【西安交大 核电厂系统与设备】压水堆核电厂的运行_第六章
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压水堆核电厂的运行_第六章
• EPR，VVER
穹顶在吊装中（左） 穹顶内部（右） 2
吊装环吊的大梁（左） 穹顶钢束张紧（右）
安全壳建造中（左）150吨穹顶吊装（右） 35
安全壳变形测量（左）阀门局部泄漏试验（右）
安全壳贯穿件
• 贯穿通道：
– 设备入口管子 – 电缆套筒 – 燃料组件运输管道的贯穿孔 – 空气闸门。
• 为了不使贯穿件处泄漏，均 有特殊设计，它是由一个穿 过混凝土壁面并锚固在混凝 土上的刚套管及两个接头构 成。接头保证了套管和穿过 安全壳的管道或电缆间的密 封连接。
障。
25
安全壳
• 型式：
– 材料
• 钢板 • 钢筋混凝土制造的(包括预应力混凝土) • 既用钢板又用钢筋混凝土
– 性能
• 干式 • 冰冷凝器式
– 形状
• 球形 • 圆筒形
– 由材料、性能、形式等几方面的组合,结合考虑压水堆核电厂的厂 址,输出功率、经济性和安全性等因素，具有代表性的有以下几种。
26
• 美国早期建造的电功率为800MW压水堆核 电厂安全壳，直径约40m，钢板厚度38mm， 半球顶、椭球底，二次包容壳为椭球顶盖 的圆柱形钢筋混凝土结构，两层壳之间留 有1.5 m宽的环形空间，环腔内呈负压，从 钢壳泄漏至环腔的放射性气体只有经过过 滤净化后方能从排气烟囱排放,以降低放射 性物质对环境的污染。
同时，触发其他系统的保护动作：
– 反应堆紧急停堆； – 安全壳隔离系统 – 汽轮机脱扣 – 启动应急柴油发电机； – 隔离主给水系统并停运主给水泵； – 启动电动辅助给水泵；
21
16
安注过程
• 1.冷段直接注入阶段 – 这一阶段是利用一回路冷却剂正常运行时的流向,使硼酸溶液尽快地注人堆芯。 – 一旦接到"安注"信号,立即自动执行以下动作：
穹顶在吊装中（左） 穹顶内部（右） 2
吊装环吊的大梁（左） 穹顶钢束张紧（右）
安全壳建造中（左）150吨穹顶吊装（右） 35
安全壳变形测量（左）阀门局部泄漏试验（右）
安全壳贯穿件
• 贯穿通道：
– 设备入口管子 – 电缆套筒 – 燃料组件运输管道的贯穿孔 – 空气闸门。
• 为了不使贯穿件处泄漏，均 有特殊设计，它是由一个穿 过混凝土壁面并锚固在混凝 土上的刚套管及两个接头构 成。接头保证了套管和穿过 安全壳的管道或电缆间的密 封连接。
障。
25
安全壳
• 型式：
– 材料
• 钢板 • 钢筋混凝土制造的(包括预应力混凝土) • 既用钢板又用钢筋混凝土
– 性能
• 干式 • 冰冷凝器式
– 形状
• 球形 • 圆筒形
– 由材料、性能、形式等几方面的组合,结合考虑压水堆核电厂的厂 址,输出功率、经济性和安全性等因素，具有代表性的有以下几种。
26
• 美国早期建造的电功率为800MW压水堆核 电厂安全壳，直径约40m，钢板厚度38mm， 半球顶、椭球底，二次包容壳为椭球顶盖 的圆柱形钢筋混凝土结构，两层壳之间留 有1.5 m宽的环形空间，环腔内呈负压，从 钢壳泄漏至环腔的放射性气体只有经过过 滤净化后方能从排气烟囱排放,以降低放射 性物质对环境的污染。
同时，触发其他系统的保护动作：
– 反应堆紧急停堆； – 安全壳隔离系统 – 汽轮机脱扣 – 启动应急柴油发电机； – 隔离主给水系统并停运主给水泵； – 启动电动辅助给水泵；
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16
安注过程
• 1.冷段直接注入阶段 – 这一阶段是利用一回路冷却剂正常运行时的流向,使硼酸溶液尽快地注人堆芯。 – 一旦接到"安注"信号,立即自动执行以下动作：
核电厂安全课件-第六章核电厂典型事故
态 方
按反应性引入方式分为：
程
阶跃变化
线性变化
超功率瞬变
