1、核动力装置 Nuclear Power Plants 核科学与技术学院核科学与技术学院 College of Nuclear Science and Technology V2022.03.18 MNPP-L07-SIS 2023/1/7?核动力装置核动力装置?2 3.4 工程平安设施工程平安设施 1.概述概述 2.余热排出系统余热排出系统 3.平安注射系统与堆舱平安注射系统与堆舱(平安壳平安壳)喷淋系统喷淋系统 4.非能动平安系统的概念非能动平安系统的概念 2023/1/7?核动力装置核动力装置?3 1.概述概述 核反响堆的潜在危险性核反响堆的潜在危险性 具有放射性具有放射性 停堆后存在衰变
2、热停堆后存在衰变热 运行时工质为高温高压状态运行时工质为高温高压状态 事故后果事故后果 三道平安屏蔽破裂，放射性物质泄漏至环境三道平安屏蔽破裂，放射性物质泄漏至环境 堆芯失去充分冷却，造成熔毁堆芯失去充分冷却，造成熔毁 2023/1/7?核动力装置核动力装置?4 核平安三要素核平安三要素 反响性控制反响性控制 控制棒、硼酸溶液控制棒、硼酸溶液 堆芯冷却堆芯冷却 余热排出、平安注射余热排出、平安注射 放射性产物的包容放射性产物的包容 超压保护、平安喷淋超压保护、平安喷淋 只要满足三要素的要求，核平安就能得到保证。只要满足三要素的要求，核平安就能得到保证。2023/1/7?核动力装置核动力装置?5
3、 设置工程平安设施的目的设置工程平安设施的目的 保证核动力装置运行的平安，在事故工况下：保证核动力装置运行的平安，在事故工况下：防止放射性物质泄漏防止放射性物质泄漏 防止堆芯损坏防止堆芯损坏 2023/1/7?核动力装置核动力装置?6 功用功用 正常停堆、冷停堆及事故紧急停堆时，除去堆芯衰变热正常停堆、冷停堆及事故紧急停堆时，除去堆芯衰变热及一回路系统显热及一回路系统显热统称余热统称余热。衰变热衰变热 停堆后，堆芯由于裂变产物的放射性衰变而产生的热量。停堆后，堆芯由于裂变产物的放射性衰变而产生的热量。热停堆热停堆 停堆后，冷却剂的温度仍保持在接近运行参数的状态。停堆后，冷却剂的温度仍保持在接近
4、运行参数的状态。冷停堆冷停堆 停堆后，冷却剂系统保持为常温、常压状态。停堆后，冷却剂系统保持为常温、常压状态。3.4.1余热排出系统余热排出系统 2023/1/7?核动力装置核动力装置?7 图图3-17 停堆后衰变热的变化停堆后衰变热的变化 2023/1/7?核动力装置核动力装置?8 图图3-17停堆后堆内功率的变化停堆后堆内功率的变化 2023/1/7?核动力装置核动力装置?9 影响余热的主要因素影响余热的主要因素 瞬发中子引起的燃料裂变；瞬发中子引起的燃料裂变；堆结构材料的蓄热量；堆结构材料的蓄热量；缓发中子引起的燃料裂变；缓发中子引起的燃料裂变；运行过程中积累的裂变产物的运行过程中积累的
5、裂变产物的和和能量。能量。2023/1/7?核动力装置核动力装置?10 图图3-18 高压型余热排出系统高压型余热排出系统 2023/1/7?核动力装置核动力装置?11 高压型余热排出系统的特点高压型余热排出系统的特点 自身不设置余热排出泵，依靠主泵提供循环动力；自身不设置余热排出泵，依靠主泵提供循环动力；直接用海水或设备冷却水进行冷却；直接用海水或设备冷却水进行冷却；系统压力接近反响堆冷却剂系统；系统压力接近反响堆冷却剂系统；备用时由小股流量预热；备用时由小股流量预热；冷却器置于高位，有一定自然循环能力。冷却器置于高位，有一定自然循环能力。2023/1/7?核动力装置核动力装置?12 图图3
6、-19 潜艇的事故冷却系统潜艇的事故冷却系统 2023/1/7?核动力装置核动力装置?13 图图3-20 低压型余热除去系统低压型余热除去系统 2023/1/7?核动力装置核动力装置?14 低压型余热排出系统的特点低压型余热排出系统的特点 停堆后停堆后，由反响堆冷却剂系统将冷却剂温度降至由反响堆冷却剂系统将冷却剂温度降至150以以下下，压力降至压力降至1.53MPa以下时以下时，停堆后停堆后24小时以内小时以内，可把冷却剂温度降到可把冷却剂温度降到60以下以下 系统发生故障而用一台热交换器和一台泵运行时系统发生故障而用一台热交换器和一台泵运行时，也能将也能将冷却剂温度保持在冷却剂温度保持在15
