第4章核岛主要辅助系统

1、主泵结构图主泵结构图水力机械部分水力机械部分泵体、泵体、热屏热屏、泵轴承、泵轴承、轴封水流入接口轴封水流入接口轴封系统轴封系统三个串联的三个串联的可控泄漏可控泄漏的轴封的轴封电动机电动机下部轴承、转子、定下部轴承、转子、定子、止推轴承、上部子、止推轴承、上部轴承、轴承、飞轮飞轮轴轴封封组组件件轴封系统保证主泵轴向的密封。该系统由三级串联的轴封组成，通过连续的三级泄漏，将系统压力过渡到大气压。由RCV系统来的高压冷却水注入到泵径向轴承和一号轴封之间，其作用是：1）保证主泵轴承的润滑。2）通过三个串联的轴封，保证一回路水不向外泄漏。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R

2、CV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 3/h，其中通过轴封约0.68 m3 3/h，其余流入一回路 轴1号轴封号轴封 动环凹槽静环高压低压热屏和轴承热屏和轴承主循环泵密封水系统原理流程 二回路蒸汽集水箱给水冷水柱热水柱热源一回路水水-汽混合物自自然然循循环环原原理理图图循循环环倍倍率率的的影影响响循环倍率太低： 将导致流量不稳定，流体流动产生振荡； 管板上表面处流速更低，会使污垢沉积和浓缩而发生管板上表面处的传热管根部腐蚀； 含汽量过大，使传热效率降低。循环倍率太高： 含汽量过小，受汽水分离器工作能力的限制，使蒸汽发生器出口蒸汽湿度太高而危及汽轮

3、机叶片。核电站主要系统核电站主要系统反应堆冷却剂系统反应堆冷却剂系统 RCPRCP化学和容积控制系统化学和容积控制系统 RCVRCV反应堆硼和水的补给系统反应堆硼和水的补给系统 REAREA余热排出系统余热排出系统 RRARRA反应堆和乏燃料水池冷却和处反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统理系统 PTRPTR安全注入系统安全注入系统 RISRIS安全壳喷淋系统安全壳喷淋系统 EASEAS发电机励磁和电压调节系统发电机励磁和电压调节系统 GEXGEX输电系统输电系统 GEVGEV主开关站主开关站超高压配电装置超高压配电装置 GEWGEW厂内厂内6.6KV6.6KV供电网络供电网络LGLG* */LH

4、/LH* *二回路主要系统二回路主要系统电气部分主要系统电气部分主要系统核岛主要系统核岛主要系统主蒸汽系统主蒸汽系统 VVPVVP汽轮机旁路系统汽轮机旁路系统 GCTGCT汽水分离再热器系统汽水分离再热器系统 GSSGSS凝结水抽取系统凝结水抽取系统 CEXCEX循环水系统循环水系统 CRFCRF低压给水加热器系统低压给水加热器系统 ABPABP给水除气器系统给水除气器系统 ADGADG汽动汽动/ /电动给水泵系统电动给水泵系统 APP/APAAPP/APA高压给水加热器系统高压给水加热器系统 AHPAHP给水流量控制系统给水流量控制系统 AREARE辅助给水系统辅助给水系统 ASGASG循环

5、水系统循环水系统 CRFCRF第第4 4章章 核岛主要辅助系核岛主要辅助系统统核岛主要辅助系统核岛主要辅助系统4.1 化学和容积控制系统4.2 反应堆硼和水补给系统4.3 余热排出系统4.4 设备冷却水系统4.5 重要厂用水系统4.6 反应堆换料水池和乏燃料冷却和处理系统4.7 废物处理系统4.8 核岛通风空调及空气净化第第4章章2.2.2 核辅助系统核辅助系统核辅助系统化学和容积控制系统（化学和容积控制系统（RCV）硼和水补给系统（硼和水补给系统（REA）余热排出系统（余热排出系统（RRA）设备冷却水系统（设备冷却水系统（RRI）反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统反应堆和乏燃料水池冷却和处理系

