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第2章 核电厂的安全系统

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-核电厂系统与部件的核安全分级资料课件 (二)

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-核电厂系统与部件的核安全分级资料课件(二)- 核电厂系统与部件的核安全分级资料课件1. 什么是核安全分级？核安全分级是指根据核电厂系统和部件的安全重要性，将其划分为不同的等级，以便对其进行安全管理和监督。

2. 核电厂系统和部件的安全等级有哪些？核电厂系统和部件的安全等级一般分为四个等级：一级、二级、三级和四级。

其中，一级为最高级别，四级为最低级别。

3. 一级安全等级的系统和部件有哪些？一级安全等级的系统和部件包括核反应堆、主蒸汽发生器、主循环泵、蒸汽涡轮机等重要设备。

4. 二级安全等级的系统和部件有哪些？二级安全等级的系统和部件包括辅助系统、冷却系统、安全控制系统、通风系统等。

5. 三级安全等级的系统和部件有哪些？三级安全等级的系统和部件包括电气系统、仪表和控制系统、辅助泵等。

6. 四级安全等级的系统和部件有哪些？四级安全等级的系统和部件包括建筑物、设备支架、管道、阀门等。

7. 核安全分级的目的是什么？核安全分级的目的是为了保障核电厂系统和部件的安全性，防止事故的发生，保护人民的生命财产安全。

8. 核安全分级的意义是什么？核安全分级的意义在于为核电厂的安全管理提供了依据，使得核电厂能够更好地进行安全管理和监督，提高核电厂的安全性能。

9. 核安全分级的实施要求是什么？核安全分级的实施要求包括分级标准、分级方法、分级结果的确认和监督等方面的要求，以确保核安全分级的准确性和有效性。

10. 核安全分级的实施对核电厂的安全管理有何帮助？核安全分级的实施有助于核电厂进行全面的安全管理，提高核电厂的安全性能，防止事故的发生，保护人民的生命财产安全。

