2-第二章核反应堆的安全系统[兼容模式]

第二章核反应堆的安全系统反应堆的三大安全功能压水堆的专设安全设施压水堆的专设安全设施2.1反应堆的安全性只取决于内在负反应性系数多普勒效应控制只取决于内在负反应性系数、多普勒效应、控制棒借助重力落入堆芯等自然科学法则的安全性。自然的安全性非能动的安全性惯性原理（如泵惰转）、重力法则（如位差）、热传递法则热传法则必须依靠能动设备（有源设备）能动的安全性必须依靠能动设备（有源设备）后备的安全性由冗余系统的可靠度或阻止放射性物质逸出的多道屏障提供的安全性保护反应堆的安全性2.1反应堆的安全性当反应堆出现异常工况时，不依靠人为操作或池式快堆当反应堆出现异常工况时，不依靠人为操作或外部设备的强制性干预，只是由堆的自然安全性和非能动的安全性，控制反应性或移出堆芯热量，使反应堆趋于正常运行和安全停闭。固有安全性自然的安全性池式快堆模块式热量，使反应堆趋于正常运行和安全停闭。固有安全性非能动的安全性固有安全堆模块式高温气冷堆过有终能动的安全性过程固有最终安全反应堆现行的反应堆PWRBWR后备的安全性BWR高温气冷堆安2.2反应堆的安全功能z在所有情况下：正常运行或反应堆停闭状态–正常运行或反应堆停闭状态–故障工况或事故状态故障工况或事故状态有效地控制反应性确保堆芯冷却包容放射性产物有效地控制反应性确保堆芯冷却包容放射性产物2.2.1反应性的控制反应性的控制的三种类型2.2.1反应性的控制紧急停堆控制•控制元件迅速引入负反应性•反应堆紧急停闭紧急停堆控制•控制元件动作迅速补偿微小的反应性瞬态变化功率控制•补偿微小的反应性瞬态变化功率控制•补偿控制元件动作过程非常缓慢•用于补偿燃耗、裂变产物积累所需的剩余反应性补偿控制需的剩余反应性•也用于改变堆内功率分布将控制元件引入堆芯的三种方式将控制元件引入堆芯的三种方式吸收体引入堆芯的三种方式吸收体引入堆芯的三种方式控制棒可燃毒物补偿棒-补偿控制调节棒-功率控制控制棒可燃毒物•补偿剩余反应性•延长堆芯的寿期调节棒-功率控制安全棒-紧急停堆控制材料：银-铟-镉合金延长堆芯的寿期•减少可移动控制棒的数目•改善堆芯的功率分布材料：钆（Gd）、硼（B）可溶毒物•材料：钆（Gd）、硼（B）•一种吸收中子能力很强的可以溶解在冷却剂的物质。•轻水堆往往以硼酸溶解在冷却剂内用作补偿控制。能补偿很大的剩余反应性。•能补偿很大的剩余反应性。•由于向冷却剂增加或减少毒物量的速率十分缓慢，所以反应性的引入速率相当小。只能补偿由于燃耗、中毒和慢化剂温度变化等引起的缓慢的反应性变化。•只能补偿由于燃耗、中毒和慢化剂温度变化等引起的缓慢的反应性变化。2.2.2确保堆芯冷却正常运行停闭事故工况一回路冷却剂在流过反应堆堆芯时受热，而在蒸汽发生器内被冷却。蒸汽发生器或余热排出系统SG的给水由辅助给水系统提供，蒸汽由蒸汽旁路系统排向大气蒸汽发器内被冷却蒸汽发生器的二回路侧由正常的主给水系统或辅助给水系统供应给水。排出系统继续导出堆芯余热。路系统排向大气。一回路温度、压力下降到一定值时，由余热排出系统加以冷却辅助给水系统供应给水。甩负荷时，蒸汽通过蒸汽旁路系统排放到凝汽器或排向大气。出系统加以冷却。蒸汽管道破口时，安注系统向堆芯注入含硼水。器或排向大气。系统向堆芯注入含硼水。一回路系统出现破口时，安注系统和安全壳喷淋系统系统。反应堆堆芯冷却的控制反应堆堆芯冷却的控制运行情况系统或设备热阱正常运行蒸汽发生器正常给水辅助给水及蒸汽旁路系统机组停运第一阶段：蒸汽发生器第二阶段：余热排出系统辅助给水及蒸汽旁路系统设备冷却水系统、重要厂用水系统事故工况蒸汽发生器辅助给水及蒸汽旁路系统余热排出系统设备冷却水系统、重要厂用水系统余热排出系统设备冷却水系统、重要厂用水系统安全注射系统换料水箱、安注箱安全壳喷淋系统换料水箱、设备冷却水系统、重要安全壳喷淋系统换料水箱、设备冷却水系统、重要厂用水系统乏燃料组件的冷却反应堆换料水池及乏燃料冷却净化系统设备冷却水系统、重要厂用水系统件的冷却冷却净化系统正正常给给水系系统正常运行时，一回路冷却剂在流过反应堆堆芯时受热，而在蒸汽发生器内被冷却。