第五章_安全壳和安全壳系统2015

1、第五章 安全壳和安全壳系统 非能动安全系统非能动安全系统 非能动安全注射系统非能动安全注射系统 非能动主控制室应急可居留系统 非能动安全壳冷却系统非能动安全壳冷却系统 安全壳氢气控制系统安全壳氢气控制系统 非能动余热排出系统非能动余热排出系统 AP1000非能动安全系统非能动安全系统 5.1 安全壳 传统安全壳 作用：将一回路系统中带放射性物质的 主要设备包容在一起，以防止放射性物 质向外扩散；即使在最严重事故时，放 射性物质仍能全部被封闭在内而不影响 周围环境。 结构： 内径约40 m ，壁厚约1 m ，高约 6570 m 的圆柱状或球形预应力混凝土 大型建筑物。 秦山一期大亚湾 田湾福建宁

2、德 6 AP1000的设计采用了双层安全壳结 构，内层是由独立的圆柱形钢壳以 及椭圆形的封头组成，外层是抗I级 地震的混凝土结构，起到辐射屏蔽 的作用。 作为安全热阱，将事故产生的热量 传递到周围的环境。 是非能动安全壳冷却系统的组成部 分。 5.1 安全壳 5.1 安全壳 钢制安全壳容器Steel Containment Vessel) 由五个主 要结构模块组装建造而成。 直径：39. 624 m 高度: 65. 634 m 设计标准:ASME III , 材料:SA738 ， B 级 设计压力:0. 407 MPa ，表压 设计温度:148. 89 C 设计外压: 0. 20 bar ，压

3、差 18 AP1000的安全壳系统主要包括： 非能动安全壳冷却系统 安全壳隔离系统 安全壳氢气控制系统 安全壳系统安全壳系统 19 非能动安全壳冷却系统(Passive Containment Cooling System , PCS) 由 一台与安全壳屏蔽构筑物结构合为一 体的储水箱、从水箱经由水量分配装 置将水输送至安全壳壳体的管道，以 及相关的仪表、管道和阀门构成 5.2 非能动安全壳冷却系统 非能动安全壳冷却包括两过程：非能动安全壳冷却包括两过程： 安全壳内的蒸汽由安全壳安全壳内的蒸汽由安全壳 的内壁面冷却，凝水流回安的内壁面冷却，凝水流回安 全壳底部，实现反应堆的再全壳底部，实现反应

4、堆的再 循环冷却；循环冷却； 安全壳的外壁面由安全壳安全壳的外壁面由安全壳 冷却水箱的分配装置在安全冷却水箱的分配装置在安全 壳穹顶和圆柱筒体形成均匀壳穹顶和圆柱筒体形成均匀 水膜水膜 ，以及自然对流的空，以及自然对流的空 气冷却安全壳，反应堆余热气冷却安全壳，反应堆余热 最终经安全壳屏蔽厂房的空最终经安全壳屏蔽厂房的空 气出口排入大气。气出口排入大气。 在事故后的在事故后的7272小时内，系小时内，系 统的运行不需要任何干预，统的运行不需要任何干预， 运行人员不必调节冷却水流运行人员不必调节冷却水流 量，也不必补水。量，也不必补水。 21 1）PCS为反应堆提供了最终热阱最终热阱。 非能动的

5、安全壳冷却系统在发生冷却剂失流事故(LOCA)和蒸汽 管道破裂(MSLB)事故的情况下导出安全壳内的热量，同时它 还为其他导致安全壳压力和温度大幅升高的设计基准事故提 供安全相关的最终热阱最终热阱。 计算机分析和大量的试验已经证明，PCS可在事故发生后对安 全壳进行有效的冷却从而保证安全壳不超压并迅速降压。钢 制安全壳的传热表面可将内部的热量带到外面大气中去。这 种传热过程通过持续不断的自然空气对流来得以实现。在事 故持续期间，安全壳内的空气冷却还可通过水的蒸发来得以 强化。水从安全壳顶部的水箱流出。 5.2非能动安全壳冷却系统 功能功能 22 2）减少裂变产物的释放）减少裂变产物的释放降压。

