1、核安全基础核安全基础核动力仿真研究中心核动力仿真研究中心 核科学与技术学院 College of Nuclear Science and Technology基本理论基础传热学传热学流体力学流体力学反应堆物理分析反应堆物理分析反应堆热工水力反应堆热工水力概率论与数理统计概率论与数理统计核安全基础核安全基础核辐射物理核辐射物理 核科学与技术学院 College of Nuclear Science and Technology基本要求一、大纲要求：一、大纲要求：1.1.掌握核安全的基本概念和理论。掌握核安全的基本概念和理论。2.2.熟悉三道屏障的概念、辐射与辐射防护的知识。熟悉三道屏障的概念、辐
2、射与辐射防护的知识。3.3.掌握核电厂安全设计的基本知识，了解反应堆专设掌握核电厂安全设计的基本知识，了解反应堆专设 安全设施的知识。安全设施的知识。4.4.掌握反应堆运行工况与事故分类的基本概念。掌握反应堆运行工况与事故分类的基本概念。5.5.了解核电厂典型事故，了解核安全对策和严重事故了解核电厂典型事故，了解核安全对策和严重事故 的处置与缓解方法及核安全文化的基本内容。的处置与缓解方法及核安全文化的基本内容。6.6.能够对核动力装置做简单的安全分析。能够对核动力装置做简单的安全分析。核科学与技术学院 College of Nuclear Science and Technology基本要求
3、 二、教学目标：二、教学目标：1 1、了解核安全的基本理念和现代核电厂的核安、了解核安全的基本理念和现代核电厂的核安 全控制思想全控制思想 2 2、掌握核安全的基本概念、理论和基本设计方、掌握核安全的基本概念、理论和基本设计方 法，学习典型事故法，学习典型事故 3 3、更重要的是希望通过该课程的学习，同学们、更重要的是希望通过该课程的学习，同学们 能感触到工程技术人员是如何处理遇到的问能感触到工程技术人员是如何处理遇到的问 题和发展新的技术方法的。题和发展新的技术方法的。核科学与技术学院 College of Nuclear Science and Technology基本要求三、学习方法：三
4、、学习方法：I hear,I forgetI hear,I forget I see,I remember I see,I remember I do,I understand I do,I understand不闻不若闻之，闻之不若见之，见之不若不闻不若闻之，闻之不若见之，见之不若知之，知之不若行之。知之，知之不若行之。荀子荀子修身修身 核科学与技术学院 College of Nuclear Science and Technology基本要求四、考查与考试：四、考查与考试：平时平时出勤出勤、作业作业与与考试考试相结合：相结合：1 1、出勤及课上讨论占、出勤及课上讨论占10%10%2 2、平
5、时作业占、平时作业占10%10%3 3、考试成绩占、考试成绩占80%80%核科学与技术学院 College of Nuclear Science and Technology第一章第一章 引论引论 核科学与技术学院 College of Nuclear Science and Technology第一章 引论1.1 核反应堆安全的概念核反应堆安全的概念1.2 核反应堆安全特性核反应堆安全特性1.3 核电厂的安全对策核电厂的安全对策 核科学与技术学院 College of Nuclear Science and Technology1.1 核反应堆安全的概念 核科学与技术学院 College o
6、f Nuclear Science and Technology1.1 核反应堆安全的概念l核电的本质问题是可控的将核裂变或聚变产生的能核电的本质问题是可控的将核裂变或聚变产生的能量转变为热能，热能转变为机械能，进而转化为电量转变为热能，热能转变为机械能，进而转化为电能。与常规化石燃料电厂的直观比较是将燃烧锅炉能。与常规化石燃料电厂的直观比较是将燃烧锅炉换成了反应堆或聚变装置换成了反应堆或聚变装置l需要核燃料循环，有潜在的放射性危害。需要核燃料循环，有潜在的放射性危害。l核电是集现代科学与现代技术于一身的技术密集、核电是集现代科学与现代技术于一身的技术密集、资金密集的产业，也是目前唯一可大规模
