核电厂系统与设备(第五讲)
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• 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。
18
图（2） 容积控制原理
19
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Leabharlann Baidu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
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。
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。
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
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； • 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。
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。
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
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。
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。
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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• 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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图（2） 容积控制原理
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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
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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:
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• 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Leabharlann Baidu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
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
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• 概述 一回路主要辅助系统是核岛的重组成部分。
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。
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。
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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； • 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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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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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。
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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
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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。
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• 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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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。