第三节 核反应堆安全系统( 专设安全设施)

图3.5 逻辑处理单元原理图
X、Y逻辑单元由固态磁逻辑元件组成，并采用负逻辑电路设计，比较结果分别送到计算机数据采集系统（KIT）、报警系统（KSA）和主控室的状态指示灯（LA）。另外，在做T2试验时，比较电路向T2试验装置发送逻辑测试结果。
3．输出单元
输出单元接受逻辑处理单元来的X、Y逻辑信号，先对X，Y进行“与”运算，然后经磁放大器进行功率放大推动输出继电器向各执行机构送出保护命令。输出单元由磁性元件和继电器组成。
3.1.7 停堆通道的响应时间
保护系统响应时间是指该系统的每一个输入变量从超越保护整定值起到触发保护系统执行机构完成相应保护命令所需要的时间。其中紧急停堆通道响应时间分解图，如下图3.9：
TRT—紧急停堆通道响应时间。这段时间T由下式几个时间组成：
TRT=T0+T1+T2+T3+T4+T5+T6
其中，T0——介质传输延迟时间，T0只有在ΔT保护通道中有，因为堆进，出口温度测量用的探测器是安装在主管道的旁管路上的，所以T0是指主冷却剂由主管道流至旁通管路的时间。（参数为温度时：T0=1S，其余参数为T0=0S）.
根据失电安全准则，紧急停堆保护输出应在系统失去电源时产生停堆命令；但这一准则不适用于专设安全设施保护，即电源丧失时专设安全设施不应当产生保护动作。因此，对于紧急停堆保护和专设安全设施保护，保护系统应采取不同的输出方式。所以，秦山第二核电厂RPR设计为：紧急停堆输出单元采用失电操作方式，而专设安全设施保护则采用带电操作方式。
6．可试验性和可维修性
为了发现、验证和维修故障元器件，以防止故障的累积触发保护系统故障，需要对保护系统进行定期试验。
保护系统的冗余性，为在线试验提供了可能，对于整个保护通道，共有T1，T2，T3试验。关于周期试验，可详见3.6节。

上述动作完成后即进入直接注入阶段。
对于中、小破口失水事故，一回路压力缓慢下降，低压安注泵 出口压力低于一回路系统压力时，作为高压安注的前置增压泵 运行；
一回路压力下降到蓄压箱注入压力以下时，加压氮气将含硼水 迅速注入堆芯；
当一回路压力下降到低于低压安注泵的出口压力时，低压安注 泵直接将含硼水注入一回路冷管段。
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a
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5.2.3 系统运行
▪ 备用状态：
电厂正常功率运行时，高压安注系统除一台高压安注泵作为 上充泵运行，一台硼酸循环泵连续运行外，其它设备处于备用状 态，蓄压箱与一回路之间的电动隔离阀在一回路压力高于7.0MPa 后打开，下游的逆止阀由于一回路高于蓄压箱侧压力而关闭。
▪ 启动信号（下列任一信号可启动安注系统 ）：
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5.2 安注系统
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5.2.1 系统功能
▪ 安全注入系统又叫做应急堆芯冷却系统。 它的主要功能是：
➢ 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，迅速停堆并防止反应堆由于过 冷而重返临界。
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5.2.3 系统运行（续）
▪ 安注过程（续）：
➢ 再循环注入阶段。换料水箱水位达到低3(水位 为3.12m，高出箱底2.1m)且安注信号依然存在 时，开始再循环注入。低压安注泵通往安全壳 地坑的隔离阀打开，至全开位置时，关闭通往 换料水箱的隔离阀，这时，低压安注泵从安全 壳地坑吸水，水升压后送往高压安注泵入口或 直接注入一回路冷管段。

