MNPP-C02-L07

1、核动力装置Nuclear Power Plants核科学与技术学院核科学与技术学院College of Nuclear Science and Technology（V2009.03.18）MNPP-L07-SIS3.4 工程安全设施工程安全设施1.概述概述2.余热排出系统余热排出系统3.安全注射系统与堆舱安全注射系统与堆舱(安全壳安全壳)喷淋系统喷淋系统4.非能动安全系统的概念非能动安全系统的概念3/30/20222核动力装置核动力装置1.概述概述l核反应堆的潜在危险性核反应堆的潜在危险性具有放射性具有放射性停堆后存在衰变热停堆后存在衰变热运行时工质为高温高压状态运行时工质为高温高压状态l事故后果事故后果三道安全屏蔽破裂，放射性物质泄漏至环境三道安全屏蔽破裂，放射性物质泄漏至环境堆芯失去充分冷却，造成熔毁堆芯失去充分冷却，造成熔毁3/30/20223核动力装置核动力装置核安全三要素核安全三要素l反应性控制反应性控制 控制棒、硼酸溶液控制棒、硼酸溶液l堆芯冷却堆芯冷却 余热排出、安全注射余热排出、安全注射l放射性产物的包容放射性产物的包容 超压保护、安全喷淋超压保护、安全喷淋 只要满足

2、三要素的要求，核安全就能得到保证。只要满足三要素的要求，核安全就能得到保证。3/30/20224核动力装置核动力装置设置工程安全设施的目的设置工程安全设施的目的l保证核动力装置运行的安全，在事故工况下保证核动力装置运行的安全，在事故工况下：防止放射性物质泄漏防止放射性物质泄漏防止堆芯损坏防止堆芯损坏3/30/20225核动力装置核动力装置l功用功用 正常停堆、冷停堆及事故紧急停堆时，除去堆芯衰变热及正常停堆、冷停堆及事故紧急停堆时，除去堆芯衰变热及一回路系统显热（统称一回路系统显热（统称余热余热）。）。衰变热衰变热 停堆后，堆芯由于裂变产物的放射性衰变而产生的热量。停堆后，堆芯由于裂变产物的放射性衰变而产生的热量。热停堆热停堆 停堆后，冷却剂的温度仍保持在接近运行参数的状态。停堆后，冷却剂的温度仍保持在接近运行参数的状态。冷停堆冷停堆 停堆后，冷却剂系统保持为常温、常压状态。停堆后，冷却剂系统保持为常温、常压状态。3.4.1余热排出系统余热排出系统3/30/20226核动力装置核动力装置图图3-17 停堆后衰变热的变化停堆后衰变热的变化3/30/20227核动力装置核动力装置图图3-1

3、7停堆后堆内功率的变化停堆后堆内功率的变化3/30/20228核动力装置核动力装置影响余热的主要因素影响余热的主要因素l瞬发中子引起的燃料裂变；瞬发中子引起的燃料裂变；l堆结构材料的蓄热量；堆结构材料的蓄热量；l缓发中子引起的燃料裂变；缓发中子引起的燃料裂变；l运行过程中积累的裂变产物的运行过程中积累的裂变产物的和和能量。能量。3/30/20229核动力装置核动力装置图图3-18 高压型余热排出系统高压型余热排出系统3/30/202210核动力装置核动力装置高压型余热排出系统的特点高压型余热排出系统的特点l自身不设置余热排出泵，依靠主泵提供循环动力；自身不设置余热排出泵，依靠主泵提供循环动力；l直接用海水或设备冷却水进行冷却；直接用海水或设备冷却水进行冷却；l系统压力接近反应堆冷却剂系统；系统压力接近反应堆冷却剂系统；l备用时由小股流量预热；备用时由小股流量预热；l冷却器置于高位，有一定自然循环能力。冷却器置于高位，有一定自然循环能力。3/30/202211核动力装置核动力装置图图3-19 潜艇的事故冷却系统潜艇的事故冷却系统3/30/202212核动力装置核动力装置图图3-20 低压

