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1、2023/7/30,1,第5章 专设安全设施,2023/7/30,2,5.1 概述,2023/7/30,3,5.1 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。,2023/7/30,4,5.1 概述（续）,设计遵循的原则：设备高度可靠。即使在
2、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。,2023/7/30,5,5.1 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。
3、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,2023/7/30,6,5.2 安注系统,2023/7/30,7,5.2.1 系统功能,安全注入系统又叫做应急堆芯冷却系统。它的
4、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。,2023/7/30,8,5.2.2 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。,2023/7/30,9,2023/7/30,10,高压安注系统任务：一回路发生的破口已使其(绝对
5、)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）,2023/7/30,11,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
6、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）,2023/7/30,12,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）,2023/7/30,13,低压安注系统工作：直接注入
7、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。,系统描述（续）,2023/7/30,14,5.2.3 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）
8、；两台蒸汽发生器蒸汽流量高，同时发生一回路平均温度低到284；两台蒸汽发生器蒸汽流量高，同时发生蒸汽低压力（3.55 MPa）；手动启动。,2023/7/30,15,5.2.3 系统运行（续）,安注过程：直接注入阶段。当出现安注信号时，安注系统同时执行下述动作：启动另一台高压安注泵和两台低压安注泵；打开高压安注泵通往换料水箱的电动阀，在这两个阀达到全开位置时，关闭高压安注泵通往容控箱的阀门；打开硼注入罐上、下游的四个阀门；关闭硼注入罐与硼酸循环回路间的阀门；打开低压安注泵与换料水箱间的阀；打开低压安注泵出口通往高压安注泵的阀；隔离化容系统正常上充管线和上充泵最小流量管线，但仍保持轴封水注入管线
9、上的阀开着；打开低压安注泵通往换料水箱的最小流量管线上的阀；发出打开蓄压箱冷段注入管线上的阀的指令（实际已在开启状态）。,2023/7/30,16,5.2.3 系统运行（续）,安注过程（续）：上述动作完成后即进入直接注入阶段。对于中、小破口失水事故，一回路压力缓慢下降，低压安注泵出口压力低于一回路系统压力时，作为高压安注的前置增压泵运行；一回路压力下降到蓄压箱注入压力以下时，加压氮气将含硼水迅速注入堆芯；当一回路压力下降到低于低压安注泵的出口压力时，低压安注泵直接将含硼水注入一回路冷管段。换料水箱的水位随注入过程下降，当换料水箱水位降至低2（水位为6.92m，高出箱底5.9m）且安注信号仍存在
10、时，系统做向再循注入的准备，即把低压安注泵出口通往换料水箱的最小流量管线切换到通往地坑，以避免转入再循环注入后安全壳地坑的水污染换料水箱。,2023/7/30,17,2023/7/30,18,5.2.3 系统运行（续）,安注过程（续）：再循环注入阶段。换料水箱水位达到低3(水位为3.12m，高出箱底2.1m)且安注信号依然存在时，开始再循环注入。低压安注泵通往安全壳地坑的隔离阀打开，至全开位置时，关闭通往换料水箱的隔离阀，这时，低压安注泵从安全壳地坑吸水，水升压后送往高压安注泵入口或直接注入一回路冷管段。,2023/7/30,19,2023/7/30,20,5.2.3 系统运行（续）,安注过程
