PWR系统与设备-第四章-一回路辅助系统

PWR系统与设备上海交通大学机械与动力工程学院核科学与系统工程系中国电力投资集团核电培训班课程第四章一回路辅助系统核电厂一回路辅助系统分类

一回路辅助系统是核电厂核岛的重要组成部分。不仅对正常运行是不可缺少，而且在事故工况下为核电厂提供必要的安全措施。

①在任何情况下，能使反应堆安全停堆；

②把核电厂释放的放射性物质数量限制在规定的限值内，实现规定的安全目标。

典型的PWR核电厂通常设置20多个一回路辅助系统。这些系统分为三类（按基本功能）：①反应堆装置的流体系统为反应堆正常运行与使用服务，包括启动、停堆、功率运行、调试、检验、换料以及维修等；e.g.

化学和容积控制系统（化容系统）、硼回收系统、堆芯余热排出系统、设备冷却水系统、主泵轴封水系统、废燃料池冷却及净化系统、取样系统etc.②专设安全设施（工程安全设施）是核电厂安全纵深防护的重要组成部分。在设计基准事故时，用以确保反应堆安全停堆，并控制放射性与能量释放，尽量限制其产生的后果。e.g.

安全注射系统（安注系统）、安全壳冷却系统、安全壳通风冷却系统、安全壳隔离系统、空气净化系统、消氢系统etc.③放射性废物处理系统用于收集、运送、贮存、处理放射性废物，防止污染环境，保证厂区内外人员受到的剂量在允许范围之内。e.g.

放射性废液处理系统、废气处理系统、固体废物处理系统etc.

应当指出，一回路辅助系统之间仍有许多共同之处，大多与水的处理有关。

在LWR中，水的作用：①

慢化剂；②

冷却剂；③

换料及废燃料处理时用作屏蔽材料；④

事故时用作安注水；⑤

去污系统中对设备与人员去污；

伴随一些有害过程：①

水对材料的腐蚀；②

水参与裂变产物的迁移；③水在慢化中子过程中被活化；④

水在屏蔽射线的同时自身分解。1、化学与容积控制系统

化学容积控制系统（化容系统）是核电厂最重要的反应堆辅助系统。对于维护反应堆的正常运行状态，以及事故工况下保证反应堆安全起着重要的作用。在调试、正常运行工况与事故工况下，化容系统主要承担的任务有：

维持主系统适当的水容积（控制稳压器水位）；

净化反应堆冷却剂（减少裂变产物和腐蚀产物数量）；

调节反应堆冷却剂硼浓度（控制反应性）；

提供主泵轴封注入水；

对反应堆主系统充水和进行检漏试验；

对稳压器提供辅助喷淋；

作为安全注射系统的补充，事故工况时向主系统紧急注入硼水，有些设计使上充泵兼作高压安注泵。

化学补偿控制

调节反应堆冷却剂中的硼浓度，维持反应平衡并展平堆芯中子通量密度分布。根据反应堆运行需要，化容系统调节堆冷却剂硼浓度，补偿堆芯反应性（主要是反应性的慢变化）。从冷停堆到热态零功率的过程中，补偿慢化剂温度效应所引起的反应性变化。带功率运行时，补偿氙中毒、裂变产物的积累和可裂变同位素的燃耗等因素所引起的反应性减少。补偿变工况所引起的过渡反应性变化。系统功能

根据反应堆运行的需要，化容系统调节冷却剂的硼浓度，以控制反应性的慢变化，并保持冷停堆与换料过程中足够的停堆深度。(1)启动及停堆停堆时，应使冷却剂硼浓度保持必需的停堆深度；而启动时，应使冷却剂硼浓度降低到临界所需的数值。用改变硼浓度应足以补偿如下几种效应引起的反应性变化：①补偿多普勒效应引起的反应性变化；②补偿冷却剂温度效应引起的反应性变化；③补偿中子吸收截面很高的裂变产物135Xe（氙）及149Sm（钐）引起的反应性变化；④由维持足够的停堆深度到堆启动所需的反应性变化。一般说来，大型PWR的冷停堆和启动要求冷却剂中相应的硼浓度变化量

C=300-500ppm。亦即，停堆时应提高硼浓度（“加硼”或“硼化”）300-500ppm，而启动时应降低硼浓度（“减硼”或“稀释”）相应值。

调节硼浓度的主要方法是向堆内注入浓硼酸或纯水，相应地由堆内排出相同数量的冷却剂。由于冷却剂泵以巨大的循环量运行，通常认为注入的水迅速地与整个回路混合，排出的已经均匀混合了的冷却剂。另外，也要考虑反应堆启动升温时，由于水体积膨胀而引起部分冷却剂的排放，其量也不小，约为主回路总水量的30。(2)补偿燃耗在反应堆运行过程中，剩余反应性逐渐降低，需要不断调整冷却剂中硼的浓度。这是通过注入除盐水降低冷却剂中硼浓度而实现的。(3)反应性负荷变化现代PWR核电厂的功率变化也通过调节硼浓度实现。如果功率调整频繁，将造成数量相当可观的硼水排放量。(4)反应堆换料及检修在换料操作时，要提高硼浓度，以保持必需的停堆深度。容积控制

维持主系统适当的水容积，使稳压器水位按规定程序变化并补偿主系统微量的泄漏。化容系统承担反应堆从冷态到热态零功率的启动过程中最大升温速率和从热态零功率到冷停堆过程中的最大降温速率（30℃/h）所引起的水容积的变化。通过系统上充与下泄流量差保证和实现。在变功率运行时，化容系统容积控制箱波动能力承担负荷线性变化最大速率约为±5%额定功率所引起的主系统水容积变化量的40%（70%由稳压器补偿）。能向主系统提供足够的补给水，补偿主系统在一般事故工况下压力边界的泄漏。正常运行时，一台离心式上充泵工作，上充流量11.2t/h，上充泵最大补水量达25t/h。事故时，可由二台离心泵并列运行。正常补水水源为反应堆补给系统补水。在硼回箱内水质及硼浓度符合要求时，可直接作为补水水源。在超过正常补给能力时，水源切换到换料水箱。安注工况时，直接从浓硼酸箱和换料水箱取水。水质控制即净化反应堆冷却剂，控制pH值和O2、H2浓度，以减少冷却剂对设备和管道的腐蚀。在0.5%的燃料包壳破损情况下，能保持堆冷却剂水质及放射性水平符合要求。提供主泵轴封注入水作为高压安注的一部分，在失水（LOCA）事故或主蒸汽管道破裂时，事故的初始阶段向主系统紧急注入浓硼酸和换料水箱内2400ppm硼水。化容系统用作高压安注的那一部分，应满足安注系统的有关准则，单一故障准则。可试验，可试压，保证系统功能正常。正常电源及事故电源的切换等。系统含浓硼部分，需保持其环境在于23℃以上，防止硼酸析出。