5.4 安全壳隔离系统（EIE）×
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2
还涉及：安全壳、安全壳消氢系统、和应急电 源等。
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二、核安全及其三要素
核安全设施：就是在核设施设计、制造、运营 及停役期间为保护核电厂工作人员、居民和 环境免受可能旳放射性危害所采用旳全部措 施旳总和。这些措施涉及：
（1）保障全部设备正常运营，控制和降低对 环境旳放射性废物排放；
第五章 专设安全设施
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一、专设安全设施旳内容 （p163）
当RCP系统发生失水事故或二回路旳汽水回 路发生破裂或失效时，必须确保反应堆紧 急停堆、堆芯热量旳排出和安全壳旳完整 性，限制事故旳发展和减轻事故旳后果。
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）
7 000μg／g
15
□ 泵出口设置了一种最小流量旁路管线，在正 常运营期间此最小流量经轴封水热互换器冷 却后再循环到泵旳吸入口。三台泵共用旳最
小流量旁路管线装有两只隔离阀，当接到安
全注入信号时关闭这两个阀门。
（2）注入管线
HHSI泵可经过四条管线将含硼水输送到 RCP 系统。
①经过浓硼酸注入箱旳管线 这条管线由安注信
□ 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，预防安注箱向 RCP注入硼水。
□ 两机组共用旳水压试验泵（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。另外，在全厂断电旳事故情
12/况28/下202，3 试验泵还用于提供主泵旳轴封水。 26
□ 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。

这些保护信号阈值和保护动作分别是： 0.12MPa，底通风流量和保健物理监测系统隔 离； 0.14MPa，安注和安全壳第一阶段隔离； 0.19MPa，主蒸汽系统隔离； 0.24MPa，安全壳喷淋和安全壳第二阶段隔离 。
谢谢
分析计算认为，失水事故产生的氢，大部分是由 于铝受喷淋溶液腐蚀的结果。
主要设备1——氢气点火器
➢ 氢气点火器（原理：氢气燃烧）
点火器组件是一个电热塞； 在安全壳环境中，点火器组件的设计可在严重事
故（包括 LOCA事故）期间，维持其电热塞表面 温度在 871℃至 927℃之间； 电热塞容易在氢气浓度接近易燃浓度时点燃氢气 。 点火器组件的位置位于氢气主要的途径上（包括 主要的自然循环路径），以便氢气在接近释放点 时持续被点燃。
电动风机使空气从安全壳顶部通过返回管道，引 导空气返回到安全壳的下部，形成安全壳内大气 再循环混合；
风机进口管两侧各设有管嘴，使用一部可移动的 取样装置，使之能通过两个管嘴间循环的空气小 旁通流量取得气体样品。
三、主要设备工作原理
➢ 氢的来源（LOCA事故时）
锆-水反应和喷淋液引起材料腐蚀产生的氢； 冷却剂溶解氢的释放； 水辐照分解。
内部热力氢复合器示意图
四、系统的运行
➢ 安全壳内气体放射性监测
安全壳内设有3个保健物理监测点； 核事故时，由其中的1个测点和设在核辅助厂房
烟囱上的测点给出保护动作信号，分别指令氢控 制系统A系列和B系列安全壳隔离阀自动关闭。
➢ 安全壳能给出安全壳压力保护信号；
装置投入2h之内，返回安全壳气体中的氢浓度降 至0.1%。
外部氢复合装置原理图
2. 内部热力氢复合器
全封闭设备，置于安全壳内； 空气靠自然对流流过入口百叶窗进入预热段，经

–图6.2-14
停堆保护信号
• （12）反应堆冷却剂低流量事故保护停堆
–保护堆芯在失去一台或二台反应堆冷却剂泵流量 的事件下不发生DNB –意一个环路的低流量信号低到额定满流量的90%以 上时都会产生事故保护停堆 –图6.2-9
停堆保护信号
• （13）反应堆冷却泵断路器脱扣事故保 护停堆
–每个反应堆冷却剂泵都能产生一种使断路 器断开的信号。 –当功率高于P—7整定值时，凭借任一个断 路器断开信号就能产生事故保护停堆 –当功率低于P-7整定值时，凭借两个断路器 断开的信号就能产生事故保护停堆
保护系统设计准则
• 独立的ATWS系统 、单一故障、故障安 全 、冗余性 、独立性 、多样性 、四取 二表决逻辑 、可试验性和可维修性 、 四个独立的系统通道电源
保护系统设计准则
• 单一故障准则
– 在一个通道出现单一故障时，不会妨碍所 要求的保护作用
• 设备鉴定
– 通过广泛的环境合格试验、性能试验等， 保证了设备在事故（失水事故）环境下能 够继续工作
5.
安全壳消氢系统
– 5.1 系统功能 – 5.2 系统流程简图与描述
•
6.
缓解系统
– 6.1 未能紧急停堆的预期瞬态（ATWS）缓解系统 – 6.2 全厂失电(SBO)缓解系统
•
7.
事故后监测系统
概述
• 当核电厂出现异常工况时，反应堆保护 系统自动触发产生紧急停堆动作 • 当核电厂万一发生设计基准事故，同时 自动触发专设安全设施动作 • 反应堆保护系统的功用，通过停堆和汽 轮机停机来限制一般事故的后果
停堆保护信号
• （1）手动事故保护停堆
– 手动触发装置与自动事故保护停堆电路无 关, 触发控制室内的两个手动事故保护停堆 装置的任何一个，都会引起事故保护停堆 和汽轮机事故保护停机。