准稳态瞬变
准稳态瞬变
t0
向堆内引入的反应性比较缓慢，以至于这个反应性 能够被温度反馈效应和控制棒的自动调节所补偿的 瞬变。
反应性反馈由燃料温度反馈和冷却 剂温度反馈两部分组成。
假设停堆保护 系统尚未动作
例：满功率时控制棒慢速 抽出
响应特性
① 反应堆周期远远小于堆 芯时间常数，堆内传热 近似为绝热过程，大量 的热能积聚在堆芯；
② 堆功率呈指数规律增减;
忽略缓发中子，堆功率瞬态响应示意图
超瞬发临界瞬变
响应特性
③ 功率峰值反比于中子代时间，快堆 功率峰值较压水堆大，压水堆功率 峰值比重水堆大；
④ 功率峰值反比于瞬发反应性系数， 负的反应性系数对拟制堆功率增长 及反应堆稳定性有重要的作用；
① 反应堆次临界调节棒束失控提升（Ⅱ） ② 反应堆功率运行情况下调节棒束失控抽出（Ⅱ） ③ 硼酸失控稀释（Ⅱ） ④ 功率运行情况下单个调节棒束失控提升（Ⅲ） ⑤ 一个调节棒束弹出（Ⅳ）
反应性引入事故
原因：机械故障、电气故障、人因故障 后果： （1）DNBR下降，沸腾危机； （2）燃料元件内超功率，烧毁； （3）当不均匀时，更为严重；
极限事故：燃料元件可能有损坏，但数量应有限；一回路、 安全壳的功能在专设安全设施作用下应能保证。
6.2 三道屏障的完整性
• 燃料棒的完整性（燃料芯块熔化、沸腾危机 、芯块-包壳间的相互作用）
• 一回路承压边界的完整性 • 安全壳的完整性
• 6.3 没有流体流失的设计基准事故
设计和建造核电厂时所研究的事故与事件可 分为两类：
第6章 核电厂典型事故
《压水堆核电厂完》课件
将反应堆产生的热量传递给蒸汽发生 器。
控制棒与调节剂
控制反应堆的启动、停止和功率调节 。
蒸汽与汽轮机系统
蒸汽发生器
将反应堆产生的热量转化为蒸汽 。
汽轮机
将蒸汽的热能转化为机械能，驱 动发电机发电。
冷凝器与凝结水泵
将汽轮机排出的蒸汽冷凝成水， 回收利用。
冷却剂系统
冷却剂泵
将冷却剂循环流动，带走反应堆产生的热量。
核裂变
重原子核分裂成两个或多 个较轻原子核，同时释放 出巨大能量。
核反应堆
控制和维持核裂变反应的 装置，用于产生热能。
压水堆核电厂的特点
高效能
利用核能发电，具有高效 率和低成本优势。
安全可靠
采用封闭式循环系统和多 重安全保障措施，确保运 行安全。
环保
产生的放射性废料较少， 且经过严格处理，对环境 影响较小。
冷却剂热交换器
将冷却剂的热量传递给蒸汽发生器或辅助系统。
冷却剂过滤器
去除冷却剂中的杂质，保持系统清洁。
核燃料循环系统
燃料组件
由燃料棒、控制棒和支撑结构组成，实现核燃料的安全管理。
燃料装卸系统
负责燃料组件的装载、卸载和运输。
乏燃料储存设施
储存乏燃料，确保其安全处理和处置。
辅助系统与设备
化学处理系统
定期安全审查
对核电厂进行定期的安全评估 ，确保所有安全措施得到有效 执行。
应急计划
制定详细的应急计划，包括事 故发生后的响应措施、人员疏 散等，以最大程度地减少事故
的影响。
辐射防护与控制
辐射监测
对核电厂周围的环境进 行实时监测，确保辐射
水平在安全范围内。
防护设备
为工作人员提供必要的 防护设备，如防护服、 手套、鞋等，以减少辐
压水堆核电厂运行
压⽔堆核电⼚运⾏压⽔堆核电⼚运⾏1.正常运⾏和运⾏瞬态正常运⾏是指核电⼚功率运⾏、燃料更换、维修过程中，频繁发⽣的事件。
要求：不触发停堆，放射性后果⽆影响。
主要包括：1）稳态和停堆运⾏2）带有允许偏差的运⾏3）运⾏试验2.中等频度事件：发⽣频率：＞10-2/堆年要求：最坏的结果，导致紧急停堆，可以很快恢复运⾏，放射性后果⽆影响。
3.稀有事件：发⽣频率：10-4-10-2/堆年要求：允许少量元件破损，堆芯⼏何形状不受影响，放射性后果对公众⽆影响。
4.极限事故：发⽣频率：10-6-10-4/堆年要求：事故缓解系统正常。
后果：后果严重，但要求放射性不致使公众健康和安全受到危害。
