反应堆安全分析
第九章:压水堆安全性的改进与发展
课程名称：反应堆安全分析 课程网站：http://61.187.179.69:9988/ec-webpageshow/checkCourseNumber.do?courseNumber=80299834 授课对象：核工程与核技术、核反应堆工程专业 责任教师：李小华 办公地点：南华大学核科学技术学院办公楼317室 Email: 1418240362@https://www.doczj.com/doc/6e6933536.html, TEL：152******** 全国注册核安全工程师执业资格证书编号：HA00003036
目录
9.1 压水堆发展现状 9.2 先进压水堆AP600 9.3 中国先进压水堆CAP600 9.4 固有安全堆简介 As Low As Reasonably Achievable （ ALARA ） The Electric Power Research Institute (EPRI) Reactor Safety Study (RSS) Severe Accident Research Program (SARP) Industry Degraded Core Rulemaking (IDCOR)
9.1 压水堆发展现状 9.1.1技术进步和综合性能分析角度的反应堆分类： z1 ）改进型(Evolutionary) z2）非能动型(Passive) z3 ）革新型(Innovative)
9.1 压水堆发展现状 9.1.1技术进步和综合性能分析角度的反应堆分类： z1 ）改进型(Evolutionary) 9技术改进 ?反应堆概念与现有反应堆相类似，保留了同样的基本系统； ?在现有成熟技术和数千堆年的运行经验基础上作了改进，增 加安全裕度，增加了冗余度，增加对付严重事故的安全措施； ?按数字化技术设计了仪表和控制系统以及人机界面系统； ?靠增加单机容量来部分地抵消为提高安全性而增添各类设施 带来的经济型下降；
9.1 压水堆发展现状 9.1.1技术进步和综合性能分析角度的反应堆分类： z1 ）改进型(Evolutionary) 9改进型堆型实例 ?美国西屋公司发展的APWR1300 ?瑞典ABB和美国CE联合发展的System80+ ?美国GE公司和日本日立、东芝公司联合发展的ABWR， ?法国和德国发展的EPR。 Advanced Pressurized Water Reactor (APWR) Advanced Boiling Water Reactor (ABWR)
9.1 压水堆发展现状
9改进型堆型实例
9.1.1技术进步和综合性能分析角度的反应堆分类： z1 ）改进型(Evolutionary)
ABWR的主要特点如下： 9改进型堆型实例 ?采用最新的锆衬垫燃料设计，燃料棒沿轴向采用 分区富集度布置，使轴向功率分布趋于均匀。 ?采用内置式再循环泵。取消堆外再循环系统，简 化了结构。 ?采用湿式电机结构，电机的线圈浸在水中，不需 要轴密封。 ?采用电力－水力组合的控制棒驱动机构。正常运 行时用电力驱动控制棒，而紧急停堆时利用液压驱 动使控制棒迅速插入，从而实现快速停堆和精细调 节的功能。 ?采用三个独立的应急堆芯冷却和余热排出系统， 每个系统负责堆芯一个区。每个区都有二个高压堆 芯充水系统、一个堆芯隔离冷却系统、三个余热排 出/低压堆芯充水系统。 ?采用钢筋混凝土结构的安全壳，具有必要的强 度，以承受压力，内部衬有钢衬里，保证安全壳的 气密性。
图9.1.1ABWR
9.1 压水堆发展现状
European Pressurised Reactor (EPR)
9.1.1技术进步和综合性能分析角度的反应堆分类： z1 ）改进型(Evolutionary) 9改进型堆型实例