5.2.2 系统原理图
硼注入箱旁路管线 增压管线
安全注射系统原理流程
安全注射系统设有两套安全注射管系：
安全注射箱、安全注射泵；

安全注射箱管系，在安全注射箱内储有一定容积的高硼水， 并用氮气充压，使注射箱内维持恒定的压力。当一回路系统 一旦发生大破裂事故，其压力低于安全注射箱的压力时，安 全注射箱内的硼水就通过止回阀自动注入一回路系统。 安全注射泵管系，当一回路系统因发生破损事故而压力下降 至一定值时，安全注射泵就自动启动，将换料水箱内的硼水 注射至一回路系统，换料水箱内的硼水被汲完后，安全注射 泵可改汲从一回路系统泄漏至安全壳底部的地坑水，使硼水 仍能连续不断地注入一回路系统冷却堆芯。
一、核岛主要系统
5.6.1概述
5.6 可燃气体控制系统
一、核岛主要系统
5.6.2系统的描述
5.6 可燃气体控制系统
Ø 功能为：
一、核岛主要系统
5.7 辅助给水系统ASG
5.7.1 系统的功能
在主给水系统的任何一个环节发生故障时，作为应急手 段向蒸汽发生器二次侧供水，使一回路维持一个冷源， 排出堆芯剩余功率，直到余热排出系统允许投入运行为 止。 在下列情况下，代替主给水系统向蒸汽发生器供水 蒸汽发生器投入前的充水 机组启动时（RRA退出至热备用阶段） 机组停堆后的热停堆（如果ARE不可用）


限制喷淋的硼酸对设备的腐蚀—添加NaOH提高pH值
反应堆厂房发生火灾时，可手动喷淋灭火。
5.4.2 系统原理图
实验管线
喷淋隔离阀
安全壳喷淋系统原理流程

在安全壳的上部设有相当数量的喷淋头，当安全壳内由 于发生主管道破损事故而蒸汽压力升高时，安全壳喷淋 系统的泵就自动启动，将换料水箱内的硼水和NaOH贮箱 内供除碘用的NaOH溶液一起汲入，以一定比例混合，再 由喷淋头喷入安全壳内。当换料水箱的水被用尽后，喷 淋泵可改汲安全壳内的地坑水。此时，地坑水先由设备 冷却水冷却后再重新喷淋至安全壳内。

1.3 专设安全设施§1.3.1安全注入系统（RIS）安全注入系统由高压安注（HHSI）、中压安注（MHSI）和低压安注（LHSI）三个分系统组成。

高压安注和低压安注（LHSI）的流程如图1，中压安注（MHSI）如图2所示。

高压安注和低压安注为能动注入分系统，具有足够的设备和流道冗余度，即使发生单一能动或非能动故障，仍能保证运行安全的可靠性和连续的堆芯冷却。

中压安注为非能动注入分系统，它包括两条单独的安注箱排放管线，每条连接到反应堆压力容器的一条注入管线上。

一、RIS系统的功能1.1主要功能在反应堆冷却剂系统发生失水事故或主蒸汽系统发生管道破裂事故时，安全注入系统（RIS）完成堆芯应急冷却功能。

（1）在失水事故情况下，通过向堆芯注入冷却水，防止燃料包壳熔化，并保持堆芯的几何形状和完整性；（2）在主蒸汽管道破裂事故工况下，本系统向反应堆冷却剂系统快速注入浓硼溶液，以补偿由于不可控地产生蒸汽致使反应堆冷却剂过冷而引起地容积变化和反应性的增加，从而可以使反应堆迅速安全停堆，并防止反应堆重返临界；（3）在失水事故后的再循环注入阶段，本系统的部分承压边界作为安全壳的延伸，起安全壳屏障作用。

