核动力装置MNPP-C02-L07

单击此处编辑母版标题样式,单击此处编辑母版文本样式,第二级,第三级,第四级,第五级,*,核动力装置,*,核动力装置,Nuclear Power Plants,核科学与技术学院,College of Nuclear Science and Technology,（,V2009.03.18,）,MNPP-L07-SIS,3.4,工程安全设施,1.,概述,2.,余热排出系统,3.,安全注射系统与堆舱,(,安全壳,),喷淋系统,4.,非能动安全系统的概念,10/1/2024,2,核动力装置,1.,概述,核反应堆的潜在危险性,具有放射性,停堆后存在衰变热,运行时工质为高温高压状态,事故后果,三道安全屏蔽破裂，放射性物质泄漏至环境,堆芯失去充分冷却，造成熔毁,10/1/2024,3,核动力装置,核安全三要素,反应性控制,控制棒、硼酸溶液,堆芯冷却,余热排出、安全注射,放射性产物的包容,超压保护、安全喷淋,只要满足三要素的要求，核安全就能得到保证。,10/1/2024,4,核动力装置,设置工程安全设施的目的,保证核动力装置运行的安全，在事故工况下,：,防止放射性物质泄漏,防止堆芯损坏,10/1/2024,5,核动力装置,功用,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（统称,余热,）。,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。,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。,冷停堆,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,10/1/2024,6,核动力装置,图,3-17,停堆后衰变热的变化,10/1/2024,7,核动力装置,图,3-17,停堆后堆内功率的变化,10/1/2024,8,核动力装置,影响余热的主要因素,瞬发中子引起的燃料裂变；,堆结构材料的蓄热量；,缓发中子引起的燃料裂变；,运行过程中积累的裂变产物的,和,能量。,10/1/2024,9,核动力装置,图,3-18,高压型余热排出系统,10/1/2024,10,核动力装置,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；,直接用海水或设备冷却水进行冷却；,系统压力接近反应堆冷却剂系统；,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。,10/1/2024,11,核动力装置,图,3-19,潜艇的事故冷却系统,10/1/2024,12,核动力装置,图,3-20,低压型余热除去系统,10/1/2024,13,核动力装置,低压型余热排出系统的特点,停堆后，由反应堆冷却剂系统将冷却剂温度降至,150,以下，压力降至,1.53MPa,以下时，本系统才投入运行,停堆后,24,小时以内，可把冷却剂温度降到,60,以下,系统发生故障而用一台热交换器和一台泵运行时，也能将冷却剂温度保持在,150,以下,单台余热排出热交换器的传热量为,159.32kW,，冷却剂总流量为,20m,3,/h,在旁通管上有控制阀，用以调节旁通流量，控制冷却速度,需设置事故工况专用的危急冷却系统。,10/1/2024,14,核动力装置,余热排出方式之一,分阶段排出,第一阶段,正常热停堆或者冷停堆时初期，反应堆冷却剂系统继续运行，蒸汽发生器产生的蒸汽经蒸汽排放系统排往冷凝器。,第二阶段,冷却剂温度降低到,150,以下，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，直至冷停堆状态。