XXXX年注册核安全工程师-综合知识-第三章XXXX.pptx
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核安全综合知识,注册核安全工程师考试复习2013年7月周志伟电话:
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核安全综合知识,第三章核反应堆与核动力厂复习内容:
第一节核反应堆的主要类型一、按照功能分类二、按照中子能谱分类三、按照慢化剂分类四、按照冷却剂分类五、按照核燃料分类第二节压水堆核电厂一、压水堆的基本特点二、压水堆反应堆本体三、一回路系统及其主要设备四、安全壳五、一回路辅助系统六、二回路系统,核安全综合知识,第三章核反应堆与核动力厂复习内容:
第三节核动力厂使用的其他核反应堆堆型一、沸水堆二、重水堆三、高温气冷堆(HTGR)四、快中子堆第四节新型压水反应堆一、新型压水反应堆的提出二、AP1000压水堆核电厂三、欧洲压水反应堆(EPR)核动力厂,核安全综合知识,第三章核反应堆与核动力厂复习内容:
第五节研究堆一、概述二、研究堆的基本特点和应用领域三、我国建造的典型研究堆四、世界几座典型高通量研究堆第六节反应堆及核动力装置的功率控制一、缓发中子的作用二、核反应堆功率控制原理三、核动力厂功率控制系统四、核反应堆的仪表控制系统,核安全综合知识,第三章核反应堆与核动力厂复习内容:
第七节核反应堆保护系统一、保护系统的功能二、保护系统的安全准则三、保护系统的实现,核安全综合知识,第一节核反应堆的主要类型知识要点:
反应堆的分类:
动力堆:
PWR、BWR、HTGR、FBR生产堆研究堆轻水堆、重水堆、气冷堆、液态金属冷却反应堆热堆、中能中子堆、快堆轻水堆、重水堆、石墨堆压力壳堆、压力管堆、池式堆,核安全综合知识,一、按照功能分类
(1)研究用反应堆,用来研究中子特性,进而对物理学、生物学、辐照防护学以及材料学等方面进行研究;
(2)生产堆,主要是生产新的易裂变核素233U,239Pu和各种不同用途的同位素;(3)动力堆,包括军用动力堆和民用动力堆。
二、按照中子能谱分类按引起裂变反应的中子能量可将核反应堆分为快中子堆、中能中子堆和热中子堆。
快中子堆中,裂变是由快中子(平均能量达0.1MeV左右)引起的,因此堆内不能存有中子慢化剂材料。
中能中子堆中存有一定数量的慢化剂,裂变主要是由中能中子引起的。
在快中子堆或中能中子堆中,堆内都必须使用高富集度的核燃料。
热中子堆中裂变是由热中子引起的,因此堆内必须有足够的慢化剂。
天然铀、低富集铀燃料、233U、239Pu都可用作热中子堆的核燃料。
世界上已建的堆绝大多数属于这种类型。
核安全综合知识,三、按照慢化剂分类核反应堆内的慢化剂是使中子减速而从快中子变为热中子的物质。
慢化剂对热中子堆的物理性能有显著影响,所以常常按照采用慢化剂的种类来进行反应堆的分类,如:
轻水堆重水堆石墨慢化反应堆铍或铍化合物堆,核安全综合知识,三、按照慢化剂分类现在大量建造的压水堆、沸水堆,都是用轻水(H2O)作为慢化剂。
轻水中所含氢的原子核是慢化能力最强的原子核。
轻水作慢化剂的反应堆,其单位体积可产生的发热功率(功率密度)很高,特别适用于核动力舰船。
但是轻水作为慢化剂的反应堆也有一些局限:
1)为了提高反应堆的热效率,要求冷却剂同时也是慢化剂的轻水(H2O),必须运行在高温条件下。
因为一定压力下轻水达到饱和温度以后就要开始沸腾,所以要提高冷却剂温度就必须提高堆芯的压力。