7、0以下以下 单台余热排出热交换器的传热量为单台余热排出热交换器的传热量为159.32kW，冷却剂总冷却剂总流量为流量为20m3/h 在旁通管上有控制阀在旁通管上有控制阀，用以调节旁通流量用以调节旁通流量，控制冷却速度控制冷却速度 需设置事故工况专用的危急冷却系统需设置事故工况专用的危急冷却系统。2023/1/7?核动力装置核动力装置?15 余热排出方式之一余热排出方式之一 分阶段排出分阶段排出 第一阶段第一阶段 正常热停堆或者冷停堆时初期正常热停堆或者冷停堆时初期，反响堆冷却剂系统继续反响堆冷却剂系统继续运行运行，蒸汽发生器产生的蒸汽经蒸汽排放系统排往冷凝器蒸汽发生器产生的蒸汽经蒸汽排放系统排
8、往冷凝器。第二阶段第二阶段 冷却剂温度降低到冷却剂温度降低到150以下以下，余热排出系统投入运行余热排出系统投入运行，用海水通过余热排出冷却器对堆芯冷却剂继续冷却用海水通过余热排出冷却器对堆芯冷却剂继续冷却，直至直至冷停堆状态冷停堆状态。适用于低压型余热排出系统适用于低压型余热排出系统“陆奥陆奥号号、核电厂中采用这种方式核电厂中采用这种方式 2023/1/7?核动力装置核动力装置?16 余热排出方式之二余热排出方式之二 直接排出直接排出 措施一措施一 正常冷停堆时，余热排出系统直接投入，对反响堆冷正常冷停堆时，余热排出系统直接投入，对反响堆冷却剂系统进行冷却却剂系统进行冷却 措施二措施二 事故
9、停堆时，依靠自然循环冷却堆芯，采用事故冷却事故停堆时，依靠自然循环冷却堆芯，采用事故冷却系统导出热量系统导出热量 需要专门设计，如非能动余热排出系统需要专门设计，如非能动余热排出系统 2023/1/7?核动力装置核动力装置?17 复习复习 余热排出系统的功能余热排出系统的功能 高压余热排出系统的特点高压余热排出系统的特点 低压余热排出系统的特点低压余热排出系统的特点 2023/1/7?核动力装置核动力装置?18 3.4.2平安注射系统与堆舱平安注射系统与堆舱平安壳平安壳喷淋系统喷淋系统 平安注射系统平安注射系统应急堆芯注水系统应急堆芯注水系统 在失水在失水、停泵停泵、断电及蒸汽管道破裂等事故工
10、况下断电及蒸汽管道破裂等事故工况下，向向堆芯应急注水堆芯应急注水，以除去余热以除去余热，防止堆芯烧毁防止堆芯烧毁。平安喷淋系统平安喷淋系统 在失水事故或堆舱在失水事故或堆舱平安壳平安壳内主蒸汽管道破裂等事故内主蒸汽管道破裂等事故工况下工况下，向堆舱向堆舱平安壳平安壳内喷淋冷却水内喷淋冷却水，以控制堆舱内以控制堆舱内的压力和温度的压力和温度，并可清洗放射性物质并可清洗放射性物质，防止第三道平安屏防止第三道平安屏障破裂障破裂。2023/1/7?核动力装置核动力装置?19 失水事故失水事故LOCA LOCALoss of Coolant Accident 反响堆冷却剂系统的承压边界发生破损反响堆冷却
11、剂系统的承压边界发生破损，冷却剂无控冷却剂无控制的流出制的流出。LOCA的后果的后果 大量冷却剂通过破口流出大量冷却剂通过破口流出，流过堆芯流量迅速减小流过堆芯流量迅速减小，而且而且由于系统泄压由于系统泄压，堆芯出现蒸汽堆芯出现蒸汽，造成堆芯传热恶化造成堆芯传热恶化 漏出的冷却剂瞬间汽化漏出的冷却剂瞬间汽化，使堆舱使堆舱平安壳平安壳内的温度内的温度、压压力和放射性剂量水平迅速升高力和放射性剂量水平迅速升高，威胁到第三道平安屏障的威胁到第三道平安屏障的完整性完整性 2023/1/7?核动力装置核动力装置?20 失水事故失水事故LOCA的分类的分类 按破口大小可分为：按破口大小可分为：小破口：小破
