
换料冷停和维修冷停堆,要求硼浓度至少 2100×10-6, 保持必须的停堆深度。
• 负荷变化
负荷变化也可通过改变硼浓度实现。 14
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。