反应堆保护系统.ppt
核电站仪表与控制:第9章 反应堆保护系统
闭或GFR三个保护油压开关中的两个动
作)
C9
冷凝器可用时出现(P<500mbar.a,且冷却
喷淋水压>12bar.g)
C11 温度R棒棒位高于(225步)时出现
功能
闭锁控制棒的自动和手动提升, 防止触发P=25%的停堆保护。 闭锁控制棒的自动和手动提升, 防止触发P=109%的停堆保护。 防止包壳表面发生偏离泡核沸腾, 而烧毁。出现该信号时闭锁控制 棒的自动提升;汽机以200%/min 速率甩负荷。 防止反应堆线功率密度大,而烧 毁燃料芯块。出现该信号时闭锁 控制棒的自动提升;汽机以200% /min速率甩负荷。 允许GCT1.2组排放阀开启。
9.5.2 停堆断路器的连接 (3) “四取二”连接
9.6 反应堆保护停堆功能
1)手动保护停堆 2)中子注量率高保护停堆 3)中子注量率正、负变化率值超过5%FP/2s处罚保护停堆 4)一次冷却剂流量低触发保护停堆 5)超温△T 超过整定值触发停堆 6)超功率△T 超过整定值触发停堆 7)稳压器压力超过限值触发停堆 8)稳压器水位高过限值保护停堆 9)蒸汽发生器(SG)水位超过限值保护停堆 10)汽轮机跳闸触发停堆 11)专设安全设施动作触发停堆
3/4功率量程中子通量测量值低于定值
2/4功率量程中子通量测量值超过定值 (功率量程≥10%Pn) RPN010/020/030/040MA
功
能
1) 汽机脱扣;2)允许冷却剂平均温度低295.4℃时关闭给水主控 制阀;
2) 允许快速打开前两组冷凝器排放阀,而禁止打开其它两组阀 ;
1) 如果原来安注是禁止的,那么允许自动启动它的功能; 2) 在冷却剂平均温度低以后,恢复主给水阀的控制; 3) 允许快速打开冷凝器的四组排放阀; 4)RGL计数器置0。
第三章 反应堆保护
X、Y逻辑单元由固态磁逻辑元件组成,并采用负逻辑电路设计,比较结果分别送到计算机数据采集系统(KIT)、报警系统(KSA)和主控室的状态指示灯(LA)。另外,在做T2试验时,比较电路向T2试验装置发送逻辑测试结果。
3.输出单元
输出单元接受逻辑处理单元来的X、Y逻辑信号,先对X,Y进行“与”运算,然后经磁放大器进行功率放大推动输出继电器向各执行机构送出保护命令。输出单元由磁性元件和继电器组成。
3.1.7 停堆通道的响应时间
保护系统响应时间是指该系统的每一个输入变量从超越保护整定值起到触发保护系统执行机构完成相应保护命令所需要的时间。其中紧急停堆通道响应时间分解图,如下图3.9:
TRT—紧急停堆通道响应时间。这段时间T由下式几个时间组成:
TRT=T0+T1+T2+T3+T4+T5+T6
其中,T0——介质传输延迟时间,T0只有在ΔT保护通道中有,因为堆进,出口温度测量用的探测器是安装在主管道的旁管路上的,所以T0是指主冷却剂由主管道流至旁通管路的时间。(参数为温度时:T0=1S,其余参数为T0=0S).
