核电厂的安全系统

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核电厂系统及设备讲义

核电厂系统及设备讲义

核电厂系统及设备讲义一、核电厂概述核电厂是利用核裂变或核聚变能产生电能的设施。

核电厂通常由核反应堆、发电机、冷却系统、辅助设备等组成。

二、核反应堆核反应堆是核电厂的核心设备,它是进行核裂变或核聚变反应的地方。

核反应堆通常采用压水堆、沸水堆等不同类型。

核反应堆的安全运行是核电厂的关键。

三、发电机核电厂的发电机是将核反应堆产生的热能转化为电能的装置。

发电机通过转动产生电能,供给电网使用。

四、冷却系统核电厂的冷却系统用于散热,避免核反应堆过热。

冷却系统通常采用水冷却或气冷却的方式。

五、安全系统核电厂的安全系统包括应急关闭系统、防护系统等。

这些系统是核电厂保障安全运行的关键。

六、辅助设备核电厂的辅助设备包括控制系统、监测设备、燃料装置等。

这些设备为核电厂的正常运行提供支持。

七、废物处理系统核电厂产生的废物处理是核电厂运行的重要环节。

废物处理系统包括核废料处理设施、废水处理设施等。

以上就是核电厂系统及设备的简要介绍,核电厂作为清洁能源的重要组成部分,在全球范围内发挥着重要作用。

随着技术的不断发展,核电厂的安全性和效率将得到进一步提升。

八、安全防护设施核电厂的安全防护设施是保障核反应堆安全运行的重要一环。

其中包括核反应堆容器、保护壳和防辐射屏障等。

这些设施能够有效隔离放射性物质,确保辐射对周围环境和人员的影响得到最小化。

九、辐射监测系统核电厂使用辐射监测系统对反应堆周围环境和工作人员进行实时监测,以确保辐射水平在安全范围内。

这些监测系统包括气体采样装置、人员穿戴的辐射监测仪器等,能够及时警报,保障人员和环境的安全。

十、应急预案核电厂拥有完善的应急预案,对各种可能的事故和突发状况进行了充分的预案和演练。

一旦发生紧急情况,核电厂能够迅速启动应急预案,以及时有效地应对和解决问题。

十一、燃料处理系统核电厂的燃料处理系统负责燃料元件的储存、运输和辐射监测。

燃料元件是核反应堆的关键部件,核电厂需要对其进行精心管理和维护,以确保核反应堆的正常运行。

核电厂运行安全性能指标体系

核电厂运行安全性能指标体系

核电厂运行安全性能指标体系摘要:我国核电厂设备运行安全管理性能指标是当前业内国际上比较流行的一种新型核电厂设备运行安全性能评价分析手段,以其清晰有效的安全性能指标评估分析能力越来越多地受到业界关注。

本文详细化地介绍了当前我国核电厂运行安全性能指标体系的研发及实际应用,包括研究建立我国核电厂运行安全性能指标体系的框架、确定安全性能指标安全评价操作准则。

关键词:核电厂安全性能安全措施核电厂运行安全性能指标是核安全信息公开的重要内容,通过监测影响反应堆安全的始发事件,采取措施限制和降低始其发生频率,确保缓解措施和保护屏障的有效性,更好地维持核电厂长期安全可靠运行。

长期的安全实践经验表明,一个安全系统性能指标良好的安全运行方式核电厂,其安全性能业绩一般也不可能长期保持良好。

其安全业绩一般也能保持良好。

近年来,安全管理性能指标一直以来是国家核电站安全监管管理过程中重点广泛关注的指标内容之一。

一、核电厂运行安全常见问题核电厂在目前的正常设备运行中会不断地地出现一些常见的安全管理问题,这些常见安全问题如果长期不能够得到有效率的解决,核电厂的正常设备运行安全和正常工作效率都将可能会大大地使其受到到严重影响,所以全面地了解正确认识目前核电存在的这些常见问题十分重要。

