压水堆核电厂的运行_第六章
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22
安注过程
• 2. 再循环阶段
– 当换料水箱出现低一低水位信号(MIN3〉而且安注信号继续存在时,安注自 动转入再循环阶段。
– 切换动作是:低压安注泵吸入端接地坑的阀门开启,在证实接地坑的两个阀 门开启后隔离换料水箱,开始从地坑取水进行再循环。
• 3. 冷、热段同时注入
– 原因：硼酸结晶析出，需要重新溶解 – 切换时间：12.5小时（12个月换料）, 7小时（18个月换料）,由操纵员在主
双层球形钢安全壳
• 内层为密闭、承压的钢安全壳，外层为钢筋混凝土二次 包容壳，起生物屏蔽和外部事件屏障作用。
• 两层壳之间的环形空间内设有负压系统,在事故时可保 持负压(-400Pa),这样,从钢壳泄漏至环室的放射性气体只 能经过过滤净化后,方能从排气烟囱排放,大大降低了放 射性物质对环境的污染。
10
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；
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：
•
为了使混凝土安全壳更加坚固，现在大部分新建的核电站都采用预应力
混凝土安全壳。它的原理很像紧箍木桶的铁箍的妙用。在混凝土里嵌进许多 纵横交错的钢丝绳，用巨大的螺旋机构将钢丝绳拉紧。这样的安全壳十分可 靠。每一股钢丝绳都可以安装测力的仪器，随时检查拉紧的情况，如果有哪 一根松了，便及时重新拧紧。用这么多钢丝绳捆紧的混凝土壳，不可能一下 子崩开。要是损坏的话，总是先裂一条小缝，钢丝绳的弹力就会把这条小缝 挤合。
– （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。
– 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。
19
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)； – 两台蒸汽发生器蒸汽流量高且蒸汽管道压力低； – 两台蒸汽发生器蒸汽流量高且冷却剂平均温度低； – 两个主蒸汽管道压差大（0.7MPa）； – 手动启动。
控室进行。冷、热段同时注入时，以热段注入流量为主,而冷段注入只通 过旁路阀门进行,主阀门关闭。
23
• 水源？ • 热阱？
安注系统
24
安全壳
• 主要功能
– 在发生失水事故或地震时，承受事故产生的内压力，防 止堆厂房内放射性物质外逸，以免污染环境。
– 保护重要设备,防止受到外来袭击(如飞机坠毁)的破坏； – 是放射性物质和外界之间的第三道也是最后一道生物屏
– （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。
• 目前我国的电厂 • AP1000：非能动 • 其余电厂：能动
Fra Baidu bibliotek
有效地控制 确保堆芯 包容放射性
反应性
冷却
产物
4
• 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：
37
安全壳喷淋系统
• 主要功能
– LOCA，MSLB，通过喷淋冷凝蒸汽，使安全壳内压力和温度降低到可接受 的水平，确保安全壳的完整性。
• 辅助功能：
– 带走冷却剂中气载裂变产物131I – 限制喷淋的硼酸对金属设备的腐蚀 – 反应堆厂房发生火灾时，可手动喷淋灭火
•
这样的建筑物，不开窗户。当一回路在加压状态时，除了运行人员进行定
期检查以外，进入安全壳的设备通道和人员通道都是关闭的。
30
4.双层预应力混凝土安全壳
• 单层预应力混凝土安全壳的 钢衬一旦破裂,其密衬就遭到破 坏,因此,从提高安全性方面考 虑。有改用双层安全壳的趋 向,90年代初期建造的1300MW 压水堆核电厂均采用这种结构, 其特点是：取消内层预应力安 全壳的钢衬里,增加外层二次包 容壳,从而降低了安全壳的热应 力水平。
• 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。
14
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
13
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)，
• 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。
36
安全壳的隔离与检验
• 在核电厂正常运行或发生事故时，安全壳的整体 完整性，由安全壳隔离系统来加以保证。
• 每个管道有一个双重隔离机构:
– 两个隔离部件(自动阀、手动闭锁阀，或逆止阀)位于混 凝土壁面的两侧。
• 安全壳的隔离分阶段进行
– 当安全注射时，对安全壳实施第一阶段隔离 – 当安全壳喷淋系统启动时，实施第二阶段隔离，
• EPR，VVER
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。
• 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 m3/h,自动打开低压安注泵通往地坑的最小流量管线,隔离通往换料水箱的最小流量管线, 以防止在再循环阶段地坑的高放射性液体污染换料水箱。
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
• 它的优点是
– 具有最经济的几何形状,安全壳内有用体积最大; – 球形壳能承受全部内压薄膜载荷,不会将其传递给相邻结构; – 环形空间内可以安置安全系统的设备、管道、电缆托架系统
• 这种全压式双层安全壳在德国电站联盟压水堆核电厂采 用。
27
钢筋混凝土安全壳
• 钢筋混凝土安全壳通常采用双层结构，外 层钢筋混凝土壳为生物屏蔽层，内层钢壳 起承压密封作用，其形式有圆柱形和球形 两种。
28
预应力混凝土安全壳 3.预应力混凝土安全壳
• 预应力混凝土安全壳带密封钢衬里的单层预应 力混凝土安全壳是一座支承在厚的钢筋混凝土 筏基上的带穹顶的圆柱形混凝土壳，圆筒壁和 穹顶埋有后张预应力钢束，内壁用6.35至 12.70mm厚的薄钢板焊接成为气密性钢衬里， 这种形式的安全壳广泛用于美国、法国、日本 的900~1300MW压水堆核电厂中。