6、统（PTR）保证反应堆和一回路正常启动、运行和停堆。重要厂用水系统重要厂用水系统(SEC)4.1 4.1 化学和容积控制系化学和容积控制系统统核电站工作原理总图核电站工作原理总图RCPRCVREARRARISEASASGVVPGCTGSSCEXCRFABPADGAPPAHPAREGEXPTRGEVGEWGPV废物处理厂用电（大亚湾）（大亚湾）安全阀卸压阀喷淋阀P稳压器压力R1R2高压控制接冷管段R4R5低压控制比例组电加热器备用组电加热器上充阀下泄阀NR6水位整定值卸压箱4 一回路辅助系统4.1 化学和容积控制系统 与核安全有关的系统之一；实现容积控制、化学控制和反应性控制。4.2 硼和水补给

7、系统 调硼和加硼部分与核安全有关； 为RCV系统提供容积控制、化学控制和反应性控制所需各种流体。4.3 余热排出系统 是与核安全相关的系统之一；实现反应堆停堆后的冷却。4.4 设备冷却水系统 为一回路需要冷却的系统和设备提供冷却水。化学和容积控制系统（RCV）4.1.1 系统功能主要功能启动前向一回路系统充水，进行水压试验。运行中用于调节稳压器水位，保持一回路冷却剂系统水体积。调节冷却剂系统硼浓度，控制反应堆反应性的慢变化净化冷却剂，减少反应堆冷却剂中裂变产物和腐蚀产物的含量。为主泵提供轴封水；向反应堆冷却剂加入适量的腐蚀抑制剂，以保持一回路水质。冷却剂泵停运后提供稳压器的辅助喷淋水。一、核岛

8、主要系统 RCV系统的主要功能：系统的主要功能： 1、容积控制、容积控制 2、化学控制、化学控制 3、反应性控制、反应性控制主要功能主要功能a.容积控制容积波动原因 一回路冷却剂温度变化导致冷却剂体积波动； 一回路冷却剂泄漏引起冷却剂体积波动。容积控制目的 吸收稳压器不能全部吸收的一回路水容积变化，将稳压器水位维持在整定值上。容积控制原理 通过上充、下泄来吸收一回路水体积的波动。4.1.2 系统原理 b.化学控制冷却剂水质变化原因 腐蚀：水及水中杂质与金属化学反应 受温度、氧含量、PH值等影响 腐蚀产物活化 元件包壳破裂：杂质沉积在元件表面，影响传热，形成热点 裂变产物逸出化学控制的目的 清除

9、冷却剂中的悬浮杂质，维持冷却剂的化学及放射性指标在规定范围内，将一回路所有部件的腐蚀控制在最低限度。化学控制原理注入氢氧化锂，中和硼酸，控制冷却剂为偏碱性；（300控制在7.2）针对溶解氧，机组启动时添加联氨除氧； 正常运行时充入氢气，以抑制水辐照分解生成氧；采用过滤、离子交换的方法对冷却剂进行净化。22242NO2HOHNO2HO2H222c.反应性控制反应性变化原因 燃料的多普勒效应和慢化剂的温度效应； 毒物产生、裂变产物积累以及燃耗导致反应性减少； 工况改变导致的反应性扰动。反应性控制目的 通过调整冷却剂的硼浓度来补偿反应性的变化。控制措施 加硼、稀释和除硼。化容系统化容系统下泄管线化容

10、系统化容系统上充管线余热排出余热排出余热排出余热排出安注安注安注安注4.1.3 系统流程图下泄回路净化回路上充回路轴封水及过剩下泄回路低压下泄管线化容系统的流程图a. 系统的主要设备再生式热交换器（蓄热式） 管壳式换热器，管侧为上充流，壳侧为下泄流 利用上充流对下泄流进行冷却，使下泄流从292降低到140 下泄节流孔板 对下泄流进行降压，三个并联只使用一个 每个孔板额定流量13.6t/h，额定流量下的压降为13.1MPa下泄热交换器（非再生式热交换器） 管壳式换热器，管侧为下泄流，壳侧为设备冷却水 下泄流从140降低到46 设备冷却水温度由35升高到78.5 下泄控制阀（压力控制阀） 稳压器有

