核反應(yīng)堆工程06

核能開(kāi)發(fā)與應(yīng)用1.1概述核反應(yīng)堆歷史回顧核反應(yīng)堆的誕生1942年12月2日在芝加哥大學(xué)斯戈塔體育場(chǎng)看臺(tái)下網(wǎng)球廳內(nèi)誕生了世界第一座核反應(yīng)堆。應(yīng)用：軍事—艦艇動(dòng)力民用—核電廠科研—研究堆第三講：反應(yīng)堆類(lèi)型第三講：核反應(yīng)堆類(lèi)型1.2壓水堆（PWR）1．2．1壓水堆的基本構(gòu)成由壓力容器、堆芯、堆內(nèi)構(gòu)件及控制棒驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)等部件組成。堆芯：由核燃料組件、可燃毒物組件、控制棒組件和啟動(dòng)中子源組件等組成。核燃料組件：裂變并釋放熱量包含有200-300根燃料元件棒，元件棒內(nèi)裝有2％-4％的235U的U02芯塊?？刂婆酰嚎刂贫褍?nèi)的核裂變鏈?zhǔn)椒磻?yīng)。通過(guò)上下移動(dòng)來(lái)實(shí)現(xiàn)反應(yīng)堆的啟動(dòng)、停堆、改變功率等功能。通常由強(qiáng)吸收中子的物質(zhì)組成。做成細(xì)棒狀，外加不銹鋼包殼，然后將若干根棒連接成一束，組成棒束形控制組件，從反應(yīng)堆項(xiàng)部插入堆芯。控制棒驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu):驅(qū)動(dòng)控制棒，使控制棒在正常運(yùn)行時(shí)能上下移動(dòng)，一般每秒鐘行程為10-19mm，在緊急停堆或事故情況下能在接到信號(hào)后迅速全部插入堆芯，以保證安全。第三講：核反應(yīng)堆類(lèi)型中子源組件：引發(fā)核裂變的鏈?zhǔn)椒磻?yīng)。由可以自發(fā)產(chǎn)生中子的材料組成，做成小棒的形式，在裝料時(shí)放入空的控制棒導(dǎo)向管內(nèi)。在裝中子源之前，控制棒必須插入堆內(nèi)，在反應(yīng)堆啟動(dòng)時(shí)慢慢提起控制捧，中子源就可以“點(diǎn)燃”核燃料。一座電功率為1000MW的壓水堆堆芯一般裝有150-200組燃料組件，4萬(wàn)-5萬(wàn)根燃料元件棒。堆內(nèi)大約有50組控制棒組件。燃料元件棒垂直放在堆芯內(nèi)，使堆芯整體外形大致呈圓柱形。為使徑向功率展平，大型核電站反應(yīng)堆核燃料一般按富集度分為三區(qū)裝載。以局部倒換料方式每1-1.5年更換一次燃料，每次換出大約1/3的燃料組件。堆芯直徑約3-4m，高度3-5m，裝在大型壓力容器內(nèi)。水沿燃料元件棒表面軸向流過(guò)，既起著慢化中子的作用，又作為輸出反應(yīng)堆熱量的冷卻劑。第三講：核反應(yīng)堆類(lèi)型壓力容器是壓水堆的關(guān)鍵設(shè)備：

