第5章专设安全设施

专设安全设施5.1概述5.2安注系统（RIS）5.3安全壳系统5.4安全壳喷淋系统（EAS）5.5安全壳隔离系统(EIE)5.6可燃气体控制系统5.7辅助给水系统（ASG）第5章电站核安全1、核安全定义及三要素核安全：保护核电厂工作人员、公众和环境免受反应堆裂变产物可能造成的放射性危害。保证核安全的三要素：（1）反应性控制（2）堆芯冷却（3）放射性产物的包容5.1概述反应堆发生失水事故时自动投入，阻止事故的进一步扩大，保护反应堆不烧毁，同时防止放射性物质向大气环境扩散。（1）燃料包壳（2）一回路压力边界（3）安全壳三重屏障专设安全设施核电站设置了一整套的专设安全设施，以便在故障或事故工况下起到保护和缓解作用，不使事故扩大，防止堆芯烧毁，确保第三道屏障即安全壳的完整性，防止放射性物质外逸。核电站以可能性极小的、假象的最严重事故作为安全设计的依据，这种最严重事故是指一回路大破口时的冷却剂丧失（LOCA）事故。一旦一回路管道大破裂，冷却剂就会喷流而出，造成反应堆失水。如果堆芯失去冷却而烧毁，则大量放射性物质就可能释放到安全壳内。（1）何谓LOCA事故？5.1.1专设安全设施的功能：RCP发生失水事故或二回路的汽水回路发生破裂或失效时，必须确保堆芯热量的排出和安全壳的完整性，限制事故的发展和减轻事故的后果，为此核电站设置了专设安全设施。具体的功能一回路小破口事故（破口当量直径9.5~25mm）；RCV、安注、ASG（辅助给水系统）一回路大破口事故（破口当量直径大于345mm）：①投入安注；②进行安全壳隔离；③投入安全壳喷淋系统；二回路大破口事故；①主给水管道大破口事故-投入辅助给水系统；②蒸汽管道断裂事故-安注、辅助给水系统、安全壳喷淋、避免三台蒸汽发生器排空，需进行蒸汽管道隔离；5.1.2专设安全设施的范围A、专设安全设施：安全注入系统（RIS）；安全壳系统安全壳喷淋系统（EAS）；安全壳隔离系统（EIE）；可燃气体控制系统辅助给水系统（ASG）；安全壳内大气监测系统（ETY）；B、其他：不属于专设安全设施，但也具有安全功能，协助完成专设安全设施功能，或者保证专设安全设施的良好运行提供必要的条件：通风；供给冷却水；（由RRI和SEC排出由专设安全设施排出的热量）排出余热；（由汽轮机旁路系统排向大气部分与ASG一起来保证这一功能）给能动部件提供动力源，包括电源和压缩空气。5.1.3设计遵循的原则屏障的独立性；多重性原则；（满足单一事故原则）设备的可靠性；按设计基准事故（即最大的预想事故）确定设备能力，保证：①燃料元件包壳的峰值温度低于1200℃；②由水或蒸汽与包壳反应产生氢气量不超过假设所有包壳都与水或蒸汽起化学反应所产生氢气量的1%；③安全壳内的压力低于设计（绝对）压力（0.52MPa）④可允许失去正常电源；系统定期检查；系统具有足够的水源；系统具备可靠的动力源；5.2安全注射系统（RIS）5.2.1系统功能一回路小破口或二回路蒸汽管道破裂时，向一回路补水，重新建立稳压器水位。一回路大破口时，向堆芯注水，以重新淹没并冷却堆芯。二回路蒸汽管道破裂时，向一回路注入高浓度硼酸溶液，补偿冷却剂过冷而引起的正反应性。辅助功能换料停堆期间，用低压安注泵为反应堆水池充水；用水压试验泵进行RCP系统的水压试验；失去全部电源时，用水压试验泵为主泵提供轴封水；在再循环注入阶段，低压安注泵从安全壳地坑吸水，RIS在安全壳外的管段成为第三道屏障的一部分。一回路大破口时，二回路蒸汽管道破裂时，造成一回路平均温度降低，从而引起冷却剂收缩，所以要补水。同时防止堆芯重返临界。5.2.2系统原理图硼注入箱旁路管线增压管线安全注射系统原理流程安全注射系统设有两套安全注射管系：安全注射箱、安全注射泵；安全注射箱管系，在安全注射箱内储有一定容积的高硼水，并用氮气充压，使注射箱内维持恒定的压力。当一回路系统一旦发生大破裂事故，其压力低于安全注射箱的压力时，安全注射箱内的硼水就通过止回阀自动注入一回路系统。