11、汽腔时，用于调节孔板下游的压力，实现下泄流的二次降压，使其低于净化系统的工作压力； 稳压器为水实体时，用于控制一回路系统的压力； 过滤器 吸附尺寸大于5微米的固体颗粒，避免离子交换树脂污染和堵塞。 离子交换器旁路 当下泄流温度高于57时，该旁路开启，将下泄流直接旁通到容积控制箱，以避免离子交换树脂的损坏。离子交换器 阳离子+阴离子混合交换树脂，在硼饱和后达到锂饱和，并吸附冷却剂中的放射性离子；除去放射性铯。容积控制箱 用于吸收稳压器不能吸收的一回路水容积的变化； 作为除气塔，将一回路放射性气体定期排往废气处理系统； 作为上充泵的高位给水箱，为上充泵提供水源；高于上充泵5m以上。上部气空间充氢（

12、除气和加氢的作用）。 箱体容积8.9m3，水容积3.6m3，正常压力/温度0.22MPa/46。上充泵 多级卧式离心泵，三台并联； 将来自容控箱的水升到17.7MPa后注入一回路； 每台上充泵上装一台齿轮增速器驱动油泵、一台电动辅助油泵； 上充泵作为高压安注泵使用；上充流量调节阀 用于调节上充流量。过剩下泄热交换器 用于冷却过剩下泄流，为非再生式热交换器；管侧为下泄流，壳侧为设冷水。轴封水热交换器 用于冷却轴封回流水和上充泵的最小流量线。1.2 化学和容积控制系统RCV1、容积控制、容积控制（1）一回路水容积变化的原）一回路水容积变化的原因因水容积随温度的变化而变化水容积随温度的变化而变化不可

13、避免的泄漏不可避免的泄漏( (一号密封、一号密封、主泵主泵2#2#轴封等）轴封等） （2 2）水容积变化的影响）水容积变化的影响 水的比容随温度的变化关系曲线水的比容随温度的变化关系曲线温温度度容容 积积1.4m3/1T300 0C一回路水容积变化一回路水容积变化稳稳压器水位的变化压器水位的变化0容积控制的方法容积控制的方法上充补水，补偿一回路水的收缩和泄漏（上充补水，补偿一回路水的收缩和泄漏（REAREA系统执行）系统执行）下泄排水，吸收一回路水的膨胀，下泄流排往容控箱下泄排水，吸收一回路水的膨胀，下泄流排往容控箱。一回路稳压器容控箱MNMNTEPREA上充泵上充泵原理：通过上充下泄将稳压器

14、的液位维持在原理：通过上充下泄将稳压器的液位维持在“程序液位程序液位”。1.2 化学和容积控制系统RCV2、化学控制、化学控制 物理腐蚀（结垢）物理腐蚀（结垢） 燃料包壳破损燃料包壳破损 化学腐蚀（侵蚀）化学腐蚀（侵蚀） 高温高温+高氧含量高氧含量+低低pH值值 化学反应加快化学反应加快 腐蚀进程加速腐蚀进程加速 一回路比放射性升高一回路比放射性升高 （1）一回路的化学问题）一回路的化学问题（2）化学控制的目的）化学控制的目的 限制腐蚀限制腐蚀 将一回路水的化学和放射性指标持在规定的范围内将一回路水的化学和放射性指标持在规定的范围内1.2 化学和容积控制系统RCV化学控制的原理 控制控制pH值

15、（注入值（注入7LiOH，中和硼酸）中和硼酸） 控制氧含量（机组启动时注入控制氧含量（机组启动时注入N2H4，正常运行时向容，正常运行时向容控箱充入氢气）控箱充入氢气） 净化一回路水（过滤净化一回路水（过滤+除盐）除盐）1.2 化学和容积控制系统RCV化容系统净化段的流程化容系统净化段的流程017VP030VP026VP001FI002FITEP系统系统REA系统系统002BA001DE002DE003DE上充泵上充泵自下泄回路自下泄回路上充上充1.2 化学和容积控制系统RCV3、反应性控制、反应性控制（1） 反应性变化的原因反应性变化的原因燃料多普勒效应和慢化剂温度效应燃料多普勒效应和慢化剂

16、温度效应裂变产物、毒物（氙、钐裂变产物、毒物（氙、钐等）和燃耗等）和燃耗工况改变导致的过渡反应性变化工况改变导致的过渡反应性变化 （3）反应性控制地目的）反应性控制地目的补偿燃耗和毒物带来的负反应补偿燃耗和毒物带来的负反应性性控制轴向功率偏差控制轴向功率偏差控制控制R棒位在调节带内棒位在调节带内保证停堆深度保证停堆深度（2）反应性控制的三个手段）反应性控制的三个手段控制棒控制棒可燃毒物棒可燃毒物棒硼酸溶液的化学补偿硼酸溶液的化学补偿（4） 反应性慢变化的控反应性慢变化的控制措施制措施 加硼加硼 稀释稀释 除硼除硼 硼和水补给系统（REA）4.2.1 系统功能 主要功能 为一回路系统提供除气除盐