放置堆芯及堆內(nèi)構(gòu)件防止放射性物質(zhì)外逸堆內(nèi)構(gòu)件堆芯精確定位、緊固，以防流體流動(dòng)的沖擊而發(fā)生偏移分隔流體，使冷卻劑按一定方向流動(dòng)，有效地帶出熱量高溫高壓水流沖擊及強(qiáng)輻照條件下，能抗腐蝕并保證尺寸和形狀穩(wěn)定。服役期內(nèi)，其完整性對(duì)反應(yīng)堆具有舉足輕重的地位；要求在高硼水腐蝕和高能中子輻照條件下能使用30。-60年，壓力容器的壽命決定了核電站的壽命！第三講：核反應(yīng)堆類(lèi)型壓水堆主冷卻系統(tǒng)布置形式：分散式布置構(gòu)成：環(huán)路構(gòu)成包括蒸汽發(fā)生器、主冷卻泵、穩(wěn)壓器第三講：核反應(yīng)堆類(lèi)型第三講：核反應(yīng)堆類(lèi)型1.2.3安全殼安全殼：安全殼是包容反應(yīng)堆、蒸汽發(fā)生器及主冷卻劑系統(tǒng)的建筑作用：防止放射性物質(zhì)外逸的重要屏障性能要求：承受高壓、高溫、地震、臺(tái)風(fēng)、飛機(jī)撞擊參數(shù)：以100萬(wàn)KW壓水堆為例，1m厚的鋼筋混凝土制成，內(nèi)襯6mm左右的鋼板。直徑40m，高60m。設(shè)計(jì)壓力約5個(gè)大氣壓。配備：噴淋系統(tǒng)、通風(fēng)凈化系統(tǒng)第三講：核反應(yīng)堆類(lèi)型第三講：核反應(yīng)堆類(lèi)型一體化壓水堆上述介紹的壓水堆稱(chēng)分散式布置。優(yōu)點(diǎn)：簡(jiǎn)單、設(shè)備布置靈活、反應(yīng)堆及蒸汽發(fā)生器檢修比較方便。因此早期的壓水堆都采用分散式布置形式。分散式布置存在一些固有的缺陷：例如蒸汽發(fā)生器與反應(yīng)堆之間用大口徑接管連接．一旦這些連接管破裂，高溫高壓的反應(yīng)堆冷卻劑就會(huì)從破口流出，造成嚴(yán)重的后果。另一方面，由于連接管較長(zhǎng)，流動(dòng)阻力較大，使反應(yīng)堆冷卻劑的自然循環(huán)能力不高。由于分散式布置在某些方面有不足之處，近年來(lái)世界各國(guó)相繼開(kāi)發(fā)了一體化的反應(yīng)堆。特點(diǎn)：蒸汽發(fā)生器布置在反應(yīng)堆壓力容器內(nèi)或者直接坐在壓力容器的上部。這種布置方式省去了大口徑的接管，增加了安全性．同時(shí)，由于流動(dòng)阻力降低，因此大大增加了反應(yīng)堆的自然循環(huán)能力，被認(rèn)為是將來(lái)壓水堆的發(fā)展趨勢(shì)。第三講：核反應(yīng)堆類(lèi)型俄羅斯新型一體化壓水堆VPBER-600堆芯布置在壓力容器的下方，采用六角形的燃料組件。燃料采用三角形排列，堆芯裝151組燃料組件，每組組件有287根燃料元件。反應(yīng)堆壓力容器總高(包括上封頭)23.96m，內(nèi)徑5.44m，壁厚265mm，質(zhì)量880t。直流式蒸汽發(fā)生器布置在堆芯上方的環(huán)形空間內(nèi)，蒸汽發(fā)生器采用模塊化設(shè)計(jì)，便于拆裝和檢修。主冷卻劑泵使冷卻劑強(qiáng)迫循環(huán)流過(guò)堆芯和蒸汽發(fā)生器。反應(yīng)堆六臺(tái)主冷卻劑泵的布置方式有兩種：一種是在壓力容器的側(cè)面與壓力容器垂直連接，另一種是放在壓力容器的底部。