核电厂系统与设备(第六讲)

核电厂系统及设备第六讲（2011—2012学年第一学期）主讲：田丽霞21余热排出系统（RHR=ResidualHeatRemovalsystem）•1.1系统的功能•1.2系统描述•1.3余热排出系统的运行•1.4余热排出系统综述31.1系统的功能对于法国设计的大亚湾核电厂，余热排出系统的功能如下：•停堆后第二阶段，排出堆芯和一回路热量；•反应堆在冷停期间，换料或维修操作时，排出堆内余热，维持一回路温度低于60℃；•电厂加热升温初期，控制一回路平均温度；•换料操作后，将换料水从换料水池输送至换料水箱。4•余热：剩余发热；一回路水和设备的显热；运行的主泵产生的热量。•除了失水事故外，其它事故引起的停堆事故后余热去除系统也用来排出上述热量。51.2系统描述•大亚湾核电厂的余热排出系统流程如图4.5所示。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型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。678•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冷却后，经蓄压箱注入管线进入1、3环路冷管段。•系统的入口，有两条并联的管线，每条管线上有两个电动隔离阀串联连接。它们的正常位置为关闭，可由柴油机安全母线供电。9•在余热排出泵的出口，有两个安全阀，开启压力分别为4.5MPa和3.9MPa。这两个安全阀对余热排出系统起超压保护作用。•两台热交换器的出口都分别设有流量调节阀，用来调节通过各台热交换器的流量，控制一回路的冷却速率。10•在热交换器出口联管与两台余热排出泵入口联管之间设有一条最小流量管线，管线上无阀门，允许一定流量通过，以保护余热排出泵，防止泵体过热和丧失汲入流量。•在通往1、3环路冷段的返回管线上，各设有一个电动隔离阀和一个止回阀。•在两台热交换器出口的联管上，还有一条通往化容系统下泄节流孔板下游的管线。111.3余热排出系统的运行•运行参数范围：一回路压力从大气压到2.8MPa；冷却剂平均温度范围是10℃～180℃。•余热排出系统的正常启动：在反应堆由热停堆过渡到冷停堆的过程中进行。该系统投入运行的条件是一回路冷却剂平均温度在160～180℃、压力在2.4MPa～2.8MPa之间。12系统启动时主要包括两项操作。•检验硼浓度，若余热排出系统内水的硼浓度小于一回路硼浓度，则必须对反应堆冷却剂系统加硼，防止因余热排出系统投入导致对一回路的误稀释。•缓慢地对余热排出系统升压和加热，避免对余热排出热交换器和泵的压力冲击和热冲击。13•在反应堆从冷停状态开始加热升温时，余热排出系统主要用来控制一回路的升温速率，使升温速率控制在28℃／h的范围内。•余热排出系统的最高运行温度是180℃。在此之前的加热过程中，余热排出热交换器的壳侧始终供给设备冷却水，泵则处于停运备用状态。启动余热排出泵即可限制一回路冷却剂温度升高。14•系统的正常停运在反应堆从冷停堆向热停堆过渡的过程中进行。停运的条件是，一回路平均温度在160℃～180℃；一回路压力为2.4MPa～2.8MPa。稳压器可以控制一回路压力，至少两台主泵在运行且蒸汽发生器可用。•余热排出系统停运过程中的主要操作是降温、降压并与一回路隔离。15•其它压水堆设计中，余热排出系统往往设计成兼容的，即电厂正常停运后执行余热排出功能，事故时作为低压安全注入系统执行专设安全功能。美国西屋公司的设计就属这种情况,这样的余热排出系统设计如图4.6所示。16172设备冷却水系统•2.1系统的功能•2.2系统描述•2.3设备冷却水系统的运行182.1系统的功能•设备冷却水系统是一个封闭的冷却水回路，也是一个把热量从往往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：•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环境水体的屏障；19•为核岛内需要冷却的介质设备提供冷却水；•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。