满足单一故障准则的设备组合，在其任何部位发生单一随机故障时，仍能保持所赋予的功能。

稳压器进行辅助喷淋承担主系统充水、打压试验（严密性试验）的任务。启动及停堆：冷停堆前，应提高冷却剂硼质量分数，以提供足够的停堆深度；反应堆启动前，应使冷却剂硼质量分数减小到临界所需的范围。硼质量分数的改变应足以补偿多普勒效应、慢化剂温度效应、氙毒及钐毒以及由维持足够的停堆深度到堆启动所需的反应性变化。补偿燃耗：在反应堆运行过程中，剩余反应性逐渐减少，需要不断调整冷却剂的硼质量分数，这是通过注入除盐水来实现的。反应堆检修及换料：对于换料冷停和维修冷停堆，要求硼质量分数至少2100×10-6，以保持必须的停堆深度。负荷变化：现代压水堆核电厂的负荷变化也可通过改变硼质量分数实现。若功率调节频繁，将会造成数量可观的硼水排放。反应性控制

系统设计依据容积控制

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。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。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。①放射性水平的控制

冷却剂的放射性来自：水及其中杂质的活化；裂变产物的释放；腐蚀产物的活化；化学添加物的活化。

水活化产物中最重要的是16N，其

射线很强，是决定一回路系统二次屏蔽设计的主要因素。但16N半衰期极短，一般不列入冷却剂总放射性。事实上，冷却剂放射性绝大部分来自裂变产物，小部分来自腐蚀产物活化产物。有些核电厂对冷却剂总放射性指标作出规定，一般为4

l04Bq／L

4

l05Bq／L。此指标完全由燃料包壳破损率和冷却剂净化系统的效率所决定。水质控制①放射性水平的控制（续1）

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变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：

式中，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，

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)，

为逃逸率系数。①放射性水平的控制（续2）冷却剂中裂变产物的放射性大小取决于三个因素：裂变产物逃逸率；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。对于一座典型的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中，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、Xe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。

化容系统的设计应能有效地去除上述放射性物质，在设计规定的燃料包壳破损情况下(例如0.5％)，保持冷却剂低于规定的放射性水平。②水质指标控制

水作为冷却剂在一回路的高温高压和强辐射场中循环，它除了载热和慢化中子外，还发生一系列反应，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。这些过程都导致水质恶化，回路中放射性增高以及结构材料损坏等不良后果。在这些过程中，腐蚀的问题尤为重要。除了引起结构材料破坏外，也是裂变产物释放和腐蚀产物活化的根本原因。水的辐射分解只是由于辐射分解的氧会加剧腐蚀才被重视。至于水和其中杂质的活化，其影响更为有限。总之，防止腐蚀是冷却剂化学的中心任务。为此，一方面发展耐腐蚀的结构材料，另一方面应该严格控制冷却剂的水质。对于一个建成的核电厂，冷却剂的质量指标的确定是以防止材料腐蚀为基本出发点的。核电厂运行经验表明，严格控制水质是保证核电厂安全运行的重要措施之一。对于压水堆核电厂反应堆冷却剂，应严格限制其氧、氯和氟等杂质的质量分数，将pH值控制在合适的范围，同时对其中的pH值控制剂和总悬浮体含量确定一个限制指标。A.氧

水中游离氧的存在是造成金属材料腐蚀的重要原因。

在无氧的高温水中，不锈钢表面将生成Fe3O4和

-Fe2O3型氧化物。它们构成了致密的氧化膜，保护金属不被进一步氧化。相反，若水中存在游离氧，则生成

-Fe2O3型氧化物。它结构疏松，不具备保护作用。氧的存在还加剧不锈钢氯离子应力腐蚀破坏。试验表明，在氯离子质量分数相同的条件下，加载试样出现裂缝的时间与溶液中氧的质量分数成反比。

当冷却剂中游离氧的质量分数低于0.1×l0-6时，可以避免氯离子引起的应力腐蚀发生。于是这个数值就成为冷却剂中游离氧含量的上限值。B.氢

在辐射作用下，水发生分解生成H2、O2、H2O2以及多种自由基。

当游离氧已去除时，辐射分解的氧化产物就成为材料腐蚀所需氧的来源。若水中含有氢气，则由于它和辐解氧的合成作用，能够抑制水的辐射分解，从而抑制了金属腐蚀。试验表明，当每公斤冷却剂中含有14ml氢气时，才能有效地抑制水的辐射分解。实际核电厂运行中，考虑到泄漏和不均匀等因素，每公斤冷却剂中加入25ml

40ml氢气。

C.氯离子和氟离子

研究表明，不锈钢应力腐蚀破坏的几率正比于氯离子质量分数和游离氧含量的乘积。当水中氧含量较高时，即使氯离子质量分数低于1

10-6时，应力腐蚀破裂也会发生。在泡核沸腾条件下，氯离子可能在传热表面或结构缝隙处浓缩。从而增加发生应力腐蚀的机会。为防止发生应力腐蚀，除限制含氧量外。氯离子质量分数也不宜超过0.1

10-6或0.15

l0-6。水中存在微量氟离子既能明显加剧结合金的腐蚀和吸氢，又能与氧共同作用引起不锈钢的应力腐蚀。在不发生沸腾的情况下，氟离子含量小于2

10-6的水对锆合金已无危害。考虑到在堆芯可能发生局部沸腾浓缩，目前压水堆一回路水质标准将氟含量规定在0.1

10-6以下。D.pH值及pH值控制剂

压水堆一回路水浸润表面材料主要是不锈钢和镍基合金；研究表明，对于不锈钢和镍基合金，水质偏碱性会导致腐蚀加剧。试验表明，当pH<11.3时，对锆腐蚀速率无明显影响，而当pH＞12时，腐蚀明显加剧。pH值对腐蚀产物在回路中的迁移也有影响。

