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研究方向
核反应堆热工水力
核安全与系统仿真
反应堆结构材料
核燃料循环
核辐射防护与环境保护
核电关键设备
核反应堆物理
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非能动安全系统相关技术是第三代核电系统的关键技术,是当前我国引进AP1000第三代核电技术后需重点消化吸收的关键技术,也是国家大型先进压水堆核电站示范工程需重点攻克的关键技术。所谓非能动安全,是建立在惯性原理(如泵惰转)、重力法则(如位差)、热传递法则等基础上的非能动设备(无源设备)的安全性,即反应堆安全功能的实现不需要依赖外来的动力。
    非能动安全系统为核电站提供了安全和保护性能,通过建立和维持堆芯冷却以及确保堆芯的完整性。非能动安全系统满足了单一故障准则以及概率风险评价(PRA)的要求。非能动系统比起传统的压水堆的安全系统要简单的多。它们包含的部件大幅减少,从而减少了必需的测试、检查和维护。非能动安全系统的遥控阀数量只有一般能动安全系统的1/3,而且无需安全泵。同样重要的是,非能动安全系统不需要对电厂、堆芯、反应堆冷却剂系统(RCS)或安全壳的其他设计做太大的变动。此外,非能动安全系统不需要一般核电厂能动安全系统所需的大型支持网络,包括交流电源,供暖系统等。非能动安全系统主要包括非能动安全注入系统、非能动余热排出系统、非能动安全壳冷却系统、严重事故非能动缓解系统等。
    非能动堆芯冷却系统(PXS)的主要功能是:在假想设计基准事故的情况下提供应急堆芯冷却;当发生功率瞬变或事故工况时,在化容控制系统提供的补水丧失或者冷却不足的情况下,非能动的堆芯冷却系统响应,为反应堆冷却剂系统提供补水;应急堆芯衰变热排出;应急补充一回路冷却剂和补充硼溶液。非能动堆芯冷却系统(PXS)利用三种水源来维持堆芯冷却,这些水源包括两个与传统设计相似的蓄压式安注箱(ACC),两个新增加的堆芯补水箱(CMT),位于安全壳内的换料水箱(IRWST)。
    非能动余热排出由非能动堆芯冷却系统提供的一套100%容量非能动余热排出的热交换器来完成。非能动余热排出热交换器(PRHR HX)通过入口和出口管线连接到反应堆冷却剂系统环路,自然循环(即由温差产生的水密度差异而引起的循环)将为水流提供源动力。PRHR HX 保护核电厂免受导致正常的蒸汽发生器给水和蒸汽系统失常的瞬态的影响。PRHR HX满足关于给水丧失、给水管道和蒸汽管道破裂的核安全准则。安全壳内换料水箱为PRHR HX提供了热阱。安全壳内换料水贮存箱(IRWST)中的水在沸腾之前足以吸收衰变热长达超过1小时。一旦开始沸腾, 蒸汽会排向安全壳, 这部分蒸汽在钢制安全壳容器上冷凝, 凝结水在收集以后依靠重力重新疏排到IRWST中。PRHR HX和非能动安全壳冷却系统提供了长期的衰变热排出能力,并且不需要操纵人员的行动。
    AP1000中提出的非能动安全壳冷却系统,其安全壳的主体部分是双壳壁结构的圆柱体。双壳间的环状通道被一个分隔板分成内外两个流道。空气由外壳上方进入外流道,在外流道下端进入内流道,然后经安全壳顶部流入周围大气。在事故工况下,安全壳内由于蒸汽的不断产生,导致安全壳内压力和温度上升,从而使内壳壁面的温度升高,驱动了空气流动,流动的空气带走了由安全壳内传出的热量。当空气换热不足时,来自于安全壳屏蔽厂房顶端的水箱由于重力疏排,浇洒到钢质安全壳表面,形成一层水膜,随着水膜的蒸发加强安全壳表面的冷却能力,保障安全壳的安全。

 

 

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