核反应堆安全分析(2)
合集下载
相关主题
- 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)。
第二章 核反应堆的安全系统
• 反应堆的三大安全功能 • 压水堆的专设安全设施
.
2.1 反应堆的安全性
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 棒借助重力落入堆芯等自然科学法则的安全性。
非能动的安全性
惯性原理（如泵惰转）、重力法则（如位差）、 热传递法则、自然循环等
能动的安全性 必须依靠能动设备（有源设备）
.
.
正常运行 停闭
事故工况
• 一回路冷却剂在流过反 应堆堆芯时受热，而在 蒸汽发生器内被冷却。
• 蒸汽发生器二回路侧由 正常的主给水系统或辅 助给水系统供应给水。
• 甩负荷时，蒸汽通过蒸 汽旁路系统排放到凝汽 器或排向大气。
蒸汽发生器 或余热排出 系统继续导 出堆芯余热。
.
SG由辅助给水系统提供给 水，蒸汽由蒸汽旁路系统 排向凝汽器或安全壳大气。
后备的安全性
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护
.
2.1反应堆的安全性 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。
池式快堆
自然的安全性 非能动的安全性
• 正常运行时，一回路冷却剂在流过反应堆堆芯时受热，而在蒸汽发生器 内被冷却。
• 蒸汽发生器的二回路侧由正常的主给水系统或辅助给水系统供应给水。
.
蒸 汽 旁 路 系 统
• 汽机甩负荷时，蒸汽通过蒸汽旁路系统排到凝汽器或排放到大气中。
.
设备 冷却 水系
统
重要 厂用 水系
统
• 反应堆停闭后，为了除去衰变热，防止燃料元件包壳熔化，冷却 剂泵必须继续运转，衰变热通过蒸汽发生器由二回路带出；
一回路温度、压力下降到 一定值时，由余热排出系 统加以冷却。
蒸汽管道破口时，安注系 统向堆芯注入含硼水。
一回路系统出现破口时， 安注系统和安全壳喷淋系 统投入。
反应堆堆芯冷却的控制
运行情况
系统或设备
热阱
正常运行 机组停运
蒸汽发生器
第一阶段：蒸汽发生器 第二阶段：余热排出系统
正常给水 辅助给水及蒸汽旁路系统 辅助给水及蒸汽旁路系统 设备冷却水系统、重要厂用水系统
. 将控制元件引入堆芯的三种方式
吸收体引入堆芯的三种方式
控制棒
• 补偿棒 - 补偿控制； • 调节棒 - 功率控制； • 安全棒 - 紧急停堆控制。 • 材料：银-铟-镉合金
可溶毒物
可燃毒物
• 补偿剩余反应性； • 延长堆芯的寿期； • 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）
反应性控制的三种类型
紧急停堆控制 功率控制 补偿控制
• 控制元件迅速引入负反应性； • 反应堆紧急停闭。
• 控制元件动作迅速； • 补偿（负荷、温度变化；变更功率水平 等）微小反应性瞬态变化。
• 补偿控制元件动作过程非常缓慢 ；
• 用于补偿燃耗、裂变产物积累所 需的剩余反应性；
• 也用于改变堆内功率分布。
• 当蒸汽管道出现破口时，安全注入系统将向堆芯注入含硼水，以 补偿由于堆芯过冷所丧失的冷却剂装量。
.
安全壳喷淋系统
安 全 壳 喷 淋 系 统
• 当一回路系统出现破口时，堆芯产生的功率将由破口流出的液体 或气态的冷却剂带到安全壳内，这时，安全壳喷淋系统动作，对 流出的冷却剂进行循环冷却。
.
2.2.3 包容放射性产物
.
包容放射性产物控制方式
1、保持现场或厂房的相对负压，防止放射性气体或尘埃向其它区域扩散。
2、气体
活性炭
过滤器
厂房换气
排放 检测
排气塔放出
3、液体
蒸发浓缩
蒸发浓缩 蒸馏水 测定
硼回收系统或废液处理系统 固化
.
