1、2022/6/8核动力装置核动力装置13.4 工程安全设施工程安全设施1.概述概述2.余热排出系统余热排出系统3.安全注射系统与堆舱安全注射系统与堆舱(安全壳安全壳)喷淋系统喷淋系统4.非能动安全系统的概念非能动安全系统的概念2022/6/8核动力装置核动力装置21.概述概述l核反应堆的潜在危险性核反应堆的潜在危险性具有放射性具有放射性停堆后存在衰变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l事故后果事故后果三道安全屏蔽破裂，放射性物质泄漏至环境三道安全屏蔽破裂，放射性物质泄漏至环境堆芯失去充分冷却，造成熔毁堆芯失去充分冷却，造成熔毁2022/6/8核动力装置核动力装置
2、3核安全三要素核安全三要素l反应性控制反应性控制 控制棒、硼酸溶液控制棒、硼酸溶液l堆芯冷却堆芯冷却 余热排出、安全注射余热排出、安全注射l放射性产物的包容放射性产物的包容 超压保护、安全喷淋超压保护、安全喷淋 只要满足三要素的要求，核安全就能得到保证。只要满足三要素的要求，核安全就能得到保证。2022/6/8核动力装置核动力装置4设置工程安全设施的目的设置工程安全设施的目的l保证核动力装置运行的安全，在事故工况下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放射性物质泄漏防止堆芯损坏防止堆芯损坏2022/6/8核动力装置核动力装置5l功用功用 正常停堆、冷停堆及事故紧急停堆时
3、，除去堆芯衰变热及正常停堆、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（统称一回路系统显热（统称余热余热）。）。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2022/6/8核动力装置核动力装置6图图3-17 停堆后衰变热的变化停堆后衰变热的变化2022/6/8核动力装置核动力装置
4、7图图3-17停堆后堆内功率的变化停堆后堆内功率的变化2022/6/8核动力装置核动力装置8影响余热的主要因素影响余热的主要因素l瞬发中子引起的燃料裂变；瞬发中子引起的燃料裂变；l堆结构材料的蓄热量；堆结构材料的蓄热量；l缓发中子引起的燃料裂变；缓发中子引起的燃料裂变；l运行过程中积累的裂变产物的运行过程中积累的裂变产物的和和能量。能量。2022/6/8核动力装置核动力装置9图图3-18 高压型余热排出系统高压型余热排出系统2022/6/8核动力装置核动力装置10高压型余热排出系统的特点高压型余热排出系统的特点l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
5、动力；l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；l系统压力接近反应堆冷却剂系统；系统压力接近反应堆冷却剂系统；l备用时由小股流量预热；备用时由小股流量预热；l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。2022/6/8核动力装置核动力装置11图图3-19 潜艇的事故冷却系统潜艇的事故冷却系统2022/6/8核动力装置核动力装置12图图3-20 低压型余热除去系统低压型余热除去系统2022/6/8核动力装置核动力装置13低压型余热排出系统的特点低压型余热排出系统的特点l停堆后，由反应堆冷却剂系统将冷却剂温度降至停堆后，由反应堆冷却剂系统将冷却剂
6、温度降至150以以下，压力降至下，压力降至1.53MPa以下时，本系统才投入运行以下时，本系统才投入运行l停堆后停堆后24小时以内，可把冷却剂温度降到小时以内，可把冷却剂温度降到60以下以下l系统发生故障而用一台热交换器和一台泵运行时，也能将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冷却剂温度保持在150以下以下l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/hl在旁通管上有控制阀，用以调节旁通流量，控制冷却速度在旁通管上有控制阀，用以调节旁通流量，控制冷却速度l需设置事故工况专用的危急冷却系统。需
7、设置事故工况专用的危急冷却系统。2022/6/8核动力装置核动力装置14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l第一阶段第一阶段 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。行，蒸汽发生器产生的蒸汽经蒸汽排放系统排往冷凝器。l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，余热排出系统投入运行，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。冷停堆状态。适用于低压型余热
8、排出系统适用于低压型余热排出系统“陆奥陆奥”号、核电厂中采用这种方式号、核电厂中采用这种方式2022/6/8核动力装置核动力装置15余热排出方式之二余热排出方式之二 直接排出直接排出l措施一措施一 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系统进行冷却l措施二措施二 事故停堆时，依靠自然循环冷却堆芯，采用事故停堆时，依靠自然循环冷却堆芯，采用事故冷却系统事故冷却系统导出热量导出热量 （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）2022/6/8核动力装置核动力装置16复习复习l余热排出系统的功能余热
9、排出系统的功能l高压余热排出系统的特点高压余热排出系统的特点l低压余热排出系统的特点低压余热排出系统的特点2022/6/8核动力装置核动力装置173.4.2安全注射系统与堆舱（安全壳）喷淋系统安全注射系统与堆舱（安全壳）喷淋系统l安全注射系统（应急堆芯注水系统）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。芯应急注水，以除去余热，避免堆芯烧毁。l安全喷淋系统安全喷淋系统 在失水事故或堆舱（安全壳）内主蒸汽管道破裂等事故工在失水事故或堆舱（安全壳）内主蒸汽管道破裂等事故工
