[精选]核电厂系统及设备培训课件13756.pptx
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1、核电厂系统及设备核电厂系统及设备第五讲第五讲(20112012学年第学年第2学期)学期)主讲:田丽霞主讲:田丽霞1一回路主要辅助系统一回路主要辅助系统1 1 化学和容积控制系统化学和容积控制系统2 2 反应堆硼和水的补给系统反应堆硼和水的补给系统3 3 余热排出系统余热排出系统4 4 设备冷却水系统设备冷却水系统5 5 重要厂用水系统重要厂用水系统6 6 换料水池和乏燃料池冷却和净化系统换料水池和乏燃料池冷却和净化系统7 7 废物处理系统废物处理系统2概述概述 一回路主要辅助系统是核岛的重组成部分。一回路主要辅助系统是核岛的重组成部分。它不仅对核电厂正常运行是不可缺少的它不仅对核电厂正常运行是
2、不可缺少的,而而且在事故工况下且在事故工况下,为核电厂安全设施系统提为核电厂安全设施系统提供支持。供支持。3按其功能可分为以下几类按其功能可分为以下几类:排出核燃料剩余功率;排出核燃料剩余功率;对反应堆冷却剂进行化学和容积控制;对反应堆冷却剂进行化学和容积控制;进行设备的冷却;进行设备的冷却;废物的收集和处理;废物的收集和处理;核岛通风空调系统。核岛通风空调系统。41 化学和容积控制系统化学和容积控制系统(CVCS)1.1 1.1 系统的功能系统的功能1.2 1.2 设计依据设计依据1.3 1.3 系统流程系统流程1.4 1.4 系统设备布置系统设备布置1.5 1.5 系统运行系统运行51.1
3、 系统的功能系统的功能化容系统主要功能如下化容系统主要功能如下:通过通过改变改变反应堆冷却剂的反应堆冷却剂的硼浓度硼浓度,对堆芯进对堆芯进行行反应性控制反应性控制;维持稳压器的水位维持稳压器的水位,控制一回路系统的水装控制一回路系统的水装量;量;对反应堆冷却剂的水质进行对反应堆冷却剂的水质进行化学控制和净化化学控制和净化,减少反应堆冷却剂对设备的腐蚀减少反应堆冷却剂对设备的腐蚀,控制反应控制反应堆冷却剂中裂变产物和腐蚀产物的含量堆冷却剂中裂变产物和腐蚀产物的含量,降降低反应堆冷却剂的放射性水平;低反应堆冷却剂的放射性水平;6向反应堆冷却剂泵向反应堆冷却剂泵提供轴封水提供轴封水;为反应堆冷却剂系
4、统提供充水和水压试验为反应堆冷却剂系统提供充水和水压试验手段;手段;对于上充泵兼作高压安注泵的化容系统对于上充泵兼作高压安注泵的化容系统,事事故时用上充泵向堆芯故时用上充泵向堆芯注入应急冷却水注入应急冷却水。781.2 设计依据设计依据1 1 反应性控制反应性控制改变冷却剂硼浓度是通过向一回路注入浓硼改变冷却剂硼浓度是通过向一回路注入浓硼酸或纯水同时排出等量的一回路水来实现的酸或纯水同时排出等量的一回路水来实现的,这一过程需要几分钟到几十分钟。对反应性这一过程需要几分钟到几十分钟。对反应性调节速度较慢调节速度较慢,仅适于仅适于控制较慢的反应性变控制较慢的反应性变化化:电厂升温过程中反应性的变化
5、电厂升温过程中反应性的变化;燃耗引燃耗引起的反应性变化和裂变产物氙和钐引起的反起的反应性变化和裂变产物氙和钐引起的反应性变化应性变化。9对于补偿快速的反应性变化对于补偿快速的反应性变化,如多普勒效应、如多普勒效应、空泡效应、快速的负荷跟踪和紧急停堆等空泡效应、快速的负荷跟踪和紧急停堆等必须采用控制棒。必须采用控制棒。表表4.14.1为典型的压水堆可溶性毒物反应性和为典型的压水堆可溶性毒物反应性和棒控反应性分配。可以看出棒控反应性分配。可以看出,硼酸控制的反硼酸控制的反应性量占总的反应性控制量的应性量占总的反应性控制量的70%70%左右。左右。10表表4.1 压水堆反应性控制的分配压水堆反应性控