核电厂系统及设备讲义

核电厂系统及设备讲义

核电厂系统及设备讲义一、核电厂概述核电厂是利用核裂变或核聚变能产生电能的设施。

核电厂通常由核反应堆、发电机、冷却系统、辅助设备等组成。

二、核反应堆核反应堆是核电厂的核心设备，它是进行核裂变或核聚变反应的地方。

核反应堆通常采用压水堆、沸水堆等不同类型。

核反应堆的安全运行是核电厂的关键。

三、发电机核电厂的发电机是将核反应堆产生的热能转化为电能的装置。

发电机通过转动产生电能，供给电网使用。

四、冷却系统核电厂的冷却系统用于散热，避免核反应堆过热。

冷却系统通常采用水冷却或气冷却的方式。

五、安全系统核电厂的安全系统包括应急关闭系统、防护系统等。

这些系统是核电厂保障安全运行的关键。

六、辅助设备核电厂的辅助设备包括控制系统、监测设备、燃料装置等。

这些设备为核电厂的正常运行提供支持。

七、废物处理系统核电厂产生的废物处理是核电厂运行的重要环节。

废物处理系统包括核废料处理设施、废水处理设施等。

以上就是核电厂系统及设备的简要介绍，核电厂作为清洁能源的重要组成部分，在全球范围内发挥着重要作用。

随着技术的不断发展，核电厂的安全性和效率将得到进一步提升。

八、安全防护设施核电厂的安全防护设施是保障核反应堆安全运行的重要一环。

其中包括核反应堆容器、保护壳和防辐射屏障等。

这些设施能够有效隔离放射性物质，确保辐射对周围环境和人员的影响得到最小化。

九、辐射监测系统核电厂使用辐射监测系统对反应堆周围环境和工作人员进行实时监测，以确保辐射水平在安全范围内。

这些监测系统包括气体采样装置、人员穿戴的辐射监测仪器等，能够及时警报，保障人员和环境的安全。

十、应急预案核电厂拥有完善的应急预案，对各种可能的事故和突发状况进行了充分的预案和演练。

一旦发生紧急情况，核电厂能够迅速启动应急预案，以及时有效地应对和解决问题。

十一、燃料处理系统核电厂的燃料处理系统负责燃料元件的储存、运输和辐射监测。

燃料元件是核反应堆的关键部件，核电厂需要对其进行精心管理和维护，以确保核反应堆的正常运行。

核电厂系统及设备

核电厂系统及设备

核电厂系统及设备
核电厂系统及设备主要包括以下几个方面：
1. 核反应堆：核电厂的核反应堆是核电厂最核心的部分，它通过核裂变或核聚变反应产生巨大的热能。

核反应堆通常由燃料组件、燃料棒、燃料元件、反应堆堆芯、堆腔和控制系统等组成。

2. 蒸汽发生器：核反应堆释放的热能会被用来加热水，产生高温高压的蒸汽。

蒸汽发生器是核电厂中的关键设备，它通过将核反应堆排出的高温冷却剂与次级回路中的冷却剂进行热交换，将水加热为蒸汽。

3. 主蒸汽管道系统：主蒸汽管道系统连接了蒸汽发生器和汽轮机，将高温高压的蒸汽输送到汽轮机中，通过汽轮机的转动产生动力，驱动发电机发电。

4. 汽轮机和发电机：汽轮机是核电厂中的关键设备之一，它通过蒸汽的高速流动驱动转子旋转，产生机械能。

发电机则将机械能转化为电能，通过电力传输系统将电能输送到电网中。

5. 冷却系统：核电厂需要通过冷却系统将发电过程中产生的余热散发出去，保持核电厂的正常运行温度。

常用的冷却系统包括河水冷却系统、冷却塔系统等。

6. 安全系统：核电厂的安全系统是保证核反应堆运行安全的重要设备。

安全系统包括事故监测预警系统、应急冷却系统、安全容器等，用来应对可能发生的异常事故或紧急情况。

除了以上几个方面的设备，核电厂还包括辅助设备，如控制系统、通风系统、水处理设备、废物处理设备等，这些设备都是核电厂正常运行的重要保障。

同时，核电厂还有辐射防护设备、工业液体废物贮存系统等，保障人员的安全和环境的保护。

核电厂系统与设备-压水堆核电厂

核电厂系统与设备-压水堆核电厂

2.1 概述
2.1.2 压水堆核电厂的工作原理 （8）循环水系统
功能 ：为凝汽器提供凝结汽轮机乏汽的冷却水。
分类: 开式供水和闭式供水。
开式供水：指以江河湖海为天然水源, 冷却水一次通过, 不重 复使用。
闭式供水：把由凝汽器排出的水, 经过冷却降温之后, 再用循 环水泵送回凝汽器入口重复使用。
2.1 概述
2.1.2 压水堆核电厂的工作原理 （6）二回路系统的组成
汽轮机、发电机、凝汽器、凝结水泵、给水加热器、除 氧器、给水泵、蒸汽发生器、汽水分离再热器等设备
间接循环：二回路水不受一回路污染
2.1 概述
2.1.2 压水堆核电厂的工作原理 （7）沸水堆核电厂工作原理
汽轮机、发电机、凝汽器、凝结水泵、给水加热器、除 氧器、给水泵、蒸汽发生器、汽水分离再热器等设备 直接循环
本课程课程目录
《核电厂系统与设备》
序号
教学内容
1 第1章 绪论 2 第2章 压水堆核电厂 3 第3章 反应堆冷却剂系统和设备 4 第4章 核岛主要辅助系统 5 第5章 专设安全设施 6 第6章 核电厂热力学 7 第7章 核汽轮发电机组 8 第8章 核电厂二回路热力系统
共32学时
总学时
2 4 6 4 4 2 4 2
2.1 概述
2.1.2 压水堆核电厂的工作原理 （3）反应堆冷却剂系统（一回路系统）
（RCS）Reactor Coolant System Primary Coolant System 1.Reactor Pressure Vessel 2.Steam Generator 3.Primary Coolant Pump 4.Pressuriser
2.1 概述
2.1.2 压水堆核电厂的工作原理 （8）循环水系统