腐蚀产物迁移是由于回路中温度不同引起腐蚀产物的溶解度不同，从而形成腐蚀产物在溶解度大的地方溶解，流到溶解度小的地方沉积下来的现象。对于亚铁离子溶解度与pH值及温度关系的研究表明，在碱性介质中，亚铁离子的溶解度在某一温度下有一最小值，pH值越高，相应的最小溶解度温度越低。此后，亚铁离子的溶解度随温度升高而增加。这样，在碱性溶液中，腐蚀产物从一回路较热的地方溶解，转移到温度低的地方沉积下来。因此，冷却剂保持较高的pH值，能使腐蚀产物从堆内迁移至堆外。综合上述因素，对于现行的压水堆核电厂一回路结构材料，水质偏碱性较好，以pH值为9.5

10.5为宜。

D.pH值及pH值控制剂（续）常用的pH值控制剂有两种：氢氧化锂和氢氧化铵。氢氧化锂广泛地被用作pH值控制剂。它的pH值控制能力强，中子吸收截面很低，不引进额外核素，其缺点是作为非挥发性碱，局部浓缩会造成苛性腐蚀，其原料用99.9％的73Li价格贵。

俄罗斯的压水堆核电厂用氢氧化铵作为pH值控制剂。氢氧化铵作为挥发性碱，不会因局部浓缩而造成苛性腐蚀。不产生感生放射性，价格低廉。氢氧化铵作为pH控制剂的缺点是达到最佳pH值添加量大，另外在辐照作用下分解成氮和氢，不仅增加了用量，还因冷却剂中氮的增加会给运行带来一些麻烦。E.电导率

电导率是水中离子总质量分数的一个指标，单位为

S/cm，水越纯净，电导率越低。

电导率是水纯度的一个度量标准。压水堆一回路冷却剂中加入硼酸和PH值控制剂后，电导率已不能有效地反映冷却剂的纯度，而只能规定一个允许范围，具体取值大小取决于硼酸和PH值控制剂的添加量。通常电导率范围为l

S/cm

40

S/cm。化容系统简图

系统设备布置

本系统下泄流的高温高压部分，即从一回路系统冷段下泄支管经下泄隔离阀、再生热交换器到节流孔板出口的设备及管线，以及过剩下泄热交换器及其管道阀门都布置在安全壳内。其它部分设备及管线布置在核辅助厂房和连接厂房。系统的高压部分之所以布置在安全壳内是由于高压设备及管线泄漏和破损的几率较大，万一发生泄漏，放射性物质仍在安全壳内；在布置上还考虑到下泄流在安全壳内经过一段流程，以保证在最大下泄流时。下泄的反应堆冷却剂在安全壳内滞留一段时间再穿过安全壳，使半衰期短的放射性物质(16N)衰变掉，而不会带到核辅助厂房，从而降低核辅助厂房的放射性水平。在核辅助厂房，根据剂量分区原则，剂量水平较高的设备，如过滤器、除离子床集中布置在除离子床及过滤器隔间，有很厚的水泥墙防护。相应的阀门也采用穿墙穿地板的机构以防射线对人体的危害。三台上充泵平行布置，中间用隔墙隔离。容积控制箱安放在高出上充泵5m的楼层上。其他设备如下泄热交换器、轴封水热交换器等布置在上充泵周围。作为离心上充泵的备用泵；主系统试压用。截止阀闸阀波纹管阀引漏阀球阀隔膜阀针形阀节流阀调节阀角阀三通阀碟阀底阀安塞减压阀气动阀（失效开）气动阀（失效关）止回阀弹簧式卸压阀光导式卸压阀带法兰阀自力式调节阀自力式调节阀自力式调节阀锁开阀锁关阀电磁阀（失电开）电磁阀（失电关）阀常开阀常关其余系统阀列管式热交换器U型管式热交换器往复泵离心泵常用图例汇编(1)

下泄系统

包括正常下泄、过剩下泄，水质净化也由该系统承担。电站正常稳态运行时，从一回路系统冷端引出的下泄流大约13.6t/h，经过隔离阀进入再生热交换器壳侧，被上充泵出口来的上充流(管侧)冷却到140℃，上充流被加热到266℃。下泄流从再生热交换器出来后，经过三组并联的降压孔板(正常时一组运行)，使压力由15.5MPa降到2.4MPa。下泄流继续经安全壳贯穿件进入核辅助厂房的下泄热交换器管侧，由壳侧的设备冷却水冷到46℃，再经下泄控制阀减压后进入树脂净化床前过滤器，滤去冷却剂中尺寸大于5µm的团体腐蚀产物后进入净化回路。在停堆冷却系统运行期间，一回路处于低温低压状态。这时从停堆冷却系统热交换器出口的一部分冷却剂从节流孔板下游进入下泄热交换器，经一次降温降压后进入净化回路。系统流程(2)净化回路从床前过滤器来的冷却剂经三通阀进入两台并联的混合除离子床中的一台，除去离子状态的大多数裂变产物和腐蚀产物，然后进入到间断运行的阳床除盐器除去铯和锂，使水质得到净化。从除盐器出来的下泄流经过滤器滤去破碎的树脂后进入容控箱。在除盐器前设置了三通阀，由下泄热交换器出口下泄流的温度来控制。当温度高于57℃时，为防止树脂因高温失效，三通阀自动切换，使下泄流不经过除盐器而由旁路管直接进入后过滤器。(3)上充回路

下泄流进入容控箱喷雾管，经喷头喷出、雾化，释放出一部分气体裂变产物．由氢气或氮气捎带排往废气处理系统。容控箱的下部空间存放经净化和清除裂变气体的冷却剂，它作为上充泵的贮水箱，给三台上充泵提供水源。上充泵把水压提高至17.7MPa，一路经上充流量调节阀、再生式热交换器管侧进入主系统。另一路则由轴封水流量调节阀进入轴封水回路。(4)轴封水、轴封回流及过剩下泄回路

