PWR系統(tǒng)與設備-第四章-一回路輔助系統(tǒng)

PWR系統(tǒng)與設備上海交通大學機械與動力工程學院核科學與系統(tǒng)工程系中國電力投資集團核電培訓班課程第四章一回路輔助系統(tǒng)核電廠一回路輔助系統(tǒng)分類

一回路輔助系統(tǒng)是核電廠核島的重要組成部分。不僅對正常運行是不可缺少，而且在事故工況下為核電廠提供必要的安全措施。

①在任何情況下，能使反應堆安全停堆；

②把核電廠釋放的放射性物質(zhì)數(shù)量限制在規(guī)定的限值內(nèi)，實現(xiàn)規(guī)定的安全目標。

典型的PWR核電廠通常設置20多個一回路輔助系統(tǒng)。這些系統(tǒng)分為三類（按基本功能）：①反應堆裝置的流體系統(tǒng)為反應堆正常運行與使用服務，包括啟動、停堆、功率運行、調(diào)試、檢驗、換料以及維修等；e.g.

化學和容積控制系統(tǒng)（化容系統(tǒng)）、硼回收系統(tǒng)、堆芯余熱排出系統(tǒng)、設備冷卻水系統(tǒng)、主泵軸封水系統(tǒng)、廢燃料池冷卻及凈化系統(tǒng)、取樣系統(tǒng)etc.②專設安全設施（工程安全設施）是核電廠安全縱深防護的重要組成部分。在設計基準事故時，用以確保反應堆安全停堆，并控制放射性與能量釋放，盡量限制其產(chǎn)生的后果。e.g.

安全注射系統(tǒng)（安注系統(tǒng)）、安全殼冷卻系統(tǒng)、安全殼通風冷卻系統(tǒng)、安全殼隔離系統(tǒng)、空氣凈化系統(tǒng)、消氫系統(tǒng)etc.③放射性廢物處理系統(tǒng)用于收集、運送、貯存、處理放射性廢物，防止污染環(huán)境，保證廠區(qū)內(nèi)外人員受到的劑量在允許范圍之內(nèi)。e.g.

放射性廢液處理系統(tǒng)、廢氣處理系統(tǒng)、固體廢物處理系統(tǒng)etc.

應當指出，一回路輔助系統(tǒng)之間仍有許多共同之處，大多與水的處理有關。

在LWR中，水的作用：①

慢化劑；②

冷卻劑；③

換料及廢燃料處理時用作屏蔽材料；④

事故時用作安注水；⑤

去污系統(tǒng)中對設備與人員去污；

伴隨一些有害過程：①

水對材料的腐蝕；②

水參與裂變產(chǎn)物的遷移；③水在慢化中子過程中被活化；④

水在屏蔽射線的同時自身分解。1、化學與容積控制系統(tǒng)

化學容積控制系統(tǒng)（化容系統(tǒng)）是核電廠最重要的反應堆輔助系統(tǒng)。對于維護反應堆的正常運行狀態(tài)，以及事故工況下保證反應堆安全起著重要的作用。在調(diào)試、正常運行工況與事故工況下，化容系統(tǒng)主要承擔的任務有：

維持主系統(tǒng)適當?shù)乃莘e（控制穩(wěn)壓器水位）；

凈化反應堆冷卻劑（減少裂變產(chǎn)物和腐蝕產(chǎn)物數(shù)量）；

調(diào)節(jié)反應堆冷卻劑硼濃度（控制反應性）；

提供主泵軸封注入水；

對反應堆主系統(tǒng)充水和進行檢漏試驗；

對穩(wěn)壓器提供輔助噴淋；

作為安全注射系統(tǒng)的補充，事故工況時向主系統(tǒng)緊急注入硼水，有些設計使上充泵兼作高壓安注泵。

化學補償控制

調(diào)節(jié)反應堆冷卻劑中的硼濃度，維持反應平衡并展平堆芯中子通量密度分布。根據(jù)反應堆運行需要，化容系統(tǒng)調(diào)節(jié)堆冷卻劑硼濃度，補償堆芯反應性（主要是反應性的慢變化）。從冷停堆到熱態(tài)零功率的過程中，補償慢化劑溫度效應所引起的反應性變化。帶功率運行時，補償氙中毒、裂變產(chǎn)物的積累和可裂變同位素的燃耗等因素所引起的反應性減少。補償變工況所引起的過渡反應性變化。系統(tǒng)功能

根據(jù)反應堆運行的需要，化容系統(tǒng)調(diào)節(jié)冷卻劑的硼濃度，以控制反應性的慢變化，并保持冷停堆與換料過程中足夠的停堆深度。(1)啟動及停堆停堆時，應使冷卻劑硼濃度保持必需的停堆深度；而啟動時，應使冷卻劑硼濃度降低到臨界所需的數(shù)值。用改變硼濃度應足以補償如下幾種效應引起的反應性變化：①補償多普勒效應引起的反應性變化；②補償冷卻劑溫度效應引起的反應性變化；③補償中子吸收截面很高的裂變產(chǎn)物135Xe（氙）及149Sm（釤）引起的反應性變化；④由維持足夠的停堆深度到堆啟動所需的反應性變化。一般說來，大型PWR的冷停堆和啟動要求冷卻劑中相應的硼濃度變化量

C=300-500ppm。亦即，停堆時應提高硼濃度（“加硼”或“硼化”）300-500ppm，而啟動時應降低硼濃度（“減硼”或“稀釋”）相應值。

調(diào)節(jié)硼濃度的主要方法是向堆內(nèi)注入濃硼酸或純水，相應地由堆內(nèi)排出相同數(shù)量的冷卻劑。由于冷卻劑泵以巨大的循環(huán)量運行，通常認為注入的水迅速地與整個回路混合，排出的已經(jīng)均勻混合了的冷卻劑。另外，也要考慮反應堆啟動升溫時，由于水體積膨脹而引起部分冷卻劑的排放，其量也不小，約為主回路總水量的30。(2)補償燃耗在反應堆運行過程中，剩余反應性逐漸降低，需要不斷調(diào)整冷卻劑中硼的濃度。這是通過注入除鹽水降低冷卻劑中硼濃度而實現(xiàn)的。(3)反應性負荷變化現(xiàn)代PWR核電廠的功率變化也通過調(diào)節(jié)硼濃度實現(xiàn)。如果功率調(diào)整頻繁，將造成數(shù)量相當可觀的硼水排放量。(4)反應堆換料及檢修在換料操作時，要提高硼濃度，以保持必需的停堆深度。容積控制

維持主系統(tǒng)適當?shù)乃莘e，使穩(wěn)壓器水位按規(guī)定程序變化并補償主系統(tǒng)微量的泄漏?；菹到y(tǒng)承擔反應堆從冷態(tài)到熱態(tài)零功率的啟動過程中最大升溫速率和從熱態(tài)零功率到冷停堆過程中的最大降溫速率（30℃/h）所引起的水容積的變化。通過系統(tǒng)上充與下泄流量差保證和實現(xiàn)。在變功率運行時，化容系統(tǒng)容積控制箱波動能力承擔負荷線性變化最大速率約為±5%額定功率所引起的主系統(tǒng)水容積變化量的40%（70%由穩(wěn)壓器補償）。能向主系統(tǒng)提供足夠的補給水，補償主系統(tǒng)在一般事故工況下壓力邊界的泄漏。正常運行時，一臺離心式上充泵工作，上充流量11.2t/h，上充泵最大補水量達25t/h。事故時，可由二臺離心泵并列運行。正常補水水源為反應堆補給系統(tǒng)補水。在硼回箱內(nèi)水質(zhì)及硼濃度符合要求時，可直接作為補水水源。在超過正常補給能力時，水源切換到換料水箱。安注工況時，直接從濃硼酸箱和換料水箱取水。水質(zhì)控制即凈化反應堆冷卻劑，控制pH值和O2、H2濃度，以減少冷卻劑對設備和管道的腐蝕。在0.5%的燃料包殼破損情況下，能保持堆冷卻劑水質(zhì)及放射性水平符合要求。提供主泵軸封注入水作為高壓安注的一部分，在失水（LOCA）事故或主蒸汽管道破裂時，事故的初始階段向主系統(tǒng)緊急注入濃硼酸和換料水箱內(nèi)2400ppm硼水?；菹到y(tǒng)用作高壓安注的那一部分，應滿足安注系統(tǒng)的有關準則，單一故障準則?？稍囼灒稍噳?，保證系統(tǒng)功能正常。正常電源及事故電源的切換等。系統(tǒng)含濃硼部分，需保持其環(huán)境在于23℃以上，防止硼酸析出。

