核电站原理专设安全设施

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1、2018/10/17,1,第五章 专设安全设施,2018/10/17,2,一、专设安全设施的内容 （p163） 当RCP系统发生失水事故或二回路的汽水回路发生破裂或失效时，必须确保反应堆紧急停堆、堆芯热量的排出和安全壳的完整性，限制事故的发展和减轻事故的后果。 5.1 安全注入系统（RIS） 5.2 安全壳喷淋系统（EAS） 5.3 辅助给水系统（ASG） 5.4 安全壳隔离系统（EIE）,2018/10/17,3,还包括：安全壳、安全壳消氢系统、和应急电源等。,2018/10/17,4,二、核安全及其三要素 核安全设施：就是在核设施设计、制造、运行及停役期间为保护核电厂工作人员、居民和环境免

2、受可能的放射性危害所采取的所有措施的总和。这些措施包括： （1）保障所有设备正常运行，控制和减少对环境的放射性废物排放； （2）预防故障或事故的发生； （3）限制发生的故障或事故的后果。 这些措施包括设备、人员及组织管理三方面的内容，即核安全取决于设备的可用性、人的行为、工作组织与管理的有效性。,2018/10/17,5,核安全三要素：反应性控制、堆芯冷却和放射性产物的包容。 三要素是保护核电站工作人员、居民和环境免受放射性危害的根本。 核电厂安全的总目标：建立并维持一套有效的防护措施，以保证电站工作人员、居民和环境免遭放射性危害。 （1）辐射防护目标：控制放射性照射程度； （2）技术安全目标

3、：防止发生事故，减少严重事故发生的后果及其概率。,2018/10/17,6,三、专设安全设施的功能： （l）防止放射性物质扩散，保持环境，保护居民和电站工作人员的安全； （2）当电站出现第三、四类事故（不常见事故、极限事故）时，保证反应堆余热的排出，并尽可能地限制裂变产物包容设备及系统的损坏； （3）发生失水事故时，向堆芯注入含硼水； （4）阻止放射性物质向大气释放； （5）阻止安全壳中氢气浓集； （6）向蒸汽发生器事故供水。,2018/10/17,7,四、专设安全设施的设计原则： （l）设备高度可靠；最不利的情况（如地震），专设安全设施要求仍然能发挥其应有功能。 （2）系统多重性； （3）系

4、统相互独立； （4）系统能定期检验； （5）系统具备可靠动力源及足够的水源； （6）设计基准事故应满足：a)燃料包壳最高温度不超1204；b)包壳最大氧化度小于17%；c)最大产氢量小于1%；d)安全壳压力保持设计压力内；e)堆芯几何形状改变度；f)应急堆芯冷却系统的长期冷却能力。,2018/10/17,8,5.1 安全注入系统（RIS）,2018/10/17,9,5.1.1 RIS系统功能,一、主要功能 1、一回路小破口（当量直径 9.525mm）或二回路蒸汽管道破裂造成一回路平均温度降低而引起冷却剂收缩时，向一回路补水，重新建立稳压器水位。 2、一回路大破口（大于345mm）失水事故时，向

5、堆芯注水，以重新淹没并冷却堆芯,限制燃料元件温度上升。 主管道突然产生脆性断裂是典型的大破口失水事故。这是专设安全系统的设计基准事故之一。,2018/10/17,10,3、二回路蒸汽管道破裂时，向一回路注入高浓度硼酸溶液，补偿冷却剂连续过冷而引起的正反应性。（必要时应停堆） 二、辅助功能 1、换料停堆期间，用低压安注泵为反应堆水池充水； 2、用水压试验泵进行RCP系统的水压试验； 3、失去全部电源时，用水压试验泵（应急电源）为惰转的主泵提供轴封水；,2018/10/17,11,5.1.2 系统的组成,RIS分为三个子系统： 1、高压安全注入系统（HHSI） 2、低压安全注入系统（LHSI） 以

6、上为能动安全注入系统，需要使用泵作为注入动力。 3、中压安全注入系统（MHSI）为非能动安全注入系统，利用预先充填的氮气压力实现安注。,2018/10/17,12,一、高压安全注入系统（HHSI）,1、作用：由于一回路系统RCP破口而使压力降到11.9MPa，或者主蒸汽管道发生破裂使冷却剂平均温度明显降低时，HHSI立即向堆芯注入高浓度硼酸水，补偿泄漏、淹没堆芯，使反应堆维持在次临界。 HHSI利用RCV的三台上充泵作为高压安注泵。在电厂正常运行时，它们作为RCV系统上充泵用于向RCP正常充水，其一台运行、一台备用。另一台电源连锁。,2018/10/17,13,2018/10/17,14,在事