蒸汽發(fā)生器分為12個(gè)模塊，每?jī)蓚€(gè)模塊連接到一臺(tái)主泵。一回路壓力15.7MPa，反應(yīng)推熱功率1800Mw。過(guò)熱蒸汽壓力6.38MPa，蒸汽產(chǎn)量3420t/h，過(guò)熱蒸汽溫度加305C。該反應(yīng)堆具有很高的自然循環(huán)能力，同時(shí)配有完善的非能動(dòng)安全系統(tǒng)，使這種類(lèi)型的反應(yīng)堆具有很高的固有安全特性。第三講：核反應(yīng)堆類(lèi)型美國(guó)一體化壓水堆被稱(chēng)為是第四代先進(jìn)反應(yīng)堆。這種反應(yīng)堆實(shí)現(xiàn)了全部一體化，壓力容器的下部是堆芯，模塊化的螺旋盤(pán)管式直流蒸汽發(fā)生器布置在堆芯上方的環(huán)形空間內(nèi)，整個(gè)蒸汽發(fā)生器由八個(gè)模塊組成。在蒸汽發(fā)生器的上方每個(gè)模塊上有一臺(tái)主冷卻劑循環(huán)泵。共有八臺(tái)這種循環(huán)泵，這些泵也裝在壓力容器之內(nèi)，放在蒸汽發(fā)生器的上方。壓力容器的上封頭是一個(gè)氣腔，這個(gè)氣腔起穩(wěn)壓器的作用。裝有這種反應(yīng)堆的核電站可產(chǎn)生300Mw的電功率。它采用了現(xiàn)有壓水反應(yīng)堆的一些成熟技術(shù)。由于其自然循環(huán)能力強(qiáng)，沒(méi)有大口徑的外部接管，因此其固有安全性得到了大幅度的提高。第三講：核反應(yīng)堆類(lèi)型——重水堆重水：D2O，重水是很好的慢化劑，與輕水(H20)相比，它的熱中子吸收截面約為輕水的1/700，重水慢化中子的能力不如H20有效，快中子在重水中慢化成熱中子要比在輕水中經(jīng)歷更多次數(shù)的碰撞和更長(zhǎng)的行程。因此同樣功率的重水堆要比輕水推的堆芯大。重水的純度必須≥99.75％。中子在重水慢化劑中的伴生吸收損失很小，因此重水堆能有效地利用天然鈾。從重水堆中卸出的燃料燒得較透，乏燃料可以儲(chǔ)存起來(lái)，等到快中子增殖堆需要時(shí)再提取其中的钚，使燃料循環(huán)大大簡(jiǎn)化。重水堆中需要的天然鈾量最小，生成的钚一部分在堆內(nèi)參加裂變而燒掉，其余的包含在乏燃料中。重水堆按其結(jié)構(gòu)形式可分為壓力容器式和壓力管式兩種。壓力容器式重水堆的結(jié)構(gòu)類(lèi)似壓水堆。壓力容器式重水堆的堆內(nèi)結(jié)構(gòu)材料比壓力管式的少，中子經(jīng)濟(jì)性好，可達(dá)到很高的轉(zhuǎn)換比。但壓力容器式天然鈾重水堆的最大功率受到厚壁容器制造能力的限制。第三講：核反應(yīng)堆類(lèi)型——重水堆壓力管式重水堆只有壓力管承受高壓，而容器不承受高壓，因此其功率不受容器制造能力的限制。壓力管式的重水堆用重水做慢化劑，冷卻劑可以是重水、輕水或有機(jī)化合物。目前重水堆達(dá)到商用的只有加拿大發(fā)展的壓力管臥式重水堆，稱(chēng)為CANDU(CanadaDeuteriumUranium)型重水堆。CANDU型重水堆的壓力管把重水冷卻劑和重水慢化劑分開(kāi)，壓力管內(nèi)流過(guò)高溫高壓(溫度約300C，壓力約10MPa)重水作為冷卻劑，壓力管外是處于低壓狀態(tài)下的慢化劑，盛裝慢化劑的大型臥式圓拄形容器稱(chēng)為排管容器。