滿足單一故障準則的設備組合，在其任何部位發(fā)生單一隨機故障時，仍能保持所賦予的功能。

穩(wěn)壓器進行輔助噴淋承擔主系統(tǒng)充水、打壓試驗（嚴密性試驗）的任務。啟動及停堆：冷停堆前，應提高冷卻劑硼質(zhì)量分數(shù)，以提供足夠的停堆深度；反應堆啟動前，應使冷卻劑硼質(zhì)量分數(shù)減小到臨界所需的范圍。硼質(zhì)量分數(shù)的改變應足以補償多普勒效應、慢化劑溫度效應、氙毒及釤毒以及由維持足夠的停堆深度到堆啟動所需的反應性變化。補償燃耗：在反應堆運行過程中，剩余反應性逐漸減少，需要不斷調(diào)整冷卻劑的硼質(zhì)量分數(shù)，這是通過注入除鹽水來實現(xiàn)的。反應堆檢修及換料：對于換料冷停和維修冷停堆，要求硼質(zhì)量分數(shù)至少2100×10-6，以保持必須的停堆深度。負荷變化：現(xiàn)代壓水堆核電廠的負荷變化也可通過改變硼質(zhì)量分數(shù)實現(xiàn)。若功率調(diào)節(jié)頻繁，將會造成數(shù)量可觀的硼水排放。反應性控制

系統(tǒng)設計依據(jù)容積控制

化容系統(tǒng)補償核電廠從冷態(tài)到熱態(tài)零功率啟動過程或從熱態(tài)零功率到冷停堆過程中按允許升溫或降溫速率運行所引起的一回路水體積的變化。在正常的變功率運行過程中，該系統(tǒng)維持穩(wěn)壓器的程序水位。對于較快的負荷變化，如每分鐘

5％額定功率的線性功率變化，或＋10％額定功率的功率階躍改變，化容系統(tǒng)與穩(wěn)壓器共同承擔容積補償。一般說來，化容系統(tǒng)分擔上述過程中容積變化的30％

40％。對于一回路小的泄漏，由化容系統(tǒng)提供足夠的補給水。①放射性水平的控制

冷卻劑的放射性來自：水及其中雜質(zhì)的活化；裂變產(chǎn)物的釋放；腐蝕產(chǎn)物的活化；化學添加物的活化。

水活化產(chǎn)物中最重要的是16N，其

射線很強，是決定一回路系統(tǒng)二次屏蔽設計的主要因素。但16N半衰期極短，一般不列入冷卻劑總放射性。事實上，冷卻劑放射性絕大部分來自裂變產(chǎn)物，小部分來自腐蝕產(chǎn)物活化產(chǎn)物。有些核電廠對冷卻劑總放射性指標作出規(guī)定，一般為4

l04Bq／L

4

l05Bq／L。此指標完全由燃料包殼破損率和冷卻劑凈化系統(tǒng)的效率所決定。水質(zhì)控制①放射性水平的控制（續(xù)1）

裂變產(chǎn)物向冷卻劑的釋放速度是以逃逸系數(shù)來衡量的，定義為單位時間內(nèi)裂變核由燃料包殼缺陷釋放出來的份額，單位為s-1。實驗證明，裂變產(chǎn)物的釋放速度正比于它在燃料中的累積量，對一定的核素可以列出如下兩個方程：

式中，Nf、NL分別為燃料和冷卻劑中的核素數(shù)目。F為裂變率，Y為裂變產(chǎn)額，

為衰變常數(shù)，kd為核素在冷卻劑中的減少率(核素在離子交換樹脂上的吸附，在設備表面的沉積泄漏等)，

為逃逸率系數(shù)。①放射性水平的控制（續(xù)2）冷卻劑中裂變產(chǎn)物的放射性大小取決于三個因素：裂變產(chǎn)物逃逸率；核素衰變；凈化作用、裂變產(chǎn)物沉積等原因造成的裂變產(chǎn)物損失。對于一座典型的1000MW級壓水堆核電廠，在冷卻劑中各種裂變產(chǎn)物和活化腐蝕產(chǎn)物的放射性中，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。進入一回路冷卻劑的放射性惰性氣體每年大約有數(shù)千萬GBq，絕大部分是Kr、Xe等短壽命的同位素，它們在運行過程中自行衰變，排出堆外后很快就消失，需作凈化處理的僅占很小一部分。

化容系統(tǒng)的設計應能有效地去除上述放射性物質(zhì)，在設計規(guī)定的燃料包殼破損情況下(例如0.5％)，保持冷卻劑低于規(guī)定的放射性水平。②水質(zhì)指標控制

水作為冷卻劑在一回路的高溫高壓和強輻射場中循環(huán)，它除了載熱和慢化中子外，還發(fā)生一系列反應，其中包括：水和其中雜質(zhì)的中子活化反應，水的輻射分解，水對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。這些過程都導致水質(zhì)惡化，回路中放射性增高以及結構材料損壞等不良后果。在這些過程中，腐蝕的問題尤為重要。除了引起結構材料破壞外，也是裂變產(chǎn)物釋放和腐蝕產(chǎn)物活化的根本原因。水的輻射分解只是由于輻射分解的氧會加劇腐蝕才被重視。至于水和其中雜質(zhì)的活化，其影響更為有限?？傊乐垢g是冷卻劑化學的中心任務。為此，一方面發(fā)展耐腐蝕的結構材料，另一方面應該嚴格控制冷卻劑的水質(zhì)。對于一個建成的核電廠，冷卻劑的質(zhì)量指標的確定是以防止材料腐蝕為基本出發(fā)點的。核電廠運行經(jīng)驗表明，嚴格控制水質(zhì)是保證核電廠安全運行的重要措施之一。對于壓水堆核電廠反應堆冷卻劑，應嚴格限制其氧、氯和氟等雜質(zhì)的質(zhì)量分數(shù)，將pH值控制在合適的范圍，同時對其中的pH值控制劑和總懸浮體含量確定一個限制指標。A.氧

水中游離氧的存在是造成金屬材料腐蝕的重要原因。

在無氧的高溫水中，不銹鋼表面將生成Fe3O4和

-Fe2O3型氧化物。它們構成了致密的氧化膜，保護金屬不被進一步氧化。相反，若水中存在游離氧，則生成

-Fe2O3型氧化物。它結構疏松，不具備保護作用。氧的存在還加劇不銹鋼氯離子應力腐蝕破壞。試驗表明，在氯離子質(zhì)量分數(shù)相同的條件下，加載試樣出現(xiàn)裂縫的時間與溶液中氧的質(zhì)量分數(shù)成反比。

當冷卻劑中游離氧的質(zhì)量分數(shù)低于0.1×l0-6時，可以避免氯離子引起的應力腐蝕發(fā)生。于是這個數(shù)值就成為冷卻劑中游離氧含量的上限值。B.氫

在輻射作用下，水發(fā)生分解生成H2、O2、H2O2以及多種自由基。

當游離氧已去除時，輻射分解的氧化產(chǎn)物就成為材料腐蝕所需氧的來源。若水中含有氫氣，則由于它和輻解氧的合成作用，能夠抑制水的輻射分解，從而抑制了金屬腐蝕。試驗表明，當每公斤冷卻劑中含有14ml氫氣時，才能有效地抑制水的輻射分解。實際核電廠運行中，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。