反应堆安全第2章

反应堆安全第2章

• 必须具备可靠电源
• 必须具备充足的水源
专设安全设施
• 系统按设计基准事故确定的冷却性能须满足如下 要求：
– – – – – 燃料包壳最高温度保持低于1204℃。 最大包壳氧化程度不超过包壳总厚度的17%； 最大产氢量不超过包壳－水化学反应产氢量的1%； 安全壳内压力保持在设计压力以下。 堆芯保持可用的冷却流道。
– 发生失水事故和主蒸汽管道破裂事故时承受内压，容 纳喷射出的汽水混合物，防止或减少放射性物质向环 境的释放，作为放射性物质与环境之间的第三道屏障。 – 对反应堆冷却剂系统的放射性辐射提供生物屏蔽，并 限制污染气体的泄漏。 – 作为非能动安全设施，能够在全寿期内保持其功能， 必须考虑对外部事件（如飞机撞击、龙卷风）进行防 护和内部飞射物及管道甩击的影响。
核电厂安全分析的方法
1、确定论安全分析(Deterministic Methods) 2、概率安全分析 (PSA-Probabilistic Safety Assessment) (PRA-Probabilistic Risk Assessment)(美)
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。
在核电厂寿期内发生概率很低（10-6～10-4次/
堆·年）的后果严重的假想事故：一回系统主管 道大破口、弹棒事故等。一旦发生会释放大量放 射性物质。 专设安全设施的投入应能保证一回路压力边 界的完整性、反应堆安全停闭，并对事故后果加 以控制。

2024年核技术及科普知识考试题库(附含答案)

2024年核技术及科普知识考试题库(附含答案)

2024年核技术及科普知识考试题库（附含答案）一、单选题1.核裂变反应中释放的能量主要用于什么？A、加热反应堆容器B、转换为电能C、产生新的原子核D、发射中子标准答案:B2.核反应堆是通过受控制的（）反应，将核能缓慢地释放出来的装置，原子弹则是通过不受控的这种反应，使强大的核能瞬间释放出来。

A：原子核B：核裂变C：链式裂变标准答案:C3.核辐射防护中，哪种物质常用于吸收中子？B、硼C、镉D、铝标准答案:C4.以下哪项不是核辐射防护的三大原则？A、时间防护B、距离防护C、能量防护D、屏蔽防护标准答案:C5.在核反应堆中，哪个系统负责将热量从反应堆中带走？A、控制系统B、冷却系统C、燃料系统D、屏蔽系统标准答案:B6.在核辐射防护中，哪种物质常用「屏蔽丫射线和X射线？B、铝C、塑料D、玻璃标准答案:A7.从反应堆堆芯卸出的乏燃料首先会存储在()。

A：后处理厂B：乏燃料水池C：高放废物处理场标准答案:B8.()属于第四代核能系统。

A：压水堆B：沸水堆C：超临界水堆标准答案:C9.放射性核素的原子核数目衰变到原来O时所需的时间，称之为半衰期。

A：二分之一B：三分之一C：四分之一标准答案:A10.核反应堆的种类繁多，分类方法也很多，一般是根据用途分为O三种。

A：研究堆、生产堆、动力堆B：发电堆、供热堆、船用堆C：快中子堆、中能中子堆、热中子堆标准答案:A11.核能除了用于发电、供热外还可以用于（）。

A：制氢B：海水淡化C：AB都可以标准答案:C12.世界上拥有运行核电机组最多的国家是（）A：美国B：法国C：日本D：中国标准答案:A13.一座百万千瓦级的压水堆核电站每年产生的乏燃料约为（）。