17、含硼水，辅助化容系统实现容积控制； 为进行水质的化学控制提供化学药品添加设备； 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； 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辅助喷淋冷却水，为主泵轴封蓄水管供水。4.2.2 系统流程图正常硼化管线 稀释、硼化、自动补给和手动补给等正常补给 操作；补水旁路管线 正常补水管线不可用时，利用此管路补水；直接硼化管线 事故工况下，补充硼溶液；应急硼化管路 正常硼化管线和直接硼化管线不可用的事故工况 下，补充硼溶液；与换料水箱的连接管线补给方式自动补给-不改变一回路硼质量分数;稀释-除盐水注入容积控制箱;快稀释-除

18、盐水直接注入上充泵;硼化-将除盐除气水隔离,硼酸直接注入上充泵手动补给除盐除氧水贮存箱 两个机组共用，正常情况下由一个水箱供水，另一个充水或备用 每个水箱可用容积300m3，箱内最高温度/压力 50/0.105MPa 水质指标：氧含量0.1ml/m3，硼浓度5g/g 水箱顶盖为浮顶式结构，浮动顶盖上有一根通气管硼酸溶液配制箱 两个机组共用，内设电加热器和搅拌器， 用硼酸晶体与核岛除盐水混合，配制硼酸浓度7000g/g 配制好的硼酸溶液用硼酸泵或靠重力送入硼酸溶液贮存箱 可用容积3m3，箱内最高温度80，大气压力4.2.3 系统组成硼酸溶液贮存箱 每个可用容积81m3，最高温度/压力 40/0.

19、17MPa 两个箱的容量可保证一台机组寿期初的冷停堆、同时另一台机组寿期末的换料冷停堆 贮存箱上部充填氮气，以防止硼酸溶液氧化除盐除氧水泵 硼酸泵 四台泵分为A系列和B系列 正常运行时，一个系列即可满足要求 一个系列处于自动状态，另一个系列则处于手动控制状态 均由应急发电机组提供备用电源化学物添加箱 用于配制联氨溶液和氢氧化锂溶液 可用容积0.02m3，箱内最高温度/压力 45/1.1MPa硼酸溶液过滤器 每台机组一个，安装于两台硼酸泵出口管线上 用于过滤硼酸溶液，正常流量27.2m3/h，过滤效率大于98% 余热排出系统（RRA） 堆芯余热排除系统又称为反应堆停堆冷却系统。常用于正常停堆冷却

20、以及在停堆换料时用以输送换料水，有时还兼作低压安注，起一部分紧急堆芯冷却的作用。停堆冷却系统原理流程 RRA系统要排除的热量有: 4.3.1 系统功能主要功能当反应堆进入冷停闭的第二阶段以下时，用于排出堆芯余热，水和设备中的释热，以及运行的主泵在一回路中产生的热量。在反应堆停堆及装卸料或维修时，导出燃料发出的余热，将一回路水保持在冷态温度。换料操作后，余热排出泵可将反应堆换料腔中的水送回换料水箱。主泵停止时，可以使一回路硼浓度均匀化。与化容系统相连，当一回路压力过低时，可排放和净化一回路冷却剂。余热排出系统（RRA） 系统功能系统功能反应堆停堆（正常停堆、除反应堆停堆（正常停堆、除LOCA引起

21、安全注入系统投引起安全注入系统投入以外的其他事故引起的停堆）过程中，入以外的其他事故引起的停堆）过程中，一回路温度一回路温度降到降到180以下，压力降到以下，压力降到2.8MPa以下时以下时，用于排出堆，用于排出堆芯余热、一回路冷却剂和设备的释热以及运行的主泵芯余热、一回路冷却剂和设备的释热以及运行的主泵在一回路中产生的热量；在一回路中产生的热量；在换料和维修冷停堆时，排出堆芯燃料余热，维持堆在换料和维修冷停堆时，排出堆芯燃料余热，维持堆芯水温低于芯水温低于60。反应堆停堆后，由于裂变产生的裂变碎片及其衰变物通过放射性衰变过程释放热量，即剩余功率，仍然需要通过冷却剂的循环带出，以确保堆芯的安全

