核电厂系统及设备培训讲义.pptx

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1、核电厂系统及设备第七讲20112012 学年第2 学期 11核反响堆的安全系统 在核电厂的设计、建造和运行过程中，必须坚持和确保安全第一的原则。三哩岛和切尔诺贝利两次重大事故的发生，使人们对反响堆安全性提出了更高的要求。提出应以固有安全InherentSafety概念贯穿于核电厂设计安全的新论点。2确保反响堆安全的四种安全性要素 自然的安全性只取决于内在负反响性系数、多普勒效应、控制棒藉助重力落入堆芯等自然科学法则的安全性，事故时能控制反响堆反响性或自动终止裂变，确保堆芯不熔化。非能动的安全性建立在惯性原理如泵惰转、重力法则如位差、热传递法则等基础上的非能动设备无源设备的安全性，即安全功能的实

2、现毋需依赖外来的动力。3 能动的安全性必须依靠能动设备有源设备，即需由外部条件加以保证的安全性。后备的安全性指由冗余系统的可靠度或阻止放射性物质逸出的多道屏障提供的安全性保证。4 固有安全性定义为：当反响堆出现异常工况时，不依靠人为操作或外部设备的强制性干预，只是由堆的自然安全性和非能动的安全性，控制反响性或移出堆芯热量，使反响堆趋于正常运行和安全停闭。5 具备有这种能力的反响堆，即主要依赖于自然的安全性，非能动的安全性和后备反响性的反响堆体系被称为固有安全堆。先进核反响堆有:池式快堆IFR，模块式高温气冷堆MHTGR，过程固有最终安全反响堆PIUS。6反响堆安全设施有特定的安全功能7事故工况

3、下投入的系统或装置第一道屏障：反响堆紧急停堆系统第二道屏障：稳压器安全阀第三道屏障：则有以下系统或装置动作：安全壳自动隔离；安全壳喷淋系统，用于降低安全壳内压和减少放射性碘；8 氢气复合装置，消除失水事故情况下产生的氢气，防止可能出现的氢爆；砂堆过滤器，防止安全壳超压；安全壳内废液及废气的外泄漏分别由碘过滤器及核岛排气及疏水系统收集后重新送回安全壳。9 核电站以可能性极小的、假象的最严重事故作为安全设计的依据，这种最严重事故是指一回路大破口时的冷却剂丧失LOCA事故。一旦一回路管道大破裂，冷却剂就会喷流而出，造成反响堆失水。如果堆芯失去冷却而烧毁，则大量放射性物质就可能释放到安全壳内。1011

4、2专设安全设施专设安全设施本身是指：安全注射系统RIS安全壳安全壳喷淋系统EAS安全壳隔离系统EIE安全壳消氢系统辅助给水系统ASG12有些系统虽不是专设安全设施，但协助完成专设安全设施功能，或为保证专设安全设施的运行提供必要的条件：通风，为专设安全设施的良好运行提供必要的条件，使事故工况下的放射性后果限制在可接受的范围，保持控制室在事故工况下的可居留性。供给冷却水，排出由专设安全设施排出的热量。给能动部件提供动力源，包括电源和压缩空气。132.1专设安全设施的功能 防止放射性物质扩散，保持环境，保护公众和核电厂工作人员的安全。在电站出现三、四类事故时，保证反响堆余热的排出，并尽可能地限制包容

5、裂变产物的设备与系统的损坏。14具体说是：发生失水事故时，向堆芯注入含硼水；阻止放射性物质向大气释放；阻止安全壳中氢浓集；向蒸汽发生器事故供水。152.2专设安全设施设计原则设计原则设备高度可靠；系统具有多重性；系统相互独立；系统定期检验；具备可靠电源；具有足够的水源。16按NRC规定，系统按设计基准事故确定的冷却性能须满足：燃料包壳最高温度保持低于1204；最大包壳氧化程度不超过包壳总厚度的17%，最大产氢量不超过包壳水化学反响产氢量的1%；安全壳内压力保持在设计压力以下；可允许失去正常电源。172.3安全注入系统RIS应急堆芯冷却系统主要功能：一回路小破口失水事故或二回路蒸汽管道破裂造成一

