核电站320教材总汇(6-10).doc

第6章 专设安全设施  6.1 概述  当RCP系统发生失水事故或二回路的汽水回路发生破裂或失效时，为了确保堆芯热量的排出和安全壳的完整性，限制事故的发展和减轻事故的后果，核电站设置了专设安全设施。 1．专设安全设施的范围 专设安全设施包括： 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）。 还有一些系统虽然不属于专设安全设施，但也具有安全功能，它们协助完成专设安全设施功能，或者为保证专设安全设施的良好运行提供必要的条件： (1) 通风 ——为专设安全设施的良好运行提供必要的条件； ——使事故工况下的放射性后果限制在可接受的范围； ——保持控制室在事故工况下的可居留性。 (2) 供给冷却水 RRI和SEC排出由专设安全设施排出的热量。 (3) 排出余热 在某些事故工况下由GCT排大气部分与ASG一起来保证这一功能。 (4) 给能动部件提供动力源，包括电源和压缩空气。 2．设计准则 (1) 屏障的独立性 在任何情况下，三道屏障中任何一道屏障的破坏，不应该引起其他屏障的破坏。例如，一回路的破裂不应导致燃料包壳的熔化和安全壳的损坏。 (2) 多重性原则 每一系统内的重要设备都是冗余的，其支持系统（如电源）分属不同系列，每一套设备能保证其整体功能的完成,满足单一故障准则。 (3) 设备的可靠性 关键装置都有应急电源，并在失电时处于安全状态，需要冷却的设备（泵、热交换器等）应有备用水回路。另外，回路设计成即使在反应堆正常运行时也能进行试验。 (4) 按设计基准事故（即最大的预想事故）确定设备能力，保证： ——燃料元件包壳的峰值温度低于1200℃； ——由水或蒸汽与包壳反应产生氢气量不超过假设所有包壳都与水或蒸汽起化学反应所产生氢气量的1％； ——安全壳内的压力低于设计压力（0.52MPa.a）； ——可允许失去正常电源。 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9.5mm～25mm） 当一回路的泄漏量很小时，通过增加RCV的上充流量就可以补偿泄漏的流量。但是，当泄漏量较大时，就必须投入安注系统以补偿泄漏，限制稳压器水位和压力的降低。 为了减少泄漏量和增大安注流量，以避免造成堆芯裸露，需要尽快使一回路降温降压。但是，由于泄漏量较小，在开始时泄漏可能不足以带出堆芯的余热，必须及时投入ASG，保证排出堆芯余热。蒸汽发生器的蒸汽通过GCT排入凝汽器或者排向大气。 (2) 一回路大破口事故（破口当量直径＞345mm） 一回路的主管道突然产生脆性断裂是典型的大破口失水事故。这是一种专设安全系统的设计基准事故。这时专设安全设施的作用体现在以下几个方面： ——投入安注系统（包括高压安注、中压安注和低压安注）向堆芯注水，防止或限制堆芯的裸露，保证燃料元件的完整性； ——进行安全壳隔离，以防放射性物质通过安全壳的贯穿件泄漏到安全壳以外； ——投入安全壳喷淋系统，使安全壳内大气降温降压，保证安全壳（第三道屏障）的完整性； (3) 二回路大破口事故 ① 主给水管道大破口事故 如果主给水管道断裂（主给水设备失效后果相同），则需要及时投入辅助给水系统，以排出堆芯的余热。 ② 蒸汽管道断裂事故 这时需要采取以下措施，以限制事故的扩大： ——启动安注系统向一回路注入高浓度硼酸溶液，防止由于蒸汽流量突然增大使一回路冷却剂温度过冷而引入正反应性，使堆芯重返临界； ——启动辅助给水系统，保证蒸汽发生器的给水，以导出堆芯的余热，一直到RRA投入为止； ——如果蒸汽管道的破口出现在安全壳内，则需要启动安全壳喷淋系统，以保证安全壳的完整性； ——为了避免三台蒸汽发生器排空，需要进行蒸汽管道隔离。  6.2 安全注入系统（RIS）  RIS系统由高压安全注入（HHSI）、中压安全注入（MHSI）和低压安全注入（LHSI）三个子系统组成。它们根据事故引起RCP系统的降压情况，在不同的压力下分别投运。 安全注入系统的功能是： (1) 在一回路小破口失水事故时或在二回路蒸汽管道破裂造成一回路平均温度降低而引起冷却剂收缩时，RIS用来向一回路补水，以重新建立稳压器水位； (2) 在一回路大破口失水事故时，RIS向堆芯注水，以重新淹没并冷却堆芯，限制燃料元件温度的上升； (3) 在二回路蒸汽管道破裂时，向一回路注入高浓度硼溶液，以补偿由于一回路冷却剂连续过冷而引起的正反应性，防止堆芯重返临界。 辅助功能： (1) 在换料停堆期间，低压安注泵可用来为反应堆水池充水； (2) 用RIS011PO进行RCP系统的水压试验； (3) 在失去全部电源时为主泵提供轴封水（利用水压试验泵RIS11PO，该泵由应急汽轮发电机组LLS供电）；