7、开采利用资金密集的产业，也是目前唯一可大规模开采利用的新型清洁能源的新型清洁能源核电的产生：核电的产生：核能核能 热能热能 机械能机械能电能电能 核科学与技术学院 College of Nuclear Science and Technology核电与火电主要区别核电与火电主要区别l停堆定期换料停堆定期换料 较大较大过剩反应性过剩反应性、超功率事故，使反应堆、超功率事故，使反应堆运行与控运行与控制复杂化制复杂化l核能释放伴随放射性释放核能释放伴随放射性释放 1W热功率热功率相应裂变产物放射性达相应裂变产物放射性达3.71010Bql停堆后很强的停堆后很强的衰变余热衰变余热 燃料元件过热烧毁、堆
8、芯熔化危险，停堆冷却燃料元件过热烧毁、堆芯熔化危险，停堆冷却l运行过程中带运行过程中带放射性三废物质产生放射性三废物质产生1.1 核反应堆安全的概念 核科学与技术学院 College of Nuclear Science and Technologyl潜在潜在放射性危害放射性危害是核电厂特有的核安全问题。是核电厂特有的核安全问题。F显示核电厂工作人员及周围公众的显示核电厂工作人员及周围公众的放射性危害放射性危害是是有控制的、是符合国家有关法规要求的。有控制的、是符合国家有关法规要求的。l表明专设安全系统的表明专设安全系统的有效性有效性。F为了防止放射性释放事件发生，减小事件发生后为了防止放射性
9、释放事件发生，减小事件发生后的后果，设计中采用了纵深防御的概念、设置了的后果，设计中采用了纵深防御的概念、设置了专设安全系统来对事故进行设防。专设安全系统来对事故进行设防。l向安全当局及公众表明电厂的向安全当局及公众表明电厂的安全性安全性。F向国家核安全局提交向国家核安全局提交安全分析报告安全分析报告。1.1 1.1 核反应堆安全的概念核反应堆安全的概念 核科学与技术学院 College of Nuclear Science and Technology1.1 1.1 核反应堆安全的概念核反应堆安全的概念1、确定论的安全分析、确定论的安全分析(Deterministic Methods)2、概
10、率论安全分析、概率论安全分析(PSA-Probabilistic Safety Analysis)(PRA-Probabilistic Risk Analysis)那么我们要分析那些情况呢？核科学与技术学院 College of Nuclear Science and Technology水主泵主管道蒸汽反应性引反应性引入事故入事故失流事故失流事故冷却剂丧失事故冷却剂丧失事故蒸汽管道破裂事故蒸汽管道破裂事故给水管道破裂事故给水管道破裂事故热阱丧失事故热阱丧失事故汽轮机跳闸旁路阀门未打开SGTR1.1 1.1 核反应堆安全的概念核反应堆安全的概念 核科学与技术学院 College of Nucl
11、ear Science and Technology1.1 1.1 核反应堆安全的概念核反应堆安全的概念核电厂区别与常规火电厂的核电厂区别与常规火电厂的特殊安全问题特殊安全问题F超功率事故，控制要求特别高。超功率事故，控制要求特别高。F剩余发热很强，需要长期冷却。剩余发热很强，需要长期冷却。F放射性（运行、停闭），需要屏蔽。放射性（运行、停闭），需要屏蔽。F产生大量放射性废物，必须妥善处置。产生大量放射性废物，必须妥善处置。核安全问题核安全问题F如何防止放射性核素的释放对工作人员、居民和环如何防止放射性核素的释放对工作人员、居民和环境造成的放射性危害就成为核电厂区别于常规火电厂境造成的放射性危
12、害就成为核电厂区别于常规火电厂的核安全问题。的核安全问题。核电站的风险核电站的风险F事故工况下不可控的放射性核素的释放。事故工况下不可控的放射性核素的释放。核科学与技术学院 College of Nuclear Science and Technology安全、安全、安全！安全、安全、安全！l从理论上来说，核电厂并非百分之一百地安全。从理论上来说，核电厂并非百分之一百地安全。l从科学的角度看，人们能做的只是将从科学的角度看，人们能做的只是将风险风险降得更低。降得更低。l如何尽可能降低风险，就构成了如何尽可能降低风险，就构成了核安全的目标核安全的目标。1.1 1.1 核反应堆安全的概念核反应堆安