释放海中 埋入地下
对放射性产物的屏障控制 安全壳
包 壳
• 事故工况下，参与对各道放射性屏障功能控制的系统有：
事故工况 蒸汽发生器 余热排出系统
辅助给水及蒸汽旁路系统 设备冷却水系统、重要厂用水系统
安注系统 (ECCS)
换料水箱、安注箱
安全壳喷淋系统
换料水箱、设备冷却水系统、重要 厂用水系统
乏燃料组 反应堆换料水池及乏燃料 设备冷却水系统、重要厂用水系统 件的冷却 冷却净化系统
.
Βιβλιοθήκη Baidu
主 给 水 与 辅 助 给 水 系 统
• 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。 • 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，所以反应性引入速率相
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。
.
2.2.2 确保堆芯冷却
固有安全性
eg 固有安全堆
模块式 高温气冷堆
能动的安全性 后备的安全性
现行的反应堆eg
PWR BWR
过程固有最终 安全反应堆
HTGR
.
2.2 反应堆的安全功能
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
有效地控制反应性
确保堆芯冷却
.
包容放射性产物
2.2.1 反应性的控制
.
– 反应堆紧急停堆系统：控制第一道屏障 – 稳压器安全阀：控制第二道屏障 – 对第三道屏障：安全壳自动隔离、安全壳喷淋系统、氢复合系统、砂堆过滤器等。
.
多重安全屏障和安全设施的关系
停堆保护系统
燃
燃
料
料
芯
元
块
件
包
壳
压
安
力
全
容
壳
器
ECCS
防止过热破损
应急堆芯冷却系统 安全阀
过压保护
安全壳喷淋
防止过热过压破损
可燃气体浓度控制系统等
防止氢气爆炸等
.
• 当一回路压力、温度降到一定程度时，余热排出系统必须投入。
– 设备冷却水系统是一个中间冷却系统，在传送放射性流体和海水组成 的电厂最终热阱之间提供一个进行监督的中间屏障，能有效地避免放 射性流体与海水之间相互泄露. 。
换 料 水 箱 及 安 注 箱
• 当一回路处于大气压力下时，可以由反应堆换料水池冷却净化系 统来排出余热；
• 反应堆的三大安全功能 • 压水堆的专设安全设施
.
2.1 反应堆的安全性
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 棒借助重力落入堆芯等自然科学法则的安全性。
非能动的安全性
惯性原理（如泵惰转）、重力法则（如位差）、 热传递法则、自然循环等
能动的安全性 必须依靠能动设备（有源设备）
.
.
正常运行 停闭
事故工况
• 一回路冷却剂在流过反 应堆堆芯时受热，而在 蒸汽发生器内被冷却。
• 蒸汽发生器二回路侧由 正常的主给水系统或辅 助给水系统供应给水。
• 甩负荷时，蒸汽通过蒸 汽旁路系统排放到凝汽 器或排向大气。
蒸汽发生器 或余热排出 系统继续导 出堆芯余热。
.
SG由辅助给水系统提供给 水，蒸汽由蒸汽旁路系统 排向凝汽器或安全壳大气。
后备的安全性
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护
.
2.1反应堆的安全性 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。
池式快堆
自然的安全性 非能动的安全性
• 正常运行时，一回路冷却剂在流过反应堆堆芯时受热，而在蒸汽发生器 内被冷却。
• 蒸汽发生器的二回路侧由正常的主给水系统或辅助给水系统供应给水。
.
蒸 汽 旁 路 系 统
• 汽机甩负荷时，蒸汽通过蒸汽旁路系统排到凝汽器或排放到大气中。
.
