核反应堆安全分析2.ppt

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 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。 2.1反应堆的安全性 2.2 反应堆的安全功能 2.2.1 反应性的控制 反应性控制的三种类型 吸收体引入堆芯的三种方式 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 2.2.2 确保堆芯冷却 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。 反应堆堆芯冷却的控制 主给水与辅助给水系统 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； 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； 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 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 对放射性产物的屏障控制 事故工况下，参与对各道放射性屏障功能控制的系统有： 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。 * 自然的安全性 非能动的安全性 能动的安全性 后备的安全性 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 必须依靠能动设备（有源设备） 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 固有安全性 自然的安全性 非能动的安全性 能动的安全性 后备的安全性 固有安全堆 池式快堆 模块式 高温气冷堆 过程固有最终 安全反应堆 现行的反应堆 PWR BWR HTGR 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。 eg eg 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 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。 将控制元件引入堆芯的三种方式 控制棒 可燃毒物 可溶毒物 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） 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。 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。 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。 设备冷却水系统、重要厂用水系统 反应堆换料水池及乏燃料冷却净化系统 乏燃料组件的冷却 换料水箱、设备冷却水系统、重要厂用水系统 安全壳喷淋系统 换料水箱、安注箱 安注系统 (ECCS) 设备冷却水系统、重要厂用水系统 余热排出系统 辅助给水及蒸汽旁路系统 蒸汽发生器 事故工况 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 第一阶段：蒸汽发生器 第二阶段：余热排出系统 机组停运 正常给水 辅助给水及蒸汽旁路系统