6、回路平均温度降低而引起冷却剂收缩时，RIS用来向一回路补水，以重新建立稳压器水位；在一回路大破口失水事故时，RIS向堆芯注水，以重新淹没并冷却堆芯，限制燃料元件温度的上升；18 在二回路蒸汽管道破裂时，向一回路注入高浓度硼酸溶液，以补偿由于一回路冷却剂连续过冷而引起的正反响性，防止堆芯重返临界。在蒸汽发生器传热管破裂事故，反响堆冷却剂从蒸汽发生器一次侧泄漏到二次侧，直到一次侧的压力与二次侧压力平衡。在这种事故，安全注射系统补偿因泄漏造成的冷却剂量的减少。19 安全注入系统通常分三个子系统：高压安全注入系统、蓄压箱注入系统和低压安全注入系统。安注过程包括：直接注入阶段，再循环注入阶段。当换料水箱

7、水位到达低3信号且安注信号依然存在时，开始再循环注入。低压安注泵从安全壳地坑吸水。20当P119bar时，高压安注系统投入当P42.5bar时，中压安注系统自动投入当P10bar时，低压安注系统投入10 20 30时间 s 一回路压力 bar150100500一回路破口后的压力变化21高、低压安注示意中压安注示意LOCA时的安注过程22上下压安注系统流程图23高压安全注入系统 一回路小的泄漏或发生主蒸汽管道破裂事故引起一回路温度和压力下降到一定值时，高压安全注入系统投入，从换料水箱通过硼注入箱向一回路注入含硼水。高压安全注入系统由换料水箱、三台高压安注泵、浓硼酸再循环回路包括硼注入箱、硼注入箱

8、再循环泵和缓冲箱和通往一回路的注入管线及相关阀门的管道组成。24 高压安全注入系统由两个系列A和B组成。每个系列提供百分之百的应急冷却水。高压安注系统的工作分为直接注入和再循环注入阶。25中压安注系统流程图26中压安注系统蓄压箱注入系统 蓄压箱注入系统由安全壳内的三个蓄压箱及其与一回路冷管段相连的管道和阀门组成。是一个非能动系统。不用安注信号启动任何电气设备。在失水事故情况下，一旦一回路系统的压力低于蓄压箱的注入压力时，蓄压箱内氮气压力使逆止阀翻开，蓄压箱内的含硼水迅速注入堆芯，每个蓄压箱的水量可淹没半个堆芯。27 在发生大破口失水事故时，一回路压力大幅度下降，应急堆芯冷却系统的三个子系统将全

9、部投入。启动高压安注泵和低压安注泵有时间延迟，且流量也受限制，蓄压箱注入系统可靠、迅速地向堆芯注入大量含硼水，保证堆芯得到及时冷却。28中压安注箱29低压安注系统 低压安注系统包括两个独立的系列。每个系列由一台低压安注泵、通往换料水箱和安全壳地坑的吸水管道和一回路冷、热管段的注入管道和阀门组成。低压安注泵在直接注入阶段从换料水箱吸水，再循环注入阶段从安全壳地坑吸水，排出的水送到高压安注泵入口，或当泵出口压力高于一回路压力时直接注入一回路。30安全注入系统的主要参数31安注启动信号 高压和低压安注系统的触发信号由反响堆保护系统给出。如果自动控制电路故障，可由控制室手动启动。中压安注系统不需要外电

10、源或启动信号就能快速响应。当反响堆冷却剂压力低于安注箱的压力时就开始向一回路系统的冷段注水，保证快速冷却堆芯。32安注信号可由下面任一信号触发：稳压器压力低11.9MPa；两台蒸汽发生器蒸汽流量高且蒸汽管道压力低低达3.55MPa；两台蒸汽发生器蒸汽流量高且冷却剂平均温度低到284；蒸汽管道间主蒸汽压差高P=0.7MPa；安全壳内压力高0.14MPa；手动启动。33启动信号触发后的保护动作安注信号除立即启动RIS系统执行安注过程外，还实施以下保护动作，包括：反响堆紧急停堆实际上应已停堆，这里是为了确认，汽轮机脱扣；启动应急柴油发电机；隔离主给水系统ARE，并停运主给水泵；启动电动辅助给水泵；3

11、4 启动设备冷却水泵RRI和重要厂用水泵SEC；启动上充泵房应急通风系统DVH；启动安全壳换气通风系统EBA，并将核燃料厂房通风系统DVK切换到碘过滤器；将安全壳环廊房间通风系统DVW切换到碘过滤器；触发安全壳隔离阶段A。35安注系统综述 关于硼注入罐，早期高压安注系统设有硼注入罐，硼注入罐内盛放约3.4m3的2100010-6的含硼水。安注信号发生后，将浓硼酸水注入堆芯，目的是补偿因温度下降而引入的正反响性。现在分析说明，靠换料水箱的硼浓度就可防止重返临界，NRC已批准取消这个系统。我国秦山核电厂就没有采用浓硼酸注入系统。36 系统间的设备兼容，兼容会减少设备，简化设计，降低投资，但带来了运

