第二章 反应堆安全设施(二次课)

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2.2.1 设计原则 保护系统可靠性的 两个含义： 具有最佳的安全性 能 具有最佳的连续运 行性能 五个原则： 1. 单一故障准则 2. 设置多重的保护参数 3. 失事安全的原则 4. 具有运行校验功能 5. 保护动作要快
为什么要有反应堆安全设施？ 为什么要有反应堆安全设施？ 反应堆的运行中会产生大量放射性物质，一 旦发生严重的堆芯损毁事故，同时又发生一 回路压力边界和安全壳破损的情况，将有可 能有大量的放射性物质释放到环境中，造成 严重的环境污染。
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1.
2.
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2.2.2 保护参数及其动作方式
序号 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 14 15 16 17 18 19 20 21 22 保护参数 功率量程高中子通量 功率量程高中子通量 中间量程高中子通量 中间量程短周期 中间量程短周期 源量程短周期 超温△T 超功率△T 中子通量畸变 稳压器低压 稳压器高压 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，禁止提棒 停堆 停堆 禁止提棒 停堆 禁止提棒 汽轮机减负荷，禁止提棒 同上 汽轮机减负荷，禁止自动提棒 停堆 停堆 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 1/1 符合度 1/4 2/4 2/2 1/2 2/2 1/2 2/4 2/4 1/4 2/4 2/4 1/27 1/4 2/4 1/4 2/4 1/4 2/4 1/2 1/4 备注 F防止燃料元件烧毁 防止启动事故
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900MW级核电厂安注系统流程图 900MW级核电厂安注系统流程图
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高压安注系统由换料水箱、高压安注泵、 高压安注系统由换料水箱、高压安注泵、浓 换料水箱 College of Nuclear Science and Technology 硼酸再循环回路、注入管线、 硼酸再循环回路、注入管线、 （1）高压注射管系（高压安注系统） 相关阀门等组 高压注射管系（高压安注系统） 相关阀门等组 成。 高压注射管系用于压水堆冷却剂系统的小泄漏事故。 主要目的：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，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2000ppm左右的硼水注入堆芯，防止反应堆重新临界和 注入冷水以冷却和淹没堆芯。
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化学补偿对慢化剂温度系数的影响
20
慢化剂温度系数 10 /k
-5
0
-2 0
-4 0
0 ppm 500 ppm 1000 ppm 1500 ppm 2000 ppm
-6 0 0 50 100 150 200
堆型
压水堆
反应性控制方法
控制棒 调硼 可燃毒物 控制棒 再循环流量控制 可燃毒物 注入硼酸（应急停堆） 注入硼酸（应急停堆） 控制棒 气体流量控制 投放硼钢球（应急停堆） 投放硼钢球（应急停堆）
沸水堆
气冷堆
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短周期事故中功率上升曲线
3 .0 2 .5
2 .0
停 堆 系 统 有 0.04秒 延 迟 停堆系统无延迟
a
1 .5
1 .0
b
0 .5
0 .0 0 .0
0 .1
0 .2
0 .3
0 .4
时间
s
反应堆周期0.1秒 反应堆周期0.1秒 0.1
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实现的功能：力图保持三道屏障完整！
在所有情况下： 在所有情况下：
–正常运行或反应堆停闭状态 正常运行或反应堆停闭状态 –故障工况或事故状态 故障工况或事故状态
有效地控制反应性
确保堆芯冷却
包容放射性产物
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三套系统
1.
2.
3.
反应堆控制系统： 反应堆控制系统 控制反应性，使反应堆 功率跟踪电网变化； 安全保护系统：在出现超出反应堆控制系统 安全保护系统 调整能力的过渡工况时使反应堆安全停闭； 专设安全设施：减轻事故所造成的后果。 专设安全设施
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2.1 反应性的控制
2.1.1 反应性控制的方法
控制反应性的手段： 控制反应性的手段： a) 向堆芯插入或抽出中子吸收体； 向堆芯插入或抽出中子吸收体； b) 改变反应堆燃料的富集度； 改变反应堆燃料的富集度； c) 移动反射层； 移动反射层； d) 改变中子的泄漏。 改变中子的泄漏。
堆芯外围区 中心棋盘区
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2.1.3 反应堆功率调节系统
负荷% 106 汽机负荷 100 堆功率
基本要求：
90
1. 应能及时调节反应堆功率，以适应外界负荷 变化的要求，并能建立新工况下个主要热工 参数的稳态值； 2. 应能改善核动力装置的过渡过程特性。
防止启动事故 保证最小最小烧毁比 防止堆芯功率密度超限 防止局部元件烧毁 防止堆芯沸腾 防止一回路管道破裂 防止局部元件烧毁 避免蒸汽发生器烧干，堆芯热量带不出去导致烧毁 保护堆芯免受烧毁 同上 跟踪负荷变化 作为加硼操作信号
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O
250
300
350
温度 C
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2.1.2 堆芯内固有的反应性控制 反应性反馈效应： 燃料的多普勒效应
对于安全分析中所关心的功率剧增事故十分重要。 对于安全分析中所关心的功率剧增事故十分重要。
1.