22、。化容系统化容系统下泄管线化容系统化容系统上充管线余热排出余热排出余热排出余热排出安注安注安注安注4.3.2 系统流程图余热排出余热排出24VP25VP13VP120VP018VP121VP115VP用RRA排料腔水时，水由此去PTR水箱。余热排除泵余热排除泵立式U型管壳式热交换器立式U型管壳式热交换器联箱旁路管线最小流量管线流量调节阀隔离阀止回阀 电动隔离阀一回路冷段化容系统的流程图与RCP、RCV的连接4.3.3 系统主要设备余热排出泵 卧式单级离心泵，由一回路水提供机械密封的润滑； 每台泵配备一个热屏和一个冷却机械密封水的热交换器； 额定流量910m3/h，额定流量下总压头77m水柱;余

23、热排出热交换器 两台并联，相互备用； 立式、倒U形管壳式换热器，用设备冷却水冷却； 管侧：冷却剂，流量910m3/h，最高入口温度180； 壳侧：设备冷却水，流量1000m3/h，最高入口温度40。 调节阀 24VP、25VP：根据升温、降温速率要求，控制通过余热排出冷却器的冷却剂流量。 13VP：在其“故障全开”的情况下，仍有相当流量流经余热排出冷却器，保证余热排出。卸压阀 018VP和120VP串联，115VP和121VP串联 上游阀门：018VP、115VP起安全卸压作用 保护阀 下游阀门：120VP、121VP起隔离作用 隔离阀 RRA系统正常运行时，保护阀关闭，隔离阀开启 设备冷却水

24、系统（RRI）设备冷却水系统是一回路和重要厂用水系统之间的隔离屏障。在核电厂正常运行时、停堆或事故工况下，从含有放射性流体的设备中导出热量，并传递给最终热阱，同时在核岛各热交换器与海水之间形成一个屏障防止放射性水污染海水。4.4.1 系统功能 为核岛内需要冷却的设备提供除盐冷却水； 作为隔离核岛设备与冷却海水的屏障。4.4.2 系统原理海水海水SEC缓冲箱缓冲箱泵泵热交换器热交换器设备冷却水系统设备冷却水系统RRI主回路主回路设备冷却水系统原理流程 设备冷却水系统（RRI）系统功能系统功能冷却功能冷却功能 为核岛内需要冷却的设备提供除盐冷却水，将热负荷通过重要为核岛内需要冷却的设备提供除盐冷却

25、水，将热负荷通过重要厂用水系统厂用水系统SEC传到海水中。传到海水中。隔离作用隔离作用 作为隔离核岛设备与冷却海水的屏障，既可避免放射性流体不作为隔离核岛设备与冷却海水的屏障，既可避免放射性流体不可控地释放到海水中污染环境，又可防止海水对核岛各换热器可控地释放到海水中污染环境，又可防止海水对核岛各换热器的腐蚀的腐蚀 。4.1 4.1 化学和容积控制化学和容积控制系统系统4.4.3 系统流程图a.系统结构特点独立系列 每个机组设有两条独立管线，分为A、B系列；为反应堆安全设施和余热排出系统提供必须的冷源。公共环路 用户是事故情况下不必投入的核岛设备冷却器，通过阀门切换，可由A系列或B系列供水，也

26、可以共同供水。两机组的共用部分 用户可由两个机组中的任意一个提供冷却水。b.系统的主要设备系统的基本特性在所有运行工况下，RRI系统的运行压力都低于一回路系统压力。RRI系统的冷却能力可以满足在机组启动、功率运行、次临界停堆和失水事故等各种工况下运行设备同时排出的总热负荷的需要。设备冷却水泵单级离心泵，轴封采用机械密封装置；采用异步电动机驱动，泵与电机的联轴器为挠性连接方式；名义流量2670m3/h，名义总压头63m水柱。2台,独立,100%容量设备冷却水热交换器板式热交换器，50%容量,两个独立,冷却水来自重要厂用水系统SEC；RRI侧为高压侧，SEC侧为低压侧。缓冲箱为设备冷却水泵提供吸入