12、行中运行方式切换的问题，会增加系统的失效率。因而，有将安全相关系统与一般系统分开的趋势。我国秦山核电厂则将化容系统上充泵在事故时作安注使用，同时还专设了两台高压安注泵。大亚湾核电厂的余热去除系统只起余热排出作用，与低压安注分开了。37“N2准则，KWU提出安注系统的设备设置采用“N2准则，N为必须运行的设备台数，1为备用，1为检修。382.4安全壳系统 安全壳是包容反响堆冷却剂系统的气密承压构筑物。39主要功能：在发生失水事故和主蒸汽管道破裂事故时承受内压，容纳喷射出的汽水混合物，防止或减少放射性物质向环境的释放，作为放射性物质与环境之间的第三道屏障。对反响堆冷却剂系统的放射性辐射提供生物屏蔽

13、，并限制污染气体的泄漏。对外部事件如飞机撞击、龙卷风进行防护。40 安全壳有多种形式，主要有：1带密封钢衬的预应力混凝土安全壳，2双层安全壳，3负压安全壳。从几何形状上有圆柱形的和球形的。41预应力混凝土安全壳 大亚湾核电站所采用的是带密封钢衬里的单层预应力混凝土安全壳。底部用钢筋混凝土底板封闭，顶部用准球形的预应力混凝土穹顶封闭，其内外表由一层6mm厚，由焊接钢板组件制成的金属衬里覆盖。安全壳尺寸取决于堆功率，由满足能量释放所需的净自由容积决定的，最小内部高度通常由设备装卸的空间决定。42大亚湾安全壳整体尺寸如下：筒体混凝土壁厚0.9m，衬里内径37m，高为56.68m。内部有效空间约490

14、00m3。安全壳的设计绝对压力为0.52MPa，设计温度为145，允许每24小时的质量泄漏量为0.1%。4344双层安全壳 德国采用的双层球形安全壳设计，内层为承压的球形钢壳，外层为半球形混凝土壳。田湾与EPR是双层安全壳。在双层安全壳中设置了空气再循环系统，它由排风机、冷却器、除湿器、高效率粒子过滤器和碘过滤器组成。工作时，能使环形空间保持负压，起到双层包容的作用。同时也使环形空间内的气体通过碘过滤器进行再循环，降低安全壳泄出气体中放射性物质浓度，使放射性对电厂周围的影响降低到最低限度。45EPR堆芯熔融物收集系统捕集器46AP1000的安全壳 安全壳由4个环段和上下封头组成。直径为39.6

15、m，圆柱段是7.77m。壁厚4.44cm，设计压力4.07bar。环段和容器封头用钢板构成，事先在工厂加工成型，在现场安装。最大环段包括支撑重658t，2个封头每个重500t。472.5安全壳喷淋系统EAS主要功能：从安全壳顶部空间喷洒冷却水，为安全壳气空间降温降压，限制事故后安全壳内的峰值压力，保证安全壳完整性。在再循环安注模式下，安全壳地坑的水需冷却时，由安全壳喷淋系统的热交换器冷却后再注入堆芯，安全壳喷淋系统是在设计基准事故下可以排除安全壳内热量的唯一系统。48 在反响堆处在冷停堆工况时，如反响堆大厅内发生大面积火灾，安全壳喷淋系统可用作火灾消防。一回路发生失水事故时，为了减少放射性物质

16、外泄，在喷淋液中添加定量的NaOH，用以除去安全壳大气中的放射性碘。495051安全壳喷淋系统52系统设计准则 在发生失水事故时，40秒内喷淋泵能投入运行每台泵流量为450m3/h。本系统按核安全二级设计除了NaOH添加回路为核3级外。所有系统和设备均按抗震SSE设计。本系统能承受各种事故工况，包括安全停堆时地震，而不丧失其排热功能。53 安全壳喷淋系统的设计能使安全壳内的温度和压力变化满足安全壳瞬态的要求。在外电源故障同时发生单个柴油机故障情况下，本系统即使在这样的单一故障条件下仍能保持其喷淋的功能。在核电站正常运行时，系统主要的设备对于定期检查来说均是可接近的。本系统采用各种措施，以使系统