C.氯離子和氟離子

研究表明，不銹鋼應力腐蝕破壞的幾率正比于氯離子質(zhì)量分數(shù)和游離氧含量的乘積。當水中氧含量較高時，即使氯離子質(zhì)量分數(shù)低于1

10-6時，應力腐蝕破裂也會發(fā)生。在泡核沸騰條件下，氯離子可能在傳熱表面或結構縫隙處濃縮。從而增加發(fā)生應力腐蝕的機會。為防止發(fā)生應力腐蝕，除限制含氧量外。氯離子質(zhì)量分數(shù)也不宜超過0.1

10-6或0.15

l0-6。水中存在微量氟離子既能明顯加劇結合金的腐蝕和吸氫，又能與氧共同作用引起不銹鋼的應力腐蝕。在不發(fā)生沸騰的情況下，氟離子含量小于2

10-6的水對鋯合金已無危害?？紤]到在堆芯可能發(fā)生局部沸騰濃縮，目前壓水堆一回路水質(zhì)標準將氟含量規(guī)定在0.1

10-6以下。D.pH值及pH值控制劑

壓水堆一回路水浸潤表面材料主要是不銹鋼和鎳基合金；研究表明，對于不銹鋼和鎳基合金，水質(zhì)偏堿性會導致腐蝕加劇。試驗表明，當pH<11.3時，對鋯腐蝕速率無明顯影響，而當pH＞12時，腐蝕明顯加劇。pH值對腐蝕產(chǎn)物在回路中的遷移也有影響。

腐蝕產(chǎn)物遷移是由于回路中溫度不同引起腐蝕產(chǎn)物的溶解度不同，從而形成腐蝕產(chǎn)物在溶解度大的地方溶解，流到溶解度小的地方沉積下來的現(xiàn)象。對于亞鐵離子溶解度與pH值及溫度關系的研究表明，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，相應的最小溶解度溫度越低。此后，亞鐵離子的溶解度隨溫度升高而增加。這樣，在堿性溶液中，腐蝕產(chǎn)物從一回路較熱的地方溶解，轉(zhuǎn)移到溫度低的地方沉積下來。因此，冷卻劑保持較高的pH值，能使腐蝕產(chǎn)物從堆內(nèi)遷移至堆外。綜合上述因素，對于現(xiàn)行的壓水堆核電廠一回路結構材料，水質(zhì)偏堿性較好，以pH值為9.5

10.5為宜。

D.pH值及pH值控制劑（續(xù)）常用的pH值控制劑有兩種：氫氧化鋰和氫氧化銨。氫氧化鋰廣泛地被用作pH值控制劑。它的pH值控制能力強，中子吸收截面很低，不引進額外核素，其缺點是作為非揮發(fā)性堿，局部濃縮會造成苛性腐蝕，其原料用99.9％的73Li價格貴。

俄羅斯的壓水堆核電廠用氫氧化銨作為pH值控制劑。氫氧化銨作為揮發(fā)性堿，不會因局部濃縮而造成苛性腐蝕。不產(chǎn)生感生放射性，價格低廉。氫氧化銨作為pH控制劑的缺點是達到最佳pH值添加量大，另外在輻照作用下分解成氮和氫，不僅增加了用量，還因冷卻劑中氮的增加會給運行帶來一些麻煩。E.電導率

電導率是水中離子總質(zhì)量分數(shù)的一個指標，單位為

S/cm，水越純凈，電導率越低。

電導率是水純度的一個度量標準。壓水堆一回路冷卻劑中加入硼酸和PH值控制劑后，電導率已不能有效地反映冷卻劑的純度，而只能規(guī)定一個允許范圍，具體取值大小取決于硼酸和PH值控制劑的添加量。通常電導率范圍為l

S/cm

40

S/cm?；菹到y(tǒng)簡圖

系統(tǒng)設備布置

本系統(tǒng)下泄流的高溫高壓部分，即從一回路系統(tǒng)冷段下泄支管經(jīng)下泄隔離閥、再生熱交換器到節(jié)流孔板出口的設備及管線，以及過剩下泄熱交換器及其管道閥門都布置在安全殼內(nèi)。其它部分設備及管線布置在核輔助廠房和連接廠房。系統(tǒng)的高壓部分之所以布置在安全殼內(nèi)是由于高壓設備及管線泄漏和破損的幾率較大，萬一發(fā)生泄漏，放射性物質(zhì)仍在安全殼內(nèi)；在布置上還考慮到下泄流在安全殼內(nèi)經(jīng)過一段流程，以保證在最大下泄流時。下泄的反應堆冷卻劑在安全殼內(nèi)滯留一段時間再穿過安全殼，使半衰期短的放射性物質(zhì)(16N)衰變掉，而不會帶到核輔助廠房，從而降低核輔助廠房的放射性水平。在核輔助廠房，根據(jù)劑量分區(qū)原則，劑量水平較高的設備，如過濾器、除離子床集中布置在除離子床及過濾器隔間，有很厚的水泥墻防護。相應的閥門也采用穿墻穿地板的機構以防射線對人體的危害。三臺上充泵平行布置，中間用隔墻隔離。容積控制箱安放在高出上充泵5m的樓層上。其他設備如下泄熱交換器、軸封水熱交換器等布置在上充泵周圍。作為離心上充泵的備用泵；主系統(tǒng)試壓用。截止閥閘閥波紋管閥引漏閥球閥隔膜閥針形閥節(jié)流閥調(diào)節(jié)閥角閥三通閥碟閥底閥安塞減壓閥氣動閥（失效開）氣動閥（失效關）止回閥彈簧式卸壓閥光導式卸壓閥帶法蘭閥自力式調(diào)節(jié)閥自力式調(diào)節(jié)閥自力式調(diào)節(jié)閥鎖開閥鎖關閥電磁閥（失電開）電磁閥（失電關）閥常開閥常關其余系統(tǒng)閥列管式熱交換器U型管式熱交換器往復泵離心泵常用圖例匯編(1)

下泄系統(tǒng)

包括正常下泄、過剩下泄，水質(zhì)凈化也由該系統(tǒng)承擔。電站正常穩(wěn)態(tài)運行時，從一回路系統(tǒng)冷端引出的下泄流大約13.6t/h，經(jīng)過隔離閥進入再生熱交換器殼側，被上充泵出口來的上充流(管側)冷卻到140℃，上充流被加熱到266℃。下泄流從再生熱交換器出來后，經(jīng)過三組并聯(lián)的降壓孔板(正常時一組運行)，使壓力由15.5MPa降到2.4MPa。下泄流繼續(xù)經(jīng)安全殼貫穿件進入核輔助廠房的下泄熱交換器管側，由殼側的設備冷卻水冷到46℃，再經(jīng)下泄控制閥減壓后進入樹脂凈化床前過濾器，濾去冷卻劑中尺寸大于5μm的團體腐蝕產(chǎn)物后進入凈化回路。在停堆冷卻系統(tǒng)運行期間，一回路處于低溫低壓狀態(tài)。這時從停堆冷卻系統(tǒng)熱交換器出口的一部分冷卻劑從節(jié)流孔板下游進入下泄熱交換器，經(jīng)一次降溫降壓后進入凈化回路。系統(tǒng)流程(2)凈化回路從床前過濾器來的冷卻劑經(jīng)三通閥進入兩臺并聯(lián)的混合除離子床中的一臺，除去離子狀態(tài)的大多數(shù)裂變產(chǎn)物和腐蝕產(chǎn)物，然后進入到間斷運行的陽床除鹽器除去銫和鋰，使水質(zhì)得到凈化。從除鹽器出來的下泄流經(jīng)過濾器濾去破碎的樹脂后進入容控箱。在除鹽器前設置了三通閥，由下泄熱交換器出口下泄流的溫度來控制。當溫度高于57℃時，為防止樹脂因高溫失效，三通閥自動切換，使下泄流不經(jīng)過除鹽器而由旁路管直接進入后過濾器。(3)上充回路