,适用于低压型余热排出系统,“陆奥”号、核电厂中采用这种方式,10/1/2024,15,核动力装置,余热排出方式之二,直接排出,措施一,正常冷停堆时，余热排出系统直接投入，对反应堆冷却剂系统进行冷却,措施二,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,（,需要专门设计，如非能动余热排出系统,）,10/1/2024,16,核动力装置,复习,余热排出系统的功能,高压余热排出系统的特点,低压余热排出系统的特点,10/1/2024,17,核动力装置,3.4.2,安全注射系统与堆舱（安全壳）喷淋系统,安全注射系统（应急堆芯注水系统）,在失水、停泵、断电及蒸汽管道破裂等事故工况下，向堆芯应急注水，以除去余热，避免堆芯烧毁。,安全喷淋系统,在失水事故或堆舱（安全壳）内主蒸汽管道破裂等事故工况下，向堆舱（安全壳）内喷淋冷却水，以控制堆舱内的压力和温度，并可清洗放射性物质，避免第三道安全屏障破裂。,10/1/2024,18,核动力装置,失水事故（,LOCA,）,LOCA,（,Loss of Coolant Accident,）,反应堆冷却剂系统的承压边界发生破损，冷却剂无控制的流出。,LOCA,的后果,大量冷却剂通过破口流出，流过堆芯流量迅速减小，而且由于系统泄压，堆芯出现蒸汽，造成堆芯传热恶化,漏出的冷却剂瞬间汽化，使堆舱（安全壳）内的温度、压力和放射性剂量水平迅速升高，威胁到第三道安全屏障的完整性,10/1/2024,19,核动力装置,失水事故（,LOCA,）的分类,按破口大小可分为：,小破口：,如蒸汽发生器传热管破裂；,中破口：,与主管道相联的支管破裂；,大破口：,主管道破裂。,10/1/2024,20,核动力装置,主蒸汽管道断裂事故（,MSLB,）,MSLB,（,Main 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蒸汽管道破裂，大量蒸汽泄漏到舱室中,MSLB,的后果,位于堆舱（安全壳）内的主蒸汽管道断裂，大量蒸汽漏入舱室，使温度、压力升高，威胁第三道安全屏障的完整性,蒸汽负荷急剧增加，使冷却剂温度迅速降低，引入较大正反应性，使堆功率迅速升高，造成超功率,10/1/2024,21,核动力装置,图,3-21,安全注射系统的流程,10/1/2024,22,核动力装置,安全注射系统的工作过程,小破口,泄漏量小，反应堆冷却剂系统（,RCS,）压力下降较慢,稳压器水位有较明显的下降,在高压下向,RCS,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（,2m,3,/h,）,实际上是使用容积控制系统向,RCS,补水,这时为高压安注阶段,10/1/2024,23,核动力装置,安全注射系统的工作过程,中破口,泄漏明显，反应堆冷却剂系统（,RCS,）压力下降明显,稳压器水位下降明显,在中压下向,RCS,注水，以补充稳压器液位的降低,方案,1,：使用补水泵，注水量略大（,9.6m,3,/h,）,方案,2,：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,RCS,补水,这时为中、低压安注阶段,10/1/2024,24,核动力装置,安全注射系统的工作过程,大破口,泄漏流量大，,RCS,压力下降很快,在低压下向,RCS,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,RCS,，注入流量较大,(100m,3,/h),这时为低压安注阶段,当水箱水用完时，用排污泵将堆舱（安全壳）的舱底水注入堆芯,这时为低压安注阶段的再循环工况,10/1/2024,25,核动力装置,堆舱（安全壳）喷淋系统的工作过程,发生,LOCA,或堆舱（安全壳）内出现,MSLB,时，堆舱（安全壳）内温度、压力升高,温度或压力达到规定的数值（整定值）时，喷淋系统自动启动，喷淋水源来自应急注水箱，喷淋流量,20m,3,/h,喷淋冷却水使堆舱（安全壳）内的蒸汽被冷凝成水，落到堆舱（安全壳）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,10/1/2024,26,核动力装置,3.4.4,非能动安全系统的概念,非能动安全系统：,是指利用自然循环、蓄热、蒸发、热传导、重力驱动等一些简单但又从不失效的物理规律的作用，在反应堆发生事故后，不依赖运行人员的操纵和外部能源的供给，而依靠非能动部件自身蕴含的能量完成相应的安全功能。