4 核岛主要辅助系统(1)

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1、核电厂系统与设备陆万鹏luwpsd@126.com山东建筑大学热能工程学院第四章核岛主要辅助系统第四章核岛主要辅助系统压水堆核电厂辅助系统功能：排出核燃料剩余功率核燃料在停堆以后还要保持很长时间的剩余释热，为了保证反应堆的安全，在反应堆停堆后相当长时间内，必须保证足够的堆芯冷却，有效地排出堆芯余热。为此专门设置余热排出系统。乏燃料组件从反应堆移到乏燃料水池后，乏燃料剩余释热会使水温度升高。反应堆换料期间，反应堆换料水池也需要冷却。为排出乏燃料余热和净化水池水质专门设置反应堆换料水池和乏燃料水池冷却和净化系统。第四章核

2、岛主要辅助系统对反应堆冷却剂进行化学和容积控制为了保证一回路系统内适当的水容积，由化学和容积控制系统对一回路冷却剂实行容积控制。化学和容积控制系统还在硼和水补给系统的支持下改变硼浓度，调整冷却剂的pH值和净化冷却剂。硼和水补给系统提供加硼、稀释、加联氨或氢氧化锂的操作。硼回收系统收集化学和容积控制系统下泄水和核岛排气疏水系统的可用水，经处理后向硼和水补给系统供给水和硼酸。第四章核岛主要辅助系统进行设备冷却设备冷却水系统向核岛内需要冷却的设备提供冷却水，然后将热量传输给重要厂用水系统的海水，从而将核电厂废热排入

3、核岛的最终热阱。设备冷却水系统是隔离反应堆冷却剂与海水的一道屏障。设备冷却水系统和重要厂用水系统不仅在正常情况下作为核岛向环境的排热通道，而且在事故情况下作为安全设施系统的支持系统将堆芯余热排入环境，以保证核电厂的安全。第四章核岛主要辅助系统废物的收集和处理核电厂在运行中产生放射性废液、废气和固体废物；放射性废物必须谨慎对待，严格管理，使其对人员和环境的影响降至最低；相关系统包括：排气疏水系统、硼回收系统、废液、废气和固体废物处理系统。第四章核岛主要辅助系统核岛通风空调系统核岛通风空调系统目标：为工作人员

4、提供舒适环境为设备安全运行提供合适的环境控制和限制污染空气或受到污染的空气排放控制参数温度、湿度、压力、洁净度、放射性、换气频率等相关系统包括：核燃料厂房、电气厂房、核辅助厂房、控制室和连接厂房的通风空调系统。第四章核岛主要辅助系统主要辅助系统化学和容积控制系统4.1对一回路冷却剂实施容积控制和化学处理硼和水补给系统4.2提供加硼、稀释、加联氨或氢氧化锂操作余热排出系统4.3停堆后保持足够的堆心冷却，释放余热设备冷却水系统4.4向核岛内需要冷却的设备提供冷却水重要厂用水系统4.5提供必要的厂用水反应堆和乏燃料水

5、池冷却和冷却、净化换料水池和乏燃料水池水质处理系统4.6废物处理系统4.7处理废液、废气和固体废物核岛通风空调系统4.8完成核岛的通风和空气调节第四章核岛主要辅助系统第四章核岛主要辅助系统一回路主要辅助系统简介第四章核岛主要辅助系统核岛主要辅助系统之一——1化学和容积控制系统（ChemicalandvolumecontrolsystemRCV）第四章核岛主要辅助系统核电站工作原理总图厂用电PTREASGEWGSSVVPGEVGPVGEXAREGCTRISCRFCEXRCPAHPADGRRAAPPABP废物处理RCVREAA

6、SG第四章核岛主要辅助系统1化学和容积控制系统1.1系统功能1.2系统流程1.3系统设备布置1.4系统运行第四章核岛主要辅助系统化容系统简介第四章核岛主要辅助系统1.1系统功能第四章核岛主要辅助系统第四章核岛主要辅助系统1、反应性控制现代压水堆采用可溶性化学毒物硼酸控制反应性。优点：硼酸溶于水中,不需要任何额外空间就能起到吸收中子的作用,从而可以省去大量控制棒,简化了堆芯布置和反应堆压力容器顶部结构。消除了采用控制棒时造成的堆芯内中子通量密度不均匀现象，使堆芯功率分布均匀，而且不随燃耗的变化而改变，有利于提

7、高燃耗深度。缺点：由于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，这一过程一般需要几分钟到几十分钟才能完成。这种办法对反应性调节速度较慢,因而仅适于控制较慢的反应性变化。第四章核岛主要辅助系统•反应性变化的原因•反应性控制的目的第四章核岛主要辅助系统慢化剂的温度效应慢化剂温度变化引起反应性变化的现象，称慢化剂温度效应。慢化剂温度变化1℃所引起的反应性变化的大小称为慢化剂温度系数，用α表示。T纯水：温度系数是负值,因为当温度改变时水的密度有显著的改变温度增加，单位体积内水分子数

8、量降低慢化能力变差逃脱共振吸收的机率减小，中子泄漏的几率增大从而使反应性减小第四章核岛主要辅助系统燃料的多普勒效应==燃料温度效应238燃料温度效应是由于燃料温度变化引起U共振截面变化引起的反应性变化，也称多普勒效应。238如当燃料温度上升时，U的俘获截面的峰值降低，但其覆盖的能谱则加宽，这就