安全注射泵管系，当一回路系统因发生破损事故而压力下降至一定值时，安全注射泵就自动启动，将换料水箱内的硼水注射至一回路系统，换料水箱内的硼水被汲完后，安全注射泵可改汲从一回路系统泄漏至安全壳底部的地坑水，使硼水仍能连续不断地注入一回路系统冷却堆芯。在电站失去外电源情况下，安全注射泵的电源可由应急柴油发电机组自动供电。系统流程图MMMMMMMMMMMMMMMMMMMMMMMM换料水箱来自安全壳喷淋系统最小流量管线缓冲箱再循环泵高压安主泵（上冲泵）硼注入箱上冲低压安主泵再循环管线安全壳地坑冷管段热管段1312235.2.3系统的组成安全注入系统分为三个子系统：高压安全注入系统（HHSI）蓄压箱安注系统（中压安全注入系统）（MHSI）低压安全注入系统（LHSI）a.高压安全注入系统（HHSI）功能：一回路系统破口而使压力降到11.9MPa，或者主蒸汽管道发生破裂使冷却剂温度明显降低时，向堆芯注入高浓硼酸水，迅速冷却和淹没堆芯，并抵消因温度效应引起的正反应性增加，使反应堆维持在次临界。组成1、利用RCV的三台上充泵作为高压安注泵、一个浓硼酸注入箱RIS004BA、硼酸再循环回路。2、吸水管线直接从换料水箱来的吸水管线与低压安注泵出口相连的增压管线3、注入管线通过硼酸注入箱的管线硼酸注入箱旁路管线注入管线直接注入阶段：从换料水箱吸水再循环注入阶段：从安全壳地坑吸水，通往换料水箱的管线被隔离。因此安全壳地坑、低压安注泵、安全壳喷淋热交换器也是高压安注的一部分。上充泵换料水箱硼注入箱缓冲箱硼注入再循环泵冷端注入管线热端注入管线硼注入箱旁通注入管线b.中压安全注入系统（MHSI）（蓄压注射管线）功能：在一回路管路发生破裂，引起压力急剧下降的情况下，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溶化。组成由三个蓄压安注箱组成，分别接到三个冷却环路的冷管段；正常情况下电动隔离阀打开，安注箱的隔离由每条注入管线上的两个串联的逆止阀保证；参数安注箱内含硼水浓度2400μg/g，用4.2MPa的氮气覆盖。每个安注箱能提供淹没堆芯所需容积的50％。为非能动安注系统:不用安注信号启动任何电气设备。安注箱安注箱隔离阀止回阀往复式试验泵换料水箱c.低压安全注入系统（LHSI）功能：在冷却剂管道大破裂，冷却剂压力急剧降低（0.7MPa）时用，以淹没堆芯，和保证堆芯内水的流动，以便导出余热。吸水管线直接注入阶段：通过两条独立管线从换料水箱抽水。再循环阶段：换料水箱水位低时，通过两条独立管线从安全壳地坑抽水。注入管线热管段注入；冷管段注入（地坑：收集一回路泄漏水、蓄压箱的水和安全壳的喷淋水。）换料水箱低压安注泵冷热端注入管线地坑连接管线正常运行时过渡阶段低水位时地坑吸水LOCA时的安注过程102030时间（s）一回路压力（bar)150100500一回路破口后的压力变化第一阶段：冷段直接注入阶段当P≤119bar时，高压安注系统投入当P≤42.5bar时，中压安注系统自动投入当P10bar时，低压安注系统投入§5.2安全注入系统RIS5.3安全壳系统第三道屏障；对反应堆冷却剂系统的放射性提供生物屏蔽；非能动安全设施，对外部事件的防护，以及内部飞射物及管道甩击的影响。一、核岛主要系统5.3.1功能5.3.1系统功能在发生事故时，防止或减少放射性物质的对外释放；保护重要设备，防止受到外来袭击的破坏；放射性物质和环境之间的最后一道生物屏障-第三道屏障。5.3.2安全壳型式钢板、钢筋混凝土-按材料分；干式、冰冷式-按性能分；球形、圆筒形-按几何形状分；单层、双层-按结构分；5.3安全壳系统带密封钢衬得预应力混凝土安全壳；冰冷式安全壳；双层安全壳；负压安全壳。一、核岛主要系统5.3.2形式5.3安全壳系统设备闸门；人员闸门；燃料运输管道；管道、电缆贯穿件。