2)轻水慢化剂本身具有较强的热中子吸收,这导致轻水堆无法采用天然铀,而必须采用一定富集度的低富集铀作核燃料。
3)轻水在中子照射下还会产生放射性,增加了堆屏蔽防护的要求。
核安全综合知识,四、按照冷却剂分类核反应堆的热工水力学性质主要取决于选用的冷却剂,所以从核反应堆热工水力学的角度常常按照冷却剂来划分核反应堆的类型。
按冷却剂种类可以分为气冷堆、液体冷却堆和液态金属冷却堆。
气冷反应堆包括CO2冷却和He气冷却反应堆;液体冷却反应堆主要包括轻水冷却的压水堆和沸水堆,以及重水冷却的重水反应堆,还可以用有机化合物冷却的液体冷却堆;液态金属冷却的反应堆主要有钠、钠-钾合金、铋冷、锂冷、铅铋合金等冷却的反应堆。
核安全综合知识,五、按照核燃料分类按照核燃料中235U等易裂变核素的加浓程度即富集度进行分类:
天然铀燃料堆低富集铀燃料堆高富集铀燃料堆钍增殖堆按照核燃料的形态划分:
固体燃料堆流态燃料堆半流态燃料堆等。
核安全综合知识,第一节核反应堆的主要类型核反应堆的分类都不是绝对的,有时为了某种需要而从一个特定角度加以区分。
按照核反应堆的运行参数分类按压力分:
高压堆、中压堆、低压堆;按温度分:
高温堆、低温堆;按照核反应堆的结构形式划分为:
压力壳式堆、压力管式堆;无论从怎样的角度划分,都是为了有助于从不同侧面了解各种类型核反应堆。
表3-1、-2给出了各种典型反应堆的基本特征和设计参数,核安全综合知识,第二节、压水堆核电厂一、压水堆的基本特点压水堆(PWR)最初是美国为核潜艇设计的一种热中子堆堆型。
美国Nautilus压水堆核潜艇于1955年4月17日下水,陆上希平港(Shippingport)压水堆核电厂于1957年12月投入运行。
经过几十年的努力,这种堆型得到了很大的发展,通过一系列的重大改进,已经成为技术上成熟的一种堆型。
在2011年底世界上运行的435座机组中有265座是压水堆,占60%以上。
压水堆核电厂采用低富集铀作核燃料,燃料芯块中235U的富集度约3%5%左右。
核燃料是高温烧结的圆柱形二氧化铀陶瓷燃料芯块;,核安全综合知识,一、压水堆的基本特点柱状燃料芯块被封装在细长的锆合金包壳管中构成燃料元件,这些燃料元件以矩形点阵排列为燃料组件。
一、二百个燃料组件拼装成压水堆的堆芯。
堆芯宏观上为圆柱形。
压水堆的冷却剂是轻水。
轻水不仅价格便宜,而且具有优良的热传输性能。
所以在压水堆中,轻水不仅作为中子的慢化剂,同时也用作冷却剂。
轻水有一个明显的缺点,就是沸点低。
要使热力系统有较高的热能转换效率,核反应堆应有高的堆芯出口温度参数,必须增加冷却剂的系统压力使其处于液相状态。
压水堆是一种使冷却剂处于高压状态的轻水堆。
压水堆冷却剂入口水温一般在290左右,出口水温330左右,堆内压力15.5MPa。
核安全综合知识,一、压水堆的基本特点图3-1压水堆的热力系统示意图,核安全综合知识,一、压水堆的基本特点压水堆核电厂最显著的特点是:
结构紧凑堆芯的功率密度大基建费用低建设周期短。
压水堆核电厂的主要缺点有两个:
第一,必须采用高压的压力容器第二,必须采用有一定富集度的核燃料,核安全综合知识,一、压水堆的基本特点压水堆发展得最快,还有下列历史上的原因:
(1)压水堆的发展有军用堆的基础
(2)工业上有使用轻水的长期经验(3)核工业的发展为压水堆所需要的浓缩铀准备了条件(4)压水堆技术上已成熟压水堆核电机组一直是核能产业最安全堆型之一,它已经成为一种成熟的堆型,一直吸引着越来越多的用户,是核动力市场上最畅销的“商品”。