7、故工况时，成为高压安注泵，由两台泵运行，向一回路注入硼水。 （1）吸水管线 高压安注泵有两条吸水管线， A、直接从换料水箱来的吸水管线 B、与低压安注泵出口连接的增压管线。 另一条从容控箱来的吸水管线在安注信号出现时即被隔离。 由于换料水箱与高压安注泵入口之间的管道上有逆止阀，在低压安注泵出口压力的作用下自动关闭，因此仅在低压安注泵增压失效时高压安注泵才直接从换料水箱吸水。,2018/10/17,15,7 000gg,2018/10/17,16, 泵出口设置了一个最小流量旁路管线，在正常运行期间此最小流量经轴封水热交换器冷却后再循环到泵的吸入口。三台泵共用的最小流量旁路管线装有两只隔离阀，当接

8、到安全注入信号时关闭这两个阀门。 （2）注入管线HHSI泵可通过四条管线将含硼水输送到 RCP系统。 通过浓硼酸注入箱的管线 这条管线由安注信号启动投入运行，HHSI泵出口的水流过浓硼酸注入箱，将浓硼酸溶液（硼浓度约7 000gg）带入RCP冷管段，以便迅,2018/10/17,17,速向堆芯提供负反应性。该管线平常由入口阀门 RIS032VP，033VP和出口阀门 034VP，035VP，036VP保持隔离，这些隔离阀在接到安注信号后立即开启（RIS036VP除外）。 在冷、热管段同时注入时，为了限制注入量打开阀036VP并关闭034，035VP，含硼水从带有流量孔板的出口隔离阀旁路管线进入

9、RCP冷段，可限制它的注入流量。硼注入箱旁路管线 这条管线在通过硼注入箱的管线发生故障的情况下才使用，正常情况下是关闭的。,2018/10/17,18, 当硼注入管线出现故障时，在控制室手动打开隔离阀RIS020VP，通过此管线将PTR001BA的硼水注入RCP冷管段。 与隔离阀RIS020VP并联安装的阀029VP的管线上带有节流孔板，它用于在冷、热管段同时注入阶段以小流量向冷管段注入。 在 RCV正常上充不可用时，可利用 RIS029VP的管线代替，这时 020VP处于关闭状态。 两条并联的热段注入管线 这两条管线是在冷、热段同时注入阶段时使用。每一条管线分别向两个环路热管段注入。,201

10、8/10/17,19,隔离阀RIS021VP，023VP分别由系列A和系列B母线供电，它们正常是关闭的，并由控制室手动操作。 硼酸再循环回路 为防止硼注入箱RIS004BA中的硼酸结晶，在高压安注泵的排出管设置了硼酸再循环回路，将浓硼酸不断地再循环。两台并联的硼注入箱再循环泵RIS021PO，022PO由两条独立的电源系列供电，它们将浓硼酸（硼浓度约 7 000gg ）在装有电加热管道中再循环。 硼酸经由气动阀RIS206VP排放到硼注入箱RIS004BA的入口，通过RIS004BA后再经由,2018/10/17,20,串联设置的气动阀RIS208VP，209VP返回到缓冲箱。 正常运行时，一

11、台连续运行而另一台备用。 当安全注入启动时，再循环回路被隔离（关闭RIS206，208，209VP）。,2018/10/17,21,二、低压安全注入系统（LHIS）,由两条独立流道组成，每条流道有一台低压安注泵（RIS001PO或002PO）。 低压安注泵的出口有两条管线： （1）通过隔离阀接到高压安注泵吸入联箱上，为高压安注泵增压。 （2）低压安注泵与RCP的冷、热段也有连管（与高压安注管线共用），其中两台低压安注泵分别连到第二和第三环路的热管段。 当RCP系统压力低于低压安注泵压头时，低压安注泵也直接向RCP系统冷段或冷、热段注入。,2018/10/17,22, 在冷、热段同时注入时，冷段