6、 西屋公司的研究表明，AP1000一次堆芯 熔化事故导致的放射性释放的可能性 是极低的。分析表明仅有了常规的PCS 空气冷却，安全壳就能完好地处于预 设的失效压力之下。其它的一些因素 还包括改进安全壳的隔离及降低安全 壳外的LOCA。这些安全壳性能的改进 为厂外应急对策的简化提供了技术上 的依据。 23 3）在假想的设计基准事故情况假想的设计基准事故情况下降低安全壳内的温度和压力。 4）乏燃料池及消防水的储存与供应）乏燃料池及消防水的储存与供应：非能动安全壳冷却系统 在乏燃料池长时间失去常规冷却的事故情况下对其提供补水 冷却。 26 27 系统组件描述 非能动安全壳非能动安全壳冷却储水箱冷却储

7、水箱 非能动安全壳冷却储水箱的隔离阀 非能动安全壳冷却辅助储水箱 流量控制孔板 分水斗 分水堰 导流板气体流道 化学补给箱 循环泵 再循环加热器 28 系统组件描述 非能动安全壳非能动安全壳冷却储水箱冷却储水箱 安装在安全壳上方,水箱内壁由不锈钢 构成； 水箱容积在满足功能需求的情况下尽可 能最小 存储的水是去离子水； 水箱的设计考虑了地震和堆芯熔融裂变 碎片喷射冲击的影响 该系统设计了多个测量和报警通道用于 监测水箱内的水位和温度，并有一个回 路用于水箱内的化学和温度控制； 提供了足够的热惯性和绝热性，使系统 运行不需要加热器 除了提供热移除功能外，该系统还作为 乏燃料水池和因地震停堆后防火

8、水池的 补充水源 29 非能动安全壳冷却储水箱的隔离阀 共有三组互相隔离的阀门，起到冗余设计 的目的 阀门的驱动方式有空气驱动和电动驱动， 起到多样性设计的目的； 阀门、泄流管道以及相关的仪器安装在阀 门温度控制室(temperature-controlled valve room)内以防止冻结，该控制室的温度保持 在10C以上 30 分水斗分水斗 奥氏体不锈钢制成的分水斗奥氏体不锈钢制成的分水斗( Water Distribution Bucket)用来将用来将 水分配到安全壳穹顶的外表面水分配到安全壳穹顶的外表面。 两条多重的输水管线和来自辅助水源的管线向分水斗排水。分 水斗的侧壁均匀地开

9、有16 个分水口，将水均匀地分成16 股。 分水口的尺寸设计使来自水箱的疏水流量最大，同时在最小疏 水流量下提供足够均等的水流。分水斗悬挂在屏蔽构筑物屋顶 并恰好悬在安全壳穹顶之上，因此由压力和/或温度的变化而 引起的穹顶形状的局部改变不会影响分水斗的分水效果。 31 分水堰分水堰 奥氏体不锈钢制造的堰式分水装置( Water Distribution Weir System)在非能动安全壳冷却系统运行时用来优化安全壳壳体的 洒湿面。水由分水斗以大约均等的水流洒向安全壳穹顶正中位 置。每股水流落入16 个径向扇面之一，这些扇面由焊在安全壳 穹顶上的小的垂直分隔板构成。这些分隔板自分水斗并沿穹顶

10、 外表面径向延伸到第一道分水堪。分隔板确保从16 个分水斗口 流出的水处于安全壳穹顶相应的1/16 扇区中。这种设计可避免 由于安全壳表面的坡度变化或穹顶正中相对平坦位置的焊缝导 致水量分配不均。 32 分水堰分水堰 在第一道穹顶环焊缝下方的 第一道分水堪处，每个1/16 扇面中的水被一个收集板集 中后流入分流盒(Distribution Box) 。分流盒将水导入堰堰槽 (Weir Trough) ，之后堰堰槽将 水分流成等间距、等量的水 流，返回到安全壳表面。 33 非能动安全壳冷却水辅助水箱 布置在辅助厂房附近，圆柱形钢罐 存储的是去离子水，容积大于非能动安全壳冷却储水箱和乏燃料水池所需

