第五章 专设安全设施-2013资料

1、第五章第五章 专设安全设施专设安全设施 核电厂系统与设备核电厂系统与设备 Nuclear Power Plant System and Equipment 反应堆反应堆的安全性的安全性 只取决于内在只取决于内在负反应性系数负反应性系数、多普勒效应多普勒效应、控制控制 棒借助重力落入堆芯棒借助重力落入堆芯等自然科学法则的安全性。等自然科学法则的安全性。 自然的安全性自然的安全性 非能动的安全性非能动的安全性 能动的安全性能动的安全性 后备的安全性后备的安全性 惯性原理（惯性原理（如泵惰转）、如泵惰转）、重力法则（重力法则（如位差）、如位差）、 热传递法则热传递法则基础上的非能动设备（无源设备）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的安全性，即安全功能的实现毋需依赖外来的 动力。动力。 必须依靠必须依靠能动设备能动设备（有源设备），（有源设备）， 即需由外部条件加以保证的安全性。即需由外部条件加以保证的安全性。 由由冗余系统冗余系统的可靠度或阻止放射性物质逸的可靠度或阻止放射性物质逸 出的出的多道屏障多道屏障提供的安全性保护提供的安全性保护 固有安全性固有

2、安全性 自然的安全性自然的安全性 非能动的安全性非能动的安全性 能动的安全性能动的安全性 后备的安全性后备的安全性 固有安全堆固有安全堆 池式快堆池式快堆 模块式模块式 高温气冷堆高温气冷堆 过程固有最终过程固有最终 安全反应堆安全反应堆 现行的反应堆现行的反应堆 PWR BWR 高温气冷堆高温气冷堆 运行工况及其安全准则 第一类 正常运行和运行瞬态 发生概率大于发生概率大于1 1次次/ /堆年堆年，放射性后果不超过，放射性后果不超过 1/1000mSv1/1000mSv。放射性后果是以。放射性后果是以一个标准人在隔离区边一个标准人在隔离区边 界内侧界内侧2 2小时所接受的最大照射剂量来衡量的小时所接受的最大照射剂量来衡量的。该类。该类 工况不会导致保护系统动作，它包括：工况不会导致保护系统动作，它包括： 电站的正常启动、停闭和稳态运行；电站的正常启动、停闭和稳态运行； 在允许限度内带有燃料包壳缺陷或蒸汽发生器泄漏在允许限度内带有燃料包壳缺陷或蒸汽发生器泄漏 等的极限运行；等的极限运行； 允许范围内的运行负荷瞬变。允许范围内的运行负荷瞬变。 第二类 常见故障 发生概率在发生概率在101

3、0- -2 2次次/ /堆年到堆年到1 1次次/ /堆年堆年，放射性后果不超，放射性后果不超 过过1/1000mSv1/1000mSv。这类工况下，保护系统应使反应堆安。这类工况下，保护系统应使反应堆安 全停闭，燃料包壳保持其完整性，系统压力不超过设全停闭，燃料包壳保持其完整性，系统压力不超过设 计值。它包括计值。它包括： 第三类 不常见故障 指某个特定的反应堆在整个寿期内可能发生的事故，指某个特定的反应堆在整个寿期内可能发生的事故， 发生概率在发生概率在1010- -4 4次次/ /堆年到堆年到1010- -2 2次次/ /堆年堆年之间，放射性后之间，放射性后 果不超过果不超过5mSv5mSv。这类事故有：。这类事故有： 第四类 极限事故 指的是那些发生概率相当小，但后果可能比较严重的指的是那些发生概率相当小，但后果可能比较严重的 事故，发生概率在事故，发生概率在1010- -6 6次次/ /堆年到堆年到1010- -4 4次次/ /堆年堆年之间，放之间，放 射性后果不超过射性后果不超过150mSv150mSv。属于这一类的事故有：。属于这一类的事故有： 安全准则 出于包容放射性产物