针对三道安全屏障的安全限值1）保证燃料包壳完整性如燃料芯块温度≤2800℃、DNBR≥1.22线功率密度≤590W/cm等。
2）保证冷却剂边界完整性冷却剂压⼒≤16.55MPa、冷却剂温度≤343 ℃等3）保证安全壳的完整性：安全壳压⼒≤0.13MPa、壳内平均温度≤145 ℃、峰值压⼒下泄漏率≤0.3%等。
有些安全限值是⽆法直接测量的，如DNBR、线功率密度、燃料芯块温度等，可以通过其他可测量的参数加以限制，如堆芯热功率、冷却剂温度、压⼒、流量等。
加热升温为什么要加热升温：①保证慢化剂温度系数为负值②保护系统的仪表⼯作在正常范围③稳压器能在有汽腔情况下处于可运⾏状态④反应堆压⼒容器远离最⼩脆性转变温度⑤其他原因：如⽔化学的原因、⽔泵的原因等。
由什么来进⾏加热升温：主要靠⼀次⽔泵来加热升温。
为了保证稳压器容积⾥的⽔和⼀次主回路的⽔同时升温并建⽴汽腔，稳压器的断续式加热器也投⼊运⾏。
加热升温的初始条件①反应堆冷却剂系统·反应堆冷却剂系统含稳压器已完成充⽔排⽓，处于⽔实体状态；·反应堆冷却剂内的硼浓度为冷停堆模式的硼浓度；·反应堆冷却剂系统的温度维持在60℃以下；·反应堆冷却剂系统的压⼒维持在0.345⾄0.689MPa（表压）；·反应堆冷却剂泵处于可运⾏状态。
《压水堆核电厂完》PPT课件
CAP1400. 石岛湾2 M310. 红沿河56，田湾56，宁德56 华龙. 福清56，防城港56 EPR. 台山34
运行及在建堆型
秦 山 二 期 核 电 厂 反 响 堆 房
运行及在建堆型
二 代 百 万 核 电 厂 主 回 路
M310. 100万千瓦 28台
运行11〔大亚湾1-2,岭懊14,红沿河1-2,宁德1-2, 阳江 1〕
总体特点 a.以净化的普通水作冷却剂和慢化剂 b.轻水慢化性能好堆芯较小
吸收截面大低富集度加浓铀 c.一回路冷却剂压力一般为15.5MPa d.压水堆核电站有放射性的一回路和二回路系统
分开，放射性冷却剂不会进入二污染二回路设 备，运行和维护方便，需要处理的废气、废水、 废物量较少。
一、压水堆核电厂构造
控制棒 52 組
反应堆高1230直徑380
燃料元件高 365.8公分寬 21.4公分157 組
反响堆
一、压水堆核电厂构造
核岛主要设备〔蒸发器〕 蒸汽发生器 它的作用是通过反响堆的冷
却剂的热量传给二回路水，并使之变成蒸汽， 再通入汽轮发电机的汽缸作功。
蒸汽发生器
2021年6月30日13时46分，中核五公司秦山核电二期扩建工程 4#核岛4A蒸汽发生器吊装成功！
在建17〔红沿河2方家山2宁德2福淸4阴江5防城港 2〕 6) AP1000. 100万千瓦. 4台. 三门，海阳 7) EPR. 1600万千瓦 2台. 台山 8) 高温气冷堆. 20万千瓦. 石岛湾
8种堆型：压水堆6，重水堆1，高温气冷堆1 运行20台机组；在建28台机组 另:中国实验快堆2万千瓦 出口：6台，2台运行，4台在建 拟建：AP1000. 徐大堡4，河北4，海阳2，三门2，漳州4，陆丰4
运行及在建堆型
秦 山 二 期 核 电 厂 反 响 堆 房
运行及在建堆型
二 代 百 万 核 电 厂 主 回 路
M310. 100万千瓦 28台
运行11〔大亚湾1-2,岭懊14,红沿河1-2,宁德1-2, 阳江 1〕
总体特点 a.以净化的普通水作冷却剂和慢化剂 b.轻水慢化性能好堆芯较小
吸收截面大低富集度加浓铀 c.一回路冷却剂压力一般为15.5MPa d.压水堆核电站有放射性的一回路和二回路系统
分开，放射性冷却剂不会进入二污染二回路设 备，运行和维护方便，需要处理的废气、废水、 废物量较少。
一、压水堆核电厂构造
控制棒 52 組
反应堆高1230直徑380
燃料元件高 365.8公分寬 21.4公分157 組
反响堆
一、压水堆核电厂构造
核岛主要设备〔蒸发器〕 蒸汽发生器 它的作用是通过反响堆的冷