一、核岛主要系统5.3.3贯穿件5.3.3安全壳贯穿件5.4安全壳喷淋系统系统EAS（1）当安全壳内的一回路或二回路主管道破裂时，安全壳内的压力P和温度T就会上升。EAS系统此时用喷淋水冷凝蒸汽，将安全壳内的温度、压力降低，以保持安全壳的完整性。（2）EAS系统还通过热交换器排出事故时释放到安全壳内的热量，它是安全系统中的唯一冷源。一、核岛主要系统在一回路发生破口或安全壳内蒸汽管道破裂时，安全壳内压力和温度升高，安全壳喷淋系统的功能就是通过喷淋冷水以冷凝安全壳内的蒸汽，使温度和压力降低到可接受水平，确保安全壳的完整性。辅助功能带走安全壳内大气中的气载裂变产物—NaOH与I反应3I2+6NaOH=5NaI+NaIO3+3H2O限制喷淋的硼酸对设备的腐蚀—添加NaOH提高pH值反应堆厂房发生火灾时，可手动喷淋灭火。5.4.1系统功能5.4.2系统原理图喷淋隔离阀实验管线安全壳喷淋系统原理流程在安全壳的上部设有相当数量的喷淋头，当安全壳内由于发生主管道破损事故而蒸汽压力升高时，安全壳喷淋系统的泵就自动启动，将换料水箱内的硼水和NaOH贮箱内供除碘用的NaOH溶液一起汲入，以一定比例混合，再由喷淋头喷入安全壳内。当换料水箱的水被用尽后，喷淋泵可改汲安全壳内的地坑水。此时，地坑水先由设备冷却水冷却后再重新喷淋至安全壳内。在核电站断电情况下，安全喷淋泵的电源也由应急柴油发电机组自动供电。一、核岛主要系统安全壳喷淋系统系统EAS5.4.3系统组成每台机组的喷淋系统由两条相同的管线组成，相互备用每条喷淋管线包括：一台喷淋水泵、一个化学添加剂喷射器、一台热交换器、两条位于安全壳顶部的喷淋集管吸水管线直接喷淋阶段：从换料水箱取水再循环喷淋阶段：从安全壳地坑取水化学添加剂注入管线提供NaOH以吸附空气中的挥发性碘5.4.3系统主要设备喷淋泵-EAS001PO、002PO立式电动离心泵，每台可保证100％的喷淋功能；额定流量：直接喷淋-850m3/h，再循环喷淋-1050m3/h额定压头：直接喷淋-131m水柱，再循环喷淋-115m水柱喷淋水热交换器-EAS01RF、02RF卧式、水平直通管式热交换器，管侧喷淋水，壳侧冷却水一、核岛主要系统Ø功能为：系统功能在发生LOCA事故时，使除专设安全设施以外的穿过安全壳的管道及时隔离，从而减少放射性物质的对外释放；在主蒸汽管道发生破裂时，及时隔离蒸汽发生器，以防反应堆冷却剂系统过冷和安全壳超压。系统组成主要由各种贯穿件、隔离阀和相应管道组成分散地单个地结合于核岛系统和主蒸汽系统等约26个系统5.5安全壳隔离系统5.5.1系统的功能一、核岛主要系统5.5安全壳隔离系统5.5.2系统设计Ø功能为：一、核岛主要系统5.5安全壳隔离系统5.5.3系统特点Ø功能为：一、核岛主要系统5.6安全壳隔离系统5.5.4运行和控制Ø功能为：一、核岛主要系统5.6可燃气体控制系统5.6.1概述一、核岛主要系统5.6可燃气体控制系统5.6.2系统的描述Ø功能为：一、核岛主要系统5.7辅助给水系统ASG5.7.1系统的功能在主给水系统的任何一个环节发生故障时，作为应急手段向蒸汽发生器二次侧供水，使一回路维持一个冷源，排出堆芯剩余功率，直到余热排出系统允许投入运行为止。在下列情况下，代替主给水系统向蒸汽发生器供水蒸汽发生器投入前的充水机组启动时（RRA退出至热备用阶段）机组停堆后的热停堆（如果ARE不可用）从热停堆至RRA投入前的RCP冷却阶段5.7.2系统原理图电动辅助给水泵汽动辅助给水泵常规岛除盐水分配系统CEX断电时5.7.3系统组成给水回路（每个机组各有一套）一台辅助给水贮存箱，两台电动辅助给水泵，一台汽动给水泵，三条给水管线A系列：两台电动给水泵（2×50％），由应急电源供电B系列：一台汽动给水泵，由主蒸汽系统旁路供汽除氧装置（两个机组共用）一台除氧器，两台循环泵，一台再生式热交换器两台循环泵由应急电源供电，相互备用a.系统的主要设备