202.2系统描述（1）系统组成•对于双机组核电厂的每一台机组，设备冷却水系统包含两个独立系列，一个公共环路和两机组之间的共用部分，两个独立系列用来向事故工况下要保证冷却的冷却对象供应冷却水，这些冷却对象包括专设安全设施系统和余热排出系统。2122两个独立系列•每个系列由两台100％容量的单级离心泵、两台50％容量的板式热交换器、一个容积波动水箱和相应阀门、管道和仪表组成。两个系列上的电器设备分别由相互独立的配电系统供电，并可由应急柴油发电机作为备用电源。•两个系列的热交换器由重要厂用水系统的两个独立系列冷却，每个系列在事故工况下，都能提供100％的应急冷却能力。23公共环路•公共环路的设备冷却水用户是那些事故情况下不需投入的冷却器，借助于阀门的切换，这些设备可由系列A供水，也可由系列B供水，也可由两个系列共同供水，只有事故情况下才停止向公共环路的用户供水。24共用部分•共用部分指那些两台机组共用的系统中的设备冷却水用户，如硼回收系统、废液处理系统、辅助蒸汽分配系统等，这部分可以由1号机组或2号机组的设备冷却水系统供应冷却水。25（2）系统设计特点•在所有的运行工况下，设备冷却水系统的压力都低于它冷却的一回路系统及辅助系统压力，以防止设备冷却水系统的除盐水在热交换器出现泄漏时进入一回路系统，而引起一回路系统的硼水稀释。26•在设备冷却水泵出口，设置辐射监测装置和压力监测装置。•前者对设备冷却水的放射性水平进行监测，发现系统可能的泄漏；•后者监测到泵出口低压时自动启动同系列的另一台泵。以保证足够的供水量。27表4.6几种主要工况下设备冷却水系统需要导出的热负荷和供水量282.3设备冷却水系统的运行（1）正常功率运行•在核电厂正常功率运行时，需要设备冷却水系统带走的热负荷不大，每一机组只需一台泵和一台热交换器运行，因而只需系列A或B的任一系列投运即可。若运行着的泵出口低压或故障不可用，泵出口的压力检测开关得到的低压信号自动启动该系列上的第二台泵。29（2）事故运行•安注发生后系统的运行一旦接到安注信号，备用的系列上的一台泵启动，正在运行中的系列运行状态不改变。30（3）两个系列的相互切换•设备冷却水系统的两个系列A、B与重要厂用水系统的两个系列A、B是对应的，运行时需互相匹配，包括运行泵的数目和供电母线。在任何情况下，设备冷却水系统两个系列之间的切换都会导致重要厂用水系统对应系列的切换。切换可通过手动或自动完成。31（4）热交换器的运行•设备冷却水／重要厂用水热交换器是板式热交换器，为使传热板免受大的压力作用：投入时，先启动低压侧（重要厂用水侧），再启动高压侧（设备冷却水侧）；停止运行时，先停设备冷却水侧，后停重要厂用水侧。323334353重要厂用水系统(EssentialServiceWaterSystem)•3.1系统的功能•3.2系统描述•3.3系统的运行363.1系统的功能•冷却设备冷却水，将设备冷却水传输给的热量排入环境水体，此系统又称为重要生水系统，是核岛的最终热阱。•重要厂用水系统与设备冷却水系统一样，是专设安全设施系统的支持系统，无论在电厂正常运行还是事故工况，该系统都必须将设备冷却水系统传输的热量排入海水。37•最终热阱：接受核电厂所排出余热的大气或水体，或二者的组合。383.2系统描述•其构成与设备冷却水系统相似。39•系统由两个独立的、且实体隔离的系列组成，电气设备可由柴油发电机供电。每个系列并联两台容量各为100％的重要厂用水泵，两台容量各为50％的板式热交换器。重要厂用水泵从循环水过滤系统汲入海水，使其通过热交换器吸收热量后经循环水排水渠流入大海。40•重要厂用水系统作为专设安全设施系统的支持系统，又是开式循环回路，大亚湾核电厂在设计时考虑到以下几点：•泵入口处海水水位变化：最低水位为－3.00米，最高水位为＋6.22米，在此范围内保证泵的净正汲入压头。