【文章內(nèi)容簡(jiǎn)介】 為停堆冷卻系統(tǒng)），和通風(fēng)系統(tǒng)。 （ 3）在發(fā)生重大失水事故時(shí)保證核動(dòng)力廠反應(yīng)堆及主廠房安全的系統(tǒng)有：安全注入系統(tǒng)，安全殼噴淋系統(tǒng)。 （ 4）控制和處理放射性物質(zhì)，減少對(duì)自然環(huán)境放射性排放的系統(tǒng)有：疏排水系統(tǒng)，放射性廢液處理系統(tǒng)，廢氣凈化處理系統(tǒng)，廢物處理系統(tǒng)，硼回收系統(tǒng)，取樣分析系統(tǒng)。 （ 5）一回路其他輔助系統(tǒng)：補(bǔ)給水系統(tǒng)，乏燃料池冷卻及凈化去污清洗系統(tǒng)等。 《核安全綜合知識(shí)》 五、一回路輔助系統(tǒng) ?一回路輔助系統(tǒng)的主要作用是保證反應(yīng)堆和一回路系統(tǒng)能正常運(yùn)行及調(diào)節(jié)，并為一些重大的事故提供必要的安全保護(hù)及防止放射性物質(zhì)擴(kuò)散的措施 。包括： ①排出核燃料剩余功率，余熱排出系統(tǒng)，在美國(guó)屬于專設(shè)安全設(shè)施，因?yàn)橛酂岜眉孀鞯蛪喊沧⒈?。在法?guó)設(shè)計(jì)中，余熱排出與低壓安注分成兩系統(tǒng)，但余熱排出系統(tǒng)仍是核安全相關(guān)系統(tǒng)，按專設(shè)安全設(shè)施要求設(shè)計(jì)。 ②反應(yīng)堆冷卻劑化學(xué)和容積控制，包括化容系統(tǒng)，是核安全相關(guān)系統(tǒng)，上充泵兼作高壓安注泵，屬于安全設(shè)施；硼和水補(bǔ)給系統(tǒng)，調(diào)硼和加硼部分與核安全有關(guān)。 ③水質(zhì)控制，包括核取樣系統(tǒng)，與核安全無(wú)直接關(guān)系，但在監(jiān)督水質(zhì)、保證正常運(yùn)行、減少?gòu)S房?jī)?nèi)劑量及延長(zhǎng)設(shè)備壽命方面起重要作用。 《核安全綜合知識(shí)》 1．化學(xué)和容積控制系統(tǒng) ?化學(xué)和容積控制系統(tǒng)的主要功能是：容積控制，化學(xué)控制和反應(yīng)性控制。 ?核動(dòng)力廠從冷態(tài) (60℃ )到熱態(tài)（ ℃ ）零功率的啟動(dòng)過(guò)程或從熱態(tài)零功率到冷停堆過(guò)程中，水體積增加（或減少） 40％，化容系統(tǒng)能夠補(bǔ)償按允許升溫或降溫速率運(yùn)行時(shí)所引起的一回路水體積的變化。 ?對(duì)于較快的負(fù)荷變化，如每分鐘177。 5%額定功率的線性功率變化，或177。 10%額定功率的功率階躍改變，化容系統(tǒng)與穩(wěn)壓器共同承擔(dān)容積補(bǔ)償。一般化容系統(tǒng)分擔(dān)容積變化的30%～ 40%。對(duì)于一回路不可避免的小泄漏（如軸封和閥門的泄漏），由化容系統(tǒng)提供足夠的補(bǔ)給水。 ?容積控制的目的是吸收穩(wěn)壓器不能全部吸收的一回路水容積的變化，從而將穩(wěn)壓器的水位維持在整定值上。 《核安全綜合知識(shí)》 1．化學(xué)和容積控制系統(tǒng) ? 容積控制基本原理：通過(guò)上充和下泄來(lái)吸收穩(wěn)壓器不能吸收的一回路容積變化?；菹到y(tǒng)作為一回路的緩沖箱 。 ? 