排管容器設(shè)計(jì)成臥式的目的是便于設(shè)備布置及換料維修。排管容器中的慢化劑由一個(gè)侶化劑冷卻系統(tǒng)進(jìn)行冷卻，帶走中子慢化過(guò)程中產(chǎn)生的熱量。第三講：核反應(yīng)堆類(lèi)型——重水堆第三講：核反應(yīng)堆類(lèi)型——重水堆CANDU型重水堆使用的核燃料是天然鈾，把它做成UO2芯塊后放在鋯合金包殼內(nèi)構(gòu)成外徑為13.08mm、長(zhǎng)度為49.5cm的元件棒，再由37根元件棒組成直徑為10.2cm、長(zhǎng)度約50cm的燃料元件束。堆芯由380根帶燃料元件束的壓力管排列而成。一個(gè)標(biāo)準(zhǔn)的CANDU6型重水堆熱功率為2158Mw，電功率為665Mw，熱效率為30.8％，重水裝載量為465t，天然鈾裝載量為84t，平均線功率密度為162W／cm，平均卸料燃耗為7500(Mw.d／tU)。控制棒設(shè)置在反應(yīng)堆上部，穿過(guò)大型臥式圓柱排管容器插入壓力管束間隙的慢化劑中。反應(yīng)性的調(diào)節(jié)既可用控制棒也可用變化慢化劑液位的方法來(lái)進(jìn)行。需緊急停堆時(shí)，可將控制棒快速插入堆芯，并打開(kāi)排管容器底部的大口徑排水閥，把重水慢化劑迅速排入重水傾瀉格或向慢化劑內(nèi)噴注硼酸軋溶液以減少反應(yīng)性。第三講：核反應(yīng)堆類(lèi)型——重水堆由于用天然鈾做燃料所能達(dá)到的燃耗較小，因此需要頻繁地?fù)Q料。CANDU型重水堆用兩臺(tái)遙控的裝卸料機(jī)進(jìn)行不停堆的換料。換料時(shí)，兩臺(tái)裝卸料機(jī)分別與壓力管兩端密封接頭連接，壓力管的一端加入新燃料元件束，同時(shí)在同一壓力管的另一端取走乏燃料元件束。這種換料方式稱(chēng)為“頂推式雙向換料”。在換料過(guò)程中，為了使中子通量對(duì)稱(chēng)，功率分布均勻，把相鄰壓力管中的燃料元件束按相反方向移動(dòng)裝卸料，且所有燃料元件束依次經(jīng)過(guò)堆芯的不同位置，使平均卸料燃耗提高。由于采用不停堆換料方式．可以按堆芯的燃耗情況隨時(shí)補(bǔ)充新燃料，因此堆芯內(nèi)不僅所裝載的燃料少，而且所需的剩余反應(yīng)性也小。但這種反應(yīng)堆產(chǎn)生的乏燃料量遠(yuǎn)多于輕水反應(yīng)堆。美國(guó)西屋AP1000型輕水堆的概況AP1000型非能動(dòng)型輕水堆的凈電功率為1090MW，反應(yīng)堆熱功率為3400MW。其主要技術(shù)特征是與原有的壓水堆相比，本著“系統(tǒng)越簡(jiǎn)單越安全”的原則，簡(jiǎn)化了設(shè)備系統(tǒng)，提高了系統(tǒng)的安全性和經(jīng)濟(jì)性。在核島設(shè)計(jì)中，采用了非能動(dòng)安全殼冷卻、非能動(dòng)余熱排出、非能動(dòng)余熱排出、非能動(dòng)應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)。一回路的介質(zhì)采用含硼水?？刂葡到y(tǒng)采用數(shù)字控制。