1.1设备故障核电厂的正常设备运行管理需要多种核电设备之间的沟通协调互相配合,一旦其中某一一种设备发生出现安全故障或者问题,会给我国核电厂整个设备运行管理系统自身造成不利性的影响,导致设备出现不同的安全生产问题,给整个核电厂自身带来安全生产危机。

给核电厂带来安全危机。

一般通常情况下,核电厂日常运行管理过程中关于核电设备发生故障的安全管理问题主要表现有诸如轴承体系驱动断裂、发电机等重要核电器件启动失灵等,使得整个核电厂的安全性和运行过程受到极大的的影响。

1.2器械保养不到位任何核电系统的安全高效正常运行都必然需要切实做好核电相关设备器械与核电设备的日常保养维护工作,正如是所谓"工欲善其事必先利其器",核电厂也不仅一例外,其中的器械设备数量较大,在确保核电厂安全高效运行中一直发挥着重要的保障作用。

核电厂系统及设备

核电厂系统及设备

核电厂系统及设备
核电厂系统及设备主要包括以下几个方面:
1. 核反应堆:核电厂的核反应堆是核电厂最核心的部分,它通过核裂变或核聚变反应产生巨大的热能。

核反应堆通常由燃料组件、燃料棒、燃料元件、反应堆堆芯、堆腔和控制系统等组成。

2. 蒸汽发生器:核反应堆释放的热能会被用来加热水,产生高温高压的蒸汽。

蒸汽发生器是核电厂中的关键设备,它通过将核反应堆排出的高温冷却剂与次级回路中的冷却剂进行热交换,将水加热为蒸汽。

3. 主蒸汽管道系统:主蒸汽管道系统连接了蒸汽发生器和汽轮机,将高温高压的蒸汽输送到汽轮机中,通过汽轮机的转动产生动力,驱动发电机发电。

4. 汽轮机和发电机:汽轮机是核电厂中的关键设备之一,它通过蒸汽的高速流动驱动转子旋转,产生机械能。

发电机则将机械能转化为电能,通过电力传输系统将电能输送到电网中。

5. 冷却系统:核电厂需要通过冷却系统将发电过程中产生的余热散发出去,保持核电厂的正常运行温度。

常用的冷却系统包括河水冷却系统、冷却塔系统等。

6. 安全系统:核电厂的安全系统是保证核反应堆运行安全的重要设备。

安全系统包括事故监测预警系统、应急冷却系统、安全容器等,用来应对可能发生的异常事故或紧急情况。

除了以上几个方面的设备,核电厂还包括辅助设备,如控制系统、通风系统、水处理设备、废物处理设备等,这些设备都是核电厂正常运行的重要保障。

同时,核电厂还有辐射防护设备、工业液体废物贮存系统等,保障人员的安全和环境的保护。

剖析核电厂安全系统电气设备质量鉴定

剖析核电厂安全系统电气设备质量鉴定

剖析核电厂安全系统电气设备质量鉴定摘要:随着社会经济的发展,我国的核电厂建设进程不断加快,在目前国内大力发展自主第三代核电技术的环境下,越来越多的安全或安全相关的电气设备由国产化产品替代。

而国产化的电气设备能否满足核电厂安全相关要求,则需要通过相关质量鉴定来证明。

本文通过对现行的质量鉴定标准进行对比和分析,针对核电厂安全级或安全相关电气设备的型式试验质量鉴定的一般过程、试验程序和试验方法进行剖析。

关键词:安全级;电气设备;质量鉴定;标准;老化;试验引言核电设备贯穿于整个核电项目周期,包括设计、采购、制造、施工和调试。

同时,核电设备也是核电项目成功落地的关键要素。

华龙一号核电机组不仅增加了严重事故要求、提高了抗震标准、具有双层安全壳的特点,而且华龙一号核电机组要执行走出去的国家战略方针。

因此,为了确保华龙一号核电机组项目的成功落地,必须妥善解决设备设计和设备供货问题。

1设备鉴定概述验证并显示核电厂安全重要设备在其预期的鉴定合格寿期内,不存在因设计、制造缺陷,或因储存、运输、安装、调试或使用不当,而造成的可能导致设备因故障的缺陷或失效机理,从而为“单一故障准则”、“多重度”、“独立性准则”等安全准则在核电厂安全重要系统中的有效实施,提供一个高可信度的保障。