设备 冷却 水系
统
重要 厂用 水系
统
• 反应堆停闭后，为了除去衰变热，防止燃料元件包壳熔化，冷却 剂泵必须继续运转，衰变热通过蒸汽发生器由二回路带出；
一回路温度、压力下降到 一定值时，由余热排出系 统加以冷却。
蒸汽管道破口时，安注系 统向堆芯注入含硼水。
一回路系统出现破口时， 安注系统和安全壳喷淋系 统投入。
反应堆堆芯冷却的控制
运行情况
系统或设备
热阱
正常运行 机组停运
蒸汽发生器
第一阶段：蒸汽发生器 第二阶段：余热排出系统
正常给水 辅助给水及蒸汽旁路系统 辅助给水及蒸汽旁路系统 设备冷却水系统、重要厂用水系统
. 将控制元件引入堆芯的三种方式
吸收体引入堆芯的三种方式
控制棒
• 补偿棒 - 补偿控制； • 调节棒 - 功率控制； • 安全棒 - 紧急停堆控制。 • 材料：银-铟-镉合金
可溶毒物
可燃毒物
• 补偿剩余反应性； • 延长堆芯的寿期； • 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）
反应性控制的三种类型
紧急停堆控制 功率控制 补偿控制
• 控制元件迅速引入负反应性； • 反应堆紧急停闭。
• 控制元件动作迅速； • 补偿（负荷、温度变化；变更功率水平 等）微小反应性瞬态变化。
• 补偿控制元件动作过程非常缓慢 ；
• 用于补偿燃耗、裂变产物积累所 需的剩余反应性；
• 也用于改变堆内功率分布。
• 当蒸汽管道出现破口时，安全注入系统将向堆芯注入含硼水，以 补偿由于堆芯过冷所丧失的冷却剂装量。
.
安全壳喷淋系统
安 全 壳 喷 淋 系 统
• 当一回路系统出现破口时，堆芯产生的功率将由破口流出的液体 或气态的冷却剂带到安全壳内，这时，安全壳喷淋系统动作，对 流出的冷却剂进行循环冷却。
.
2.2.3 包容放射性产物
.
包容放射性产物控制方式
1、保持现场或厂房的相对负压，防止放射性气体或尘埃向其它区域扩散。
2、气体
活性炭
过滤器
厂房换气
排放 检测
排气塔放出
3、液体
蒸发浓缩
蒸发浓缩 蒸馏水 测定
硼回收系统或废液处理系统 固化
.
释放海中 埋入地下
对放射性产物的屏障控制 安全壳
包 壳
• 事故工况下，参与对各道放射性屏障功能控制的系统有：
事故工况 蒸汽发生器 余热排出系统
辅助给水及蒸汽旁路系统 设备冷却水系统、重要厂用水系统
安注系统 (ECCS)
换料水箱、安注箱
安全壳喷淋系统
换料水箱、设备冷却水系统、重要 厂用水系统
乏燃料组 反应堆换料水池及乏燃料 设备冷却水系统、重要厂用水系统 件的冷却 冷却净化系统
.
Βιβλιοθήκη Baidu
主 给 水 与 辅 助 给 水 系 统
• 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。 • 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，所以反应性引入速率相
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。
.
2.2.2 确保堆芯冷却
固有安全性
eg 固有安全堆
模块式 高温气冷堆
能动的安全性 后备的安全性
现行的反应堆eg
PWR BWR
过程固有最终 安全反应堆
HTGR
.
2.2 反应堆的安全功能
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
有效地控制反应性
确保堆芯冷却
.
包容放射性产物
2.2.1 反应性的控制
.
– 反应堆紧急停堆系统：控制第一道屏障 – 稳压器安全阀：控制第二道屏障 – 对第三道屏障：安全壳自动隔离、安全壳喷淋系统、氢复合系统、砂堆过滤器等。
.
多重安全屏障和安全设施的关系
停堆保护系统
燃
燃
料
料
芯
元
块
件
包
壳
压
安
力
全
容
壳
器
ECCS
防止过热破损
应急堆芯冷却系统 安全阀
过压保护
安全壳喷淋
防止过热过压破损
可燃气体浓度控制系统等
防止氢气爆炸等
.
• 当一回路压力、温度降到一定程度时，余热排出系统必须投入。
– 设备冷却水系统是一个中间冷却系统，在传送放射性流体和海水组成 的电厂最终热阱之间提供一个进行监督的中间屏障，能有效地避免放 射性流体与海水之间相互泄露. 。
换 料 水 箱 及 安 注 箱
• 当一回路处于大气压力下时，可以由反应堆换料水池冷却净化系 统来排出余热；