专设安全设施.精讲

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3、二回路蒸汽管道破裂时，向一回路注入高 浓度硼酸溶液，补偿冷却剂连续过冷而引起 的正反应性。（必要时应停堆）
二、辅助功能
1、换料停堆期间，用低压安注泵为反应堆水 池充水； 2、用水压试验泵进行RCP系统的水压试验； 3、失去全部电源时，用水压试验泵（应急电 源）为惰转的主泵提供轴封水；
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四、专设安全设施的设计原则： （l）设备高度可靠；最不利的情况（如地震），专 设安全设施要求仍然能发挥其应有功能。 （2）系统多重性； （3）系统相互独立； （4）系统能定期检验； （5）系统具备可靠动力源及足够的水源； （6）设计基准事故应满足：a)燃料包壳最高温度不 超1204℃；b)包壳最大氧化度小于17%；c)最大产 氢量小于1%；d)安全壳压力保持设计压力内；e)堆 芯几何形状改变度；f)应急堆芯冷却系统的长期冷 却能力。 2017/12/23 7
第五章 专设安全设施
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一、专设安全设施的内容
（p163）
当RCP系统发生失水事故或二回路的汽水回路 发生破裂或失效时，必须确保反应堆紧急 停堆、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。 5.1 安全注入系统（RIS） 5.2 安全壳喷淋系统（EAS） 5.3 辅助给水系统（ASG） 5.4 安全壳隔离系统（EIE）×
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核安全三要素：反应性控制、堆芯冷却和放射 性产物的包容。 三要素是保护核电站工作人员、居民和环境免 受放射性危害的根本。 核电厂安全的总目标：建立并维持一套有效的 防护措施，以保证电站工作人员、居民和环 境免遭放射性危害。 （1）辐射防护目标：控制放射性照射程度； （2）技术安全目标：防止发生事故，减少严 重事故发生的后果及其概率。
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47.7m3
50％
33.2m3
7.0 MPa
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□ 安注箱的隔离 由每条注入管线上的两个串 联的逆止阀来保证，为了对止回阀的泄漏进 行试验，还设置了试验管线。每条管线上还 设有一个电动隔离阀（RIS001，002一回路绝对压力低于 7.0 MPa时，关闭此隔离阀，防止安注箱向 RCP注入硼水。 □ 两机组共用的水压试验泵（9RIS0llPO）除 用于一回路水压试验外，也用来从换料水箱 向安注箱充水。此外，在全厂断电的事故情 2017/12/23 况下，试验泵还用于提供主泵的轴封水。 26
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事故的特征： 1．小破口失水事故 堆内冷却剂的流失量十分缓慢，可以由化学 和容积控制系统投入第二台上充泵，维持 稳压器水位，毋需启用安全注入系统。 但是，由于冷却剂正在不断地从一回路系统 向外流失，它所含有的裂变产物将释放到 安全壳中，污染厂房。因此，必须及早查 明原因和泄漏部位，迅速采取相应措施。 为了安全起见，核电站可按正常程序停止 运行。
相应管线由止回阀隔离，以便低压安注泵接到 安注信号能迅速启动，从换料水箱抽水，并 且在RCP压力迅速下降时能尽快直接向其大量 注入。 □ 所有冷管段注入管线与一回路冷管段之间都 装有三个串联的逆止阀，所有热管段注入管 线与一回路热管段之间都装有两个串联的逆 止阀，而且这些阀门都尽可能靠近反应堆冷 却剂管道，以实现安注管线在安全壳内侧的 隔离和减少由于安注系统管道破裂而引起失 水事故LOCA的可能性。
□ 气动隔离阀 RIS136，138，139和 140VB 在用水压试验泵给中压安注箱充水时才打 开。 □ RIS014，015和016VZ也仅在向中压安注 箱充氮气加压时才打开。
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5.1.3 安注过程