17、的所有设备能完成其代表性试验。54设备设计准则1NaOH添加将NaOH溶液参加到硼水中，用来增加PH值。以保持安全壳内碘的吸收，并使换料水箱水的酸性所引起的金属腐蚀减到最小。这样能使喷淋时所产生的氢气保持在低于可允许值内。552安全壳隔离设计安全壳贯穿应符合：ANSI/ANS56.2安全壳隔离准则，因为系统是直接同安全壳大气相通，根据安全壳密封隔离的要求，它在贯穿安全壳的两侧均设置有隔离阀。563放射性释放本系统的设计能使释放到环境中的放射性减到最小。4泵的净正吸入压头本系统的喷淋泵设计成，即使泵的净正吸入压头相当于液体已到达失水事故后的最高温度时，仍能使泵运行。575热交换器安全壳喷淋热交换

18、器即余热排出热交换器的排热能力，在失水事故后能为安全壳提供足够的冷却，并限制其压力瞬态不超过可接受的值。6安全壳再循环地坑58安全壳喷淋系统的组成 系统由容量相同的两个系列组成，每个系列都能单独满足系统要求。每一系列由一台喷淋泵，一台热交换器、一台喷射器、喷淋管线和阀门组成。换料水箱和氢氧化钠循环系统是共用的。59 四条环形喷淋管每个系列两条以安全壳中心线为中心固定在安全壳顶部，共计506只喷头，喷出水滴平均直径0.27mm，喷头的定位和配置保证每一系列喷洒的冷却水能复盖安全壳整个空间。喷射器与喷淋泵并联，靠喷淋泵的回流通过喷射器时，将氢氧化钠吸入并与喷淋水混合后送入喷淋泵入口，含有氢氧化钠的

19、喷淋液经泵升压后喷出。60氢氧化钠添加回路 氢氧化钠添加回路由一个化学添加罐、一台化学添加剂循环泵和两台位于喷淋泵旁路管线上的喷射器及相应的阀门管道组成。化学添加罐内装有30%重量浓度的氢氧化钠。61 喷淋液的pH值维持在9.910.5之间，低限是为了保证除碘效果，高限是考虑到喷淋液与其所接触材料的化学相容性。注入氢氧化钠可以提高pH值。为了防止空气进入化学添加罐生成碳酸钠堵塞喷头，化学添加罐用氮气覆盖。62 原理如下：2NaOH+I2=NaI+NaIO+H2O NaI和NaIO都溶于水，因此，参加NaOH可使游离的单质放射性碘溶于水，从而限制碘的释放。63EAS热交换器和碱罐64安全壳喷淋系

20、统的运行 电厂正常运行时，EAS处于备用状态，氢氧化钠再循环回路的循环泵，每八小时运行20分钟，以保证箱内溶液均匀。启动信号安全壳内四个压力测量元件中两个到达0.24MPa时，EAS自动启动。EAS也可在控制室手动启动。系统的运行分为两个阶段：直接喷淋再循环喷淋65 直接喷淋出现喷淋信号时，两台喷淋泵自动启动，并自动翻开通往换料水箱的隔离阀及安全壳喷淋热交换器的设备冷却水供水阀。喷淋系统启动后延迟5分钟注入氢氧化钠，5分钟的延迟供操作员考虑是否需要添加氢氧化钠，操纵员可以关闭氢氧化钠添加管线上的隔离阀以防止氢氧化钠误参加。66 再循环喷淋喷淋水和从一回路泄漏到安全壳内的水被收集在安全壳地坑中，

21、当换料水箱内的水位到达低32.1m且安喷信号仍存在时，自动从直接喷淋过渡到再循环喷淋，喷淋泵从安全壳地坑汲水，经热交换器冷却后喷入安全壳空间。672.6安全壳隔离系统EIE 安全壳隔离系统在反响堆失水事故发生后，为安全壳提供隔离手段，维护安全壳密封的完整性、阻止放射性裂变产物向安全壳外释放。68安全壳隔离系统具有以下安全功能：在电站发生设计基准事故时，及时有效地隔离与反响堆安全无关的所有贯穿安全壳的工艺系统。允许在事故工况下实施安全功能的系统的流体在正常或应急情况下均能通过安全壳边界。作为安全壳隔离屏障的所有隔离阀具有密闭、试验、检查和维修的能力。692.6.1安全壳隔离系统设计 安全壳隔离阀

22、及其所属管道如果构成反响堆冷却剂压力边界的一局部，则应按核安全一级设计，其余至少按核安全二级设计。所有安全壳隔离设施均按抗震SSE设计。安全隔离设施的设计应能承受失水事故后安全壳内最高温度和压力。70 贯穿安全壳所有贯穿件、隔离阀的综合泄漏率应低于每天0.06%安全壳容积。安全壳内侧所有隔离设施的累积辐射剂量不应超过2105Gy。安全壳内外侧的电动隔离阀应有来自不同母线供电的应急电源。71 在安全壳内的隔离阀要求能承受安全壳内失水事故造成的最高温度和最高压力，或者安全壳结构完整性试验时的压力和各种设计条件的合理组合。根据工艺系统的要求，隔离阀的形式有闸阀、截止阀、隔膜阀、波纹管阀、止回阀仅用于