目前,压水堆核电厂的燃料组件、压力容器、主循环泵、稳压器、蒸汽发生器、汽轮发电机组的设计,正向标准化、系列化的方向发展。
压水堆核电厂的研究开发工作,主要是为了进一步提高其安全性和经济性。
核安全综合知识,二、压水堆反应堆本体压水堆核电厂主要由核岛和常规岛组成。
核岛中的四大部件是反应堆本体、蒸汽发生器(简称蒸发器)、稳压器和主泵。
在核岛中的设备系统主要有压水堆本体、一回路系统,以及为支持一回路系统正常运行和保证反应堆安全而设置的辅助系统。
常规岛主要包括汽轮机组及二回路等系统,其形式与常规火电厂类似。
压水堆本体包括堆芯、压力容器与堆内构件。
核安全综合知识,1核燃料组件和堆芯核动力厂的核心部分是反应堆,由它提供发电所需要的全部热能。
压水堆核电厂使用的反应堆本体由堆芯、压力容器、上部堆内构件和下部堆内构件等部分组成堆芯又称为活性区,位于反应堆压力容器中心偏下的位置。
核安全综合知识,1核燃料组件和堆芯燃料组件由燃料元件(也称燃料棒)、定位格架和组件骨架等部件组成。
大亚湾核电厂压水堆的燃料组件通常1717正方形排列的燃料元件组成。
其燃料元件活性区部分的高度目前主要有3.66m(12英尺)。
在3.66m活芯区高度的每根燃料元件中装有271块二氧化铀燃料芯块,每个燃料芯块直径约8.2mm,高13.5mm。
燃料芯块的区域称为活性区。
燃料芯块叠放在壁厚0.57mm的Zr-4合金包壳中。
Zr作燃料包壳的优点:
(1)中子吸收截面小;
(2)在高温下有较高的机械强度和抗腐蚀性能;(3)只有少量氚穿过Zr管;(4)正常运行时,与水不发生反应;(5)熔点高(1800)。
Zr作燃料包壳的主要缺点是在820下锆与水开始发生锆水反应产生氢气,会带来安全问题。
核安全综合知识,1核燃料组件和堆芯燃料包壳与芯块之间有0.17mm的间隙,目的在于补偿包壳和燃料芯快不同材料的热膨胀和燃料的辐照肿胀,减少包壳超应力的风险。
燃料芯块的上下两端设有氧化铝隔热块,顶部有弹簧压紧,两端用锆合金端塞封堵,并与包壳管焊接密封在一起。
弹簧所在空间可容纳燃料裂变时放出的裂变气体,气空间充3MPa压力的氦气,用来改善间隙的传热性能和减小包壳内外的压差。
压水堆燃料组件外面不加装方形盒,即所谓开式栅格,以利于冷却剂的横向流动。
密封的燃料元件包壳构成了包容放射性物质的第一道安全屏障。
核安全综合知识,1核燃料组件和堆芯在燃料元件呈1717正方形排列的组件中有289个位置,其中264个(或265个)位置由燃料元件占据。
剩下位置留给安放控制棒或中子通量测量管道用。
控制棒的上部连成一体成为蜘蛛爪式的控制棒束。
每一个控制棒束都可以在相应的燃料组件内上下运动。
控制棒束在堆内布置得很分散,以便堆内造成平坦的中子通量密度分布。
核安全综合知识,1核燃料组件和堆芯压水堆燃料元件和组件,核安全综合知识,2反应堆压力容器反应堆压力容器是压水堆核电厂中最关键的设备之一,支承和包容堆芯和堆内构件,是反应堆冷却系统压力边界最重要的部件。
反应堆压力容器工作在高压(15.5MPa左右)、高温含硼酸水环境和放射性辐照的条件下,寿命不少于40年。
反应堆压力容器由筒体和顶盖两部分组成。
反应堆压力容器本体材料属低碳钢,Mn-Ni-Mo低合金钢。
与冷却剂接触表面堆焊一层5mm厚的不锈钢。
在核动力厂整个寿期,它是不可更换的。
一座90万kW或130万kW的压水堆,压力容器直径分别为3.99m和4.39m,壁厚0.2m和0.22m,重330t和418t,高13m以上。