13、全的概念 核科学与技术学院 College of Nuclear Science and Technology风险与安全风险与安全 风险风险：生命与财产损失或损伤生命与财产损失或损伤的的可能性可能性。事件发生造成事件发生造成的后果的后果事件发生事件发生的频率的频率数学语言数学语言事件发生造成的后果与事件发生的频率的乘积事件发生造成的后果与事件发生的频率的乘积单位时间损害R事件损害C单位时间事件P1.1 1.1 核反应堆安全的概念核反应堆安全的概念 核科学与技术学院 College of Nuclear Science and Technology安全：安全：面临的问题：安全与风险之间的权衡取舍
14、面临的问题：安全与风险之间的权衡取舍安全目标安全目标？1.1 1.1 核反应堆安全的概念核反应堆安全的概念如何以合理可行的手段尽可能降低风险如何以合理可行的手段尽可能降低风险没有危险、不受威胁、不出事故没有危险、不受威胁、不出事故 核科学与技术学院 College of Nuclear Science and Technology1.1 1.1 核反应堆安全的概念核反应堆安全的概念1 在核设施设计、制造、运行、及停役期间为保护在核设施设计、制造、运行、及停役期间为保护工作人员、公众和环境免受可能的工作人员、公众和环境免受可能的放射性危害放射性危害所所采取的措施的总和采取的措施的总和核安全定义核
15、安全定义2 实现正确的运行条件，防止事故发生或减轻事故实现正确的运行条件，防止事故发生或减轻事故后果，从而保护工作人员（和其他现场人员）、后果，从而保护工作人员（和其他现场人员）、公众和环境免受不适当的公众和环境免受不适当的辐射危害辐射危害。核科学与技术学院 College of Nuclear Science and Technology1.1 1.1 核反应堆安全的概念核反应堆安全的概念核安全措施核安全措施F保障所有设备正常运行，控制和减少对环境保障所有设备正常运行，控制和减少对环境的放射性废物排放；的放射性废物排放；F预防故障和事故的发生；预防故障和事故的发生；F限制发生的故障和事故的后
16、果。限制发生的故障和事故的后果。核科学与技术学院 College of Nuclear Science and Technology1.1 1.1 核反应堆安全的概念核反应堆安全的概念核安全的总目标核安全的总目标辐射防护目标辐射防护目标技术安全目标技术安全目标建立并维持一套有效的防护防御，以保护工建立并维持一套有效的防护防御，以保护工作人员、居民及环境免受作人员、居民及环境免受放射性危害放射性危害。这并不意味着核电厂不存在其它的、常规电厂都会造成的比较这并不意味着核电厂不存在其它的、常规电厂都会造成的比较普通的风险，如热排放对环境的影响、事故引起的核电设备损普通的风险，如热排放对环境的影响、事
17、故引起的核电设备损坏所造成的巨大经济损失等。对于这些常规风险我们也需予以坏所造成的巨大经济损失等。对于这些常规风险我们也需予以重视，但为了突出核电厂的特重视，但为了突出核电厂的特 殊性，它们不包括在核安全研殊性，它们不包括在核安全研究的范畴内。究的范畴内。核科学与技术学院 College of Nuclear Science and Technology1.1 1.1 核反应堆安全的概念核反应堆安全的概念核安全的总目标核安全的总目标辐射防护目标辐射防护目标技术安全目标技术安全目标保证在保证在所有运行状态所有运行状态下核动力厂内的辐射照射或由于该下核动力厂内的辐射照射或由于该核动力厂核动力厂任何
18、计划排放任何计划排放放射性物质引起的辐射照射保持放射性物质引起的辐射照射保持低低于规定限值于规定限值并且并且合理可行尽量低合理可行尽量低，保证减轻，保证减轻任何事故任何事故的放的放射性后果。射性后果。l 要求：要求：F 正常情况下具有一套完整的辐射防护措施正常情况下具有一套完整的辐射防护措施F 事故情况下具有一套减轻事故后果的措施事故情况下具有一套减轻事故后果的措施 核科学与技术学院 College of Nuclear Science and Technology1.1 1.1 核反应堆安全的概念核反应堆安全的概念核电站周围核电站周围0 0.0101毫希毫希/年年我国某些高本底地区我国某些高
19、本底地区3.703.70毫希毫希/年年砖房砖房0.750.75毫希毫希/年年宇宙射线宇宙射线0.450.45毫希毫希/年年水、粮食、蔬菜、空气水、粮食、蔬菜、空气0.250.25毫希毫希/年年土壤土壤0.150.15毫希毫希/年年乘飞机北京乘飞机北京-欧洲往返欧洲往返0.040.04毫希毫希/次次胸部透视胸部透视0.020.02毫希毫希/次次F辐射防护目标不排除人员受到辐射防护目标不排除人员受到有限的照射有限的照射，也不排除，也不排除法规法规许可许可的放射性物质从处于运行状态的核电厂向环境的排放。的放射性物质从处于运行状态的核电厂向环境的排放。F此种此种照射和排放照射和排放必须受到严格控制，并