6、制的分配11硼酸浓度对慢化剂的温度系数有着重要的影硼酸浓度对慢化剂的温度系数有着重要的影响响,在较高的硼浓度下在较高的硼浓度下,可能出现正的慢化可能出现正的慢化剂温度系数。在压水堆核电厂剂温度系数。在压水堆核电厂,为保证反应为保证反应堆安全运行堆安全运行,技术规范(技术规范(Technical Specification)中规定)中规定,运行中应使慢化剂运行中应使慢化剂温度系数保持负值,规定了反应堆工作温度温度系数保持负值,规定了反应堆工作温度下冷却剂的下冷却剂的硼浓度不应大于硼浓度不应大于140010-6。12 根据该电厂运行的需要根据该电厂运行的需要,化容系统调节冷却化容系统调节冷却剂的硼
7、浓度剂的硼浓度,控制反应性的慢变化控制反应性的慢变化,并在冷停并在冷停堆和换料过程中保持足够的停堆深度。堆和换料过程中保持足够的停堆深度。启动及停堆启动及停堆 冷停堆前冷停堆前,应提高冷却剂硼浓度应提高冷却剂硼浓度,以提供足够以提供足够的停堆深度的停堆深度;反应堆启动前,应使冷却剂硼浓反应堆启动前,应使冷却剂硼浓度减小到临界所需的范围。度减小到临界所需的范围。大型压水堆的冷大型压水堆的冷停堆和启动要求冷却剂硼浓度的相应改变量停堆和启动要求冷却剂硼浓度的相应改变量为为(300500)10(300500)10-6-6。13补偿燃耗补偿燃耗 运行过程中运行过程中,剩余反应性逐渐减少剩余反应性逐渐减少
8、,需不断调需不断调整冷却剂的硼浓度整冷却剂的硼浓度,通过通过注入除盐水注入除盐水来实现。来实现。反应堆检修及换料反应堆检修及换料 换料冷停和维修冷停堆换料冷停和维修冷停堆,要求要求硼浓度至少硼浓度至少210010210010-6-6,保持必须的停堆深度。保持必须的停堆深度。负荷变化负荷变化 负荷变化也可通过改变硼浓度实现。负荷变化也可通过改变硼浓度实现。142 容积控制容积控制化容系统补偿核电厂从冷态到热态零功率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按允许升温或降温速率运行所引起的一回路水
9、体积的变化。路水体积的变化。在正常的变功率运行过程中在正常的变功率运行过程中,该系统维持稳该系统维持稳压器的程序水位。压器的程序水位。15对于较快的负荷变化对于较快的负荷变化,如每分钟如每分钟5%5%额定功额定功率的线性功率变化率的线性功率变化,或或10%10%额定功率的功额定功率的功率阶跃改变率阶跃改变,化容系统与稳压器共同承担容化容系统与稳压器共同承担容积补偿。一般说来积补偿。一般说来,化容系统分担上述过程化容系统分担上述过程中容积变化的中容积变化的30%40%30%40%。对于一回路小的泄漏对于一回路小的泄漏,由化容系统提供足够由化容系统提供足够的补给水。的补给水。16容积控制就是通过容
10、积控制就是通过CVCSCVCS吸收稳压器不能全部吸收稳压器不能全部吸收的那部分一回路水容积的变化的量,维吸收的那部分一回路水容积的变化的量,维持稳压器水位在一个整定的范围内。持稳压器水位在一个整定的范围内。一回路水容积变化的原因主要是温度的改变,一回路水容积变化的原因主要是温度的改变,如下图所示:如下图所示:17从图可见当反应堆冷却剂系统从图可见当反应堆冷却剂系统RCPRCP从冷态(从冷态(6060)增)增温到热态(温到热态(291291)时,其比容增加将近)时,其比容增加将近40%40%;图(图(1)水的比容随温度变化曲线水的比容随温度变化曲线18图(图(2 2)容积控制原理容积控制原理19