却剂的热量传给二回路水，并使之变成蒸汽， 再通入汽轮发电机的汽缸作功。
蒸汽发生器
2021年6月30日13时46分，中核五公司秦山核电二期扩建工程 4#核岛4A蒸汽发生器吊装成功！
在建17〔红沿河2方家山2宁德2福淸4阴江5防城港 2〕 6) AP1000. 100万千瓦. 4台. 三门，海阳 7) EPR. 1600万千瓦 2台. 台山 8) 高温气冷堆. 20万千瓦. 石岛湾
8种堆型：压水堆6，重水堆1，高温气冷堆1 运行20台机组；在建28台机组 另:中国实验快堆2万千瓦 出口：6台，2台运行，4台在建 拟建：AP1000. 徐大堡4，河北4，海阳2，三门2，漳州4，陆丰4
《核电厂系统与设备》课后习题答案及复习提纲
注：本资料主要针对《核电厂系统及设备》臧希年编著第2版清华大学出版社2011年7月；笔者根据所学知识及综合一些其它资料汇编而成，分为课后习题解答与复习提纲两部分；本资料仅供读者作些参考，由于笔者知识有限，有些知识难免存在一些偏差，请批评指正。
2014年2月16日星期日第一部分：课后习题参考答案（2、3、4、5、7、8）第二章压水堆核电厂1.从电能生产的观点看，压水堆核电厂有哪些部分？各自有什么作用？答：从电能生产的角度看，压水堆核电厂分为核岛与常规岛，核岛利用核能生产蒸汽，常规岛利用蒸汽生产电能。
2.从热力循环的观点看，压水堆核电厂由几个回路组成？各自的作用是什么？答：压水堆核电厂主要由反应堆冷却剂系统（简称一回路），蒸汽和动力转换系统（又称二回路），循环水系统组成。
一回路生产蒸汽，二回路与三回路将蒸汽的热能转换为推动核汽轮机组转动的机械能。
3.核电厂的厂址须满足什么要求？答：应考虑三个方面①核电厂的本身特性。
核反应堆是一个强大的放射源，核电厂的热功率决定了反应堆内的放射性的总储量，在相同的运行条件下，堆内放射的总量与功率成正比。
②厂址的自然条件与技术要求。
应尽可能地避免或减少自然灾害（如地震，洪水，及灾难性气象条件）造成的后果，并应利于排出的放射性物质在环境中稀释③辐射安全要求。
⑴辐射安全应符合国家环境保护，辐射防护等法规和标准的要求⑵将核电厂设置在非居民区⑶考虑厂址周围的人口密度和分布。
4.核电厂主要有哪些厂房？核电厂主要有反应堆厂房（即安全壳），燃料厂房，核辅助厂房，汽轮机厂房和控制厂房。
5.解释名词：多道屏障，纵深防御，单一故障准则多道屏障：在所有情况下保证绝对控制过量放射性物质对外释放，核电厂设置了三道屏障，只有这三道屏障全部被破坏才会释放大量的放射性物质。
纵深防御：将安全有关的所有事项置于多重防御之下，在一道屏障失效后还有另一道屏障来弥补。
单一故障准则：当系统中某一部件不能执行其预定功能安全功能时，并不影响整个系统功能的执行。
核电厂系统与设备-压水堆核电厂
2.1 概述
2.1.2 压水堆核电厂的工作原理 （8）循环水系统
功能 ：为凝汽器提供凝结汽轮机乏汽的冷却水。
分类: 开式供水和闭式供水。
开式供水：指以江河湖海为天然水源, 冷却水一次通过, 不重 复使用。
闭式供水：把由凝汽器排出的水, 经过冷却降温之后, 再用循 环水泵送回凝汽器入口重复使用。
2.1 概述
2.1.2 压水堆核电厂的工作原理 （6）二回路系统的组成
汽轮机、发电机、凝汽器、凝结水泵、给水加热器、除 氧器、给水泵、蒸汽发生器、汽水分离再热器等设备
间接循环：二回路水不受一回路污染
2.1 概述
2.1.2 压水堆核电厂的工作原理 （7）沸水堆核电厂工作原理
汽轮机、发电机、凝汽器、凝结水泵、给水加热器、除 氧器、给水泵、蒸汽发生器、汽水分离再热器等设备 直接循环
本课程课程目录
《核电厂系统与设备》
序号
教学内容
1 第1章 绪论 2 第2章 压水堆核电厂 3 第3章 反应堆冷却剂系统和设备 4 第4章 核岛主要辅助系统 5 第5章 专设安全设施 6 第6章 核电厂热力学 7 第7章 核汽轮发电机组 8 第8章 核电厂二回路热力系统