控制棒束由反应堆压力容器顶盖上部通过控制棒束的驱动机构插入堆芯。
核安全综合知识,2反应堆压力容器压水堆压力容器内结构,核安全综合知识,3.堆内构件压水堆堆内构件构件包括:
(1)下部支承构件,
(2)上部支承构件,(3)堆芯仪表支承结构。
堆内构件构件的功能是:
(1)支承和固定燃料组件,承受堆芯重量,
(2)确保控制棒的对中和导向,(3)引导冷却剂流入和流出燃料组件,合理分配流量,(4)为压力容器提供热屏蔽,减少中子和射线的照射,(5)为堆芯内仪表提供导向和支承。
核安全综合知识,4.反应堆换料压水堆初次装料后,大约经过一两年要进行一次更换燃料组件的操作,我们称之为首次换料。
这以后,就每隔一段时间换料一次。
每次换料只需卸下三分之一的燃料组件。
卸出的燃料组件,放在反应堆旁边的贮存水池内。
早期的压水堆换料停堆四个月,现在换一次料最短可以两个星期内完成。
大亚湾核电厂在运行的头十年中,每年进行一次换料,每次换料更换1/3燃料组件,达到平衡换料时新燃料的富集度为3.2%。
随着燃料和包壳材料的发展与改进,燃耗大大提高,已从过去的12个月换料变更为目前的18个月的换料,新燃料的富集度可达4.45%。
换料时间的缩短与换料周期的延长,对提高核动力厂的经济性有很大的作用。
核安全综合知识,5.堆内流动组织作为慢化剂和冷却剂的核纯轻水,由压力容器侧面进来后,经过吊篮和压力容器之间的环形下降段,再从底部下腔室进入堆芯。
冷却水通过堆芯带出核反应堆内热量,温度升高,密度降低,再从堆芯上部流经上腔室流出压力容器。
冷却剂在压力容器流动时,有一部分没有用来冷却燃料元件,此称为旁路流量。
应该尽可能减少旁路流量。
核安全综合知识,5.堆内流动组织大亚湾核电厂旁路流量大约为6.04%:
从压力容器内壁与堆芯吊兰之间的间隙直接流向出口约为1.0%;通过堆芯辐板流量约为0.6%,通过导向筒支承板法兰进入顶盖空间约为2.2%;从控制棒导向管旁路的流量约为2.24。
从安全上留有余量,旁路流量的热工设计值为总流量的6.5%。
冷却剂自上而下又自下而上流动,目的是为了减少动压头对堆芯产生的机械应力。
压水堆冷却剂入口水温一般在290左右,出口水温330左右,堆内压力15.5MPa。
一座100万kW电功率的压水堆,堆芯冷却剂流量约为6万t/h。
核安全综合知识,三、一回路系统及其主要设备1反应堆冷却剂系统一座90万kW或140万kW的压水堆核电厂,一回路有三或四条并列的环路组成。
反应堆冷却剂系统可分为冷却系统、压力调节系统和超压保护系统几个部分,包括压力容器、蒸汽发生器、主循环泵、稳压器等设备,由这些设备及相关管路组成整个一回路冷却剂系统,有其特定的压力边界,通常称为一回路压力边界。
控制棒驱动机构的压力外壳也属于一回路压力边界。
该压力边界构成了包容放射性物质的一道安全屏障。
一回路压力边界内所有的设备是安全等级、质量等级和抗震等级最高的设备,即安全等级一级、质量保证等级一级和抗震一类的设备。
压力容器、蒸汽发生器、主循环泵和稳压器等一回路系统和设备都被安置在如图的安全壳内,称之为核岛。
核安全综合知识,1反应堆冷却剂系统,核安全综合知识,1反应堆冷却剂系统蒸汽发生器内有很多传热管,传热管内流动的是温度较高的堆芯冷却剂,称为一次侧;而传热管外流动的是温度相对较低的水和汽,称为二次侧。
冷却剂从蒸汽发生器的U型传热管一次侧流过后,将热量尽可能多地传递给传热管外流动的二次侧工质。