11、3 3 水质控制水质控制 化容系统在设计规定的燃料包壳破损率化容系统在设计规定的燃料包壳破损率(一一般为般为0.5%)0.5%)情况下情况下,应能保证冷却剂达到规定应能保证冷却剂达到规定的放射性水平和水质指标。的放射性水平和水质指标。(1 1)放射性水平的控制)放射性水平的控制 水及其中杂质的活化;水及其中杂质的活化;裂变产物的释放;裂变产物的释放;腐蚀产物的活化;腐蚀产物的活化;化学添加物的活化化学添加物的活化20裂变产物向冷却剂的释放速度是以裂变产物向冷却剂的释放速度是以逃逸系数逃逸系数来衡量的,来衡量的,定义为单位时间内裂片核由燃料定义为单位时间内裂片核由燃料包壳缺陷释放出来的份额,单位
12、为包壳缺陷释放出来的份额,单位为s s-1-1。实验实验证明,裂变产物的释放速度正比于它在燃料证明,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中的累积量。对一定的核素可以列出如下两个方程个方程:21N Nf f、N NL L分别为燃料和冷却剂中的核素数目分别为燃料和冷却剂中的核素数目,F,F为裂变率为裂变率,Y,Y为裂变产额为裂变产额,为衰变常数为衰变常数,k,kd d为核素在冷却剂中的为核素在冷却剂中的减少率减少率(核素在离子交换树脂上的吸附,在设备表面核素在离子交换树脂上的吸附,在设备表面的沉积,泄漏等的沉积,泄漏等),为逃逸率系数。为逃逸率系数。冷却剂中裂变产
13、物的放射性大小取决于三个因素冷却剂中裂变产物的放射性大小取决于三个因素:裂裂变产物逃逸率变产物逃逸率;核素衰变核素衰变;净化作用净化作用,裂变产物沉积等裂变产物沉积等原因造成的裂变产物损失。原因造成的裂变产物损失。22一座典型的一座典型的1000MW级压水堆核电厂在冷却剂中各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。冷却剂的放种裂变产物和活化腐蚀产物的放射性。冷却剂的放射性主要是由惰性气体射性主要是由惰性气体(占占90%以上以上)、碘、碘(占占3%以以上上)、铷(占、铷(占1%)、钼(约占)、钼(约占1%)和铯(小于)和铯(小于1%)组成的。进入一回路冷却剂的放射性惰性气)组
14、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体每年大约有数千万GBq,绝大部分是,绝大部分是Kr(1.83h)、)、Xe(9.11h)等短寿命的同位素,)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。失,需作净化处理的仅占很小一部分。23表表4-2压水堆冷却剂的放射性(电功率压水堆冷却剂的放射性(电功率1000MW,冷却剂,冷却剂温度温度303oC,燃料破损率燃料破损率1%)24(2 2)水质指标控制)水质指标控制水除了载热和慢化中子外水除了载热和慢化中子外,还发生一系列的还发生一系列的反应
15、反应,其中包括其中包括:水和其中杂质的中子活化反水和其中杂质的中子活化反应应,水的辐射分解水的辐射分解,水对材料的腐蚀及腐蚀产水对材料的腐蚀及腐蚀产物的活化、迁移和沉积物的活化、迁移和沉积,裂变产物从破损的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。燃料元件中逃逸及其随冷却剂的转移等。25腐蚀带来的问题尤为重要。腐蚀除了能引腐蚀带来的问题尤为重要。腐蚀除了能引起结构材料破坏外起结构材料破坏外,也是裂变产物释放和腐也是裂变产物释放和腐蚀产物活化的根本原因。蚀产物活化的根本原因。防止腐蚀时冷却防止腐蚀时冷却剂化学的中心任务。剂化学的中心任务。26 氧氧水中游离氧的存在是造成金属材料腐蚀的重