?简化冗余的安全系统结构。安全系统采用n+2的 概念，4系列的安注系统，安全壳内设置硼化水储 存水箱，余热派出系统与低压安注系统组合在一 起。 ?双层安全壳。内层为金属衬里预应力钢筋混凝土 安全壳，外层为钢筋混凝土安全壳，两层之间设有 过泸排放系统，以防止安全壳超压，并保护环境。
图9.1.2 EPR
?限制严重事故后果的设计。在稳压器顶部设有专门的卸压阀，其卸压能力可保证 一次侧快速减压至5bar,以防止严重事故情况下高压熔堆。堆芯熔融物扩散及捕 集，用以在堆芯熔融物在压力容器外扩展时，收集熔融物，并转运至熔融物冷却区 （堆芯捕集器），其下部有循环冷却水通道，用以保护核岛基础底板；换料水箱中 的水靠重力注入熔融物，使其冷却固定。安全壳内装有氢复合器，以便在任何时候 使氢的平均浓度保持在10%以下，从而避免发生氢爆的危险。
9.1 压水堆发展现状 9.1.1技术进步和综合性能分析角度的反应堆分类： z1 ）改进型(Evolutionary) 9改进型堆型实例
?APWR同样是通过对现有四环路压 水堆核电厂进行优化改进，采用257 个17×17的燃料组件，电功率为 1530MWe， ? 四个系列专设安全系统。 APWR将应急堆芯冷却系统和安全壳 喷淋系统均设计成4×50%的机械系 列，并将出水管线直接注入压力容 器。换料水池设置在安全壳内；安注 箱经优化设计，将加大注水范围，以 满足早期迅速大量注入冷却水，尽早 再淹没堆芯；及至堆芯再淹没后，以 较小流量长期注水使堆芯冷却下来。
图9.1.3 EPR
9.1 压水堆发展现状
http://www.rist.or.jp/atomica/data/dat_detail.php?Title_Key=02-08-03-02
9.1.1技术进步和综合性能分析角度的反应堆分类： z1 ）改进型(Evolutionary) 9改进型堆型实例
Ｓｙｓｔｅｍ ８０＋＋是美国的ABB－ Combustion Engineering公司开发中的发电功率 1300MW的下一代PWR，是从该公司开发的传统堆 （System80）改良发展来的。本堆特点如下。 ?（1）反应堆系统是2回路式PWR，过度时的响应 特性缓和，蒸汽发生器和加圧器被大型化、二次系 保有水量也増加。 ?（2）运行余裕有15％以上増加。 ?（3）运行保守性提高设计变更运行寿命60年、设 备利用率87％以上、年间休止期间30日以内、实现 从业员的被被曝线量减低。 ?（4）安全系统进行多重化，不需要更换安全注入 水源。 ?（5）球形钢制大型格纳容器和圆筒形混凝土屏蔽 建筑的采用。 ?（6）在计装控制系统系中采用最新技术。 ?（7）堆芯损害事故对策被強化、实现了堆芯损害 图9.1.3 CE型SYSTEM80+ 概率降低2位。
9.1 压水堆发展现状 9.1.1技术进步和综合性能分析角度的反应堆分类： z1 ）改进型(Evolutionary) 9改进型堆型实例
?SYSTEM80+核电厂符合URD的改善可靠性、改善对事故 的预防和缓解、改善经济性和良好的人机界面的要求，设 计目标是不需要原型堆验证。在SYSTEM80+核电厂的设计 中，PSA方法得到了广泛的应用。SYSTEM80+核电厂的设 计寿命达60年。 ?SYSTEM80+核电厂通过增加一回路水装量和稳压器体积 改善了电厂的瞬态特性。 ?安注系统采用四台安注泵和四个安注箱，两列安全壳喷 淋系统和两列停堆冷却系统的泵互为备用以提高可靠性， 辅助给水系统的两列中各有一台汽动泵和一台电动泵。 ?SYSTEM80+核电厂优化了安全系统的管道布置。 ?SYSTEM80+核电厂采用两台应急柴油发电机，并且附加 了一台燃气轮机发电装置。
图9.1.3 CE型SYSTEM80+
9.1 压水堆发展现状 9.1.1技术进步和综合性能分析角度的反应堆分类： z1 ）改进型(Evolutionary) 9改进型堆型实例