A：25吨B：250吨C：2500吨标准答案:A14.百万千瓦压水堆核电站安全壳的钢筋混凝土外壁厚度约为（）。

A：1米B：10厘米C：10米标准答案:A15.大气中逐年增加的二氧化碳等温室气体更多地吸收了地球的长波热辐射而使地球表面升温。

核电厂系统与设备


路漫漫其悠远
核电厂系统与设备
• 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。
• 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。
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备
• 固有安全性定义为：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，控制反应性或移出堆芯热量，使反应堆 趋于正常运行和安全停闭。
水送到高压安注泵入口，或当泵出口压力高
于一回路压力时直接注入一回路。
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备
安全注入系统的主要参数
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备
安注启动信号
• 高压和低压安注系统的触发信号由反应堆 保护系统给出。如果自动控制电路故障， 可由控制室手动启动。
• 中压安注系统不需要外电源或启动信号就 能快速响应。当反应堆冷却剂压力低于安 注箱的压力时就开始向一回路系统的冷段 注水，保证快速冷却堆芯。
• 手动启动。
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备
启动信号触发后的保护动作
安注信号除立即启动RIS系统执行安注过程外， 还实施下列保护动作，包括：
• 反应堆紧急停堆（实际上应已停堆，这里是为 了确认），汽轮机脱扣；
• 启动应急柴油发电机； • 隔离主给水系统（ARE），并停运主给水泵； • 启动电动辅助给水泵；
核电厂系统与设备
路漫漫其悠远
2020/11/19
核电厂系统与设备
1 核反应堆的安全系统
• 在核电厂的设计、建造和运行过程中，必须 坚持和确保安全第一的原则。三哩岛和切尔 诺贝利两次重大事故的发生，使人们对反应 堆安全性提出了更高的要求。提出应以固有 安全（Inherent Safety）概念贯穿于核电厂 设计安全的新论点。

核电站操纵员取照考试习题集——系统及设备


接管区上壳段特点是：
1) 有 4 个整体冲压成型的接管Φ850，是反应堆冷却剂四个环路上的出口接管（热管
段）；
2) 有 2 个接管Leabharlann 250，是 2 个中压安注箱接管；
3) 有 1 个接管Φ250，是仪表接管； 4) 在上壳段外表面上焊有 2 个套管，用于测量运行时容器外表面的温度。
5) 在上壳段内表面上焊有隔流环，用于将反应堆压力容器和堆芯吊篮间的环形流道分
田湾核电厂操纵人员取照考试复习题集
系统和设备
第二章 核电厂系统和设备
目录
2.1 一回路系统和设备 2.2 主要工艺及辅助系统 2.3 安全系统 2.4 废物处理系统 2.5 二回路系统及设备
2.6 电气系统
2－2 2－25 2－44 2－52 2－57 2－72
2—1
田湾核电厂操纵人员取照考试复习题集
1) 由于反应堆冷却剂平均温度变化比较大，就要求一回路具有很大的体积变化补偿能 力（稳压器），使一回路压力补偿问题变得严重了；
2) 对于具有负温度系数的压水堆，在功率提升中要求有较大的控制棒位移，以进行反应 性补偿。
画出一回路运行的各标准状态图。
画出一回路系统的流程简图，并标出主要设备的名称。
2—2
一回路降温速率不超过 30℃／h，这就提供了足够的安全系数。
稳压器建立汽腔前稳压器的升温速率为≤20℃／h，建立汽腔后为≤30℃／h，这是限制升、 降温过程中对反应堆压力容器产生的热应力和冷却剂压力所产生的应力之和不超过设计 允许值。
当发生蒸汽发生器传热管破裂时，降温速度为≤60℃／h。
反应堆压力容器接管区上壳段和接管区下壳段的特点是什么？
为什么在压水堆核电厂必须保证一回路水有足够的过冷度？