1.2 辅助功能（1）在换料冷停堆期间，向反应堆换料水池充水；（2）对反应堆冷却剂系统进行水压试验；（3）在失去全部电源时，向反应堆冷却剂泵注入密封水。

二、高压安注分系统高压安注分系统包括：——三台HHSI泵(卧式多级离心泵)和相关的管道；——硼注入箱、缓冲罐、硼酸再循环泵（屏蔽式离心泵）及相关管道；——通向RCP系统的注入管线；——高压安注泵从PTR 001 BA的吸水管道。

在一回路出现小泄漏或二回路蒸汽管道破裂引起一回路温度和压力下降到一定值时，立即投入高压安注系统，以补偿泄露并注入浓硼酸溶液。

1.高压安注泵（RCV001、002、003PO）高压安注泵是利用RCV系统的三台上充泵。

在电厂正常运行时，它们作为RCV系统上充泵用于正常充水，其一台运行、一台备用、一台在维护。

核反应堆严重事故可以分为两大类： 堆芯熔化事故（CMAs）：由于堆芯冷却不充分，引起 堆芯裸露、升温和熔化的过程，其发展较为缓慢，时间 尺寸为小时量级。 堆芯解体事故（CDAs）：由于快速引入巨大的反应性， 引起功率陡增和燃料碎裂的过程，其发展非常迅速，时 间尺寸为秒量级。
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四、严重事故（1）
23
2、反应堆的安全功能
为确保反应堆的安全，反应堆所有的安全设施应 发挥以下特定的安全功能：
有效地控制反应性 确保堆芯冷却 包容放射性产物
反应性控制
紧急停堆控制 功率控制 补偿控制
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2、反应堆的安全功能（1）
确保堆芯冷却
正常运行工况 反应堆停闭工况 反应堆事故工况
包容放射性产物
正常运行时 事故工况下
核电厂的指标：发生堆芯严重损坏事件的概率低于110－4/（堆. 年），发生严重的放射性向环境释放的概率低于110－5/（堆.年）。
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2、核反应堆的安全原则
核反应堆的最大特点之一是运行时要产生大量 放射性裂变物质，反应堆和一回路是个巨大的辐 射源。核电厂的首要问题是无论在正常工况，或 事故工况下，都能把这些放射性物质安全地控制 起来，确保工作人员与公众的安全。
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2.2、多重屏障
为了防止正常运行或事故状态下放射性物质泄漏外逸， 所有的反应堆系统设计都采用多重屏障的概念。
第一重屏障：燃料芯块 裂变碎片射程很短（10－3 cm）。除表面外，绝大部分 裂变碎片包容在芯块之中。气态裂变产物如碘、氪和氙 等核素，一部分会因扩散而从燃料芯块中逸出。第一重 屏障大约能留住98％以上的放射性裂变产物。
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2.2、多重屏障（1）
第二重屏障：燃料元件包壳管 用锆合金制成的燃料元件包壳管，可以防止气体裂变产 物以及裂变碎片进一步外逸。对于高温气冷堆，燃料呈 颗粒状，每颗粒子都有热介碳涂层包壳。