6
专设安全设施的安全功能
专设安全设施的安全功能
7
5
安全6.2注安射全注系射系统统（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。
• 筒壁为圆柱形，顶盖呈椭球形，其内径约40m， 最高处标高约60m，基础最低处标高约负15m， 安全壳总高75m，混凝土壁厚约1m，其设计限 值为：相对压力0.42MPa；最高平均温度145℃， 在失水事故峰值压力时,安全壳内气体泄漏率低 于0.3%/24h,正常运行时,安全壳内压力维持在 0.0985~0.106MPa(绝对压力)平均温度在45℃以 下。
– 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
5
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：
– 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。
8
大破口失水事故
9
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
10
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)。
11
12
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。
第6章 专设安全设施
核电厂工作原理
2 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
3
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
安注过程
• 2. 再循环阶段
– 当换料水箱出现低一低水位信号(MIN3〉而且安注信号继续存在时,安注自 动转入再循环阶段。
– 切换动作是:低压安注泵吸入端接地坑的阀门开启,在证实接地坑的两个阀 门开启后隔离换料水箱,开始从地坑取水进行再循环。
• 3. 冷、热段同时注入
– 原因：硼酸结晶析出，需要重新溶解 – 切换时间：12.5小时（12个月换料）, 7小时（18个月换料）,由操纵员在主
双层球形钢安全壳
• 内层为密闭、承压的钢安全壳，外层为钢筋混凝土二次 包容壳，起生物屏蔽和外部事件屏障作用。
• 两层壳之间的环形空间内设有负压系统,在事故时可保 持负压(-400Pa),这样,从钢壳泄漏至环室的放射性气体只 能经过过滤净化后,方能从排气烟囱排放,大大降低了放 射性物质对环境的污染。
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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；
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；
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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：
•
为了使混凝土安全壳更加坚固，现在大部分新建的核电站都采用预应力
混凝土安全壳。它的原理很像紧箍木桶的铁箍的妙用。在混凝土里嵌进许多 纵横交错的钢丝绳，用巨大的螺旋机构将钢丝绳拉紧。这样的安全壳十分可 靠。每一股钢丝绳都可以安装测力的仪器，随时检查拉紧的情况，如果有哪 一根松了，便及时重新拧紧。用这么多钢丝绳捆紧的混凝土壳，不可能一下 子崩开。要是损坏的话，总是先裂一条小缝，钢丝绳的弹力就会把这条小缝 挤合。
– （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。
– 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。
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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)； – 两台蒸汽发生器蒸汽流量高且蒸汽管道压力低； – 两台蒸汽发生器蒸汽流量高且冷却剂平均温度低； – 两个主蒸汽管道压差大（0.7MPa）； – 手动启动。
控室进行。冷、热段同时注入时，以热段注入流量为主,而冷段注入只通 过旁路阀门进行,主阀门关闭。
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• 水源？ • 热阱？
安注系统
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安全壳
• 主要功能
– 在发生失水事故或地震时，承受事故产生的内压力，防 止堆厂房内放射性物质外逸，以免污染环境。
– 保护重要设备,防止受到外来袭击(如飞机坠毁)的破坏； – 是放射性物质和外界之间的第三道也是最后一道生物屏
– （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。
• 目前我国的电厂 • AP1000：非能动 • 其余电厂：能动
Fra Baidu bibliotek
有效地控制 确保堆芯 包容放射性
反应性
冷却
产物
4
• 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：
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安全壳喷淋系统
• 主要功能
– LOCA，MSLB，通过喷淋冷凝蒸汽，使安全壳内压力和温度降低到可接受 的水平，确保安全壳的完整性。
• 辅助功能：
– 带走冷却剂中气载裂变产物131I – 限制喷淋的硼酸对金属设备的腐蚀 – 反应堆厂房发生火灾时，可手动喷淋灭火
•
这样的建筑物，不开窗户。当一回路在加压状态时，除了运行人员进行定
期检查以外，进入安全壳的设备通道和人员通道都是关闭的。