轴封水流经两台并联运行的过滤器中的一台，除去尺寸大于5µm的固体杂物后进入主泵轴封。轴封水一部分顺泵轴朝下冷却主泵轴承后进入一回路系统；另一部分则朝上，经过轴封配合面流出主泵作为轴封回流。轴封回流由轴封回流过滤器除去固体颗粒后进入轴封回流热交换器，经冷却后返回上充泵入口。一回路系统还有另一条下泄通道

过剩下泄通道。当正常下泄通道不能运行时，投入过剩下泄，使从主泵轴封注入的水得以疏出，维持主系统的总水量不变。过剩下泄通道是从一回路系统蒸汽发生器下游引出一股下泄流，经过剩下泄热交换器冷却后和轴封回流汇合，一同返回上充泵入口，也可以导向排气疏水系统。过剩下泄流量等于主泵密封水进入一回路的流量。(1)正常运行

稳态满功率运行时，上充与下泄流量由主系统的正常净化流量及主泵轴封水流量决定。正常运行时，由稳压器液位自动控制上充流量，使稳压器液位符合规定的液位-功率整定曲线。补给水系统整定在“自动”位置，按照容控箱液位进行自动补给。根据堆芯运行寿期，调整冷却剂的硼浓度，以补偿堆芯燃耗。在运行中定期取样分析水质，并采取相应措施，调整补给水与硼酸的配比，加强净化、添加氢、除锂等。长时间升、降功率时，根据需要调节硼浓度。

系统运行方式(2)启动

启动时，用补给水系统将补给水和硼酸溶液配制成所需硼浓度，向主系统充水，然后用上充泵建立压力。当主系统压力上升到主泵轴封所要求的压力时，启动主泵，添加联氨除氧。同时稳压器的电加热器投入，使冷却剂升温。当稳压器内形成蒸汽空间并达到正常水位后，投入稳压器液位自动控制。然后在容控箱顶部建立氢气空间。为此容控箱液位用手动控制，同时充入氢气，并保持氢气压力在0.1-0.15MPa。在升温过程中，应调节上充流量分配阀，使轴封注入水流量符合规定。(3)停堆

热停堆：热停堆时堆冷却剂平均温度维持在热态零功率时的平均温度。停堆后Xe的积累使停堆深度增加，此时如要迅速提高功率，需要进一步稀释冷却剂的硼浓度。冷停堆：停堆前，以最大下泄流量通过净化床与容控箱，最大限度地净化冷却剂中的裂变产物与腐蚀产物。同时，容控箱中加强扫气，降低冷却剂中裂变气体浓度。化学补给分系统整定在“加硼”位置，使冷却剂的硼浓度增加到冷停堆的硼浓度。停堆冷却系统投入运行后，主泵陆续停止工作。此时上充泵对稳压器进行辅助喷淋，使稳压器进一步降温。冷停堆时，由停堆冷却系统引出一部分冷却剂，并经过净化床继续净化。(4)事故运行

失水事故(LOCA)

发生失水事故时，稳压器液位信号使上充流量增加；当稳压器到达低限液位时，切断下泄流。安注信号同时触发本系统对应系统进行紧急硼化。全厂断电事故(SBO)

发生全厂断电事故时，应急柴油发电机组供电给上充泵使它重新投入运行。2、硼和水补给系统

硼和水补给系统是化学和容积控制系统的支持系统，为化学和容积控制系统主要功能的实现起保证作用。系统功能当化学和容积控制系统进行容积控制时，为反应堆冷却剂系统提供所需的除气除盐含硼水；当化学和容积控制系统进行化学控制时，制备和注入联氨(N2H4)，氢氧化锂(LiOH)等化学药剂；当化学和容积控制系统进行中子毒物控制时，提供浓硼酸溶液或除气除盐水。同时，硼和水补给系统还有多项辅助功能：为冷却剂系统主泵的轴封提供清洗水，为主泵轴封蓄水管供水；提供稳压器卸压箱的喷淋水；为反应堆换料水池和乏燃料水池的冷却和处理系统的换料水箱提供含硼浓度2000mg/kg的初始充水和补水；为安全注射系统的硼注入箱提供含高浓度硼的初始充水和补水；在化学和容积控制系统扫气时，向容积控制箱充水。

系统描述

硼和水补给系统原理图分为：

补水回路，硼补充回路，硼酸配制回路和化学添加剂制备回路四个部分。(1)补水回路

为了向化学和容积控制系统提供除盐水，有两个容积各为300m3的水箱。系两台机组共用：正常运行时，一个箱对两台机组供水，另一箱则处于充水或备用状态。一个水箱的容量（300m3）足以保证机组在寿期末(冷却剂含硼量50mg/kg)从冷停堆状态启动至额定功率时冷却剂稀释所需的水量。水箱的水源来自硼回收系统，当初次充水或硼回收系统供水不足时，可由核岛除盐水分配系统经辅助给水系统的除氧器除气所供给。为避免箱内除盐除氧水与空气接触而氧化，水箱顶盖采用浮顶式密封结构，每个水箱均配监测水位、水温的仪表。硼和水补给系统为每台机组配有两台离心泵，向化学和容积控制系统供给除气除盐水，每台泵的额定流量为27.2m3/h，最大流量可达31m3/h。(2)硼补充回路

4％硼浓度(7000mg/kg)的硼酸溶液储存在三个贮存箱内，其中一个储存箱为两台机组共用；另外两个储存箱则每台机组各用一个：这种硼酸溶液来自硼回收系统或由硼酸溶液配制回路提供。两个硼酸储存箱的有效容积为81m3，两个箱的总容量可同时保证一个机组在寿期初冷停堆要求的硼酸溶液(32.64m3)和另一个机组在寿期末换料冷停堆所要求的硼酸溶液(91.97m3)。三个储存箱都充有氮气。充注压力在(0.12-0.17)MPa之间。每台机组有两台硼酸泵，向化学和容积控制系统提供硼酸，正常流量为16.6m3/h，该泵除正常电源外，还有柴油发电机应急备用电源。(3)硼酸配制回路