共32学时
总学时
2 4 6 4 4 2 4 2
2.1 概述
2.1.2 压水堆核电厂的工作原理 （3）反应堆冷却剂系统（一回路系统）
（RCS）Reactor Coolant System Primary Coolant System 1.Reactor Pressure Vessel 2.Steam Generator 3.Primary Coolant Pump 4.Pressuriser
2.1 概述
2.1.2 压水堆核电厂的工作原理 （8）循环水系统
压水堆核电厂运行[u5151-466e4bdc-641]
![压水堆核电厂运行[u5151-466e4bdc-641]](https://img.taocdn.com/s3/m/572ab004a6c30c2259019e3f.png)
中国核动力研究设计院
NPIC
Nuclear Power Institute of China
第二章 压水堆核电厂一回路主系统和设备
功能 组成、流程、参数 系统的运行 1 一回路主系统 功能： a.由冷却剂将堆芯中因核裂变产生的 热量传输给蒸汽动力装置并冷却堆芯 b.防止燃料元件烧毁 流程：P11，图2-1
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Nuclear Power Institute of China
2.2 风险概率 飞机：10-4/Y， 核电厂：10-6/y 2.3 纵深防御的安全原则： 燃料芯块，燃料包壳，一回路压力边界， 安全壳 纵深防御原则贯穿在核电厂造址、设计、 制造、建造、调试、运行、事故处置和 应急准备等各个环节始终。
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核岛：反应堆及一回路系统 反应堆 蒸汽发生器 主蒸汽管 燃料厂房 废燃料池 相应系统与设备
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常规岛： 汽轮机 二回路系统 发电机 5. 我国核电前景 空前发展
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组成: 筒体组合件:法兰环,接管段,筒身,冷却 剂进\出口接管 顶盖组合件 底封头 法兰密封结构 压力容器材料:含锰钼镍的低合金 钢,SA533B,SA508II,SA508III
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10
蓄压(中压)注射管系（MHSI） 11
低压安注
• 低压注射管系在冷却剂管道大破裂，冷却剂压力急剧降低时用，以淹没堆芯， 和保证堆芯内水的流动，以便导出余热。
• 有两条独立的流道，每条有一台低压安注泵； • 当系统压力低于0.7MPa时由安全注射信号启动，通过两条吸水管线： • 直接注入阶段：低压安注泵通过两条独立管线将换料水箱中含硼水注入每个环
路的冷管段或冷、热段同时注入； • 再循环阶段：当换料水箱中含硼水低-低水位时，低压安注泵通过两条独立管线
改为抽取安全壳底部的地坑水。
安注信号
• 安注启动信号：
• 安注信号可由下面任一信号触发：
• 稳压器压力低（11.9MPa）； • 安全壳压力高2(0.13MPa)；
同时，触发其他系统的保护动作： 反应堆紧急停堆； 安全壳隔离系统
• 两台蒸汽发生器蒸汽流量高且蒸汽管道压力低；汽轮机脱扣
• 两台蒸汽发生器蒸汽流量高且冷却剂平均温度低启；动应急柴油发电机；
• 两个主蒸汽管道压差大（0.7MPa）；
隔离主给水系统并停运主给水泵； 启动电动辅助给水泵；
• 手动启动。
16
安注过程
