【西安交大 核电厂系统与设备】压水堆核电厂的运行_第六章
压水堆核电厂的运行_第六章
穹顶在吊装中（左） 穹顶内部（右） 2
吊装环吊的大梁（左） 穹顶钢束张紧（右）
安全壳建造中（左）150吨穹顶吊装（右） 35
安全壳变形测量（左）阀门局部泄漏试验（右）
安全壳贯穿件
• 贯穿通道：
– 设备入口管子 – 电缆套筒 – 燃料组件运输管道的贯穿孔 – 空气闸门。
• 为了不使贯穿件处泄漏，均 有特殊设计，它是由一个穿 过混凝土壁面并锚固在混凝 土上的刚套管及两个接头构 成。接头保证了套管和穿过 安全壳的管道或电缆间的密 封连接。
障。
25
安全壳
• 型式：
– 材料
• 钢板 • 钢筋混凝土制造的(包括预应力混凝土) • 既用钢板又用钢筋混凝土
– 性能
• 干式 • 冰冷凝器式
– 形状
• 球形 • 圆筒形
– 由材料、性能、形式等几方面的组合,结合考虑压水堆核电厂的厂 址,输出功率、经济性和安全性等因素，具有代表性的有以下几种。
26
• 美国早期建造的电功率为800MW压水堆核 电厂安全壳，直径约40m，钢板厚度38mm， 半球顶、椭球底，二次包容壳为椭球顶盖 的圆柱形钢筋混凝土结构，两层壳之间留 有1.5 m宽的环形空间，环腔内呈负压，从 钢壳泄漏至环腔的放射性气体只有经过过 滤净化后方能从排气烟囱排放,以降低放射 性物质对环境的污染。
同时，触发其他系统的保护动作：
– 反应堆紧急停堆； – 安全壳隔离系统 – 汽轮机脱扣 – 启动应急柴油发电机； – 隔离主给水系统并停运主给水泵； – 启动电动辅助给水泵；
21
16
安注过程
• 1.冷段直接注入阶段 – 这一阶段是利用一回路冷却剂正常运行时的流向,使硼酸溶液尽快地注人堆芯。 – 一旦接到"安注"信号,立即自动执行以下动作：
核电厂安全课件-第六章核电厂典型事故
态 方
按反应性引入方式分为：
程
阶跃变化
线性变化
超功率瞬变
准稳态瞬变
准稳态瞬变
t0
向堆内引入的反应性比较缓慢，以至于这个反应性 能够被温度反馈效应和控制棒的自动调节所补偿的 瞬变。
反应性反馈由燃料温度反馈和冷却 剂温度反馈两部分组成。
假设停堆保护 系统尚未动作
例：满功率时控制棒慢速 抽出
响应特性
① 反应堆周期远远小于堆 芯时间常数，堆内传热 近似为绝热过程，大量 的热能积聚在堆芯；
② 堆功率呈指数规律增减;
忽略缓发中子，堆功率瞬态响应示意图
超瞬发临界瞬变
响应特性
③ 功率峰值反比于中子代时间，快堆 功率峰值较压水堆大，压水堆功率 峰值比重水堆大；
④ 功率峰值反比于瞬发反应性系数， 负的反应性系数对拟制堆功率增长 及反应堆稳定性有重要的作用；
① 反应堆次临界调节棒束失控提升（Ⅱ） ② 反应堆功率运行情况下调节棒束失控抽出（Ⅱ） ③ 硼酸失控稀释（Ⅱ） ④ 功率运行情况下单个调节棒束失控提升（Ⅲ） ⑤ 一个调节棒束弹出（Ⅳ）
反应性引入事故
原因：机械故障、电气故障、人因故障 后果： （1）DNBR下降，沸腾危机； （2）燃料元件内超功率，烧毁； （3）当不均匀时，更为严重；
极限事故：燃料元件可能有损坏，但数量应有限；一回路、 安全壳的功能在专设安全设施作用下应能保证。
6.2 三道屏障的完整性
• 燃料棒的完整性（燃料芯块熔化、沸腾危机 、芯块-包壳间的相互作用）
• 一回路承压边界的完整性 • 安全壳的完整性
• 6.3 没有流体流失的设计基准事故
设计和建造核电厂时所研究的事故与事件可 分为两类：
第6章 核电厂典型事故
《压水堆核电厂完》课件
将反应堆产生的热量传递给蒸汽发生 器。
控制棒与调节剂
控制反应堆的启动、停止和功率调节 。
蒸汽与汽轮机系统
蒸汽发生器
将反应堆产生的热量转化为蒸汽 。
汽轮机
将蒸汽的热能转化为机械能，驱 动发电机发电。
冷凝器与凝结水泵