11、备 份水的要求 满足2级地震建筑物的要求 具有抗5级飓风的能力 同样也有监测和报警通道，以保持水箱内的水位和温度，通过一个回路控制 水箱内水的化学性 绝热设计可以是该系统在7天内不用加热器仍然保持足够的热惯性以防止冰冻。 传输管保持干燥以防止结冻。 内设加热器 34 其他设备 l 化学添加箱 小型、立式圆柱箱体，用来投入过氧化氢溶液(及 或其他除藻剂)以防 止储水箱和辅助水箱中藻类滋生 l 再循环泵 一台泵运行时可将水箱中的水装量每周循环一次 l 再循环加热器 防止水冻结 l 气体流道空气导流板 为安全壳外层提供一条气流通道，以指引气体流动并冷却安全壳。 2021-7-12 5.3 安全壳隔离

12、系统 比起常规PWR，AP1000安全壳隔离有着重大改 进。改进之一是大量减少安全壳的贯穿件数量大量减少安全壳的贯穿件数量。 仅开启式贯穿件就有60%被减去。再也没有事 故后减缓功能的贯穿件（屏蔽密封式反应堆冷 却剂主泵无需注入高压密封流体，而非能动余 热去除和非能动注射系统都整体地布置在安全 壳内）。 2021-7-12 对比说明 与传统的电厂相比，通过采用非能动安全系统使安全性、经济 性都大为提高。非能动安全系统确保堆芯冷却与安全壳的完整 性万无一失。非能动安全系统满足单一故障准则，且用概率风 险评价来验证其可靠性。 与典型的PWR安全系统相比非能动安全系统要简化得多，非能 动安全系统的设

13、备很少，也就减少了试验、检查维护工作量， 也无需能动支持系统。非能动安全系统设备随时处于可用状态。 与传统的能动安全系统相比，非能动安全系统只需三分之一的 远操阀门，不需要任何泵。 2021-7-12 对比说明 非能动安全系统不需要如典型核电厂那样采用庞大的能动安全 支持系统。这种简化适用于应急柴油发电机组及其配电、压缩 空气起动装置、油箱、输油泵、进/排气系统。故此，这些设备 不是必须为安全等级或者干脆就不设计。如重要厂用水系统及 相关的冷却塔就可变成非安全级的厂用冷却系统。在AP1000电 厂内非安全级支持系统与非能动安全系统在设计时被系统地加 以优化。这样的设计在大大简化电厂设计的同时又

14、完全满足安 全准则。 2021-7-12 5.4 氢气控制系统 安全壳氢气控制系统(Hydrogen Control System) 的功能是限制反应堆安全壳大气中 的氢浓度，从而在发生堆芯损伤的假想事 故后，不会威胁安全壳的完整性。 P R TS TS P R l氢气主要来源:锆水反应 Zr+2H2OZrO2+2H2 Zr+2H2OZrO2+2H2微观机理 Zr+H2OZrOH+H最低能量路径示意图ZrOH+HZrO+H2最低能量路径示意图 ZrO+H2OZrOOH+H最低能量路径示意图 ZrOOH+H ZrO2+H2最低能量路径示意图 2021-7-12 3 台氢浓度监测仪 2 台非能动自

15、动催化复合器(Passive Autocatalytic Recombiners , PARs) 64 台氢点火器(Hydrogen Igniters) 系统组成 水蒸气释放流量对水蒸气释放流量对安全壳内氢气浓度分布及风险安全壳内氢气浓度分布及风险的影响的影响 a 水蒸气流量为0kg/s b 水蒸气流量为2kg/s c 水蒸气流量为4kg/s d 水蒸气流量为6kg/s 2021-7-12 5.5 安全壳泄漏率试验系统 功能 安全壳泄漏率试验系统包括充压设备、测量仪表、管道和阀门。 它能用于安全壳及贯穿安全壳的电气贯穿件、管道贯穿件、燃料 运输通道、闸门及备用贯穿件的泄漏试验，以验证整个安全壳