16、水中游离氧的存在是造成金属材料腐蚀的重要原因。要原因。在无氧的高温水中在无氧的高温水中,不锈钢表面将不锈钢表面将生成生成FeFe3 3O O4 4和伽玛和伽玛FeFe2 2O O3 3型氧化物。它们构成型氧化物。它们构成了致密的氧化膜了致密的氧化膜,保护金属不被进一步氧化。保护金属不被进一步氧化。相反相反,若水中存在游离氧若水中存在游离氧,则生成阿尔帕则生成阿尔帕FeFe2 2O O3 3型氧化物。它结构疏松型氧化物。它结构疏松,不具备保护作不具备保护作用。氧的存在还加剧不锈钢氯离子应力腐蚀用。氧的存在还加剧不锈钢氯离子应力腐蚀破坏。破坏。27 氢氢辐照作用下,水分解生成辐照作用下,水分解生成
17、H H2 2、O O2 2、H H2 2O O2 2以及以及多种自由基。如水中含有氢气,能抑制水多种自由基。如水中含有氢气,能抑制水的辐射分解,从而抑制金属腐蚀。的辐射分解,从而抑制金属腐蚀。实际核电厂运行中实际核电厂运行中,考虑到泄漏和不均匀等考虑到泄漏和不均匀等因素因素,每公斤冷却剂中加入每公斤冷却剂中加入25ml40ml25ml40ml氢气。氢气。28 氯离子和氟离子氯离子和氟离子不锈钢应力腐蚀破坏的几率正比于氯离子不锈钢应力腐蚀破坏的几率正比于氯离子浓度和游离氧含量的乘积。当水中氧含量浓度和游离氧含量的乘积。当水中氧含量较高时较高时,即使氯离子浓度低于即使氯离子浓度低于110110-6
18、-6时时,应应力腐蚀破裂也会发生。为防止发生应力腐力腐蚀破裂也会发生。为防止发生应力腐蚀蚀,除限制含氧量外除限制含氧量外,氯离子浓度也不宜超氯离子浓度也不宜超过过0.1 100.1 10-6-6或或0.15 100.15 10-6-6。29水中存在微量氟离子既能明显加剧锆合金水中存在微量氟离子既能明显加剧锆合金的腐蚀和吸氢的腐蚀和吸氢,又能与氧共同作用引起不锈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钢的应力腐蚀。在不发生沸腾的情况下,氟氟离子含量小于离子含量小于210210-6-6的水对锆合金已无危的水对锆合金已无危害。害。目前压水堆一回路水质标准将氟含量规定目前压水堆一回路
19、水质标准将氟含量规定在在0.1100.110-6-6以下。以下。30 pH pH值及值及pHpH值控制剂值控制剂对不锈钢和镍基合金,水质偏碱性会导致对不锈钢和镍基合金,水质偏碱性会导致腐蚀加剧。腐蚀加剧。试验表明:试验表明:当当pH11.3pH12pH12时时,腐蚀明显加剧。腐蚀明显加剧。31在碱性介质中在碱性介质中,亚铁离子的溶解度在某一温亚铁离子的溶解度在某一温度下有一最小值度下有一最小值,pH,pH值越高值越高,相应的最小溶解相应的最小溶解度温度越低。冷却剂保持较高的度温度越低。冷却剂保持较高的pHpH值值,能使能使腐蚀产物从堆内迁移至堆外。对于现行的压腐蚀产物从堆内迁移至堆外。对于现行
20、的压水堆核电厂一回路结构材料水堆核电厂一回路结构材料,水质偏碱性较水质偏碱性较好好,以以pHpH值为值为9.510.59.510.5为宜。为宜。常用的常用的pHpH值控制剂有两种值控制剂有两种,它们是氢氧化锂它们是氢氧化锂和氢氧化铵。和氢氧化铵。32 电导率电导率电导率是水中离子总浓度的一个指标电导率是水中离子总浓度的一个指标,单位单位(uS/cmuS/cm)水越纯净)水越纯净,电导率越低。电导率越低。电导率是电导率是水纯度的一个度量标准。水纯度的一个度量标准。冷却剂中加入硼酸和冷却剂中加入硼酸和pHpH值控制剂后,电导率值控制剂后,电导率已不能有效地反映冷却剂的纯度,而只能规已不能有效地反映
