核电厂系统与设备

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安注信号可由下面任一信号触发：
• 稳压器压力低（11.9MPa）；
• 两台蒸汽发生器蒸汽流量高且蒸汽管道压力
低（低达3.55MPa）；
• 两台蒸汽发生器蒸汽流量高且冷却剂平均温
度低到284℃ ；
• 蒸汽管道间主蒸汽压差高（ΔP=0.7MPa）；
• 安全壳内压力高（0.14MPa）；
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双层安全壳
• 德国采用的双层球形安全壳设计，内层为承 压的球形钢壳，外层为半球形混凝土壳。
• 田湾与EPR是双层安全壳。 • 在双层安全壳中设置了空气再循环系统，它
由排风机、冷却器、除湿器、高效率粒子过 滤器和碘过滤器组成。工作时，能使环形空 间保持负压，起到双层包容的作用。同时也 使环形空间内的气体通过碘过滤器进行再循 环，降低安全壳泄出气体中放射性物质浓度， 使放射性对电厂周围的影响降低到最低限度。
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大亚湾安全壳整体尺寸如下：
• 筒体混凝土壁厚0.9m，
• 衬里内径37m，
• 高为56.68m。
• 内部有效空间约49000m3。
• 安全壳的设计（绝对）压力为0.52MPa，设计 温度为145℃，允许每24小时的（质量）泄漏
量为0.1%。
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• 启动设备冷却水泵（RRI）和重要厂用水泵 （SEC）；
• 启动上充泵房应急通风系统（DVH）；
• 启动安全壳换气通风系统（EBA），并将核燃 料厂房通风系统（DVK）切换到碘过滤器；
• 将安全壳环廊房间通风系统（DVW）切换到碘 过滤器；
• 触发安全壳隔离（阶段A）。
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预应力混凝土安全壳
• 大亚湾核电站所采用的是带密封钢衬里的单 层预应力混凝土安全壳。底部用钢筋混凝土 底板封闭，顶部用准球形的预应力混凝土穹 顶封闭，其内表面由一层6mm厚，由焊接钢 板组件制成的金属衬里覆盖。
• 安全壳尺寸取决于堆功率，由满足能量释放 所需的净自由容积决定的，最小内部高度通 常由设备装卸的空间决定。
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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。
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。
• 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
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安注系统综述
• 关于硼注入罐，早期高压安注系统设有硼注 入罐，硼注入罐内盛放约3.4m3的
21000×10-6的含硼水。安注信号发生后，
将浓硼酸水注入堆芯，目的是补偿因温度下
降而引入的正反应性。现在分析表明，靠换
料水箱的硼浓度就可防止重返临界，NRC已
批准取消这个系统。我国秦山核电厂就没有
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• “N＋2”准则，KWU提出安注系统的设备设 置采用“N＋2”准则，N为必须运行的设备 台数，1为备用，1为检修。
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2.4 安全壳系统
• 安全壳是包容反应堆冷却剂系统的气密承 压构筑物。
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主要功能：
• 在发生失水事故和主蒸汽管道破裂事故时承 受内压，容纳喷射出的汽水混合物，防止或 减少放射性物质向环境的释放，作为放射性 物质与环境之间的第三道屏障。
– 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。
• 手动启动。
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启动信号触发后的保护动作
安注信号除立即启动RIS系统执行安注过程外， 还实施下列保护动作，包括：
• 反应堆紧急停堆（实际上应已停堆，这里是为 了确认），汽轮机脱扣；
• 启动应急柴油发电机； • 隔离主给水系统（ARE），并停运主给水泵； • 启动电动辅助给水泵；
• 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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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%；
• 对反应堆冷却剂系统的放射性辐射提供生物 屏蔽，并限制污染气体的泄漏。
• 对外部事件（如飞机撞击、龙卷风）进行防 护。
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• 安全壳有多种形式，主要有：（1）带密封 钢衬的预应力混凝土安全壳，（2）双层安 全壳，（3）负压安全壳。
• 从几何形状上有圆柱形的和球形的。
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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，模块式高 温气冷堆MHTGR，过程固有最终安全反应 堆PIUS。
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反应堆安全设施有特定的安全功能
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。
• 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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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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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
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；
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中压安注箱
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低压安注系统
• 低压安注系统包括两个独立的系列。每个系 列由一台低压安注泵、通往换料水箱和安全 壳地坑的吸水管道和一回路冷、热管段的注 入管道和阀门组成。
• 低压安注泵在直接注入阶段从换料水箱吸水，
再循环注入阶段从安全壳地坑吸水，排出的
• 是一个非能动系统。不用安注信号启动任何
电气设备。在失水事故情况下，一旦一回路
系统的压力低于蓄压箱的注入压力时，蓄压
箱内氮气压力使逆止阀打开，蓄压箱内的含
硼水迅速注入堆芯，每个蓄压箱的水量可淹
没半个堆芯。
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• 在发生大破口失水事故时，一回路压力大 幅度下降，应急堆芯冷却系统的三个子系 统将全部投入。启动高压安注泵和低压安 注泵有时间延迟，且流量也受限制，蓄压 箱注入系统可靠、迅速地向堆芯注入大量 含硼水，保证堆芯得到及时冷却。
水送到高压安注泵入口，或当泵出口压力高
于一回路压力时直接注入一回路。
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安全注入系统的主要参数
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安注启动信号
• 高压和低压安注系统的触发信号由反应堆 保护系统给出。如果自动控制电路故障， 可由控制室手动启动。
• 中压安注系统不需要外电源或启动信号就 能快速响应。当反应堆冷却剂压力低于安 注箱的压力时就开始向一回路系统的冷段 注水，保证快速冷却堆芯。
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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
50
当P<10bar时， 0 低压安注系统 投入
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10
20
30
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
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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。
采用浓硼酸注入系统。
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• 系统间的设备兼容，兼容会减少设备，简化 设计，降低投资，但带来了运行中运行方式 切换的问题，会增加系统的失效率。因而， 有将安全相关系统与一般系统分开的趋势。 我国秦山核电厂则将化容系统上充泵在事故 时作安注使用，同时还专设了两台高压安注 泵。大亚湾核电厂的余热去除系统只起余热 排出作用，与低压安注分开了。
• 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）
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
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2020/11/19
核电厂系统与设备
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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2 专设安全设施
专设安全设施本身是指：
– 安全注射系统（RIS）
Baidu Nhomakorabea
– 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：
高、低压安注示意
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中压安注示意 核电厂系统与设备
高低压安注系统流程图
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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。