10、况下，向堆舱（安全壳）内喷淋冷却水，以控制堆舱内的况下，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。破裂。2022/6/8核动力装置核动力装置18失水事故（失水事故（LOCA）lLOCA（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。流出。lLOCA的后果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
11、现蒸汽，造成堆芯传热恶化由于系统泄压，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完整性2022/6/8核动力装置核动力装置19失水事故（失水事故（LOCA）的分类）的分类l按破口大小可分为：按破口大小可分为：小破口：小破口：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。 2022/6/8核动力装置核
12、动力装置20主蒸汽管道断裂事故（主蒸汽管道断裂事故（MSLB）lMSLB（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管道破裂，大量蒸汽泄漏到舱室中lMSLB的后果的后果位于堆舱（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，引入较大正蒸汽负荷急剧增加，使冷却剂温度迅速降低，引入较大
13、正反应性，使堆功率迅速升高，造成超功率反应性，使堆功率迅速升高，造成超功率2022/6/8核动力装置核动力装置21图图3-21 安全注射系统的流程安全注射系统的流程2022/6/8核动力装置核动力装置22安全注射系统的工作过程安全注射系统的工作过程小破口小破口l泄漏量小，反应堆冷却剂系统（泄漏量小，反应堆冷却剂系统（RCS）压力下降较慢）压力下降较慢l稳压器水位有较明显的下降稳压器水位有较明显的下降l在高压下向在高压下向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l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
14、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2022/6/8核动力装置核动力装置23安全注射系统的工作过程安全注射系统的工作过程中破口中破口l泄漏明显，反应堆冷却剂系统（泄漏明显，反应堆冷却剂系统（RCS）压力下降明显）压力下降明显l稳压器水位下降明显稳压器水位下降明显l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l方案方案1：使用补水泵，注水量略大（：使用补水泵，注水量略大（9.6m3/h）l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
15、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2022/6/8核动力装置核动力装置24安全注射系统的工作过程安全注射系统的工作过程大破口大破口l泄漏流量大，泄漏流量大，RCS压力下降很快压力下降很快l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l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(100m3/h)这时为低压安注阶段这时为低压安注阶段l当水箱水用完时，用排污泵将堆舱（安全壳）的舱底水注当水箱水用完时，用排污泵将堆舱（安全壳）的舱底水注入堆芯入堆芯这时为低压
16、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2022/6/8核动力装置核动力装置25堆舱（安全壳）喷淋系统的工作过程堆舱（安全壳）喷淋系统的工作过程l发生发生LOCA或堆舱（安全壳）内出现或堆舱（安全壳）内出现MSLB时，堆舱（安时，堆舱（安全壳）内温度、压力升高全壳）内温度、压力升高l温度或压力达到规定的数值（整定值）时，喷淋系统自动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，喷淋流量启动，喷淋水源来自应急注水箱，喷淋流量20m3/hl喷淋冷却水使堆舱（安全壳）内的蒸汽被冷凝成水，落到喷淋冷却水使堆舱（安全壳）内的蒸汽被冷凝成水，落到堆舱（安全壳）底
17、部，成为舱底水堆舱（安全壳）底部，成为舱底水l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2022/6/8核动力装置核动力装置263.4.4 非能动安全系统的概念非能动安全系统的概念l非能动安全系统：非能动安全系统：是指利用自然循环、蓄热、蒸发、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
18、成相应的安全功能。的能量完成相应的安全功能。 2022/6/8核动力装置核动力装置27非能动系统类型非能动系统类型l系统不需要外部动力系统不需要外部动力无移动工质、无移动的机无移动工质、无移动的机械部件。利用系统的固有属性，如：械部件。利用系统的固有属性，如：热源和冷源热源和冷源之间热连续通道的热传导和热辐射。之间热连续通道的热传导和热辐射。l系统动作由内部参数变化引起，在实现其功能过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程中有工质的流动无运动的机械部件，如：在无运动的机械部件，如：在热源与热阱间沿某一特定通道热源与热阱间沿某一特定通道自然循环、液阀或自然循环、液阀或密度锁
