核電廠系統(tǒng)與設(shè)備(第五講)-展示頁
2025-02-21 16:33本頁面
【正文】 7 8 設(shè)計(jì)依據(jù) 1 反應(yīng)性控制 ? 改變冷卻劑硼濃度是通過向一回路注入濃硼酸或純水同時(shí)排出等量的一回路水來實(shí)現(xiàn)的 ,這一過程需要幾分鐘到幾十分鐘。 3 按其功能可分為以下幾類 : ? 排出核燃料剩余功率； ? 對(duì)反應(yīng)堆冷卻劑進(jìn)行化學(xué)和容積控制； ? 進(jìn)行設(shè)備的冷卻； ? 廢物的收集和處理； ? 核島通風(fēng)空調(diào)系統(tǒng)。核電廠系統(tǒng)及設(shè)備 第五講 （ 2023— 2023學(xué)年第 2學(xué)期） 主講：田麗霞 1 一回路主要輔助系統(tǒng) 1 化學(xué)和容積控制系統(tǒng) 2 反應(yīng)堆硼和水的補(bǔ)給系統(tǒng) 3 余熱排出系統(tǒng) 4 設(shè)備冷卻水系統(tǒng) 5 重要廠用水系統(tǒng) 6 換料水池和乏燃料池冷卻和凈化系統(tǒng) 7 廢物處理系統(tǒng) 2 ? 概述 一回路主要輔助系統(tǒng)是核島的重組成部分。它不僅對(duì)核電廠正常運(yùn)行是不可缺少的 ,而且在事故工況下 ,為核電廠安全設(shè)施系統(tǒng)提供支持。 4 1 化學(xué)和容積控制系統(tǒng) (CVCS) 系統(tǒng)的功能 設(shè)計(jì)依據(jù) 系統(tǒng)流程 系統(tǒng)設(shè)備布置 系統(tǒng)運(yùn)行 5 系統(tǒng)的功能 化容系統(tǒng)主要功能如下 : ? 通過 改變 反應(yīng)堆冷卻劑的 硼濃度 ,對(duì)堆芯進(jìn)行 反應(yīng)性控制 ； ? 維持穩(wěn)壓器的水位 ,控制一回路系統(tǒng)的水裝量； ? 對(duì)反應(yīng)堆冷卻劑的水質(zhì)進(jìn)行 化學(xué)控制和凈化 ,減少反應(yīng)堆冷卻劑對(duì)設(shè)備的腐蝕 ,控制反應(yīng)堆冷卻劑中裂變產(chǎn)物和腐蝕產(chǎn)物的含量 ,降低反應(yīng)堆冷卻劑的放射性水平； 6 ? 向反應(yīng)堆冷卻劑泵 提供軸封水 ； ? 為反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)提供充水和水壓試驗(yàn)手段； ? 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 。對(duì)反應(yīng)性調(diào)節(jié)速度較慢 , 僅適于 控制較慢的反應(yīng)性變化 ： 電廠升溫過程中反應(yīng)性的變化 。 9 ? 對(duì)于補(bǔ)償快速的反應(yīng)性變化 ,如多普勒效應(yīng)、空泡效應(yīng)、快速的負(fù)荷跟蹤和緊急停堆等必須采用控制棒?？梢钥闯?,硼酸控制的反應(yīng)性量占總的反應(yīng)性控制量的 70%左右。在壓水堆核電廠 ,為保證反應(yīng)堆安全運(yùn)行 ,技術(shù)規(guī)范（ Technical Specification ）中規(guī)定 ,運(yùn)行中應(yīng)使慢化劑溫度系數(shù)保持負(fù)值，規(guī)定了反應(yīng)堆工作溫度下冷卻劑的 硼濃度不應(yīng)大于 1400 106。 ?啟動(dòng)及停堆 冷停堆前 ,應(yīng)提高冷卻劑硼濃度 ,以提供足夠的停堆深度 。 大型壓水堆的冷停堆和啟動(dòng)要求冷卻劑硼濃度的相應(yīng)改變量為 (300~500) 106。 ?