根据失电安全准则,紧急停堆保护输出应在系统失去电源时产生停堆命令;但这一准则不适用于专设安全设施保护,即电源丧失时专设安全设施不应当产生保护动作。因此,对于紧急停堆保护和专设安全设施保护,保护系统应采取不同的输出方式。所以,秦山第二核电厂RPR设计为:紧急停堆输出单元采用失电操作方式,而专设安全设施保护则采用带电操作方式。
6.可试验性和可维修性
为了发现、验证和维修故障元器件,以防止故障的累积触发保护系统故障,需要对保护系统进行定期试验。
保护系统的冗余性,为在线试验提供了可能,对于整个保护通道,共有T1,T2,T3试验。关于周期试验,可详见3.6节。
第三章 反应堆保护系统
• 停堆信号
– – – – 超功率△T和超温△T 等堆芯保护 堆芯不会发生回路△T信号的事故 为主要部件提供保护 为了预先采取措施防止可能发生的核电厂的瞬态 及减少引起的热瞬变
停堆保护信号
• (8)超功率△T事故保护停堆
–超功率△T事故保护停堆确保燃料在各种可 能的超功率工况下保持完整性
–△T>超功率△T整定值 停堆 –△T>97%超功率△T整定值循环降低汽轮 机的负荷( RUNBack )、禁止自动和手动 提升控制棒
停堆保护信号
• (9)稳压器低压事故保护停堆
–防止堆芯出现过大的蒸汽空间和限制需要超温△T 事故保护停堆的保护范围 –当四取二稳压器低压信号降到低于13.0Mpa –当汽轮机第一级压力降到大约比10%功率(P-7) 低,同时核功率也比10%功率低时,这种事故保护 停堆动作被自动闭锁 –稳压器低压停堆的每个通道都设有超前一滞后补 偿。
停堆保护信号
• (18)安全注射信号引起事故保护停堆
–安全注射系统被启动时,就会发生事故保 护停堆。 –关于启动安全注射系统方法,将在《专设 安全设施启动》中予以讨论。
停堆保护信号
• (19)汽轮机停机引起保护停堆
–通过来自自动停机油路系统低压(6.9Mpa) 信号,来驱动汽轮机保护停机。 –在功率高于大约10%功率时,汽轮机保护 停机直接产生事故保护停堆可以减少一回 路系统扰动。 –在低于10%功率时,由汽轮机保护停机信 号引起的事故保护停堆自动闭锁。
5.
安全壳消氢系统
– 5.1 系统功能 – 5.2 系统流程简图与描述
反应堆控制原理(课堂PPT)
▪ 3.维持功率水平 由于运行时的各种原因,会使反应堆功率偏 离指定值。为了维持一定功率水平,用控制 库的自动调节来抵消各种引起功率波动的因 素。
▪ 4.保证堆的安全 反应堆在运行过程中可能会发生事故或出现 某种紧急情况,控制保护系统应能快速动作, 及时制止事故的发生和发展,以保证反应堆 安全。
▪ 四组控制棒按叠步程序一直移动到棒位偏差进入死 区为止。图9.21示出反应堆功率调节系统工作原 理。
47
48
▪ 1.二回路功率选择 ▪ 有可能作为功调棒组跟踪的二回路功率需求信导和选用条件
如下所述。 ▪ (1)最终功率整定值 ▪ 它是在汽轮机旁路系统GCT投入运行时设置的。当汽轮机脱
扣、超高压断路器断开或GCT置P模式时,就要选择它作为 反应堆功率的整定值。前两种瞬态发生说明汽轮机的功率需 求突然减少,这时反应堆仍然维持一定的高于汽轮机需求的 功率,多余的功率由排故系统排出。当汽轮机恢复用汽或用 汽量增加时,先不改变反应堆功率,而是通过减少排放功率 来满足汽轮机蒸汽需求的变化,直到汽轮机功率增加到比最 终功率整定值大时,再改选汽轮机功率以跟踪之。这种运行 方式的特点是比较好地保证汽轮机恢复或增加用汽时的负荷 跟踪性能。至于这两种瞬态发生后最终功率整定值是多大, 则视瞬态前汽轮机功率而定。如果瞬态发生前汽轮机功率大 于 率或整等定于值即30取%瞬P态n ,发最生终前功的率汽整轮定机值功就率是值3。0%Pn否则最终功
3
▪ 2.核反应截面和核反应率
▪ (1)微观截面
假定有一束平行中子,其强度为I,该中子束 垂直打在一个面积为1m2、厚度为△X m的薄 靶上,靶内核密度是N,靶后放一个中子探测 器,见图5—1。由于中子在穿过靶的过程中 会与靶核发生吸收或散射反应,使探测器测 到的中子束强度I′减小;记△ I = I - I′ ,实验 表明:
核反应堆的安全与防护 ppt课件
• 1950年,我国原子能研究院成功创建;1956年,
第一座核反应堆在北京建成;1967年,第 一座生产核反应堆建成并运行;1990年, 第一座原型核电反应堆建成并运行。
• 现在投入运行的有9座发电用原子能反应堆, 总容量为660万千瓦。我国另有2座反应堆 在建设中。我国还为巴基斯坦建成一座原 子能发电站。