下泄流進入容控箱噴霧管，經(jīng)噴頭噴出、霧化，釋放出一部分氣體裂變產(chǎn)物．由氫氣或氮氣捎帶排往廢氣處理系統(tǒng)。容控箱的下部空間存放經(jīng)凈化和清除裂變氣體的冷卻劑，它作為上充泵的貯水箱，給三臺上充泵提供水源。上充泵把水壓提高至17.7MPa，一路經(jīng)上充流量調(diào)節(jié)閥、再生式熱交換器管側進入主系統(tǒng)。另一路則由軸封水流量調(diào)節(jié)閥進入軸封水回路。(4)軸封水、軸封回流及過剩下泄回路

軸封水流經(jīng)兩臺并聯(lián)運行的過濾器中的一臺，除去尺寸大于5μm的固體雜物后進入主泵軸封。軸封水一部分順泵軸朝下冷卻主泵軸承后進入一回路系統(tǒng)；另一部分則朝上，經(jīng)過軸封配合面流出主泵作為軸封回流。軸封回流由軸封回流過濾器除去固體顆粒后進入軸封回流熱交換器，經(jīng)冷卻后返回上充泵入口。一回路系統(tǒng)還有另一條下泄通道

過剩下泄通道。當正常下泄通道不能運行時，投入過剩下泄，使從主泵軸封注入的水得以疏出，維持主系統(tǒng)的總水量不變。過剩下泄通道是從一回路系統(tǒng)蒸汽發(fā)生器下游引出一股下泄流，經(jīng)過剩下泄熱交換器冷卻后和軸封回流匯合，一同返回上充泵入口，也可以導向排氣疏水系統(tǒng)。過剩下泄流量等于主泵密封水進入一回路的流量。(1)正常運行

穩(wěn)態(tài)滿功率運行時，上充與下泄流量由主系統(tǒng)的正常凈化流量及主泵軸封水流量決定。正常運行時，由穩(wěn)壓器液位自動控制上充流量，使穩(wěn)壓器液位符合規(guī)定的液位-功率整定曲線。補給水系統(tǒng)整定在“自動”位置，按照容控箱液位進行自動補給。根據(jù)堆芯運行壽期，調(diào)整冷卻劑的硼濃度，以補償堆芯燃耗。在運行中定期取樣分析水質(zhì)，并采取相應措施，調(diào)整補給水與硼酸的配比，加強凈化、添加氫、除鋰等。長時間升、降功率時，根據(jù)需要調(diào)節(jié)硼濃度。

系統(tǒng)運行方式(2)啟動

啟動時，用補給水系統(tǒng)將補給水和硼酸溶液配制成所需硼濃度，向主系統(tǒng)充水，然后用上充泵建立壓力。當主系統(tǒng)壓力上升到主泵軸封所要求的壓力時，啟動主泵，添加聯(lián)氨除氧。同時穩(wěn)壓器的電加熱器投入，使冷卻劑升溫。當穩(wěn)壓器內(nèi)形成蒸汽空間并達到正常水位后，投入穩(wěn)壓器液位自動控制。然后在容控箱頂部建立氫氣空間。為此容控箱液位用手動控制，同時充入氫氣，并保持氫氣壓力在0.1-0.15MPa。在升溫過程中，應調(diào)節(jié)上充流量分配閥，使軸封注入水流量符合規(guī)定。(3)停堆

熱停堆：熱停堆時堆冷卻劑平均溫度維持在熱態(tài)零功率時的平均溫度。停堆后Xe的積累使停堆深度增加，此時如要迅速提高功率，需要進一步稀釋冷卻劑的硼濃度。冷停堆：停堆前，以最大下泄流量通過凈化床與容控箱，最大限度地凈化冷卻劑中的裂變產(chǎn)物與腐蝕產(chǎn)物。同時，容控箱中加強掃氣，降低冷卻劑中裂變氣體濃度?；瘜W補給分系統(tǒng)整定在“加硼”位置，使冷卻劑的硼濃度增加到冷停堆的硼濃度。停堆冷卻系統(tǒng)投入運行后，主泵陸續(xù)停止工作。此時上充泵對穩(wěn)壓器進行輔助噴淋，使穩(wěn)壓器進一步降溫。冷停堆時，由停堆冷卻系統(tǒng)引出一部分冷卻劑，并經(jīng)過凈化床繼續(xù)凈化。(4)事故運行

失水事故(LOCA)

發(fā)生失水事故時，穩(wěn)壓器液位信號使上充流量增加；當穩(wěn)壓器到達低限液位時，切斷下泄流。安注信號同時觸發(fā)本系統(tǒng)對應系統(tǒng)進行緊急硼化。全廠斷電事故(SBO)

發(fā)生全廠斷電事故時，應急柴油發(fā)電機組供電給上充泵使它重新投入運行。2、硼和水補給系統(tǒng)

硼和水補給系統(tǒng)是化學和容積控制系統(tǒng)的支持系統(tǒng)，為化學和容積控制系統(tǒng)主要功能的實現(xiàn)起保證作用。系統(tǒng)功能當化學和容積控制系統(tǒng)進行容積控制時，為反應堆冷卻劑系統(tǒng)提供所需的除氣除鹽含硼水；當化學和容積控制系統(tǒng)進行化學控制時，制備和注入聯(lián)氨(N2H4)，氫氧化鋰(LiOH)等化學藥劑；當化學和容積控制系統(tǒng)進行中子毒物控制時，提供濃硼酸溶液或除氣除鹽水。同時，硼和水補給系統(tǒng)還有多項輔助功能：為冷卻劑系統(tǒng)主泵的軸封提供清洗水，為主泵軸封蓄水管供水；提供穩(wěn)壓器卸壓箱的噴淋水；為反應堆換料水池和乏燃料水池的冷卻和處理系統(tǒng)的換料水箱提供含硼濃度2000mg/kg的初始充水和補水；為安全注射系統(tǒng)的硼注入箱提供含高濃度硼的初始充水和補水；在化學和容積控制系統(tǒng)掃氣時，向容積控制箱充水。

系統(tǒng)描述

硼和水補給系統(tǒng)原理圖分為：

補水回路，硼補充回路，硼酸配制回路和化學添加劑制備回路四個部分。(1)補水回路

為了向化學和容積控制系統(tǒng)提供除鹽水，有兩個容積各為300m3的水箱。系兩臺機組共用：正常運行時，一個箱對兩臺機組供水，另一箱則處于充水或備用狀態(tài)。一個水箱的容量（300m3）足以保證機組在壽期末(冷卻劑含硼量50mg/kg)從冷停堆狀態(tài)啟動至額定功率時冷卻劑稀釋所需的水量。水箱的水源來自硼回收系統(tǒng)，當初次充水或硼回收系統(tǒng)供水不足時，可由核島除鹽水分配系統(tǒng)經(jīng)輔助給水系統(tǒng)的除氧器除氣所供給。為避免箱內(nèi)除鹽除氧水與空氣接觸而氧化，水箱頂蓋采用浮頂式密封結構，每個水箱均配監(jiān)測水位、水溫的儀表。硼和水補給系統(tǒng)為每臺機組配有兩臺離心泵，向化學和容積控制系統(tǒng)供給除氣除鹽水，每臺泵的額定流量為27.2m3/h，最大流量可達31m3/h。(2)硼補充回路

4％硼濃度(7000mg/kg)的硼酸溶液儲存在三個貯存箱內(nèi)，其中一個儲存箱為兩臺機組共用；另外兩個儲存箱則每臺機組各用一個：這種硼酸溶液來自硼回收系統(tǒng)或由硼酸溶液配制回路提供。兩個硼酸儲存箱的有效容積為81m3，兩個箱的總容量可同時保證一個機組在壽期初冷停堆要求的硼酸溶液(32.64m3)和另一個機組在壽期末換料冷停堆所要求的硼酸溶液(91.97m3)。三個儲存箱都充有氮氣。充注壓力在(0.12-0.17)MPa之間。每臺機組有兩臺硼酸泵，向化學和容積控制系統(tǒng)提供硼酸，正常流量為16.6m3/h，該泵除正常電源外，還有柴油發(fā)電機應急備用電源。(3)硼酸配制回路