4％和12％浓度的硼酸溶液是在两个机组共用的硼酸溶液配制箱中配制的。配制时将结晶状的硼酸同来自核岛除盐水分配系统的除盐而未除氧的水相混合。硼酸在水中的溶解是随温度的增加而增大的。所以，为了配制和储存4％和12％的溶液，必须将水和溶液加热到对应的溶解温度：硼酸配制箱装有电加热器和搅拌器，在可能容纳12％硼酸溶液的所有管道、阀门、部件与仪表接管都用硼加热系统进行电加热跟踪和保温，以防硼酸析出。容纳4％硼酸溶液的管线仅进行热跟踪和保温。（4）化学添加剂制备回路

在反应堆冷却剂系统启动和运行过程中，需要通过化学和容积控制系统添加联氨以除氧，或加入氢氧化锂以调节冷却剂的pH值，为此，硼和水补给系统中每台机组各有一个化学物添加箱，其容积为20l。需添加化学药物时，将化学药物倒入添加箱内，然后用硼和水补给系统的除盐除氧水冲到上充泵入口。由上充泵充注到冷却剂系统中。系统的运行

在反应堆启动之前，硼和水补给系统就已经处于备用状态：一台除盐水泵和一台硼酸泵选择在“自动”方式，需接收到补给命令时才运转，另一台除盐水泵和一台硼酸泵处于“手动”方式。有五种正常补给的操作方式，即：慢稀释、快稀释、硼化、自动补给和手动补给。稀释：为了降低一回路的硼浓度，以便增加正反应性，将硼酸补给管线隔离，用等量的除盐除氧水代替一回路水。如果将水补充到容控箱中，是慢稀释；如果补水同时从容控箱上游和下游注入到冷却剂系统，获得尽可能快的响应，就是快稀释方式。硼化方式：如果将除盐除氧水管线隔离，而只让7000mg/kg硼酸溶液注入到上充泵入口，以增加一回路硼浓度。自动补给方式：当容控箱水位低，要求补给与一回路冷却剂相同浓度的硼水。而且补给的启动和停止都由容控箱水位控制。手动补给方式在以下两种情况下使用：为了提高容控箱水位以进行排气操作；或为换料水箱补水和最初的充水。操纵员手动给定除盐水和硼酸的流量和容积，由操纵员发出指令启动，补给达到预定的容积时自动停止，或由操纵员停止。

3、设备冷却水系统设备冷却水系统是一个中间冷却系统。在输送放射性流体和海水（或江河水）组成的电厂最终热阱之间提供一个可进行监督的中间屏障，能有效地避免放射性流体与海水（江河水）之间相互泄漏。在核电厂正常运行、停堆或事故工况下，设备冷却水系统从含有放射性流体的设备中导出热量，并传递结最终热阱。设备冷却水系统原理图

系统流程设备冷却水系统由设备冷却水泵、设备冷却水热交换器、波动箱、缓蚀剂添加箱及相应的管系、仪表等组成。系统运行时，设冷泵输送设冷水，经过热交换器壳侧，将热量传给管侧的海水（或江河水），再流过需要冷却的设备并返回设冷泵入口，构成了循环。设冷波动箱布置在系统最高位置，以便系统充水和放气并提高设冷泵进口压力，它还用于补偿系统中设备冷却水因温度变化而引起的体积波动。本系统在反应堆正常运行、停堆及事故工况下，满足一回路系统设备的冷却要求，各设备热负荷及冷却水量应平衡估算。设备冷却水符合除盐水水质要求，为了减少设备和管道的腐蚀，常向系统加入缓蚀剂。以前广泛采用的是铬酸钾，但它是致癌物质，排入废液系统后又甚难处理。现在已改为添加联氨或其它化学物品。设备冷却水系统流程简图1：设冷热交换器；2：缓蚀剂添加箱，3：波动箱，4：设冷泵，5：安全设施热交换器，6：其它冷却对象设备冷却水系统冷却的设备安全壳内

主泵（热屏、电动制动器、下轴承、上轴承）、控制棒驱动机构、停堆冷却泵、停堆冷却换热器、调节用空气压缩机、过剩下泄换热器安全壳外

水池冷却、蒸发器一、二次侧取样、一回路取样、主泵轴封水的冷却、非再生式换热器；处理排放液的汽化器、处理一回路排放液的汽化器、处理一回路排放液的除气器、处理气体排放物的冷凝器、处理气体排放物的压缩机、蒸发器排污的冷凝器系统运行

主要考虑的是以下三种运行情况：反应堆功率运行时，排放的热量实际上是常量，设备冷却水系统的主要用户是冷却剂泵，非再生热交换器和控制棒驱动机构。反应堆降温时，要导出的热量是变化的，最主要的是余热排出系统的热交换器。反应堆换料时，一回路水温被维持在不高于60℃，要导出的热量比反应堆降温时要小得多。设备冷却水系统需要的冷却水流量在设备冷却水系统运行时，必须定期检测冷却水有无放射性，以监督有无一回路水泄漏到设备冷却水系统；要注意保持膨胀箱内的水位。设备冷却水系统的冷却由公用水系统来保证，公用水可取江河水或海水，或建水塔，视核电厂选址而定。热功率(MW)需要的流量(m3/h)化容、余热排出排放物水池其它总和功率运行11.6544210225986停堆后4小时运行6722302100624464、三废处理系统放射性废气处理放射性废液处理放射性固体废物处理(1)废气的来源压水堆核电站反应堆厂房与核辅助厂房排出的气体有两种：一种是厂房通风气体，当厂房中的设备泄漏出放射性气体而使空气被污染，或压力容器附近空气被活化时，通风气体就会带有放射性；另一种是工艺废气，这种气体来自一回路系统，含有较高浓度的放射性核素，因此必须严加控制，经特殊处理后，再通过排风中心排放到大气。同时，在正常运行时，安全壳应保持负压，防止放射性气体泄漏。工艺废气中，根据其气体组成和放射性强弱又分成两个不同的废气处理系统：高放含氢废气处理系统用来收集和处理从化容系统容控箱的排气以及硼回系统脱气塔中排出的气体，这些气体的含氧量极低，主要成分是氮气和氢气，但它们载带了泄漏到一回路冷却剂中的裂变气体氪（Kr）、氙（Xe）和碘（I）等。在燃料元件包壳破损率较高时，这些气体中氪、氙含量可能达到较高的水平，但总量不大，一般每年约几千立方米。另一个是低放含氧废气系统，用来收集一回路设备注水时排出的气体以及这些辅助系统以空气覆盖的水箱的通风和排出气体，这类气体可能含有放射性气溶胶和裂变气体。但比放射性水平较低，废气数量较大。一般每年有数万立方米。放射性废气的处理(2)含氢废气的处理含氢废气处理子系统的废气来自含有一回路水的容器。反应堆停闭时：(1)反应堆冷却剂在化容系统的容控箱内将其所溶解的气态裂变产物释放出来；(2)正常运行时硼回收系统脱气器内有大量含氢废气；(3)此外还有卸压箱等。这类含氢废气中含有氢、氮和裂变产物，其放射活性可能相当高，处理的方法是贮存，让废气衰变到可以向环境排放的水平。整个系统在正压下运行。含氢废气处理系统原理：首先将废气引入缓冲箱（罐），而后用压缩机加压至0.8MPa以限制其体积，送入衰变箱贮存，贮存箱设计容量在核电厂基本负荷运行时以衰变期为60d（天）来考虑；在负荷跟踪运行情况下，以45d来考虑。系统设有两台互为备用的密封压缩机，由一台压缩机把废气送入6个贮存箱中的—个贮存起来。待其冷却，将凝结下来的废液导入核岛排气和疏水系统。6个衰变贮存箱的配置方式为：1台贮存箱在冲装废气时，另1台在作衰变贮存．而第3台则在排放，其余3台处于备用状态；—旦废气量过多，可应急冲装入3台备用贮存箱中，对废气要进行定期检测，达到允许值，经减压阀到排气系统，经碘过滤后经烟囱排放。含氢废气处理子系统