20、且必须符合运行限必须受到严格控制，并且必须符合运行限值和辐射防护标准。值和辐射防护标准。核科学与技术学院 College of Nuclear Science and Technology有关国家和机构的定量安全目标有关国家和机构的定量安全目标国家（机构）国家（机构）堆芯损坏频堆芯损坏频率率（次（次/堆堆年）年）大量放射性释放概率大量放射性释放概率（次（次/堆堆年）年）IAEA10-510-6URD10-510-6EUR10-510-6美国美国10-410-6法国法国10-6英国英国10-510-7EPR10-510-6AP1000AP1000堆芯损坏频率达堆芯损坏频率达5.095.09101
21、0-7-7大量放射性释放概率达大量放射性释放概率达5.945.941010-8-8 核科学与技术学院 College of Nuclear Science and Technology1.1 1.1 核反应堆安全的概念核反应堆安全的概念核安全的总目标核安全的总目标辐射防护目标辐射防护目标技术安全目标技术安全目标F有很大把握预防核电厂事故的发生；有很大把握预防核电厂事故的发生；F对于核电厂设计中考虑的所有事故，甚至对于那些概率极小对于核电厂设计中考虑的所有事故，甚至对于那些概率极小 的事故都要确保其放射性后果是小的；的事故都要确保其放射性后果是小的；F保证那些会带来严重放射性后果的严重事故发生的
22、概率极低保证那些会带来严重放射性后果的严重事故发生的概率极低 DBADBA，确保放射性后果小，确保放射性后果小专设安全设施专设安全设施BDBABDBA，确保发生概率非常低，确保发生概率非常低规程性措施规程性措施预防事故的发生预防事故的发生设计运行中贯彻一系列安全原则设计运行中贯彻一系列安全原则设计基准事故：即核电站按确定的设计基准事故：即核电站按确定的设计准则在设计中采取了针对性措设计准则在设计中采取了针对性措施的那些事故工况，通过专设安全施的那些事故工况，通过专设安全设施即可应对。设施即可应对。超设计基准事故：对于有超设计基准事故：对于有些严重的事故，专设安全些严重的事故，专设安全设施已不能
23、有效制止事故设施已不能有效制止事故的发展。的发展。核科学与技术学院 College of Nuclear Science and Technology1.1 1.1 核反应堆安全的概念核反应堆安全的概念l建立并维持一套有效的防护措施，以保证电建立并维持一套有效的防护措施，以保证电站工作人员、公众和环境免遭站工作人员、公众和环境免遭放射性危害放射性危害。核电站安全总目标核电站安全总目标解释性解释性(辅助辅助)目标目标 核科学与技术学院 College of Nuclear Science and Technology1.1 1.1 核反应堆安全的概念核反应堆安全的概念核安全分析的内容核安全分析的
24、内容l为了为了实现核安全目标实现核安全目标，核电厂设计时，要进行，核电厂设计时，要进行全面的安全分析，以便确定所有辐射的来源，全面的安全分析，以便确定所有辐射的来源，并评估核电厂工作人员和公众可能受到的辐射并评估核电厂工作人员和公众可能受到的辐射剂量，以及对环境的可能影响。剂量，以及对环境的可能影响。l核安全分析要考察以下内容：核安全分析要考察以下内容：F核动力厂所有计划的正常运行模式；核动力厂所有计划的正常运行模式；F发生预计运行事件时核电厂的性能；发生预计运行事件时核电厂的性能；F设计基准事故；设计基准事故；F可能导致严重事故的事件序列。可能导致严重事故的事件序列。核科学与技术学院 Col
25、lege of Nuclear Science and Technology 核科学与技术学院 College of Nuclear Science and Technology1.1 1.1 核反应堆安全的概念核反应堆安全的概念核安全的重要性核安全的重要性核电的重要性核电的重要性:国家安全国家安全环境保护环境保护核电站存在着潜在的风险核电站存在着潜在的风险核安全是发展核电的前提与基础核安全是发展核电的前提与基础 核科学与技术学院 College of Nuclear Science and Technology1.1 1.1 核反应堆安全的概念核反应堆安全的概念早期的核安全早期的核安全希平港