二、主要設(shè)計(jì)參數(shù)

1、凈電功率：1090MW

2、反應(yīng)堆熱功率：3400MW

3、一回路熱段溫度：323.9℃

4、堆芯質(zhì)量流速：1505千克/平米.秒

5、最小DNBR：1.447

6、DNBR裕度：13.6%

7、燃料組件類(lèi)型：17*17

8、燃料組件數(shù)：157

9、活性區(qū)高度：4267mm

10、堆芯直徑：3498

mm

11、反應(yīng)堆壓力容器內(nèi)徑：4

m，安全殼直徑39.6

m，高度65.5

m，總體積58616立方米。安全殼設(shè)計(jì)壓力0.41MPa，鋼安全殼厚度44

.5mm。12、線功率：18.73千瓦/米

13、控制棒/灰棒數(shù)量：53/16

14、蒸汽發(fā)生器傳熱面積：11613平米

15、反應(yīng)堆冷卻劑泵：流量4.73立方米/秒，揚(yáng)程106.7米，電機(jī)功率4450KW。

三、設(shè)計(jì)特點(diǎn)

1、設(shè)計(jì)思路：

1）充分采用非能動(dòng)系統(tǒng)設(shè)計(jì)和固有安全特性，盡力降低風(fēng)險(xiǎn)、提高安全性；

2）盡量降低比造價(jià)，力爭(zhēng)每KW造價(jià)與現(xiàn)有的三環(huán)路和四環(huán)路壓水堆核電廠相當(dāng)；

3）采用模塊化和標(biāo)準(zhǔn)化技術(shù)，減少現(xiàn)場(chǎng)工廠，縮短施工周期，確保建造速度；模塊包括結(jié)構(gòu)模塊、管道模塊和機(jī)務(wù)模塊三個(gè)組成部分。

4）采用工程上成熟的堆芯和部件設(shè)計(jì)，提高可靠性；

5）盡量簡(jiǎn)化系統(tǒng)，改進(jìn)電廠可利用率，降低職業(yè)輻射劑量。

2、核島的反應(yīng)堆與一回路設(shè)計(jì)一回路包括反應(yīng)堆、反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)，以及相關(guān)的輔助系統(tǒng)構(gòu)成，合稱(chēng)為核供汽系統(tǒng)。一回路內(nèi)部的高溫高壓含硼水，由反應(yīng)堆冷卻劑泵輸送，流經(jīng)反應(yīng)堆堆芯，吸收了堆芯核裂變釋放的熱能，再進(jìn)入蒸汽發(fā)生器，通過(guò)U型管的傳熱管壁，將熱量傳給蒸汽發(fā)生器二次側(cè)給水，然后再由反應(yīng)堆冷卻劑泵送回反應(yīng)堆。每臺(tái)核電機(jī)組的核島一回路有兩個(gè)環(huán)路，每一個(gè)環(huán)路上有一臺(tái)F型蒸汽發(fā)生器（即RCS）。

反應(yīng)堆冷卻劑為含硼水，反應(yīng)堆的設(shè)計(jì)溫度為350℃，冷卻劑的冷段溫度約285℃，熱段溫度為323.6℃，進(jìn)出口溫升為30℃至40℃。每環(huán)路上安裝兩臺(tái)并聯(lián)布置的屏蔽泵，作為反應(yīng)堆冷卻劑泵。該泵立式倒置安裝于蒸汽發(fā)生器底部的下封頭上，沒(méi)有過(guò)渡段。一回路系統(tǒng)中冷卻劑的壓力約11MPa。由于蒸汽發(fā)生器（即RCS）緊靠核反應(yīng)堆，所以一回路的管子很短。每臺(tái)蒸汽發(fā)生器與核反應(yīng)堆的連接管包括冷、熱段管道各一根。每臺(tái)屏蔽泵有將蒸汽發(fā)生器下部匯水室內(nèi)的冷卻劑送入反應(yīng)堆。兩根冷段管道均為整體鍛造，然后加熱彎制為大彎曲半徑的管子，中間沒(méi)有焊口。蒸汽發(fā)生器采用立式自然循環(huán)U型管式蒸汽發(fā)生器，管子與支撐板的連接采用全深度的水力脹管。為防止運(yùn)行時(shí)瞬間超壓，整個(gè)一回路系統(tǒng)設(shè)有一臺(tái)穩(wěn)壓器，裝在熱段管道上。其作用是調(diào)節(jié)一回路的系統(tǒng)壓力，補(bǔ)償瞬態(tài)運(yùn)行裕量，防止事故停堆。