所以在蒸汽发生器里,一回路堆芯冷却剂与二回路的水在互不接触的情况下,通过管壁发生了热交换,从而使二回路的水变成280左右的、67MPa的高温蒸汽。
从蒸汽发生器出来的冷却剂经过过渡段到主循环泵(简称主泵或冷却剂泵),经主泵升压后流经冷管段,回到反应堆压力容器,形成闭合环路。
一回路是有放射性的,由于蒸汽发生器将一、二回路分开,蒸汽发生器产生的蒸汽不带放射性。
核安全综合知识,2蒸汽发生器蒸汽发生器是压水堆核电厂一、二回路的枢纽,将反应堆产生的热量传递给蒸汽发生器二次侧,产生蒸汽推动汽轮机作功。
又是分隔一、二次侧介质的屏障。
管板和倒置U形管是冷却剂压力边界的组成部分。
但传热管断裂事故在核动力厂设备事故中居首要地位。
约占非计划停堆事故的四分之一,可靠性比较低。
蒸汽发生器传热管数量大、面积占一回路承压边界面积的80左右,传热管壁一般为11.2mm。
因而传热管是整个一回路压力边界中最薄弱的部分。
传热管是蒸汽发生器内的事故多发区域。
蒸汽发生器传热管的可靠性主要取决于传热管的完好性。
只要有一根蒸汽发生器传热管断裂就可能造成放射性物质的泄漏及核动力厂长期停闭。
核安全综合知识,2蒸汽发生器按二回路工质在蒸汽发生器中流动方式分为:
(1)自然循环蒸汽发生器
(2)直流(强迫循环)蒸汽发生器按传热管形状可分为:
(1)U形管蒸汽发生器
(2)直管蒸汽发生器(3)螺旋管蒸汽发生器。
按设备的安放方式可分为:
(1)立式蒸汽发生器
(2)卧式蒸汽发生器按设备的结构特点可分为:
(1)带预热器蒸汽发生器
(2)不带预热器的蒸汽发生器,核安全综合知识,2蒸汽发生器压水堆核电厂中的蒸汽发生器主要有下列三种:
(1)立式U形管蒸汽发生器,
(2)卧式蒸汽发生器,(3)立式直流蒸汽发生器。
田湾核电厂蒸汽发生器是卧式U形管自然循环蒸汽发生器。
其优点是:
(1)没有水平管板,取而代之的是立式圆柱形连箱。
传热管根部具有一定的流速,杂质不会在这里沉积和浓缩,可避免传热管与联箱结合部位的腐蚀破裂。
(2)具有较大的蒸汽空间,单位蒸发面的负荷较立式蒸汽发生器的小,因而,采用较简单的汽水分离装置(百叶窗式)就能保证蒸汽质量满足标准。
缺点是:
(1)出口蒸汽的湿度对水位波动比较敏感,对水位控制要求校高。
(2)卧式安放,不便于在安全壳内布置。
核安全综合知识,3主循环泵反应堆冷却剂泵(简称主泵)是一回路系统的重要设备,是压水堆核电厂的最关键设备之一。
主泵的功能是使冷却剂升压,克服冷却剂流动阻力损失,从而把反应堆中产生的热能输送至蒸汽发生器,以产生驱动汽轮机做功的蒸汽。
在百万级的压水堆核电厂中,每台主循环泵的冷却水流量约为每小时2万多吨,泵的电机功率为59MW。
泵的关键是保持轴密封,以免堆内带放射性的水外漏。
核动力厂的主循环泵除了密封要求严以外,还由于泵放在安全壳内,处于高温、高湿及射线辐射的环境下,要求电机的绝缘性能好。
核安全综合知识,3主循环泵对核动力厂主泵有下列要求:
(1)长期无人维护下安全可靠运行;
(2)结构简单,方便维修;(3)能提供足够大的转动惯量;(4)过流部件表面材料耐腐蚀;(5)带放射性的冷却剂泄漏小。
反应堆冷却剂泵可分为两大类:
(1)全密封泵
(2)轴封泵,核安全综合知识,4稳压器在反应堆压力容器出口和蒸汽发生器之间的热管段安装有稳压器。
稳压器是一个高大的空心圆柱体。
下部为水,通过浸泡在饱和水下的电加热器产生蒸汽并浮升到稳压器上部空间,利用蒸汽的弹性来维持核反应堆内冷却剂的稳定压力。
