专设安全设施.pptxVIP

专设安全设施反应堆的安全性只取决于内在负反应性系数、多普勒效应、控制棒借助重力落入堆芯等自然科学法则的安全性。自然的安全性惯性原理（如泵惰转）、重力法则（如位差）、热传递法则非能动的安全性能动的安全性必须依靠能动设备（有源设备）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护后备的安全性自然的安全性固有安全性现行的反应堆非能动的安全性池式快堆固有安全堆模块式高温气冷堆能动的安全性PWRBWR过程固有最终安全反应堆后备的安全性CANDU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，使反应堆趋于正常运行和安全停闭。有效地控制反应性确保堆芯冷却包容放射性产物核安全三要素在所有情况下：正常运行或反应堆停闭状态故障工况或事故状态ContainCoolControl专设安全设施根据核安全三要素的要求，在核电站的设计中确定了一系列的安全功能，实现了这些安全功能就能满足安全要求。专设安全设施的设计就是实现这些安全功能的重要手段。这些设施在配置上应用了纵深防御的概念（三道屏障），并相应规定了安全限值。专设安全设施是指这样一些系统，在事故发生以后，确保反应堆紧急停闭、堆芯余热的排出和安全壳的完整性，以便限制事故的发展和减轻事故的后果。 专设安全设施设计准则（1）专设安全设施设计准则（2） 专设安全设施主要包括：安全注射系统、安全壳、安全壳喷淋系统、安全壳隔离系统、蒸汽发生器辅助给水系统等。（一）安全注入系统（RIS） 安全注射系统又称作紧急堆芯冷却系统。问题：1、安全注射系统包括哪几个子系统？2、各子系统分别在何种情况下启动？3、安全注入箱中充 N2的目的？系统组成主要功能氮气换料水箱硼注入箱高压安全注入泵蒸汽发生器低压安全注入泵反应堆热管段冷却剂泵冷管段压水堆核电厂安全注入系统（1）高压安注系统用于压水堆冷却剂系统的小泄漏事故。主要目的：维持冷却剂系统压力稍低于正常的值， 使反应堆正常停闭。当主系统因发生破损事故，压力降至一定值（如11.9MPa），或蒸汽管道大破裂事故时，高压安全注射泵自动启动，将换料水箱内2400mg/kg左右的含硼水注入堆芯，防止反应堆重新临界和注入冷水以冷却和淹没堆芯。直接循环与再循环（2）蓄压箱注入系统（中压安注系统） 一回路管道发生破裂，压力急剧下降的情况下，蓄压注射管系在最短的时间内淹没堆芯以避免燃料元件的熔化。 每一个管路有一个安全注入箱（又称蓄压箱），一只电动隔离阀和两只串联的逆止阀。 蓄压注入动作是完全自动的：当堆芯冷却剂压力迅速降低到低于安全注入箱内氮气压力（4.2 MPa）时，硼水就顶开逆止阀从一回路冷管段注入堆内。蓄压箱试验管线为了对安注箱止回阀进行泄漏试验，提供了试验管线。每个安注箱装有一只安全阀。使用水压试验泵可以从换料水箱向安注箱充水并调节其水位。试验泵最大流量为6m3/h，最大流量下总压头为240bar。试验泵是两机组共用，除用于一回路水压试验外，也用来从换料水箱向安注箱充水。此外，在上充泵停运的情况下，试验泵还能提供主泵的轴封水。N2N2换料水箱1蓄压箱安全壳2一回路冷管段电动隔离阀水压试验泵3（3）低压安注系统在冷却剂管道大破裂，冷却剂压力急剧降低时使用，以淹没堆芯和保证堆内水的流动，以便导出余热。 低压注射管系在冷却剂压力降到0.7 MPa时由安全注射信号启动，将换料水箱中的含硼水注入每个环路的冷管段。当换料水箱含硼水被汲完（水位低到一定程度）后，低压安全注射泵可改为抽取安全壳底部的地坑水。有些压水堆核电厂设计中，以余热排出泵兼做低压安全注射泵。低压安注系统流程一回路压力（bar）150100500102030时间（s）一回路破口后的压力变化安注系统的运行 当核电厂功率运行时，除了浓缩硼酸溶液的再循环回路在连续运转外，RIS系统处于备用状态。 为了保证尽快地实现安全功能，除蓄压箱注入系统布置在安全壳内离堆非常近的地方外，RIS系统的其余设备均布置在核辅助厂房内，以减少由于冷却剂管道破裂产生的飞射物引起的风险。安注过程1.冷段直接注入阶段 这一阶段是利用一回路冷却剂正常运行时的流向，使硼酸溶液尽快地注人堆芯。一旦接到“安注”信号，立即自动执行以下动作： ——启动第二台高压安注泵； ——打开高压安注泵与换料水箱之间的隔离阀，然后关闭与容控箱之间的隔离阀；当一回路压力低于安注箱绝对压力(约4.2MPa)时,中压安注系统开始注入。当一回路绝对压力降到1. 0MPa以下时,低压安注流量开始进入一回路冷段。在直接注人阶段换料水箱中的水位不断下降，其水位与贮水量的对应关系：当出现低水位信号(MIN2)时，进入再循环过渡阶段，这时如果低压安注泵流量小于300 m3/h，自动打开低压安注泵通往地坑的最小流量管线，