－1－1•通常将一回路及核岛辅助系统、专设安全设施和厂房称为核岛。

2. 反应堆冷却剂系统可分为冷却系统、压力调节系统和超压保护系统。

3. 压水堆本体由堆芯、堆芯支撑结构、反应堆压力容器及控制棒传动机构组成。

4•燃料组件骨架由24根控制棒导向管、1根中子注量率测量管与上下管座焊接而成。

5•蒸汽发生器是分隔一、二回路工质的屏障，它对于核电厂的安全运行十分重要。

6. 稳压器的基本功能是建立并维持一回路系统的压力，避免冷却剂在反应堆内发生容积沸腾。

7. 放射性废水有可复用废水和不可复用废水，可复用废水经过处理分离成水和硼酸再利用,这是硼回收系统的任务。

8. 专设安全设施包括：安全注射系统、安全壳、安全壳喷淋系统、安全壳隔离系统、安全壳消氢系统、辅助给水系统和应急电源。

9. 安全注入系统通常分为高压安全注入系统、蓄压箱注入系统、低压安全注入系统。

10•反应堆硼和水补给系统是一个两台机组共用的系统。

11. 核电站运行中产生的放射性废气分为含氢废气和含氧废气。

12. 核电厂主要厂房包括：反应堆厂房（安全壳）、燃料厂房、核辅助厂房、汽轮机发电厂房、控制厂房。

13. 核电厂设计一般遵循的安全设计原则有：多道屏障、纵深防御、单一故障原则、抗自然灾害、辐照剂量标准。

14•燃料组件由燃料元件、定位架格和组件骨架组成。

15•堆芯支撑结构包括下部支撑结构、上部支撑结构和堆芯仪表支撑结构16. 阻力塞棒是封闭的不锈钢管,其长度较短，约20cm17. 大亚湾压水堆核电厂的控制棒组件中黑棒采用的中子吸收剂材料为―Ag-In-Gr 银-铟-镉）灰棒材料为不锈钢—，控制棒驱动采用电磁步进式方式；18. 大亚湾核电厂的蒸汽发生器采用的是在压水堆核电站最为常见的立式自 然循环U 型管蒸汽发生器；19. 天然铀所含有的三种同位素中，属于易裂变核素的是铀-235；20•反应堆冷却剂泵主要分为两大类型分别是屏蔽电机泵和轴封泵；21. 蒸汽发生器传热管面积占一回路承压边界面积的80%左右;22. 压水堆核电厂使用较广泛的有三种:立式U 型管自然循环蒸汽发生器、卧式自然循环蒸汽发生器、立式直流蒸汽发生器一、填空题（共20分，每题2分）二、名词解释（共25分，每题5分）23.现代压水堆采用硼酸控制反应性。

□ 硼酸经由气动阀RIS206VP排放到硼注入箱 2020R/8/1I3S004BA的入口，通过RIS004BA后再经 19
串联设置的气动阀RIS208VP，209VP返回到 缓冲箱。
※ 正常运行时，一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）。
当RCP系统压力低于低压安注泵压头时，低压安 20注20/8/泵13 也直接向RCP系统冷段或冷、热段注入。21
□ 在冷、热段同时注入时，冷段注入流量改走 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；
5.4 安全壳隔离系统（EIE）×
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还包括：安全壳、安全壳消氢系统、和应急电 源等。
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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；
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。
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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。
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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（11．9 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。

池式快堆
自然的安全性 非能动的安全性
固有安全性
固有安全堆
模块式 高温气冷堆
能动的安全性 后备的安全性
现行的反应堆
PWR BWR
过程固有最终 安全反应堆
IFR（Integral Fast Reactor）
高温气冷堆
MHTGR（Modular High Temperature Gas Reactor）
PIUSR（Process Inherent Ultimately Safety Reactor）
反应堆安全分析
第二章:核反应堆安全的安全系统
目录
2.1 反应堆的安全性 2.2 反应堆的安全功能 2.3 专设安全设施
2.1 反应堆的安全性 1）固有安全（Inherent Safety）定义
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。
2）反应堆的4种安全性要素
自然的安全性 非能动的安全性 能动的安全性 后备的安全性
2.1 反应堆的安全性 2）反应堆的4种安全性要素 自然的安全性
负反应性温度系数 燃料的多普勒效应 控制棒借助重力落入堆芯等自然科学法则
非能动的安全性
惯性原理（如泵的惰转） 重力法则（如位差） 热传递法则等基础上的非能动设备（无源设备）
2.1 反应堆的安全性 2）反应堆的4种安全性要素 能动的安全性 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
由冗余系统反应堆的安全性 2）反应堆的4种安全性要素
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。