在核動(dòng)力廠運(yùn)行中，一回路水化學(xué)因下列原因而變化： （ 1）物理腐蝕：雜質(zhì)沉積在燃料包殼上結(jié)垢，形成熱點(diǎn)，可能導(dǎo)致燃料包殼破損； （ 2）化學(xué)腐蝕：一回路雜質(zhì)多、溫度高、氧含量增加和 PH值下降都會(huì)加大化學(xué)腐蝕。 ? 一回路的放射性也因下列原因而增加： （ 1）水及其中雜質(zhì)的活化； （ 2）裂變產(chǎn)物的釋放； （ 3）腐蝕產(chǎn)物的活化； （ 4）化學(xué)添加物的活化。 《核安全綜合知識(shí)》 1．化學(xué)和容積控制系統(tǒng) ? 化容積控制系統(tǒng)除了上述三個(gè)主要功能外，在某些核動(dòng)力廠還可能有下述輔助功能： （ 1）向堆冷卻劑泵提供軸封水； （ 2）為穩(wěn)壓器提供輔助噴淋水，當(dāng)主噴淋管線不可用時(shí)，化容積控制系統(tǒng)提供的穩(wěn)壓器輔助噴淋管線代替主噴淋管線功能。 （ 3）在一回路滿水時(shí)，穩(wěn)壓器不起作用時(shí)，可由化容系統(tǒng)的下泄閥進(jìn)行壓力控制。對(duì)于上充泵兼作高壓安注泵的化容系統(tǒng)，事故時(shí)用上充泵向堆芯注入應(yīng)急冷卻水，從而具有核安全功能。 《核安全綜合知識(shí)》 2．設(shè)備冷卻水系統(tǒng) ? 設(shè)備冷卻水系統(tǒng)是一個(gè)閉式的冷卻水回路，用以防止放射性物質(zhì)在設(shè)備和熱交換器發(fā)生泄漏時(shí)被直接排放到江水和海水中而污染環(huán)境。 ? 所冷卻的設(shè)備中，部分是與核安全有關(guān)的，如安全殼噴淋系統(tǒng)熱交換器等。該系統(tǒng)是部分與質(zhì)量和核安全相關(guān)的。 ? 設(shè)備冷卻水系統(tǒng)的功能是： （ 1）冷卻功能：為核動(dòng)力廠一回路主、輔系統(tǒng)接觸放射性介質(zhì)的設(shè)備和熱交換器提供冷卻水，并將其熱負(fù)荷通過(guò)重要廠用水系統(tǒng)傳到海水中。 （ 2）隔離作用：該系統(tǒng)是核島各熱交換器與海水之間的一道屏障。它既可以避免放射性流體不可控地釋放到海水中而污染環(huán)境，又可以防止海水對(duì)核島各熱交換器的腐蝕。 （ 3）在事故工況下作為專設(shè)安全設(shè)施的支持系統(tǒng)，將熱量經(jīng)重要廠用水系統(tǒng)排入環(huán)境。 《核安全綜合知識(shí)》 3．余熱排出系統(tǒng) ? 余熱排出系統(tǒng)的主要功能是： （ 1）在停堆后第二階段，即在一回路溫度降到 180℃ 以下、絕對(duì)壓力降到 ，排出堆芯余熱、一回路水和設(shè)備的顯熱以及運(yùn)行的主泵在一回路中產(chǎn)生的熱量，使反應(yīng)堆進(jìn)入冷停堆狀態(tài)； （ 2）反應(yīng)堆在冷停期間，進(jìn)行換料或維修操作時(shí)，排出堆內(nèi)余熱，維持一回路溫度低于 60℃ ； （ 3）除了失水事故（ LOCA）引起安全注入系統(tǒng)投入運(yùn)行的情況以外，在其他事故引起的停堆事故中，余熱排出系統(tǒng)也被用來(lái)排出熱量。 ? 余熱排出系統(tǒng)還可能有一些輔助功能，在反應(yīng)堆從冷停堆開始加熱過(guò)程中，控制一回路平均溫度，保證升溫速率在 28℃ /h之內(nèi)。 《核安全綜合知識(shí)》 4．安全注入系統(tǒng) ? 