将汽轮机排出的蒸汽冷凝成水， 回收利用。
冷却剂系统
冷却剂泵
将冷却剂循环流动，带走反应堆产生的热量。
核裂变
重原子核分裂成两个或多 个较轻原子核，同时释放 出巨大能量。
核反应堆
控制和维持核裂变反应的 装置，用于产生热能。
压水堆核电厂的特点
高效能
利用核能发电，具有高效 率和低成本优势。
安全可靠
采用封闭式循环系统和多 重安全保障措施，确保运 行安全。
环保
产生的放射性废料较少， 且经过严格处理，对环境 影响较小。
冷却剂热交换器
将冷却剂的热量传递给蒸汽发生器或辅助系统。
冷却剂过滤器
去除冷却剂中的杂质，保持系统清洁。
核燃料循环系统
燃料组件
由燃料棒、控制棒和支撑结构组成，实现核燃料的安全管理。
燃料装卸系统
负责燃料组件的装载、卸载和运输。
乏燃料储存设施
储存乏燃料，确保其安全处理和处置。
辅助系统与设备
化学处理系统
定期安全审查
对核电厂进行定期的安全评估 ，确保所有安全措施得到有效 执行。
应急计划
制定详细的应急计划，包括事 故发生后的响应措施、人员疏 散等，以最大程度地减少事故
的影响。
辐射防护与控制
辐射监测
对核电厂周围的环境进 行实时监测，确保辐射
水平在安全范围内。
防护设备
为工作人员提供必要的 防护设备，如防护服、 手套、鞋等，以减少辐
压水堆核电厂运行
压⽔堆核电⼚运⾏压⽔堆核电⼚运⾏1.正常运⾏和运⾏瞬态正常运⾏是指核电⼚功率运⾏、燃料更换、维修过程中，频繁发⽣的事件。
要求：不触发停堆，放射性后果⽆影响。
主要包括：1）稳态和停堆运⾏2）带有允许偏差的运⾏3）运⾏试验2.中等频度事件：发⽣频率：＞10-2/堆年要求：最坏的结果，导致紧急停堆，可以很快恢复运⾏，放射性后果⽆影响。
3.稀有事件：发⽣频率：10-4-10-2/堆年要求：允许少量元件破损，堆芯⼏何形状不受影响，放射性后果对公众⽆影响。
4.极限事故：发⽣频率：10-6-10-4/堆年要求：事故缓解系统正常。
后果：后果严重，但要求放射性不致使公众健康和安全受到危害。
针对三道安全屏障的安全限值1）保证燃料包壳完整性如燃料芯块温度≤2800℃、DNBR≥1.22线功率密度≤590W/cm等。
2）保证冷却剂边界完整性冷却剂压⼒≤16.55MPa、冷却剂温度≤343 ℃等3）保证安全壳的完整性：安全壳压⼒≤0.13MPa、壳内平均温度≤145 ℃、峰值压⼒下泄漏率≤0.3%等。
有些安全限值是⽆法直接测量的，如DNBR、线功率密度、燃料芯块温度等，可以通过其他可测量的参数加以限制，如堆芯热功率、冷却剂温度、压⼒、流量等。
加热升温为什么要加热升温：①保证慢化剂温度系数为负值②保护系统的仪表⼯作在正常范围③稳压器能在有汽腔情况下处于可运⾏状态④反应堆压⼒容器远离最⼩脆性转变温度⑤其他原因：如⽔化学的原因、⽔泵的原因等。
由什么来进⾏加热升温：主要靠⼀次⽔泵来加热升温。
为了保证稳压器容积⾥的⽔和⼀次主回路的⽔同时升温并建⽴汽腔，稳压器的断续式加热器也投⼊运⾏。
加热升温的初始条件①反应堆冷却剂系统·反应堆冷却剂系统含稳压器已完成充⽔排⽓，处于⽔实体状态；·反应堆冷却剂内的硼浓度为冷停堆模式的硼浓度；·反应堆冷却剂系统的温度维持在60℃以下；·反应堆冷却剂系统的压⼒维持在0.345⾄0.689MPa（表压）；·反应堆冷却剂泵处于可运⾏状态。
《压水堆核电厂完》PPT课件
运行及在建堆型
秦 山 二 期 核 电 厂 反 响 堆 房
运行及在建堆型
二 代 百 万 核 电 厂 主 回 路
M310. 100万千瓦 28台
运行11〔大亚湾1-2,岭懊14,红沿河1-2,宁德1-2, 阳江 1〕
总体特点 a.以净化的普通水作冷却剂和慢化剂 b.轻水慢化性能好堆芯较小
吸收截面大低富集度加浓铀 c.一回路冷却剂压力一般为15.5MPa d.压水堆核电站有放射性的一回路和二回路系统