• 所需燃料数量少且不受运输和储存的限制。 例如,一座100万千瓦的常规发电厂,一年 需要烧掉300万吨煤,平均每天需要一艘万
吨轮来运煤。而使用核能发电,一年只需 要30吨核燃料。
• 污染环境较轻。核能发电不向外排放CO、 SO2、NOX等有害气体和固体微粒,也不排 放产生温室效应的二氧化碳。核电站日常 放射性废气和废液的排放量很小,周围居 民由此受到的辐射剂量小于来自天然本底 的1%。
• 利用核反应堆产生的中子还可以治疗癌症、 中子照相或者说中子成像。
• 核反应堆也可以用来提供热能,或作为潜 艇及其他特定船舶的动力源,或利用提供 的热能推动汽轮发电机组。核供热不仅可 用于居民冬季采暖,也可用于工业供热。
• 核供热的另一个潜在的大用途是海水淡化。
鹦鹉螺号
091型核潜艇
1957年,福特公司 第一辆核动力汽车
缺点: • 核电站使用的核燃料,或者产生的废料,
虽然体积不大,但因具有放射性,故必须 慎重处理。 • 核电站热效率较低,比一般化石燃料电厂 排放更多废热到环境中,故核能电厂的热 污染较严重。 • 核电站投资成本太大。
主要问题是安全与防护
核反应堆中的辐射来源
• 核事故 • 核燃料循环
核事故
• 在核安全和放射防护范畴内,包括设备故 障和操作失误在内凡是能导致或可能导致 不可忽视的后果或潜在后果的任何意外事 件,称为核事故。
反应堆保护系统
RCV — 化学和容积控制系统
REA — 反应堆硼和水补给系统
REN — 核取样系统
RGL — 棒控棒位系统
RIC — 堆芯测量系统
RIS — 安全注入系统
RPE — 核岛疏水排气系统
RPN — 核功率测量系统
RRI — 设备冷却水系统
SAR — 仪表用压缩空气分配系统
第1页
反应堆保护系统
仪表组
探测器
第三章 反应堆保护系统安全逻辑 .......................................... 15
§ 3.1 § 3.2 § 3.3 § 3.4
概 述 ............................................................ 15 安全连锁信号 ..................................................... 16 反应堆紧急停堆系统逻辑图 ......................................... 24 专设安全设施系统逻辑图 ........................................... 41
为了减少拒动和误动的可能性,秦山核电二期紧急停堆系统逻辑控制总体结构采 用了如图1.2的双重逻辑系列模式:
定值器 定值器 定值器 定值器
2/4 系列 A
1/n
其它
系列 B
2/4
1/n
其它
棒电源
A 系列停堆 断路器
B 系列停堆 断路器
棒控系统
图 1.2 双重逻辑系列结构
专设安全系统也采用与停堆系统相同的双重逻辑系列模式。 在反应堆保护系统可靠性设计中,广泛应用 m/n (m<n)逻辑组合电路,如三取二 (2/3),四取二(2/4)等。逻辑组合电路通过两种方法实现,一是由多个继电器的触 点经过逻辑组合,如图 1.3 所示;二是由 CMOS 电路经过逻辑组合,如图 1.4 与图 1.5 所 示。
核反应堆压水堆控制绪论课件PPT
核反应
在一定条件下,一个原子核与另 一个原子核发生相互作用,导致 原子核发生变化的过程。
链式反应
在核反应过程中,一个中子在裂 变过程中释放出多个中子,这些 中子又继续引发其他原子核裂变 ,形成持续的裂变链。
压水堆的工作原理
压水堆
利用高压水作为冷却剂和慢化剂的反 应堆。
工作原理
在压水堆中,燃料棒在高温高压下发 生裂变反应,释放出能量,同时产生 中子。中子与下一个燃料棒发生链式 反应,维持反应堆的持续运行。
核反应堆压水堆控制绪论 课件
• 引言 • 核反应堆基本原理 • 压水堆结构与系统 • 核反应堆控制 • 核反应堆安全与监管 • 未来核能发展与挑战
01
引言
核能简介
01
02
03
核能
核能是通过核反应从原子 核释放的能量,具有清洁、 高效、可再生的特点。
核能应用
核能主要用于发电、推进、 研究等领域,具有广泛的 应用前景。
反应堆的启动与停堆
启动
在反应堆启动时,需要引入中子源,使链式反应开始进行。
停堆
当反应堆需要停止运行时,可以引入控制棒或化学抑制剂, 吸收中子,使链式反应停止。
03
压水堆结构与系统
反应堆压力壳
总结词
反应堆压力壳是压水堆的核心部分,它包含了核反应堆的活性区域和控制组件。
详细描述