• 1.冷段直接注入阶段 • 这一阶段是利用一回路冷却剂正常运行时的流向,使硼酸溶液尽快地注人堆芯。 • 一旦接到"安注"信号,立即自动执行以下动作： • 启动第二台高压安注泵; • 打开高压安注泵与换料水箱之间的隔离阀,然后关闭与容控箱之间的隔离阀; • 当一回路压力低于安注箱绝对压力(约4.2MPa)时,中压安注系统开始注入。 • 当一回路绝对压力降到1. 0MPa以下时,低压安注流量开始进入一回路冷段。 • 在直接注人阶段换料水箱中的水位不断下降 • 当出现低水位信号（MIN2）时,进入再循环过渡阶段,这时如果低压安注泵流量小于300
第6章 专设安全设施
核电厂工作原理
西安交通大学
ASG2
设置的原因
• 应对事故 • 保证在事故发生后，迅速导出燃料的余热，排除燃 料熔化的风险，避免在任何情况下裂变产物向外释 放
安全对策
• 为确保反应堆的安全，反应堆所有的安全设施，应发挥以 下特定的安全功能：
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 确保堆芯 包容放射性
反应性
冷却
产物
• 有效地控制反应性： • 为补偿压水堆较大的剩余反应性，在堆芯内必须引入适量
的可随意调节的负反应性。用于补偿堆芯长期运行所需的 剩余反应性，也可用于调节反应堆功率的水平，使反应堆 功率与所要求的负荷相适应；它还要作为停堆的有效手段。 • 确保堆芯冷却： • 为了避免由于过热而引起燃料元件损坏，任何情况下都必 须导出核燃料的释热，确保对堆芯的冷却。 • 包容放射性产物 • 为了避免放射性产物扩散到环境中，在核燃料和环境之间 设置了多道屏障，运行时，必须严密监视这些屏障的密封 性，确保公众与环境免受放射性辐照的危害
安全注射系统（RIS）
2. 蓄压(中压)注射管系（MHSI）
中压安注（蓄压安注）
• 非能动设施 • 在一回路管道发生破裂，引起压力急剧
下降的情况下，需依靠蓄压注射管系在 最短的时间内淹没堆芯以避免燃料元件 的熔化。 • 由三个安注箱组成,分别接到三个环路 的冷管段上。 • 安注箱内贮存CB =2000µg/g的含硼水， 覆盖4.2MPa的氮气；每个安注箱能提 供淹没堆芯所需容积的50%。 • 安注箱的隔离：有两个逆止阀； • 每条管线上设有电动隔离阀
系统组成
• 高压注射管系(HHSI)； • 蓄压(中压)注射管系(MHSI)； • 低压注射管系(LHSI)。
高压安注系统
• 高压注射管系用于压水堆冷却剂系统的小泄漏事故， 其主要目的是维持冷却剂系统压力稍低于正常的值， 使压水堆正常停闭。
• 当主系统因发生破损事故，压力下降至一定值 (11.9MPa)，或蒸汽管道发生大破裂时，高压安全 注射泵被启动，将换料水箱内2400ppm的硼水注入 堆芯，防止反应堆重新临界和注入冷水以冷却和淹 没堆芯。
• 目前我国的电厂 • AP1000：非能动 • 其余电厂：能动
专设安全设施的安全功能
专设安全设施的安全功能
5
安全注射系统
6.2 安全注射系统（RIS）
• 功能
• 当发生失水事故（LOCA）时，为堆芯提供应急的 和持续的冷却，在事故发生的第一阶段，尽快将硼 水直接注入堆芯，并在一定时间后过渡到第二阶段， 利用积聚在安全壳地坑里的水再循环，防止燃料元 件包壳因堆芯失水而烧毁。
高压安注系统
• 安注泵：3台。在有些压水堆中高压安全注射泵与 上充泵合用 • 为了保证能可靠地注入，注入管经硼注入箱接在每 一条环路冷管段或冷、热管段。 • 硼注入箱是一个容积为3~4 m3的容器，安装在高压 安全注射泵出口端，即冷管段管线上，这是为了将 硼酸溶液以最快的速度注入堆芯，箱内装满含硼浓 度为4% 硼酸溶液(7000ppm)， • 硼注入箱有一个循环加热系统，以保持硼酸溶液的 温度，防止硼结晶析出，由温度测量线路控制加热 器的启动或关闭。
5
安全性的分类和定义
• 分析确保反应堆安全的四种安全性要素： • （1）自然的安全性 (Natural Safety) 只取决于内在负反应性系数，多普勒效应、