26、，希平港，1957年年12月月苏联首座试验核电站苏联首座试验核电站德累斯顿，德累斯顿，1960年年7月月 核科学与技术学院 College of Nuclear Science and Technology1.1 1.1 核反应堆安全的概念核反应堆安全的概念 50 50年代年代三哩岛事故三哩岛事故核电厂追求的目标核电厂追求的目标1.辐射防护目标辐射防护目标2.技术安全目标技术安全目标1.发电的经济性发电的经济性2.燃料的利用率燃料的利用率l 发展第一代核电：压水堆、沸水堆、气冷堆、重水堆、石墨水冷堆发展第一代核电：压水堆、沸水堆、气冷堆、重水堆、石墨水冷堆Gen IGen IIGen IIIG
27、en IV195019601970198019902000201020202030 核科学与技术学院 College of Nuclear Science and Technology1.1 1.1 核反应堆安全的概念核反应堆安全的概念三哩岛事故三哩岛事故切尔诺贝利事故切尔诺贝利事故Gen IGen IIGen IIIGen IV195019601970198019902000201020202030l 19701970年年19861986年第二次石油危机促进了核电的大年第二次石油危机促进了核电的大规模发展，形成了第二代核电技术，标志：规模发展，形成了第二代核电技术，标志：1 1、标准化、标准
28、化2 2、大容量、大容量3 3、安全性、安全性4 4、批量化、批量化1 1、发展发展PSA技术技术2 2、技术改进：硬件与后援、应急等技术改进：硬件与后援、应急等3 3、人因技术人因技术4 4、固有安全概念固有安全概念 核科学与技术学院 College of Nuclear Science and Technology1.1 1.1 核反应堆安全的概念核反应堆安全的概念切尔诺贝利事故之后切尔诺贝利事故之后Gen IGen IIGen IIIGen IV195019601970198019902000201020202030l 开始提出并研发开始提出并研发更为安全可信更为安全可信、经济经济的核电
29、站或的核电站或核能利用技术。核能利用技术。F重要启示：安全第一、质量第一重要启示：安全第一、质量第一F首次提出了首次提出了核安全文化核安全文化的概念的概念F安全相关新目标要求的提出安全相关新目标要求的提出FAP600AP600、CP600CP600、AP1000AP1000、EPREPR、ABWRABWRF19991999年开始四代技术的研发，成立年开始四代技术的研发，成立GIFGIF论坛论坛 核科学与技术学院 College of Nuclear Science and Technology1.2 核反应堆安全特征 核科学与技术学院 College of Nuclear Science an
30、d Technology1.2 核反应堆安全特征1、强放射性、强放射性 核能释放伴随着大量放射性物质生成核能释放伴随着大量放射性物质生成 1000MWe压水堆裂变产物放射性高达压水堆裂变产物放射性高达1020Bq 防止放射性辐照危害防止放射性辐照危害2、高温高压水、高温高压水 压力压力15.5MPa，温度，温度330 防止压力过高、过低现象。防止压力过高、过低现象。核科学与技术学院 College of Nuclear Science and Technology1.2 核反应堆安全特征3、衰变余热、衰变余热 2.002.00)(0622.0)(tttPtPdWigner-Way公式公式停堆功
31、率曲线图停堆功率曲线图停堆停堆3h，1%额定功率额定功率停堆停堆4周，周，0.1%额定功率额定功率050100150200250300350200400600800100012001400MCSTtime/s su sd blanket 核科学与技术学院 College of Nuclear Science and Technology1.3 核电厂的安全对策 在所有情况下在所有情况下 有效控有效控制反应性制反应性确保堆确保堆 芯冷却芯冷却 包容放包容放射性产物射性产物 核科学与技术学院 College of Nuclear Science and Technology1.3 核电厂的安全对策