?SYSTEM80+核电厂的安全壳采用内层钢、外层钢筋混凝土的球型双层 安全壳，换料水箱布置在安全壳内，可作为安全卸压的冷源。 ?在严重事故方面，SYSTEM80+核电厂有着比较完善的考虑。附加交流 电源、汽动辅助给水泵以及改善了密封结构可有效防止主泵轴封失效的主 泵提供了对付全厂断电的能力；安全卸压系统可以释放一回路的压力以避 免高压熔堆；安全卸压系统与安注系统还提供了一回路的feed-bleed冷却 能力；堆腔淹没方式可以冷却压力容器内的堆芯熔融物，并且对压力容器 外的堆芯熔融物具有滞留和冷却能力；较大的安全壳容积和氢点火器提供 了安全壳内氢的控制能力。 ?SYSTEM80+核电厂采用了数字化的控制和保护系统。 ?SYSTEM80+核电厂燃料元件的平均线功率密度为176W/cm。
9.1 压水堆发展现状 9.1.1技术进步和综合性能分析角度的反应堆分类： z1 ）改进型(Evolutionary) 9改进型堆型实例
图9.1.3 CE型SYSTEM80+
9.1 压水堆发展现状 9.1.1技术进步和综合性能分析角度的反应堆分类： z1 ）改进型(Evolutionary) 9改进型堆型实例
图9.1.3 CE型SYSTEM80+
9.1 压水堆发展现状 9.1.1技术进步和综合性能分析角度的反应堆分类： z1 ）改进型(Evolutionary) 9改进型堆型实例
图9.1.3 CE型SYSTEM80+
9.1 压水堆发展现状 9.1.1技术进步和综合性能分析角度的反应堆分类： z1 ）改进型(Evolutionary) 9改进型堆型实例
图9.1.3 CE型SYSTEM80+
9.1 压水堆发展现状 9.1.1技术进步和综合性能分析角度的反应堆分类： z1 ）改进型(Evolutionary) 9改进型堆型实例
http://www.rist.or.jp/atomica/data/dat_detail.php?Title_ Key=02-01-01-02
图9.1.3 CE型SYSTEM80+
9.1 压水堆发展现状 9.1.1技术进步和综合性能分析角度的反应堆分类： z2 ）非能动型(Passive) 9非能动型堆型技术特点 ?大量采用非能动的安全系统 ?同时简化系统 ?采用先进堆芯，延长寿期，以达到增强安全性和提高经 济型的优化目的 9非能动型堆型应用实例 ?美国西屋公司发展的AP600 ?俄罗斯WWER640等。
9.1 压水堆发展现状 9.1.1技术进步和综合性能分析角度的反应堆分类： z2 ）非能动型(Passive) 9非能动型堆型应用实例 ?美国西屋公司发展的AP600
?非能动的安全系统。由重力、自然循 环和储能等按自然规律来驱动的安全系 统。包括非能动余热派出系统、非能动 安全注射系统，以及非能动的安全壳冷 却系统。 ?非能动余热排出热交换器的进口与反 应堆冷却剂系统热管段相连，出口与蒸 汽发生器出口腔相连。在冷却剂泵失效 时，水流自然循环到该热交换器，将反 应堆余热带到安全壳内换料水箱。
图9.1.4 AP600厂房
9.1 压水堆发展现状 9.1.1技术进步和综合性能分析角度的反应堆分类：
?非能动安全注射系统有两台堆芯补水箱、两台 z2）非能动型(Passive) 安注箱和位于安全壳的换料水箱组成。与反应堆 冷却剂环路连接并充满硼水，靠重力注射。当正 9非能动型堆型应用实例 常上充水系统故障时，可应付小泄漏；由于失水 ?美国西屋公司发展的AP600 事故而引起大泄漏时，提供堆芯应急冷却，最终 将反应堆冷却剂系统全部淹没。
3个非能动水源
图9.1.5 AP600非能动水源
9.1 压水堆发展现状 9.1.1技术进步和综合性能分析角度的反应堆分类： z2）非能动型(Passive) 9非能动型堆型应用实例 ?美国西屋公司发展的AP600
?非能动安全壳冷却剂系统以 钢安全壳作为传热界面，首先 利用位于安全壳屏蔽厂房顶部 的水箱，喷淋钢安全壳外表 面；随后将空气从安全壳屏蔽 构筑物顶部引入，沿导流板， 经安全壳底部，再沿钢安全壳 外表面向上流动，导出钢安全 壳内部的热量，作为最终热 阱。
图9.1.6 AP600非能动安全壳冷却系统