21、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定一个允许范围,具体取值大小取决于硼酸和和pHpH值控制剂的添加量。通常电导率范围为值控制剂的添加量。通常电导率范围为140 140。331.3 系统流程系统流程341 1 下泄管线下泄管线核电厂正常运行时核电厂正常运行时,从一回路的冷管段引出一从一回路的冷管段引出一股冷却剂股冷却剂,称为下泄流称为下泄流,其正常流量约为其正常流量约为13.6m13.6m3 3/h,/h,经下泄隔离阀进入再生热交换器的经下泄隔离阀进入再生热交换器的壳侧壳侧,冷却至冷却至140,140,再经过节流孔板再经过节流孔板,将压力降将压力降至至2.4MPa2.4
22、MPa后后,进入下泄热交换器的管侧进入下泄热交换器的管侧,由壳侧由壳侧的设备冷却水将下泄流温度降低至的设备冷却水将下泄流温度降低至4646左右左右,离开下泄热交换器的下泄流经下泄压力控制阀离开下泄热交换器的下泄流经下泄压力控制阀再次降压,进入过滤器,滤去水中再次降压,进入过滤器,滤去水中55以上的以上的悬浮颗粒。经温控三通,进入净化段。悬浮颗粒。经温控三通,进入净化段。35 管道的前后压差较大时,往往采用增加节流管道的前后压差较大时,往往采用增加节流孔板的方式,其原理是:流体在管道中流动时,孔板的方式,其原理是:流体在管道中流动时,由于孔板的局部阻力,使得流体的压力降低,能由于孔板的局部阻力,
23、使得流体的压力降低,能量损耗量损耗.36正常下泄实际上是两次降温降压过程,第正常下泄实际上是两次降温降压过程,第一次降温降压是通过布置在安全壳内的再一次降温降压是通过布置在安全壳内的再生热交换器和其下游的节流孔板,使反应生热交换器和其下游的节流孔板,使反应堆冷却剂从堆冷却剂从15.5MPa 15.5MPa、291.4291.4降至降至2.4MPa2.4MPa、140140左右;第二次降温降压是通过安全壳左右;第二次降温降压是通过安全壳外的下泄热交换器及其下游的下泄压力控外的下泄热交换器及其下游的下泄压力控制阀。制阀。37图图(4)RCV系统冷却和降压系统冷却和降压382 2 净化段净化段净化段
24、的离子交换树脂的正常工作温度范围为净化段的离子交换树脂的正常工作温度范围为4662.54662.5。若下泄流温度高于。若下泄流温度高于5757,三通阀将,三通阀将自动切换,使下泄流旁路离子交换树脂床,防止离自动切换,使下泄流旁路离子交换树脂床,防止离子交换树脂经受高温后失效。下泄流经温控三通阀子交换树脂经受高温后失效。下泄流经温控三通阀进入两台并联的混合除离子床中的一台,除去大多进入两台并联的混合除离子床中的一台,除去大多数离子状态的裂变产物和腐蚀产物,然后进入间歇数离子状态的裂变产物和腐蚀产物,然后进入间歇运行的除阳离子床除去铯、钼和过量的锂离子。在运行的除阳离子床除去铯、钼和过量的锂离子。
25、在除离子床下游,设置三通阀,借此可将下泄流导向除离子床下游,设置三通阀,借此可将下泄流导向硼回收系统进行除硼操作。硼回收系统进行除硼操作。39下泄流最后进入容积控制箱,经容积控制下泄流最后进入容积控制箱,经容积控制箱顶部的喷头喷出,雾化,释放出冷却剂箱顶部的喷头喷出,雾化,释放出冷却剂中的部分气态裂变产物,同时吸收部分氢中的部分气态裂变产物,同时吸收部分氢气。气。4041(1)(1)过滤器过滤器在下泄热交换器出口,设置了前置过滤器,在下泄热交换器出口,设置了前置过滤器,用来拦截悬浮颗粒;在下泄流离开除离子用来拦截悬浮颗粒;在下泄流离开除离子床之后,设置了后置过滤器以清除树脂碎床之后,设置了后置
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