设备鉴定是一个基于确定论并以一系列假想设计基准事件为目标事件,而展开的针对鉴定对象能力的考核过程。

这些设计基准事件包括一些预想的偶发事件(如失电、地震等),以及一些实际不可能,但理论上却可能发生的事件,如严重的失水事故(LOCA)。

为获得对鉴定对象全寿期内安全功能完整性的考核和验证,上述事件总是保守地在预想的最不利时机施加。

在此过程中,由于具有一定覆盖性的典型鉴定样品的选取,以及保守环境条件和运行工况的使用和充分的安全裕度的引入,最终的合格鉴定结果意味着一个高可信度的设备可靠性保障。

2安全系统电气设备鉴定标准体系在核级设备鉴定方面,国际上存在两大标准体系,分别是美国体系和欧洲体系。

核电厂安全系统软件单元测试的安全审评

核电厂安全系统软件单元测试的安全审评

起 到非 常重 要 的作 用 。对 安 全 系统 软件 的测试
是 达 到 核安 全 目标 的一 个 重 要 手段 。在 软 件 工 程 实 践 中 ,测 试有 助 于 软件 满 足核 安全 法 规 标
模 块 或 一组 单元 或 模块 的集 合 ,它 与 单 元测 试 中 的单元 可 以是 同样 的概 念 。这 些 测 试 相 关 的
务 。这些 任 务 有 :针 对 系统 、组件 、验 收 活 动
的验 证 与确 认 测试 计 划 的 生成 和 验 证 ;针 对 组
件 、集 成 、系 统 、验 收 活 动 的验证 与 确认 测 试
的 。单 元 测 试 要 独 立 于 程 序 的 其 他 部 分 而 进

收稿 日期 :2 o 1 3一叭 一2 9 修回E l 期 :2 0 1 3—0 5— 2 0 作者简介 :刘 乐 ( 1 9 8 0 一) ,男 ,陕西吴起 人 ,工程师 ,现主要从事 核电仪控安全审评工作 }通讯作 者 :张 奇 ,E—ma i l :z h a n g q i @e h i n a n s c . C l ' l
1 . 1 软 件测 试在 软 件 验 证 与确 认 中 的地位
软件 测试 可 以分 为几 个 层 次 或 阶段 ,一 种 常见 的方 法是 将 其分 为单 元 测 试 、集 成 测 试 和
软件 的验证 与 确认 通 过 各 种 方 式 来确 定 软 件 生命 周期 中各项 活 动 的 产 品是 否 符 合该 活 动
第l 2卷 第 2期
2 0 1 3年 6月
核 安
Nu c l e a r S a f e t y
J u n . 2 0 1 3
核 电 厂 安 全 系 统 软 件 单 元 测 试 的 安 全 审 评

核电厂系统与设备

核电厂系统与设备

路漫漫其悠远
核电厂系统与设备
• 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。
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备
• 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。
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。
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备
安全注入系统的主要参数
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备
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。
• 手动启动。
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备
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;
核电厂系统与设备
路漫漫其悠远
2020/11/19
核电厂系统与设备
1 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(Inherent Safety)概念贯穿于核电厂 设计安全的新论点。

