压水堆安全性分析课件

3、严重事故预防与缓解措施
AP1000设计中考虑了以下几类严重事故： 堆芯和混凝土相互反应；高压熔堆；氢气燃 烧和爆炸；蒸汽爆炸；安全壳超压；安全壳 旁路。
为防止堆芯熔融物熔穿压力容器和混凝土底板发生反应， AP1000采用了将堆芯熔融物保持在压力容器内设计（IVR）。 在发生堆芯熔化事故后，将水注入到压力容器外璧和其保温 层之间，可靠地冷却掉到压力容器下封头的堆芯熔融物。在 AP600设计时已进行过IVR的试验和分析，并通过核管会的审 查。对于AP1000，这些试验和分析结果仍然适用，但需作一 些附加试验。由于采用了IVR技术，可以保证压力容器不被熔 穿，从而避免了堆芯熔融物和混凝土底板发生反应。
(2) 采取措施确保反应堆安全壳的完整性。例如：堆 芯熔化物在安全壳内部的滞留、稳定和冷却；适当 的安全壳冷却。
1.从实质上根除了可能导致早期大规模 释放的情况
➢高压熔堆的预防 ➢高能堆芯熔融物与水相互作用的预防 ➢ 反应堆安全壳内氢爆轰的预防
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高压熔堆的预防：
除了通常的反应堆冷却剂系统的卸压系统，EPR 装有专门用于在偶发严重事故中防止高压熔堆的 阀门。这些阀门保证在即使发生稳压器卸压管线 故障的情况下，也能快速卸压。它们的卸压能力 保证一次侧快速减压至几百千帕，在压力容器熔 穿事件中通过堆芯熔融物的分散来排除任何反应 堆安全壳增压的风险。
安全壳排热系统和长期余热排出装置：
在偶发严重事故中，为了防止安全壳失去其长期 完整性，必须有措施控制安全壳内的压力并阻止 在余热效应作用下压力升高。带有热交换器的双 列喷淋系统和专门的热阱用于执行这一功能。由 于安全壳体积大(80000m3),充许操纵员有较长时 间(至少有12h)来部署这一系统。
对于蒸汽爆炸事故，由于AP1000设置冗余多样的自动卸压系 统，避免了高压蒸汽爆炸发生。而在低压工况下，由于IVR技 术的应用，堆芯熔融物没有和水直接接触，避免了低压蒸汽 爆炸发生。
对于由于丧失安全壳热量排出引起的安全壳超压事故， AP1000非能动安全壳冷却系统的两路取水管线的排水阀在失 去电源和控制时处于故障安全位置，同时设置一路管线从消 防水源取水，确保冷却的可靠性。事故后长期阶段仅靠空气 冷却就足以带出安全壳内的热量，有效防止安全壳超压。由 于采用了IVR技术，不会发生堆芯熔融物和混凝土底板的反应， 避免了产生非凝结气体引起的安全壳超压事故。
由于安注压力低于二次侧安全阀的整定压力，因此 对蒸汽发生器传热管破裂的事故管理得到改进。这 样带来了双重好处，可以避免发生液体释放并大大 降低二次侧安全阀卡在“开”位上的危险。
3.从设计上进一步提高操纵员操作的可靠性
在短期的偶发事件和事故中，所需的保护和安全防 护动作是自动的。主设备容量增加(反应堆压力容器、 蒸汽发生器、稳压器)，也增大了反应堆的惯性，在 30 min以内不需主控室操纵员采取行动，在1h以内 不需采取就地操作行动。
压水堆安全性分析课件
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压水反应堆（Pressurized Water Reactor，缩写 为PWR）是美国贝蒂斯原子能实验室（Bettis Atomic Power Laboratory）开发成功的一种轻 水核反应堆
世界上多数核电厂采用压水堆，是由于： 1.压水堆以轻水作慢化剂及冷却剂，反应堆体积小， 技术十分成熟。 2.压水堆采用低富集度铀作燃料，铀的浓缩技术已 经过关。 3.压水堆核电厂有放射性的一回路系统与二回路系 统分开，放射性冷却剂不会进入二回路而污染汽轮 机，运行、维护方便，需要处理的放射性废气、废 水、废物量较少。