反应堆压力壳是一个厚重的钢制容器,内部装有核燃料组件和控制组件。它承 受着高温高压的反应堆冷却剂,并保持其密封性,以防止放射性物质泄漏。
控制系统的组成与功能
控制系统组成
核反应堆控制系统由传感器、控制器 和执行机构等组成,用于监测和控制 反应堆的运行状态。
控制系统功能
控制系统的功能包括调节反应堆功率、 控制反应性、稳定反应堆运行等,以 确保核反应堆安全、经济和高效地运 行。
第三章 反应堆保护系统
停堆保护信号
• (12)反应堆冷却剂低流量事故保护停堆
–保护堆芯在失去一台或二台反应堆冷却剂泵流量 的事件下不发生DNB –意一个环路的低流量信号低到额定满流量的90%以 上时都会产生事故保护停堆 –图6.2-9
停堆保护信号
• (13)反应堆冷却泵断路器脱扣事故保 护停堆
–每个反应堆冷却剂泵都能产生一种使断路 器断开的信号。 –当功率高于P—7整定值时,凭借任一个断 路器断开信号就能产生事故保护停堆 –当功率低于P-7整定值时,凭借两个断路器 断开的信号就能产生事故保护停堆
保护系统设计准则
• 独立的ATWS系统 、单一故障、故障安 全 、冗余性 、独立性 、多样性 、四取 二表决逻辑 、可试验性和可维修性 、 四个独立的系统通道电源
保护系统设计准则
• 单一故障准则
– 在一个通道出现单一故障时,不会妨碍所 要求的保护作用
• 设备鉴定
– 通过广泛的环境合格试验、性能试验等, 保证了设备在事故(失水事故)环境下能 够继续工作
5.
安全壳消氢系统
– 5.1 系统功能 – 5.2 系统流程简图与描述
•
6.
缓解系统
– 6.1 未能紧急停堆的预期瞬态(ATWS)缓解系统 – 6.2 全厂失电(SBO)缓解系统
•
7.
事故后监测系统
概述
• 当核电厂出现异常工况时,反应堆保护 系统自动触发产生紧急停堆动作 • 当核电厂万一发生设计基准事故,同时 自动触发专设安全设施动作 • 反应堆保护系统的功用,通过停堆和汽 轮机停机来限制一般事故的后果
停堆保护信号
• (1)手动事故保护停堆
– 手动触发装置与自动事故保护停堆电路无 关, 触发控制室内的两个手动事故保护停堆 装置的任何一个,都会引起事故保护停堆 和汽轮机事故保护停机。
反应堆保护系统(RPR)
186§1.6.4 反应堆保护系统(RPR )一、 系统功能反应堆保护系统(RPR )是指由所有电器件、机械器件和线路(从传感器一直到执行机构的输入端)组成的产生保护信号的系统,它必须满足以下要求:(1) 能自动触发有关的系统(需要时包括停堆系统)动作,以保证发生预计运行事件时,核电厂的主要参数不超过规定的限值;(2) 能检测事故工况并触发为减轻这些事故工况后果所需的系统动作; (3) 能抑制控制系统的不安全动作。
图(1)示出反应堆保护系统(RPR )在整个反应堆安全系统的位置。
图(1)反应堆安全系统组成图RPR 系统与全体保护仪表组件的联系可分为热工仪表和核仪表两部分,这些仪表组件从模拟测量中触发逻辑信号,因此,RPR 系统的上游端与以下主要系统相连:保护系统 保护执行系统反应堆安全系统(紧急停堆系统工程安全设施系统)RPN系统的下游端与给出停堆或保护动作安全命令的传递系统相连,安全命令的种类有:停闭反应堆停闭反应堆冷却剂泵跳闸汽机脱扣保护信号蒸汽管隔离安全壳隔离状态A,B安全注射安全壳喷淋给水隔离辅助给水启动柴油发电机组启动保护系统的安全作用是:在下面两种情况下:1、当控制系统失效而导致产生错误指令时1872、在异常的事件情况下,包括故障(incidents)和事故(accidents)状态保护三大核安全屏障(即燃料包壳、一回路压力边界和安全壳)的完整性,当运行参数达到危及三大屏障完整性的阈值时,紧急停闭反应堆和启动专设安全设施。
二、系统描述1、系统设计准则双重二取一 M=A(A+B)(C+D)三取二 M=A C+AB+BC四取二 M=AB+AC+AD+BC+BD+CD图(2) 逻辑符合电路例(断电方式)188(1)冗余度(Recundancy)原则。
每个保护参数按其功能只需设置一个保护通道,但为了提高系统的可靠性,往往增设一个或几个功能完全相同、彼此独立的通道——冗余设置。
为使反应堆有高度的连续运行性能,这些多重通道一般又按照“三取二”或“四取二”等逻辑组合(如图4-44)。
反应堆核电站高中物理PPT课件
2. 核电站:
• 组成: 核岛、常规岛、配套设施
2. 核电站:
• 优点? 《练习册》P34 #8
核能-- “无穷”的能
核裂变能
源
铀、钍矿石
如全部利用, 能供使用
2400~2800
年
海洋
核聚变能
40亿万吨 2千多亿吨
氘(来自海水)、锂
如实现可控核聚变,
