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燃料水池冷却系统

核电厂在整个寿命期内需不断更换新的燃料并卸出应经用过的乏燃料。乏燃料具有持续放出衰变热,放射性在特定情况下可能重返临界等特点,因此,对于任何形式的核电厂,乏燃料的冷却都是不可回避的问题。

燃料水池冷却系统基本信息

燃料水池冷却系统简介

基本功能:

燃料水池冷却系统设置的目的是:实现反应堆燃料组件衰变热的导出;为实现反应堆燃料操作提供条件;控制核电厂长期运行的放射性水平等。乏燃料冷却剂系统的基本功能均围绕上述目的设计,具体可以分为以下几个方面:

1. 反应性控制:在某些工况下,乏燃料水池内贮存的燃料组件存在重返临界风险,因此必须对其反应性进行控制。该功能主要通过控制系统硼酸溶液的浓度实现。

2. 燃料衰变热的导出:这是冷却系统的核心功能。按空间特性分组,该功能可分为:乏燃料水池内燃料组件衰变热的导出;燃料操作水池内燃料组件衰变热的导出。按时间特性分组:该功能可分为正常工况衰变热的导出和事故工况下衰变热的导出。导出方式包括:强迫对流或蒸发沸腾,所需维持条件是持续泵送水或补水。

3. 水质控制:水质控制指对冷却剂水中的机械杂质及水化学控制,一般通过采用过滤器和除盐装置实现。

4. 撇沫功能:燃料操作期间泡沫影响水质的能见度,导致难以操作。撇沫装置可以确保燃料操作的正常进行。

5. 操作人员屏蔽:燃料操作期间,燃料水池中格架以上的水体对操作人员实现自然屏蔽。

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燃料水池冷却系统造价信息

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污泥脱水系统

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GRG高级装饰系统

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充气水池

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充气水池

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燃料水池冷却系统常见问题

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燃料水池冷却系统文献

乏燃料水池热交换器设计 乏燃料水池热交换器设计

乏燃料水池热交换器设计

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大小:150KB

页数: 2页

乏燃料水池热交换器是用于国内某核电站一期工程反应堆中换料水池与乏燃料水池冷却,该换热器的管程压力为0.9MPa,壳程压力为1.2MPa,由于用于冷却换料水池因此需按照核级承压容器要求进行设计制造。该换热器以RCC-M为设计准则,在设备的设计、原材料、制造、试验、安装等环节进行严格控制,确保换热器能稳定可靠的运行。

CPR1000机组乏燃料水池相关工艺系统安全改进研究 CPR1000机组乏燃料水池相关工艺系统安全改进研究

CPR1000机组乏燃料水池相关工艺系统安全改进研究

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大小:150KB

页数: 未知

中国改进型三环路压水堆(CPR1000)核电机组在发生类似于日本福岛的核事故而长时间丧失电源以及冷却水的情况下,其乏燃料水池由于长时间缺乏应急冷却功能,乏燃料的安全性无法得到保障。从核安全纵深防御的角度出发,结合福岛核事故经验,依托确定论分析方法,确定了CPR1000核电机组乏燃料水池的事故工况组合,并给出了这些事故工况下的应对策略,提出适用的乏燃料水池补水、监测、排蒸汽等工艺改进方案,从而提高CPR1000核电机组乏燃料水池相关工艺系统的安全性和可靠性。

燃料水池冷却回路简介

为满足单一故障准则,燃料水池冷却和净化系统通常设置两个冷却系列和一个净化回路。每个冷却系列各设有一台冷却泵和一台冷却器,净化回路则设有两台净化泵和一套过滤和树脂床装置。乏燃料储存池水由冷却泵吸出经冷却器冷却后,大部分直接返回池内,小部分被净化泵吸出经过滤器及树脂床进行净化。净化泵的流量应使全部池水在一天内至少净化一次。乏燃料储存池须严防泄漏,并有大于自然蒸发损失的补水能力,以保持池中水位高于燃料组件3m以上。水池的各种接管均须高出正常水位,并设有防虹吸的断流设施。

系统的冷却能力要考虑停堆150h后1/3堆芯的衰变热和池内乏燃料组件最大储存量的衰变热,以及紧急停堆换料时一个全堆芯停堆150h后的衰变热,同时保持池水温度低于50℃(在高温季节,可投入两个系列来保证)。当系统发生能动部件单一故障时,池水温度也不得超过75℃。系统的冷却和补水部分均要求按核安全3级及抗震I类设计。

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乏燃料贮存水池定义

贮存和冷却乏燃料组件和破损燃料组件,以及对燃料组件进行检查、修复、运输等水下操作的设施。

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乏燃料贮存水池出处

《电力名词》第三版。 2100433B

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