核反应堆安全分析第2章07.pptVIP

核反应堆安全分析第二章　核反应堆的安全系统 主讲：周涛 2007年3月  反应堆的安全性 反应堆的安全功能（反应性控制、确保堆芯冷却、包容放射性产物） 专设安全设施（设计原则、安全注射系统、安全壳系统、辅助给水系统） AP1000安全系统简介 2.1　反应堆的安全性（1） 1.安全性概述 第一原则：在反应堆、核电厂的设计、建造和运行过程中，必须坚持安全第一的原则。 正常的工况：反应堆正常运行时，裂变产物几乎全部被包容在燃料元件内，从燃料元件泄漏的少量气态裂变产物以及活化产物几乎都被包容在封闭的一回路系统内。 可能的问题：一旦发生严重的堆芯损坏事故，同时又发生一回路边界和安全壳破损的情况下，将有大量的放射性物质释放到环境中，造成严重污染。 2.1　反应堆的安全性（2） 2.安全性要素（4种） 自然安全性：是指反应堆内在的负反应性温度系数、燃料的多普勒效应和控制棒借助重力落入堆芯等自然法则的安全性，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。 非能动安全性：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须依赖外来的动力。 能动的安全性：是指必须依靠能动设备（有源设备），即需由外部条件加以保证的安全性。 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安全保证。 2.1　反应堆的安全性（3） 3.固有安全（Inherent Safety）性 (1)定义 固有安全性：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，只是由堆的自然的安全性和非能动的安全性，控制反应性或移出堆芯热量，使反应堆正常运行或安全停闭。 固有安全性堆：主要依靠自然安全性、非能动安全性和后备反应性的反应堆体系，即具备有固有安全性能力的堆。 (2)堆型 当前国际核工程界公认的先进反应堆有：模块式高温气冷堆MHTGR（Modular High Temperature Gas Cooled Reactor）和池式快堆IFR（Integral Fast Reactor ）. 特点：以固有安全概念贯穿于堆的整个设计。而过程固有最终安全反应堆（Process Inherent Ultimately Safe Reactor）的设计，则进一步发挥了这一个概念。特别在池式快堆IFR中，其堆芯泡在一个极大的水池内，堆芯产生的热量永远小于水池的冷却能力，堆芯的安全保证依靠重力和热工水力学定律，所以是固有安全性设计。 (3)意义 考虑到核电厂系统的复杂性，以固有安全性概念贯穿反应堆、核电厂设计的安全新论点，来保证解决设计上的薄弱环节，大力推进核电的安全性。 2.1反应堆的安全性（4） 4.现有堆型与先进堆安全性比较 现有堆型（压水堆PWR、沸水堆BWR、高温气冷堆HTGR）的安全性也是依靠安全性4要素。 现有堆型对安全性4要素依靠的重点和程度不同，主要的依靠还是能动的安全性和后备的安全性。 现有堆型需要设置应急堆芯冷却系统、余热排出系统、安全壳及安全壳喷淋系统等专设安全设施。 现有堆型的安全性是按概率风险评价来确保的，属于工程的安全性。 2.2反应堆的安全功能（1） 1.安全功能概述 必须设置反应堆控制系统、反应堆保护系统和专设安全措施，以确保反应堆在所有情况下，能有效地控制堆芯反应性、确保堆芯有效冷却和确保包容放射核素不向外释放等3项功能。 2.2反应堆的安全功能（2） 2.反应性的控制 (1)反应性的变化 初始装料特点：考虑到在反应堆运行过程中燃料的不断消耗和裂变产物的不断生成，反应堆初始装料比维持临界所需量多得多。堆芯寿期的长短通常取决于反应堆初始装料量，当然，反应堆的燃料量也部分取决于其控制元件能补偿的剩余反应性量。 初始反应性特点：初始较多装料使堆芯在寿命初期具有足够多的剩余反应性，使其能够在反应堆运行过程中补偿反应性的损失。 剩余反应性补偿途径：通过在堆芯内引入适量的可随意调节的负反应性。 可控负反应性的功能：其一，补偿堆芯长期运行所需剩余反应性；其二，调节反应堆功率水平；其三，停堆的手段。 2.2反应堆的安全功能（3） (2)反应性控制方式 控制反应性手段的定义：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手段。 控制反应性手段类型 控制元件总的反应性：为剩余反应性与停堆余量之和。 单根控制元件的反应性当量：一根控制元件完全插入后在堆芯内引起的反应性变化。 按反应堆运行工况不同，反应性控制类型： 2.2反应堆的安全功能（4） 按引入方式的不同，反应性控制类型： (3)控制棒材料及其性能 控制棒材料构成：由中子吸收截面大的材料（例如镉、铟、硼和铪等）制成。 控制棒材料构成特点：为了在各个能区吸收中子，一般采用