第二章核反应堆安全系统

1、第二章 核反应堆安全系统第一节第一节 核电站系统与设备核电站系统与设备1 压水堆核电站原理压水堆核电站原理 例: 900MW压水堆系统参量总体参数总体参数:n额定热功率 2785MWn主系统压力 15.5MPan反应堆进/出口温度 284/322Cn主系统流率 63000m3/h2.一回路系统与设备一回路系统与设备一回路运行参数一回路运行参数:n主系统压力 15.5MPan反应堆进/出口温度 284/322Cn主系统流率 4230kg/s2.1 压力容器压力容器主要参数主要参数:n高 12.3mn内径 3.987mn壁厚 200cmn总重 300t堆芯参数堆芯参数:n活性区高度 3.66mn燃

2、料组件数 157nUO2装量 79.6t燃料组件参数燃料组件参数:n燃料棒数/组件 264根n质量 640kgn外形尺寸 214mmn燃料元件外径 9.5mmn包壳厚度 0.57mmn芯块直径 8.2mmn棒间距 12.6mm2.2 蒸汽发生器蒸汽发生器主要参数主要参数:n总高 20.625mn传热面积 4800 m2nU型管数 3388根n空重 300t2.3 稳压器稳压器主要参数主要参数:n总高 12.8mn内径 2 mn总容积 40m3n额定功率下水容积 24m3n加热器总功率 1400kwn最大喷淋流量 136m3 /h2.4 主泵主泵主要参数主要参数:n额定流率 20000m3 /h

3、n压头 84.5mn冷态输出功率 5600kwn转速 1485转/minn总惯性距 3160kg m2n泵组总重 88t3.二回路系统二回路系统二回路运行参数二回路运行参数:n进口水温 224 Cn出口蒸汽干度 99.7%n压力 5.4MPan流率 491kg/s第二节第二节 核反应堆的安全功能核反应堆的安全功能1 反应堆的安全性反应堆的安全性 1.1 反应堆存在放射性释放的潜在威胁 正常运行:裂变产物有效包容 故障或事故工况:有可能造成放射性释放 1.2 确保反应堆安全的四种安全性要素 1) 自然的安全性自然的安全性: 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法则的

4、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。例1：空泡负反应性 空泡增加 加入负反应性 功率减小 空泡减少例2：控制棒驱动机构1）提升：2）下降：3）断电：2）非能动的安全性）非能动的安全性 ： 建立在惯性原理、重力法则、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。例1：主泵飞轮例2：压力容器进出口管嘴高出堆芯3）能动的安全性：）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：）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。 例1：多道屏障 三道屏障的设计固有的安全性固有的安全性： 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，控制反应堆或移出堆芯热量，使反应堆趋于正常运行和安全停闭。 具有这种能力的反应堆，即主要依赖于自然的安全性，非能动的安全性和后备反应性的反应堆体系被称为固有