32、1 1、有效控制反应性、有效控制反应性燃料消耗、裂变产物积累，反应堆功率变化燃料消耗、裂变产物积累，反应堆功率变化控制类型控制类型:紧急停堆、功率控制、补偿控制紧急停堆、功率控制、补偿控制控制方式控制方式:控制棒、可燃毒物、可溶毒物控制棒、可燃毒物、可溶毒物fpk 核科学与技术学院 College of Nuclear Science and Technology1.3 核电厂的安全对策F正常运行情况下堆芯冷却正常运行情况下堆芯冷却F反应堆停闭情况下堆芯冷却反应堆停闭情况下堆芯冷却F事故工况堆芯冷却事故工况堆芯冷却2、确保堆芯冷却、确保堆芯冷却 核科学与技术学院 College of Nucl
33、ear Science and Technology1.3 核电厂的安全对策2、确保堆芯冷却、确保堆芯冷却F一回路冷却剂在流过反应一回路冷却剂在流过反应堆堆芯时受热，而在堆堆芯时受热，而在蒸汽蒸汽发生器内被冷却发生器内被冷却。F蒸汽发生器的二回路侧由蒸汽发生器的二回路侧由正常的正常的主给水系统主给水系统或或辅助辅助给水系统给水系统供应给水。供应给水。F甩负荷时，蒸汽通过蒸汽甩负荷时，蒸汽通过蒸汽旁路系统排放旁路系统排放到凝汽器或到凝汽器或排向大气排向大气。F蒸汽发生蒸汽发生器或余热器或余热排出系统排出系统继续导出继续导出堆芯余热。堆芯余热。F SG的给水由辅助给水系统提的给水由辅助给水系统提供
34、，蒸汽由蒸汽旁路系统排供，蒸汽由蒸汽旁路系统排向大气。向大气。F 一回路温度、压力下降到一一回路温度、压力下降到一定值时，由余热排出系统加定值时，由余热排出系统加以冷却。以冷却。F 蒸汽管道破口时，蒸汽管道破口时，安注系统安注系统向堆芯注入含硼水向堆芯注入含硼水。F 一回路系统出现破口时，安一回路系统出现破口时，安注系统和安全壳喷淋系统。注系统和安全壳喷淋系统。正常运行正常运行停闭停闭事故工况事故工况 核科学与技术学院 College of Nuclear Science and Technology1.3 核电厂的安全对策3、包容放射性产物、包容放射性产物保持现场或厂房的保持现场或厂房的相对
35、负压相对负压，防止放射性气体或尘埃向其，防止放射性气体或尘埃向其它它区域扩散区域扩散。蒸发浓缩蒸发浓缩蒸馏水蒸馏水液体液体蒸发浓缩蒸发浓缩测定测定固化固化埋入地下埋入地下释放海中释放海中硼回收系统或废液处理系统硼回收系统或废液处理系统气体气体厂房换气活性炭活性炭过滤器过滤器排气塔放出排气塔放出排放排放检测检测 核科学与技术学院 College of Nuclear Science and Technology1.3 核电厂的安全对策F隔离包容隔离包容措施措施多多道屏障道屏障 1.燃料元件包壳燃料元件包壳 2.一回路压力边界一回路压力边界 3.安全壳安全壳确保屏障确保屏障有效性有效性和和完完整性
36、整性3、包容放射性产物、包容放射性产物 核科学与技术学院 College of Nuclear Science and TechnologyTHE END核安全基础核动力仿真研究中心 核科学与技术学院 College of Nuclear Science and Technology第二章 反应堆安全设施2.1 反应性控制2.2 反应堆保护系统2.3 专设安全设施 核科学与技术学院 College of Nuclear Science and Technologyv反应堆的运行中会产生大量放射性物质，一旦发生严重的堆芯损毁事故，同时又发生一回路压力边界和安全壳破损的情况，将有可能有大量的放射性
37、物质释放到环境中，造成严重的环境污染。为什么要有反应堆安全设施？核科学与技术学院 College of Nuclear Science and Technology三套系统1.反应堆控制系统：控制反应性，使反应堆功率跟踪电网变化；2.安全保护系统：在出现超出反应堆控制系统调整能力的过渡工况时使反应堆安全停闭；3.专设安全设施：减轻事故所造成的后果。核科学与技术学院 College of Nuclear Science and Technology实现的功能：力图保持三道屏障完整！l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l有效地控制反应性l确保堆芯冷却l包容放射性产物 核科学与