若一回路有一条以上并列的环路时,只要在一条热管段上安装一台稳压器就可以满足稳定堆内压力的需要。
稳压器的基本功能是建立并维持一回路系统的压力,避免冷却剂在反应堆内发生容积沸腾或超压。
具体是:
(1)压力控制:
稳态运行时,维持一回路恒定压力(15.5MPa),防止堆冷却剂汽化;
(2)系统瞬态时,将压力变化限制在允许值以内,避免紧急停堆;(3)事故时,防止一回路系统超压,维护一回路的完整性,即在压力超过安全阀阈值时,安全阀开启,蒸汽排放到卸压箱。
(4)作为一回路冷却剂的缓冲箱,补偿反应堆冷却剂系统容积变化。
(5)在启动时使反应堆冷却剂系统升压,停堆时使反应堆冷却剂系统降压。
核安全综合知识,四、安全壳压力容器、蒸汽发生器、主循环泵和稳压器等一回路系统和设备都被安置在如图3-8的安全壳内,称之为核岛。
安全壳是包容反应堆冷却剂系统的气密承压构筑物,既承受内压又承受外压的坚固建筑物。
安全壳用于保证:
(1)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;
(2)承受外压以防安全壳外各种可能的冲击,对外部事件(如飞机撞击、龙卷风)进行防护;(3)在正常运行期间,对反应堆冷却剂系统的放射性提供生物屏蔽,并限制污染气体的泄漏。
安全作为放射性物质与环境之间的第三道屏障。
核安全综合知识,四、安全壳,37000、39000mm,核安全综合知识,四、安全壳安全壳可以是混凝土壳也可以是钢壳。
混凝土安全壳也有多种形式,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。
安全壳的尺寸取决于堆功率,安全壳尺寸是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,而高度直径也取决于经济性。
我国秦山和大亚湾核电厂所采用的是带密封钢衬里的单层预应力混凝土安全壳。
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,其内表面由一层6mm厚,由焊接钢板组件制成的金属衬里覆盖。
大亚湾压水堆核电厂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49000m3。
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%。
核安全综合知识,五、一回路辅助系统核动力厂一回路辅助系统,按其作用,大致可分为以下几类:
(1)保证反应堆和一回路系统正常运行的系统有:
化学和容积控制系统,硼和水补给系统,主循环泵轴密封水系统。
(2)为核动力厂一回路系统在运行和停堆时提供必要冷却的系统有:
设备冷却水系统,重要厂用水系统,余热排出系统(也称为停堆冷却系统),和通风系统。
(3)在发生重大失水事故时保证核动力厂反应堆及主厂房安全的系统有:
安全注入系统,安全壳喷淋系统。
(4)控制和处理放射性物质,减少对自然环境放射性排放的系统有:
疏排水系统,放射性废液处理系统,废气净化处理系统,废物处理系统,硼回收系统,取样分析系统。
(5)一回路其他辅助系统:
补给水系统,乏燃料池冷却及净化去污清洗系统等。
核安全综合知识,五、一回路辅助系统一回路辅助系统的主要作用是保证反应堆和一回路系统能正常运行及调节,并为一些重大的事故提供必要的安全保护及防止放射性物质扩散的措施。
包括:
排出核燃料剩余功率,余热排出系统,在美国属于专设安全设施,因为余热泵兼作低压安注泵。
