5 辅助系统及材料

1、复复 习习第二节 第一回路辅助系统 1 化学和容积控制系统 2 反应堆硼和水补给系统 3 余热排出系统 4 设备冷却水系统 5 重要厂用水系统 6 反应堆换料水池和乏燃料池冷却和处理系统 7 废物处理系统 8 核岛通风空调及空气净化1 化学和容积控制系统化学和容积控制系统一、一、 系统的功能系统的功能(1)通过改变反应堆冷却剂的硼质量分数，对堆芯进行通过改变反应堆冷却剂的硼质量分数，对堆芯进行反应性控制。反应性控制。(2)维持稳压器的水位，控制一回路系统的水容量；维持稳压器的水位，控制一回路系统的水容量； (3)对反应堆冷却剂的水质进行化学控制和净化对反应堆冷却剂的水质进行化学控制和净化，减少

2、，减少反应堆冷却剂对设备的腐蚀，控制反应堆冷却剂中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；放射性水平； (4)向反应堆冷却剂系提供轴封水向反应堆冷却剂系提供轴封水； (5)为反应堆冷却剂系统提供充水和水压试验手段；为反应堆冷却剂系统提供充水和水压试验手段；(6)对于上充泵兼作高压安注泵的化容系统，事故时用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上充泵向堆芯注入应急冷却水。2 反应堆硼和水补给系统反应堆硼和水补给系统（堆排水处理复用系统）（堆排水处理复用系统）一、

3、系统功能一、系统功能(1)为一回路系统提供除气除盐含硼水为一回路系统提供除气除盐含硼水，辅助化容系，辅助化容系统实现容积控制；统实现容积控制；(2)为进行水质的化学控制提供化学药品添加设备；为进行水质的化学控制提供化学药品添加设备；(3)为改变反应堆冷却剂硼质量分数，向化容系统提为改变反应堆冷却剂硼质量分数，向化容系统提供硼酸和除气除盐水供硼酸和除气除盐水；(4)为换料水储存箱、安注系统的硼注入罐提供硼酸为换料水储存箱、安注系统的硼注入罐提供硼酸水和补水，为稳压器卸压箱提供喷淋冷却水，为主水和补水，为稳压器卸压箱提供喷淋冷却水，为主泵轴封蓄水管供水。泵轴封蓄水管供水。2 反应堆硼和水补给系统二

4、、二、系统组成系统组成 它主要它主要由由水补给水补给、硼酸制备及补给硼酸制备及补给和和化学化学添加添加三个子系统三个子系统组成。组成。 大亚湾核电厂的硼和水补给系统示意图，大亚湾核电厂的硼和水补给系统示意图，该系统为两台机组共用。该系统为两台机组共用。硼和水补给系统图硼和水补给系统图3 余热排出系统余热排出系统 余热排出系统又叫做停堆冷却系统。余热排出系统又叫做停堆冷却系统。一座以一定一座以一定功率水平运行了一段时间的反应堆，在它停闭以后，由功率水平运行了一段时间的反应堆，在它停闭以后，由裂变碎片和中子俘获产物的衰变所产生的衰变功率将缓裂变碎片和中子俘获产物的衰变所产生的衰变功率将缓慢下降，并

5、长时间地持续下去。因而，在慢下降，并长时间地持续下去。因而，在核电厂设计核电厂设计安全规定安全规定明确要求，核电厂必须设置一个用来排出堆明确要求，核电厂必须设置一个用来排出堆芯余热的系统。功能是：芯余热的系统。功能是：(1)在停堆后第二阶段，排出堆芯和一回路热量；在停堆后第二阶段，排出堆芯和一回路热量；(2)反应堆在冷停期间，进行换料或维修操作时，排出堆反应堆在冷停期间，进行换料或维修操作时，排出堆内余热，维持一回路温度低于内余热，维持一回路温度低于60；(3)在电厂加热升温初期，控制一回路平均温度；在电厂加热升温初期，控制一回路平均温度；3 余热排出系统二、系统组成： 下面是大亚湾核电厂的余

6、热排出系统流程图： 该系统由两个独立的系列组成，每个系列由一台余热排出泵、一台立式U形管管壳式热交换器及相应的管道、阀门和仪表组成。整个系统布置在安全壳内。 余热排出系统是一个与反应堆冷却剂系统并联的低压回路，其入口接二环路热管段冷却剂经余热排出泵进入热交换器，被壳侧的设备冷却水治却后，经蓄压箱注入管线进入1、3环路冷管段。大亚湾核电厂的余热排出系统流程图4 设备冷却水系统设备冷却水系统一、系统的功能一、系统的功能 设备冷却水系统是一个封闭的冷却水回路，也是一个设备冷却水系统是一个封闭的冷却水回路，也是一个把热量从具有放射性介质的系统传输到外界环境的中把热量从具有放射性介质的系统传输到外界环境