气态裂变产物的产额与半衰期核素85Kr85mKr87Kr88Kr133Xe133mXe135Xe138Xe半衰期10.7a4.48h76min2.77h5.29d2.19d15.6min17min产额(%)0.2931.32.493.576.590.161.85.45(3)含氧废气处理

含氧废气主要是机组启动、一回路系统注水时的排放气体。主要来源是盛放与空气接触的放射性液体的容器的通风排气。如硼回收系统的中间储存箱、除气器与蒸发器、浓缩液和废树脂储存箱、核取样系统通风柜、一回路通风系统的排气等。其主要成分为带饱和水蒸汽的空气，另外还含有少量放射性气体。

含氧废气处理子系统由互为备用的两台排风机中的1台使核岛排气和疏水系统集气管处于负压(4kPa)，经放射活性监测合格、碘过滤（活性炭碘吸附器）后，在烟囱中排放。含氧废气处理系统是连续运行的。

含氧废气处理子系统

(4)“近零排放”处理

前述废气处理后最终都将排放，故总会有一定量放射性气体，如85Kr之类的长寿命放射性物质排向大气。为最大限度减少这类放射性物质向大气的排放，已提出了一种更为先进的“近零排放”处理方法（前两者现正逐渐为最后一种方法所取代）。“近零排放”处理系统由废气压缩机、氢催化复合器、衰变箱等设备组成。运行时，一小股氢气连续地通过容控箱，与反应堆冷却剂脱出的气体混合，排入废气系统压缩机的吸入侧的循环氮气流中，经压缩进入催化复合器。在此处按一定比例加入氧气，使之与氮气流中的氢符合成水，冷凝后除去。剩余的气体通过气体衰变箱回到压缩机的吸入侧，如此完成一个循环。这样不断往复以至无须向环境排放任何废气，这就是“近零排放”的基本概念。一旦在役的衰变箱内压力达到限制值，进气阀将自动关闭，停止进气。另一台备用的衰变箱投入使用。这样，废气中的放射性气体都保留在衰变箱或氮气流中。废气中的大部分放射性气体半衰期很短，经12个月的衰变后即可达到平衡，只有像85Kr这样的长寿命核素逐渐积累，估计反应堆运行40年后，废气系统集聚的放射性不会超过的一年运行结束时的2倍。此时系统中的放射性主要是85Kr，而85Kr的辐射又很弱，箱体和管道可提供足够的屏蔽，因而废气系统85Kr的积聚不会对核电厂与周围环境构成威胁。(1)放射性废液的来源

由核岛排气和疏排水系统、硼回收系统收集的废液，可分为下列4类：疏排水，它来源于与空气接触过的一回路冷却剂排水和泄漏水，也就是被空气污染了的除盐水，污染的程度与机组的运行工况有关。一个1000MW压水堆核电厂年排放量约4500ml。公用废水，它包括取样系统化学污染水、辅助设备引漏水、洗衣房废水等。这些废水放射性水平较低，但杂质含量较大，年排放量约1000m3。地面排水，年排放量约9400m3。化学废液，年排放量约4100m3。放射性废液的处理(2)废液处理系统描述

放射性废液处理系统大致包括贮存、监测、去污处理、排放等步骤。疏排水回路：有4个相同的贮存箱，这些贮存箱设有一个再循环系统，可进行疏排水的混合、物理和放化特性的监测以及增添化学添加剂。经监测的疏排水由1台输送泵送往由过滤器和蒸发器组成的去污设备，从疏排水中分离出凝结水后，含盐类和悬浮物质的浓缩液被导向固体废物处理系统；而凝结水(蒸馏液)则输送到监测贮存箱，根据监测结果，被排至硼回收系统的前置贮存箱、本系统的前置贮存箱(再循环)、或经废液排放系统排入河流中。公用废水、地面排水，化学废液三个处理回路的原理相同，每个回路有两个相同的前置贮存箱(一个进料，另一个处理)，一台泵保证废液再循环．并进行监测后排放。大亚湾核电厂废水处理方法化学物含量低放射性废液（