38、技术学院 College of Nuclear Science and Technology控制反应性的手段：1.向堆芯插入或抽出中子吸收体；2.改变反应堆燃料的富集度；3.移动反射层；4.改变中子的泄漏。2.1 反应性的控制实际使用的方法：向堆芯插入或抽出中子吸收体2.1.1 反应性控制的方法 核科学与技术学院 College of Nuclear Science and Technology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反应
39、性控制的三种类型 核科学与技术学院 College of Nuclear Science and Technology吸收体引入堆芯的三种方式v补偿棒-补偿控制v调节棒-功率控制v安全棒-紧急停堆控制v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液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。核科学与技术
40、学院 College of Nuclear Science and Technologyv反应性反馈效应：1.燃料的多普勒效应2.慢化剂的温度效应和空泡效应2.1.2 堆芯内固有的反应性控制 核科学与技术学院 College of Nuclear Science and Technology基本要求：1.应能及时调节反应堆功率，以适应外界负荷变化的要求，并能建立新工况下个主要热工参数的稳态值；2.应能改善核动力装置的过渡过程特性。2.1.3 反应堆功率调节系统 核科学与技术学院 College of Nuclear Science and Technology反应堆功率的过冲负荷%时间9010
41、0106汽机负荷堆功率 核科学与技术学院 College of Nuclear Science and Technology堆内设置两套按不同原理设计、彼此独立的反应性控制系统，例如压水堆内：1.棒束型控制棒组件2.化学容积控制系统3.限制每根可移动控制棒的反应性当量4.设置限制控制棒提升速度的连锁装置2.1.4 反应性控制的安全性 核科学与技术学院 College of Nuclear Science and Technology功能：1.在反应堆启动和提升功率过程中，限制反应堆功率增长的速率，保证反应堆安全启动；2.带功率运行中，限制反应堆的功率、温度、压力、水位和流量等参数变化，是堆运行
42、在安全限度所允许范围内；3.异常工况时，能执行保护反应堆的动作，立即消除事故隐患。2.2 反应堆保护系统 核科学与技术学院 College of Nuclear Science and Technologyv保护系统可靠性的两个含义：1.具有最佳的安全性能（保持良好性能）2.具有最佳的连续运行性能（自身故障不会引起停堆）2.2.1 设计原则五个原则：1.单一故障准则2.设置多重的保护参数3.失事安全的原则4.具有运行校验功能5.保护动作要快 核科学与技术学院 College of Nuclear Science and Technology2.2.2 保护参数及其动作方式序号保护参数动作方式符
43、合度备注12功率量程高中子通量功率量程高中子通量汽轮机减负荷，禁止提棒停堆1/42/4F防止燃料元件烧毁345中间量程高中子通量中间量程短周期中间量程短周期停堆禁止提棒停堆2/21/22/2防止启动事故6源量程短周期禁止提棒1/2防止启动事故7超温T汽轮机减负荷，禁止提棒2/4保证最小烧毁比8超功率T同上2/4防止堆芯功率密度超限9中子通量畸变汽轮机减负荷，禁止自动提棒1/4防止局部元件烧毁10稳压器低压停堆2/4防止堆芯沸腾11稳压器高压停堆2/4防止一回路管道破裂12控制棒失落汽轮机减负荷，禁止自动提棒1/27防止局部元件烧毁1314蒸汽发生器低水位蒸汽发生器低水位控制棒插入，汽轮机减负荷
44、停堆1/42/4避免蒸汽发生器烧干，堆芯热量带不出去导致烧毁1516冷却剂泵停转低频，低电压冷却剂泵停转低频，低电压控制棒插入，汽轮机减负荷停堆1/42/4保护堆芯免受烧毁1718冷却剂流量低冷却剂流量低控制棒棒插入，汽轮机减负荷停堆1/42/4同上19汽轮机甩负荷，堆降功率控制棒插入1/2跟踪负荷变化20控制棒插入极限报警1/4作为加硼操作信号21汽机停机停堆22地震停堆1/1 核科学与技术学院 College of Nuclear Science and Technology短周期事故中功率上升曲线0.00.10.20.30.40.00.51.01.52.02.53.0 相对功率时间 s