核电厂系统与部件的核安全分级概述

核电厂系统与部件的核安全分级概述

核电厂系统与部件的核安全分级概述1. 引言核电厂是一种重要的能源发电设施,其运行过程中的核安全至关重要。

核安全包括核设施的设计、运行和废弃物处理等方面,是确保核电厂运行安全可靠的重要工作。

在核电厂系统和部件中,根据其对核安全的重要性,进行了不同层次的分级,以确保各个层级的核设施满足相应的核安全要求。

本文将对核电厂系统与部件的核安全分级进行概述。

2. 核电厂系统与部件的分类核电厂由多个系统和部件组成,根据其功能和特点,可以将其分为以下几个大类:2.1 主系统主系统包括核反应堆系统、蒸汽发生器系统、蒸汽轮机系统等,是核电厂发电的核心部分。

这些系统对核电厂的运行稳定性和核安全性起着至关重要的作用。

2.2 支持系统支持系统包括供电系统、通风系统、冷却系统等,为核电厂系统的正常运行提供各种支持服务。

这些系统对核电厂的连续运行和事故处理起着重要的辅助作用。

2.3 安全系统安全系统包括冷却系统、防护系统、控制系统等,是核电厂对核事故和突发事件做出响应和处理的重要手段。

这些系统对核电厂的安全性具有至关重要的影响。

2.4 辅助系统辅助系统包括消防系统、废物处理系统、辐射监测系统等,为核电厂的运行提供额外的服务和支持。

这些系统对核电厂的环境保护和废物处理起着重要的作用。

3. 核安全分级概述核安全分级是根据不同系统和部件对核安全的重要性和风险程度进行等级划分的过程。

核安全分级不仅有助于确定安全设施和设备的要求,还有助于优化核设施的设计和安全管理。

3.1 核安全分级原则核安全分级的原则主要包括以下几点:•风险评估:对核电厂系统与部件进行风险评估,确定其对核安全的重要性和风险程度。

•安全功能:对不同系统与部件的核安全功能进行评估和划分,以保证核电厂的正常运行和响应能力。

•设备独立性:确保设备独立性,避免设备之间的相互影响和故障传播。

•安全管理:建立完善的安全管理体系,确保不同分级的核设施符合相应的核安全要求。

3.2 核安全分级层次核安全分级主要分为以下几个层次:3.2.1 第一级别第一级别是针对对核安全最为重要的主系统进行划分,包括核反应堆系统、蒸汽发生器系统等。

核电厂安全重要仪表和控制系统标准体系概述

核电厂安全重要仪表和控制系统标准体系概述

文 献标 志码 :A
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时, 占全 国总发 电量的 6 以上。同时 , % 考虑到核 电的后 续发展 , 22 年末 , 到 OO 在建核电容量应保持在 10 0万 k 8 W
在对 国外先 进 的核 电厂安全 重要 仪表 和控制 系统标 准体 系进行 分析 的基 础上 , 绍 了压水堆 核 电厂 安全 重要 仪 表和 控制 系 统标 准 的 介
编制 策略 和体 系结构 。
关键 词 :压水堆
核 电厂
安全 重要
仪表 和控制 系统
标 准体 系
中图分类 号 :Tபைடு நூலகம்3 L6
核 电厂安全重要仪表和控 制系统标准体 系概述 章坚青 , 等
核 电厂 安 全 重要 仪 表 和 控制 系统 标 准 体 系 概 述
Ov r iw ft e S a d r y t e ve o h t n ad S sem o a e y a d Si ic n n tu f rS f t n gnf a tIsr mena in i tt o
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但燃料元件中裂变产物的衰变继续放出热量, 即剩余释热。为了避免损坏燃料元件包壳, 应通过蒸汽发生器或余热排出系统,继续导 出热量。
反应堆的安全功能
——确保堆芯冷却
在反应堆失去正常冷却的事故工况下,有以下导出堆芯热量 的方法:
(1)由辅助给水系统提供给水,产生的蒸汽通过蒸汽旁路系 统排入大气。
(2)当一回路温度和压力下降到一定值时,由余热排出系统 冷却。一回路处于大气压力下时,可由堆换料水池冷却净化 系统排出余热。
3)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,如硼酸。优点是毒物分布均匀和易于调节。化学补偿 控制只能补偿由于燃耗、中毒和慢化剂温度变化等引起的缓 慢的反应性变化。