4、的考虑，在各种运行工况下应遵出于包容放射性产物的考虑，在各种运行工况下应遵 循以下安全准则循以下安全准则： 核安全及其三要素 【核安全核安全】就是在核设施设计、制造、运行及停役期就是在核设施设计、制造、运行及停役期 间为保护核电厂工作人员、公众和环境免受可能的放间为保护核电厂工作人员、公众和环境免受可能的放 射性危害所采取的所有措施的总和射性危害所采取的所有措施的总和。这些措施包括。这些措施包括： 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 取决于取决于设备的可用性设备的可用性、人的行为人的行为、工作组织与管理的有效性工作组织与管理的有效性。 核安全的总目标 核安全三要素核安全三要素 在所有情况下：在所有情况下： 正常运行或反应堆停闭状态正常运行或反应堆停闭状态 故障工况或事故状态故障工况或事故状态 有效地控制反应性有效地控制反应性 确保堆芯冷却确保堆芯冷却 包容放射性产物包容放射性产物 根据核安全三要素的要求，在核电站的设计中确根据核安全三要素的要求，在核电站的设计中确 定了一系列的安全功能，实现了这些安全功能就能定了

5、一系列的安全功能，实现了这些安全功能就能 满足安全要求。满足安全要求。 专设安全设施的设计就是实现这些安全功能的重专设安全设施的设计就是实现这些安全功能的重 要手段。这些设施在配臵上应用了要手段。这些设施在配臵上应用了纵深防御的概念纵深防御的概念 （三道屏障），并相应规定了安全限值。（三道屏障），并相应规定了安全限值。 专设安全设施专设安全设施是指这样一些系统，在事故发生是指这样一些系统，在事故发生 以后，以后，确保反应堆紧急停闭确保反应堆紧急停闭、堆芯余热的排出堆芯余热的排出和和 安全壳的完整性安全壳的完整性，以便限制事故的发展和减轻事以便限制事故的发展和减轻事 故的后果故的后果。 专设安全设施 专设安全设施的功能 专设安全设施的范围 专设安全设施的功能 专设安全设施的设计准则 专设安全设施的设计准则 一回路小破口事故 一回路大破口事故 二回路大破口事故 专设安全设施 5.1 5.1 安全注入系统安全注入系统 5.2 5.2 安全壳安全壳 5.3 5.3 安全壳喷淋系统安全壳喷淋系统 5.45.4安全壳隔离系统安全壳隔离系统 5.5 5.5 蒸汽发生器辅助给水系统蒸汽发生器辅助给水系

6、统 安全注射系统又称作安全注射系统又称作紧急堆芯冷却系统紧急堆芯冷却系统。 问题：问题： 1 1、安注系统的功能、包括的子系统及特点，安注系统的功能、包括的子系统及特点， 各子系统的工作过程。各子系统的工作过程。 2 2、各子系统分别在何种情况下启动？、各子系统分别在何种情况下启动？ 3 3、安全注入箱中充、安全注入箱中充 N N2 2的目的？的目的？ 一、安全注入系统 （1）在）在一回路小破口失水事故时，或在二回路蒸汽一回路小破口失水事故时，或在二回路蒸汽 管道破裂管道破裂造成一回路平均温度降低而引起冷却剂收造成一回路平均温度降低而引起冷却剂收 缩时，缩时，RIS用来向一回路补水，以重新建立稳压器水用来向一回路补水，以重新建立稳压器水 位位。 （2）在）在一回路大破口失水事故一回路大破口失水事故时，时，RIS向堆芯注向堆芯注 水水，以重新淹没并冷却堆芯，限制燃料元件温度，以重新淹没并冷却堆芯，限制燃料元件温度 的上升。的上升。 （3）在）在二回路蒸汽管道破裂二回路蒸汽管道破裂时，时，向一回路注入高向一回路注入高 浓度硼溶液浓度硼溶液，以补偿由于一回路冷却剂连续过冷而，以补偿由于一回路

7、冷却剂连续过冷而 引起的正反应性，防止堆芯重返临界。引起的正反应性，防止堆芯重返临界。 作用 系统组成 压水堆核电厂安全注入系统 反反 应应 堆堆 蒸蒸 汽汽 发发 生生 器器 热管段热管段 冷管段冷管段 冷冷 却却 剂剂 泵泵 氮气氮气 换料换料 水箱水箱 高压安全注高压安全注 入泵入泵 低压安全注低压安全注 入泵入泵 硼注入箱硼注入箱 当冷却剂系统压力降至一定值当冷却剂系统压力降至一定值（如如11.9MPa），或或 蒸汽管道大破裂事故蒸汽管道大破裂事故时时，高压安全注射泵高压安全注射泵自动启动自动启动， 将将换料水箱换料水箱内内2000mg/kg左右的含硼水注入堆芯左右的含硼水注入堆芯， 防止反应堆重新临界和注入冷水以冷却和淹没堆芯防止反应堆重新临界和注入冷水以冷却和淹没堆芯。 用于压水堆冷却剂系统的用于压水堆冷却剂系统的小泄漏事故小泄漏事故。 主要目的主要目的：维持冷却剂系统压力稍低于正常的值维持冷却剂系统压力稍低于正常的值， 使反应堆正常停闭使反应堆正常停闭。 高压安注子系统 高压安注系统流程 主要设备主要设备 （1）高压安注泵（）高压安注泵（RCV001，002，003PO）

