第二章-反应堆安全设施(二次课)

核安全基础,核动力仿真研究中心,第二章反应堆安全设施,2.1核电厂基本系统2.2反应性控制2.3反应堆保护系统2.4专设安全设施2.5未来核电站的安全性,反应堆的运行中会产生大量放射性物质，一旦发生严重的堆芯损毁事故，同时又发生一回路压力边界和安全壳破损的情况，将有可能有大量的放射性物质释放到环境中，造成严重的环境污染。,为什么要有反应堆安全设施？,三套系统,反应堆控制系统：控制反应性，使反应堆功率跟踪电网变化；安全保护系统：在出现超出反应堆控制系统调整能力的过渡工况时使反应堆安全停闭；专设安全设施：减轻事故所造成的后果。,实现的功能：力图保持三道屏障完整！,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,Control,Cool,Contain,控制反应性的手段：向堆芯插入或抽出中子吸收体；改变反应堆燃料的富集度；移动反射层；改变中子的泄漏。,2.1反应性的控制,2.1.1反应性控制的方法,堆芯外围区,中心棋盘区,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微小的反应性瞬态变化,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,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,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，所以反应性的引入速率相当小。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。,耐辐照耐高温抗腐蚀易加工,化学补偿对慢化剂温度系数的影响,反应性反馈效应：燃料的多普勒效应对于安全分析中所关心的功率剧增事故十分重要。慢化剂的温度效应和空泡效应,2.1.2堆芯内固有的反应性控制,基本要求：应能及时调节反应堆功率，以适应外界负荷变化的要求，并能建立新工况下个主要热工参数的稳态值；应能改善核动力装置的过渡过程特性。,2.1.3反应堆功率调节系统,堆内设置两套按不同原理设计、彼此独立的反应性控制系统，例如压水堆内：,2.1.4反应性控制的安全性,棒束型控制棒组件化学容积控制系统限制每根可移动控制棒的反应性当量设置限制控制棒提升速度的连锁装置,拟制反应性引入的速率,功能：在反应堆启动和提升功率过程中，限制反应堆功率增长的速率，保证反应堆安全启动；带功率运行中，限制反应堆的功率、温度、压力、水位和流量等参数变化，是堆运行在安全限度所允许范围内；异常工况时，能执行保护反应堆的动作，立即消除事故隐患。,2.2反应堆保护系统,保护系统可靠性的两个含义：具有最佳的安全性能具有最佳的连续运行性能,2.2.1设计原则,五个原则：单一故障准则设置多重的保护参数失事安全的原则具有运行校验功能保护动作要快,2.2.2保护参数及其动作方式,短周期事故中功率上升曲线,反应堆周期0.1秒,超功率-超温安全保护,DNB？,DNBR？,2.3专设安全设施,安全注入系统（ECCS）(EmergencyCoreCoolingSystem)安全壳系统辅助给水系统,设置专设安全设施的必要性,事故工况下，正常的控制保护系统不足以保障堆芯的冷却。失水事故下，即使反应堆紧急停闭，由于积聚的贮热和衰变热的作用，仍然有可能烧毁燃料包壳，甚至使堆芯熔化。冷却剂大量外泄，引起安全壳内压力升高，危及安全壳的完整性。,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排放；阻止安全壳中氢气浓度；向蒸汽发生器事故供水。,专设安全设施的功能：,设计原则,设备必须高度可靠系统要有多重性系统必须各自独立系统应能定期检查必须具备可靠电源必须具备充足的水源,安全注射系统又可称作应急堆芯冷却系统，主要用途是：当一回路主系统的管道或设备发生破裂而引起失水事故时，安全注射系统能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。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时，安注系统能将含高浓度硼酸的水注入堆芯,抵消因慢化剂过度冷却所引入正反应性，防止反应堆重返临界。