1.
慢化剂的温度效应和空泡效应
反应性控制的三种类型
控制元件迅速引入负反应性 控制元件迅速引入负反应性 控制元件 反应堆紧急停闭 反应堆紧急停闭
紧急停堆控制
控制元件动作迅速 控制元件动作迅速 控制元件 补偿微小的反应性瞬态变化 补偿微小的反应性瞬态变化
功率控制
补偿控制元件动作过程非常缓慢 补偿控制元件动作过程非常缓慢 补偿控制元件 用于补偿燃耗、裂变产物积累所 用于补偿燃耗、 用于补偿燃耗 需的剩余反应性 也用于改变堆内功率分布 也用于改变堆内功率分布
补偿控制
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吸收体引入堆芯的三种方式
控制棒
补偿棒补偿棒-补偿控制 调节棒调节棒-功率控制 安全棒安全棒-紧急停堆控制 材料： 材料：银-铟-镉合金 耐辐照 耐高温 抗腐蚀 易加工
可燃毒物
补偿剩余反应性 延长堆芯的寿期
核安全基础
核动力仿真研究中心
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第二章 反应堆安全设施
§2.1 核电厂基本系统 §2.2 反应性控制 §2.3 反应堆保护系统 §2.4 专设安全设施 §2.5 未来核电站的安全性
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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） 材料： Gd）、硼 ）、
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。 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解在冷却剂内用作补偿控制。 硼酸溶解在冷却剂内用作补偿控制 轻水堆往往以硼酸溶解在冷却剂内用作补偿控制。 能补偿很大的剩余反应性。 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 缓慢， 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。 相当小。 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性变化。 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性变化。
2.3 专设安全设施
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安全注入系统（ECCS）
( Emergency Core Cooling System)
安全壳系统 辅助给水系统
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设置专设安全设施的必要性
事故工况下，正常的控制保护系统不足以保障堆芯的冷却。 事故工况下，正常的控制保护系统不足以保障堆芯的冷却。 事故工况下 失水事故下，即使反应堆紧急停闭，由于积聚的贮热和衰变热的作 失水事故下，即使反应堆紧急停闭， 失水事故下 仍然有可能烧毁燃料包壳，甚至使堆芯熔化。 用，仍然有可能烧毁燃料包壳，甚至使堆芯熔化。 冷却剂大量外泄，引起安全壳内压力升高，危及安全壳的完整性。 冷却剂大量外泄，引起安全壳内压力升高，危及安全壳的完整性。 冷却剂大量外泄
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2.2 反应堆保护系统
功能：
1. 2. 3. 在反应堆启动和提升功率过程中，限制反应堆功率增长的 速率，保证反应堆安全启动； 带功率运行中，限制反应堆的功率、温度、压力、水位和 流量等参数变化，是堆运行在安全限度所允许范围内； 异常工况时，能执行保护反应堆的动作，立即消除事故隐 患。
时间
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2.1.4 反应性控制的安全性 堆内设置两套按不同原理设计、彼此独 立的反应性控制系统，例如压水堆内： 1.棒束型控制棒组件 2.化学容积控制系统 3.限制每根可移动控制棒的反应性当量 4.设置限制控制棒提升速度的连锁装置, 拟制反应性引入的速率
超功率-超温安全保护
平均温度 350 最大超功率 快速停堆安全线 16.57MPa 15.2MPa 13.8MPa 330 13.1MPa
℃
DNB ？
DNBR≥1.3
310 80 90 100 110 120 功率%
DNBR ？
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2.3.1 安全注入系统
安全注射系统又可称作应急堆芯冷却系统 应急堆芯冷却系统，主要用途是： 应急堆芯冷却系统 当一回路主系统的管道或设备发生破裂而引起失水事故时，安全注 射系统能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。 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时，安注系统能将含高浓度硼酸的水注入堆 芯,抵消因慢化剂过度冷却所引入正反应性 过度冷却所引入正反应性，防止反应堆重返临界。 过度冷却所引入正反应性 三个功能，安全注射系统必须能根据事故引起一回路系 为了实现上述三个功能 三个功能 统压降的变化情况，在不同的压力状态下介入。为此，本系统分为三 个子系统：高压注射管系 蓄压注射管系 低压注射管系 高压注射管系，蓄压注射管系 低压注射管系。 高压注射管系 蓄压注射管系及低压注射管系
专设安全设施的功能： 专设安全设施的功能：
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排放； 阻止安全壳中氢气浓度； 向蒸汽发生器事故供水。
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设计原则
设备必须高度可靠 系统要有多重性 系统必须各自独立 系统应能定期检查 必须具备可靠电源 必须具备充足的水源