控制捧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。 • （2）非能动的安全性 (Passive Safety) 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。 • （3）能动的安全性 (Active Safety) 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 (Redundancy Safety) 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。
• 当化学和容积控制系统失效时，补偿一回路少量的 泄漏，以保持稳压器内的水位。
• 发生蒸汽管道破裂事故（MSLB）时，将含高浓度 硼酸的水注入堆芯，抵消因慢化剂过度冷却所减少 的负反应性，防止反应堆重返临界。
大破口失水事故
小破口失水事故
MSLB蒸汽管道破裂
反应性
紧急停堆 0
高压安注
冷却引入正 反应性
蓄压(中压)注射管系（MHSI） 11
低压安注
• 低压注射管系在冷却剂管道大破裂，冷却剂压力急剧降低时用，以淹没堆芯， 和保证堆芯内水的流动，以便导出余热。
• 有两条独立的流道，每条有一台低压安注泵； • 当系统压力低于0.7MPa时由安全注射信号启动，通过两条吸水管线： • 直接注入阶段：低压安注泵通过两条独立管线将换料水箱中含硼水注入每个环
路的冷管段或冷、热段同时注入； • 再循环阶段：当换料水箱中含硼水低-低水位时，低压安注泵通过两条独立管线
改为抽取安全壳底部的地坑水。
安注信号
• 安注启动信号：
• 安注信号可由下面任一信号触发：
• 稳压器压力低（11.9MPa）； • 安全壳压力高2(0.13MPa)；
同时，触发其他系统的保护动作： 反应堆紧急停堆； 安全壳隔离系统
• 两台蒸汽发生器蒸汽流量高且蒸汽管道压力低；汽轮机脱扣
• 两台蒸汽发生器蒸汽流量高且冷却剂平均温度低启；动应急柴油发电机；
• 两个主蒸汽管道压差大（0.7MPa）；
隔离主给水系统并停运主给水泵； 启动电动辅助给水泵；
• 手动启动。
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安注过程
• 1.冷段直接注入阶段 • 这一阶段是利用一回路冷却剂正常运行时的流向,使硼酸溶液尽快地注人堆芯。 • 一旦接到"安注"信号,立即自动执行以下动作： • 启动第二台高压安注泵; • 打开高压安注泵与换料水箱之间的隔离阀,然后关闭与容控箱之间的隔离阀; • 当一回路压力低于安注箱绝对压力(约4.2MPa)时,中压安注系统开始注入。 • 当一回路绝对压力降到1. 0MPa以下时,低压安注流量开始进入一回路冷段。 • 在直接注人阶段换料水箱中的水位不断下降 • 当出现低水位信号（MIN2）时,进入再循环过渡阶段,这时如果低压安注泵流量小于300
第6章 专设安全设施
核电厂工作原理
西安交通大学
ASG2
设置的原因
• 应对事故 • 保证在事故发生后，迅速导出燃料的余热，排除燃 料熔化的风险，避免在任何情况下裂变产物向外释 放
安全对策
• 为确保反应堆的安全，反应堆所有的安全设施，应发挥以 下特定的安全功能：
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 确保堆芯 包容放射性
反应性
冷却
产物
• 有效地控制反应性： • 为补偿压水堆较大的剩余反应性，在堆芯内必须引入适量