能供使用上千亿
年
英国 印度 德国 日本 俄罗斯 中国 美国
燃燃料料芯芯块块
控制棒 燃料组件 返回
❖ 安置核材料的物 体—燃料棒;
❖ 冷却燃料棒和带 走能量的载体— 冷却剂;
❖ 使中子慢化的物
控制棒❖ 组体控件—制慢中化子剂数;量,
即控制功率的物 体—控制棒。
反应堆是如何被控制的
• 核燃料的点火
– 中子发生器首先启动,发出自 由中子,引发链式反应。
• 反应堆的停止
费米
1.反应堆:
用人工方法控制核裂变链式反应并获得核能的装置 。
反应堆的组成:
燃料棒(铀棒)、减速剂(石墨、重水、普 通水:将快中子变为慢中子) 、控制棒(镉 棒:吸收中子能力强)、冷却系统、防护层 (很厚的水泥:防止射线危害人体)。
反应堆的组成
燃料组件 燃料棒
燃料组件
控制棒
冷却剂(慢化剂)人口
利用核能冶炼钢铁
写在最后
经常不断地学习,你就什么都知道。你知道得越多,你就越有力量 Study Constantly, And You Will Know Everything. The More
You Know, The More Powerful You Will Be
结束语
感谢聆听
核反应堆安全分析第2章07精品PPT课件
反 应 性 控 制 类 型 功 补 率 偿 控 控 制 制 : : 要 补 求 偿 某 控 些 制 控 元 制 件 元 用 件 于 动 补 作 偿 迅 燃 速 耗 , , 及 裂 时 变 补 产 偿 物 由 积 于 累 负 所 荷 需 变 的 化 剩 , 余 温 反 度 应 变 性 化 ; 和 也 变 用 更 于 功 改 率 变 水 堆 平 内 引 功 起 率 的 分 微 布 小 , 以 反 获 应 得 性 更 瞬 好 态 的 变 热 化 工 ;
2.1反应堆的安全性(4)
4.现有堆型与先进堆安全性比较 • 现有堆型(压水堆PWR、沸水堆BWR、高温气冷堆
HTGR)的安全性也是依靠安全性4要素。 • 现有堆型对安全性4要素依靠的重点和程度不同,主要的
依靠还是能动的安全性和后备的安全性。 • 现有堆型需要设置应急堆芯冷却系统、余热排出系统、安
过程中,必须坚持安全第一的原则。
• 正常的工况:反应堆正常运行时,裂变产物几乎全 部被包容在燃料元件内,从燃料元件泄漏的少量气 态裂变产物以及活化产物几乎都被包容在封闭的一 回路系统内。
• 可能的问题:一旦发生严重的堆芯损坏事故,同时 又发生一回路边界和安全壳破损的情况下,将有大 量的放射性物质释放到环境中,造成严重污染。
复习3反应堆保护系统
反应堆保护系统
反应堆保护系统
• 功能
– 当核电厂出现异常工况或可能微机堆芯和 一回路压力边界完整性的工况时,自动采 取保护动作或安全措施,防止反应堆工况 超过规定的安全极限,或减轻超过安全极 限后所引起的后果。
反应堆保护系统
• 安全停堆系统 • 专设安全设施的驱动系统
安全停堆系统
• 目的
– 对功率、流量、轴向功率分布、一回路冷 却剂温度和压力等确定一个允许的运行区 间,以便当运行接近这一区间限值时,实 现事故保护停堆。
安全停堆系统
• 驱动信号(21)
– – – – – – – – – – – – – – – – – – – – – 源量程高中子通量 中间量程高中子通量 功率量程高中子通量(低整定值) 功率量程高中子通量(高整定值) 正的高中子通量变化率保护停堆 负的高中子通量变化率保护停堆 超温△T 超功率△T 稳压器低压力 稳压器高压力 稳压器高水位 反应堆冷却剂低流量 反应堆冷却剂泵母线低电压 反应堆冷却剂泵母线低频率 反应堆冷却剂泵低转速 反应堆冷却剂泵断路器脱扣 蒸汽发生器低一低水位 低给水流量 汽轮机事故保护停车 安全注射驱动 手动停堆
安全停堆系统驱动信号
• 堆芯极限保护(2)
– 超温△T
• △T>超温△T整定值 停堆 • △T>97%超温△T整定值循环降低汽轮机的负荷( RUNBack )、禁止自动和手动 提升控制棒
– 超功率△T
• △T>超功率△T整定值 停堆 • △T>97%超功率△T整定值循环降低汽轮机的负荷( RUNBack )、禁止自动和手 动提升控制棒
• 安全壳隔离(3)
– 安注信号 – 安全壳内高放射性(碘,微尘和气体活度) – 手动
反 应 堆 工程(第八讲)
• 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。
30
蓄压注射管系图
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(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。