3、二回路設(shè)計(jì)二回路系統(tǒng)由汽輪機(jī)、凝汽器、凝結(jié)水泵、高低加及除氧器、給水泵、蒸汽發(fā)生器、汽水分離器再熱器等設(shè)備組成。從蒸汽發(fā)生器產(chǎn)生的飽和蒸汽進(jìn)入汽輪機(jī)做功，乏汽經(jīng)凝汽器冷凝成凝結(jié)水，經(jīng)除氧器、高低加、給水泵，主給水返回蒸汽發(fā)生器再次循環(huán)，形成回路。由于飽和蒸汽進(jìn)入高壓缸膨脹做功以后，蒸汽壓力、溫度逐漸降低，蒸汽濕度增大，高壓缸排汽的濕度可達(dá)到14%。為保證汽輪機(jī)安全運(yùn)行，在高壓缸和低壓缸之間增設(shè)了汽水分離再熱器。其作用是通過(guò)蒸汽中間再熱和汽水分離，使進(jìn)入低壓缸的蒸汽具有一定的過(guò)熱度，以提高低壓缸效率。這是核電機(jī)組常規(guī)島與常規(guī)的火電機(jī)組在汽水系統(tǒng)中存在的最醒目的不同之處。

二回路的主要參數(shù)：

主汽壓力：6.43Mpa，溫度279℃；

高壓缸排汽壓力0.78Mpa，溫度169℃；

再熱蒸汽壓力0.74Mpa，溫度265℃；

主給水溫度：226℃；

4、核島主要輔助系統(tǒng)

1）化學(xué)和容積控制系統(tǒng)

核反應(yīng)堆采用可溶硼酸吸收中子，控制核反應(yīng)性?；瘜W(xué)和容積控制系統(tǒng)的主要作用是，通過(guò)向一回路中注入濃硼酸或純水、同時(shí)抽出等量的含硼水，從而調(diào)節(jié)冷卻劑的硼質(zhì)量分?jǐn)?shù)，以控制反應(yīng)堆的反應(yīng)性。該系統(tǒng)另外還進(jìn)行一回路的容積控制和水質(zhì)控制。

2）反應(yīng)堆的硼、水補(bǔ)給系統(tǒng)

該系統(tǒng)是化學(xué)與容積控制系統(tǒng)的一個(gè)支持系統(tǒng)。包括水補(bǔ)給、硼酸制備與補(bǔ)給、化學(xué)添加三個(gè)子系統(tǒng)。

水補(bǔ)給系統(tǒng)由核島除鹽水系統(tǒng)接入，除鹽除氣的純凈水通過(guò)兩個(gè)除鹽水罐和水泵向化學(xué)與容積控制系統(tǒng)補(bǔ)水。

硼酸制備與補(bǔ)給系統(tǒng)由配料箱、硼酸罐、硼酸泵組成，向化容控制系統(tǒng)供酸。

化學(xué)添加系統(tǒng)位于除鹽水和硼酸系統(tǒng)的后部，設(shè)置化學(xué)添加罐，接入化容系統(tǒng)的上充泵入口。

3）余熱排出系統(tǒng)

該系統(tǒng)又稱(chēng)為停堆冷卻系統(tǒng)。核電站運(yùn)行一段時(shí)間再停機(jī)以后，由裂變產(chǎn)生的能量將使反應(yīng)堆芯長(zhǎng)期維持余熱。余熱排出系統(tǒng)必須能以一定的速率從排出堆芯、一回路系統(tǒng)設(shè)備余熱。

AP1000采用非能動(dòng)式的余熱排出系統(tǒng)，不需要余熱排出泵，以及相關(guān)的外接電源。熱交換器放在換料水箱（IRWST）內(nèi)，上下與穩(wěn)壓器和冷段管道相連接。換料水箱的底部位于一回路的正上方。當(dāng)反應(yīng)堆停堆后，可以依靠自然循環(huán)由熱交換器將堆芯衰變的余熱帶走。換料水箱的水吸收余熱，產(chǎn)生的水蒸汽進(jìn)入安全殼蒸發(fā)。這一部分含硼水在安全殼鋼殼內(nèi)壁冷凝后回收，作為應(yīng)急冷卻系統(tǒng)的補(bǔ)充水實(shí)現(xiàn)再利用。4）設(shè)備冷卻水系統(tǒng)