,10/1/2024,27,核动力装置,非能动系统类型,系统不需要外部动力,无移动工质、无移动的机械部件。利用系统的固有属性，如：,热源和冷源之间热连续通道的热传导和热辐射。,系统动作由内部参数变化引起，在实现其功能过程中有工质的流动,无运动的机械部件，如：在热源与热阱间沿某一特定通道,自然循环、液阀或密度锁,。,系统功能基于不可逆动作或变化的某些设备，（,安全隔离膜、止回阀、弹簧式安全阀和喷注箱等,）。,10/1/2024,28,核动力装置,非能动系统优点,非能动安全的设计降低或消除了事故条件下对操纵员及外部动力设备的依赖，,具有更高的安全性和可靠性,；,按照非能动安全的设计原则，核动力装置中不必设计大量的冗余安全工程设施，,简化了系统和设施，降低了投资。,10/1/2024,29,核动力装置,压水堆核电站中采用的非能动安全设计,全功率自然循环一回路设计；,完全非能动的余热排出系统；,重力驱动、压力驱动、一回路蒸汽驱动的堆芯应急冷却系统；,大水池安全壳、带外水池的安全壳、带喷淋冷却的安全壳、带肋片的空气自然对流冷却安全壳、模块化的完全非能动冷却小型安全壳；,一回路泄压；,一回路紧急隔离冷凝器；,堆顶安装的水力驱动控制棒；,控制室非能动可居留条件保障系统。,10/1/2024,30,核动力装置,3.5,放射性废物处理系统,1.,放射性废物的来源,2.,处理原则,3.,设计思想,4.,设计条件,5.,放射性废液的来源及处理方法,6.,放射性废气的来源及处理措施,10/1/2024,31,核动力装置,1.,放射性废物的来源,空气、冷却剂以及冷却剂中的杂质、腐蚀产物受辐照产生放射性同位素,燃料元件包壳破损，裂变产物扩散到冷却剂中,（,由净化系统通过过滤、离子交换除去,）,检修时被放射性污染的工具、衣物等,（,核潜艇中主要是净化系统使用过的离子交换树脂,）,放射性废物有固体、气体、液体三种形式，称放射性三废,10/1/2024,32,核动力装置,2.,处理原则,船舶舱室空间有限，不可能设置工艺流程很复杂的系统。,自然衰变；,稀释到允许标准后排放；,船内浓缩贮存，陆上处理。,潜艇实行有条件地将放射性废物直接向海洋排放的原则,10/1/2024,33,核动力装置,3.,设计思想,以“陆奥”号为例：,废液按放射性水平在船上分级贮存于不同的废液箱内，陆上处理,固体废物贮存于船上废物舱内，陆上处理,废气经船上通风装置处理，达到规定水平后向大气排放,10/1/2024,34,核动力装置,4.,设计条件,以“陆奥”号为例：,可处理连续航行,6,个月的废物量；,裂变产物按反应堆运行两年内包壳发生,0.1%,破损推算；,腐蚀率按,10,毫克,/,分米,2,月计算；,不考虑换料产生的废物；,每,6,个月只考虑两次航行中冷停堆；,航行中修理不排出冷却剂。,10/1/2024,35,核动力装置,5.,放射性废液的来源及处理方法,来源,一回路设备及阀的泄漏和排水,一回路过滤器的反洗用水,一回路取样废水,受放射性污染的机械和设备的去污用水,受放射性污染区域内的舱底水,处理方法,船内浓缩贮存，陆上处理,10/1/2024,36,核动力装置,6.,放射性废气的来源及处理措施,来源,燃料元件内的裂变气体通过燃料包壳破裂处进入冷却剂,冷却剂受中子辐照的生成物,安全壳内空气受中子辐照的生成物,处理措施,在主抽气器出口处设空气净化设备，可用活性炭吸附；,直接从冷却剂中分离（除气）。,10/1/2024,37,核动力装置,思考题,设置工程安全设施的目的是什么,?,什么是衰变热,?,余热排出系统的功用是什么,?,高压型和低压型余热排出系统各有什么特点？,发生失水事故时安全注射系统及堆舱喷淋系统如何运行,?,放射性废物的来源有哪些,?,核动力舰船进行放射性废物处理的基本原则是什么,?,10/1/2024,38,核动力装置,