4％和12％濃度的硼酸溶液是在兩個機組共用的硼酸溶液配制箱中配制的。配制時將結晶狀的硼酸同來自核島除鹽水分配系統(tǒng)的除鹽而未除氧的水相混合。硼酸在水中的溶解是隨溫度的增加而增大的。所以，為了配制和儲存4％和12％的溶液，必須將水和溶液加熱到對應的溶解溫度：硼酸配制箱裝有電加熱器和攪拌器，在可能容納12％硼酸溶液的所有管道、閥門、部件與儀表接管都用硼加熱系統(tǒng)進行電加熱跟蹤和保溫，以防硼酸析出。容納4％硼酸溶液的管線僅進行熱跟蹤和保溫。（4）化學添加劑制備回路

在反應堆冷卻劑系統(tǒng)啟動和運行過程中，需要通過化學和容積控制系統(tǒng)添加聯(lián)氨以除氧，或加入氫氧化鋰以調(diào)節(jié)冷卻劑的pH值，為此，硼和水補給系統(tǒng)中每臺機組各有一個化學物添加箱，其容積為20l。需添加化學藥物時，將化學藥物倒入添加箱內(nèi)，然后用硼和水補給系統(tǒng)的除鹽除氧水沖到上充泵入口。由上充泵充注到冷卻劑系統(tǒng)中。系統(tǒng)的運行

在反應堆啟動之前，硼和水補給系統(tǒng)就已經(jīng)處于備用狀態(tài)：一臺除鹽水泵和一臺硼酸泵選擇在“自動”方式，需接收到補給命令時才運轉(zhuǎn)，另一臺除鹽水泵和一臺硼酸泵處于“手動”方式。有五種正常補給的操作方式，即：慢稀釋、快稀釋、硼化、自動補給和手動補給。稀釋：為了降低一回路的硼濃度，以便增加正反應性，將硼酸補給管線隔離，用等量的除鹽除氧水代替一回路水。如果將水補充到容控箱中，是慢稀釋；如果補水同時從容控箱上游和下游注入到冷卻劑系統(tǒng)，獲得盡可能快的響應，就是快稀釋方式。硼化方式：如果將除鹽除氧水管線隔離，而只讓7000mg/kg硼酸溶液注入到上充泵入口，以增加一回路硼濃度。自動補給方式：當容控箱水位低，要求補給與一回路冷卻劑相同濃度的硼水。而且補給的啟動和停止都由容控箱水位控制。手動補給方式在以下兩種情況下使用：為了提高容控箱水位以進行排氣操作；或為換料水箱補水和最初的充水。操縱員手動給定除鹽水和硼酸的流量和容積，由操縱員發(fā)出指令啟動，補給達到預定的容積時自動停止，或由操縱員停止。

3、設備冷卻水系統(tǒng)設備冷卻水系統(tǒng)是一個中間冷卻系統(tǒng)。在輸送放射性流體和海水（或江河水）組成的電廠最終熱阱之間提供一個可進行監(jiān)督的中間屏障，能有效地避免放射性流體與海水（江河水）之間相互泄漏。在核電廠正常運行、停堆或事故工況下，設備冷卻水系統(tǒng)從含有放射性流體的設備中導出熱量，并傳遞結最終熱阱。設備冷卻水系統(tǒng)原理圖

系統(tǒng)流程設備冷卻水系統(tǒng)由設備冷卻水泵、設備冷卻水熱交換器、波動箱、緩蝕劑添加箱及相應的管系、儀表等組成。系統(tǒng)運行時，設冷泵輸送設冷水，經(jīng)過熱交換器殼側，將熱量傳給管側的海水（或江河水），再流過需要冷卻的設備并返回設冷泵入口，構成了循環(huán)。設冷波動箱布置在系統(tǒng)最高位置，以便系統(tǒng)充水和放氣并提高設冷泵進口壓力，它還用于補償系統(tǒng)中設備冷卻水因溫度變化而引起的體積波動。本系統(tǒng)在反應堆正常運行、停堆及事故工況下，滿足一回路系統(tǒng)設備的冷卻要求，各設備熱負荷及冷卻水量應平衡估算。設備冷卻水符合除鹽水水質(zhì)要求，為了減少設備和管道的腐蝕，常向系統(tǒng)加入緩蝕劑。以前廣泛采用的是鉻酸鉀，但它是致癌物質(zhì)，排入廢液系統(tǒng)后又甚難處理?，F(xiàn)在已改為添加聯(lián)氨或其它化學物品。設備冷卻水系統(tǒng)流程簡圖1：設冷熱交換器；2：緩蝕劑添加箱，3：波動箱，4：設冷泵，5：安全設施熱交換器，6：其它冷卻對象設備冷卻水系統(tǒng)冷卻的設備安全殼內(nèi)

主泵（熱屏、電動制動器、下軸承、上軸承）、控制棒驅(qū)動機構、停堆冷卻泵、停堆冷卻換熱器、調(diào)節(jié)用空氣壓縮機、過剩下泄換熱器安全殼外

水池冷卻、蒸發(fā)器一、二次側取樣、一回路取樣、主泵軸封水的冷卻、非再生式換熱器；處理排放液的汽化器、處理一回路排放液的汽化器、處理一回路排放液的除氣器、處理氣體排放物的冷凝器、處理氣體排放物的壓縮機、蒸發(fā)器排污的冷凝器系統(tǒng)運行