序 号 12 13 14 15 16
保护参数 控制棒失落 蒸汽发生器低水位 蒸汽发生器低水位 冷却剂泵停转低频, 低电压 冷却剂泵停转低频, 低电压 冷却剂流量低 冷却剂流量低 汽轮机甩负荷,堆降 功率 控制棒插入极限 汽机停机 地震
动作方式 汽轮机减负荷,禁止自 动提棒 控制棒插入,汽轮机减 负荷 停堆 控制棒插入,汽轮机减 负荷 停堆 控制棒棒插入,汽轮机 减负荷 停堆 控制棒插入 报警 停堆 停堆
7
吸收体引入堆芯的三种方式
控制棒
• • • • 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 • • • • •
可燃毒物
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)
可溶毒物
• • • •
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液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。 8 • 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
反应堆核电站课件PPT
contents
目录
• 核能与核电站概述 • 反应堆核电站的构成与运行 • 反应堆核电站的燃料循环与处理 • 反应堆核电站的环境影响与监管 • 反应堆核电站的发展趋势与未来展望
01 核能与核电站概述
核能的基本原理
01
02
03
核裂变
重原子核分裂成两个较轻 的原子核,同时释放出巨 大能量。
开展核能基础研究、应用研究和前沿技术研究, 推动核能技术创新。
核能学术交流
通过学术会议、研讨会等方式,促进核能领域的 学术交流和合作。
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感谢您的观看
评估内容主要包括对空气、水、土壤等环境因素的监测和评价,以及对生态、人体 健康等方面的影响分析。
评估过程中需综合考虑核电站的选址、设计、建设和运营等多个阶段的环境影响, 以确保核电站建设和运营的可持续性。
核电站的辐射防护与控制
核电站的辐射防护与控制是确保 核电站安全运行的重要保障措施
。
辐射防护与控制主要包括对放射 性物质的监测、控制和处置,以 及对工作人员和公众的防护措施
核聚变
轻原子核结合成重原子核 ,同时释放出巨大能量。
核反应
通过控制核反应速度,实 现核能的平稳释放。
核能的优点与缺点
优点
能量密度高、能源稳定、对环境 影响小等。
缺点
核废料处理困难、安全风险、政 治风险等。
核电站的种类与工作原理
压水堆核电站
利用反应堆内的高压水作 为冷却剂,将核能转化为 热能,再通过蒸汽轮机转 化为电能。
反应堆类型
根据用途和堆型,反应堆可以分为压 水堆、沸水堆、重水堆等。
反应堆核电站的主要系统
反应堆系统
反应堆结构课件4第四章 一回路设备
③
下封头
下封头是蒸汽发生器中承受压差最大的部件,通常 呈半球形。 由于表面开有四个大孔(接管和人 孔),应力状态十分复杂,通常采用冲压成型 制造,技术难度大;也有的采用低合金钢铸造, 工艺较简单,但须严格控制铸件质量。
16
④管束组件
管束是呈正方形排列的倒U型管。管束直段分布有若干块支撑板, 用以 保持管子之间的间距。在U型管的顶部弯曲段有防振杆防止管子振动。 支撑板结构的设计上,应考虑二次侧流体的通过能力,流体的流动阻 力,限制流动引起的振动及管--孔间隙中的化学物质的浓缩。早期的 支撑板采用圆形管孔和流水孔结构,导致在缝隙区出现局部缺液传热 状态,因此产生化学物质浓缩。在电厂冷态工况下,管子和支撑板之 间的间隙因二者的膨涨差而扩大,腐蚀产物沉积在间隙内。当高温时, 膨胀差使间隙减小,这时管子被压凹,造成传热管凹陷及支撑板破裂。 新的设计普遍采用四叶梅花孔(见图)。这种开孔将支撑孔和流通孔道 结合在一起,增加了管-孔之间的流速,减少了腐蚀产物和化学物质 的沉积,使得该区的腐蚀状况大为改善。传热管四周用套筒包围,从 而将二次侧分隔为下降通道及上升通道,形成二次侧自然循环回路。 17
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直流式蒸汽发生器
直流式蒸汽发生器优缺点 优点:不需要汽水分离器,体积较小;可以获得温度较高 的微过热蒸汽得以提高电站热效率;变功率运行时用 改变水位的方式可使蒸汽压力基本保持不变。 缺点:过热段蒸汽侧的传热系数小,要求较多的换热面积, 使贵重金属的管材的需要量增多,对二回路水质要求 十分严格,制造工艺上的技术问题有待解决。
