压水堆与快堆固有安全性分析与比较.pptVIP

压水堆与快堆固有安全性分析与比较 姓名：王小亮 班级：0902301 学号：1090230113 固有安全性？ 固有安全性被定义为：当反应堆出现异常工况时，不依靠人为操作或外部设备的强制性干预，只是由堆的自然安全性和非能动的安全性，控制反应性或移出堆芯热量，使反应推趋于正常运行和安全停闭。具备有这种能力的反应堆，即主要依赖于自然的安全性．非能动的安全性和后备反应性的反应堆体系被称为固有安全堆。 固有安全性 自然的安全性：是指反应堆内在的负反应性系数、多普勒效应和控制棒借助重力落入堆芯等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，确保堆芯不融化。 非能动的安全性：是指建立在惯性原理（如泵的惰转）、重力法则（如位差）、热传递法则等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动力。 后备的安全性：是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。 压水堆固有安全性——自然安全性 利用自然法则实现反应性控制： 负反应性温度系数： 第一，由于燃料温度的上升，铀－238吸收中子的份额增加，从而使反应性有很大的下降（负反应性系数上升），是多普勒效应起了作用；第二，轻水慢化剂温度升高，其密度变小，中子与慢化剂碰撞的机会减少，中子慢化效果降低，反应性减小，负反应性温度效应起了作用；第三，轻水冷却剂温度升高，就产生气泡，其道理与第二点相同。由于中子泄漏增加，使反应性有很大下降，这就是所谓的空泡效应。（属于自然安全性范畴） 压水堆固有安全性——非能动安全性 利用非人工干预，非能量消耗的余热导出机制及安全控 制机制：惰性飞轮推动水泵工作 1、停堆控制的非能动安全性 安全棒的顶位插入：重力自然落入，非能动设计，而日本福岛核电站采用底部插入。 2、自然循环的建立： 自然循环是指在闭合回路内依靠热段（向上流）和冷段（向下流）中的流体密度差所产生的驱动压头来实现的流动循环。对于反应堆系统来说，如果堆芯结构和管道系统设计得合理，就能够利用这种驱动压头推动冷却剂在一回路中循环，并带出堆内产生的热量（裂变热或衰变热）。不论是单相流动系统还是包含有两相的流动系统，产生自然循环的原理都是相同的。 压水堆固有安全性——后备安全性 系统冗余的可靠度 如采用双层安全壳：即使发生失水事故，也会有一定量的过剩强度抵挡具有放射性的高压、高温蒸汽外泄。此外，其他设备也有过剩的可靠度。 多道屏障 如为防止放射性物质向外扩散，在放射源与人之间设有多道屏障，以最大限度包容放射性物质。主要为以下三道屏障： 第一道屏障：燃料元件包壳。 第二道屏障：将反应堆冷却剂全部包容在内的一回路压力边界。 第三道屏障：安全壳。 快堆固有安全性——自然安全性 快堆的固有安全性设计体现在事故下的自停堆能力和余热排出能力（一般以液态金属钠作为冷却剂） 负的功率反应性系数： 依靠多普勒效应、钠密度效应、燃料膨胀、芯部膨胀及变形以及控制棒的伸长等反馈，足以保证快堆具有足够大的负功率反应性系数。控制棒及其驱动机构的设计限制了反应性引入速率不超过允许值。当控制棒机构发生故障导致意外连续抽出时，功率的增长可由相互独立的探测方法（如中子注量率，冷却剂出口温度等）给出信号使安全棒落入堆芯而停堆。即使所有探测系统和保护系统都失效时，功率也不会按其初始值指数增长。 快堆固有安全性——非能动安全性 热容量大： 池式堆的堆池内有大量钠，因此有很大的热容量；钠的导热率又大，所以堆芯有很大的热惰性，对瞬变有很强的适应能力。即使在二次冷却系统不工作的失热阱事故工况下，反应堆停堆后，钠的流动性好，容易形成自然对流，可以以非能动的方法导出余热。冷却剂温度上升速率也相当缓慢，一般为30℃/min.在温度上升到使燃料破损前（800~1000℃），有足够时间投入二次冷却系统或是应急冷却系统。提高了余热导出的安全性。 快堆固有安全性——后备安全性 1.反应堆安全的中心问题是确保放射性物质能可靠地保持在一定范围内，不要无控制地释放到周围环境中去。与压水堆类似，在快堆中，放射性材料（燃料、裂变产物和放射性活化产物）和周围环境之间一般设有三道安全屏障，即燃料包壳、一回路边界（池式堆的容器、回路式堆的容器、泵、中间热交换器和管道）和安全壳。 快堆固有安全性——后备安全性 2.冷却剂压力低 快堆堆芯钠的出口温度比钠的沸点低300℃，冷却剂系统的压力低，只有0.7~0.8MPa。因而，一回路容器和管道承受的压力低，一般不易损坏，即使损坏也不会产生像压水堆那样的强烈气化现象。 由于冷却剂压力低，可以在主容器外围加保护容器，在管道外面加一个防保护容器，用这些方法来对付一回路万一出现破口造成的情况。 压