主要考慮的是以下三種運行情況：反應堆功率運行時，排放的熱量實際上是常量，設備冷卻水系統(tǒng)的主要用戶是冷卻劑泵，非再生熱交換器和控制棒驅(qū)動機構。反應堆降溫時，要導出的熱量是變化的，最主要的是余熱排出系統(tǒng)的熱交換器。反應堆換料時，一回路水溫被維持在不高于60℃，要導出的熱量比反應堆降溫時要小得多。設備冷卻水系統(tǒng)需要的冷卻水流量在設備冷卻水系統(tǒng)運行時，必須定期檢測冷卻水有無放射性，以監(jiān)督有無一回路水泄漏到設備冷卻水系統(tǒng)；要注意保持膨脹箱內(nèi)的水位。設備冷卻水系統(tǒng)的冷卻由公用水系統(tǒng)來保證，公用水可取江河水或海水，或建水塔，視核電廠選址而定。熱功率(MW)需要的流量(m3/h)化容、余熱排出排放物水池其它總和功率運行11.6544210225986停堆后4小時運行6722302100624464、三廢處理系統(tǒng)放射性廢氣處理放射性廢液處理放射性固體廢物處理(1)廢氣的來源壓水堆核電站反應堆廠房與核輔助廠房排出的氣體有兩種：一種是廠房通風氣體，當廠房中的設備泄漏出放射性氣體而使空氣被污染，或壓力容器附近空氣被活化時，通風氣體就會帶有放射性；另一種是工藝廢氣，這種氣體來自一回路系統(tǒng)，含有較高濃度的放射性核素，因此必須嚴加控制，經(jīng)特殊處理后，再通過排風中心排放到大氣。同時，在正常運行時，安全殼應保持負壓，防止放射性氣體泄漏。工藝廢氣中，根據(jù)其氣體組成和放射性強弱又分成兩個不同的廢氣處理系統(tǒng)：高放含氫廢氣處理系統(tǒng)用來收集和處理從化容系統(tǒng)容控箱的排氣以及硼回系統(tǒng)脫氣塔中排出的氣體，這些氣體的含氧量極低，主要成分是氮氣和氫氣，但它們載帶了泄漏到一回路冷卻劑中的裂變氣體氪（Kr）、氙（Xe）和碘（I）等。在燃料元件包殼破損率較高時，這些氣體中氪、氙含量可能達到較高的水平，但總量不大，一般每年約幾千立方米。另一個是低放含氧廢氣系統(tǒng)，用來收集一回路設備注水時排出的氣體以及這些輔助系統(tǒng)以空氣覆蓋的水箱的通風和排出氣體，這類氣體可能含有放射性氣溶膠和裂變氣體。但比放射性水平較低，廢氣數(shù)量較大。一般每年有數(shù)萬立方米。放射性廢氣的處理(2)含氫廢氣的處理含氫廢氣處理子系統(tǒng)的廢氣來自含有一回路水的容器。反應堆停閉時：(1)反應堆冷卻劑在化容系統(tǒng)的容控箱內(nèi)將其所溶解的氣態(tài)裂變產(chǎn)物釋放出來；(2)正常運行時硼回收系統(tǒng)脫氣器內(nèi)有大量含氫廢氣；(3)此外還有卸壓箱等。這類含氫廢氣中含有氫、氮和裂變產(chǎn)物，其放射活性可能相當高，處理的方法是貯存，讓廢氣衰變到可以向環(huán)境排放的水平。整個系統(tǒng)在正壓下運行。含氫廢氣處理系統(tǒng)原理：首先將廢氣引入緩沖箱（罐），而后用壓縮機加壓至0.8MPa以限制其體積，送入衰變箱貯存，貯存箱設計容量在核電廠基本負荷運行時以衰變期為60d（天）來考慮；在負荷跟蹤運行情況下，以45d來考慮。系統(tǒng)設有兩臺互為備用的密封壓縮機，由一臺壓縮機把廢氣送入6個貯存箱中的—個貯存起來。待其冷卻，將凝結下來的廢液導入核島排氣和疏水系統(tǒng)。6個衰變貯存箱的配置方式為：1臺貯存箱在沖裝廢氣時，另1臺在作衰變貯存．而第3臺則在排放，其余3臺處于備用狀態(tài)；—旦廢氣量過多，可應急沖裝入3臺備用貯存箱中，對廢氣要進行定期檢測，達到允許值，經(jīng)減壓閥到排氣系統(tǒng)，經(jīng)碘過濾后經(jīng)煙囪排放。含氫廢氣處理子系統(tǒng)

氣態(tài)裂變產(chǎn)物的產(chǎn)額與半衰期核素85Kr85mKr87Kr88Kr133Xe133mXe135Xe138Xe半衰期10.7a4.48h76min2.77h5.29d2.19d15.6min17min產(chǎn)額(%)0.2931.32.493.576.590.161.85.45(3)含氧廢氣處理

含氧廢氣主要是機組啟動、一回路系統(tǒng)注水時的排放氣體。主要來源是盛放與空氣接觸的放射性液體的容器的通風排氣。如硼回收系統(tǒng)的中間儲存箱、除氣器與蒸發(fā)器、濃縮液和廢樹脂儲存箱、核取樣系統(tǒng)通風柜、一回路通風系統(tǒng)的排氣等。其主要成分為帶飽和水蒸汽的空氣，另外還含有少量放射性氣體。

含氧廢氣處理子系統(tǒng)由互為備用的兩臺排風機中的1臺使核島排氣和疏水系統(tǒng)集氣管處于負壓(4kPa)，經(jīng)放射活性監(jiān)測合格、碘過濾（活性炭碘吸附器）后，在煙囪中排放。含氧廢氣處理系統(tǒng)是連續(xù)運行的。

含氧廢氣處理子系統(tǒng)

(4)“近零排放”處理

前述廢氣處理后最終都將排放，故總會有一定量放射性氣體，如85Kr之類的長壽命放射性物質(zhì)排向大氣。為最大限度減少這類放射性物質(zhì)向大氣的排放，已提出了一種更為先進的“近零排放”處理方法（前兩者現(xiàn)正逐漸為最后一種方法所取代）?！敖闩欧拧碧幚硐到y(tǒng)由廢氣壓縮機、氫催化復合器、衰變箱等設備組成。運行時，一小股氫氣連續(xù)地通過容控箱，與反應堆冷卻劑脫出的氣體混合，排入廢氣系統(tǒng)壓縮機的吸入側的循環(huán)氮氣流中，經(jīng)壓縮進入催化復合器。在此處按一定比例加入氧氣，使之與氮氣流中的氫符合成水，冷凝后除去。剩余的氣體通過氣體衰變箱回到壓縮機的吸入側，如此完成一個循環(huán)。這樣不斷往復以至無須向環(huán)境排放任何廢氣，這就是“近零排放”的基本概念。一旦在役的衰變箱內(nèi)壓力達到限制值，進氣閥將自動關閉，停止進氣。另一臺備用的衰變箱投入使用。這樣，廢氣中的放射性氣體都保留在衰變箱或氮氣流中。廢氣中的大部分放射性氣體半衰期很短，經(jīng)12個月的衰變后即可達到平衡，只有像85Kr這樣的長壽命核素逐漸積累，估計反應堆運行40年后，廢氣系統(tǒng)集聚的放射性不會超過的一年運行結束時的2倍。此時系統(tǒng)中的放射性主要是85Kr，而85Kr的輻射又很弱，箱體和管道可提供足夠的屏蔽，因而廢氣系統(tǒng)85Kr的積聚不會對核電廠與周圍環(huán)境構成威脅。(1)放射性廢液的來源

由核島排氣和疏排水系統(tǒng)、硼回收系統(tǒng)收集的廢液，可分為下列4類：疏排水，它來源于與空氣接觸過的一回路冷卻劑排水和泄漏水，也就是被空氣污染了的除鹽水，污染的程度與機組的運行工況有關。一個1000MW壓水堆核電廠年排放量約4500ml。公用廢水，它包括取樣系統(tǒng)化學污染水、輔助設備引漏水、洗衣房廢水等。這些廢水放射性水平較低，但雜質(zhì)含量較大，年排放量約1000m3。地面排水，年排放量約9400m3?；瘜W廢液，年排放量約4100m3。放射性廢液的處理(2)廢液處理系統(tǒng)描述

放射性廢液處理系統(tǒng)大致包括貯存、監(jiān)測、去污處理、排放等步驟。疏排水回路：有4個相同的貯存箱，這些貯存箱設有一個再循環(huán)系統(tǒng)，可進行疏排水的混合、物理和放化特性的監(jiān)測以及增添化學添加劑。經(jīng)監(jiān)測的疏排水由1臺輸送泵送往由過濾器和蒸發(fā)器組成的去污設備，從疏排水中分離出凝結水后，含鹽類和懸浮物質(zhì)的濃縮液被導向固體廢物處理系統(tǒng)；而凝結水(蒸餾液)則輸送到監(jiān)測貯存箱，根據(jù)監(jiān)測結果，被排至硼回收系統(tǒng)的前置貯存箱、本系統(tǒng)的前置貯存箱(再循環(huán))、或經(jīng)廢液排放系統(tǒng)排入河流中。公用廢水、地面排水，化學廢液三個處理回路的原理相同，每個回路有兩個相同的前置貯存箱(一個進料，另一個處理)，一臺泵保證廢液再循環(huán)．并進行監(jiān)測后排放。大亞灣核電廠廢水處理方法化學物含量低放射性廢液（

1.85

104Bq/l）高放射性廢液（>1.85

104Bq/l）低過濾除離子床高過濾蒸發(fā)放射性廢液的處理

（1）放射性固體廢物的來源與種類

壓水堆核電站的放射性固體廢物主要來自：（1）化學和容積控制系統(tǒng)的廢樹脂、廢過濾器芯子和廢水處理蒸發(fā)殘渣的固化體，這部分固體廢物的數(shù)量不少，含137Cs、90Sr、60Co等長壽命核素，比活度也較高。最高可達幾Ci／kg；（2）某些活化了的堆內(nèi)構件、儀表、探頭和零件等；（3）放射性污染物，如沾污了的工具、衣物、防護用品、氣體過濾器芯子等，這些物品的放射水平不高，但數(shù)量較大。這些固體廢物可分為可燃性與不可燃性兩類。按《放射防護規(guī)定》，凡比活度大于3.7×103Bq/kg的固體廢物，都應按放射性固體廢物處理。放射性固體廢物的處理（2）放射性固體廢物的處理