11、（续）停运：安注信号出现5分钟后，操纵员可以根据电厂具体情况和操作规程，在进行安注信号的手动复位后，停运或改变安注系统的设备的运行状态。在安注信号出现后的头5分钟内，手动复位被锁定，这种“锁定”可以保证在操纵员明确知道不需要安注投入之前不得中断安全设施的任何功能。,5.2.4 安注系统综述（看书）,2023/7/30,21,5.3 安全壳系统,2023/7/30,22,5.3.1 安全壳的功能,在发生失水事故和主蒸汽管道破裂事故时承受内压，容纳喷射出的汽水混合物，防止或减少放射性物质向环境的释放，作为放射性物质与环境之间的第三道屏障。对反应堆冷却剂系统的放射性辐射提供生物屏蔽，并限制污染气体的
12、泄漏。作为非能动安全设施，能够在全寿期内保持其功能，承受外部事件（如飞机撞击、龙卷风）和内部飞射物及管道甩击的影响。,2023/7/30,23,按结构材料分：有钢结构的、钢筋混凝土或预应力混凝土的，也有既用钢也用钢筋混凝土或预应力混凝土的复合结构；按性能分：干式的和冰冷凝式的；按几何形状:有圆柱形的和圆形的。,5.3.2 安全壳的形式,其余看书,2023/7/30,24,5.4 安全壳喷淋系统,2023/7/30,25,在发生失水事故或导致安全壳内温度、压力升高的主蒸汽管道破裂事故时从安全壳顶部空间喷洒冷却水，为安全壳气空间降温降压，限制事故后安全壳内的峰值压力，以保证安全壳的完整性，在必要时
13、向喷淋水中加入NaOH，以去除安全壳大气中悬浮的碘和碘蒸汽。冷却安全壳地坑中的水。大亚湾900MW机组应急堆芯冷却系统中没有配置热交换器，在再循环安注模式下，安全壳地坑的水需冷却时，由安全壳喷淋系统的热交换器冷却后再注入堆芯，安全壳喷淋系统是在设计基准事故下可以排除安全壳内热量的唯一系统。,5.4.1 系统功能,2023/7/30,26,5.4.2 系统描述,2023/7/30,27,5.4.2 系统描述,系统有两个相同系列，每个系列能单独满足要求。每一系列由一台喷淋泵，一台热交换器、一台喷射器、喷淋管线和阀门组成。换料水箱和氢氧化钠循环系统是共用的。四条环形喷淋管（每个系列两条）以安全壳中心
14、线为中心固定在安全壳拱顶上，喷头的定位和配置保证每一系列喷洒的冷却水能复盖安全壳整个空间。喷射泵连接在喷淋泵的旁路管线上。系统运行时,从喷淋泵旁路经过的喷淋水通过喷射器时，将氢氧化钠吸入并与喷淋水混合后送入喷淋泵入口，含有氢氧化钠的喷淋液经泵升压后喷出。氢氧化钠添加回路用于去除安全壳大气中悬浮碘和碘蒸汽。,5.4.3 系统运行、5.5 安全壳隔离系统（看书）,2023/7/30,28,5.6 可燃气体控制系统,2023/7/30,29,任务：用来监测、控制安全壳气空间的氢气浓度，防止失水事故后安全壳内氢气积累到超过燃烧或爆炸限值水平。发生失水事故后，造成安全壳内氢气积累的原因：燃料包壳材料锆与
15、水发生化学反应；冷却剂中溶解氢的释放；水在堆芯内的辐射分解；水在安全壳地坑内的辐射分解；喷淋溶液与安全壳内材料化学反应产生的氢气。,5.6.1 概述,2023/7/30,30,为了满足失水事故后对安全壳内可燃气体的监测和控制要求，压水堆核电厂设计中采用了氢气取样系统、事故后安全壳气体混合系统、氢气复合系统和氢气排放系统。事故后氢气取样系统事故后氢气取样系统，用来提供安全壳气体样品，通过取样分析监测安全壳内氢气的浓度，确保氢复合器的及时投入。该系统由若干台风机、管路和一个样品容器组成，管路应保证可从安全壳内若干有代表性的点采集样品。安全壳气体混合系统该系统用来混合安全壳大气，防止局部空间氢气浓度
16、增高，该系统由若干风机和配气管路组成，管路的布置应防止出现氢气浓度可能增高的滞流区，该系统事故后投入运行，搅拌安全壳大气。,5.6.2 系统描述,2023/7/30,31,氢气复合系统。内部热力氢复合器：氢复合器用来使氢气和氧气在受控的速率下合成水，从而去除安全壳大气中的氢气。外部氢复合器系统,5.6.2 系统描述,2023/7/30,32,事故后氢气排放系统 该系统用来在发生失水事故后从安全壳内排出足够数量的气体，使安全壳内氢浓度在假定无其它除氢设施存在的条件下保持低于4%体积的容许限值,5.6.3 系统描述（续）,2023/7/30,33,5.7 辅助给水系统,2023/7/30,34,辅助给水是向蒸汽发生器供水。绝大多数压水堆核电厂的辅助给水系统都是兼容的系统。在电厂启动、热备、热停和从热停向冷停堆过渡的第一阶段，辅助给水系统代替主给水系统向蒸汽发生器二次侧供水；在事故工况下，该系统向蒸汽发生器应急供水，排出堆芯余热直至达到余热去除系统投入的运行条件。,5.7.1 系统的功能,2023/7/30,35,2023/7/30,36,
