浅谈压水堆与快堆安全性对比

《浅谈压水堆与快堆安全性对比》由会员上传分享，免费在线阅读，更多相关内容在学术论文-天天文库。

1、浅谈压水堆与快堆安全性对比王乾（中核霞浦核电有限公司设计管理处福建三明365000）摘要：随着秦山首台30万千万核电机组的并网发电，结束了中国大陆上无民用核电的历史，随后便开启了中国核电的新纪元。在日木福岛事故以前，由于核电的高效、清洁等优点，我国大力发展核电，中国的核电事业飞速发展。而日木“3.11"事故的发生，给我国核电领域刮来了一阵“冷风”，给全世界敲响了警钟，对核电安全更是空前重视。在此背景下，木文将针对压水堆（以M310改进型为代表）与快堆（以中国实验快堆为代表）这两种堆型安全性几个方面的比较进行浅论。关键字：压水堆快堆安全比较中国实验快堆的成功并

2、网发电，标志着我国掌握了第四代钠冷快堆技术。快堆最主要的优势在于其增值的特点，提高燃料的利用率，而安全性的劣势主要体现在其钠火的问题。而对于压水堆，由于工作压力约15MPa,属高压，其管道破裂导致LOCA事故而带来的安全问题更为显著。下文将针对七个方面对比两种堆型的安全性：1固有安全性1.从结构上来说，快堆釆用的池式结构，将堆容器“浸泡”在保护容器，采用的双层壁结构，“内壁”称为主容器，“外壁”称为保护容器，主容器与保护容器间隙内充以氟气，间隙尺寸选择保证万一主容器发牛泄漏时，堆内钠液位的下降不破坏堆内一回路循环[1],以低降低堆芯由于失去冷却剂而发牛堆芯裸

3、露事故的概率；快堆堆内钠液位以下，壁面不设置任何贯穿件⑴，这样放射性钠泄漏到堆外的概率就大大降低。快堆采用的池式结构，钠池中充有大量的钠，冷却剂的容量比压水堆要大，同时钠木身的热容量也要比水大。2.从工作环境的来看,钠冷快堆的一个十分重要的优点是冷却剂压力低，所以一次冷却剂容器承受的力小，属常压设备，因此因压力而发生破损的概率非常低。在采用了堆容器之外再加一层保护容器等措施之后，可以使得在堆容器破裂的情况下依旧保持堆芯的淹没状态，通过自然循环保持堆芯的冷却［3］。快堆与压水堆相比，堆容器内的工作环境为高温常压状态，而压水堆-•般为15.5MPao在压力的这个

4、问题上，压水堆堆容器的材料与管道的设计上的要求以及其焊接技术等要比快堆更为苛刻一些；对于压水堆，由于一冋路边界内外压差非常大，所以相比快堆来说容易出现管道破裂，破口事故，如果出现小破口事故随之来的还会出现“闪蒸”现象；而对于快堆，一回路是完全“浸泡”在钠池中，二冋路管路均为双层管道，且管道内的压力为常压，所以管道出现破口的概率远远小于压水堆，如果出现了破口，不会有闪蒸现象。2放射性包容1.堆芯熔融物补集器。在BN-800钠冷快堆中，设计了该补集器。俄罗斯设计的堆芯熔融物补集器，其主要功能是在严重事故下收集并冷却堆芯熔融物，以防止堆芯熔融物与反应堆厂房的混凝土

5、底板发生反应并导致底板熔穿，从而有效的防止在严重事故下的放射性物质的泄漏，缓解了超设计基准事故的严垂后果。2•安全壳系统。压水堆的安全壳是包容反应堆冷却剂系统的气密承压构筑物。其主要功能：一、防止或减少放射性物质向环境释放，二、对反应堆冷却剂系统的放射性辐射提供生物屏蔽，并限制污染气体的泄漏。三、外部事件防护和内部飞射物及管道甩击⑷。安全壳的设计对压水堆核电的安全性和包容放射性带来了很可观的价值，更是称为核电厂四道安全屏障之一。3停堆系统快堆（BN-800）考虑设置了三套停堆系统：第一套系统（反应性改变补偿系统）包括16跟补偿棒和2跟调节棒；第二套系统（事故

6、保护系统）包括9跟应急保护棒；第三套系统（补充的）包括3根非能动保护棒，在超设计事故情况下，当前2套系统不启动时，这套系统能保证停堆⑹。控制保护系统控制棒包括：调节棒、补偿棒和安全棒。非能动应急保护棒转入备用状态，在反应堆进行功率运行之前，类似于应急保护系统控制棒那样，其后在钠流量升至额定流量70%以上吋打开执行机构抓手。当通过堆芯的钠流量为0.5GHOM吋预应急棒借助垂力下插⑹。快堆的停堆系统，都是利用控制棒下插使反应堆进入次临界。而压水堆的停堆系统中，不仅有控制棒、还有注入硼酸的化学控制方法，通过调节硼酸的浓度，达到控制反应性的目的。4专设安全设施为了在

7、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，核电厂设置了专设安全设施。1•安注系统。压水堆的专设安全设施包括：安全注射系统、安全壳、安全壳喷淋系统、安全壳隔离系统、安全壳消氢系统、辅助给水系统和应急电源⑷等。最具有压水堆特点的专设安全设施一一安注系统。安注系统又叫应急堆芯冷却系统，它的主要功能是：(1)当一冋路系统破裂引起失水事故时，安注系统向堆芯注水，保证淹没和冷却堆芯，防止堆芯熔化，保持堆芯的完整性；(2)当发生主蒸汽管道破裂时，反应堆冷却剂由于受到过度冷

8、却而收缩，稳压器水位下降，安注系统向一冋路注入高质量