27、压头；补偿由于膨胀、收缩引起的水容积变化和可能的泄漏；溢流管与RPE系统（核岛排气和疏水系统）相连,为什么?；通过排气管将废气排到DVN系统,为什么（核辅助厂房通风系统）。4.5 重要厂用水系统重要厂用水系统的主要作用是冷却设备冷却水，在发生事故的紧急情况下，向蒸汽发生器辅助给水系统供水。功能:重要生水系统;系统流程图系统组成:循环水过滤系统、泵、换热器等4.6 反应堆换料水池和乏燃料冷却和处理系统PTR 系统功能系统原理图系统组成4.6.1 系统功能PTR对反应堆水池和乏燃料水池进行冷却、净化、充水和排水。 冷却功能 (1) 系统冷却乏燃料水池中的燃料元件，导出其剩余释热； (2) 机组在换

28、料或停堆检修时，若RRA系统不可用，且一回路已经打开的情况下，PTR系统作为RRA系统的应急备用，冷却堆芯，导出其余热。 净化功能 (1) 净化去除乏燃料水池中的裂变产物和腐蚀产物，降低乏燃料水池的放射性水平； (2) 过滤清除反应堆水池和乏燃料水池水中的县浮物，以保持水的良好的能见度。 充、排水功能(1) 系统向反应堆水池和乏燃料水池充以硼浓度为2100g/g的硼水，使水池有足够的水层，为操作人员提供良好的生物防护； (2) 保证乏燃料处于次临界状态； (3) 实施除乏燃料贮存池外，其它水池的排水； (4) 为RIS和EAS贮存必要的硼水。 4.6.2系统流程4.6.3 系统组成系统由反应堆

29、水池、乏燃料水池、换料水箱和它们所连结的冷却、净化和充水、排水回路组成。 A、反应堆水池反应堆水池位于反应堆厂房内，池面标高为20m,总水容积为1310m3，它分为两个部分； 反应堆水池(1) 换料腔（堆腔），该水池位于反应堆压力容器的正上方，池底标高为10.862m，容积为520m3； (2) 堆内构件贮存池，该水池与换料腔相连，池底标高为7.5m，容积为790m3。 这两个水池之间用气密封挡板隔开，可单独进行充排水。机组正常运行时，反应堆水池是不充水的。只有在换料，反应堆压力容器封头需要打开的情况下，反应堆水池才予充水。水池满水的水位标高为19.5m。 B、乏燃料水池 乏燃料水池位于燃料厂

30、房内，池面标高也是20m，总水容积为1800m3，它由四个水池组成： 乏燃料水池(1) 燃料输送池：(2)乏燃料贮存池：(3) 乏燃料装卸罐贮存池：以上三个水池彼此相通，并用气密闸门加以隔离。三水池满水的水位标高亦为19.5m。 (4) 燃料输送罐冲洗池：乏燃料水池(1) 燃料输送池：水容积为235m3，池底标高为7.5m,池底有一个连接KX和RX堆内构件贮存池的传递通道。乏燃料由换料机从反应堆吊出后，用运输小车将其穿过传递通道，送入燃料输送池。 通道在燃料输送池侧设有一个闸阀，可将通道隔离，在堆内构件贮存池侧由盲板法兰将其隔离。正常运行时，通道是隔离的，换料时才打开。 乏燃料水池(2)乏燃料

31、贮存池：水容积为1326m3,池底标高为7.5m。它可以存放13/3个堆芯的燃料组件，这些燃料组件被分放在20个格架内。其中，有五个格架各存放30个燃料组件，有十五个格架各存放36个燃料组件，总共可存放690个燃料组件。另外还备有一个可存放5个破损燃料组件的格架。该池内只要有乏燃料就必须充满水且不能排空； 乏燃料水池(3) 乏燃料装卸罐贮存池：水容积为230m3，池底标高为7.26m，乏燃料在该池被装入运输用的铅罐内。 以上三个水池彼此相通，并用气密闸门加以隔离。三水池满水的水位标高亦为19.5m (4) 燃料输送罐冲洗池：与乏燃料装卸罐贮存池相邻，但不相通，池底标高为14.25m，燃料输送罐