蒸汽发生器的二回路侧由正常的主给水系统或辅助给水系统供应给水。蒸汽发生器的二回路侧由正常的主给水系统或辅助给水系统供应给水。当汽机甩负荷时，蒸汽通过蒸汽旁路系统排到凝汽器或排放到大气中。设备冷冷却水系系统重要要厂用水水系统反应堆停闭后，为了除去衰变热，防止燃料元件包壳熔化，冷却反应堆停闭后，为了除去衰变热，防止燃料元件包壳熔化，冷却剂泵必须继续运转，衰变热通过蒸汽发生器由二回路带出；当—回路压力、温度降到一定程度时，余热排出系统必须投入。„设备冷却水系统是一个中间冷却系统，在传送放射性流体和海水组成„设备冷却水系统是一个中间冷却系统，在传送放射性流体和海水组成的电厂最终热阱之间提供一个进行监督的中间屏障，能有效地避免放射性流体与海水之间相互泄露。换料料水箱及安注注箱当一回路处于大气压力下时，可以由反应堆换料水池冷却净化系当一回路处于大气压力下时，可以由反应堆换料水池冷却净化系统来排出余热；当蒸汽管道出现破口时，安全注射系统将向堆芯注入含硼水，以当蒸汽管道出现破口时，安全注射系统将向堆芯注入含硼水，以补偿由于堆芯过冷所丧失的冷却剂装量。安全壳喷淋系统安安全壳喷喷淋系统统当一回路系统出现破口时，堆芯产生的功率将由破口流出的液体或气态的冷却剂带到安全壳内，这时，安全壳喷淋系统动作，对流出的冷却剂进行循环冷却。流出的冷却剂进行循环冷却。2.2.3包容放射性产物包容放射性产物控制方式2.2.3包容放射性产物1、保持现场或厂房的相对负压，防止放射性气体或尘埃向其它区域扩散。2、气体厂房换气排气塔放排放检测活性炭过滤器排气塔放出蒸发浓缩蒸馏水3、液体蒸发浓缩测定释放海中硼回收系统或废液处理系统固化埋入地下对放射性产物的屏障控制对放射性产物的屏障控制安全壳包壳事故工况下，参与对各道放射性屏障功能控制的系统有：„反应堆紧急停堆系统：控制第一道屏障„稳压器安全阀：控制第二道屏障„稳压器安全阀：控制第二道屏障„对第三道屏障：安全壳自动隔离、安全壳喷淋系统、氢气负荷装置、砂堆过滤器等。多重安全屏障和安全设施的关系燃料芯燃料元压力安全芯块元件包容器壳停堆系统包壳防止过热破损应急堆芯冷却系统ECCS防止过热破损应堆冷却系统过压保护安全阀安全壳喷淋防止过热过压破损防止氢气爆炸防止氢气爆炸可燃气体浓度控制系统停堆系统停堆系统要求：任何条件下都能安全可靠停堆要求：任何条件下都能安全可靠停堆停堆系统停堆系统•依靠设备的固有安全性™重力、弹簧力使安全棒自动掉入堆芯设置多套停堆系统•设置多套停堆系统™停堆安全棒™强中子吸收溶液（硼、浓硝酸钆）™强中子吸收溶液（硼、浓硝酸钆）•停堆保护信号停堆保护信号™20多个™每个信号四个通道2/4逻辑™2/4逻辑2.3专设安全设施2.3专设安全设施安全注入系统（ECCS应急堆芯冷却系统）辅助給水系统辅助給水系统安全壳安全壳喷淋安全壳喷淋应急电源消氢系统消氢系统余热排出系统设置专设安全设施的必要性设置专设安全设施的必要性•事故工况下，正常的控制保护系统不足以保障堆芯的冷却。•失水事故下，即使反应堆紧急停闭，由于积聚的贮热和衰变热的作用仍然有可能烧毁燃料包壳甚至使堆芯熔化用，仍然有可能烧毁燃料包壳，甚至使堆芯熔化。•冷却剂大量外泄，引起安全壳内压力升高，危及安全壳的完整性。专设安全设施的功能：发生失水事故时，向堆芯注入含硼水；阻止放射性物质向大气排放；阻止安全壳中氢气浓度；向蒸汽发生器事故供水。向蒸汽发生器事故供水。设计原则设备必须高度可靠系统要有多重性系统要有多重性系统必须各自独立系统应能定期检查必须具备可靠电源必须具备可靠电源必须具备充足的水源1、安全壳安全壳安全壳主要功能主要功能压水堆核电厂的安全壳内设置了核蒸汽供应系统的大部分系统和设备，即反应堆、一回路主系统和设备、余热排出系统（停冷系统）排出系统（停冷系统）：(1)在发生失水事故和主蒸汽管道破裂事故或地震时，承受事故产生的内压力，容纳喷射出的汽水混合物，防止堆受事故产生的内压力，容纳喷射出的汽水混合物，防止堆厂房内放射性物质外逸，以免污染环境。