蒸汽发生器分类
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立式自然循环蒸汽发生器
蒸汽发生器由下封头、 管板、U型管束、汽 水分离装置及筒体组 件等组成
一、二回路冷却剂流程 循环倍率的定义
核反应堆工程的安全系统41页PPT
36、如果我们国家的法律中只有某种 神灵, 而不是 殚精竭 虑将神 灵揉进 宪法, 总体上 来说, 法律就 会更好 。—— 马克·吐 温 37、纲纪废弃之日,便是暴政兴起之 时。— —威·皮 物特
38、若是没有公众舆论的支持,法律 是丝毫 没有力 量的。 ——菲 力普斯 39、一个判例造出另一个判例,它们 迅速累 聚,进 而变成 法律。 ——朱 尼厄斯
Thank you
40、人类法律,事物有规律,这是不 容忽视 的。— —爱献 生
6、最大的骄傲于最大的自卑都表示心灵的最软弱无力。——斯宾诺莎 7、自知之明是最难得的知识。——西班牙 8、勇气通往天堂,怯懦通往地狱。——塞内加 9、有时候读书是一种巧妙地避开思考的方法。——赫尔普斯 10、阅读一切好书如同和过去最杰出的人谈话。——笛卡儿
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2、逻辑系统、执行器和电源的冗余
为了排除由于环境因素、电气的物理现象相关
影响,具有相同保护功能的重复通道之间应
彼此独立,保持物理(或实体)上的分离及
电气上的隔离,以免丧失冗余性。
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独立性:在保护系统与控制系统乃至与其他系 统之间,要求在电气上和结构上是相互独立 的。
逻辑系列A和逻辑系列B分别装在两个彼此隔离 的房间,以实现物理隔离;模拟电路产生的 逻辑信号经隔离耦合电路传给几个逻辑电路, 以实现它们空间的电气隔离。
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(6)可试验性和可维修性
保护系统应用冗余度的目的是为了使它们在 发生一些故障之后还能继续运行。
但是,为了能发现和修理故障的元件,防止 故障积累,导致总的保护系统故障,故需要 定期作试验。保护系统的冗余性为在线测试 提供了可能性。
在线测试主要有:针对仪表系统的T1测试, 针对逻辑单元的T2测试和针对执行器的T3测 试。通过测试可及时发现故障并及早排除。
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(8)前后沿延时定时器 输出前沿在输入前沿t1秒后出现,输出后沿在
输入后沿t2秒后出现。
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二、反应堆保护系统原理简述
一个过程参数(如温度、压力、液位、流量等) 用多只探测器探测,其中供反应堆保护系统用 的至少两只(如源量程探测器和中间量程探测 器),最多4只。
(2)冗余性和独立性
为了使保护系统满足单一故障准则,提高反应 堆的安全性,设计中应采用冗余设计技术
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冗余性:具有相同保护功能的重复设置
1、系统和通道的冗余 安全监测通道的冗余、 安全逻辑装置的冗余和整个系统的冗余等
例如:在保护系统中广泛采用二重、三重和四 重通道及三取二(2/3)、四取二(2/4) 等逻辑符合电路等。
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(3)“非”门
有1个输入信号。输出信号的电平与输入相反。
(4)符合门
有2个以上的输入信号。对于左边的标识,当 输入信号中为1的数目大于等于框中所标数 值时输出为1。对于右边标识,分母代表输 入信号的数量,分子代表使输出为1的最少 输入信号为1的数目。
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反应堆保护系统
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一、概述
反应堆保护系统(RPR)的功用:保护三大核 安全屏障(即燃料包壳、一回路压力边界和 安全壳)的完整性。当运行参数达到危及三 大屏障完整性的阈值时,紧急停闭反应堆, 必要时启动专设安全设施。