8、 高压安注泵即高压安注泵即RCV系统的三台上充泵。在电厂系统的三台上充泵。在电厂正常运正常运 行时，它们作为行时，它们作为RCV系统上充泵用于正常充水系统上充泵用于正常充水，其中，其中 一台运行、一台备用、一台在维护。在事故工况下，一台运行、一台备用、一台在维护。在事故工况下， 转入转入RIS系统，由两台泵运行（一台泵在维护），在系统，由两台泵运行（一台泵在维护），在 当时一回路压力下，从换料水箱通过硼注入箱向一回当时一回路压力下，从换料水箱通过硼注入箱向一回 路注水。路注水。 （2）硼酸缓冲箱（）硼酸缓冲箱（RIS021BA） 硼酸缓冲箱为硼注入箱再循环回路提供缓冲能力。硼酸缓冲箱为硼注入箱再循环回路提供缓冲能力。 其容积其容积0.55m3，与大气相通。缓冲箱装有两套电，与大气相通。缓冲箱装有两套电 加热器、一个搅拌器和一个带过滤器的漏斗，能加热器、一个搅拌器和一个带过滤器的漏斗，能 在硼浓度降低时加硼，防止回路中硼结晶。在硼浓度降低时加硼，防止回路中硼结晶。 （3）硼注入箱（）硼注入箱（RIS004BA） 硼注入箱位于高压安注泵的出口，使用容积硼注入箱位于高压安注泵的出口，使用容积

9、3.4m3。 正常运行时它充满硼浓度为正常运行时它充满硼浓度为7000ppm的硼酸溶液。在的硼酸溶液。在 事故情况下，根据安注信号打开隔离阀，事故情况下，根据安注信号打开隔离阀，由高压安注由高压安注 泵将硼溶液注入一回路冷段泵将硼溶液注入一回路冷段。 为防止箱内为防止箱内7000ppm溶液产生硼结晶，硼注入箱绝热溶液产生硼结晶，硼注入箱绝热 并由电加热器加热，保持适宜温度。并由电加热器加热，保持适宜温度。 （4）硼注入箱再循环泵）硼注入箱再循环泵 为了保持硼注入箱内温度和硼浓度均匀化为了保持硼注入箱内温度和硼浓度均匀化，设有由再，设有由再 循环泵和缓冲箱组成的再循环回路。再循环泵为全密循环泵和缓冲箱组成的再循环回路。再循环泵为全密 封三级离心泵，一台泵连续运行，一台泵备用。封三级离心泵，一台泵连续运行，一台泵备用。 泵设在绝热套内由电加热器加热。为了在需要时能迅泵设在绝热套内由电加热器加热。为了在需要时能迅 速起动，备用泵也充满水并连续加热。速起动，备用泵也充满水并连续加热。 吸水管线吸水管线 （1）直接从换料水箱吸水管线）直接从换料水箱吸水管线 （2）与低压安注泵出口相连的增压管线）与低压安注泵出口相连的增压管线 注水管线注水管线 高压安注泵可通过高压安注泵可通过四条管线四条管线将含硼水输送将含硼水输送 到到RCP系统。系统。 高压安注系统流程 （1）通过硼注入箱的冷段注入管线）通过硼注入箱的冷段注入管线 这条管线由安注信号投入运行。这条管线由安注信号投入运行。用高压安注泵将用高压安注泵将 换料水箱中的水通过硼注入箱注入换料水箱中的水通过硼注入箱注入RCP环路冷段，环路冷段， 并将浓硼溶液带入以便迅速向堆芯提供负反应性。并将浓硼溶液带入以便迅速向堆芯提供负反应性。 正常运行时硼注入箱的隔离阀和正常运行时硼注入箱的隔离阀和RCP系统的隔离系统的隔离 阀是关闭的，在接到安注信号时都开启。阀是关闭的，在接到安注信号时都开启。 （2）硼注入箱旁通管线）硼注入箱旁通管线 这个管线在通过这个管线在通过硼注入箱管线发生故障情况下使硼注入箱管线发生故障情况下使 用用，其隔离阀

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