安全注入系統(tǒng)的功能是： （ 1）在一回路小破口失水事故時(shí)或在二回路蒸汽管道破裂造成一回路平均溫度降低而引起冷卻劑收縮時(shí)，安全注入系統(tǒng)用來(lái)向一回路補(bǔ)水，以重新建立穩(wěn)壓器水位； （ 2）在一回路大破口失水事故時(shí)，安全注入系統(tǒng)向堆芯注水，以重新淹沒并冷卻堆芯，限制燃料元件溫度的上升； （ 3）在二回路蒸汽管道破裂時(shí)，向一回路注入高濃度硼酸溶液，以補(bǔ)償由于一回路冷卻劑連續(xù)過(guò)冷而引起的正反應(yīng)性，防止堆芯重返臨界。 ? 安全注入系統(tǒng)通常分三個(gè)子系統(tǒng)： ? 高壓安全注入系統(tǒng)； ? 中壓安全注入系統(tǒng)，即蓄壓箱注入系統(tǒng)； ? 低壓安全注入系統(tǒng)。 ? 高壓安注泵和低壓安注泵是能動(dòng)系統(tǒng)，它由事故保護(hù)系統(tǒng)給出自動(dòng)啟動(dòng)信號(hào)而投入運(yùn)行。鑒于該系統(tǒng)的重要性，具有安全功能。在電站失去外電源情況下，安全注射泵可由應(yīng)急柴油發(fā)電機(jī)組自動(dòng)供電。 《核安全綜合知識(shí)》 5．安全殼噴淋系統(tǒng) ?安全殼噴淋系統(tǒng)主要功能是：從安全殼頂部噴灑冷卻水，為安全殼氣空間降溫降壓，限制事故后安全殼內(nèi)的峰值壓力，保證安全殼完整性。 ? 安全殼噴淋系統(tǒng)的輔助功能是： （ 1）噴淋水中加入 NaOH，有除碘功能。 （ 2）在再循環(huán)安注模式下，安全殼地坑的水需要冷卻時(shí)，由安全殼噴淋系統(tǒng)的熱交換器冷卻后再注入堆芯，安全殼噴淋系統(tǒng)是在設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故下可排除安全殼內(nèi)熱量的唯一系統(tǒng)。 （ 3）當(dāng)反應(yīng)堆廠房發(fā)生火災(zāi)時(shí)，可手動(dòng)噴淋滅火； （ 4）在 LOCA后 15天，安全殼噴淋泵可作為低壓安注泵的備用。 ? 在核動(dòng)力廠斷電情況下，安全噴淋泵也由應(yīng)急柴油發(fā)電機(jī)組自動(dòng)供電。 《核安全綜合知識(shí)》 6．其它一些核島輔助系統(tǒng) （ 1）主循環(huán)泵軸密封水系統(tǒng) （ 2）硼回收系統(tǒng) （ 3）補(bǔ)給水系統(tǒng) ? 補(bǔ)給水系統(tǒng)是為一回路主、輔系統(tǒng)提供所需的除鹽水、除氧水及硼回收再生水。一回路補(bǔ)給水系統(tǒng)由三部分組成： ① ?硼回收再生水系統(tǒng)，使用此系統(tǒng)水可以減少核動(dòng)力廠向環(huán)境排放的廢水量。 ② ?除鹽水系統(tǒng)，它適用于要求無(wú)放射性但允許含氧的敞開系統(tǒng)和設(shè)備的充水和補(bǔ)給水。 ③ ?除氧水系統(tǒng)，提供給要求無(wú)氧和無(wú)放射性的系統(tǒng)和設(shè)備，用于沖洗、浸泡等。 （ 4）取樣系統(tǒng)及分析室 （ 5）去污清洗系統(tǒng) 《核安全綜合知識(shí)》 六、二回路系統(tǒng) ? 核電廠常規(guī)島可分為汽輪機(jī)回路、循環(huán)冷卻水系統(tǒng)和電氣系統(tǒng)三部分。 ? 壓水堆核電廠汽輪機(jī)回路，也稱為二回路系統(tǒng)，主要功能是將蒸汽發(fā)生器產(chǎn)生的飽和蒸汽供汽輪發(fā)電機(jī)組做功發(fā)電和供電站其他輔助設(shè)備使用。 ? 二回路系統(tǒng)主要由飽和蒸汽汽輪機(jī)、發(fā)電機(jī)、汽水分離再熱器，冷凝器、凝結(jié)水泵、低壓加熱器、除氧器、給水泵、高壓加熱器、循環(huán)水泵、中間汽水分離再熱器和相應(yīng)的閥門、管道等組成。 ? 