設(shè)備冷卻水系統(tǒng)是一個(gè)封閉的冷卻水回路，也是一個(gè)把熱量從具有放射性介質(zhì)的系統(tǒng)傳輸?shù)酵饨绲闹虚g冷卻系統(tǒng)。其作用是：為核島的帶放射性的設(shè)備提供冷卻，作為中間冷卻回路，再將熱量通過(guò)重要廠用水系統(tǒng)傳送給海水。

設(shè)備冷卻水系統(tǒng)的介質(zhì)來(lái)自核島除鹽水。主要設(shè)備包括高位水箱、離心泵和熱交換器。系統(tǒng)包括兩路100%容量的獨(dú)立回路，一路運(yùn)行、一路備用。

在所有的工況下，該系統(tǒng)的壓力都必須低于其冷卻的一回路及輔助系統(tǒng)的壓力，以防止除鹽水在熱交換器出現(xiàn)泄漏時(shí)進(jìn)入一回路，稀釋冷卻劑。5）重要廠用水系統(tǒng)

該系統(tǒng)的主要作用是冷卻設(shè)備冷卻水，將核島的熱量最終排入大海。

該系統(tǒng)為開(kāi)式循環(huán)回路，包括兩臺(tái)100%容量的重要廠用水泵和兩套50%容量的板式熱交換器。系統(tǒng)的介質(zhì)是海水，熱交換器的材料為鈦板。重要廠用水泵從循環(huán)水過(guò)濾系統(tǒng)吸入海水，海水做功后經(jīng)循環(huán)水排水渠流入大海。

6）反應(yīng)堆換料水池和乏燃料水池冷卻處理系統(tǒng)

反應(yīng)堆換料后，卸出的乏燃料要在乏燃料水池中存放半年以上，然后進(jìn)一步處理。

反應(yīng)堆換料水池是一個(gè)位于反應(yīng)堆壓力容器上部的長(zhǎng)方形水池。乏燃料水池位于核燃料廠房?jī)?nèi)，與反應(yīng)堆換料水池一墻之隔。水池與反應(yīng)堆有通道相連。換料時(shí)，以換料水池的含硼水作屏蔽，為操作人員提供良好的生物防護(hù)。換出的乏燃料放入乏燃料水池存放。兩個(gè)水池內(nèi)的含硼水與換料水箱和一回路通過(guò)泵和閥門(mén)相連。為保證系統(tǒng)的運(yùn)行，又設(shè)有水凈化系統(tǒng)、冷卻系統(tǒng)等輔助系統(tǒng)。西屋的AP1000換料水箱位于核島廠房?jī)?nèi)，不同于其它核電機(jī)組。7）廢物處理系統(tǒng)

廢水處理：包括含硼廢水處理、一般廢水處理、廢水排放系統(tǒng)。

廢氣處理：含氫廢氣（有放射性）、含氧廢氣處理。固體廢物處理：處理廢樹(shù)脂、廢濾芯及其它固體廢棄物。8）核島通風(fēng)空調(diào)和空氣凈化系統(tǒng)

該系統(tǒng)的作用是排除和凈化工作場(chǎng)所的污染空氣，以減少放射性物質(zhì)對(duì)廠內(nèi)外環(huán)境的危害，保障人身安全。提供溫度、濕度、潔凈度滿足設(shè)備運(yùn)行要求的環(huán)境條件，保障設(shè)備運(yùn)行安全。

范圍：包括反應(yīng)堆廠房、核燃料廠房、電氣廠房、主控室、核輔助廠房及連接廠房的通風(fēng)空調(diào)。

設(shè)計(jì)原則為非限制區(qū)（無(wú)污染區(qū)，清潔區(qū)，3區(qū)）、限制區(qū)（低污染區(qū)，較臟區(qū)，2區(qū)）和控制區(qū)（高污染區(qū)，最臟區(qū)，1區(qū)）三區(qū)劃分：空氣由清潔區(qū)流向較臟區(qū)，最終到最臟區(qū)，經(jīng)排風(fēng)凈化處理后由煙囪排向大氣。

