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核电厂系统与设备(第五讲)
• Nf、NL分别为燃料和冷却剂中的核素数目,F为裂变 率,Y为裂变产额,λ为衰变常数,kd为核素在冷却剂 中的减少率(核素在离子交换树脂上的吸附，在设备
表面的沉积，泄漏等)，γ为逃逸率系数。
• 冷却剂中裂变产物的放射性大小取决于三个因素:裂
变产物逃逸率;核素衰变;净化作用,裂变产物沉积等
• 对于一回路小的泄漏,由化容系统提供足够 的补给水。
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核电厂系统与设备(第五讲)
• 容积控制就是通过CVCS吸收稳压器不能全部 吸收的那部分一回路水容积的变化的量，维 持稳压器水位在一个整定的范围内。
• 一回路水容积变化的原因主要是温度的改变， 如下图所示：
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核电厂系统与设备(第五讲)
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核电厂系统与设备(第五讲)
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图(4) RCV系统冷却和降压
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2 净化段
• 净化段的离子交换树脂的正常工作温度范围为 46℃~62.5℃。若下泄流温度高于57℃，三通阀将 自动切换，使下泄流旁路离子交换树脂床，防止离 子交换树脂经受高温后失效。下泄流经温控三通阀 进入两台并联的混合除离子床中的一台，除去大多 数离子状态的裂变产物和腐蚀产物，然后进入间歇 运行的除阳离子床除去铯、钼和过量的锂离子。在 除离子床下游，设置三通阀，借此可将下泄流导向 硼回收系统进行除硼操作。
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核电厂系统与设备(第五讲)
管道的前后压差较大时，往往采用增加节流 孔板的方式，其原理是：流体在管道中流动时， 由于孔板的局部阻力，使得流体的压力降低，能
量损耗.
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核电厂系统与设备(第五讲)
• 正常下泄实际上是两次降温降压过程，第 一次降温降压是通过布置在安全壳内的再 生热交换器和其下游的节流孔板，使反应 堆冷却剂从15.5MPa 、291.4℃降至2.4MPa、 140℃左右；第二次降温降压是通过安全壳 外的下泄热交换器及其下游的下泄压力控 制阀。
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核电厂系统与设备(第五讲)
• 对于补偿快速的反应性变化,如多普勒效应、 空泡效应、快速的负荷跟踪和紧急停堆等 必须采用控制棒。
• 表4.1为典型的压水堆可溶性毒物反应性和 棒控反应性分配。可以看出,硼酸控制的反 应性量占总的反应性控制量的70%左右。
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从图可见当反应堆冷却剂系统RCP从冷态（60℃）增 温到热态（291℃）时，其比容增加将近40%；
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图（1） 水的比容随温度变核化电厂曲系统线与设备(第五讲)
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图（2） 容积控制原理
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3 水质控制
化容系统在设计规定的燃料包壳破损率(一 般为0.5%)情况下,应能保证冷却剂达到规定 的放射性水平和水质指标。
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表4-2压水堆冷却剂的放射性（电功率1000MW，冷却 剂温度303oC,燃料破损率1%）
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（2）水质指标控制
• 水除了载热和慢化中子外,还发生一系列的 反应,其中包括:水和其中杂质的中子活化反 应,水的辐射分解,水对材料的腐蚀及腐蚀产 物的活化、迁移和沉积,裂变产物从破损的 燃料元件中逃逸及其随冷却剂的转移等。
生成Fe3O4和伽玛Fe2O3型氧化物。它们构成 了致密的氧化膜,保护金属不被进一步氧化。
相反,若水中存在游离氧,则生成阿尔帕
Fe2O3型氧化物。它结构疏松,不具备保护作 用。氧的存在还加剧不锈钢氯离子应力腐蚀
破坏。
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②氢
• 辐照作用下，水分解生成H2、O2、H2O2以及 多种自由基。如水中含有氢气，能抑制水 的辐射分解，从而抑制金属腐蚀。
• 概述 一回路主要辅助系统是核岛的重组成部分。
它不仅对核电厂正常运行是不可缺少的,而 且在事故工况下,为核电厂安全设施系统提 供支持。
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核电厂系统与设备(第五讲)
按其功能可分为以下几类: • 排出核燃料剩余功率； • 对反应堆冷却剂进行化学和容积控制； • 进行设备的冷却； • 废物的收集和处理； • 核岛通风空调系统。
• 实际核电厂运行中,考虑到泄漏和不均匀等 因素,每公斤冷却剂中加入25ml~40ml氢气。
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③ 氯离子和氟离子