核电厂系统与部件的核安全分级概述

核电厂系统与部件的核安全分级概述1. 引言核电厂是一种重要的能源发电设施，其运行过程中的核安全至关重要。

核安全包括核设施的设计、运行和废弃物处理等方面，是确保核电厂运行安全可靠的重要工作。

在核电厂系统和部件中，根据其对核安全的重要性，进行了不同层次的分级，以确保各个层级的核设施满足相应的核安全要求。

本文将对核电厂系统与部件的核安全分级进行概述。

2. 核电厂系统与部件的分类核电厂由多个系统和部件组成，根据其功能和特点，可以将其分为以下几个大类：2.1 主系统主系统包括核反应堆系统、蒸汽发生器系统、蒸汽轮机系统等，是核电厂发电的核心部分。

这些系统对核电厂的运行稳定性和核安全性起着至关重要的作用。

2.2 支持系统支持系统包括供电系统、通风系统、冷却系统等，为核电厂系统的正常运行提供各种支持服务。

这些系统对核电厂的连续运行和事故处理起着重要的辅助作用。

2.3 安全系统安全系统包括冷却系统、防护系统、控制系统等，是核电厂对核事故和突发事件做出响应和处理的重要手段。

这些系统对核电厂的安全性具有至关重要的影响。

2.4 辅助系统辅助系统包括消防系统、废物处理系统、辐射监测系统等，为核电厂的运行提供额外的服务和支持。

这些系统对核电厂的环境保护和废物处理起着重要的作用。

3. 核安全分级概述核安全分级是根据不同系统和部件对核安全的重要性和风险程度进行等级划分的过程。

核安全分级不仅有助于确定安全设施和设备的要求，还有助于优化核设施的设计和安全管理。

3.1 核安全分级原则核安全分级的原则主要包括以下几点：•风险评估：对核电厂系统与部件进行风险评估，确定其对核安全的重要性和风险程度。

•安全功能：对不同系统与部件的核安全功能进行评估和划分，以保证核电厂的正常运行和响应能力。

•设备独立性：确保设备独立性，避免设备之间的相互影响和故障传播。

•安全管理：建立完善的安全管理体系，确保不同分级的核设施符合相应的核安全要求。

3.2 核安全分级层次核安全分级主要分为以下几个层次：3.2.1 第一级别第一级别是针对对核安全最为重要的主系统进行划分，包括核反应堆系统、蒸汽发生器系统等。

核电厂系统综述ppt课件


经营者提供商品或者服务有欺诈行为 的，应 当按照 消费者 的要求 增加赔 偿其受 到的损 失，增 加赔偿 的金额 为消费 者购买 商品的 价款或 接受服 务的费 用
4.核岛（NI）有关系统
通风－DV*， 吊装设备－DMR、DMN、DMW， 照明－DN*， 泄漏监测－D**、E** 电气（电源）系统－L**（参看上节） 消防系统－JP* 其它公用系统（包括压缩空气、冷却水、取样……）－ S**（参看上节）
3）核电厂的设备“代码”
电厂内的设备全都从属于各个电厂系统，全都用数码表示， 由“系统代码”+“3位数字”+“2位字母的设备名称代码”表示。 如“L3GEX001GE”指的是“岭澳二期3号发电机”。
“设备名称代码”有约200个，常见的设备及其代码如下： 泵-PO、电机-MO、容器－BA、风机－ZV、凝汽器－CS、回热 加热器－RE、除氧器－DZ、冷却器－RF、过滤器－FI；（一般的） 汽轮机－TC；蒸汽发生器－GV、主汽轮机汽缸－KO、主变压器－ TP 以数量计算，阀门占了大多数，代码用“V*”表示，其中： 蒸汽阀门-VV、一回路水阀门－VP、二回路水阀门－VL、海水阀门 －VC、 除盐水阀门－VD、油阀门－VH、空气阀门－VA、氢气阀门 －VY……；