为了实现上述三个功能，安全注射系统必须能根据事故引起一回路系统压降的变化情况，在不同的压力状态下介入。为此，本系统分为三个子系统：高压注射管系，蓄压注射管系及低压注射管系。,2.3.1安全注入系统,900MW级核电厂安注系统流程图,（1）高压注射管系（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。主要目的：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，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2000ppm左右的硼水注入堆芯，防止反应堆重新临界和注入冷水以冷却和淹没堆芯。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的冷管段或冷、热管段。硼注入箱是一个容积为34m3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。箱内装满浓度为12酸溶液(21000mg/kg)，在安全注射信号将隔离阀门打开时，硼酸就注入压水堆堆芯，硼注入箱本身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.,高压安注系统由换料水箱、高压安注泵、浓硼酸再循环回路、注入管线、相关阀门等组成。,（2）蓄压注射管系统（蓄压箱注入系统）,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。蓄压注射管系的每一个管路有一个安全注入箱(又称蓄压箱)，其容积约4060m3，内储存浓度为2000ppm的硼水，顶部充有压力为4.2MPa的氮气以加压，每只安全注入箱设有水位测量装置，用以监测箱内水的体积，并经由一只电动隔离阀和两只串联的逆止阀，连向冷却剂系统。蓄压注入动作是完全自动的：正常运行时，电动隔离阀是打开的，当堆芯冷却剂压力迅速降低到低于安全注入箱内的氮气压力时，硼水就顶开逆止阀从一回路冷管段注入堆内。,蓄压注射管系图,可靠，容量大！,（3）低压注射管系,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。低压注射管系在冷却剂压力下降到0.7MPa时由安注信号启动，将换料水箱中的含硼水注入每个环路的冷管段：当换料水箱硼水水位低到一定程度时，低压安全注射泵可改为抽取安全壳底部的地坑水。地坑水收集的是一回路泄漏水、蓄压箱的水和安全壳内的喷淋水。,安注信号的产生,下列任意信号均可启动安注系统：稳压器水位低，同时压力也低；安全壳内压力高(0.13MPa)；手动触发安全注射。,安全注射系统工作过程示意,安全壳：包容放射性物质。其设计目标：无论发生怎样大的事故，不仅不容许安全壳泄漏率超过规定设计值，而且须留有足够裕量，以便应付事故引起的压力和温度的变化；能进行定期泄漏检查，以便证实安全壳及其贯穿件的密封性能是否完好。,2.3.2安全壳系统,压水堆核电厂的安全壳内设置了核蒸汽供应系统的大部分系统和设备，即反应堆、一回路主系统和设备、余热排出系统（停冷系统），具有以下功能：(1)在发生失水事故和主蒸汽管道破裂事故或地震时，承受事故产生的内压力，容纳喷射出的汽水混合物，防止堆厂房内放射性物质外逸，以免污染环境。设计准则通常按历史最大地震烈度+1或失水事故考虑；(2)保护重要设备，必须考虑外部事件，防止受到外来袭击(如飞机坠毁、龙卷风等)的破坏；(3)是放射性物质和外界之间的第三道也是最后一道生物屏障。因此，在任何情况下都要保证安全壳的完整性，对它特别仔细地设计，建造和监督。,2.3.2安全壳系统,按其材料分：钢板制造，钢筋混凝土制造(包括预应力混凝土)，既用钢板又用钢筋混凝土。按其性能分：干式，冰冷凝器式。按其形状分，球形，圆筒形等。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，压水堆核电厂具有代表性的安全壳有钢筋混凝土安全壳和预应力混凝土安全壳两种。典型安全壳设计压力为0.5MPa，泄漏率不超过0.1%。,2.3.2.1分类,钢筋混凝土安全壳通常采用双层结构，外层钢筋混凝土壳为生物屏蔽层，内层钢壳起承压及密封作用，其形式有圆柱形和球形两种。