7、的中间冷却系统。其功能如下：间冷却系统。其功能如下：(1)为核岛为核岛内需要冷却的带放射性的介质设备内需要冷却的带放射性的介质设备提供冷却。提供冷却。(2)作为作为中间冷却回路中间冷却回路，通过重要厂用水系统将热量传送，通过重要厂用水系统将热量传送给海水。在核岛各冷却对象与海水之间，形成一道阻给海水。在核岛各冷却对象与海水之间，形成一道阻止放射性物质进入海水的屏障。止放射性物质进入海水的屏障。(3)设备冷却水系统不仅在电厂正常运行的各种工况用来设备冷却水系统不仅在电厂正常运行的各种工况用来从核岛系统除热，而且在从核岛系统除热，而且在事故工况事故工况下作为专设安全设下作为专设安全设施的支持系统，

8、将热量经重要厂用水系统排入环境。施的支持系统，将热量经重要厂用水系统排入环境。5 重要厂用水系统重要厂用水系统一、系统的功能：一、系统的功能： 重要厂用水系统的主要作用重要厂用水系统的主要作用是是冷却冷却 设备冷却水设备冷却水，将设备冷却水系统传输给的热量排人海水，此系将设备冷却水系统传输给的热量排人海水，此系统又称为统又称为重要生水系统重要生水系统。是是核岛的最终热阱核岛的最终热阱。 重要厂用水系统与设备冷却水系统一样。是专重要厂用水系统与设备冷却水系统一样。是专设安全设施系统的支持系统，无论在电厂正常运设安全设施系统的支持系统，无论在电厂正常运行还是事故工况，该系统都必须将设备冷却水系行还

9、是事故工况，该系统都必须将设备冷却水系统传输的热量排人海水。统传输的热量排人海水。5 重要厂用水系统二、系统二、系统组成：组成： 其构成与设备冷却水泵系统相似。系统由两个独其构成与设备冷却水泵系统相似。系统由两个独立的且实体隔离的系列组成，电气设备可由柴油立的且实体隔离的系列组成，电气设备可由柴油发电机供电。每个系列并联两台容量各为发电机供电。每个系列并联两台容量各为100的重要厂用水泵，两台容量各为的重要厂用水泵，两台容量各为50的板式热交的板式热交换器。重要厂用水泵从循环水过滤系统汲人海水，换器。重要厂用水泵从循环水过滤系统汲人海水，使其通过热交换器吸收热量后经循环水排水渠流使其通过热交换

10、器吸收热量后经循环水排水渠流入大海。入大海。 重要厂用水系统既作为专设安全设施系统的支重要厂用水系统既作为专设安全设施系统的支持系统，又是持系统，又是开式循环回路。开式循环回路。重要厂用水系统示意图6 反应堆换料水池和乏燃料池冷却和处理系统反应堆换料水池和乏燃料池冷却和处理系统反应堆换料后，卸出的乏燃料要在乏燃料水池中存放半年反应堆换料后，卸出的乏燃料要在乏燃料水池中存放半年以上，待燃料冷却到一定程度，再送往后处理工厂。以上，待燃料冷却到一定程度，再送往后处理工厂。(1)对乏燃料池的水进行冷却，对乏燃料池的水进行冷却，带走乏燃料的衰变热。带走乏燃料的衰变热。(2)去除反应堆换料水池和乏燃料池中

11、的腐蚀产物、裂变去除反应堆换料水池和乏燃料池中的腐蚀产物、裂变产物和水中悬浮杂质，产物和水中悬浮杂质，保持水的良好的能见度和低的放保持水的良好的能见度和低的放射性水平；射性水平； (3)向反应堆换料水池和乏燃料水池充水和排水，使水池向反应堆换料水池和乏燃料水池充水和排水，使水池有足够的水层提供良好的生物防护，保证乏燃料组件处有足够的水层提供良好的生物防护，保证乏燃料组件处于次临界状态，于次临界状态，(4)为安全注入系统和安全壳喷淋系统提供足够的含硼水为安全注入系统和安全壳喷淋系统提供足够的含硼水； (5)换料或停堆检修期间，一回路处于开启状态时，在换料或停堆检修期间，一回路处于开启状态时，在余

12、热排除系统不可用时，本系统用来冷却堆芯。余热排除系统不可用时，本系统用来冷却堆芯。7 废物处理系统废物处理系统 如同一般工厂一样，压水维核电厂在运行时，也会产生如同一般工厂一样，压水维核电厂在运行时，也会产生一些废物。这些废物中，有非放射性的气体、液体和一些废物。这些废物中，有非放射性的气体、液体和固体，也有放射性的气体、液体和固体。固体，也有放射性的气体、液体和固体。对放射性废对放射性废物的处理和管理是核电厂区别于其他工厂的重要差别物的处理和管理是核电厂区别于其他工厂的重要差别之一。之一。（1）放射性废水有可复用废水和不可复用废水。可复）放射性废水有可复用废水和不可复用废水。可复用废水经过处