循環(huán)冷卻水系統(tǒng)，亦稱三回路。向凝汽器提供冷卻水，確保汽輪機(jī)凝汽器的有效冷卻。 ? 電氣系統(tǒng)，主要設(shè)備為發(fā)電機(jī)、勵(lì)磁機(jī)、主變壓器、廠用變壓器、輔助變壓器、高壓開關(guān)站和柴油發(fā)電機(jī)組等組成。將核動(dòng)力廠發(fā)出的電能向電網(wǎng)輸送，同時(shí)保證核動(dòng)力廠內(nèi)部設(shè)備的可靠供電。 《核安全綜合知識(shí)》 1．飽和蒸汽汽輪機(jī)組 ?大亞灣核電廠的汽輪機(jī)為英國(guó) GECA公司設(shè)計(jì)制造的飽和蒸汽、中間再熱、多缸單軸系沖動(dòng)式汽輪機(jī)。 2．發(fā)電機(jī)組 ?核動(dòng)力廠主發(fā)電機(jī)與火電站發(fā)電機(jī)不同點(diǎn)在于采用半速四級(jí)機(jī)組，是核動(dòng)力廠飽和蒸汽汽輪機(jī)所要求的 ?根據(jù)反應(yīng)堆事故停堆時(shí)安全冷卻的需要，希望主發(fā)電機(jī)及其勵(lì)磁系統(tǒng)應(yīng)能帶動(dòng)冷卻劑主循環(huán)泵進(jìn)行不低于 20～ 30s的運(yùn)轉(zhuǎn) 。 3．二回路輔助系統(tǒng) ?二回路的輔助系統(tǒng)包括：主蒸汽排放系統(tǒng)、循環(huán)冷卻水系統(tǒng)、汽輪機(jī)再熱與抽氣系統(tǒng)、凝結(jié)水給水系統(tǒng)、化學(xué)水處理系統(tǒng)、事故 (輔助 )給水系統(tǒng)、蒸汽發(fā)生器排污系統(tǒng)、控制保護(hù)系統(tǒng)和潤(rùn)滑油系統(tǒng)等。 《核安全綜合知識(shí)》 第三節(jié) 核動(dòng)力廠使用的其他核反應(yīng)堆堆型 一、沸水堆 1. 沸水堆的發(fā)展 ? 沸水堆是以沸騰水為中子慢化劑和冷卻劑，并在反應(yīng)堆壓力容器內(nèi)直接產(chǎn)生飽和蒸汽的動(dòng)力堆。堆芯工作壓力下降到 7MPa左右 。 ? 世界上第一座沸水堆核動(dòng)力廠是在 20世紀(jì) 50年代建成 ，到目前為止，世界上共建造了 99座沸水堆核動(dòng)力廠，總裝機(jī)容量為 。 ? 60年代建成的第一代 14座， 70－ 80年代以后建成的第二代 80座， 80年代建成的二代加 2座， 2023年和 2023年建成的三代 2座，還有 8座在建。 BWR裝機(jī)容量占全世界核動(dòng)力廠總功率約 23%。 《核安全綜合知識(shí)》 2. 沸水堆的特點(diǎn) 圖 39 沸水堆核動(dòng)力廠示意圖 《核安全綜合知識(shí)》 圖 310 沸水堆燃料組件和控制棒 《核安全綜合知識(shí)》 圖 312 MARKI 安全殼 《核安全綜合知識(shí)》 ? 日本東京電力公司建造的柏崎刈羽 6號(hào)、 7號(hào)機(jī)組是先進(jìn)的沸水堆（ ABWR）。它是滿足用戶要求文件（ URD）要求的有電廠運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)的第三代先進(jìn)型核動(dòng)力廠機(jī)組。 ? ABWR設(shè)計(jì)的重大改進(jìn)之一是將原來(lái) BWR安裝在壓力殼外側(cè)的反應(yīng)堆再循環(huán)泵改為安裝在壓力殼內(nèi)部的內(nèi)置泵，實(shí)現(xiàn)了核蒸汽供應(yīng)系統(tǒng)的一體化設(shè)計(jì)。