23、安全壳内输入管线上和卸压阀。72 接受安全壳隔离信号的动力操作隔离阀自动操作将是优先，而其次才考虑在主控室远距离手动操作。远距离手动操作方式不能超越自动隔离讯号。对有可能使放射性介质排放到环境中去的开式管路，其隔离阀的关闭时间应小于5秒，对闭式管路，其隔离阀的关闭时间应小于60秒。73贯穿件设计 所有穿过安全壳的贯穿件能满足与安全壳结构相同的设计要求，并能承受管道位移所产生的作用力、喷射力和管道甩动引起的事故载荷。贯穿件还应根据其所贯穿的工艺管道的特性，满足充当泄漏屏障，管道锚固，隔热及密封试验的能力。742.6.2主要设备1.贯穿件 工艺管道在穿过安全壳处设有密封贯穿件，将工艺管道封闭在套管

24、内。该套管预埋在安全壳混凝土墙内，并与安全壳衬里钢板相焊接，安全壳内侧的封头与工艺管道焊接，以防止放射性气体外漏。75按工艺管道内介质的温度和管径大小。贯穿件结构有五种形式。1隔热套管贯穿件 该型式适用于介质温度大于200 的工艺管道。如主蒸汽、主给水管道。工艺管与套管之间设置保温层，也可设置盘管冷却水套。762热贯穿件 该型式适用于介质温度100 200 的工艺管道。工艺管道与套管之间设置保温层。3普通冷贯穿件 该型式适用于介质温度小于100 的工艺管道。工艺管道与套管之间不设保温层。774多管贯穿件 该型式适用于小管径的工艺管道，如取样管。贯穿管数可为27根。5带波纹管贯穿件 该型式适用于

25、距贯穿安全壳壁处固定点位置很近的地方又设置的固定点，且无补偿手段工艺管道。如再循环地坑管。782.隔离阀 贯穿安全壳的工艺管道通常需在安全壳内、外两侧各设置一只隔离阀，构成双重隔离屏障。这样提高了隔离系统的密封性能。793.地坑隔离阀保护箱 安注系统两根再循环包容在套管和密封箱内，即地坑隔离阀保护箱内，此箱及套管分别与地坑管的贯穿件相焊接，以防止再循环地坑管断裂时，地坑水的大量流失。802.6.3运行方式 在核电站正常运行期间，安全壳隔离系统处于备用状态。安全壳隔离阀的开关位置取决于各工艺系统的要求。一般来说，维持电站正常运行的系统其隔离阀保持开启状态；间断投入运行的系统其隔离阀保持关闭状态。

26、81 在核电站发生设计基准事故后，安全壳隔离功能由安全壳隔离信号启动实施。安全壳隔离阀的开关位置取决于事故后各工艺系统的要求。接受安全壳隔离信号的安全壳隔离阀伴随安注信号和喷淋信号进行第一阶段和第二阶段隔离。82 安全壳隔离信号伴随安注动作自动发出时,安全壳隔离系统进行第一阶段隔离。所有贯穿安全壳但与反响堆安全无关的工艺系统隔离阀迅速关闭。能触发第一阶段隔离信号即安注信号的有：安全壳内高压力；主蒸汽管道低压；稳压器低压；手动操作。83 安全壳隔离信号伴随喷淋动作自动发出时，安全壳隔离系统进行第二阶段隔离。所有不属于专设安全设施，但在第一阶段隔离时不得不运行的所有工艺管道隔离阀迅速关闭。能触发第

27、二阶段隔离信号即安全壳喷淋信号的有：安全壳内高高压；手动操作。84 专设安全设施的安全壳隔离阀在事故发生后因系统需要执行安全功能，其阀位可以处于开启状态。当安全功能执行完毕后由操作员在主控室远距离手动关闭该系统的安全壳隔离阀。852.7可燃气体控制系统 可燃气体控制系统用来监测、控制安全壳气空间的氢气体积分数，防止失水事故后安全壳内氢气积累到超过燃烧或爆炸限值水平。86 在核电站失水事故发生后，以下几种反响能产生气态的氢气。高温时，燃料包壳金属锆和反响堆冷却剂之间发生锆水反响产生自由氢气。Zr+2H2O=ZrO2+2H2 事故后，应急冷却液的辐照分解。2H2O=2H2+O2 水溶液与铝锌等金属

