核电厂系统及设备培训讲义.pptx

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按NRC规定，系统按设计基准事故确定的冷却 性能须满足： • 燃料包壳最高温度保持低于1204℃； • 最大包壳氧化程度不超过包壳总厚度的17%，
最大产氢量不超过包壳－水化学反应产氢量 的1%； • 安全壳内压力保持在设计压力以下； • 可允许失去正常电源。
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2.3 安全注入系统RIS （应急堆芯冷却系统）
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• 具备有这种能力的反应堆，即主要依赖于 自然的安全性，非能动的安全性和后备反 应性的反应堆体系被称为固有安全堆。
• 先进核反应堆有:池式快堆IFR，反应 堆PIUS。
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反应堆安全设施有特定的安全功能
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事故工况下投入的系统或装置
第一道屏障：反应堆紧急停堆系统 第二道屏障：稳压器安全阀 第三道屏障：则有以下系统或装置动作： • 安全壳自动隔离； • 安全壳喷淋系统， 用于降低安全壳内压和减
• 在蒸汽发生器传热管破裂事故，反应堆冷却
剂从蒸汽发生器一次侧泄漏到二次侧，直到
一次侧的压力与二次侧压力平衡。在这种事
故，安全注射系统补偿因泄漏造成的冷却剂
量的减少。
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• 安全注入系统通常分三个子系统：高压安全 注入系统、蓄压箱注入系统和低压安全注入 系统。
• 安注过程包括：直接注入阶段，再循环注入 阶段。当换料水箱水位达到低3信号且安注 信号依然存在时，开始再循环注入。低压安 注泵从安全壳地坑吸水。
少放射性碘；
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• 氢气复合装置，消除失水事故情况下产生 的氢气，防止可能出现的氢爆；
• 砂堆过滤器，防止安全壳超压； • 安全壳内废液及废气的外泄漏分别由碘过
滤器及核岛排气及疏水系统收集后重新送 回安全壳。
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• 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。
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• 高压安全注入系统由两个系列A和B组成。 每个系列提供百分之百的应急冷却水。
• 高压安注系统的工作分为直接注入和再循 环注入阶。
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中压安注系统流程图
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中压安注系统（蓄压箱注入系统）
• 蓄压箱注入系统由安全壳内的三个蓄压箱及 其与一回路冷管段相连的管道和阀门组成。
– 通风，为专设安全设施的良好运行提供必要的条 件，使事故工况下的放射性后果限制在可接受的 范围，保持控制室在事故工况下的可居留性。
– 供给冷却水，排出由专设安全设施排出的热量。 – 给能动部件提供动力源，包括电源和压缩空气。
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2.1 专设安全设施的功能
• 防止放射性物质扩散，保持环境，保护公 众和核电厂工作人员的安全。
主要功能：
• 一回路小破口失水事故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，RIS用来向一回路补水，以重新建立 稳压器水位；
• 在一回路大破口失水事故时，RIS向堆芯注 水，以重新淹没并冷却堆芯，限制燃料元件 温度的上升；
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• 在二回路蒸汽管道破裂时，向一回路注入高 浓度硼酸溶液，以补偿由于一回路冷却剂连 续过冷而引起的正反应性，防止堆芯重返临 界。
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高压安全注入系统
• 一回路小的泄漏或发生主蒸汽管道破裂事故 引起一回路温度和压力下降到一定值时，高 压安全注入系统投入，从换料水箱通过硼注 入箱向一回路注入含硼水。
• 高压安全注入系统由换料水箱、三台高压安 注泵、浓硼酸再循环回路（包括硼注入箱、 硼注入箱再循环泵和缓冲箱）和通往一回路 的注入管线及相关阀门的管道组成。
• 在电站出现三、四类事故时，保证反应堆 余热的排出，并尽可能地限制包容裂变产 物的设备与系统的损坏。
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具体说是： – 发生失水事故时，向堆芯注入含硼水； – 阻止放射性物质向大气释放； – 阻止安全壳中氢浓集； – 向蒸汽发生器事故供水。
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2.2 专设安全设施设计原则
设计原则 –设备高度可靠； –系统具有多重性； –系统相互独立； –系统定期检验； –具备可靠电源； –具有足够的水源。
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当 P≤119bar 时，高压安注 系统投入
一回路压力 （bar)
当P ≤42.5bar 150 时，中压安注 100 系统自动投入
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当P<10bar时 0 ，低压安注系 统投入
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一回路破口后的压力变化
时间 （s）
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LOCA时的安注过程
高、低压安注示意
中压安注示意
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高低压安注系统流程图
核电厂系统及设备 第七讲
（2011—2012学年第2学期）
主讲：田丽霞
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1 核反应堆的安全系统
• 在核电厂的设计、建造和运行过程中，必须 坚持和确保安全第一的原则。三哩岛和切尔 诺贝利两次重大事故的发生，使人们对反应 堆安全性提出了更高的要求。提出应以固有 安全（Inherent Safety）概念贯穿于核电厂 设计安全的新论点。
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• 能动的安全性 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。
• 后备的安全性 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。
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• 固有安全性定义为：当反应堆出现异常工况 时，不依靠人为操作或外部设备的强制性干 预，只是由堆的自然安全性和非能动的安全 性，控制反应性或移出堆芯热量，使反应堆 趋于正常运行和安全停闭。
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确保反应堆安全的四种安全性要素
• 自然的安全性 只取决于内在负反应性系数、多普勒 效应、控制棒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。
• 非能动的安全性 建立在惯性原理（如泵惰转）、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。
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2 专设安全设施
专设安全设施本身是指： – 安全注射系统（RIS） – 安全壳 – 安全壳喷淋系统（EAS） – 安全壳隔离系统（EIE） – 安全壳消氢系统 – 辅助给水系统（ASG）
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有些系统虽不是专设安全设施，但协助完成专 设安全设施功能，或为保证专设安全设施的运 行提供必要的条件：