12、口：如蒸汽发生器传热管破裂；如蒸汽发生器传热管破裂；中破口：中破口：与主管道相联的支管破裂；与主管道相联的支管破裂；大破口：大破口：主管道破裂。主管道破裂。2023/1/7?核动力装置核动力装置?21 主蒸汽管道断裂事故主蒸汽管道断裂事故MSLB MSLBMain Steam Line Break 将蒸汽发生器产生的新蒸汽输送至二回路主汽轮机的将蒸汽发生器产生的新蒸汽输送至二回路主汽轮机的蒸汽管道破裂蒸汽管道破裂，大量蒸汽泄漏到舱室中大量蒸汽泄漏到舱室中 MSLB的后果的后果 位于堆舱位于堆舱平安壳平安壳内的主蒸汽管道断裂内的主蒸汽管道断裂，大量蒸汽漏入大量蒸汽漏入舱室舱室，使温度使温度、压力
13、升高压力升高，威胁第三道平安屏障的完整性威胁第三道平安屏障的完整性 蒸汽负荷急剧增加蒸汽负荷急剧增加，使冷却剂温度迅速降低使冷却剂温度迅速降低，引入较大正引入较大正反响性反响性，使堆功率迅速升高使堆功率迅速升高，造成超功率造成超功率 2023/1/7?核动力装置核动力装置?22 图图3-21 平安注射系统的流程平安注射系统的流程 2023/1/7?核动力装置核动力装置?23 平安注射系统的工作过程平安注射系统的工作过程小破口小破口 泄漏量小，反响堆冷却剂系统泄漏量小，反响堆冷却剂系统RCS压力下降较慢压力下降较慢 稳压器水位有较明显的下降稳压器水位有较明显的下降 在高压下向在高压下向RCS注水
14、，以补充稳压器液位的降低注水，以补充稳压器液位的降低 使用充填泵获得高压头，但注水量较小使用充填泵获得高压头，但注水量较小2m3/h 实际上是使用容积控制系统向实际上是使用容积控制系统向RCS补水补水 这时为高压安注阶段这时为高压安注阶段 2023/1/7?核动力装置核动力装置?24 平安注射系统的工作过程平安注射系统的工作过程中破口中破口 泄漏明显，反响堆冷却剂系统泄漏明显，反响堆冷却剂系统RCS压力下降明显压力下降明显 稳压器水位下降明显稳压器水位下降明显 在中压下向在中压下向RCS注水，以补充稳压器液位的降低注水，以补充稳压器液位的降低 方案方案1：使用补水泵，注水量略大：使用补水泵，注
15、水量略大9.6m3/h 方案方案2：使用应急衰变热排出泵，水源为应急注水箱：使用应急衰变热排出泵，水源为应急注水箱 根据情况使用补水系统或专门的安注系统向根据情况使用补水系统或专门的安注系统向RCS补水补水 这时为中、低压安注阶段这时为中、低压安注阶段 2023/1/7?核动力装置核动力装置?25 平安注射系统的工作过程平安注射系统的工作过程大破口大破口 泄漏流量大，泄漏流量大，RCS压力下降很快压力下降很快 在低压下向在低压下向RCS注水，应急冷却堆芯注水，应急冷却堆芯 使用应急堆芯注水泵将一次屏蔽水箱的水注入使用应急堆芯注水泵将一次屏蔽水箱的水注入RCS，注入，注入流量较大流量较大(100
16、m3/h)这时为低压安注阶段这时为低压安注阶段 当水箱水用完时，用排污泵将堆舱当水箱水用完时，用排污泵将堆舱平安壳平安壳的舱底水注的舱底水注入堆芯入堆芯 这时为低压安注阶段的再循环工况这时为低压安注阶段的再循环工况 2023/1/7?核动力装置核动力装置?26 堆舱堆舱平安壳平安壳喷淋系统的工作过程喷淋系统的工作过程 发生发生LOCA或堆舱或堆舱平安壳平安壳内出现内出现MSLB时，堆舱时，堆舱平平安壳安壳内温度、压力升高内温度、压力升高 温度或压力到达规定的数值温度或压力到达规定的数值整定值整定值时，喷淋系统自动时，喷淋系统自动启动，喷淋水源来自应急注水箱，喷淋流量启动，喷淋水源来自应急注水箱，喷淋流量20m3/h 喷淋冷却水使堆舱喷淋冷却水使堆舱平安壳平安壳内的蒸汽被冷凝成水，落到内的蒸汽被冷凝成水，落到堆舱堆舱平安壳平安壳底部，成为舱底水底部，成为舱底水 喷淋系统也可以由操纵员根据具体情况手动启动喷淋系统也可以由操纵员根据具体情况手动启动 2023/1/7?核动力装置核动力装置?27 3.4.4 非能动平安系统的概念非能动平安系统的概念 非能动平安系统：是指利用自然循环、蓄热、蒸发