28、反响如：6H2O+2AL=2ALOH3+3H287 由反响堆冷却剂系统之内流失到安全壳内的冷却剂由于压力的降低而释放出其溶解的氢气。上述几种反响产生的氢气，均聚集在安全壳内。一旦安全壳大气的含氢气的体积浓度超过4%，有可能产生氢氧结合而发生爆炸。这种爆炸将会破坏堆本体结构，安全壳及其中的设备和管道。88 安全壳消氢系统的作用是，一旦核电站发生失水事故时，监测安全壳大气的氢浓度，并消除氢气，使安全壳大气的氢浓度保持在较低的数值4%,防止氢氧混合着火或爆炸保证安全壳结构的完整性。892.7.1设备设计 本系统的功能是在核电站发生失水事故后测量安全壳大气的氢浓度并利用氢氧复合的原理去除安全壳大气中的

29、氢气，使其氢浓度低于4.0%体积浓度。本系统由两个独立回路组成，每个回路包括一台空气洗涤器、一台风机、一台消氢器、一台测氢仪以及相应的管道仪表。回路的流量为150m3/h。9091 本系统分别从安全壳四个不同高度及可能积聚氢气的房间吸入安全壳大气。其中一个吸入口在安全壳穹顶中央，其它三个在侧壁上。吸入的大气经进风管穿过安全壳进入辅助厂房消氢设备室。9293 在消氢设备室内，首先由空气洗涤器去除可溶性放射性微尘以及悬浮在大气中的氢氧化钠和硼酸等杂质。再由风机把从洗涤器出来的气体加压送至消氢器。在消氢器内，安全壳大气首先被电加热器加热到320。然后进入催化床，在重金属钯催化剂的作用下进行氢氧合成水

30、的反响：2H2+O22H2O9495 这是个放热反响，反响生成的水蒸汽温度高达400-500。这种高温气体由空气冷却器冷却到小于50，再送回安全壳，从而到达消氢的目的。在每个系统的进风管和回风管上分别引一根小管接氢气分析器，进行浓度分析，以此监视消氢效率。从分析器出来的气体送回鼓风机入口。96972.7.2主要设备1.空气洗涤器 空气洗涤器为逆流填料塔。填料采用不锈钢鲍尔环无规则堆放，填料高度700mm。用于去除悬浮于抽取的安全壳大气中的氢氧化钠、硼酸以及放射性碘等杂质，采用硼回系统来的反响堆补水为洗涤水，并排放到废液系统。洗涤效率为：NaOH90%，H3BO390%，I270%。982.风机

31、 风机用于对安全壳大气进行增压，本系统采用罗茨风机，为核电站专用，具有良好的密封性能，流量150m3/h，风压1.96Kpa，电动机功率2.2kw。993.消氢器 消氢器为立式组合式反响器，由空气加热器、催化剂床及空气冷却器三局部组成。空气加热器为电热式加热器，电功率为21千瓦。催化剂为核电站专用的消氢催化剂，能有效地抵抗失水事故后存在于安全壳大气中的各种有害杂质的干扰。100 其主要组分为以金属钯为活化剂、氧化铝为载体的球状催化剂。消氢器的催化剂装量约为11公斤。空气冷却器为水冷列管式热交换器，具有足够的传热面积，使反响后的安全壳大气冷却到50。冷却水由电站设备冷却水系统提供。机组消氢效率9

32、5%消氢器进口气体的氢体积浓度为2%。1014.安全壳隔离阀 每个回路设7只安全壳隔离阀，其中5只安装在安全壳内，为电动波纹管截止阀，能承受失水事故后安全壳内环境的温度、压力条件，另外两只安装于安全壳外，为电动隔膜阀，这些阀门在电站正常运行时处于关闭状态，本系统需投入运行时可在主控室手动开启。1022.7.3设备运行 本系统在电站启动，正常运行和停堆时均不投入运行。只在失水事故发生后才投入运行。1.在假定的失水事故后安全壳大气的特性：在几秒钟后到达峰值压力和温度，大约30分钟，大气温度降到约95。大约一天后，其数值约为70，安全壳大气中含高放射性物质。这些放射性物质由于失水事故被释放到安全壳内