经营者提供商品或者服务有欺诈行为 的，应 当按照 消费者 的要求 增加赔 偿其受 到的损 失，增 加赔偿 的金额 为消费 者购买 商品的 价款或 接受服 务的费 用
4.核岛（NI）有关系统
一回路系统－RCP 一回路辅助系统－RCV、REA、RRA、REN 反应堆控制及保护系统－RPN、RIC、RRC、RPR 辅助冷却水系统－PTR、RRI、SEC、DEG、DEL 专设安全设施－RIS、EAS、ASG、EIE、ETY 燃料装卸－PMC 三废处理－TES、TEU、TEG、TEP、TER
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正常运行和停堆情况下堆芯冷却
• 正常运行时，一回路冷却剂在流过反应堆堆芯时受热，而 在蒸汽发生器内被冷却。 • 反应堆停闭时，堆内链式裂变反应虽被终止，但燃料元件 中裂变产物的衰变继续放出热量，即剩余释热。为了避免 损坏燃料元件包壳，应通过蒸汽发生器或余热排出系统， 继续导出热量。
事故工况下堆芯冷却
反应堆的安全功能——反应性控制
• 反应性控制类型： （1）紧急停堆控制。迅速引入负反应性，紧急停堆。 （2）功率控制。动作迅速，补偿因负荷、温度和功率水平 变化引起的反应性瞬态。 （3）补偿控制。补偿燃耗、裂变产物积累，也用于改变堆 内功率分布。反应性当量大，动作过程缓慢。
反应堆的安全功能——反应性控制
反应堆的安全性——固有安全堆
池式快堆IFR (Integrad Fast Reactor) 模块式高温气冷堆MHTGR (Modular High temperature Gas Cooled Reactor)， 过程固有最终安全反应堆PIUL(Process Inherent Ultimately Safe Reactor) 。
• 在反应堆失去正常冷却的事故工况下，有以下导出堆芯热 量的方法： （1）由辅助给水系统提供给水，产生的蒸汽通过蒸汽旁路 系统排入大气。 （2）当一回路温度和压力下降到一定值时，由余热排出系 统冷却。一回路处于大气压力下时，可由堆换料水池冷却 净化系统排出余热。 （3）当蒸汽管道出现破口时，安全注射系统向堆芯注入含 硼水，以补偿由于堆芯过冷所丧失的冷却剂装量。 （4）当一回路系统出现破口时，堆芯产生的功率将由破口 流出的液态或汽态的冷却剂带到安全壳内，安全壳喷淋系 统动作，进行循环冷却。
反应堆的安全功能——包容放射性产物
• 事故工况下，下列系统或装置将参与各道放射性屏障功能 的控制。 第一道屏障：反应堆紧急停堆系统 第二道屏障：稳压器安全阀 第三道屏障：有以下系统或装置动作： ① 安全壳自动隔离； ② 安全壳喷淋系统， 用于降低安全壳内压和减少大气放射 性碘； ③ 氢气复合装置，消除失水事故情况下产生的氢气，防止可 能出现的氢爆； ④ 砂堆过滤器过滤排放，防止安全壳超压； ⑤安全壳内废气及废液的外泄漏分别由碘过滤器及核岛排气 及疏水系统收集后重新送回安全壳。
非能动安全性（例4）
Containment pressure reduction following a LOCA using steam condensation in suppression pools
非能动安全性（例5）
非能动安全性（例6）
反应堆的安全性
（3）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。
第2章 核电厂的安全系统
本章内容
• 2.1 反应堆的安全性（掌握） • 2.2 反应堆的安全功能（掌握） • 2.3 核电厂专设安全设施（熟悉）