的可随意调节的负反应性。用于补偿堆芯长期运行所需的 剩余反应性，也可用于调节反应堆功率的水平，使反应堆 功率与所要求的负荷相适应；它还要作为停堆的有效手段。 • 确保堆芯冷却： • 为了避免由于过热而引起燃料元件损坏，任何情况下都必 须导出核燃料的释热，确保对堆芯的冷却。 • 包容放射性产物 • 为了避免放射性产物扩散到环境中，在核燃料和环境之间 设置了多道屏障，运行时，必须严密监视这些屏障的密封 性，确保公众与环境免受放射性辐照的危害
安全注射系统（RIS）
2. 蓄压(中压)注射管系（MHSI）
中压安注（蓄压安注）
• 非能动设施 • 在一回路管道发生破裂，引起压力急剧
下降的情况下，需依靠蓄压注射管系在 最短的时间内淹没堆芯以避免燃料元件 的熔化。 • 由三个安注箱组成,分别接到三个环路 的冷管段上。 • 安注箱内贮存CB =2000µg/g的含硼水， 覆盖4.2MPa的氮气；每个安注箱能提 供淹没堆芯所需容积的50%。 • 安注箱的隔离：有两个逆止阀； • 每条管线上设有电动隔离阀
系统组成
• 高压注射管系(HHSI)； • 蓄压(中压)注射管系(MHSI)； • 低压注射管系(LHSI)。
高压安注系统
• 高压注射管系用于压水堆冷却剂系统的小泄漏事故， 其主要目的是维持冷却剂系统压力稍低于正常的值， 使压水堆正常停闭。
• 当主系统因发生破损事故，压力下降至一定值 (11.9MPa)，或蒸汽管道发生大破裂时，高压安全 注射泵被启动，将换料水箱内2400ppm的硼水注入 堆芯，防止反应堆重新临界和注入冷水以冷却和淹 没堆芯。
• 目前我国的电厂 • AP1000：非能动 • 其余电厂：能动
专设安全设施的安全功能
专设安全设施的安全功能
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安全注射系统
6.2 安全注射系统（RIS）
• 功能
• 当发生失水事故（LOCA）时，为堆芯提供应急的 和持续的冷却，在事故发生的第一阶段，尽快将硼 水直接注入堆芯，并在一定时间后过渡到第二阶段， 利用积聚在安全壳地坑里的水再循环，防止燃料元 件包壳因堆芯失水而烧毁。
高压安注系统
• 安注泵：3台。在有些压水堆中高压安全注射泵与 上充泵合用 • 为了保证能可靠地注入，注入管经硼注入箱接在每 一条环路冷管段或冷、热管段。 • 硼注入箱是一个容积为3~4 m3的容器，安装在高压 安全注射泵出口端，即冷管段管线上，这是为了将 硼酸溶液以最快的速度注入堆芯，箱内装满含硼浓 度为4% 硼酸溶液(7000ppm)， • 硼注入箱有一个循环加热系统，以保持硼酸溶液的 温度，防止硼结晶析出，由温度测量线路控制加热 器的启动或关闭。
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安全性的分类和定义
• 分析确保反应堆安全的四种安全性要素： • （1）自然的安全性 (Natural Safety) 只取决于内在负反应性系数，多普勒效应、
控制捧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。 • （2）非能动的安全性 (Passive Safety) 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。 • （3）能动的安全性 (Active Safety) 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 (Redundancy Safety) 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。
• 当化学和容积控制系统失效时，补偿一回路少量的 泄漏，以保持稳压器内的水位。
• 发生蒸汽管道破裂事故（MSLB）时，将含高浓度 硼酸的水注入堆芯，抵消因慢化剂过度冷却所减少 的负反应性，防止反应堆重返临界。
大破口失水事故
小破口失水事故
MSLB蒸汽管道破裂
反应性
紧急停堆 0
高压安注
冷却引入正 反应性