處理固體廢物的方法有貯藏法、壓縮法、煅燒法、固化法（水泥固化、瀝青固化、聚乙烯固化、脲醛樹脂固化）、裝桶貯存等。放射性固體廢物處理系統(tǒng)，設置于核輔助廠房混凝土間內(nèi)，它收集各種固態(tài)廢物，經(jīng)壓實或裝桶，而后貯存或運送出廠。幾種主要放射性固體廢物的具體處理方法如下：廢樹脂的處理各種離子交換器的廢樹脂由水力送入貯存箱，貯存箱中充有氮氣，底部通過一臺定量箱排出樹脂入桶，除鹽水通過噴射器后送往核島排氣和疏排水系統(tǒng)。廢殘液的處理來自硼回收系統(tǒng)、廢液處理系統(tǒng)的各種濃縮廢液先排入除氣貯存箱中，貯存箱配有加熱和噴淋蒸汽裝置，維持50攝氏度的溫度，防止硼酸出現(xiàn)結晶，濃縮廢液通過定量箱、靠重力排入桶中。固體廢物的處理（表）方法基本工藝優(yōu)缺點貯藏法在核電廠內(nèi)建造貯藏庫，將固體廢物貯存其中處理費用比其它方法低廉壓縮法把可壓縮的固體廢物裝入桶、罐容器，用壓力機壓縮減容只限于可壓縮的固體廢物（如紙、破布、尼龍等）鍛燒法用鍛燒爐進行可燃固體廢物的處理減容比其它處理方法大，但是設施費用和運行費用高，還必須同時進行放射性廢氣處理固化法在水泥、瀝青中摻進廢物，裝在桶、罐容器中攪拌混合固化用于樹脂、淤渣、濃縮廢液的處置桶貯存法把固體廢物封裝在用鋼筋混凝土作內(nèi)殼體的桶、罐等容器中適于封裝用過的放射性同位素和其它高放固體廢物固體廢物處理系統(tǒng)圖工藝廢氣的產(chǎn)生主要來自：①硼回收系統(tǒng)脫氣裝置；②化容系統(tǒng)容控箱；③卸壓箱；④堆排水貯箱。主要方法：貯存衰變法、常溫活性炭延滯法；“近零排放”處理法（前兩者現(xiàn)正逐漸為最后一種方法所取代）小結放射性廢氣處理系統(tǒng)

放射性廢液處理系統(tǒng)

系統(tǒng)功能貯存、控制、監(jiān)測、處理和排放放射性廢液。廢液處理原則“近零排放”原則；低、中、高放射性分級處理原則。放射性廢液分類含氚廢液（工藝廢液）；不含氚廢液（非工藝廢液）

核電廠放射性固體廢物按其來源分為：①失效離子交換樹脂；②放射性廢水蒸發(fā)殘液；③失效過濾器芯；④其它固體廢物及零部件。需對這些廢物進行妥善處理與包裝，以適應運輸與長期貯存要求。

主要處理方法是固化技術（包括：水泥固化、瀝青固化、聚乙烯固化、脲醛樹脂固化等）。

固體廢物處理系統(tǒng)包括以下幾項內(nèi)容：①蒸殘液的固化包裝；廢樹脂及濾芯的裝桶包裝；其它固體廢物（如活化的堆內(nèi)零部件、放射性勞動防護用品、工具等）壓縮包裝。②固化后的廢物經(jīng)封裝后，用屏蔽車送往固體廢物永久貯存處。

對包裝成桶的核電廠固體廢物，應送至政府批準的埋葬場地，并在其后保持連續(xù)監(jiān)測。放射性固體處理系統(tǒng)

5、停堆冷卻系統(tǒng)（余熱排出系統(tǒng)）

停堆冷卻系統(tǒng)也可稱余熱排出系統(tǒng)，當二回路停用，由它保證下列情況下反應堆堆芯的冷卻：

當反應堆進入冷停閉的第二階段，由停堆冷卻系統(tǒng)導出堆芯的剩余發(fā)熱、水和一回路設備中的顯熱，以及運行的主泵給一回路水提供的熱量。該系統(tǒng)的設備布置于核輔助廠房與連接廠房。

停堆時，操縱控制棒(或硼)吸收掉大量的中子，中子通量密度迅速下降，核功率隨之消失，但是，裂變碎片及它的衰變物的不斷衰變，堆芯會產(chǎn)生剩余功率；由于這些放射性物質(zhì)的半衰期各不相同，在停堆以后剩余功率緩慢下降。從剩余功率變化圖中可以看出：滿功率運行時，核功率占93

，由裂變產(chǎn)物產(chǎn)生的功率為7

；停堆時，核功率下降到零，剩余功率下降緩慢，停堆后兩小時的值約為滿功率的1

，必須加以導出（停堆后第二階段）。系統(tǒng)功能

第一階段：堆芯余熱及冷卻劑顯熱通過SG，由二回路控制系統(tǒng)把產(chǎn)生的蒸汽向凝汽器旁路；若凝汽器真空破壞，則由釋放閥向大氣排放；第二階段：余熱排出系統(tǒng)與化容系統(tǒng)連接，保證下泄流量，余熱排出系統(tǒng)繼續(xù)完成冷卻，直至冷停閉狀態(tài)。反應堆剩余功率變化圖

系統(tǒng)功能（續(xù)）

反應堆停堆及裝卸料或維修時，導出燃料發(fā)出的余熱，將一回路水保持在冷態(tài)溫度(比如，低于60

C)。

堆芯換料后，把換料水池水排送回換料水箱；當主泵停止時，停堆冷卻系統(tǒng)可使一回路硼濃度均勻化，在電廠加熱升溫初期，控制一回路平均溫度。另外，由于和化學和容積控制系統(tǒng)相連，當一回路壓力過低冷卻劑難以通過高壓下泄孔板時，可排放和凈化一回路冷卻劑。

注：有些設計將停堆冷卻系統(tǒng)設計為兼容的，如Westinghouse設計，此時停冷系統(tǒng)吸水口不僅接一回路熱管段，而且與換料水箱及的坑相接，回水管道接一回路熱段與冷段（當然有閥控制開斷）。此時，電廠正常停運時執(zhí)行余熱排出功能，事故時作為低壓安注系統(tǒng)執(zhí)行專設安全功能。西屋公司設計的停堆冷卻系統(tǒng)廣東大亞灣核電廠的停堆冷卻系統(tǒng)簡介大亞灣核電廠的停堆冷卻（余熱排出）系統(tǒng)功能如下：

在停堆后第二階段排出堆芯與一回路熱量；

反應堆在冷停堆期間，進行換料或維修操作，排出堆內(nèi)余熱，維持一回路溫度低于60C；

在電廠加熱升溫初期，控制一回路平均溫度；

在換料操作后，將換料水從換料水池輸送至換料水箱。

系統(tǒng)簡介：系統(tǒng)由兩個獨立的系列組成，每一系列由一臺余熱排出泵（停堆冷卻泵）、一臺立式U形管管殼式換熱器及相應的管道、閥門與儀表組成。整個系統(tǒng)布置于安全殼內(nèi)。停堆冷卻系統(tǒng)（余熱排出系統(tǒng)）是一個與反應堆冷卻劑系統(tǒng)并聯(lián)的低壓回路。其入口接2環(huán)路（一回路）熱管段，冷卻劑經(jīng)停堆冷卻泵進入熱交換器，被殼側設冷水冷卻后，經(jīng)蓄壓箱注入管線進入1、3環(huán)路冷管段。