一、失水事故（LOCA）简述 失水事故：在一回路高压系统上有较大的破口，反应 堆冷却剂从破口流失，当一回路水的补充能力不足 以弥补漏流时，使堆芯逐渐失去冷却，导致燃料棒 包壳烧毁的事故。 这种破口可能是由于一回路主管道、或者与它相连的 辅助系统支管道在隔离阀前一段上发生破裂；也可 能是由于安装在高压系统上的设备（如阀门）故障 而引起。
5.1.2 系统的组成
RIS分为三个子系统：
1、高压安全注入系统（HHSI）
2、低压安全注入系统（LHSI）
以上为能动安全注入系统，需要使用泵作为注入动力。
3、中压安全注入系统（MHSI）
为非能动安全注入系统，利用预先充填的氮气压力实 现安注。 11
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一、高压安全注入系统（HHSI）
1、作用：由于一回路系统RCP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 平均温度明显降低时，HHSI立即向堆芯注入高 浓度硼酸水，补偿泄漏、淹没堆芯，使反应堆维 持在次临界。
HHSI利用RCV的三台上充泵作为高压安注泵。 在电厂正常运行时，它们作为RCV系统上充泵用于 向RCP正常充水，其一台运行、一台备用。另一台 电源连锁。
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□ 当硼注入管线出现故障时，在控制室手动打 开隔离阀RIS020VP，通过此管线将PTR001BA 的硼水注入RCP冷管段。 与隔离阀RIS020VP并联安装的阀029VP的管线 上带有节流孔板，它用于在冷、热管段同时 注入阶段以小流量向冷管段注入。 □ 在 RCV正常上充不可用时，可利用 RIS029VP的管线代替，这时 020VP处于关闭 状态。 ③两条并联的热段注入管线 这两条管线是在 冷、热段同时注入阶段时使用。每一条管线 分别向两个环路热管段注入。 2017/12/23 18
隔离阀RIS021VP，023VP分别由系列A和系列B 母线供电，它们正常是关闭的，并由控制室 手动操作。 ④硼酸再循环回路 为防止硼注入箱RIS004BA 中的硼酸结晶，在高压安注泵的排出管设置 了硼酸再循环回路，将浓硼酸不断地再循环。 两台并联的硼注入箱再循环泵RIS021PO， 022PO由两条独立的电源系列供电，它们将浓 硼酸（硼浓度约 7 000μg／g ）在装有电加 热管道中再循环。 □ 硼酸经由气动阀RIS206VP排放到硼注入箱 2017/12/23 19 RIS004BA的入口，通过RIS004BA后再经由
串联设置的气动阀RIS208VP，209VP返回到缓冲 箱。 ※ 正常运行时，一台连续运行而另一台备用。 ※ 当安全注入启动时，再循环回路被隔离（关 闭RIS206，208，209VP）。
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二、低压安全注入系统（LHIS）
由两条独立流道组成，每条流道有一台低压安 注泵（RIS001PO或002PO）。 低压安注泵的出口有两条管线： （1）通过隔离阀接到高压安注泵吸入联箱上，为 高压安注泵增压。 （2）低压安注泵与RCP的冷、热段也有连管（与高 压安注管线共用），其中两台低压安注泵分别 连到第二和第三环路的热管段。 当RCP系统压力低于低压安注泵压头时，低压安 注泵也直接向RCP系统冷段或冷、热段注入。
5.1 安全注入系统 （RIS）
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5.1.1 RIS系统功能
一、主要功能 1、一回路小破口（当量直径 9.5～25mm）或二回路 蒸汽管道破裂造成一回路平均温度降低而引起冷 却剂收缩时，向一回路补水，重新建立稳压器水 位。 2、一回路大破口（大于345mm）失水事故时，向堆 芯注水，以重新淹没并冷却堆芯,限制燃料元件温 度上升。 主管道突然产生脆性断裂是典型的大破口失水事故。 这是专设安全系统的设计基准事故之一。 2017/12/23
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在事故工况时，成为高压安注泵，由两台泵运 行，向一回路注入硼水。
（1）吸水管线
□ 高压安注泵有两条吸水管线， A、直接从换料水箱来的吸水管线 B、与低压安注泵出口连接的增压管线。 ※ 另一条从容控箱来的吸水管线在安注信号出 现时即被隔离。 由于换料水箱与高压安注泵入口之间的管道上 有逆止阀，在低压安注泵出口压力的作用下 自动关闭，因此仅在低压安注泵增压失效时 2017/12/23 14 高压安注泵才直接从换料水箱吸水。