反应堆保护系统
反应堆保护系统
• 功能
– 当核电厂出现异常工况或可能微机堆芯和 一回路压力边界完整性的工况时，自动采 取保护动作或安全措施，防止反应堆工况 超过规定的安全极限，或减轻超过安全极 限后所引起的后果。
反应堆保护系统
• 安全停堆系统 • 专设安全设施的驱动系统
安全停堆系统
• 目的
– 对功率、流量、轴向功率分布、一回路冷 却剂温度和压力等确定一个允许的运行区 间，以便当运行接近这一区间限值时，实 现事故保护停堆。
安全停堆系统
• 驱动信号（21）
– – – – – – – – – – – – – – – – – – – – – 源量程高中子通量 中间量程高中子通量 功率量程高中子通量（低整定值） 功率量程高中子通量（高整定值） 正的高中子通量变化率保护停堆 负的高中子通量变化率保护停堆 超温△T 超功率△T 稳压器低压力 稳压器高压力 稳压器高水位 反应堆冷却剂低流量 反应堆冷却剂泵母线低电压 反应堆冷却剂泵母线低频率 反应堆冷却剂泵低转速 反应堆冷却剂泵断路器脱扣 蒸汽发生器低一低水位 低给水流量 汽轮机事故保护停车 安全注射驱动 手动停堆
安全停堆系统驱动信号
• 堆芯极限保护（2）
– 超温△T
• △T>超温△T整定值 停堆 • △T>97％超温△T整定值循环降低汽轮机的负荷（ RUNBack ）、禁止自动和手动 提升控制棒
– 超功率△T

• △T>超功率△T整定值 停堆 • △T>97％超功率△T整定值循环降低汽轮机的负荷（ RUNBack ）、禁止自动和手 动提升控制棒
• 安全壳隔离（3）
– 安注信号 – 安全壳内高放射性(碘，微尘和气体活度) – 手动

核安全工程师-核安全综合知识-核反应堆与核动力厂-核反应堆保护系统［单选题］1.核反应堆保护系统必须提供能对付可能发生的安全事件和事故所需要的功能，并在需要时必须O地工作（即可靠性）。

（江南博哥）A.及时B.正确C.自动D.安全正确答案：B［单选题］2.最反应堆的O必须提供能对付可能发生的安全事件和事故所需要的功能，并在需要时必须正确地工作（即可靠性）。

A.保护系统B.停堆触发系统C.专设安全设施触发系统D.堆芯保护系统正确答案：A［单选题］3.以护系统核反应堆保护系统的范围是从O开始到安全驱动系统和安全系统辅助设施（）为止。

A.监测电厂有关变量的敏感元件、输入端B.监测电厂有关变量的敏感元件、输出端C.探测核反应堆工况偏离正常运行状态的敏感元件、输入端D.探测核反应堆工况偏离正常运行状态的敏感元件、输出端正确答案：A［单选题］4.彳亥反应堆保护系统用来探测核反应堆工况偏离正常运行状态，一旦超过（），就会发出保护动作。

A.安全限值B.安全系统整定值C.触发设定值D.保护参数正确答案：A［单选题］5.核反应堆保护系统通过安全驱动系统和安全系统辅助设施，完成所需的安全动作，维持安全并O事故后果。

A.减轻B.缓解C.降低D.限制正确答案：A［单选题］6.所谓安全限值是指为防止放射性物质的释放超过国家核安全法规中对任何O所规定的限额。

A.预计运行事件B.稀有事故C.设计基准事故D.极严重事故正确答案：C［单选题］7.核反应堆保护系统包括那些为了保护反应堆根据（）参数变化而操作紧急停堆断路器和专设安全设施执行机构的O电气设备。

A.堆芯、全部B.堆芯、相关C.电站、全部D.电站、相关正确答案：C［单选题］8.核反应堆保护系统完成的任务包括探测电厂变量已达到OcA.安全限值B.设计限值C.整定值D.触发值正确答案：C［单选题］9,核反应堆保护系统的设计应满足能自动触发有关的系统（必要时包括停堆系统）动作，以保证发生（）时不超过规定的设计限值。