32、在该池内进行冲洗。 C、换料水箱PTR001BAPTR001BA安装在RX外，四周设有钢筋混凝土围墙，围墙可在发生事故情况下包容水箱的水容量。水箱箱底标高为1.02m。 水箱在机组出现失水事故情况下为反应堆提供应急水源，反应堆换料时，换料水箱可实现反应堆水池的充水和排水。失水事故时，水箱可提供两台高压安注泵、两台低压安注泵和两台安全壳喷淋泵同时运行20分钟的水容量。 D、反应堆水池的充水、排水、冷却和净化回路 (1) 充水回路 (2) 排水回路 (3) 冷却回路 (4) 净化回路 D、反应堆水池的充水、排水、冷却和净化回路 (1) 充水回路 换料水箱的水可以借助于PTR001或002PO充入反

33、应堆水池，在反应堆压力容器打开以后，也可以利用低压安注泵通过环路向反应堆水池充水。 D、反应堆水池的充水、排水、冷却和净化回路 (2) 排水回路 大修卸料后，可以用余热排出泵、PTR002PO及005PO将反应堆水池的水排回到换料水箱，反应堆水池水的最后排尽还要通过地漏，将水排到核岛排气和疏排水系统； 装料后，只能用PTR02PO及05PO排水，最后也要用地漏将水排尽。D、反应堆水池的充水、排水、冷却和净化回路 (3) 冷却回路 正常情况下，反应堆水池的水是RRA系统来冷却的。在反应堆停堆换料，一回路已经打开，RRA不可用的情况下，则由PTR系统的偶数系列（PTR002PO和002RF）应急冷

34、却反应堆水池。 D、反应堆水池的充水、排水、冷却和净化回路 (4) 净化回路 在反应堆压力容器开盖及水池充水的过程中，反应堆水池的水是通过RRA泵送至RCV系统或TEP系统的净化单元去净化的；反应堆水池满水后，水池中的水则改用PTR005PO去进行循环过滤。回路中的两台过滤器PTR003和004FI为两台机组共用 E、乏燃料水池的充水、排水、冷却和净化回路 (1) 充水回路 (2) 排水回路 (3) 冷却回路 (4) 净化回路 (1) 充水回路 换料水箱的水借助于PTR001或002PO充入燃料输送池、乏燃料贮存池和乏燃料装卸罐贮存池。(2) 排水回路 乏燃料贮存池的水一般不能被排掉。必要时（

35、如检修），可使用临时接管和一台潜水泵进行特殊情况下的排空。燃料输送池和乏燃料装卸罐贮存池的水一般通过PTR001或002PO排向换料水箱，也可以排向RPE系统。(3) 冷却回路 燃料输送池、乏燃料贮存池和乏燃料装卸罐贮存池的水用PTR001或002RF冷却，冷源是设备冷却水。冷却后的水返回到各水池。 两套冷却管线中的任何一条都能保证对上述三个水池的冷却能力和作为RRA的应急备用，但两项操作同时进行时，只有偶数系列管线可作为RRA系统的应急备用。 (4) 净化回路 冷却流量的一部分经PTR001或002PO出口旁路被送入PTR001FI、PTR001DE和PTR002FI实现净化。设计净化流量为

36、60m3/h，最大不超过65m3/h。PTR001FI用来过滤直径大于5m的悬浮颗粒，PTR002FI则阻止离子交换树脂进入冷却系统。 F、反应堆水池和乏燃料水池表面撇沫回路 (1) 反应堆水池的水经PTR002BA进入PTR004PO，该泵将水送到PTR005PO的吸入口，经PTR005PO增压后，水通过并联设置的PTR003和004FI过滤后返回反应堆水池。 撇沫操作只有在需要提高水的纯度和透明度时才进行，撇沫器在机组正常运行时被存放在反应堆厂房大厅内。 (2) 乏燃料水池表面撇沫回路 乏燃料水池中的水经固定在池壁的撇沫器进入PTR003PO，再经PTR005FI过滤后返回乏燃料水池。 回

37、路的设计净化流量为5m3/h。 主要设备(1) 换料水箱(2) 反应堆水池撇沫贮水罐(3) 冷却循环泵(4) 乏燃料水池撇沫泵(5) 冷却水热交换器(6) 乏燃料水池净化过滤器、反应堆水池过滤器以及乏燃料水池浮沫过滤器(7) 混床除盐器4.7 废物处理系统大亚湾核电站设立了一整套排出物的处理和排放系统。这些系统主要有： 核岛排气和疏水系统（RPE）； 硼回收系统（TEP）； 废液处理系统（TEU）； 废液排放系统（TER）； 废气处理系统（TEG）； 固体废物处理系统（TES）。 三废处理系统三废处理系统三废处理系统废液处理系统废液处理系统废气处理系统废气处理系统固体废物处理系统固体废物处理系