分开，放射性冷却剂不会进入二污染二回路设 备，运行和维护方便，需要处理的废气、废水、 废物量较少。
一、压水堆核电厂构造
控制棒 52 組
反应堆高1230直徑380
燃料元件高 365.8公分寬 21.4公分157 組
反响堆
一、压水堆核电厂构造
核岛主要设备〔蒸发器〕 蒸汽发生器 它的作用是通过反响堆的冷
却剂的热量传给二回路水，并使之变成蒸汽， 再通入汽轮发电机的汽缸作功。
蒸汽发生器
2021年6月30日13时46分，中核五公司秦山核电二期扩建工程 4#核岛4A蒸汽发生器吊装成功！
在建17〔红沿河2方家山2宁德2福淸4阴江5防城港 2〕 6) AP1000. 100万千瓦. 4台. 三门，海阳 7) EPR. 1600万千瓦 2台. 台山 8) 高温气冷堆. 20万千瓦. 石岛湾
8种堆型：压水堆6，重水堆1，高温气冷堆1 运行20台机组；在建28台机组 另:中国实验快堆2万千瓦 出口：6台，2台运行，4台在建 拟建：AP1000. 徐大堡4，河北4，海阳2，三门2，漳州4，陆丰4
《核电厂系统与设备》课后习题答案及复习提纲
注：本资料主要针对《核电厂系统及设备》臧希年编著第2版清华大学出版社2011年7月；笔者根据所学知识及综合一些其它资料汇编而成，分为课后习题解答与复习提纲两部分；本资料仅供读者作些参考，由于笔者知识有限，有些知识难免存在一些偏差，请批评指正。
2014年2月16日星期日第一部分：课后习题参考答案（2、3、4、5、7、8）第二章压水堆核电厂1.从电能生产的观点看，压水堆核电厂有哪些部分？各自有什么作用？答：从电能生产的角度看，压水堆核电厂分为核岛与常规岛，核岛利用核能生产蒸汽，常规岛利用蒸汽生产电能。
2.从热力循环的观点看，压水堆核电厂由几个回路组成？各自的作用是什么？答：压水堆核电厂主要由反应堆冷却剂系统（简称一回路），蒸汽和动力转换系统（又称二回路），循环水系统组成。
一回路生产蒸汽，二回路与三回路将蒸汽的热能转换为推动核汽轮机组转动的机械能。
3.核电厂的厂址须满足什么要求？答：应考虑三个方面①核电厂的本身特性。
核反应堆是一个强大的放射源，核电厂的热功率决定了反应堆内的放射性的总储量，在相同的运行条件下，堆内放射的总量与功率成正比。
②厂址的自然条件与技术要求。
应尽可能地避免或减少自然灾害（如地震，洪水，及灾难性气象条件）造成的后果，并应利于排出的放射性物质在环境中稀释③辐射安全要求。
⑴辐射安全应符合国家环境保护，辐射防护等法规和标准的要求⑵将核电厂设置在非居民区⑶考虑厂址周围的人口密度和分布。
4.核电厂主要有哪些厂房？核电厂主要有反应堆厂房（即安全壳），燃料厂房，核辅助厂房，汽轮机厂房和控制厂房。
5.解释名词：多道屏障，纵深防御，单一故障准则多道屏障：在所有情况下保证绝对控制过量放射性物质对外释放，核电厂设置了三道屏障，只有这三道屏障全部被破坏才会释放大量的放射性物质。
纵深防御：将安全有关的所有事项置于多重防御之下，在一道屏障失效后还有另一道屏障来弥补。
单一故障准则：当系统中某一部件不能执行其预定功能安全功能时，并不影响整个系统功能的执行。
核电厂系统与设备-压水堆核电厂
2.1 概述
2.1.2 压水堆核电厂的工作原理 （8）循环水系统
功能 ：为凝汽器提供凝结汽轮机乏汽的冷却水。
分类: 开式供水和闭式供水。
开式供水：指以江河湖海为天然水源, 冷却水一次通过, 不重 复使用。
闭式供水：把由凝汽器排出的水, 经过冷却降温之后, 再用循 环水泵送回凝汽器入口重复使用。
2.1 概述
2.1.2 压水堆核电厂的工作原理 （6）二回路系统的组成
汽轮机、发电机、凝汽器、凝结水泵、给水加热器、除 氧器、给水泵、蒸汽发生器、汽水分离再热器等设备
间接循环：二回路水不受一回路污染
2.1 概述