停冷系統(tǒng)入口有兩條并聯(lián)管線，每條管線上有兩個電動隔離閥串聯(lián)連接。這兩個電動隔離閥保證一回路與停冷系統(tǒng)間的隔離，它們的正常位置為關閉，可由柴油發(fā)電機安全母線供電。

停冷泵出口有兩個安全閥，開啟壓力分別是4.5MPa與3.9MPa。這兩個安全閥對停冷系統(tǒng)起超壓保護作用，在停冷系統(tǒng)投入運行期間對一回路提供超壓保護。兩臺熱交換器出口都分別設有流量調(diào)節(jié)閥，調(diào)節(jié)通過各臺熱交換器流量，控制一回路的冷卻速率。此外，還與兩臺熱交換器并聯(lián)設置了一條旁路管線，該管線上裝有旁路流量調(diào)節(jié)閥，它用來控制通過停冷系統(tǒng)的總流量，使停冷泵的流量維持恒定。在熱交換器出口聯(lián)管與兩臺停冷泵入口之間設有一條最小流量管線，管線上無閥門，允許一定流量通過，保護停冷泵，防止泵體過熱與喪失吸入流量。在通往1、3環(huán)路冷段的返回管線上，各設有一個電動隔離閥與一個止回閥，停冷系統(tǒng)的返回管線統(tǒng)蓄壓箱注入管線共用一段接管與一回路系統(tǒng)冷管段相連。在兩臺熱交換器出口的聯(lián)管上，還有一條通往化容系統(tǒng)下泄節(jié)流孔板下游的管線。在停冷系統(tǒng)運行期間，部分冷卻劑經(jīng)此管線進入化容系統(tǒng)。大亞灣核電廠的停堆冷卻系統(tǒng)系統(tǒng)運行在反應堆運行時，停堆冷卻系統(tǒng)是被隔離的。停堆冷卻系統(tǒng)被用于反應堆停堆冷卻的第二階段。因此，在反應堆冷卻開始時，反應堆能量由蒸汽發(fā)生器排出，所產(chǎn)生的蒸汽通過汽機旁路排入凝汽器或大氣(當凝汽器失效時)，壓力由穩(wěn)壓器調(diào)節(jié)，有一臺主泵在運行。由于反應堆冷卻速率的限值為28℃/h，約須4h，當一回路的最高溫度和壓力為180℃和3.1MPa時，停堆冷卻系統(tǒng)才能投入運行。（1）投運前的準備（1）投運前的準備（續(xù)）

投運時，停堆冷卻系統(tǒng)應處在與一回路同樣的壓力和溫度條件下，以防止設備(泵和熱交換器)受到熱沖擊或壓力的大瞬變，檢驗并確保水中硼濃度與一回路也應相一致，避免一回路硼濃度的“誤稀釋”。停堆冷卻系統(tǒng)的加壓操作可以借助于停堆冷卻系統(tǒng)與化學和容積控制系統(tǒng)的連結管路來實現(xiàn)，即打開低壓下泄管線間的管線。打開與化學和容積控制系統(tǒng)相連的調(diào)節(jié)閥，也將使停堆冷卻系統(tǒng)升溫，時間約需50min，這時停堆冷卻泵以零流量運行。加硼的平衡是按停堆冷卻系統(tǒng)內(nèi)水的容積約為16m3來計算。（2）正常運行

如果停堆冷卻系統(tǒng)投入條件（一回路冷卻劑平均溫度：160180C；壓力：2.42.8MPa之間）已準備好，即可投入運行冷卻一回路水。停堆冷卻系統(tǒng)的流量一般恒定在1000m3/h。冷卻速率為壓力容器和蒸汽發(fā)生器允許的最大降溫速度28℃/h，可以調(diào)節(jié)經(jīng)過熱交換器內(nèi)水的流量，來改變熱量導出速度。水溫的變化可見圖。在110℃時，停頓一下，以便調(diào)整回路流體特性，使蒸汽發(fā)生器處于濕保養(yǎng)狀態(tài)；當溫度下降到70℃時，操縱員可停下尚在運行的主泵；靠輔助噴淋對穩(wěn)壓器進行冷卻，其最大冷卻速率為55℃/h，當一回路壓力達到0.1MPa和溫度達到60℃時，操縱員可以開始一回路的排放，以便轉(zhuǎn)到換料冷停堆。在換料冷停堆期間，一回路溫度應保持不高于60℃，這時，只需停堆冷卻系統(tǒng)的一臺停堆冷卻泵和一臺停堆熱交換器運行。改善SG水的化學性質(zhì)，在一定溫度下注入化學添加劑，當獲得所需水量后，SG即進入濕保養(yǎng)狀態(tài)。（2）正常運行（續(xù)）

當反應堆要重新啟動、從冷停堆向次臨界熱停堆過渡時，在一回路充水和排氣之后。通過停堆冷卻系統(tǒng)與化學和容積控制系統(tǒng)的連接，及低壓擴張來調(diào)節(jié)壓力；在2.4MPa的情況下，主泵投入工作，以加熱一回路（3臺泵18kW），溫度上升速度低于28℃/h，由停堆冷卻系統(tǒng)加以調(diào)節(jié)；在再加熱過程中，停堆冷卻系統(tǒng)與一回路、停堆冷卻系統(tǒng)與化學和容積控制系統(tǒng)的連接管路是打開的，至少投入一臺停堆冷卻泵使獲得所需溫度，在此溫度下可以對一回路和二回路的水進行化學處理（在80℃和120℃之間）。接著，如果二回路能控制一回路的溫度，則可將停堆冷卻泵停運。停堆冷卻系統(tǒng)1保護停堆冷卻泵（3）退出運行

由于主泵工作，一回路加熱升溫，以及化學和容積控制系統(tǒng)低壓下泄閥的調(diào)節(jié)，一回路的溫度與壓力達到限制停堆冷卻系統(tǒng)工作的溫度(160180C

)與壓力(2.42.8MPa)之前，停堆冷卻泵停運，與一回路相隔離；在停堆冷卻系統(tǒng)停運之前，穩(wěn)壓器內(nèi)應已形成汽腔，安全閥組可用。

停堆冷卻時一回路溫度變化

停堆冷卻系統(tǒng)退出運行步驟圖

6、硼回收系統(tǒng)系統(tǒng)功能

接受來自一回路的放射性廢水，經(jīng)處理檢測將合格的核純級水和硼酸與水補給給系統(tǒng)復用；

接受來自化容系統(tǒng)的下泄流，直接除硼。系統(tǒng)組成

系統(tǒng)由凈化、硼水分離與除硼三部分組成。

凈化部分包括前置儲存、過濾除鹽與除氣三個工段，設置了兩個完全相同的系列各用于1臺機組，同時又可互為備用；

硼水分離部分包括3臺儲存箱、2套蒸發(fā)裝置、2個蒸餾液監(jiān)測箱與1臺濃縮液監(jiān)測箱，兩機組共用；

除硼部分有3臺除硼床，兩機組各用一臺，第三臺備用。系統(tǒng)流程

凈化

反應堆冷卻劑排出液收集在有密封氮氣覆蓋的前置儲存箱內(nèi)?？捎帽脭嚢枰后w，防止懸浮固體在箱底沉積。前置儲存箱內(nèi)廢水達到一定量時除氣裝置啟動，由泵將箱內(nèi)液體經(jīng)過濾除鹽后送入除氣裝置。氫氣與放射性裂變氣體等不凝氣體送往含氫廢氣處理系統(tǒng)。除過氣的廢水由泵送往中間儲存箱。

硼水分離

中間儲存箱內(nèi)液體由泵再循環(huán)，攪拌均勻后取樣分析，箱內(nèi)氣空間與含氧廢氣系統(tǒng)相連并保持負壓。由泵將箱內(nèi)液體送往蒸發(fā)裝置，產(chǎn)