反應(yīng)堆檢修及換料 換料冷停和維修冷停堆 ,要求 硼濃度至少2100 106, 保持必須的停堆深度。 14 2 容積控制 ? 化容系統(tǒng)補(bǔ)償核電廠從冷態(tài)到熱態(tài)零功率啟動(dòng)過程或從熱態(tài)零功率到冷停堆過程中按允許升溫或降溫速率運(yùn)行所引起的一回路水體積的變化。 15 ? 對(duì)于較快的負(fù)荷變化 ,如每分鐘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。 ? 對(duì)于一回路小的泄漏 ,由化容系統(tǒng)提供足夠的補(bǔ)給水。 ? 一回路水容積變化的原因主要是溫度的改變，如下圖所示： 17 從圖可見當(dāng)反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng) RCP從冷態(tài)（ 60℃ ）增溫到熱態(tài)（ 291℃ ）時(shí)，其比容增加將近 40%； 圖（ 1） 水的比容隨溫度變化曲線 18 圖（ 2） 容積控制原理 19 3 水質(zhì)控制 化容系統(tǒng)在設(shè)計(jì)規(guī)定的燃料包殼破損率 (一般為 %)情況下 ,應(yīng)能保證冷卻劑達(dá)到規(guī)定的放射性水平和水質(zhì)指標(biāo)。 實(shí)驗(yàn)證明，裂變產(chǎn)物的釋放速度正比于它在燃料中的累積量。 ? 冷卻劑中裂變產(chǎn)物的放射性大小取決于三個(gè)因素 :裂變產(chǎn)物逃逸率 。凈化作用 ,裂變產(chǎn)物沉積等原因造成的裂變產(chǎn)物損失。冷卻劑的放射性主要是由惰性氣體 (占 90%以上 )、碘 (占3%以上 )、銣（占 1%）、鉬（約占 1%）和銫（小于 1%）組成的。 23 表 42壓水堆冷卻劑的放射性（電功率 1000MW，冷卻劑溫度 303oC,燃料破損率 1%） 24 （ 2）水質(zhì)指標(biāo)控制 ? 水除了載熱和慢化中子外 ,還發(fā)生一系列的反應(yīng) ,其中包括 :水和其中雜質(zhì)的中子活化反應(yīng) ,水的輻射分解 ,水對(duì)材料的腐蝕及腐蝕產(chǎn)物的活化、遷移和沉積 ,裂變產(chǎn)物從破損的燃料元件中逃逸及其隨冷卻劑的轉(zhuǎn)移等。腐蝕除了能引起結(jié)構(gòu)材料破壞外 ,也是裂變產(chǎn)物釋放和腐蝕產(chǎn)物活化的根本原因。 26 ① 氧 ? 水中游離氧的存在是造成金屬材料腐蝕的重要原因。它們構(gòu)成了致密的氧化膜 ,保護(hù)金屬不被進(jìn)一步氧化。它結(jié)構(gòu)疏松 ,不具備保護(hù)作用。 27 ② 氫 ? 輻照作用下，水分解生成 H O H2O2以及多種自由基。 ? 實(shí)際核電廠運(yùn)行中 ,考慮到泄漏和不均勻等因素 ,每公斤冷卻劑中加入 25ml~40ml氫氣。當(dāng)水中氧含量較高時(shí) ,即使氯離子濃度低于 1 106時(shí) ,應(yīng)力腐蝕破裂也會(huì)發(fā)生。 29 ? 水中存在微量氟離子既能明顯加劇鋯合金的腐蝕和吸氫 ,又能與氧共同作用引起不銹鋼的應(yīng)力腐蝕。 ? 目前壓水堆一回路水質(zhì)標(biāo)準(zhǔn)將氟含量規(guī)定在 106以下。 ? 試驗(yàn)表明： 當(dāng) pH ,對(duì)鋯腐蝕不明顯 。 31 ? 在堿性介質(zhì)中 ,亞鐵離子的溶解度在某一溫度下有一最小值 ,pH值越高 ,相應(yīng)的最小溶解度溫度越低。對(duì)于現(xiàn)行的壓水堆核電廠一回路結(jié)構(gòu)材料 ,水質(zhì)偏堿性較好 ,以 pH值為 ~。 32 ⑤ 電導(dǎo)率
教學(xué)課件相關(guān)推薦
鄂ICP備17016276號(hào)-1