《专设安全设施》PPT课件

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1、第5章专设安全设施9/17/202115.1概述9/17/202125.1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。9/17/202135.1概述（续）设计遵循的原则：设备高度可靠。即使在发

2、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。9/17/202145.1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

3、时，柴油发电机应在规定时间内达到其额定功率。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9/17/202155.2

4、安注系统9/17/202165.2.1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。9/17/202175.2.2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

5、统蓄压箱注入系统低压安全注入系统。9/17/202189/17/20219高压安注系统任务：一回路发生的破口已使其(绝对)压力下降到11.9MPa，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）9/17/202110高压安注系统（续）工作：直接注入阶

6、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）9/17/202111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

7、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）9/17/202112低压安注系统工作：直接注入阶段：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）9/17/2021135.2.3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

8、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