19、密度锁。l系统功能基于不可逆动作或变化的某些设备，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安全隔离膜、止回阀、弹簧式安全阀和喷注箱等等）。）。2022/6/8核动力装置核动力装置28非能动系统优点非能动系统优点l非能动安全的设计降低或消除了事故条件下对操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，纵员及外部动力设备的依赖，具有更高的安全性具有更高的安全性和可靠性和可靠性；l按照非能动安全的设计原则，核动力装置中不必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，设计大量的冗余安全工程设施，简化了系统和设简化
20、了系统和设施，降低了投资。施，降低了投资。2022/6/8核动力装置核动力装置29压水堆核电站中采用的非能动安全设计压水堆核电站中采用的非能动安全设计l全功率自然循环一回路设计；全功率自然循环一回路设计；l完全非能动的余热排出系统；完全非能动的余热排出系统；l重力驱动、压力驱动、一回路蒸汽驱动的堆芯应急冷重力驱动、压力驱动、一回路蒸汽驱动的堆芯应急冷却系统；却系统；l大水池安全壳、带外水池的安全壳、带喷淋冷却的安大水池安全壳、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；完全非能动冷却小型安
21、全壳；l一回路泄压；一回路泄压；l一回路紧急隔离冷凝器；一回路紧急隔离冷凝器；l堆顶安装的水力驱动控制棒；堆顶安装的水力驱动控制棒；l控制室非能动可居留条件保障系统。控制室非能动可居留条件保障系统。2022/6/8核动力装置核动力装置303.5 放射性废物处理系统放射性废物处理系统1.放射性废物的来源放射性废物的来源2.处理原则处理原则3.设计思想设计思想4.设计条件设计条件5.放射性废液的来源及处理方法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放射性废气的来源及处理措施2022/6/8核动力装置核动力装置311.放射性废物的来源放射性废物的来源l空气、冷却剂以及冷却剂中的杂质、
22、腐蚀产物受辐照产生空气、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放射性同位素l燃料元件包壳破损，裂变产物扩散到冷却剂中燃料元件包壳破损，裂变产物扩散到冷却剂中 （由净化系统通过过滤、离子交换除去由净化系统通过过滤、离子交换除去）l检修时被放射性污染的工具、衣物等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，称放射性三废放射性废物有固体、气体、液体三种形式，称放射性三废2022/6/8核动力装置核动力装置322.处理原则处理原则 船舶舱室空间有限，不可能设置工艺流程很
23、复杂的系统。船舶舱室空间有限，不可能设置工艺流程很复杂的系统。l自然衰变；自然衰变；l稀释到允许标准后排放；稀释到允许标准后排放；l船内浓缩贮存，陆上处理。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潜艇实行有条件地将放射性废物直接向海洋排放的原则2022/6/8核动力装置核动力装置333.设计思想设计思想 以以“陆奥陆奥”号为例：号为例：l废液按放射性水平在船上分级贮存于不同的废液箱内，陆废液按放射性水平在船上分级贮存于不同的废液箱内，陆上处理上处理l固体废物贮存于船上废物舱内，陆上处理固体废物贮存于船上废物舱内，陆上处理l废气经船上通风装置处理，达到规定水平后向
24、大气排放废气经船上通风装置处理，达到规定水平后向大气排放2022/6/8核动力装置核动力装置344.设计条件设计条件 以以“陆奥陆奥”号为例：号为例：l可处理连续航行可处理连续航行6个月的废物量；个月的废物量；l裂变产物按反应堆运行两年内包壳发生裂变产物按反应堆运行两年内包壳发生0.1%破损推算；破损推算；l腐蚀率按腐蚀率按10毫克毫克/分米分米2月计算；月计算；l不考虑换料产生的废物；不考虑换料产生的废物；l每每6个月只考虑两次航行中冷停堆；个月只考虑两次航行中冷停堆；l航行中修理不排出冷却剂。航行中修理不排出冷却剂。2022/6/8核动力装置核动力装置355.放射性废液的来源及处理方法放射
25、性废液的来源及处理方法l来源来源一回路设备及阀的泄漏和排水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过滤器的反洗用水一回路取样废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的机械和设备的去污用水受放射性污染区域内的舱底水受放射性污染区域内的舱底水l处理方法处理方法船内浓缩贮存，陆上处理船内浓缩贮存，陆上处理2022/6/8核动力装置核动力装置366.放射性废气的来源及处理措施放射性废气的来源及处理措施l来源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冷却剂受中子辐照的生成物安全壳内空气
26、受中子辐照的生成物安全壳内空气受中子辐照的生成物l处理措施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；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）。直接从冷却剂中分离（除气）。2022/6/8核动力装置核动力装置37思考题思考题1. 设置工程安全设施的目的是什么设置工程安全设施的目的是什么?2. 什么是衰变热什么是衰变热?余热排出系统的功用是什么余热排出系统的功用是什么?3. 高压型和低压型余热排出系统各有什么特点？高压型和低压型余热排出系统各有什么特点？4. 发生失水事故时安全注射系统及堆舱喷淋系统如何运行发生失水事故时安全注射系统及堆舱喷淋系统如何运行?5. 放射性废物的来源有哪些放射性废物的来源有哪些?6. 核动力舰船进行放射性废物处理的基本原则是什么核动力舰船进行放射性废物处理的基本原则是什么?