反应堆的安全功能 ——确保堆芯冷却
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。
反应堆停闭时,堆内链式裂变反应虽被终止,
吸收体引入堆芯的方式: 1)控制棒:分为补偿棒、调节棒和安全棒三种。
控制棒是由中子吸收截面较大的材料制成。应耐辐射、抗腐 蚀和易于机械加工等。
2)可燃毒物:中子吸收截面较大的物质钆(Gd)或硼(B) ,吸收 截面比燃料的大,比燃料更快烧完。补偿堆芯寿命初期的剩 余反应性。优点是延长堆芯的寿期,减少可移动控制棒的数 目,简化堆顶结构,还能改善堆芯的功率分布。
专设安全设施
——安全注入系统
蓄压箱注入系统:蓄压箱注入系统图如图所示。该系统由安装在安全壳 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。
专设安全设施 ——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。 其主要功能是:
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。
作为非能动安全设施,能够在全寿期内保持其功能,必 须考虑对外部事件(如飞机撞击、龙卷风)进行防护和 内部飞射物及管道甩击的影响。
专设安全设施 ——安全壳系统
安全壳的形式
干式密封安全壳 早期:球形耐压单层安全壳 减小安全壳体积和泄漏率:混凝土外层单层安全壳、
专设安全设施 ——安全注入系统
专设安全设施 ——安全注入系统
蓄压箱注入系统为非能动系统,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。
发生大破口失水事故时,一回路压力迅速下降,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。
这些设施具有下列功能: (1)发生失水事故时,向堆芯注入含硼水; (2)向安全壳大气喷淋除碘,阻止放射性物质向大
气排放; (3)阻止安全壳中氢气浓集; (4)向蒸汽发生器事故供水。
专设安全设施
专设安全设施设计原则: 1)高度可靠。安全停堆地震时,设施仍能发挥功能。 2)有多重性。应设置两套或两套以上执行同一功能的系统,
布置所有必要的供电气贯穿件和仪控系统控制电缆。
专设安全设施
——安全壳喷淋系统
系统功能:安全壳喷淋系统的主要作用是在发生失水事故或 导致安全壳内温度、压力升高的主蒸汽管道破裂事故时从安 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,以保证安全壳的完整性,此外, 在必要时向喷淋水中加入NaOH,以去除安全壳大气中悬浮 的碘和碘蒸汽。
1%; 安全壳内压力保持在设计压力以下。 堆芯保持可用的冷却流道。
专设安全设施
——安全注入系统
安全注入系统,又称应急堆芯冷却系统
系统功能:
当一回路系统破裂引起失水事故时,安全注入系
统向堆芯注水,保证淹没和冷却堆芯,防止堆芯
熔化,保持堆芯的完整性。
当发生主蒸汽管道破裂时,反应堆冷却剂由于受 到过度冷却而收缩,稳压器水位下降,安全注入 系统向一回路注入高浓度含硼水,重新建立稳压
(2)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。
反应堆的安全性
反应堆的安全性
反应堆的安全性
(3)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。
(4)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。
(3)当蒸汽管道出现破口时,安全注射系统向堆芯注入含硼 水,以补偿由于堆芯过冷所丧失的冷却剂装量。
(4)当一回路系统出现破口时,堆芯产生的功率将由破口流 出的液态或汽态的冷却剂带到安全壳内,安全壳喷淋系统动 作,进行循环冷却。
反应堆的安全功能 ——确保堆芯冷却
反应堆的安全功能 ——确保堆芯冷却
反应堆的安全功能
器水位,防止反应堆由于过冷而重返临界。
专设安全设施 ——安全注入系统
系统组成:安全注入系统必须能够根据事故 引起一回路系统压力下降的情况,在不同的 压力水平下介入。因此,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; 低压安全注入系统。
