5辅助系统及材料资料.ppt

Nuclear Fuel Assembly Fuel Pellet 100MW 压水堆燃料处理流程图1 流程图2 流程图3 快中子堆燃料处理流程 三 慢化剂 由热中子引起裂变锥式反应的反应堆称为热中于堆。由于核燃料的热中子裂变截面大，因而热中子堆的核燃料装量比快中子堆少，而且快堆技术难度大，所以到目前为止绝大多数反应堆都是热中子反应堆。 然而，在核裂变时所放出的中子能量很高，速度很大，所以要用慢化剂(又叫减速剂)使这些中子的速度迅速减小。慢化剂必须具有中子吸收截面小，慢化中子的能力强，同时与活性区内其他部件不起化学作用，并能经受得起大量中子和强射线的长期辐照等特点。 重水、普通水、石墨和铍等几种物质均可用来作为中子慢化剂，具体如何选用，要根据不同的堆型而定。 四 冷却剂 冷却剂通过活性区，在反应堆冷却剂一回路系统循环流动，不断地将堆内的热量带出来，通过热交换器散热，使堆芯得到冷却，保持一定的工作温度。如果是动力堆，带出来的热量可用于发电或作其他用途。 冷却剂必须具有吸收中子少，导热性能好，对结构材料腐蚀性小等特性。 可用作热中于堆冷却剂的物质有：重水、普通水、二氧化碳气体、氦气等。 熔融的金属钠和钠钾合金，是快中于堆常用的载热剂。它们的导热性能很好，但是操作设备复杂，与水和空气接触时会引起燃烧和爆炸等，这是它们的缺点，所以要特别注意安全。 * * * * 依据 1年 负载因数80% 复 习 第二节 第一回路辅助系统 1 化学和容积控制系统 2 反应堆硼和水补给系统 3 余热排出系统 4 设备冷却水系统 5 重要厂用水系统 6 反应堆换料水池和乏燃料池冷却和处理系统 7 废物处理系统 8 核岛通风空调及空气净化 1 化学和容积控制系统 一、 系统的功能 (1)通过改变反应堆冷却剂的硼质量分数，对堆芯进行反应性控制。 (2)维持稳压器的水位，控制一回路系统的水容量； (3)对反应堆冷却剂的水质进行化学控制和净化，减少反应堆冷却剂对设备的腐蚀，控制反应堆冷却剂中裂变产物和腐蚀产物的含量，降低反应堆冷却剂的放射性水平； (4)向反应堆冷却剂系提供轴封水； (5)为反应堆冷却剂系统提供充水和水压试验手段； (6)对于上充泵兼作高压安注泵的化容系统，事故时用上充泵向堆芯注入应急冷却水。 2 反应堆硼和水补给系统（堆排水处理复用系统） 一、系统功能 (1)为一回路系统提供除气除盐含硼水，辅助化容系统实现容积控制； (2)为进行水质的化学控制提供化学药品添加设备； (3)为改变反应堆冷却剂硼质量分数，向化容系统提供硼酸和除气除盐水； (4)为换料水储存箱、安注系统的硼注入罐提供硼酸水和补水，为稳压器卸压箱提供喷淋冷却水，为主泵轴封蓄水管供水。 2 反应堆硼和水补给系统 二、系统组成 它主要由水补给、硼酸制备及补给和化学添加三个子系统组成。 大亚湾核电厂的硼和水补给系统示意图，该系统为两台机组共用。 硼和水补给系统图 3 余热排出系统 余热排出系统又叫做停堆冷却系统。一座以一定功率水平运行了一段时间的反应堆，在它停闭以后，由裂变碎片和中子俘获产物的衰变所产生的衰变功率将缓慢下降，并长时间地持续下去。因而，在《核电厂设计安全规定》明确要求，核电厂必须设置一个用来排出堆芯余热的系统。功能是： (1)在停堆后第二阶段，排出堆芯和一回路热量； (2)反应堆在冷停期间，进行换料或维修操作时，排出堆内余热，维持一回路温度低于60℃； (3)在电厂加热升温初期，控制一回路平均温度； 3 余热排出系统 二、系统组成： 下面是大亚湾核电厂的余热排出系统流程图： 该系统由两个独立的系列组成，每个系列由一台余热排出泵、一台立式U形管管壳式热交换器及相应的管道、阀门和仪表组成。整个系统布置在安全壳内。 余热排出系统是一个与反应堆冷却剂系统并联的低压回路，其入口接二环路热管段．冷却剂经余热排出泵进入热交换器，被壳侧的设备冷却水治却后，经蓄压箱注入管线进入1、3环路冷管段。 大亚湾核电厂的余热排出系统流程图 4 设备冷却水系统 一、系统的功能 设备冷却水系统是一个封闭的冷却水回路，也是一个把热量从具有放射性介质的系统传输到外界环境的中间冷却系统。其功能如下： (1)为核岛内需要冷却的带放射性的介质设备提供冷却。 (2)作为中间冷却回路，通过重要厂用水系统将热量传送给海水。在核岛各冷却对象与海水之间，形成一道阻止放射性物质进入海水的屏障。 (3)设备冷却水系统不仅在电厂正常运行的各种工况用来从核岛系统除热，而且在事故工况下作为专设安全设施的支持系统，将热量经重要厂用水系统排入环境。 5 重要厂用水系统 一、系统的功能： 重要厂用水系统的主要作用是冷却 设备冷却水，将设备冷却水系统传输给的热量排人海水，此系统又称为重要生水系