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第四章 核岛主要辅助系统 动力工程系 余廷芳 主要内容 4-1 化学和容积控制系统 4-2 反应堆硼和水补给系统 4-3 余热排出系统 4-4 设备冷却水系统 4-5 重要厂用水系统 4-6 反应堆换料水池和乏燃料池冷却和处理系统 4-7 废物处理系统 4-8 核岛通风空调及空气净化 4-1 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。 4-2 反应堆硼和水补给系统 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)为改变反应推冷却剂硼质量分数，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。 4-2 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。 4-3 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哀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。该系统必须能以一定的速率从堆芯及一回路系统排出以下各项热量：* (1)堆芯剩余发热； (2)一回路及余热排出系统流体和设备的显热 (3)主泵运行加给一回路的热量。 4-3 余热排出系统 一、系统的功能： (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； (4)在换料操作后，将换料水从换料水池输送至换料水箱。 4-3 余热排出系统 二、系统组成： 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。 4-4 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。 4-4 设备冷却水系统 二、系统组成 大亚湾核电厂的设备冷却水系统的示意图 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 4-5 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人海水。 4-5 重要厂用水系统 二、系统组成： 重要厂用水系统示意图。其构成与设备冷却水泵统相似。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人海水，使其通过热交换器吸收热量后经循环水排水渠流入大海。 重要厂用水系统既作为专设安全设施系统的支持系统，又是开式循环回路。 4-6 反应堆换料水池和乏燃料池冷却和处理系统 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，再送往后处理工厂。 一、系统的功能 (1)对乏