专设安全设施 ——安全注入系统
高压安注子系统:
——包容放射性产物
正常运行时,放射性产物主要以液态或气态的形式存在。 控制方法: (1)保持现场或厂房的相对负压。 (2)收集带放射性的气体,送到废气处理系统进行处理、贮
存和监控。放射性衰变到可接受水平,低放射性废气经过滤 和碘吸附装置后通过烟囱监控排放。 (3)放射性废液送到硼回收系统或废液处理系统进行过滤、 除盐、除气、蒸发和贮存监测后,送到废液处理系统贮存箱 贮存。达到排放标准后,再向环境进行监控排放。
反应堆的安全性
固有安全性: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。 具备有这种能力的反应堆,即主要依赖 于自然的安全性,非能动的安全性的反应堆 体系被称为固有安全堆。
反应堆的安全功能
高压安注系统的工作分为直接注入和再循环注入阶段。
专设安全设施 ——安全注入系统
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。
半双层安全壳、无泄漏双层安全壳和预应力混凝 土安全壳等。 设计压力:0.5MPa 泄漏率:不超过0.1%/天
专设安全设施 ——安全壳系统
专设安全设施 ——安全壳系统
双层安全壳:
组成: 1. 外层壳:钢筋混凝土, 圆柱体+球形穹顶。主要是用
来抵御外来的各种危害。 2. 预应力钢筋混凝土内层安全壳带有防泄漏的碳钢衬
里。 3. 外层安全壳和内层安全壳之间,为一环形空间,其
内为负压。
专设安全设施 ——安全壳系统
双层安全壳具有维持环形空间负压及排放过滤通风系统, 优点:
1. 保持双层壳间隙中的微负压能够抑制从内壳直接泄 漏到环境中去。使事故下向环境的放射性释放减少 约一个数量级。
2外壳间隙可用作安全系统通道的实体隔离。可以
法国设计的900MW压水堆核电厂。应急堆芯冷却系统中没 有配置热交换器,因而,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。
专设安全设施
——安全壳喷淋系统
系统组成:安全壳喷淋系统由容量相同的两个系列组成,每 个系列都能单独满足系统要求。每一系列由一台喷淋泵,一 台热交换器、一台喷射器、喷淋管线和阀门组成。换料水箱 和氢氧化钠循环系统是共用的。四条环形喷淋管(每个系列 两条)以安全壳中心线为中心固定在安全壳拱顶上,共计 506只喷头,喷出水滴平均直径0.27mm,喷头的定位和配置 保证每一系列喷洒的冷却水能复盖安全壳整个空间。喷射泵 连接在喷淋泵的旁路管线上.系统运行时,从喷淋泵旁路经过 的喷淋水通过喷射泵时,将氢氧化钠吸入并与喷淋水混合后送 入喷淋泵入口,含有氢氧化钠的喷淋液经泵升压后喷出。
专设安全设施
实现手段:
1 独立冗余;
逻辑组合2/3,2/4等; 2 保护参数多样性; 如LOCA,RCS系统压力,安全壳压力,湿度,放射性剂量 3 覆盖所应对的所有事故谱; 4 保护通道独立
可靠仪表电源,实体隔离, 5 失效安全
专设安全设施
系统按设计基准事故确定的冷却性能须满足 如下要求:
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
出现的氢爆; ④ 砂堆过滤器过滤排放,防止安全壳超压;
⑤安全壳内废气及废液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。
反应堆的安全功能 ——包容放射性产物
砂堆过滤器
专设安全设施
在压水堆核电厂,一旦发生失水事故时,即使紧急 停堆,也会因堆芯的贮热和裂变产物衰变热,使燃 料包壳烧毁,甚至堆芯熔化;冷却剂的大量泄放, 会引起安全壳内压力升高,危及安全壳的完整性。 为此,设置了专设安全设施。
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, 向一回路注入含硼水。
高压安全注入系统由换料水箱、高压安注泵、浓硼酸再 循环回路和通往一回路的注入管线及相关阀门的管道组 成。每个系列上由一台空气冷却的高压安注泵和一台水 冷的低压安注泵。
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