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4.双层预应力混凝土安全壳
• 单层预应力混凝土安全壳的 钢衬一旦破裂,其密衬就遭到破 坏,因此,从提高安全性方面考 虑。有改用双层安全壳的趋 向,90年代初期建造的1300MW 压水堆核电厂均采用这种结构, 其特点是：取消内层预应力安 全壳的钢衬里,增加外层二次包 容壳,从而降低了安全壳的热应 力水平。
• 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。
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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
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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)，
• 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。
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安全壳的隔离与检验
• 在核电厂正常运行或发生事故时，安全壳的整体 完整性，由安全壳隔离系统来加以保证。
• 每个管道有一个双重隔离机构:
– 两个隔离部件(自动阀、手动闭锁阀，或逆止阀)位于混 凝土壁面的两侧。
• 安全壳的隔离分阶段进行
– 当安全注射时，对安全壳实施第一阶段隔离 – 当安全壳喷淋系统启动时，实施第二阶段隔离，
• EPR，VVER
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。
• 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 m3/h,自动打开低压安注泵通往地坑的最小流量管线,隔离通往换料水箱的最小流量管线, 以防止在再循环阶段地坑的高放射性液体污染换料水箱。
障。
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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。
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• 它的优点是
– 具有最经济的几何形状,安全壳内有用体积最大; – 球形壳能承受全部内压薄膜载荷,不会将其传递给相邻结构; – 环形空间内可以安置安全系统的设备、管道、电缆托架系统
• 这种全压式双层安全壳在德国电站联盟压水堆核电厂采 用。
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钢筋混凝土安全壳
• 钢筋混凝土安全壳通常采用双层结构，外 层钢筋混凝土壳为生物屏蔽层，内层钢壳 起承压密封作用，其形式有圆柱形和球形 两种。
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预应力混凝土安全壳 3.预应力混凝土安全壳
• 预应力混凝土安全壳带密封钢衬里的单层预应 力混凝土安全壳是一座支承在厚的钢筋混凝土 筏基上的带穹顶的圆柱形混凝土壳，圆筒壁和 穹顶埋有后张预应力钢束，内壁用6.35至 12.70mm厚的薄钢板焊接成为气密性钢衬里， 这种形式的安全壳广泛用于美国、法国、日本 的900~1300MW压水堆核电厂中。
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专设安全设施的安全功能
专设安全设施的安全功能
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安全6.2注安射全注系射系统统（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。
• 筒壁为圆柱形，顶盖呈椭球形，其内径约40m， 最高处标高约60m，基础最低处标高约负15m， 安全壳总高75m，混凝土壁厚约1m，其设计限 值为：相对压力0.42MPa；最高平均温度145℃， 在失水事故峰值压力时,安全壳内气体泄漏率低 于0.3%/24h,正常运行时,安全壳内压力维持在 0.0985~0.106MPa(绝对压力)平均温度在45℃以 下。
– 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
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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：
– 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。
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大破口失水事故
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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
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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)。
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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。
第6章 专设安全设施
核电厂工作原理
2 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
3
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