2.1.2 压水堆核电厂的工作原理 （7）沸水堆核电厂工作原理
汽轮机、发电机、凝汽器、凝结水泵、给水加热器、除 氧器、给水泵、蒸汽发生器、汽水分离再热器等设备 直接循环
本课程课程目录
《核电厂系统与设备》
序号
教学内容
1 第1章 绪论 2 第2章 压水堆核电厂 3 第3章 反应堆冷却剂系统和设备 4 第4章 核岛主要辅助系统 5 第5章 专设安全设施 6 第6章 核电厂热力学 7 第7章 核汽轮发电机组 8 第8章 核电厂二回路热力系统
共32学时
总学时
2 4 6 4 4 2 4 2
2.1 概述
2.1.2 压水堆核电厂的工作原理 （3）反应堆冷却剂系统（一回路系统）
（RCS）Reactor Coolant System Primary Coolant System 1.Reactor Pressure Vessel 2.Steam Generator 3.Primary Coolant Pump 4.Pressuriser
2.1 概述
2.1.2 压水堆核电厂的工作原理 （8）循环水系统
压水堆核电厂运行[u5151-466e4bdc-641]
![压水堆核电厂运行[u5151-466e4bdc-641]](https://img.taocdn.com/s3/m/572ab004a6c30c2259019e3f.png)
中国核动力研究设计院
NPIC
Nuclear Power Institute of China
第二章 压水堆核电厂一回路主系统和设备
功能 组成、流程、参数 系统的运行 1 一回路主系统 功能： a.由冷却剂将堆芯中因核裂变产生的 热量传输给蒸汽动力装置并冷却堆芯 b.防止燃料元件烧毁 流程：P11，图2-1
中国核动力研究设计院
NPIC
Nuclear Power Institute of China
2.2 风险概率 飞机：10-4/Y， 核电厂：10-6/y 2.3 纵深防御的安全原则： 燃料芯块，燃料包壳，一回路压力边界， 安全壳 纵深防御原则贯穿在核电厂造址、设计、 制造、建造、调试、运行、事故处置和 应急准备等各个环节始终。
Nuclear Power Institute of China
核岛：反应堆及一回路系统 反应堆 蒸汽发生器 主蒸汽管 燃料厂房 废燃料池 相应系统与设备
中国核动力研究设计院
NPIC
Nuclear Power Institute of China
常规岛： 汽轮机 二回路系统 发电机 5. 我国核电前景 空前发展
NPIC
Nuclear Power Institute of China
中国核动力研究设计院
NPIC
Nuclear Power Institute of China
组成: 筒体组合件:法兰环,接管段,筒身,冷却 剂进\出口接管 顶盖组合件 底封头 法兰密封结构 压力容器材料:含锰钼镍的低合金 钢,SA533B,SA508II,SA508III
中国核动力研究设计院
NPIC
Nuclear Power Institute of China
核电厂系统与设备复习资料
组成：堆芯（燃料组件、堆芯功能组件）；堆芯支撑结构；反应堆压力容器；控制棒传动 机构。
(1) 堆芯结构： 分区装料的优点与缺点：
1. 燃料组件： A. 燃料元件：
-4-
《核电厂系统与设备复习资料》
组成：下端塞；锆合金包壳；UO2 芯块；氧化铝块；因科镍弹簧；上端塞；充 气孔。
作用：产生核裂变并释放热量的部件。 燃料包壳：防止核燃料与反应堆冷却剂接触，以避免裂变产物逸出造成放射性
制室、应急柴油发电机厂房、汽轮发电机厂房等。 (2 )三废区: 主要由废液储存、处理厂房、固化厂房、弱放废物库、固体废物储存库、
特种洗衣房和特种汽车库等组成。 (3 )供排水区: 主要由循环水泵房、输水隧洞、排水渠道、淡水净化处理车间、消防站、