1.85

104Bq/l）高放射性废液（>1.85

104Bq/l）低过滤除离子床高过滤蒸发放射性废液的处理

（1）放射性固体废物的来源与种类

压水堆核电站的放射性固体废物主要来自：（1）化学和容积控制系统的废树脂、废过滤器芯子和废水处理蒸发残渣的固化体，这部分固体废物的数量不少，含137Cs、90Sr、60Co等长寿命核素，比活度也较高。最高可达几Ci／kg；（2）某些活化了的堆内构件、仪表、探头和零件等；（3）放射性污染物，如沾污了的工具、衣物、防护用品、气体过滤器芯子等，这些物品的放射水平不高，但数量较大。这些固体废物可分为可燃性与不可燃性两类。按《放射防护规定》，凡比活度大于3.7×103Bq/kg的固体废物，都应按放射性固体废物处理。放射性固体废物的处理（2）放射性固体废物的处理

处理固体废物的方法有贮藏法、压缩法、煅烧法、固化法（水泥固化、沥青固化、聚乙烯固化、脲醛树脂固化）、装桶贮存等。放射性固体废物处理系统，设置于核辅助厂房混凝土间内，它收集各种固态废物，经压实或装桶，而后贮存或运送出厂。几种主要放射性固体废物的具体处理方法如下：废树脂的处理各种离子交换器的废树脂由水力送入贮存箱，贮存箱中充有氮气，底部通过一台定量箱排出树脂入桶，除盐水通过喷射器后送往核岛排气和疏排水系统。废残液的处理来自硼回收系统、废液处理系统的各种浓缩废液先排入除气贮存箱中，贮存箱配有加热和喷淋蒸汽装置，维持50摄氏度的温度，防止硼酸出现结晶，浓缩废液通过定量箱、靠重力排入桶中。固体废物的处理（表）方法基本工艺优缺点贮藏法在核电厂内建造贮藏库，将固体废物贮存其中处理费用比其它方法低廉压缩法把可压缩的固体废物装入桶、罐容器，用压力机压缩减容只限于可压缩的固体废物（如纸、破布、尼龙等）锻烧法用锻烧炉进行可燃固体废物的处理减容比其它处理方法大，但是设施费用和运行费用高，还必须同时进行放射性废气处理固化法在水泥、沥青中掺进废物，装在桶、罐容器中搅拌混合固化用于树脂、淤渣、浓缩废液的处置桶贮存法把固体废物封装在用钢筋混凝土作内壳体的桶、罐等容器中适于封装用过的放射性同位素和其它高放固体废物固体废物处理系统图工艺废气的产生主要来自：①硼回收系统脱气装置；②化容系统容控箱；③卸压箱；④堆排水贮箱。主要方法：贮存衰变法、常温活性炭延滞法；“近零排放”处理法（前两者现正逐渐为最后一种方法所取代）小结放射性废气处理系统

放射性废液处理系统

系统功能贮存、控制、监测、处理和排放放射性废液。废液处理原则“近零排放”原则；低、中、高放射性分级处理原则。放射性废液分类含氚废液（工艺废液）；不含氚废液（非工艺废液）

核电厂放射性固体废物按其来源分为：①失效离子交换树脂；②放射性废水蒸发残液；③失效过滤器芯；④其它固体废物及零部件。需对这些废物进行妥善处理与包装，以适应运输与长期贮存要求。

主要处理方法是固化技术（包括：水泥固化、沥青固化、聚乙烯固化、脲醛树脂固化等）。

固体废物处理系统包括以下几项内容：①蒸残液的固化包装；废树脂及滤芯的装桶包装；其它固体废物（如活化的堆内零部件、放射性劳动防护用品、工具等）压缩包装。②固化后的废物经封装后，用屏蔽车送往固体废物永久贮存处。

对包装成桶的核电厂固体废物，应送至政府批准的埋葬场地，并在其后保持连续监测。放射性固体处理系统

5、停堆冷却系统（余热排出系统）

停堆冷却系统也可称余热排出系统，当二回路停用，由它保证下列情况下反应堆堆芯的冷却：

当反应堆进入冷停闭的第二阶段，由停堆冷却系统导出堆芯的剩余发热、水和一回路设备中的显热，以及运行的主泵给一回路水提供的热量。该系统的设备布置于核辅助厂房与连接厂房。

停堆时，操纵控制棒(或硼)吸收掉大量的中子，中子通量密度迅速下降，核功率随之消失，但是，裂变碎片及它的衰变物的不断衰变，堆芯会产生剩余功率；由于这些放射性物质的半衰期各不相同，在停堆以后剩余功率缓慢下降。从剩余功率变化图中可以看出：满功率运行时，核功率占93

，由裂变产物产生的功率为7

；停堆时，核功率下降到零，剩余功率下降缓慢，停堆后两小时的值约为满功率的1

，必须加以导出（停堆后第二阶段）。系统功能

第一阶段：堆芯余热及冷却剂显热通过SG，由二回路控制系统把产生的蒸汽向凝汽器旁路；若凝汽器真空破坏，则由释放阀向大气排放；第二阶段：余热排出系统与化容系统连接，保证下泄流量，余热排出系统继续完成冷却，直至冷停闭状态。反应堆剩余功率变化图

系统功能（续）

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(比如，低于60

C)。

堆芯换料后，把换料水池水排送回换料水箱；当主泵停止时，停堆冷却系统可使一回路硼浓度均匀化，在电厂加热升温初期，控制一回路平均温度。另外，由于和化学和容积控制系统相连，当一回路压力过低冷却剂难以通过高压下泄孔板时，可排放和净化一回路冷却剂。

注：有些设计将停堆冷却系统设计为兼容的，如Westinghouse设计，此时停冷系统吸水口不仅接一回路热管段，而且与换料水箱及的坑相接，回水管道接一回路热段与冷段（当然有阀控制开断）。此时，电厂正常停运时执行余热排出功能，事故时作为低压安注系统执行专设安全功能。西屋公司设计的停堆冷却系统广东大亚湾核电厂的停堆冷却系统简介大亚湾核电厂的停堆冷却（余热排出）系统功能如下：

在停堆后第二阶段排出堆芯与一回路热量；

反应堆在冷停堆期间，进行换料或维修操作，排出堆内余热，维持一回路温度低于60C；

在电厂加热升温初期，控制一回路平均温度；

在换料操作后，将换料水从换料水池输送至换料水箱。

系统简介：系统由两个独立的系列组成，每一系列由一台余热排出泵（停堆冷却泵）、一台立式U形管管壳式换热器及相应的管道、阀门与仪表组成。整个系统布置于安全壳内。停堆冷却系统（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2环路（一回路）热管段，冷却剂经停堆冷却泵进入热交换器，被壳侧设冷水冷却后，经蓄压箱注入管线进入1、3环路冷管段。

