搜索
核电厂系统及设备第七讲（2011—2012学年第2学期）主讲：田丽霞21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（InherentSafety）概念贯穿于核电厂设计安全的新论点。3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。4•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。5•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。6•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。7反应堆安全设施有特定的安全功能8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；9•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；•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。10•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。11122专设安全设施专设安全设施本身是指：–安全注射系统（RIS）–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）13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：–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。142.1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。•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。15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。162.2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。17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%；•安全壳内压力保持在设计压力以下；•可允许失去正常电源。182.3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向堆芯注水，以重新淹没并冷却堆芯，限制燃料元件温度的上升；19•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。在这种事故，安全注射系统补偿因泄漏造成的冷却剂量的减少。20•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。21当P≤119bar时，高压安注系统投入当P≤42.5bar时，中压安注系统自动投入当P10bar时，低压安注系统投入102030时间（s）一回路压力（bar)150100500一回路破口后的压力变化22高、低压安注示意中压安注示意LOCA时的安注过程23高低压安注系统流程图24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。25•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。26中压安注系统流程图27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。•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。28•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。29中压安注箱30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。31安全注入系统的主要参数32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。33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）；•手动启动。34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；35•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）。36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采用浓硼酸注入系统。37•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。38•“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。392.4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。40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。•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。41•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。42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。43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%。4445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。46EPR堆芯熔融物收集系统（捕集器）47AP1000的安全壳•安全壳由4个环段和上下封头组成。直径为39.6m，圆柱段是7.77m。壁厚4.44cm，设计压力4.07bar。•环段和容器封头用钢板构成，事先在工厂加工成型，在现场安装。最大环段（包括支撑）重658t，2个封头每个重500t。482.5安全壳喷淋系统（EAS）主要功能：•从安全壳顶部空间喷洒冷却水，为安全壳气空间降温降压，限制事故后安全壳内的峰值压力，保证安全壳完整性。•在再循环安注模式下，安全壳地坑的水需冷却时，由安全壳喷淋系统的热交换器冷却后再注入堆芯，安全壳喷淋系统是在设计基准事故下可以排除安全壳内热量的唯一系统。49•在反应堆处在冷停堆工况时，如反应堆大厅内发生大面积火灾，安全壳喷淋系统可用作火灾消防。•一回路发生失水事故时，为了减少放射性物质外泄，在喷淋液中添加定量的NaOH，用以除去安全壳大气中的放射性碘。505152安全壳喷淋系统53系统设计准则•在发生失水事故时，40秒内喷淋泵能投入运行（每台泵流量为450m3/h）。•本系统按核安全二级设计（除了NaOH添加回路为核3级外）。所有系统和设备均按抗震SSE设计。•本系统能承受各种事故工况，包括安全停堆时地震，而不丧失其排热功能。54•安全壳喷淋系统的设计能使安全壳内的温度和压力变化满足安全壳瞬态的要求。•在外电源故障同时发生单个柴油机故障情况下，本系统即使在这样的单一故障条件下仍能保持其喷淋的功能。•在核电站正常运行时，系统主要的设备对于定期检查来说均是可接近的。•本系统采用各种措施，以使系统的所有设备能完成其代表性试验。55设备设计准则(1)NaOH添