设计准则通常按历史最大地震或失水事故考虑；(2)保护重要设备，必须考虑外部事件，防止受到外来袭击(如飞机坠毁、龙卷风等)的破坏；(3)是放射性物质和外界之间的第三道也是最后一道生物(3)是放射性物质和外界之间的第三道也是最后一道生物屏障。因此，在任何情况下都要保证安全壳的完整性，对它特别因此，在任何情况下都要保证安全壳的完整性，对它特别仔细地设计，建造和监督。分类分类••按其材料来分，有用按其材料来分，有用钢板制造钢板制造的、的、钢筋混凝土钢筋混凝土制造的制造的((包括包括预应力混凝土预应力混凝土))以及以及既用钢板又用钢筋混凝土既用钢板又用钢筋混凝土的等几种；的等几种；••按其性能来分，有按其性能来分，有干式干式的和的和冰冷凝器冰冷凝器式的；式的；••按其形状分，按其形状分，球形球形、、圆筒形圆筒形等。等。按其形状分，按其形状分，球形球形、、圆筒形圆筒形等。等。••由材料、性能、形式等几方面的组合，结合考虑压水堆核由材料、性能、形式等几方面的组合，结合考虑压水堆核电厂的厂址，输出功率、经济性和安全性等因素，压水堆电厂的厂址，输出功率、经济性和安全性等因素，压水堆电厂的厂址，输出功率、经济性和安全性等因素，压水堆电厂的厂址，输出功率、经济性和安全性等因素，压水堆核电厂具有代表性的安全壳有核电厂具有代表性的安全壳有钢筋混凝土安全壳钢筋混凝土安全壳和和预应力预应力混凝土安全壳混凝土安全壳两种。两种。••典型安全壳设计压力为典型安全壳设计压力为0.50.5MPa.MPa.钢筋混凝土安全壳钢筋混凝土安全壳3838mmmm钢筋混凝土安全壳通常采用双层结（（11）钢筋混凝土安全壳）钢筋混凝土安全壳半球顶半球顶钢筋混凝土安全壳通常采用双层结构，外层钢筋混凝土壳为生物屏蔽层，内层钢壳起承压及密封作用，其形式有1.51.5mm内层钢壳起承压及密封作用，其形式有圆柱形和球形两种。40m负压负压•二次包容壳为椭球顶盖的圆柱形钢筋混凝土结构40m筋混凝土结构•两层壳之间留有1.5m宽的环形空间，环腔内呈负压，从钢壳泄漏至环腔的放射性气体只有经过过滤净化后方能放射性气体只有经过过滤净化后方能从排气烟囱排放，以降低放射性物质对环境的污染。椭球底椭球底美国早期建造的电功率800MW的压水堆核电厂安全壳（（22）预应力混凝土安全壳）预应力混凝土安全壳1m•带密封钢衬里的单层预应力混凝土安全壳是一座支承在厚的钢筋混凝土筏基上的带穹（（22）预应力混凝土安全壳）预应力混凝土安全壳60m1m是一座支承在厚的钢筋混凝土筏基上的带穹顶的圆柱形混凝土壳。•圆筒壁和穹顶埋有后张预应力钢束，内壁椭球形椭球形圆筒壁和穹顶埋有后张预应力钢束，内壁用6.35至12.70mm厚的薄钢板焊接成为气密性钢衬里。这种形式的安全壳广泛用于美国、法国、•这种形式的安全壳广泛用于美国、法国、日本的900～1300MW压水堆核电厂中。•设计限值为：相对压力0.42MPa；最高平4040mm75m设计限值为：相对压力0.42MPa；最高平均温度145℃。•在失水事故峰值压力时，安全壳内气体泄漏率低于0.3/24h。漏率低于0.3%/24h。•正常运行时安全壳内压力维持在0.0985∼0.106MPa(绝对压力)，平均温度在45℃以0.106MPa(绝对压力)，平均温度在45℃以下。（（33）冰冷式安全壳）冰冷式安全壳•还有一种称为冰冷式的安全壳。这种安全壳内，四周有一个环形冷藏室，其中装有含•这种安全壳内，四周有一个环形冷藏室，其中装有含硼的冰块。•正常运行时，制冷设备使冰块保持在凝固状态。•失水事故之后，一回路释放的蒸汽首先经过冰冷凝器，失水事故之后，一回路释放的蒸汽首先经过冰冷凝器，而后进入安全壳上部空间，冰冷凝器起到吸热降压的作用，这种设计安全壳压力低，容积小，但设备费与运行费高，未得到普及。运行费高，未得到普及。2、安全注射系统安全注射