高压消防泵房、排水泵房等组成。 (4 ) 动力供应区: 主要由冷冻机站、压缩空气及液氮储存气化站、辅助锅炉房等组成。 (5 ) 检修及仓库区: 包括检修车间、材料仓库、设备综合仓库及危险品仓库等。 (6 ) 厂前区: 包括电厂行政办公大楼及汽车、消防、保安及生活服务设施。 3、核岛厂房主要有反应堆厂房、核辅助厂房、燃料厂房、主控制室等。 反应堆厂房与汽轮机厂房的相对位置有两种形式: 一种是汽轮机厂房与反应堆厂房 呈L形布置, 另一种是汽机厂房与反应堆厂房呈T形布置。L形布置方法厂房布局紧凑, 占地少, 特别是由几个单元机组并列时, 汽机厂房可以合在一起, 以减少汽机厂房内 重 型吊车台数, 若端部再接维修车间, 则设备检修更为方便。图 2 .8 为 L 形布置的 双机组 核电厂平面布置图。但是, 这种布置, 在汽轮机厂房与反应堆厂房之间需设置 防止汽轮机飞车时叶片对安全壳冲击的屏障。采用 T 形布置方式时, 汽轮机叶片飞射 方向不会危及反应堆厂房, 但厂房面积相对大些。 4、其循环水系统的标高布置, 是确定厂区标高的两个重要因素之一。这两个因素是: (1 ) 厂区地坪的标高应位于千年一遇的最高潮位以上; (2 ) 将凝汽器布置在适当标高位置上, 使得循环水回路中有适当的虹吸效应, 并使核
压水堆核电站(6)
8/6
工程公司设计管理部团委
Page
7/6
CNPEC
核电站运行
•
机组停运
•
降负荷至停机：
– 至30%停一台主给水泵 – 负荷至5%自动解列
– 适时启动盘车，设备缓慢冷却
– 下插G棒，核岛处于热备用 • 从热停堆到冷停堆
– 除停堆棒外（S棒），其它控制棒下插到底
– 180 C以下接入RRA – 停运二回路 – PZR灭汽腔 – 80 C时加双氧水，减少放射性产物在RCP中的溶解 – 继续冷却
工程公司设计管理部团委
Page
2/6
CNPEC
核电站运行
工程公司设计管理部团委
Page
3/6
CNPEC
核电站运行
•
运 行
•
标 准
•
工 况
工程公司设计管理部团委
Page
4/6
CNPEC
核电站运行
•
运行标准工况
工程公司设计管理部团委
Page
5/6
CNPEC
核电站运行
•
运行标准工况
工程公司设计管理部团委
CNPEC
压水堆核电站（6） 核电站运行
王庆礼
工程公司设计管理部团委
Page
1/6
CNPEC
核电站运行
•
运行模式划分：
•
• • • •
反应堆功率运行模式（RP）
由SG冷却的正常停堆模式（NS/SG） 由RRA冷却的正常停堆模式（NS/RRA） 维修停堆模式（MCS） 换料停堆模式（RCS）
•
反应堆完全卸料模式（RCD）
Page
6/6
CNPEC
核电站运行
《900MW压水堆核电站系统与设备》运行教程 ppt课件
第一部分 核岛系统
反应堆冷却剂系统RCP
本章介绍600MWe压水堆核电厂反应堆冷
却剂系统的功能，系统内主要设备（压水反应 堆、蒸汽发生器、冷却剂主泵、稳压器及卸压 箱）的作用及组成，反应堆冷却剂系统与辅助
系统的联系及其运行原理。
第一节
反应堆冷却剂系统
ppt课件
11
主要功能：是将反应堆堆芯中核裂变反应产 生的热量传送到蒸汽发生器，从而冷却堆芯，
连接辅助系统或支持系统的管道、Biblioteka 配件和阀门，直到并包括每条管路
中的第二个隔离阀（从高压侧算
起）。
压力15.5MPa（abs），
满负荷时冷却剂的平均温度310℃ ；
按100%反应堆功率下向二回路系统传 递全部反应堆热功率设计；
设
所有冷却剂系统（RCP）设备都按能
计
适应112℃/h速率加热或冷却瞬态设计， 温度变化率的运行限值为56℃/h，正
正常运行压力
水压试验压力
热工设计流量（每条环路）
名义流量（每条环路）
机械设计流量（每条环路）