45、停堆系统有0.04秒延迟 停堆系统无延迟 核科学与技术学院 College of Nuclear Science and Technology2.3 专设安全设施v安全注入系统（ECCS）v安全壳系统v辅助給水系统 核科学与技术学院 College of Nuclear Science and Technology设置专设安全设施的必要性事故工况下，正常的控制保护系统不足以保障堆芯的冷却。失水事故下，即使反应堆紧急停闭，由于积聚的贮热和衰变热的作用，仍然有可能烧毁燃料包壳，甚至使堆芯熔化。冷却剂大量外泄，引起安全壳内压力升高，危及安全壳的完整性。v发生失水事故时，向堆芯注入含硼水；v阻止放射性
46、物质向大气排放；v阻止安全壳中氢气浓集；v向蒸汽发生器事故供水。专设安全设施的功能：核科学与技术学院 College of Nuclear Science and Technology设计原则v设备必须高度可靠v系统要有多重性v系统必须各自独立v系统应能定期检查v必须具备可靠电源v必须具备充足的水源 核科学与技术学院 College of Nuclear Science and Technology安全注射系统又可称作应急堆芯冷却系统，主要用途是：当一回路主系统的管道或设备发生破裂而引起失水事故时，安全注射系统能为堆芯提供应急的和持续的冷却，在事故发生的第一阶段，尽快将硼水直接注入堆芯，并在一
47、定时间后，过渡到第二阶段，利用积聚在安全壳地坑里的水再循环，防止燃料元件包壳因堆芯失水而烧毁。当化学和容积控制系统失效时，补偿一回路少量的泄漏，以保持稳压器内的水位。发生蒸汽管道破裂事故时，安全注射系统能将含高浓度硼酸的水注入堆芯。抵消因慢化剂过度冷却所减少的负反应性，防止反应堆重返临界。为了实现上述三个功能，安全注射系统必须能根据事故引起一回路系统压降的变化情况，在不同的压力状态下介入。为此，本系统分为三个子系统：高压注射管系，蓄压注射管系及低压注射管系。2.3.1 安全注入系统 核科学与技术学院 College of Nuclear Science and Technology 核科学与技
48、术学院 College of Nuclear Science and Technology 高压注射管系用于压水堆冷却剂系统的小泄漏事故。主要目的：维持冷却剂系统压力稍低于正常的值，使压水堆正常停闭。当主系统因发生破损事故，压力下降至一定值，或蒸汽管道发生大破裂时，高压安全注射泵被启动，将换料水箱内2000ppm左右的硼水注入堆芯，防止反应堆重返临界和注入冷水以冷却和淹没堆芯。为了保证能可靠地注入，注入管经硼注入箱接在每一条环路的冷管段或冷、热管段。硼注入箱是一个容积为34m3的容器，安装在高压安全注射泵出口端，即冷管段管线上，这是为了将硼酸溶液以最快的速度注入堆芯。箱内装满浓度为12酸溶液(
49、21000ppm)，在安全注射信号将隔离阀门打开时，硼酸就注入压水堆堆芯，硼注入箱本身有一个循环加热系统，以保持硼酸溶液的温度，防止硼结晶析出.高压安注系统由换料水箱、高压安注泵、浓硼酸再循环回路、注入管线、相关阀门等组成。核科学与技术学院 College of Nuclear Science and Technology在一回路管道发生破裂，引起压力急剧下降的情况下，需依靠蓄压注射管系在最短的时间内淹没堆芯以避免燃料元件的熔化。蓄压注射管系的每一个管路有一个安全注入箱(又称蓄压箱)，其容积约4060m3，内储存浓度为2000ppm的硼水，顶部充有压力为4.2MPa的氮气以加压，每只安全注入箱
50、设有水位测量装置，用以监测箱内水的体积，并经由一只电动隔离阀和两只串联的逆止阀，连向冷却剂系统。蓄压注入动作是完全自动的：正常运行时，电动隔离阀是打开的，当堆芯冷却剂压力迅速降低到低于安全注入箱内的氮气压力时，硼水就顶开逆止阀从一回路冷管段注入堆内。核科学与技术学院 College of Nuclear Science and Technology 核科学与技术学院 College of Nuclear Science and Technology 低压注射管系在冷却剂管道大破裂，冷却剂压力急剧降低时用，以淹没堆芯，和保证堆芯内水的流动以便导出余热。低压注射管系在冷却剂压力下降到0.7MPa时