4、型余热除去系统低压型余热除去系统3/30/202213核动力装置核动力装置低压型余热排出系统的特点低压型余热排出系统的特点l停停堆堆后后，由由反反应应堆堆冷冷却却剂剂系系统统将将冷冷却却剂剂温温度度降降至至150以以下，压力降至下，压力降至1.53MPa以下时，本系统才投入运行以下时，本系统才投入运行l停堆后停堆后24小时以内，可把冷却剂温度降到小时以内，可把冷却剂温度降到60以下以下l系系统统发发生生故故障障而而用用一一台台热热交交换换器器和和一一台台泵泵运运行行时时，也也能能将将冷却剂温度保持在冷却剂温度保持在150以下以下l单单台台余余热热排排出出热热交交换换器器的的传传热热量量为为159.32kW，冷冷却却剂剂总总流流量为量为20m3/hl在旁通管上有控制阀，用以调节旁通流量，控制冷却速度在旁通管上有控制阀，用以调节旁通流量，控制冷却速度l需设置事故工况专用的危急冷却系统。需设置事故工况专用的危急冷却系统。3/30/202214核动力装置核动力装置余热排出方式之一余热排出方式之一 分阶段排出分阶段排出l第一阶段第一阶段 正正常常热热停停堆堆或或者者冷冷停停堆堆时时初初期期，反反

5、应应堆堆冷冷却却剂剂系系统统继继续续运运行，蒸汽发生器产生的蒸汽经蒸汽排放系统排往冷凝器。行，蒸汽发生器产生的蒸汽经蒸汽排放系统排往冷凝器。l第二阶段第二阶段 冷冷却却剂剂温温度度降降低低到到150以以下下，余余热热排排出出系系统统投投入入运运行行，用用海海水水通通过过余余热热排排出出冷冷却却器器对对堆堆芯芯冷冷却却剂剂继继续续冷冷却却，直直至至冷停堆状态。冷停堆状态。适用于低压型余热排出系统适用于低压型余热排出系统“陆奥陆奥”号、核电厂中采用这种方式号、核电厂中采用这种方式3/30/202215核动力装置核动力装置余热排出方式之二余热排出方式之二 直接排出直接排出l措施一措施一 正常冷停堆时，余热排出系统直接投入，对反应堆冷却剂正常冷停堆时，余热排出系统直接投入，对反应堆冷却剂系统进行冷却系统进行冷却l措施二措施二 事故停堆时，依靠自然循环冷却堆芯，采用事故停堆时，依靠自然循环冷却堆芯，采用事故冷却系统事故冷却系统导出热量导出热量 （需要专门设计，如非能动余热排出系统需要专门设计，如非能动余热排出系统）3/30/202216核动力装置核动力装置复习复习l余热排出系统的功能余热排出系统

6、的功能l高压余热排出系统的特点高压余热排出系统的特点l低压余热排出系统的特点低压余热排出系统的特点3/30/202217核动力装置核动力装置3.4.2安全注射系统与堆舱（安全壳）喷淋系统安全注射系统与堆舱（安全壳）喷淋系统l安全注射系统（应急堆芯注水系统）安全注射系统（应急堆芯注水系统） 在在失失水水、停停泵泵、断断电电及及蒸蒸汽汽管管道道破破裂裂等等事事故故工工况况下下，向向堆堆芯应急注水，以除去余热，避免堆芯烧毁。芯应急注水，以除去余热，避免堆芯烧毁。l安全喷淋系统安全喷淋系统 在在失失水水事事故故或或堆堆舱舱（安安全全壳壳）内内主主蒸蒸汽汽管管道道破破裂裂等等事事故故工工况况下下，向向堆堆舱舱（安安全全壳壳）内内喷喷淋淋冷冷却却水水，以以控控制制堆堆舱舱内内的的压压力力和和温温度度，并并可可清清洗洗放放射射性性物物质质，避避免免第第三三道道安安全全屏屏障障破裂。破裂。3/30/202218核动力装置核动力装置失水事故（失水事故（LOCA）lLOCA（Loss of Coolant Accident） 反反应应堆堆冷冷却却剂剂系系统统的的承承压压边边界界发发生生破破损损，冷冷却却剂

7、剂无无控控制制的的流出。流出。lLOCA的后果的后果大大量量冷冷却却剂剂通通过过破破口口流流出出，流流过过堆堆芯芯流流量量迅迅速速减减小小，而而且且由于系统泄压，堆芯出现蒸汽，造成堆芯传热恶化由于系统泄压，堆芯出现蒸汽，造成堆芯传热恶化漏漏出出的的冷冷却却剂剂瞬瞬间间汽汽化化，使使堆堆舱舱（安安全全壳壳）内内的的温温度度、压压力力和和放放射射性性剂剂量量水水平平迅迅速速升升高高，威威胁胁到到第第三三道道安安全全屏屏障障的的完整性完整性3/30/202219核动力装置核动力装置失水事故（失水事故（LOCA）的分类）的分类l按破口大小可分为：按破口大小可分为：小破口：小破口：如蒸汽发生器传热管破裂；如蒸汽发生器传热管破裂；中破口：中破口：与主管道相联的支管破裂；与主管道相联的支管破裂；大破口：大破口：主管道破裂。主管道破裂。 3/30/202220核动力装置核动力装置主蒸汽管道断裂事故（主蒸汽管道断裂事故（MSLB）lMSLB（Main Steam Line Break） 将将蒸蒸汽汽发发生生器器产产生生的的新新蒸蒸汽汽输输送送至至二二回回路路主主汽汽轮轮机机的的蒸蒸汽汽管道破裂，大量蒸汽