,（1）钢筋混凝土安全壳,图为美国早期建造的电功率800MW的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1.5m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。,带密封钢衬里的单层预应力混凝土安全壳是一座支承在厚的钢筋混凝土筏基上的带穹顶的圆柱形混凝土壳，圆筒壁和穹顶埋有后张预应力钢束，内壁用6.35至12.70mm厚的薄钢板焊接成为气密性钢衬里。这种形式的安全壳广泛用于美国、法国、日本的9001300MW压水堆核电厂中。,（2）预应力混凝土安全壳,结构形式图：筒壁为圆柱形，顶盖呈椭球形，一座电功率为1000MW的压水堆核电厂安全壳，其内径约40m，最高处标高约60m，基础最低处标高约为-15m，安全壳总高75m，混凝土壁厚约1m，其设计限值为：相对压力0.42MPa；最高平均温度145；在失水事故峰值压力时，安全壳内气体泄漏率低于0.3/24h，正常运行时，安全壳内压力维持在0.09850.106MPa(绝对压力)，平均温度在45以下。,还有一种称为冰冷式的安全壳。这种安全壳内，四周有一个环形冷藏室，其中装有含硼的冰块。正常运行时，制冷设备使冰块保持在凝固状态。失水事故之后，一回路释放的蒸汽首先经过冰冷凝器，而后进入安全壳上部空间，冰冷凝器起到吸热降压的作用，这种设计安全壳压力低，容积小，但设备费与运行费高，未得到普及。,（3）冰冷式安全壳,安全壳喷淋系统的主要作用是:当一回路失去冷却剂或蒸汽管道破裂事故情况下，使安全壳内部温度和压力保持在可以承受的值，以确保安全壳这最后一道屏障的完整性。此外，安全壳喷淋系统还能带走失水事故时散布在安全壳内的裂变产物，如放射性碘；扑灭反应堆冷停闭时安全壳内发生的火灾(当其它方法无效时)。安全壳喷淋系统所要排除的热量来自于：(1)反应堆剩余功率；(2)一回路构件和流体的显热；(3)二回路所带的能量；(4)锆-水反应的能量。,2.3.2.2安全壳喷淋系统,氢爆,喷淋方式,在发生失水事故时，当安全壳内出现压力过高信号的最初阶段，安全壳喷淋系统的喷淋隔离阀自动打开，喷淋泵自动启动，把换料水箱中的冷硼水喷入整个安全壳内，使蒸汽凝结，降温降压（直接喷淋）；稍后阶段，当安全壳地坑水位到达一定值时，在换料水箱低水位信号的作用下，切换为从地坑取水，作再循环喷淋。,由两条冗余而又相互独立的喷淋泵、两台喷淋水热交换器，一个氢氧化钠贮存箱及管道、阀门的系列组成：每个系列能保证100的喷淋功能。两组喷嘴安装在安全壳圆顶下不同高度的两条喷淋环管上，喷淋泵与集水坑（地坑）之间有专设的管道相连。,系统描述,安全壳喷淋系统图,燃料芯块,燃料元件包壳,压力容器,安全壳,应急堆芯冷却系统,ECCS,安全阀,安全壳喷淋,可燃气体浓度控制系统,停堆系统,防止过热破损,过压保护,防止过热过压破损,防止氢气爆炸等,多重安全屏障和安全设施的关系,蒸汽发生器辅助给水系统是核电厂的专设安全系统之一，用于保证蒸汽发生器的给水，以便维持一个冷源，确保反应堆余热的导出。在主给水系统失效或故障的情况下，辅助给水系统向蒸汽发生器提供给水。反应堆启动时，由辅助给水系统为蒸汽发生器充水；在反应堆热备用或热停闭状态时，或反应堆冷停闭而余热排出系统尚未投运之前，为蒸汽发生器提供给水。当核电厂发生失水事故时，蒸汽管道破裂事故或给水管道破裂事故，主给水系统被切除时，辅助给水系统自动投入。,2.3.3辅助给水系统,由于蒸汽发生器辅助给水系统是核电厂的专设安全设施，这就要求该系统必须具有两个主要特性：设备的冗余或多重性；以及在反应堆正常运行期间系统中所有设备均可随时投入运行。两个子系统：一个由两台半容量、水冷却的应急电动泵组成，另一个由一台100额定流量的汽动泵组成，汽动泵是由在反应堆厂房外主蒸汽管道隔离阀上游处抽出的蒸汽来驱动的，蒸汽供应可得到保证。,大亚湾核电站900MW机组蒸汽发生器辅助给水系统,系统运行,在核电厂正常运行期间，辅助给水系统处于热备用状态。蒸汽发生器辅助给水系统的两台电动给水泵和一台汽动给水泵都必须处于备用状态时，才允许反应堆启动。辅助给水系统在接到反应堆保护系统的信号时或自动启动，或在程序操作的情况下手动启动。,未来核电站的安全系统,满足用户要求文件URD，具有预防和缓解严重事故措施，经济