與室外相比，清潔區(qū)為正壓，較臟區(qū)為零差壓。在區(qū)與區(qū)之間存在30~50帕的空氣壓差。每個(gè)區(qū)內(nèi)部，空氣先經(jīng)過(guò)人的工作崗位，再流向工藝設(shè)備，從工藝設(shè)備的排氣口流出。區(qū)內(nèi)的空氣再循環(huán)必須經(jīng)過(guò)凈化后才能進(jìn)行。禁止從高污染區(qū)向低污染區(qū)和清潔區(qū)的再循環(huán)。

通風(fēng)系統(tǒng)的主要設(shè)備包括：空氣預(yù)過(guò)濾器、高效空氣過(guò)濾器、碘吸附器、通風(fēng)機(jī)、密封隔離閥、防火閥等。5、核島的安全控制系統(tǒng)

1)應(yīng)急冷卻系統(tǒng)

該系統(tǒng)是核島最重要的安全控制系統(tǒng)，用于在事故狀態(tài)下向反應(yīng)堆應(yīng)急注水冷卻，防止堆芯過(guò)熱。

應(yīng)急冷卻系統(tǒng)的主要設(shè)備包括穩(wěn)壓器、蓄壓安注箱、堆芯補(bǔ)水箱（CMT）、換料水箱（IRWST）、熱交換器，以及位于穩(wěn)壓器和換料水箱之間的卸壓閥。

堆芯補(bǔ)水箱是兩個(gè)全封閉的壓力水箱，位于反應(yīng)堆冷卻劑回路的上方，一端連接穩(wěn)壓器，一端連接反應(yīng)堆。在一回路系統(tǒng)出現(xiàn)少量泄漏時(shí)，水箱的水靠重力壓頭向反應(yīng)堆直接注水。若正常加注失敗，還可以通過(guò)旁路由穩(wěn)壓器經(jīng)熱段向反應(yīng)堆注水。

在一回路系統(tǒng)出現(xiàn)大量泄漏的情況下，要通過(guò)蓄壓安注箱注水冷卻。蓄壓安注箱是一個(gè)充氮蓄壓的高壓水箱，直通反應(yīng)堆。

換料水箱的容積最大，壓力最低。在一回路主泵全停，反應(yīng)堆壓力降到常壓（高于安全殼氣壓0.07Mpa）時(shí),可以通過(guò)換料水箱向反應(yīng)堆注水。排空換料水箱需要10小時(shí)。水箱一旦排空，即可靠重力作用自動(dòng)回收安全殼內(nèi)的蒸汽冷凝水。因此可以建立長(zhǎng)期的非能動(dòng)的自然循環(huán)冷卻方式。2)安全殼冷卻系統(tǒng)

該系統(tǒng)的作用是直接把安全殼的熱量排到外部環(huán)境，使安全殼的壓力不超過(guò)設(shè)計(jì)值。

安全殼為雙層結(jié)構(gòu)，外層為砼殼，內(nèi)層為鋼殼，兩層之間有環(huán)形間隙。安全殼的鋼殼是封閉的，外表作為核島與外界之間的熱交換表面。砼殼頂部設(shè)有儲(chǔ)水箱，并通過(guò)屋頂風(fēng)機(jī)與外界開(kāi)放。

當(dāng)安全殼溫度、壓力升高時(shí)，安全殼冷卻系統(tǒng)自動(dòng)啟動(dòng)。由觸發(fā)信號(hào)打開(kāi)屋頂風(fēng)機(jī)和儲(chǔ)水箱，儲(chǔ)水箱內(nèi)的水會(huì)借助重力沿鋼殼外壁流下，通過(guò)水膜蒸發(fā)對(duì)安全殼內(nèi)部空氣起到冷卻作用。

3)安全殼噴淋系統(tǒng)

該系統(tǒng)的作用是減少安全殼內(nèi)空氣的放射性碘和銫