核反应堆的安全系统

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1、第二章核反应堆的安全系统反应堆的三大安全功能压水堆的专设安全设施2.1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。自然的安全性非能动的安全性能动的安全性后备的安全性惯性原理（如泵惰转）、重力法则（如位差）、热传递法则必须依靠能动设备（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2.1反应堆的安全性固有安全性自然的安全性非能动的安全性能动的安全性后备的安全性固有安全堆池式快堆模块式高温气冷堆过程固有最终安全反应堆现行的反应堆PWRBWR高温气冷堆当反应堆出现异常工况时，不依靠

2、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。2.2反应堆的安全功能在所有情况下：正常运行或反应堆停闭状态故障工况或事故状态有效地控制反应性确保堆芯冷却包容放射性产物ControlCoolContain2.2.1反应性的控制反应性的控制的三种类型紧急停堆控制功率控制补偿控制控制元件迅速引入负反应性反应堆紧急停闭控制元件动作迅速补偿微小的反应性瞬态变化补偿控制元件动作过程非常缓慢用于补偿燃耗、裂变产物积累所需的剩余反应性也用于改变堆内功率分布将控制元件引入堆芯的三种方式吸收体引

3、入堆芯的三种方式补偿棒-补偿控制调节棒-功率控制安全棒-紧急停堆控制材料：银-铟-镉合金控制棒可燃毒物可溶毒物补偿剩余反应性延长堆芯的寿期减少可移动控制棒的数目改善堆芯的功率分布材料：钆（Gd）、硼（B）一种吸收中子能力很强的可以溶解在冷却剂的物质。轻水堆往往以硼酸溶解在冷却剂内用作补偿控制。能补偿很大的剩余反应性。由于向冷却剂增加或减少毒物量的速率十分缓慢，所以反应性的引入速率相当小。只能补偿由于燃耗、中毒和慢化剂温度变化等引起的缓慢的反应性变化。2.2.2确保堆芯冷却正常运行停闭事故工况一回路冷却剂在流过反应堆堆芯时受热，而在蒸汽发生器内被冷却。蒸汽发

4、生器的二回路侧由正常的主给水系统或辅助给水系统供应给水。甩负荷时，蒸汽通过蒸汽旁路系统排放到凝汽器或排向大气。蒸汽发生器或余热排出系统继续导出堆芯余热。SG的给水由辅助给水系统提供，蒸汽由蒸汽旁路系统排向大气。一回路温度、压力下降到一定值时，由余热排出系统加以冷却。蒸汽管道破口时，安注系统向堆芯注入含硼水。一回路系统出现破口时，安注系统和安全壳喷淋系统。反应堆堆芯冷却的控制运行情况系统或设备热阱正常运行蒸汽发生器正常给水辅助给水及蒸汽旁路系统机组停运第一阶段：蒸汽发生器第二阶段：余热排出系统辅助给水及蒸汽旁路系统设备冷却水系统、重要厂用水系统事故工况蒸汽发

5、生器辅助给水及蒸汽旁路系统余热排出系统设备冷却水系统、重要厂用水系统安全注射系统换料水箱、安注箱安全壳喷淋系统换料水箱、设备冷却水系统、重要厂用水系统乏燃料组件的冷却反应堆换料水池及乏燃料冷却净化系统设备冷却水系统、重要厂用水系统正常运行时，一回路冷却剂在流过反应堆堆芯时受热，而在蒸汽发生器内被冷却。蒸汽发生器的二回路侧由正常的主给水系统或辅助给水系统供应给水。正常给水系统当汽机甩负荷时，蒸汽通过蒸汽旁路系统排到凝汽器或排放到大气中。辅助给水及蒸汽旁路系统反应堆停闭后，为了除去衰变热，防止燃料元件包壳熔化，冷却剂泵必须继续运转，衰变热通过蒸汽发生器由二回路

6、带出；当—回路压力、温度降到一定程度时，余热排出系统必须投入。设备冷却水系统是一个中间冷却系统，在传送放射性流体和海水组成的电厂最终热阱之间提供一个进行监督的中间屏障，能有效地避免放射性流体与海水之间相互泄露。设备冷却水系统重要厂用水系统当一回路处于大气压力下时，可以由反应堆换料水池冷却净化系统来排出余热；当蒸汽管道出现破口时，安全注射系统将向堆芯注入含硼水，以补偿由于堆芯过冷所丧失的冷却剂装量。换料水箱及安注箱安全壳喷淋系统当一回路系统出现破口时，堆芯产生的功率将由破口流出的液体或气态的冷却剂带到安全壳内，这时，安全壳喷淋系统动作，对流出的冷却剂进行

7、循环冷却。安全壳喷淋系统2.2.3包容放射性产物包容放射性产物控制方式1、保持现场或厂房的相对负压，防止放射性气体或尘埃向其它区域扩散。2、气体厂房换气活性炭过滤器排气塔放出蒸发浓缩蒸馏水3、液体蒸发浓缩测定固化埋入地下释放海中硼回收系统或废液处理系统排放检测对放射性产物的屏障控制事故工况下，参与对各道放射性屏障功能控制的系统有：反应堆紧急停堆系统：控制第一道屏障稳压器安全阀：控制第二道屏障对第三道屏障：安全壳自动隔离、安全壳喷淋系统、氢气负荷装置、砂堆过滤器等。包壳安全壳燃料芯块燃料元件包壳压力容器安全壳应急堆芯冷却系统ECCS停堆系统防止过热破损过压保

8、护防止过热过压破损防止氢气爆炸等多重安全屏障和安全设施的关系安全阀