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核电站系统与设备

一回路大破口时,向堆芯注水,重新淹没并冷却堆芯,限 制燃料温度上升;
二回路蒸汽管道破裂时,向RCP注入高浓度硼酸溶液,补 偿反应性变化,防止堆芯重返临界。
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辅助功能
换料停堆期间,低压安注泵用来为反应堆水池充水; 进行RCP系统的水压试验;— 用水压试验泵 在失去全部电源时为主泵提供轴封水;— 用水压试验泵 再循环注入阶段,低压安注泵从安全壳地坑吸水,RIS在安
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等的极
限运行 允许范围内的运行负荷瞬变
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第二类—常见故障
发生概率10-2次/堆年~ 1次/堆年,放射性后果不 超过1/1000mSv,该类工况反应堆安全停闭,燃料 包壳保持完整性,系统压力不超设计值
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(3)设备的可靠性 关键设备都有应急措施,失电时处于安全状态。
(4)按设计基准事故确定设备能力 — 燃料包壳峰值温度低于1200℃; — 氢气产生量低于假想总量的1%; — 安全壳内压力低于设计值(0.52MPa); — 可允许失去正常电源。
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第三类—不常见故障
某个特定的反应堆在整个寿期可能发生的事故发 生概率10-4次/堆年~ 10-2次/堆年,放射性后果不 超过5mSv
一回路系统小破口
二回路蒸汽管道小破口
燃料组件误装载而投入运行
满功率运行时一个控制棒组失控抽出
稳压器一个安全阀意外打开卡死在开启位置

放射性废气,废液事故稀释
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3. 专设安全设施的作用
下面列举了专设安全设施在一些典型事故中所起的作用
(1)一回路小破口事故
破口当量直径9.5-25mm
RCP泄漏量很小时,RCV上充即可补偿
泄漏量较大时,投入RIS,限制稳压器水位和压力降低
投入ASG,保证排出堆芯余热,使RCP尽快降温降压
蒸汽发生器的蒸汽通过GCT排入冷凝器或大气
反应堆启动或功率运行时控制棒组件失控提升 控制棒组件落棒 硼失控稀释 部分失去冷却剂流量
失去正常给水
给水温度降低
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第二类—常见故障
负荷过分增加 失去外电源 一回路卸压 主蒸汽系统卸压 功率运行时安注系统误动作 汽轮发电机组故障
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核能发电技术
主讲:韩奎华 山东大学能源与动力工程学院
4.3专设安全设施
4.3.1 概述 4.3.2 安全注入系统(RIS) 4.3.3 安全壳喷淋系统(EAS) 4.3.4氢控制系统 4.3.5 辅助给水系统(ASG)
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4.3.1 概述
1.专设安全设施的范围 安全注入系统(RIS) 安全壳喷淋系统(EAS) 辅助给水系统(ASG) 安全壳隔离系统(EIE) 安全壳内大气监测系统(ETY)
※ GCT — 汽轮机旁路排放系统
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(2)一回路大破口事故 破口当量直径大于345mm,属于设计基准事故 投入RIS,防止堆芯裸露,保证燃料元件的完整性 安全壳隔离,防止放射性物质泄漏到安全壳以外 投入EAS,保证安全壳的完整性
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(3)二回路大破口事故 主给水管道大破口事故
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专设安全设施功能
防止放射性物质扩散,保护环境,保护公众和电站工作人 员的安全
当电站出现二、三类事故时,保证反应堆余热排除并尽可 能地限制裂变产物的包容设备及系统的损坏
发生失水事故时向堆芯注入含硼水 阻止放射性物质向大气释放 阻止安全壳中氢气的浓度 向蒸汽发生器事故供水
弹棒事故
燃料操作事故
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安全准则
第一类工况:燃料包壳不应受到任何损坏,不应要求 启动任何保护系统或专设安全设施
第二类工况:燃料不应受到任何损坏。任何屏障不受 损坏。采取纠正措施后机组能够重新启动
第三类工况:一些燃料可能损坏,但数量有限。一回 路功能和安全壳的完整性不应受影响
投入ASG,排出堆芯余热 蒸汽管道断裂事故
启动RIS向RCP注入高浓度硼酸溶液,防止堆芯重返临界 启动ASG排出堆芯余热,直至RRA投入为止 如果破口在安全壳内,启动EAS以保证安全壳完整性 为避免蒸汽发生器排空,进行蒸汽管道隔离
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第一类—正常运行和瞬态运行
发生概率大于1次/堆年,放射性后果不超过 1/1000mSv,该类工况不会导致保护系统动作
第四类工况:可能有一些燃料元件损坏,但数量仍有 限,专设安全设施应能保持其持久性功能和完整性
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专设安全设施的作用 当RCP发生失水事故或二回路汽水回路发生破裂或失效时, 确保堆芯热量的排出和安全壳的完整性,限制事故的发展, 减轻事故的后果。
反应堆的热工安全性 第三道安全屏障的完整性 — 防止放射性物质扩散到环境中
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核安全三要素
反应性控制 堆芯冷却 放射性产物的包容
※ 只要满足核安全三要素,核安全就能得到保证 ※ 核安全三要素是保护核电站工作人员、公众和环境免受放
射性危害的根本
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4.3.2 安全注入系统(RIS)
安全注入系统的功能
一回路小破口或二回路蒸汽管道破裂时,向RCP补水,重 新建立稳压器水位;
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第四类—极限故障
发生概率相当小,后果可能比较严重的事故,能 发生的事故发生概率10-6次/堆年~ 10-4次/堆年, 放射性后果不超过150mSv
一回路主管道断裂,堆芯失去冷却的失水事故
二回路蒸汽管道大破裂
蒸汽发生器管子断裂
一台主泵转子卡死
主给水管道断裂
※其他一些系统协助专设安全设施完成安全功能,或者为 专设安全设施的良好运行提供必要的条件。
(1)通风;(2)供给冷却水;(3)排出余热;(4)提供能源
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2. 设计准则 (1)屏障的独立性
任何情况下,三道屏障中的任何一道破坏,不会引起其它屏 障的破坏。 (2)多重性原则 每一系统内的重要设备都是冗余的,支持系统分属不同系列, 满足单一故障准则
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