8、泄漏到舱室中管道破裂，大量蒸汽泄漏到舱室中lMSLB的后果的后果位位于于堆堆舱舱（安安全全壳壳）内内的的主主蒸蒸汽汽管管道道断断裂裂，大大量量蒸蒸汽汽漏漏入入舱室，使温度、压力升高，威胁第三道安全屏障的完整性舱室，使温度、压力升高，威胁第三道安全屏障的完整性蒸蒸汽汽负负荷荷急急剧剧增增加加，使使冷冷却却剂剂温温度度迅迅速速降降低低，引引入入较较大大正正反应性，使堆功率迅速升高，造成超功率反应性，使堆功率迅速升高，造成超功率3/30/202221核动力装置核动力装置图图3-21 安全注射系统的流程安全注射系统的流程3/30/202222核动力装置核动力装置安全注射系统的工作过程安全注射系统的工作过程小破口小破口l泄漏量小，反应堆冷却剂系统（泄漏量小，反应堆冷却剂系统（RCS）压力下降较慢）压力下降较慢l稳压器水位有较明显的下降稳压器水位有较明显的下降l在高压下向在高压下向RCS注水，以补充稳压器液位的降低注水，以补充稳压器液位的降低l使用充填泵获得高压头，但注水量较小（使用充填泵获得高压头，但注水量较小（2m3/h）实际上是使用容积控制系统向实际上是使用容积控制系统向RCS补水补水这时为

9、高压安注阶段这时为高压安注阶段3/30/202223核动力装置核动力装置安全注射系统的工作过程安全注射系统的工作过程中破口中破口l泄漏明显，反应堆冷却剂系统（泄漏明显，反应堆冷却剂系统（RCS）压力下降明显）压力下降明显l稳压器水位下降明显稳压器水位下降明显l在中压下向在中压下向RCS注水，以补充稳压器液位的降低注水，以补充稳压器液位的降低l方案方案1：使用补水泵，注水量略大（：使用补水泵，注水量略大（9.6m3/h）l方案方案2：使用应急衰变热排出泵，水源为应急注水箱：使用应急衰变热排出泵，水源为应急注水箱根据情况使用补水系统或专门的安注系统向根据情况使用补水系统或专门的安注系统向RCS补水补水这时为中、低压安注阶段这时为中、低压安注阶段3/30/202224核动力装置核动力装置安全注射系统的工作过程安全注射系统的工作过程大破口大破口l泄漏流量大，泄漏流量大，RCS压力下降很快压力下降很快l在低压下向在低压下向RCS注水，应急冷却堆芯注水，应急冷却堆芯l使用应急堆芯注水泵将一次屏蔽水箱的水注入使用应急堆芯注水泵将一次屏蔽水箱的水注入RCS，注入，注入流量较大流量较大(100m3/h)

10、这时为低压安注阶段这时为低压安注阶段l当水箱水用完时，用排污泵将堆舱（安全壳）的舱底水注当水箱水用完时，用排污泵将堆舱（安全壳）的舱底水注入堆芯入堆芯这时为低压安注阶段的再循环工况这时为低压安注阶段的再循环工况3/30/202225核动力装置核动力装置堆舱（安全壳）喷淋系统的工作过程堆舱（安全壳）喷淋系统的工作过程l发生发生LOCA或堆舱（安全壳）内出现或堆舱（安全壳）内出现MSLB时，堆舱（安时，堆舱（安全壳）内温度、压力升高全壳）内温度、压力升高l温度或压力达到规定的数值（整定值）时，喷淋系统自动温度或压力达到规定的数值（整定值）时，喷淋系统自动启动，喷淋水源来自应急注水箱，喷淋流量启动，喷淋水源来自应急注水箱，喷淋流量20m3/hl喷淋冷却水使堆舱（安全壳）内的蒸汽被冷凝成水，落到喷淋冷却水使堆舱（安全壳）内的蒸汽被冷凝成水，落到堆舱（安全壳）底部，成为舱底水堆舱（安全壳）底部，成为舱底水l喷淋系统也可以由操纵员根据具体情况手动启动喷淋系统也可以由操纵员根据具体情况手动启动3/30/202226核动力装置核动力装置3.4.4 非能动安全系统的概念非能动安全系统的概念l非能动安全系

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