33、。1032.系统投入运行的条件1取样测氢运行 在事故后30分钟启动风机，利用消氢器的旁路系统及测氢仪，测量安全壳大气的氢浓度。2消氢运行 视取样分析的结果而定，一般在事故后24小时以后氢浓度在1.53%时，投入消氢运行，用以降低安全壳大气的氢浓度，系统设备能在失水事故条件下连续运行500小时以上。1042.8安全壳疏排水系统 安全壳疏排水系统收集反响堆厂房内所有的液体废物：正常运行；换料或维修的停堆以及随后的启堆；设备检修前的疏水；事故泄漏。本系统将气体和液体废物输送至设在核辅助厂房内的废气系统、废液系统和硼回系统。105 全壳疏排水系统与反响堆运行的安全无关，但本系统用于收集放射性废物，所以

34、它在保持环境安全方面起着一局部作用。正常运行期间，疏排水系统收集安全壳内有关设备和阀门的密封引漏水。引漏水排至硼回混床，或者硼回暂存箱。106 当主系统压力在16.1Mpa以上，稳压器的卸压阀或和安全阀门卸压阀箱排放蒸汽使卸压箱温度升高，卸压箱内的热水将通过疏排水系统循环冷却。在一定时间内，将卸压箱内热水冷却到安全壳内的环境温度。107 停堆检修期间，疏排水系统将对安全壳内要进行检修，在役检查的设备进行排水。主管道的低位疏水，所要检修的设备去污液，冲洗水的排放都由本系统承担。设备和管道疏水送回硼回混床或者硼回暂存箱，去污液和冲洗水送废液系统T2水池。疏排水系统将安全壳污水坑和堆腔坑内的废液送辅

35、助厂房废液系统处理或排放。1082.8.1系统的疏水来源主要疏水种类 清洁疏水：化学物质含量低的高放射性废液；工艺疏水：化学物质含量高的放射性废液；地面疏水：化学物质含量较杂的低放射性废液放射性水平低于排放标准。1092.8.2系统流程 反响堆正常运行期间，有些疏水收集在疏排水箱。当疏排水箱液位到达800mm时，自动开启一台疏水泵和排放管上的出口阀，此时，假设箱内疏水温度又大于45，则疏水由疏水泵吸入送往疏水冷却器冷却后，再排放至硼回系统，如果箱内疏水小于45，可翻开疏水冷却器进口旁通阀，疏水可直接送到硼回系统。1102.8.3主要设备1.疏排水箱 疏排水箱型式为卧式园柱体椭园封头。工作介质为

36、放射性液体，属非核级设备。工作温度150，工作压力0.02Mpa，容积5.5m3，材料为不锈钢，自重1.6吨，水约重5吨。箱体上部有氮气复盖，以维持疏排水箱0.02Mpa的压力。1112.疏水泵和污水坑泵 疏水泵为F50-40型离心泵。系统内有2台疏水泵。工作介质为放射性液体，属非核级设备，材料为不锈钢。正常情况下，一台泵工作，一台泵备用。安全壳污水坑A、B各有二台泵，一台工作，一台备用。堆腔坑也有二台，一台工作，一台备用。1123.疏水冷却器 疏水冷却器一台，卧式列管型，固定管板，属非核级设备。换热量2.6109j/h，传热面积22m3。疏排水在管侧流动，工作压力0.45Mpa，工作温度进口

37、95，出口70。传热管材料为不锈钢。壳侧为设冷水，流量62.6m3/h，工作压力0.75Mpa，进口35，出口45。壳体材料为碳钢。1134.污水坑监测槽 污水坑监测槽为非核级设备，工作介质为放射性液体，容积5m3材料为不锈钢。工作压力0.3Mpa，工作温度为常温。1142.9辅助给水系统ASG主要功能：作为专设安全设施，在事故工况下，向蒸汽发生器应急供水，排出堆芯余热直至到达余热排出系统投入的运行条件。在电厂启动、热备、热停和从热停向冷停堆过渡的第一阶段，辅助给水系统代替主给水系统向蒸汽发生器二次侧供水。115 辅助给水系统设计成两个容量为100%的系列。一个系列是两台各为50%容量的电动辅

38、助给水泵，可由不同的应急母线供电；另一个系列是一台100%容量的汽动辅助给水泵或柴油机驱动泵。系统主要由贮水箱、辅助给水泵和相关的管道阀门组成。此外，还有两台机组共用的一套除气装置。1161171.贮水箱 贮水箱是辅助给水系统的水源，水在氮气复盖下，氮气压力为0.010.012MPa表压，以保证水质。箱内水温保持在7 50 之间。贮水箱容量是根据典型工况的安全分析得到的。大亚湾核电站贮水箱容量是790m3。水箱的充水和补水可由凝结水泵或脱气装置进行。在大亚湾电厂，脱气装置为两台机组共用。1181192.辅助给水泵：两台电动泵是多级卧式离心泵，每台提供50%额定流量2100T/h。该流量可以使一

