第二章-反应堆安全设施(二次课)

核安全基础核动力仿真研究中心核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology第二章反应堆安全设施§2.1核电厂基本系统§2.2反应性控制§2.3反应堆保护系统§2.4专设安全设施§2.5未来核电站的安全性核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology反应堆的运行中会产生大量放射性物质，一旦发生严重的堆芯损毁事故，同时又发生一回路压力边界和安全壳破损的情况，将有可能有大量的放射性物质释放到环境中，造成严重的环境污染。为什么要有反应堆安全设施？核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology三套系统1.反应堆控制系统：控制反应性，使反应堆功率跟踪电网变化；2.安全保护系统：在出现超出反应堆控制系统调整能力的过渡工况时使反应堆安全停闭；3.专设安全设施：减轻事故所造成的后果。核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology实现的功能：力图保持三道屏障完整！在所有情况下：–正常运行或反应堆停闭状态–故障工况或事故状态有效地控制反应性确保堆芯冷却包容放射性产物核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology控制反应性的手段：a)向堆芯插入或抽出中子吸收体；b)改变反应堆燃料的富集度；c)移动反射层；d)改变中子的泄漏。2.1反应性的控制2.1.1反应性控制的方法堆型反应性控制方法压水堆控制棒调硼可燃毒物沸水堆控制棒再循环流量控制可燃毒物注入硼酸（应急停堆）气冷堆控制棒气体流量控制投放硼钢球（应急停堆）堆芯外围区中心棋盘区核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology紧急停堆控制功率控制补偿控制•控制元件迅速引入负反应性•反应堆紧急停闭•控制元件动作迅速•补偿微小的反应性瞬态变化•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•也用于改变堆内功率分布反应性控制的三种类型核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology吸收体引入堆芯的三种方式•补偿棒-补偿控制•调节棒-功率控制•安全棒-紧急停堆控制•材料：银-铟-镉合金控制棒可燃毒物可溶毒物•补偿剩余反应性•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）•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。•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。耐辐照耐高温抗腐蚀易加工核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology化学补偿对慢化剂温度系数的影响050100150200250300350-60-40-20020慢化剂温度系数10-5/k温度OC0ppm500ppm1000ppm1500ppm2000ppm核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology反应性反馈效应：1.燃料的多普勒效应对于安全分析中所关心的功率剧增事故十分重要。1.慢化剂的温度效应和空泡效应2.1.2堆芯内固有的反应性控制核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology基本要求：1.应能及时调节反应堆功率，以适应外界负荷变化的要求，并能建立新工况下个主要热工参数的稳态值；2.应能改善核动力装置的过渡过程特性。2.1.3反应堆功率调节系统负荷%时间90100106汽机负荷堆功率核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology堆内设置两套按不同原理设计、彼此独立的反应性控制系统，例如压水堆内：2.1.4反应性控制的安全性1.棒束型控制棒组件2.化学容积控制系统3.限制每根可移动控制棒的反应性当量4.设置限制控制棒提升速度的连锁装置,拟制反应性引入的速率核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology功能：1.在反应堆启动和提升功率过程中，限制反应堆功率增长的速率，保证反应堆安全启动；2.带功率运行中，限制反应堆的功率、温度、压力、水位和流量等参数变化，是堆运行在安全限度所允许范围内；3.异常工况时，能执行保护反应堆的动作，立即消除事故隐患。2.2反应堆保护系统核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology保护系统可靠性的两个含义：1.具有最佳的安全性能2.具有最佳的连续运行性能2.2.1设计原则五个原则：1.单一故障准则2.设置多重的保护参数3.失事安全的原则4.具有运行校验功能5.保护动作要快核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology2.2.2保护参数及其动作方式序号保护参数动作方式符合度备注12功率量程高中子通量功率量程高中子通量汽轮机减负荷，禁止提棒停堆1/42/4F防止燃料元件烧毁345中间量程高中子通量中间量程短周期中间量程短周期停堆禁止提棒停堆2/21/22/2防止启动事故6源量程短周期禁止提棒1/2防止启动事故7超温△T汽轮机减负荷，禁止提棒2/4保证最小最小烧毁比8超功率△T同上2/4防止堆芯功率密度超限9中子通量畸变汽轮机减负荷，禁止自动提棒1/4防止局部元件烧毁10稳压器低压停堆2/4防止堆芯沸腾11稳压器高压停堆2/4防止一回路管道破裂12控制棒失落汽轮机减负荷，禁止自动提棒1/27防止局部元件烧毁1314蒸汽发生器低水位蒸汽发生器低水位控制棒插入，汽轮机减负荷停堆1/42/4避免蒸汽发生器烧干，堆芯热量带不出去导致烧毁1516冷却剂泵停转低频