38、统回收和处理放射性废物以保护和监视环境。放射性“三废”的处理三废的来源1. 废液的分类 废液按其不同来源和化学性质，分为可复用废液和不可复用废液。 可复用的废液是指从一回路排出的未被空气污染的，含氢和裂变产物的反应堆冷却剂。这部分排水由RPE系统收集并送往硼回收系统（TEP），经处理后供一回路重新使用。 不可复用的废液又分为工艺排水、地面排水和化学废液三类。还有一种废液，叫做公用废液，是指淋浴、洗涤和热加工车间使用去污剂去污的废水。这些废水通常会有较弱的放射性。公用废液由联系核岛、机修车间和厂区实验室的放射性废水回收系统（SRE）收集的，经监测，或直接排放，或被送往TEU系统的地面排水箱，随地

39、面排水进行处理和排放。 工艺排水是指从一回路排出的、已暴露在空气中的、低化学含量的放射性废液；地面排水是指来自地面的、化学含量不定的低放射性废液；化学废液是指被化学物质污染的，并可能含有放射性的废液。这三种废液都是由RPE系统收集、就地分类，分别送往废液处理系统（TEU）的工艺排水箱、地面排水箱和化学废水贮存箱，经处理后通过废液排放系统（TER）排放。 2. 废气的分类按照废气的化学性质，将废气分为两类：一类是含氢废气，另一类是含氧废气。 含氢废气是指那些由稳压器卸压箱、化容系统的容控箱、核岛排气和疏水系统的冷却剂排水箱以及硼回收系统的前置贮存箱和除气器排出的气体。这些气体都含有氢气和裂变气体

40、。这些废气将被送往废气处理系统（TEG）的含氢废气分系统，经压缩贮存和放射性衰变后排往大气。 含氧废气是指那些来自反应堆厂房通风系统和通大气的各种水贮存箱的排气。这种废气是被轻度污染的空气。含氧废气将被送往TEG系统的含氧废气分系统，经过滤后直接排往大气。 3. 固体废物的分类固体废物被分为四类，它们是：各种除盐器的废树脂、蒸发器的浓缩液、过滤器的失效滤芯和其它固体废物。其它固体废物包括被污染的零部件和工具以及在现场使用过的纸张、抹布和塑料制品等。 所有固体废物都将在生物防护的条件下被送往固体废物处理系统（TES），经处理后贮存。 排出物的分类核岛排气和疏水系统（RPE） 排气和疏水系统（RP

41、E）一部分是每个机组专用，一部分是两个机组共用。 本系统分类收集在核岛产生的全部气体、液体废物（有或无放射性）并送往相应的处理系统；在失水事故后，收集在NX和KX的高放射性废液并泵回RX。 硼回收系统（TEP） TEP系统接受并处理可复用冷却剂，得到合格的除盐除氧水和浓度为4%的硼酸溶液，供给REA系统；在反应堆寿期末时，本系统还用于化容系统下泄流的除硼，以补偿堆芯寿期的燃耗； 硼回收系统原理图 由容积控制箱来的含硼放射性废水，均先引至硼回收系统暂存箱内。当料液积累到一定数量时，由料液泵吸出，经过过滤、离子交换和加热脱气等方法，除去料液中不溶性颗粒状、可溶性离子状和气体状的裂变产物及腐蚀产物。从脱气塔顶部排出的气体，经排气冷凝器凝结，并除掉所含的水汽后，便排往废气系统处理。经脱气后的料液进入蒸汽发生器蒸发，二次蒸汽冷凝水即成为再生补给水，检测后进入硼回收再生水箱供补给水系统使用。蒸汽发生器釜底溶液浓缩至一定浓度后排入卸放箱，经过滤后被送至化学和容积控制系统重新使用。TEP系统流程方框图 废液处理系统（TEU） 系统功能 TEU系统用于接收两台机组来自RPE系统、TEP系统、TES系统、TER系统和放射性废水回收系统（SRE）收集的热洗衣房废水等不可复用废液，对它