39、回路在6小时从热停堆状态降到160180oC。一台汽动泵，流量为100T/h，汽源来自主蒸汽隔离阀前的支管，控制调节阀保证速度调节，乏汽经消音器排往大气，驱动汽轮机能在8.6MPa0.76MPa范围内运行，0.76MPa蒸汽压力对应于一回路可使余热去除系统投入的温度。在电厂正常运行时，辅助给水泵的驱动汽轮机的供汽管处于预热状态。1203.除气装置 为两台机组共用。包括一台脱气器、两台脱气给水泵、一台再生热交换器。除气装置用于：对SER常规岛除盐水分配系统的除盐水pH9进行除氧后，向ASG贮水箱供水。当贮水箱氧含量不合格时进行脱气再处理。对SED核岛除盐水分配系统的除盐水pH7进行除气后，向RE

40、A反响堆硼和水的补给系统贮水箱供水。121122第八讲123 9、静夜四无邻，荒居旧业贫。5 月-235 月-23Saturday,May 13,2023 10、雨中黄叶树，灯下白头人。14:02:5514:02:5514:025/13/2023 2:02:55 PM 11、以我独沈久，愧君相见频。5 月-2314:02:5514:02May-2313-May-23 12、故人江海别，几度隔山川。14:02:5514:02:5514:02Saturday,May 13,2023 13、乍见翻疑梦，相悲各问年。5 月-235 月-2314:02:5514:02:55May 13,2023 14、

41、他乡生白发，旧国见青山。13 五月 20232:02:55 下午14:02:555 月-23 15、比不了得就不比，得不到的就不要。五月 232:02 下午5 月-2314:02May 13,2023 16、行动出成果，工作出财富。2023/5/13 14:02:5514:02:5513 May 2023 17、做前，能够环视四周；做时，你只能或者最好沿着以脚为起点的射线向前。2:02:55 下午2:02 下午14:02:555 月-23 9、没有失败，只有暂时停止成功！。5 月-235 月-23Saturday,May 13,2023 10、很多事情努力了未必有结果，但是不努力却什么改变也没

42、有。14:02:5514:02:5514:025/13/2023 2:02:55 PM 11、成功就是日复一日那一点点小小努力的积累。5 月-2314:02:5514:02May-2313-May-23 12、世间成事，不求其绝对圆满，留一份缺乏，可得无限完美。14:02:5514:02:5514:02Saturday,May 13,2023 13、不知香积寺，数里入云峰。5 月-235 月-2314:02:5514:02:56May 13,2023 14、意志坚强的人能把世界放在手中像泥块一样任意揉捏。13 五月 20232:02:56 下午14:02:565 月-23 15、楚塞三湘接，荆

43、门九派通。五月 232:02 下午5 月-2314:02May 13,2023 16、少年十五二十时，步行夺得胡马骑。2023/5/13 14:02:5614:02:5613 May 2023 17、空山新雨后，天气晚来秋。2:02:56 下午2:02 下午14:02:565 月-23 9、杨柳散和风，青山澹吾虑。5 月-235 月-23Saturday,May 13,2023 10、阅读一切好书如同和过去最杰出的人谈话。14:02:5614:02:5614:025/13/2023 2:02:56 PM 11、越是没有本领的就越加自命非凡。5 月-2314:02:5614:02May-2313

44、-May-23 12、越是无能的人，越喜欢挑剔别人的错儿。14:02:5614:02:5614:02Saturday,May 13,2023 13、知人者智，自知者明。胜人者有力，自胜者强。5 月-235 月-2314:02:5614:02:56May 13,2023 14、意志坚强的人能把世界放在手中像泥块一样任意揉捏。13 五月 20232:02:56 下午14:02:565 月-23 15、最具挑战性的挑战莫过于提升自我。五月 232:02 下午5 月-2314:02May 13,2023 16、业余生活要有意义，不要越轨。2023/5/13 14:02:5614:02:5613 May 2023 17、一个人即使已登上顶峰，也仍要自强不息。2:02:56 下午2:02 下午14:02:565 月-23MOMODAPOWERPOINTLorem ipsum dolor sit amet,consectetur adipiscing elit.Fusce id urna blandit,eleifend nulla ac,fringilla purus.Nulla iaculis tempor felis ut cursus.感 谢 您 的 下 载 观 看专家告诉