13、理分离成水和硼酸再利用，这是用废水经过处理分离成水和硼酸再利用，这是硼回收硼回收系统的任务系统的任务；不可复用废水须按放射性水平高低、化；不可复用废水须按放射性水平高低、化学物含量多少分别处理，这是学物含量多少分别处理，这是废水处理系统和废水排废水处理系统和废水排放系统的任务。放系统的任务。（2）废气主要分为）废气主要分为放射性水平较高的含氢废气放射性水平较高的含氢废气和和低放低放射性水平的含氧废气射性水平的含氧废气，对它们分别处理。，对它们分别处理。（3）固体废物处理系统处理废树脂、放射性水蒸发浓）固体废物处理系统处理废树脂、放射性水蒸发浓缩液、废滤芯和其他固体废弃物等。缩液、废滤芯和其他固

14、体废弃物等。8 核岛通风空调及空气净化一、系统任务系统任务：（1）排除和净化工作场所的污染空气，以减少放射性物质对厂内外环境的危害，保障人身安全；（2）提供温度、湿度、洁净度满足设备运行要求的环境条件，保障设备运行安全。二、系统组成：系统组成： 包括反应堆厂房、核燃料厂房、电气厂房、主控制室、核辅助厂房及连接厂房的通风通风空调空调。第第3节节 核电站所用材料核电站所用材料一一 反应堆结构材料反应堆结构材料 锆合金和不锈钢锆合金和不锈钢二二 核燃料核燃料三三 慢化剂慢化剂四四 冷却剂冷却剂核燃料Fuel Assembly for Light Water ReactorUranium as Fue

15、lMining, Conversion, GenerationWorld Uranium Reserves Australia24% Kazakhstan17 Canada13 South Africa 9 Russia 6 Nambia 6 US 4 Niger 3 Uzbekistan 3Most Uranium currently comes from Canada, followed by Australia and NigerConversion of Uranium Ore to “Yellow Cake”COMURHEX Malvesi U3O8 UF4COMURHEX Pier

16、relatteUF4 UF6Centrifuge EnrichmentFeedEnriched exitDepleted exitU235 is lighter and collects in the center (Enriched)U238 is heavier and collects on the outside walls (Depleted/Tails)Feed to Next StageCentrifuge CascadeUF6 to UO2 Powder to PelletsFuel PelletsUranium Is Encased in Solid Ceramic Pell

17、ets after EnrichmentNuclear Fuel AssemblyFuel Pellet100MW 压水堆燃料处理流程图1流程图2流程图3快中子堆燃料处理流程三 慢化剂由热中子引起裂变锥式反应的反应堆称为热中于堆。由于核燃由热中子引起裂变锥式反应的反应堆称为热中于堆。由于核燃料的热中子裂变截面大，因而热中子堆的核燃料装量比快中料的热中子裂变截面大，因而热中子堆的核燃料装量比快中子堆少，而且快堆技术难度大，所以到目前为止绝大多数反子堆少，而且快堆技术难度大，所以到目前为止绝大多数反应堆都是热中子反应堆。应堆都是热中子反应堆。 然而，在核裂变时所放出的中子能量很高，速度很大，所以然

18、而，在核裂变时所放出的中子能量很高，速度很大，所以要用慢化剂要用慢化剂(又叫减速剂又叫减速剂)使这些中子的速度迅速减小使这些中子的速度迅速减小。慢化剂慢化剂必须具有必须具有中子吸收截面小，慢化中子的能力强，同时与活性中子吸收截面小，慢化中子的能力强，同时与活性区内其他部件不起化学作用，并能经受得起大量中子和强射区内其他部件不起化学作用，并能经受得起大量中子和强射线的长期辐照线的长期辐照等特点等特点。 重水、普通水、石墨和铍重水、普通水、石墨和铍等几种物质均可用来作为中子慢化等几种物质均可用来作为中子慢化剂，具体如何选用，要根据不同的堆型而定。剂，具体如何选用，要根据不同的堆型而定。四 冷却剂 冷却剂通过活性区，在反应堆冷却剂一回路系统冷却剂通过活性区，在反应堆冷却剂一回路系统循环流动，不断地将堆内的热量带出来，通过热循环流动，不断地将堆内的热量带出来，通过热交换器散热，使堆芯得到冷却，保持一定的工作交换器散热，使堆芯得到冷却，保持一定的工作温度。如果是动力堆，带出来的热量可用于发电温度。如果是动力堆，带出来的热量可用于发电或作其他用途。或作其他用