1、系统组成
反应堆保护系统RPR是广义的反应堆保护系统 的一部分,它包括那些为了保护反应堆,根 据电站参数变化而操作紧急停堆断路器和专 设安全设施执行机构的全部电气设备。
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(3)多样性
多样性包括功能多样性和设备的多样性。对每 个预想的始发事件尽量用不同的物理效应或 不同的变量来监测。在某些条件下可用不同 类型的设备来测量同一物理量,以便克服共 模故障。
(4)故障安全
故障安全准则:当系统发生任何故障时仍能使 之保持在安全状态。例如,紧急停堆断路器 是在失去控制电源时动作(断开)的,从而 保证控制电源故障时反应堆是安全的。
探测器信号送往各自仪表柜,由模拟电路产生 模拟显示、控制信号,由阈值继电器产生逻辑 输出信号,由接口电路分成两个在电气上没有 联系的逻辑信号。两个逻辑信号分别送往安装 在不同房间的对应保护柜中。
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380V电源
控制棒驱动机 构电源系统
断路器
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保护系统主要是针对Ⅱ、Ⅲ和Ⅳ类工况设计 的。为了确保其安全功能的实现,要求保护 系统的设计符合以下安全设计原则:
(1)单一故障准则
单一故障准则:要求某设备组合在其任何部位 发生单一随机故障时仍能执行其正常功能。 该准则要求保护系统内单一故障或单次事件 引起的故障不应有损于系统的保护功能。
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广义的反应堆保护系统还 包括过程仪表系统SIP和 核仪表系统RPN中有关保 护参数的传感器及模拟电 路。
由保护系统控制的安全设 施包括;
——蒸汽管道隔离装置;
——主给水隔离装置;
——安全壳隔离装置;
——安全注入系统;
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——安全壳喷淋系统; ——辅助给水泵; ——柴油发电机。
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3.逻辑图标识
核电站的图纸资料中有大量的逻辑图。逻辑图 中各种逻辑门符号和定时器符号。这些符号 在反应堆保护系统中也大量使用。
(1)“与”门
有2个以上输入信号。输入信号全为1时输出才 是1。只有当全部输入信号同时发生时,输出 才发生。
(2)“或”门
有2个以上输入信号。输入信号全为0时输出才 是0。输入信号只要有一个或一个以上发生时, 输出就发生。
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(5)记忆门
实际上是触发器,有两个输入端,一个称置1 端,一个称复0端。置1端脉冲前沿将其输出 置为1,复0端脉冲前沿使输出为0前沿延时定时器
输出前沿在输入前沿t秒以后出现,后沿同输 入后沿。
(7)后沿延时定时器
输出前沿与输入同,后沿在输入后沿t秒后出
现。
2.设计准则 在最终安全分析报告中,对核电站各种瞬态
和事故进行了分析,把事件分为以下四类: (1)工况I——正常运行和正常运行瞬态 (2)工况Ⅱ——中等频率故障 (3)工况Ⅲ——稀有事故 (4)工况Ⅳ——极限事故
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各类工况是根据事件发生的频率和对公众的 放射性后果进行分类的,如下表所示。
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(5)逻辑符合
保护系统的设计必须能够满足可靠性和安全 性两方面的要求。增加可靠性的一个重要方 法是采用符合逻辑,它要求在采取保护动作 之前必须有两个或两个以上的冗余信号相符 合。采用符合逻辑也便于进行在线测试,因 为在此情况下,通道或装置可断开进行测试 而无需用跨接线进行短接,以防止触发保护 动作。
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在保护柜中,经过符合门,输出两个在电气上 没有联系的逻辑信号,它们分别到控制A,B 两个通道的紧急停堆断路器。逻辑信号为1 时(其电平为低电平)使紧急停堆断路器的 失压线圈断电,切断了控制棒驱动机构电源, 使控制棒在约3秒钟内全部落入堆芯。