，低电压冷却剂泵停转低频，低电压控制棒插入，汽轮机减负荷停堆1/42/4保护堆芯免受烧毁1718冷却剂流量低冷却剂流量低控制棒棒插入，汽轮机减负荷停堆1/42/4同上19汽轮机甩负荷，堆降功率控制棒插入1/2跟踪负荷变化20控制棒插入极限报警1/4作为加硼操作信号21汽机停机停堆22地震停堆1/1核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology短周期事故中功率上升曲线0.00.10.20.30.40.00.51.01.52.02.53.0相对功率时间s停堆系统有0.04秒延迟停堆系统无延迟反应堆周期0.1秒ab核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology超功率-超温安全保护3103503308090100110120最大超功率快速停堆安全线16.57MPa15.2MPa13.8MPa13.1MPa功率%平均温度DNBR≥1.3℃DNB？DNBR？核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology2.3专设安全设施安全注入系统（ECCS）(EmergencyCoreCoolingSystem)安全壳系统辅助给水系统核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology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。•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。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。专设安全设施的功能：核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology设计原则设备必须高度可靠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必须具备充足的水源核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology安全注射系统又可称作应急堆芯冷却系统，主要用途是：•当一回路主系统的管道或设备发生破裂而引起失水事故时，安全注射系统能为堆芯提供应急的和持续的冷却，在事故发生的第一阶段，尽快将硼水直接注入堆芯，并在一定时间后，过渡到第二阶段，利用积聚在安全壳地坑里的水再循环，防止燃料元件包壳因堆芯失水而烧毁。•当化学和容积控制系统失效时，补偿一回路少量的泄漏，以保持稳压器内的水位。•发生蒸汽管道破裂事故时，安注系统能将含高浓度硼酸的水注入堆芯,抵消因慢化剂过度冷却所引入正反应性，防止反应堆重返临界。为了实现上述三个功能，安全注射系统必须能根据事故引起一回路系统压降的变化情况，在不同的压力状态下介入。为此，本系统分为三个子系统：高压注射管系，蓄压注射管系及低压注射管系。2.3.1安全注入系统核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology900MW级核电厂安注系统流程图核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology（1）高压注射管系（高压安注系统）高压注射管系用于压水堆冷却剂系统的小泄漏事故。主要目的：维持冷却剂系统压力稍低于正常的值，使压水堆正常停闭。当主系统因发生破损事故，压力下降至一定值，或蒸汽管道发生大破裂时，高压安全注射泵被启动，将换料水箱内2000ppm左右的硼水注入堆芯，防止反应堆重新临界和注入冷水以冷却和淹没堆芯。为了保证能可靠地注入，注入管经硼注入箱接在每一条环路的冷管段或冷、热管段。硼注入箱是一个容积为34m3的容器，安装在高压安全注射泵出口端，即冷管段管线上，这是为了将硼酸溶液以最快的速度注入堆芯。箱内装满浓度为12％酸溶液(21000mg/kg)，在安全注射信号将隔离阀门打开时，硼酸就注入压水堆堆芯，硼注入箱本身有一个循环加热系统，以保持硼酸溶液的温度，防止硼结晶析出.高压安注系统由换料水箱、高压安注泵、浓硼酸再循环回路、注入管线、相关阀门等组成。核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology（2）蓄压注射管系统（蓄压箱注入系统）•在一回路管道发生破裂，引起压力急剧下降的情况下，需依靠蓄压注射管系在最短的时间内淹没堆芯以避免燃料元件的熔化。•蓄压注射管系的每一个管路有一个安全注入箱(又称蓄压箱)，其容积约4060m3，内储存浓度为2000ppm的硼水，顶部充有压力为4.2MPa的氮气以加压，每只安全注入箱设有水位测量装置，用以监测箱内水的体积，并经由一只电动隔离阀和两只串联的逆止阀，连向冷却剂系统。•蓄压注入动作是完全自动的：正常运行时，电动隔离阀是打开的，当堆芯冷却剂压力迅速降低到低于安全注入箱内的氮气压力时，硼水就顶开逆止阀从一回路冷管段注入堆内。核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology蓄压注射管系图核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology（3）低压注射管系•低压注射管系在冷却剂管道大破裂，冷却剂压力急剧降低时用，以淹没堆芯，和保证堆芯内水的流动．以便导出余热。•低压注射管系在冷却剂压力下降到0.7MPa时由安注信号启动，将换料水箱中的含硼水注入每个环路的冷管段：当换料水箱硼水水位低到一定程度时，低压安全注射泵可改为抽取安全壳底部的地坑水。•地坑水收集的是一回路泄漏水、蓄压箱的水和安全壳内的喷淋水。核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology安注信号的产生•下列任意信号均可启动安注系统：•稳压器水位低，同时压力也低；•安全壳内压力高(0.13MPa)；•手动触发安全注射。核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology安全注射系统工作过程示意核科学与技术学院C