高能堆芯熔融物与水相互作用的预防：
反应堆压力容器的高机械强度足以排除任何反应所造 成的损害，即使是压力容器内部高能的堆芯熔融物和 冷却剂之间的相互作用。
偶发的堆芯熔化事件，情况会随着堆芯熔融物在压力 容器外扩展而加重，堆芯熔融物可能与部分安全壳相 接触，也就是说反应堆堆坑和堆芯熔融物展开区在正 常运行中要保持干燥(无水)。堆芯熔融物在安全壳内 部专门区域内展开时，只有当它已经出现部分冷却、 表面固化、放射性减少的时候，才可使之与有限的水 接触以使其进一步降温。
EPR为提高安全水平不断进行了多种设 计选择，并为此采用了双重措施：
(1)采取改进措施，旨在进一步降低已经很低 的堆芯熔化概率； (2)在已知严重事故概率已大幅降低的情况下， 采取措施进一步限制严重事故的后果。
一、降低堆芯熔化概率的设计选择
（1） 从设计阶段就开始考虑扩展运行条件的 范围 （2） 针对有关设备和系统采取的设计选项 （ 3）从设计上进一步提高操纵员操作的可靠 性
2、简化的非能动设计提高安全性和经济性 AP1000主要安全系统，如余热排出系统、安注 系统、安全壳冷却系统等，均采用非能动设计， 系统简单，不依赖交流电源，无需能动设备即可 长期保持核电站安全，非能动式冷却显著提高安 全壳的可靠性。安全裕度大。针对严重事故的设 计可将损坏的堆芯保持在压力容器内，避免放射 性释放。简化非能动设计大幅度减少了安全系统 的设备和部件，与正在运行的电站设备相比，阀 门、泵、安全级管道、电缆、抗震厂房容积分别 减少了约50%，35%，80%，70%和45%。同时采 用标准化设计，便于采购、运行、维护，提高经 济性。
针对高压熔堆事故，AP1000主回路设置了4列可控的自动卸 压系统（ADS），其中3列卸压管线通向安全壳内换料水储存 箱，1列卸压管线通向安全壳大气。通过冗余多样的卸压措 施，能可靠地降低一回路压力，从而避免发生高压熔堆事故。
针对氢气燃烧和爆炸的危险，AP1000在设计中使氢气从反应 堆冷却剂系统逸出的通道远离安全壳壁，避免氢气火焰对安 全壳璧的威胁。同时在环安全壳内部布置冗余、多样的氢点 火器和非能动自动催化氢复合器，消除氢气，降低氢气燃烧 和爆炸对安全壳的危险。
从首批全计算机化主控室的N4电站所获得的反馈经 验分析，在数字仪控领域所取得的进步，使EPR在人 机接口方面具有高性能、高可靠性和最优化设计的 特点。反应堆的质量及有关电厂状态数据的采集， 使得操纵员能够实时提高行动的可靠性。
二、 限制严重事故后果的设计选项
EPR减轻严重事故后果的策略包括： (1) 从实际上消除可能导致早期大规模释放的情况。 例如：高压堆芯熔化，高能堆芯熔融物和水的相互 作用，反应堆安全壳内氢爆轰；
AP 1000
————西屋公司在已开发的非 能动先进压水堆AP600的基础上 开发了AP1000。
AP1000的设计规范：
AP1000为单堆布置两环路机组，电功率 1250MWe，设计寿命60年，主要安全系统采 用非能动设计，布置在安全壳内，安全壳为 双层结构，外层为预应力混凝土，内层为钢 板结构。
针对安全壳旁路事故，AP1000通过改进安全壳隔离系统设计、 减少安全壳外LOCA发生等措施来减少事故的发生。
4、仪控系统和主控室设计
AP1000仪控系统采用成熟的数字化技术设计， 通过多样化的安全级、非安全级仪控系统和 信息提供、操作避免发生共模失效。主控室 采用布置紧凑的计算机工作站控制技术，人 机接口设计充分考虑了运行电站的经验反馈。