41•为防止海生物（水草、水母、贝类）的污染和阻塞管道，采用经循环水过滤系统过滤、加氯处理的海水，在热交换器上游设置水生物捕集器，并将海水在管道中流速设计在2m/s以上。•选用耐海水腐蚀的材料，如热交换器用钛板做。•设计时考虑能抗拒外部灾害如水淹、火灾、地震等。423.3系统的运行•重要厂用水系统运行的系列和运行泵的数目须与设备冷却水系统相匹配。当机组处于正常功率运行时，一个系列的一台泵运行，另一系列处于停运状态。在失水事故时，重要厂用水系统的一个系列即可提供100％的冷却能力。43重要厂用水系统在主要工况下的运行参数44•运行经验：•2002年6月24日秦山第二核电厂1号机组重要厂用水系统鼓形虑网在检修后恢复在线过程中，在一条进口暗渠进口隔离阀没有打开的情况下，错误地关闭了另一条暗渠的闸板，导致了重要厂用水的全部丧失，以致进入了超设计基准事故的H1.1规程，由于反应堆处于正常冷停堆状态，事件没有导致严重后果。H1.1：功率运行、热停堆和余热排除系统阀门关闭情况下的中间停堆454废燃料池冷却和净化系统•反应堆换料后，卸出的乏燃料要在乏燃料水池中存放半年以上，待燃料冷却到一定程度，在送往后处理工厂。464.1系统功能基本功能•废燃料池冷却及净化系统主要为燃料厂房中废燃料池服务，它具有冷却、净化、充水和排水功能，在换料期间，它也能对反应堆厂房中换料水池的水进行净化和去浮。•系统的冷却功能为移出贮存在废燃料池中的废燃料所释放出的剩余衰变热。47•系统的净化功能为去除废燃料池和换料水池中的裂变产物，腐蚀产物及悬浮粒子，这是通过除盐、过滤和表面去浮来实现的。•系统的充排水功能为：保持废燃料水池所需的水位。在贮存废燃料期间，废燃料池是不允许排空的。灌注和排放燃料运输通道、装料池以及排放换料水池的部份水。48安全功能•维持废燃料池中的废燃料在次临界状态。•维持废燃料池的温度在高温限值以下。•废燃料池冷却和净化系统同样也为工作人员的健康和物理防护作出贡献。49系统的废燃料池冷却容量是根据连续15年从反应堆中卸料移出的废燃料组件所产生的衰变热来计算的。每次正常年卸料共有40个已达到卸料燃耗要求的废燃料组件，在这种情况下，系统投入一套冷却水温应保持在≤50℃，此时如还需卸出一个完整的堆芯储于池中，则池水温度不超过80℃。(对应的设冷水进口温度为35℃)50•系统能提供池水的充分净化，使电站工作人员不受限制地接近废燃料贮存区。系统也能保证废燃料池水的清澈度，以便在换料操作时能具有良好的可见度。•冷却泵和冷却器能力的冗余度为100%；冷却泵设计成具有冷却需要的流量和压头；净化泵设计成具有净化需要的流量和压头。51524.2流程及布置1234567891011图1废燃料池冷却净化系统流程简图1后过滤器4净化泵B7废燃料池1#10冷却泵2混床5净化泵8冷却器B11冷却泵A3前过滤器6废燃料池2#9冷却器A5354冷却回路•冷却回路由两个相同的，并联的回路组成，每一回路各有一台冷却泵和一台冷却器，冷却泵通过端部带有粗滤网的管道从废燃料池上部吸水，池水流经冷却器管侧，其热量由设备冷却水带走，冷却后的池水返回到水池底部通过分布集管排出。55净化回路•净化回路用来净化池水和清除水表面悬浮物。净化回路设有互为备用的两台净化泵及一套混床和前、后过滤器等装置。净化泵从冷却器出口吸水，水经混床，过滤器处理后与冷却器出水管汇合回到水池底部。56•废燃料池表面水经去浮器流到净化泵入口，经混床前过滤器过滤后，回到净化回流总管，进行水池表层的去浮处理。575废液处理系统•液体废物处理系统是收集、处理、监测核电厂在正常运行、维修时产生的放射性废液。并按照其放射性剂量确定向环境排放或在核电厂内复用。•液体废物处理系统没有直接的安全功能，但经过本系统处理的废液不能对公众及操作人员造成任何有害的电离辐射。58•本系统的运行设计基准是系统能容纳和处理电厂在正常运行和预期异常情况下所产