05章 专设安设施.pptVIP

第5章 专设安全设施 5.1 概述 5.1 概述 目的：事故工况下确保反应堆停闭，排出堆芯余热和保持安全壳的完整性，避免在任何情况下放射性物质的失控排放，减少设备损失，保护公众和核电厂工作人员的安全 包括：安全注入系统、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 事故时安全措施： 向堆芯注入应急冷却水，防止堆芯熔化； 对安全壳气空间冷却降压，防止放射性物质向大气释放； 限制安全壳内氢气浓集； 向蒸汽发生器应急供水。 5.1 概述（续） 设计遵循的原则： 设备高度可靠。 即使在发生安全停堆地震（从地质学和地震学考虑能产生的最大振动性地面运动的地震）的情况下，专设安全设施仍能发挥其应有的功能。 系统的多重性。 一般设置两套或两套以上执行同一功能的系统。并且最好两套系统采用不同的原理设计，这样即使单个设备故障也不影响系统正常功能的发挥。 系统必须相互独立。 各系统间原则上不希望共用其它设备或设施。重要的能动设备必须进行实体隔离，以防止同一台设备故障殃及其它设备失效 系统定期检验。 能对系统及设备的性能进行试验，使其始终保持应有的功能。 5.1 概述（续） 设计遵循的原则（续）： 系统必须具备可靠动力源。 在发生断电事故时，柴油发电机应在规定时间内达到其额定功率。柴油发电机应具多重性、 独立性和试验其可用性的特点。 系统必须具有足够的水源。 在发生失水事故后，始终都满足使堆芯冷却和安全壳冷却所需的水量，蒸汽发生器的辅助给水系统还设有备用水源。 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； 堆芯几何形状的改变限制在对堆芯进行冷却的限度之内。 应急堆芯冷却系统保持其对堆芯进行长期冷却能力 5.2 安注系统 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。 5.2.2 系统描述 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。 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 。 系统描述（续） 高压安注系统 任务：一回路发生的破口已使其(绝对)压力下降到11. 9 MPa，或主蒸汽管道发生破裂引起一回路温度明显降低时，高压安注系统向堆芯注入高浓硼酸水，迅速冷却和淹没堆芯，并抵消因温度效应引起的正反应性增加，使反应堆维持在次临界。 组成：高压安注泵(3台)、浓硼酸注人箱（1个）、硼酸再循环回路(包括硼注入缓冲箱，两台硼酸再循环泵）、管道及阀门。此外还包括安全壳地坑、低压安注泵、安全壳喷淋热交换器。 系统描述（续） 高压安注系统（续） 工作： 直接注入阶段。低压安注泵从换料水箱吸水，高压安注泵优先从低压安注泵排水管吸水，经高压安注泵升压后注入一回路。当低压安注泵故障时，高压安注泵也可从换料水箱吸水。 再循环注入阶段。当换料水箱达到低水位时，低压安注泵从安全壳地坑吸水，经安注泵升压后在经高压安注泵注入一回路。（当安全壳地坑的水需要冷却时，安全壳地坑的水先经过安全壳喷淋系统的热交换器进行冷却，然后再注入一回路） 系统描述（续） 蓄压箱注入系统 工作：失水事故情况下，当一回路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，蓄压箱内含硼水迅速注入堆芯。每个蓄压箱的水量可充满半个堆芯。当发生大破口事故时，三个子系统可马上全部投入运行。 特点：可靠、迅速（无时间延迟）。该系统为非能动系统，不用安注信号启动任何电气设备。 系统描述（续） 低压安注系统 工作： 直接注入阶段：从换料箱吸水，然后泵给高压安注泵，如果泵出口压力高于一回路压力，则直接注入一回路。 再循环阶段：从安全壳吸水再泵给高压安注泵或一回路。 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 ）： 稳压器低压力（11.9MPa）； 安全壳高压（0.14MPa）； 一台蒸汽发生器压力比其它两台的压力低（压差高达0.7MPa）；