12、注入流量改走装有节流孔板的旁路管线（RIS030VP，031VP）。 低压安注泵有以下两条吸水管线： （1）直接注入阶段，两台低压安注泵通过两条独立管线从换料水箱抽水； （2）再循环阶段，两台低压安注泵通过两条独立管线从安全壳地坑抽水。 反应堆正常运行时，两台低压安注泵是不工作的，此时热段注入管线的隔离阀处于关闭状态，而冷段注入管线的隔离阀处于打开状态，泵的进口隔离阀也处于打开状态，,2018/10/17,23,相应管线由止回阀隔离，以便低压安注泵接到安注信号能迅速启动，从换料水箱抽水，并且在RCP压力迅速下降时能尽快直接向其大量注入。 所有冷管段注入管线与一回路冷管段之间都装有三个串联的逆止

13、阀，所有热管段注入管线与一回路热管段之间都装有两个串联的逆止阀，而且这些阀门都尽可能靠近反应堆冷却剂管道，以实现安注管线在安全壳内侧的隔离和减少由于安注系统管道破裂而引起失水事故LOCA的可能性。,2018/10/17,24,三、中压安全注入系统(MHIS),中压安注系统主要由三个安注箱组成（RIS001，002，003BA），分别接到 RCP三个环路的冷管段上。为非能动系统，不用安注信号启动。 安注箱内存 2 400gg的含硼水，用绝对压力约为 4.2 MPa的氮气覆盖。 当RCP压力降到安注箱压力（4.2MPa）以下时，由氮气压将含硼水注入RCP冷段，能在短时间内淹没堆芯，避免燃料棒熔化。

14、 每个安注箱能提供淹没堆芯所需容积的50。,2,2018/10/17,25,50,7.0 MPa,47.7m3,33.2m3,2018/10/17,26, 安注箱的隔离 由每条注入管线上的两个串联的逆止阀来保证，为了对止回阀的泄漏进行试验，还设置了试验管线。每条管线上还设有一个电动隔离阀（RIS001，002，003VP）正常运行时是打开的。 在正常停堆期间，当一回路绝对压力低于 7.0 MPa时，关闭此隔离阀，防止安注箱向 RCP注入硼水。 两机组共用的水压试验泵（9RIS0llPO）除用于一回路水压试验外，也用来从换料水箱向安注箱充水。此外，在全厂断电的事故情况下，试验泵还用于提供主泵的轴

15、封水。,2018/10/17,27, 气动隔离阀 RIS136，138，139和 140VB在用水压试验泵给中压安注箱充水时才打开。 RIS014，015和016VZ也仅在向中压安注箱充氮气加压时才打开。,2018/10/17,28,5.1.3 安注过程,一、失水事故（LOCA）简述 失水事故：在一回路高压系统上有较大的破口，反应堆冷却剂从破口流失，当一回路水的补充能力不足以弥补漏流时，使堆芯逐渐失去冷却，导致燃料棒包壳烧毁的事故。 这种破口可能是由于一回路主管道、或者与它相连的辅助系统支管道在隔离阀前一段上发生破裂；也可能是由于安装在高压系统上的设备（如阀门）故障而引起。,2018/10/1

16、7,29,事故的特征：1小破口失水事故 堆内冷却剂的流失量十分缓慢，可以由化学和容积控制系统投入第二台上充泵，维持稳压器水位，毋需启用安全注入系统。 但是，由于冷却剂正在不断地从一回路系统向外流失，它所含有的裂变产物将释放到安全壳中，污染厂房。因此，必须及早查明原因和泄漏部位，迅速采取相应措施。为了安全起见，核电站可按正常程序停止运行。,2018/10/17,30,2中等破口失水事故 发生中等破口失水事故时，补水能力已不足以弥补冷却剂从破口的流失，一回路系统压力下降，使稳压器中的水流向冷却剂系统，造成稳压器压力和水位同时降低（如果压力下降较快时，由于堆内冷却剂大量汽化会发生水位的虚假上升）。并

17、且，一回路系统高温高压水喷出、迅速汽化，使安全壳内压力逐渐上升，当稳压器压力达到低压整定值或安全壳出现高压信号后，反应堆紧急停闭。,2018/10/17,31,3.大破口失水事故 当一回路管道发生大破裂，特别是在冷却剂泵出口和压力壳进口之间管道完全断开时，事故的发展过程就更为迅速，1秒钟内稳压器压力降到整定值（119 MPa） ，反应堆紧急停闭并启动安全注入系统，堆内冷却剂大量汽化，蒸汽替代了液体，空泡所产生的反应性负效应增加了停堆深度。 10秒钟左右，一回路系统压力降到4.2MPa，中压注入系统启动，安注箱内2400ppm的硼水注入堆芯，当它从燃料棒底部上升时，受到加热而开始沸腾，随着水位的上升， 汽水混合物将对水位以上的燃料棒表面进行有效的冷却。,