设计温度
蒸汽流量
温度（在满负荷下） —反应堆入口 —反应堆出口 —反应堆平均温度 —反应堆平均温度（在零负荷下）
数值 1930MW 1936MW 17.2MPa(绝对) 15.5MPa(绝对) 22.9MPa(绝对) 23320 m3/h 24290 m3/h 25260 m3/h 343℃（稳压器设备除外－360℃） 2×1951t/h（零排污）
能
现象； 在发生燃料元件包壳破损事故时，反应堆冷
却系统压力边界可作为防止放射性产物泄漏
的第二道屏障。
包括控制棒驱动机构外罩和中子通 量测量导向管的反应堆压力容器；
压水堆核电厂的运行论文
《压水堆核电厂的运行》课程论文题目：AP1000 核电厂与二代压水堆核电厂主泵运行的比较学号：姓名：班级：专业：2012 年11 月AP1000核电厂与二代压水堆核电厂主泵运行的比较摘要：综合介绍美国西屋公司第三代先进压水堆AP1000屏蔽式电动主泵以及现代压水堆核电厂使用最广泛的冷却剂泵—轴密封泵。
通过对屏蔽式电动主泵和轴封泵功能及机械结构方面的介绍, 分析比较AP1000核电厂与二代压水堆核电厂主泵的运行。
关键词：压水堆核电站AP1000 屏蔽式电动主泵轴封泵二代压水堆主泵运行比较Abstract: The synthesis of the U.S. Westinghouse third generation of advanced pressurized water reactor AP1000 shielded electric main pump as well as a modern pressurized water reactor nuclear power plant is the most widely used coolant pumps - shaft seal pump. Introducedby shielded electric main pump and shaft seal pump function and mechanical structures, analysis of the AP1000 nuclear power plant and the second-generation PWR nuclear power factory owners pump running.Keywords: PWR AP1000 The shielded electric main pump Seal pumps The running of main pump Compare、八、亠前言：核电与水电、火电并称为世界电力的三大支柱。
西安交通大学核电厂系统与设备课程教学研究与实践-教育文档
西安交通大学核电厂系统与设备课程教学研究与实践核电厂系统与设备是核工程与核技术专业的专业核心必修课程，该课程是核工程专业核心课程核反应堆物理、核反应堆热工分析、核反应堆控制及核反应堆安全课程的基础，也是学生走上工作岗位所必须掌握的基本知识，因此，将该课程称为核工程与核技术专业最重要的一门课程也不为过。
通过对该课程的学习，学生能够深刻掌握核电厂主要系统设备的基本工作原理和设计理念。
虽然这门课程没有大量烦琐的公式推导和理论方程，但要想使学生达到“知其然并知其所以然”的目标却并非易事，对教师本身专业知识水平及课程资源等诸方面都有较高要求。
近些年来国内成立核专业的高校剧增，由十来年前的10余所猛增至现在的50余所。
新开设核专业的高校面临着课程体系及师资力量建设等诸多困难。
西安交通大学核专业是我国最早成立的核专业之一，已经有60年的专业历史，核能科学与工程是国家重点学科，为我国核工程培养了3400余名本科毕业生、800余名研究生，为各大核电集团开展操作员基础培训3200余人次，在人才培养和教学研究中积累了丰富的经验。