• 不锈钢应力腐蚀破坏的几率正比于氯离子 浓度和游离氧含量的乘积。当水中氧含量 较高时,即使氯离子浓度低于1×10-6时,应 力腐蚀破裂也会发生。为防止发生应力腐 蚀,除限制含氧量外,氯离子浓度也不宜超 过0.1 ×10-6或0.15 ×10-6。
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• 腐蚀带来的问题尤为重要。腐蚀除了能引 起结构材料破坏外,也是裂变产物释放和腐 蚀产物活化的根本原因。防止腐蚀时冷却 剂化学的中心任务。
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①氧
• 水中游离氧的存在是造成金属材料腐蚀的重
要原因。在无氧的高温水中,不锈钢表面将
（1）放射性水平的控制
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
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• 裂变产物向冷却剂的释放速度是以逃逸系数 来衡量的，定义为单位时间内裂片核由燃料 包壳缺陷释放出来的份额，单位为s-1。实验 证明，裂变产物的释放速度正比于它在燃料 中的累积量。对一定的核素可以列出如下两 个方程:
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• 补偿燃耗
运行过程中,剩余反应性逐渐减少,需不断调 整冷却剂的硼浓度, 通过注入除盐水来实现。
• 反应堆检修及换料
换料冷停和维修冷停堆,要求硼浓度至少 2100×10-6, 保持必须的停堆深度。
• 负荷变化
负荷变化也可通过改变硼浓度实现。
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④ pH值及pH值控制剂 • 对不锈钢和镍基合金，水质偏碱性会导致
腐蚀加剧。 • 试验表明：
当pH<11.3时,对锆腐蚀不明显; 当pH>12时,腐蚀明显加剧。
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• 在碱性介质中,亚铁离子的溶解度在某一温 度下有一最小值,pH值越高,相应的最小溶解 度温度越低。冷却剂保持较高的pH值,能使 腐蚀产物从堆内迁移至堆外。对于现行的压 水堆核电厂一回路结构材料,水质偏碱性较 好,以pH值为9.5~10.5为宜。
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• 水中存在微量氟离子既能明显加剧锆合金 的腐蚀和吸氢,又能与氧共同作用引起不锈 钢的应力腐蚀。在不发生沸腾的情况下,氟 离子含量小于2×10-6的水对锆合金已无危 害。
• 目前压水堆一回路水质标准将氟含量规定 在0.1×10-6以下。
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原因造成的裂变产物损失。
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• 一座典型的1000MW级压水堆核电厂在冷却剂中 各种裂变产物和活化腐蚀产物的放射性。冷却剂 的放射性主要是由惰性气体(占90%以上)、碘(占 3%以上)、铷（占1%）、钼（约占1%）和铯（小 于1%）组成的。进入一回路冷却剂的放射性惰性 气体每年大约有数千万GBq，绝大部分是Kr （1.83h）、Xe（9.11h）等短寿命的同位素，它 们在运行过程中自行衰变，排出堆外后很快就消 失，需作净化处理的仅占很小一部分。
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根据该电厂运行的需要,化容系统调节冷却 剂的硼浓度,控制反应性的慢变化,并在冷停 堆和换料过程中保持足够的停堆深度。
• 启动及停堆
冷停堆前,应提高冷却剂硼浓度,以提供足够 的停堆深度;反应堆启动前，应使冷却剂硼浓 度减小到临界所需的范围。大型压水堆的冷 停堆和启动要求冷却剂硼浓度的相应改变量 为(300~500)×10-6。
表4.1 压水堆反应性控制的分配
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• 硼酸浓度对慢化剂的温度系数有着重要的影 响, 在较高的硼浓度下,可能出现正的慢化剂 温度系数。在压水堆核电厂,为保证反应堆 安全运行,技术规范（Technical Specification ）中规定,运行中应使慢化剂 温度系数保持负值，规定了反应堆工作温度 下冷却剂的硼浓度不应大于1400×10-6。
2 容积控制
• 化容系统补偿核电厂从冷态到热态零功率 启动过程或从热态零功率到冷停堆过程中 按允许升温或降温速率运行所引起的一回 路水体积的变化。
• 在正常的变功率运行过程中,该系统维持稳 压器的程序水位。
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• 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。一般说来,化容系统分担上述过程 中容积变化的30%~40%。
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2020/11/19
核电厂系统与设备(第五讲)
一回路主要辅助系统
1 化学和容积控制系统 2 反应堆硼和水的补给系统 3 余热排出系统 4 设备冷却水系统 5 重要厂用水系统 6 换料水池和乏燃料池冷却和净化系统 7 废物处理系统
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(2)混合除离子床
• 由于冷却剂中加硼酸和氢氧化锂，为了使离 子交换树脂在吸附杂质同时不改变硼和pH控 制剂含量，混合除离子床采用硼酸型阴离子 树脂和锂型阳离子树脂，这些树脂对绝大多 数可溶性杂质有很好的吸附作用，但对若干 阳离子，如钼、钇、铯去除效果不佳。