安全功能的内容和实现
控制堆芯反应性 安全功能 有效冷却堆芯 包容放射性核素不 向外释放
反应性控制 系统
反应堆保护 系统
专设安全设 施
反应堆的安全性
• 四种安全性要素： （1）自然的安全性只取决于自然科学法则的安全性，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。 如： 内在负反应性系数（冷却剂温度系数、空泡系数） 控制棒藉助重力落入堆芯
专设安全设施——安全注入系统
专设安全设施——安全注入系统
• 低压安注系统包括两个独立的系列。 – 每个系列由一台低压安注泵、通往换料水箱和安全壳 地坑的吸水管道和一回路冷、热管段的注入管道和阀 门组成。 – 低压安注泵在直接注入阶段从换料水箱吸水，再循环 注入阶段从安全壳地坑吸水，排出的水送到高压安注 泵入口，或当泵出口压力高于一回路压力时直接注入 一回路。
专设安全设施——安全注入系统
• 蓄压箱注入系统为非能动系统，不用安注信号启动任何电 气设备。在失水事故情况下，一旦一回路系统的压力低于 蓄压箱的注入压力时，蓄压箱内氮气压力使逆止阀打开， 蓄压箱内的含硼水迅速注入堆芯，每个蓄压箱的水量可淹 没半个堆芯。 • 发生大破口失水事故时，一回路压力迅速下降，应急堆芯 冷却系统的三个子系统将全部投入。启动高压安注泵和低 压安注泵有时间延迟，且流量也受限制，蓄压箱注入系统 可靠、迅速地向堆芯注入大量含硼水，保证堆芯得到及时 冷却。
专设安全设施——安全注入系统
• 蓄压箱注入系统：蓄压箱注入系统图如图所示。该系统由安 装在安全壳内的三个蓄压箱及其与一回路冷管段相连的管道 和阀门组成。
AP1000非能动安全注入系统
专设安全设施——安全壳系统
• 安全壳是包容反应堆冷却剂系统的气密承压构筑物。其主 要功能是： – 发生失水事故和主蒸汽管道破裂事故时承受内压，容 纳喷射出的汽水混合物，防止或减少放射性物质向环 境的释放，作为放射性物质与环境之间的第三道屏障。 – 对反应堆冷却剂系统的放射性辐射提供生物屏蔽，并 限制污染气体的泄漏。 – 作为非能动安全设施，能够在全寿期内保持其功能， 必须考虑对外部事件（如飞机撞击、龙卷风）进行防 护和内部飞射物及管道甩击的影响。
专设安全设施——安全注入系统
安全注入系统，又称应急堆芯冷却系统 • 系统功能： – 当一回路系统破裂引起失水事故时，安全注入系统向 堆芯注水，保证淹没和冷却堆芯，防止堆芯熔化，保 持堆芯的完整性。 – 当发生主蒸汽管道破裂时，反应堆冷却剂由于受到过 度冷却而收缩，稳压器水位下降，安全注入系统向一 回路注入高浓度含硼水，重新建立稳压器水位，防止 反应堆由于过冷而重返临界。
专设安全设施——安全注入系统
系统组成：安全注入系 统必须能够根据事故引 起一回路系统压力下降 的情况，在不同的压力 水平下介入。因此，安 全注入系统通常分三个 子系统： – 高压安全注入系统; – 蓄压箱注入系统; – 低压安全注入系统。
专设安全设施——安全注入系统
• 高压安注子系统： – 一回路小的泄漏或发生主蒸汽管道破裂事故引起一回 路温度和压力下降到一定值时，高压安全注入系统投 入，向一回路注入含硼水。 – 高压安全注入系统由换料水箱、高压安注泵、浓硼酸 再循环回路和通往一回路的注入管线及相关阀门的管 道组成。每个系列上由一台空气冷却的高压安注泵和 一台水冷的低压安注泵。 – 高压安全注入系统由两个系列A和B组成。每个系列提 供百分之百的应急冷却水。 – 高压安注系统的工作分为直接注入和再循环注入阶段。
专设安全设施