在法国设计中,余热排出与低压安注分成两系统,但余热排出系统仍是核安全相关系统,按专设安全设施要求设计。
反应堆冷却剂化学和容积控制,包括化容系统,是核安全相关系统,上充泵兼作高压安注泵,属于安全设施;硼和水补给系统,调硼和加硼部分与核安全有关。
水质控制,包括核取样系统,与核安全无直接关系,但在监督水质、保证正常运行、减少厂房内剂量及延长设备寿命方面起重要作用。
核安全综合知识,1化学和容积控制系统化学和容积控制系统的主要功能是:
容积控制,化学控制和反应性控制。
核动力厂从冷态(60)到热态(291.4)零功率的启动过程或从热态零功率到冷停堆过程中,水体积增加(或减少)40,化容系统能够补偿按允许升温或降温速率运行时所引起的一回路水体积的变化。
对于较快的负荷变化,如每分钟5%额定功率的线性功率变化,或10%额定功率的功率阶跃改变,化容系统与稳压器共同承担容积补偿。
一般化容系统分担容积变化的30%40%。
对于一回路不可避免的小泄漏(如轴封和阀门的泄漏),由化容系统提供足够的补给水。
容积控制的目的是吸收稳压器不能全部吸收的一回路水容积的变化,从而将稳压器的水位维持在整定值上。
核安全综合知识,1化学和容积控制系统容积控制基本原理:
通过上充和下泄来吸收稳压器不能吸收的一回路容积变化。
化容系统作为一回路的缓冲箱。
在核动力厂运行中,一回路水化学因下列原因而变化:
(1)物理腐蚀:
杂质沉积在燃料包壳上结垢,形成热点,可能导致燃料包壳破损;
(2)化学腐蚀:
一回路杂质多、温度高、氧含量增加和PH值下降都会加大化学腐蚀。
一回路的放射性也因下列原因而增加:
(1)水及其中杂质的活化;
(2)裂变产物的释放;(3)腐蚀产物的活化;(4)化学添加物的活化。
核安全综合知识,1化学和容积控制系统化容积控制系统除了上述三个主要功能外,在某些核动力厂还可能有下述辅助功能:
(1)向堆冷却剂泵提供轴封水;
(2)为稳压器提供辅助喷淋水,当主喷淋管线不可用时,化容积控制系统提供的稳压器辅助喷淋管线代替主喷淋管线功能。
(3)在一回路满水时,稳压器不起作用时,可由化容系统的下泄阀进行压力控制。
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,从而具有核安全功能。
核安全综合知识,2设备冷却水系统设备冷却水系统是一个闭式的冷却水回路,用以防止放射性物质在设备和热交换器发生泄漏时被直接排放到江水和海水中而污染环境。
所冷却的设备中,部分是与核安全有关的,如安全壳喷淋系统热交换器等。
该系统是部分与质量和核安全相关的。
设备冷却水系统的功能是:
(1)冷却功能:
为核动力厂一回路主、辅系统接触放射性介质的设备和热交换器提供冷却水,并将其热负荷通过重要厂用水系统传到海水中。
(2)隔离作用:
该系统是核岛各热交换器与海水之间的一道屏障。
它既可以避免放射性流体不可控地释放到海水中而污染环境,又可以防止海水对核岛各热交换器的腐蚀。
(3)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。
核安全综合知识,3余热排出系统余热排出系统的主要功能是:
(1)在停堆后第二阶段,即在一回路温度降到180以下、绝对压力降到3.0MPa以下时,排出堆芯余热、一回路水和设备的显热以及运行的主泵在一回路中产生的热量,使反应堆进入冷停
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