16、及 单个贯穿件的泄漏量在技术规范的允许限值之内。 安全壳泄漏率试验系统不执行安全相关的功能。在电厂正常运 行期间，安全壳泄漏率试验系统的功能是为单个安全壳贯穿件、 隔离屏障以及整体安全壳的泄漏率试验提供试验、测量及记录的 手段。 2021-7-12 5.5 安全壳泄漏率试验系统 供气组件设备简述 空气压缩机 后置空气冷却器/汽水分离器 压缩空气过滤器 空气干燥器 2021-7-12 5.6 安全壳内裂变产物的泄漏控制 AP1000不再需要一个安全相关系统来去除假想事故后安全壳 内的放射性。 uAP1000 利用非能动驱动的自然过程显著地降低了设计基准 事故后安全壳大气中的放射性裂变产物的量。

17、u由于沉降、热传导导致的放射性沉积去除和水蒸气冷凝导 致的放射性沉积去除等自然去除机制，导致 AP1000 在设计 基准事故后，在安全壳大气内的裂变产物总量减小。 u非能动安全壳冷却系统(PCS) 的运行，会增强自然去除的效 果; 2021-7-12 u非能动堆芯冷却系统 (PXS) 的运行，有助于碘在安全壳低 处水中的滞留 ; uAP1000 钢制安全壳的贯穿件数量较少，也使安全壳泄漏率 降低;不需要事故后通过安全壳外的管道、阀门、泵或热交换 器的流体再循环，也就消除了事故后重大的潜在泄漏源。 2021-7-12 5.6 安全壳内裂变产物的泄漏控制 5.7 安全壳空气过滤系统 Contain

18、ment Air Filtration System 安全壳、燃料换料区和其他附属、辅助厂房的放射性控制区均使 用安全壳空气过滤系。 安全壳空气过滤系统的功能有: u在电厂正常运行条件下，提供间断的室外气流，吹洗带气载放 射性的安全壳内大气;在电厂冷停堆或热停堆条件下，提供连续的 气流，使气载放射性水平达到人员进入的标准。 u在电广正常运行条件下，提供间断的气流，在安全壳内外之间 流动，从而保持安全壳压力在设计压力范围内。 u将乏气从安全壳大气导出到电厂通风口进行监测，提供过滤从 而使现场边界气载放射性泄漏限制在可接受的水平内。 u监测从电厂通风口释放到环境中的气体、颗粒和碟的浓度水平。 5.

19、7 安全壳空气过滤系统 Containment Air Filtration System 5.8 小结 AP1000 的安全壳设计和非能动安全壳冷却系统的优点 (1) 安全壳冷却与堆芯冷却是相互独立的，因此不会发生可能 引起堆芯熔化的共模失效; (2) 安全壳冷却更加可靠。 PCS 触发仅仅需要打开3个触发阀 门中的1个，3个阀门中的2 个是故障开启的气动阀，而另一 个是电动阀。该设计提供了3 种多重性和 2 种多样性; (3) 几种备用水源通过管道供安全壳使用，包括除盐水和消防 水。一些临时水源，如消防车，也能方便地连接到安全壳; 5.8 小结 AP1000 的安全壳设计和非能动安全壳冷却系统的优点 (4) PCS仅仅通过空气冷却就能提供足够的热量排出能力，这 可以防止安全壳超压事故，进一步降低放射性大量释放的 可能性; (5) 电厂设计大大简化，因为pcs 运行不依靠复杂的电源系统 (交流或直流)、冷却水系统等; (6) 与应用安全壳喷淋系统和安全壳外水循环系统冷却安全壳 以缓解严重事故的核电厂相比，AP1000放射性释放到环境 的可能性大大降低。 55 背景： 1979年美国三哩岛和1986年前苏联切尔诺贝利核电 厂事故发生后，严重事故的预防和缓解策略成为核电厂 安全分析中必须考虑的因素。其中，堆芯熔融物堆