新机组采用的先进反应堆技术：
➢ EPR
➢ AP1000
EPR
（欧洲压水堆）
EPR是20世纪90年代初由法马通公司和西门子
公司成立的合资企业开发的。在开发过程中，
所追求的目标不仅要考虑各种技术解决方法 的协调一致，还要考虑充分吸取2家供应商先
前建造的核电厂的所有经验反馈。就安全性 而言，EPR根据法马通和西门子当时已经建造 的96座反应堆的经验反馈，采取改进的方法。 这种设计原则，使AREVA(阿海珐)的EPR成为 继现役最先进的法国N4和德国Konvoi反应堆 之后的最新一代反应堆。
2.针对有关设备和系统采取的设计选项
反应堆冷却剂系统的设计，采用锻造管道及部件， 使用高性能材料，结合采取早期泄漏检测，并加强 在役检查，实质性地根除了任何大破口事故的风险。
同上几代反应堆相比，EPR的安全系统采用实体隔离， 使安全系统得到简化，冗余和多样性得到优化。实 际上这些系统的结构简单，依据反应堆是带功率运 行还是处于停堆状态，把所需进行的配置上的变化 降至最小。
AP1000主要的设计特点包括：
（1）主回路系统和设备设计采用成熟电站设计 （2）简化的非能动设计提高安全性和经济性 （3）严重事故预防与缓解措施 （4）仪控系统和主控室设计 （5）建造中大量采用模块化建造技术
1、主回路系统和设备设计采用成熟电站设计
AP1000堆芯采用西屋的加长型堆芯设计，这种 堆芯设计已在比利时的Doel 4号机组、Tihange 3 号机组等得到应用；燃料组件采用可靠性高的 Performance+；采用增大的蒸汽发生器（D125 型），和正在运行的西屋大型蒸汽发生器相似； 稳压器容积有所增大；主泵采用成熟的屏蔽式电 动泵；主管道简化设计，减少焊缝和支撑；压力 容器与西屋标准的三环路压力容器相似，取消了 堆芯区的环焊缝，堆芯测量仪表布置在上封头， 可在线测量。
反应堆安全壳内氢爆轰的预防：
安全壳预应力混凝土内壳的设计要能够抵挡 由于氢气燃烧所产生的压力，另外在安全壳 内装有氢气复合器以便任何时候氢的平均浓 度保持在10%以下。
2.保持安全壳的完整性
➢堆芯熔化物在安全壳内部的贮留、稳定和 冷却
➢安全壳排热系统和长期余热排出装置
堆芯熔化物在安全壳内部的贮留、稳定和冷却： EPR堆坑设计，考虑堆芯熔融物在压力容器外扩 张的情况下，收集堆芯熔融物，然后把它转运至 堆芯熔融物展开、冷却区。专门的堆芯扩散冷却 区是一个堆芯捕集器，它装备有固体金属结构并 且表面覆盖有“可牺牲性”的混凝土作保护层。 其目的是保护基础底板不受任何损害，并且冷却 堆芯熔融物。 堆芯熔融物从堆坑到展开区的转运要通过一个非 能动装置，钢“塞”在堆芯熔融物的热效应下熔 化。 展开之后，堆芯熔融物的淹没也是通过非能动的 可熔的塞体装置来完成的。安全壳内换料水箱中 的水在最初临界阶段靠重力非能动地注入熔融物， 之后蒸发，使熔融物得到冷却。几小时以后冷却 效应使堆芯熔融物固定并在几天后完成固化。
1.从设计阶段就开始考虑扩展运行条件的范围
根据概率安全评估，强调应重视停堆状态。EPR首次 在确定反应堆防护与保护系统的规模时对这些特殊 状态做了系统考虑。 尽管EPR安全分析法主要是以纵深防御概念(确定论 方法的一部分)为基础，但它还采用了概率分析方法 作为补充。这使得人们能够确定可能产生堆芯熔化 或大规模早期释放的事故的序列。 最后，安全系统和土建的设计也充分考虑最大程度 降低外部灾害的风险，例如地震、水灾、火灾、甚 至飞机撞击。为此，安全系统的机械和电气设备在 设计中采用四重冗余并进行实体隔离。由于一系列 关键厂房采用2×1.30m厚的双层混凝土壳的保护， 因而确保其免受飞机撞击的破坏