7 000μg／g
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□ 泵出口设置了一个最小流量旁路管线，在正 常运行期间此最小流量经轴封水热交换器冷 却后再循环到泵的吸入口。三台泵共用的最 小流量旁路管线装有两只隔离阀，当接到安 全注入信号时关闭这两个阀门。
（2）注入管线
HHSI泵可通过四条管线将含硼水输送到 RCP系 统。 ①通过浓硼酸注入箱的管线 这条管线由安注 信号启动投入运行，HHSI泵出口的水流过浓 硼酸注入箱，将浓硼酸溶液（硼浓度约7 000μg／g）带入RCP冷管段，以便迅 2017/12/23 16
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□ 在冷、热段同时注入时，冷段注入流量改走 装有节流孔板的旁路管线（RIS030VP， 031VP）。 低压安注泵有以下两条吸水管线： （1）直接注入阶段，两台低压安注泵通过两 条独立管线从换料水箱抽水； （2）再循环阶段，两台低压安注泵通过两条 独立管线从安全壳地坑抽水。 □ 反应堆正常运行时，两台低压安注泵是不工 作的，此时热段注入管线的隔离阀处于关闭 状态，而冷段注入管线的隔离阀处于打开状 态，泵的进口隔离阀也处于打开状态， 2017/12/23 22
速向堆芯提供负反应性。该管线平常由入口阀 门 RIS032VP，033VP和出口阀门 034VP， 035VP，036VP保持隔离，这些隔离阀在接到 安注信号后立即开启（RIS036VP除外）。 □ 在冷、热管段同时注入时，为了限制注入量 打开阀036VP并关闭034，035VP，含硼水从带 有流量孔板的出口隔离阀旁路管线进入RCP冷 段，可限制它的注入流量。 ②硼注入箱旁路管线 这条管线在通过硼注入 箱的管线发生故障的情况下才使用，正常情 况下是关闭的。
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三、中压安全注入系统(MHIS)
中压安注系统主要由三个安注箱组成（RIS001， 002，003BA），分别接到 RCP三个环路的冷管 段上。为非能动系统，不用安注信号启动。 安注箱内存 2 400μg／g的含硼水，用绝对压 力约为 4.2 MPa的氮气覆盖。 当RCP压力降到安注箱压力（4.2MPa）以下时， 由氮气压将含硼水注入RCP冷段，能在短时间内 淹没堆芯，避免燃料棒熔化。 每个安注箱能提供淹没堆芯所需容积的50％。
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还包括：安全壳、安全壳消氢系统、和应急电 源等。
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二、核安全及其三要素 核安全设施：就是在核设施设计、制造、运行 及停役期间为保护核电厂工作人员、居民和 环境免受可能的放射性危害所采取的所有措 施的总和。这些措施包括： （1）保障所有设备正常运行，控制和减少对 环境的放射性废物排放； （2）预防故障或事故的发生； （3）限制发生的故障或事故的后果。 这些措施包括设备、人员及组织管理三方面的 内容，即核安全取决于设备的可用性、人的 行为、工作组织与管理的有效性。
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2．中等破口失水事故 发生中等破口失水事故时，补水能力已不足以 弥补冷却剂从破口的流失，一回路系统压力 下降，使稳压器中的水流向冷却剂系统，造 成稳压器压力和水位同时降低（如果压力下 降较快时，由于堆内冷却剂大量汽化会发生 水位的虚假上升）。并且，一回路系统高温 高压水喷出、迅速汽化，使安全壳内压力逐 渐上升，当稳压器压力达到低压整定值或安 全壳出现高压信号后，反应堆紧急停闭。
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三、专设安全设施的功能： （l）防止放射性物质扩散，保持环境，保护 居民和电站工作人员的安全； （2）当电站出现第三、四类事故（不常见事 故、极限事故）时，保证反应堆余热的排出， 并尽可能地限制裂变产物包容设备及系统的 损坏； （3）发生失水事故时，向堆芯注入含硼水； （4）阻止放射性物质向大气释放； （5）阻止安全壳中氢气浓集； 2017/12/23 6 （6）向蒸汽发生器事故供水。