該項(xiàng)改進(jìn)的優(yōu)點(diǎn)是： （ 1）壓力殼在堆芯以下無(wú)大口徑管嘴，保證 LOCA下無(wú)堆芯裸露風(fēng)險(xiǎn)，大大降低了堆芯熔化概率； （ 2）取消了壓力殼外的再循環(huán)泵和再循環(huán)管道，有利于堆廠房的小型化， （ 3）減少了在役檢查的工作量，由于水處理技術(shù)的改進(jìn)和廣泛使用各種自動(dòng)工具， ABWR檢修時(shí)工作人員所受放射性劑量已大幅度降低。 《核安全綜合知識(shí)》 1．熱傳導(dǎo) ?分析一維導(dǎo)熱過(guò)程的基本公式是傅里葉定律 ： λ為導(dǎo)熱系數(shù)（也稱熱導(dǎo)率），單位 W/(m℃ )， t為溫度；負(fù)號(hào)表示熱量傳遞的方向同溫度升高的方向相反 ? 穩(wěn)態(tài)工況下導(dǎo)熱微分方程的一般形式為： 式中 qv為釋熱率， W/m3 ? 燃料元件溫度場(chǎng)分析在反應(yīng)堆熱工分析中有著重要的地位。 dtQFdx??? 0vTq? ? ? ? 《核安全綜合知識(shí)》 ? 與壓水堆相比，沸水堆有以下特點(diǎn)： （ 1）直接循環(huán) 核反應(yīng)堆產(chǎn)生的蒸汽被直接引入蒸汽輪機(jī)。 （ 2）工作壓力可以降低 堆芯工作壓力下降到沸水堆的7MPa左右。 （ 3） 堆芯出現(xiàn)空泡，堆芯處于兩相流動(dòng)狀態(tài)。 （ 4） 沸水堆中采用十字形控制棒在燃料組件盒之間，從底部插入，水力驅(qū)動(dòng)的控制棒傳動(dòng)機(jī)構(gòu)較壓水堆復(fù)雜。 （ 5）總反應(yīng)性控制量比壓水堆小，控制棒占 15～ 17％ Δk/k，停堆深度 4％ Δk/k。正常反應(yīng)性控制由控制棒（為主）、可燃毒物和慢化劑空泡效應(yīng)共同完成。 （ 6）在一回路水總量和壓力控制方面，沸水堆是控制給水流量和通過(guò)卸壓閥實(shí)現(xiàn) 。 （ 7）在功率調(diào)節(jié)方面，在沸水堆可以利用空泡的負(fù)反應(yīng)性效應(yīng)，即可以通過(guò)控制冷卻劑流量來(lái)改變反應(yīng)堆功率。 《核安全綜合知識(shí)》 二、重水堆 ?重水堆是指用重水作慢化劑的反應(yīng)堆，是核動(dòng)力廠中發(fā)展較早的反應(yīng)堆堆型之一。重水具有良好的中子物理特性，可直接利用天然鈾作核燃料。 ?重水的價(jià)格較貴，重水費(fèi)用占基建投資比重大。 ?目前國(guó)際上已投入運(yùn)行的重水堆核動(dòng)力廠共 30余座，總裝機(jī)容量為19921MW電功率，約占全世界核動(dòng)力廠總功率的 % ） ?重水堆經(jīng)過(guò)幾十年的發(fā)展中，已形成各種類型的重水堆。重水堆按其結(jié)構(gòu)形式可以分為壓力管式和壓力殼式兩類。目前建得最多的是壓力管式重水堆 ?我國(guó)秦山三期兩臺(tái)機(jī)組是電功率為 ，采用的是由加拿大設(shè)計(jì)建造的壓力管臥式重水堆，稱為 CANDU型重水堆。 ?在壓力管式重水堆中，用壓力管把重水慢化劑和冷卻劑分開。壓力管內(nèi)冷卻燃料組件的高壓重水，壓力為 10MPa，溫度為 300℃ 。臥式堆芯結(jié)構(gòu)的重水堆更便于設(shè)備的布置和換料維修。 《核安全綜合知識(shí)》 CANDU堆系統(tǒng)流程和燃料組件示意 《核安全綜合知識(shí)》 ?重水堆核動(dòng)力廠動(dòng)力循環(huán)系統(tǒng)與壓水堆核電廠相似 。一回路系統(tǒng)一般分別為兩個(gè)相同的循環(huán)回路 ， 一