核电厂系统与设备课程在西安交大也已经开设了30余年，本文将介绍西安交大在核动力系统与设备课程方面的教学研究和尝试，供其他开设该课程的高校同仁参考。
一、精编教材，将最新前沿知识引入教学自第一座核反应堆于1942年在美国芝加哥大学由核能先驱费米主导设计和建成以来，世界核能技术的发展大致经历了如图1所示的几个阶段，特别是2000年以后，随着核能发展春天的来临和第四代先进核能系统的提出，众多新型核反应堆概念不断提出。
西安交大在90年代初出版了讲义教材《核反应堆结构与动力设备》[1]，后经几次修订。
但随着核能形式的不断发展，特别是21世纪以来一些创新性的堆芯和核电厂系统设计理念的不断涌现，原有教材内容较为陈旧，已不能满足目前课程教学和人才培养的需要，而现有的国内其他教材也存在内容陈旧的问题[2][3]。
- 1、下载文档前请自行甄别文档内容的完整性，平台不提供额外的编辑、内容补充、找答案等附加服务。
- 2、"仅部分预览"的文档,不可在线预览部分如存在完整性等问题,可反馈申请退款(可完整预览的文档不适用该条件!)。
- 3、如文档侵犯您的权益，请联系客服反馈,我们会尽快为您处理(人工客服工作时间：9:00-18:30)。
蓄压(中压)注射管系（MHSI） 11
低压安注
• 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。
• 有两条独立的流道，每条有一台低压安注泵； • 当系统压力低于0.7MPa时由安全注射信号启动，通过两条吸水管线： • 直接注入阶段：低压安注泵通过两条独立管线将换料水箱中含硼水注入每个环
路的冷管段或冷、热段同时注入； • 再循环阶段：当换料水箱中含硼水低-低水位时，低压安注泵通过两条独立管线
改为抽取安全壳底部的地坑水。
安注信号
• 安注启动信号：
• 安注信号可由下面任一信号触发：
• 稳压器压力低（11.9MPa）； • 安全壳压力高2(0.13MPa)；
同时，触发其他系统的保护动作： 反应堆紧急停堆； 安全壳隔离系统
• 两台蒸汽发生器蒸汽流量高且蒸汽管道压力低；汽轮机脱扣
• 两台蒸汽发生器蒸汽流量高且冷却剂平均温度低启；动应急柴油发电机；
• 两个主蒸汽管道压差大（0.7MPa）；
隔离主给水系统并停运主给水泵； 启动电动辅助给水泵；
• 手动启动。
16
安注过程
• 1.冷段直接注入阶段 • 这一阶段是利用一回路冷却剂正常运行时的流向,使硼酸溶液尽快地注人堆芯。 • 一旦接到"安注"信号,立即自动执行以下动作： • 启动第二台高压安注泵; • 打开高压安注泵与换料水箱之间的隔离阀,然后关闭与容控箱之间的隔离阀; • 当一回路压力低于安注箱绝对压力(约4.2MPa)时,中压安注系统开始注入。 • 当一回路绝对压力降到1. 0MPa以下时,低压安注流量开始进入一回路冷段。 • 在直接注人阶段换料水箱中的水位不断下降 • 当出现低水位信号（MIN2）时,进入再循环过渡阶段,这时如果低压安注泵流量小于300
第6章 专设安全设施
核电厂工作原理
西安交通大学
ASG2
设置的原因
• 应对事故 • 保证在事故发生后，迅速导出燃料的余热，排除燃 料熔化的风险，避免在任何情况下裂变产物向外释 放
安全对策
• 为确保反应堆的安全，反应堆所有的安全设施，应发挥以 下特定的安全功能：
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 确保堆芯 包容放射性
反应性
冷却
产物
• 有效地控制反应性： • 为补偿压水堆较大的剩余反应性，在堆芯内必须引入适量
