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核电厂系统与设备 陆万鹏 luwpsd@126.com 山东建筑大学热能工程学院 第四章 核岛主要辅助系统 第四章核岛主要辅助系统第四章核岛主要辅助系统 压水堆核电厂辅助系统功能：  排出核燃料剩余功率  核燃料在停堆以后还要保持很长时间的剩余释热，为 了保证反应堆的安全，在反应堆停堆后相当长时间内 ，必须保证足够的堆芯冷却，有效地排出堆芯余热。 为此专门设置余热排出系统。  乏燃料组件从反应堆移到乏燃料水池后，乏燃料剩余 释热会使水温度升高。反应堆换料期间，反应堆换料 水池也需要冷却。为排出乏燃料余热和净化水池水质 专门设置反应堆换料水池和乏燃料水池冷却和净化系 统。 第四章核岛主要辅助系统第四章核岛主要辅助系统  对反应堆冷却剂进行化学和容积控制  为了保证一回路系统内适当的水容积，由化学和容积 控制系统对一回路冷却剂实行容积控制。  化学和容积控制系统还在硼和水补给系统的支持下改 变硼浓度，调整冷却剂的pH值和净化冷却剂。  硼和水补给系统提供加硼、稀释、加联氨或氢氧化锂 的操作。  硼回收系统收集化学和容积控制系统下泄水和核岛排 气疏水系统的可用水，经处理后向硼和水补给系统供 给水和硼酸。 第四章核岛主要辅助系统第四章核岛主要辅助系统  进行设备冷却  设备冷却水系统向核岛内需要冷却的设备提供冷却水 ，然后将热量传输给重要厂用水系统的海水，从而将 核电厂废热排入核岛的最终热阱。  设备冷却水系统是隔离反应堆冷却剂与海水的一道屏 障。  设备冷却水系统和重要厂用水系统不仅在正常情况下 作为核岛向环境的排热通道，而且在事故情况下作为 安全设施系统的支持系统将堆芯余热排入环境，以保 证核电厂的安全。 第四章核岛主要辅助系统第四章核岛主要辅助系统  废物的收集和处理  核电厂在运行中产生放射性废液、废气和固体废物；  放射性废物必须谨慎对待，严格管理，使其对人员和 环境的影响降至最低；  相关系统包括：排气疏水系统、硼回收系统、废液、 废气和固体废物处理系统。 第四章核岛主要辅助系统第四章核岛主要辅助系统  核岛通风空调系统  核岛通风空调系统目标：  为工作人员提供舒适环境  为设备安全运行提供合适的环境  控制和限制污染空气或受到污染的空气排放  控制参数  温度、湿度、压力、洁净度、放射性、换气频率 等  相关系统包括：  核燃料厂房、电气厂房、核辅助厂房、控制室和 连接厂房的通风空调系统。 第四章核岛主要辅助系统第四章核岛主要辅助系统 主要辅助系统 化学和容积控制系统 4.1 对一回路冷却剂实施容积控制和化学处理 硼和水补给系统 4.2 提供加硼、稀释、加联氨或氢氧化锂操作 余热排出系统 4.3