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。