的可随意调节的负反应性。用于补偿堆芯长期运行所需的 剩余反应性，也可用于调节反应堆功率的水平，使反应堆 功率与所要求的负荷相适应；它还要作为停堆的有效手段。 • 确保堆芯冷却： • 为了避免由于过热而引起燃料元件损坏，任何情况下都必 须导出核燃料的释热，确保对堆芯的冷却。 • 包容放射性产物 • 为了避免放射性产物扩散到环境中，在核燃料和环境之间 设置了多道屏障，运行时，必须严密监视这些屏障的密封 性，确保公众与环境免受放射性辐照的危害
安全注射系统（RIS）
2. 蓄压(中压)注射管系（MHSI）
中压安注（蓄压安注）
• 非能动设施 • 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。 • 由三个安注箱组成,分别接到三个环路 的冷管段上。 • 安注箱内贮存CB =2000µg/g的含硼水， 覆盖4.2MPa的氮气；每个安注箱能提 供淹没堆芯所需容积的50%。 • 安注箱的隔离：有两个逆止阀； • 每条管线上设有电动隔离阀
系统组成
• 高压注射管系(HHSI)； • 蓄压(中压)注射管系(MHSI)； • 低压注射管系(LHSI)。
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， 其主要目的是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 (11.9MPa)，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2400ppm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。
• 目前我国的电厂 • AP1000：非能动 • 其余电厂：能动
专设安全设施的安全功能
专设安全设施的安全功能
5
安全注射系统
6.2 安全注射系统（RIS）
• 功能
• 当发生失水事故（LOCA）时，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。
高压安注系统
• 安注泵：3台。在有些压水堆中高压安全注射泵与 上充泵合用 • 为了保证能可靠地注入，注入管经硼注入箱接在每 一条环路冷管段或冷、热管段。 • 硼注入箱是一个容积为3~4 m3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，箱内装满含硼浓 度为4% 硼酸溶液(7000ppm)， • 硼注入箱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，由温度测量线路控制加热 器的启动或关闭。
5
安全性的分类和定义
• 分析确保反应堆安全的四种安全性要素： • （1）自然的安全性 (Natural Safety) 只取决于内在负反应性系数，多普勒效应、
控制捧藉助重力落入堆芯等自然科学法则的安全性，事故时能控制反应堆反应 性或自动终止裂变，确保堆芯不熔化。 • （2）非能动的安全性 (Passive Safety) 建立在惯性原理（如泵的惰转）、重力法 则（如位差）、热传递法则等基础上的非能动设备（无源设备）的安全性，即 安全功能的实现毋需依赖外来的动力。 • （3）能动的安全性 (Active Safety) 必须依靠能动设备（有源设备），即需由外 部条件加以保证的安全性。 • （4）后备的安全性 (Redundancy Safety) 指由冗余系统的可靠度，或阻止放射 性物质逸出的多道屏障提供的安全性保证。
• 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（MSLB）时，将含高浓度 硼酸的水注入堆芯，抵消因慢化剂过度冷却所减少 的负反应性，防止反应堆重返临界。
大破口失水事故
小破口失水事故
MSLB蒸汽管道破裂
反应性
紧急停堆 0
高压安注
冷却引入正 反应性