压水堆与快堆固有安全性分析与比较

压水堆固有安全性——自然安全性
利用自然法则实现反应性控制： 负反应性温度系数： 第一，由于燃料温度的上升，铀－238吸收中子的 份额增加，从而使反应性有很大的下降（负反应 性系数上升），是多普勒效应起了作用；第二， 轻水慢化剂温度升高，其密度变小，中子与慢化 剂碰撞的机会减少，中子慢化效果降低，反应性 减小，负反应性温度效应起了作用；第三，轻水 冷却剂温度升高，就产生气泡，其道理与第二点 相同。由于中子泄漏增加，使反应性有很大下降， 这就是所谓的空泡效应。（属于自然安全性范畴）
固有安全性
• 自然的安全性：是指反应堆内在的负反应性系数、 多普勒效应和控制棒借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，确保堆芯不融化。 • 非能动的安全性：是指建立在惯性原理（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。 • 后备的安全性：是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。
压水堆与快堆固有安全性比较
• 后备安全性比较 由分析可知，在防止放射性向外扩散方面， 压水堆与快堆均主要设置了三道屏障。但 由于快堆一回路的压力远远小于压水堆一 回路压力，因而在一回路相同强度条件下， 快堆发生放射性物质扩散的机会相对更小， 即更具有安全性。
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快堆固有安全性——后备安全性
2.冷却剂压力低 快堆堆芯钠的出口温度比钠的沸点低300℃，冷 却剂系统的压力低，只有0.7~0.8MPa。因而， 一回路容器和管道承受的压力低，一般不易损坏， 即使损坏也不会产生像压水堆那样的强烈气化现 象。 由于冷却剂压力低，可以在主容器外围加保护容 器，在管道外面加一个防保护容器，用这些方法 来对付一回路万一出现破口造成的情况。
压水堆与快堆固有安全性分析 与比较
姓名：王小亮 班级：0902301 学号：1090230113
固有安全性
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固有安全性被定义为：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， 使反应推趋于正常运行和安全停闭。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。
快堆固有安全性——非能动安全性
热容量大： 池式堆的堆池内有大量钠，因此有很大的热容量； 钠的导热率又大，所以堆芯有很大的热惰性，对 瞬变有很强的适应能力。即使在二次冷却系统不 工作的失热阱事故工况下，反应堆停堆后，钠的 流动性好，容易形成自然对流，可以以非能动的 方法导出余热。冷却剂温度上升速率也相当缓慢， 一般为30℃/min.在温度上升到使燃料破损前 （800~1000℃），有足够时间投入二次冷却系 统或是应急冷却系统。提高了余热导出的安全性。
压水堆固有安全性——非能动安全性
利用非人工干预，非能量消耗的余热导出机制及安全控 制机制：惰性飞轮推动水泵工作 1、停堆控制的非能动安全性 安全棒的顶位插入：重力自然落入，非能动设计，而日本 福岛核电站采用底部插入。 2、自然循环的建立： 自然循环是指在闭合回路内依靠热段（向上流）和冷段 （向下流）中的流体密度差所产生的驱动压头来实现的流 动循环。对于反应堆系统来说，如果堆芯结构和管道系统 设计得合理，就能够利用这种驱动压头推动冷却剂在一回 路中循环，并带出堆内产生的热量（裂变热或衰变热）。 不论是单相流动系统还是包含有两相的流动系统，产生自 然循环的原理都是相同的。
压水堆与快堆固有安全性比较
• 自然安全性比较 分析可知：压水堆利用的是负反应性温度系数，而快堆利 用的是负功率反应性系数。由于压水堆冷却剂反应性温度 系数的正负与其所含硼浓度有很大关系，比如，当硼浓度 超过限值时，反应性温度系数将为正，这是不允许的，因 而要控制硼浓度。而快堆没有这方面的问题，其功率反应 性系数一般都为负值。因而相对压水堆而言，快堆有更好 的自然安全性。 • 非能动安全性比较 压水堆与快堆都利用了自然对流这一非能动冷却方式。但 由于金属钠的热物性优于水，因而其容纳热量的能力要远 好于水，故快堆的冷却效果更好，也更容易形成自然对流 以冷却堆芯。
快堆固有安全性——后备安全性
1.反应堆安全的中心问题是确保放射性物质 能可靠地保持在一定范围内，不要无控制 地释放到周围环境中去。与压水堆类似， 在快堆中，放射性材料（燃料、裂变产物 和放射性活化产物）和周围环境之间一般 设有三道安全屏障，即燃料包壳、一回路 边界（池式堆的容器、回路式堆的容器、 泵、中间热交换器和管道）和安全壳。
压水堆固有安全性——后备安全性
• 系统冗余的可靠度 如采用双层安全壳：即使发生失水事故，也会有一定量的 过剩强度抵挡具有放射性的高压、高温蒸汽外泄。此外， 其他设备也有过剩的可靠度。 • 多道屏障 如为防止放射性物质向外扩散，在放射源与人之间设有多 道屏障，以最大限度包容放射性物质。主要为以下三道屏 障： 第一道屏障：燃料元件包壳。 第二道屏障：百度文库反应堆冷却剂全部包容在内的一回路压力 边界。 第三道屏障：安全壳。
快堆固有安全性——自然安全性
快堆的固有安全性设计体现在事故下的自停堆能力和余热 排出能力（一般以液态金属钠作为冷却剂） 负的功率反应性系数： 依靠多普勒效应、钠密度效应、燃料膨胀、芯部膨胀及变 形以及控制棒的伸长等反馈，足以保证快堆具有足够大的 负功率反应性系数。控制棒及其驱动机构的设计限制了反 应性引入速率不超过允许值。当控制棒机构发生故障导致 意外连续抽出时，功率的增长可由相互独立的探测方法 （如中子注量率，冷却剂出口温度等）给出信号使安全棒 落入堆芯而停堆。即使所有探测系统和保护系统都失效时， 功率也不会按其初始值指数增长。