停冷系统入口有两条并联管线，每条管线上有两个电动隔离阀串联连接。这两个电动隔离阀保证一回路与停冷系统间的隔离，它们的正常位置为关闭，可由柴油发电机安全母线供电。

停冷泵出口有两个安全阀，开启压力分别是4.5MPa与3.9MPa。这两个安全阀对停冷系统起超压保护作用，在停冷系统投入运行期间对一回路提供超压保护。两台热交换器出口都分别设有流量调节阀，调节通过各台热交换器流量，控制一回路的冷却速率。此外，还与两台热交换器并联设置了一条旁路管线，该管线上装有旁路流量调节阀，它用来控制通过停冷系统的总流量，使停冷泵的流量维持恒定。在热交换器出口联管与两台停冷泵入口之间设有一条最小流量管线，管线上无阀门，允许一定流量通过，保护停冷泵，防止泵体过热与丧失吸入流量。在通往1、3环路冷段的返回管线上，各设有一个电动隔离阀与一个止回阀，停冷系统的返回管线统蓄压箱注入管线共用一段接管与一回路系统冷管段相连。在两台热交换器出口的联管上，还有一条通往化容系统下泄节流孔板下游的管线。在停冷系统运行期间，部分冷却剂经此管线进入化容系统。大亚湾核电厂的停堆冷却系统系统运行在反应堆运行时，停堆冷却系统是被隔离的。停堆冷却系统被用于反应堆停堆冷却的第二阶段。因此，在反应堆冷却开始时，反应堆能量由蒸汽发生器排出，所产生的蒸汽通过汽机旁路排入凝汽器或大气(当凝汽器失效时)，压力由稳压器调节，有一台主泵在运行。由于反应堆冷却速率的限值为28℃/h，约须4h，当一回路的最高温度和压力为180℃和3.1MPa时，停堆冷却系统才能投入运行。（1）投运前的准备（1）投运前的准备（续）

投运时，停堆冷却系统应处在与一回路同样的压力和温度条件下，以防止设备(泵和热交换器)受到热冲击或压力的大瞬变，检验并确保水中硼浓度与一回路也应相一致，避免一回路硼浓度的“误稀释”。停堆冷却系统的加压操作可以借助于停堆冷却系统与化学和容积控制系统的连结管路来实现，即打开低压下泄管线间的管线。打开与化学和容积控制系统相连的调节阀，也将使停堆冷却系统升温，时间约需50min，这时停堆冷却泵以零流量运行。加硼的平衡是按停堆冷却系统内水的容积约为16m3来计算。（2）正常运行

如果停堆冷却系统投入条件（一回路冷却剂平均温度：160180C；压力：2.42.8MPa之间）已准备好，即可投入运行冷却一回路水。停堆冷却系统的流量一般恒定在1000m3/h。冷却速率为压力容器和蒸汽发生器允许的最大降温速度28℃/h，可以调节经过热交换器内水的流量，来改变热量导出速度。水温的变化可见图。在110℃时，停顿一下，以便调整回路流体特性，使蒸汽发生器处于湿保养状态；当温度下降到70℃时，操纵员可停下尚在运行的主泵；靠辅助喷淋对稳压器进行冷却，其最大冷却速率为55℃/h，当一回路压力达到0.1MPa和温度达到60℃时，操纵员可以开始一回路的排放，以便转到换料冷停堆。在换料冷停堆期间，一回路温度应保持不高于60℃，这时，只需停堆冷却系统的一台停堆冷却泵和一台停堆热交换器运行。改善SG水的化学性质，在一定温度下注入化学添加剂，当获得所需水量后，SG即进入湿保养状态。（2）正常运行（续）

当反应堆要重新启动、从冷停堆向次临界热停堆过渡时，在一回路充水和排气之后。通过停堆冷却系统与化学和容积控制系统的连接，及低压扩张来调节压力；在2.4MPa的情况下，主泵投入工作，以加热一回路（3台泵18kW），温度上升速度低于28℃/h，由停堆冷却系统加以调节；在再加热过程中，停堆冷却系统与一回路、停堆冷却系统与化学和容积控制系统的连接管路是打开的，至少投入一台停堆冷却泵使获得所需温度，在此温度下可以对一回路和二回路的水进行化学处理（在80℃和120℃之间）。接着，如果二回路能控制一回路的温度，则可将停堆冷却泵停运。停堆冷却系统1保护停堆冷却泵（3）退出运行

由于主泵工作，一回路加热升温，以及化学和容积控制系统低压下泄阀的调节，一回路的温度与压力达到限制停堆冷却系统工作的温度(160180C

)与压力(2.42.8MPa)之前，停堆冷却泵停运，与一回路相隔离；在停堆冷却系统停运之前，稳压器内应已形成汽腔，安全阀组可用。

停堆冷却时一回路温度变化

停堆冷却系统退出运行步骤图

6、硼回收系统系统功能

接受来自一回路的放射性废水，经处理检测将合格的核纯级水和硼酸与水补给给系统复用；

接受来自化容系统的下泄流，直接除硼。系统组成

系统由净化、硼水分离与除硼三部分组成。

净化部分包括前置储存、过滤除盐与除气三个工段，设置了两个完全相同的系列各用于1台机组，同时又可互为备用；

硼水分离部分包括3台储存箱、2套蒸发装置、2个蒸馏液监测箱与1台浓缩液监测箱，两机组共用；

除硼部分有3台除硼床，两机组各用一台，第三台备用。系统流程

净化

反应堆冷却剂排出液收集在有密封氮气覆盖的前置储存箱内。可用泵搅拌液体，防止悬浮固体在箱底沉积。前置储存箱内废水达到一定量时除气装置启动，由泵将箱内液体经过滤除盐后送入除气装置。氢气与放射性裂变气体等不凝气体送往含氢废气处理系统。除过气的废水由泵送往中间储存箱。

硼水分离

中间储存箱内液体由泵再循环，搅拌均匀后取样分析，箱内气空间与含氧废气系统相连并保持负压。由泵将箱内液体送往蒸发装置，产