实现手段： 1 独立冗余； 逻辑组合2/3,2/4等； 2 保护参数多样性； 如LOCA，RCS系统压力，安全壳压力，湿度，放射性剂量 3 覆盖所应对的所有事故谱； 4 保护通道独立 可靠仪表电源，实体隔离， 5 失效安全
专设安全设施
• 系统按设计基准事故确定的冷却性能须满足如下要求： – 燃料包壳最高温度保持低于1204℃。 – 最大包壳氧化程度不超过包壳总厚度的17%； – 最大产氢量不超过包壳－水化学反应产氢量的1%； – 安全壳内压力保持在设计压力以下。 – 堆芯保持可用的冷却流道。
反应堆的安全性——固有安全堆
池式快堆
反应堆的安全性——固有安全堆
池式快堆
反应堆的安全性——固有安全堆
模块化高温气冷堆
反应堆的安全功能
• 反应堆安全设施有特定的安全功能：
反应堆的安全功能——反应性控制
• 受控的反应性: – 补偿堆芯长期运行所需的剩余反应性， – 调节反应堆功率的水平适应负荷， – 作为停堆的手段。 • 凡是能改变反应堆有效倍增因子的任一方法均可作为控制 反应性的手段。 – 向堆芯插入或抽出中子吸收体; – 改变反应堆的燃料富集度, – 移动反射层, – 改变中子泄漏等等。
• 吸收体引入堆芯的方式： 1）控制棒：分为补偿棒、调节棒和安全棒三种。 控制棒是由中子吸收截面较大的材料制成。应耐辐射、抗 腐蚀和易于机械加工等。 2）可燃毒物：中子吸收截面较大的物质钆(Gd)或硼(B) ，吸 收截面比燃料的大，比燃料更快烧完少可移动控制 棒的数目，简化堆顶结构，还能改善堆芯的功率分布。 3）可溶毒物：一种吸收中子能力很强的可以溶解在冷却剂 的物质，如硼酸。优点是毒物分布均匀和易于调节。化学 补偿控制只能补偿由于燃耗、中毒和慢化剂温度变化等引 起的缓慢的反应性变化。
专设安全设施
专设安全设施设计原则： 1）高度可靠。安全停堆地震时，设施仍能发挥功能。 2）有多重性。应设置两套或两套以上执行同一功能的系统， 并且最好按不同的原理设计。 3）各自独立。不共用其它设备或设施。对重要的能动设备 必须实体隔离。如，辅助给水系统的汽动泵和电动泵应采 取隔离措施，以防止一台故障而飞散的碎片击毁另一台泵。 4）能定期检查。 5）有可靠电源。在发生断电事故时，备用电源应在规定的 时间内达到额定的输出功率。备用电源的柴油发电机组也 具有独立性、多重性和检查的可能性等特点。 6）充足的水源，要在发生失水事故的情况下，自始至终都 能满足使堆芯冷却和安全壳降压所必需的水量。
砂堆过滤器
专设安全设施
在压水堆核电厂，一旦发生失水事故时，即使紧急停堆， 也会因堆芯的贮热和裂变产物衰变热，使燃料包壳烧毁，甚 至堆芯熔化；冷却剂的大量泄放，会引起安全壳内压力升高， 危及安全壳的完整性。为此，设置了专设安全设施。 这些设施具有下列功能： （1）发生失水事故时，向堆芯注入含硼水； （2）向安全壳大气喷淋除碘，阻止放射性物质向大气排放； （3）阻止安全壳中氢气浓集； （4）向蒸汽发生器事故供水。
反应堆的安全性——四种安全性要素
（1）自然的安全性只取决于自然科学法则的安全性，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。 如：多普勒效应
燃料温度升高时由于多普勒效应，将使共振峰展宽， 共振吸收中的“能量自屏现象” 和“空间自屏”效应都将 减弱，从而使有效共振积分增加，逃脱共振吸收概率减小， 有效增殖因子下降。
反应堆的安全性
（4）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。