核動(dòng)力裝置課件

05-1月-23《核動(dòng)力裝置》13.4工程安全設(shè)施1.概述2.余熱排出系統(tǒng)3.安全注射系統(tǒng)與堆艙(安全殼)噴淋系統(tǒng)4.非能動(dòng)安全系統(tǒng)的概念29-12月-22《核動(dòng)力裝置》13.4工程安全設(shè)施1.05-1月-23《核動(dòng)力裝置》21.概述核反應(yīng)堆的潛在危險(xiǎn)性具有放射性停堆后存在衰變熱運(yùn)行時(shí)工質(zhì)為高溫高壓狀態(tài)事故后果三道安全屏蔽破裂，放射性物質(zhì)泄漏至環(huán)境堆芯失去充分冷卻，造成熔毀29-12月-22《核動(dòng)力裝置》21.概述核反應(yīng)堆的潛在危險(xiǎn)05-1月-23《核動(dòng)力裝置》3核安全三要素反應(yīng)性控制控制棒、硼酸溶液堆芯冷卻余熱排出、安全注射放射性產(chǎn)物的包容超壓保護(hù)、安全噴淋

只要滿足三要素的要求，核安全就能得到保證。29-12月-22《核動(dòng)力裝置》3核安全三要素反應(yīng)性控制05-1月-23《核動(dòng)力裝置》4設(shè)置工程安全設(shè)施的目的保證核動(dòng)力裝置運(yùn)行的安全，在事故工況下：防止放射性物質(zhì)泄漏防止堆芯損壞29-12月-22《核動(dòng)力裝置》4設(shè)置工程安全設(shè)施的目的保證05-1月-23《核動(dòng)力裝置》5功用

正常停堆、冷停堆及事故緊急停堆時(shí)，除去堆芯衰變熱及一回路系統(tǒng)顯熱（統(tǒng)稱余熱）。衰變熱

停堆后，堆芯由于裂變產(chǎn)物的放射性衰變而產(chǎn)生的熱量。熱停堆

停堆后，冷卻劑的溫度仍保持在接近運(yùn)行參數(shù)的狀態(tài)。冷停堆

停堆后，冷卻劑系統(tǒng)保持為常溫、常壓狀態(tài)。3.4.1余熱排出系統(tǒng)29-12月-22《核動(dòng)力裝置》5功用3.4.1余熱排出系統(tǒng)05-1月-23《核動(dòng)力裝置》6圖3-17停堆后衰變熱的變化29-12月-22《核動(dòng)力裝置》6圖3-17停堆后衰變熱05-1月-23《核動(dòng)力裝置》7圖3-17停堆后堆內(nèi)功率的變化29-12月-22《核動(dòng)力裝置》7圖3-17停堆后堆內(nèi)功率的05-1月-23《核動(dòng)力裝置》8影響余熱的主要因素瞬發(fā)中子引起的燃料裂變；堆結(jié)構(gòu)材料的蓄熱量；緩發(fā)中子引起的燃料裂變；運(yùn)行過(guò)程中積累的裂變產(chǎn)物的β和γ能量。29-12月-22《核動(dòng)力裝置》8影響余熱的主要因素瞬發(fā)中子05-1月-23《核動(dòng)力裝置》9圖3-18高壓型余熱排出系統(tǒng)29-12月-22《核動(dòng)力裝置》9圖3-18高壓型余熱排05-1月-23《核動(dòng)力裝置》10高壓型余熱排出系統(tǒng)的特點(diǎn)自身不設(shè)置余熱排出泵，依靠主泵提供循環(huán)動(dòng)力；直接用海水或設(shè)備冷卻水進(jìn)行冷卻；系統(tǒng)壓力接近反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)；備用時(shí)由小股流量預(yù)熱；冷卻器置于高位，有一定自然循環(huán)能力。29-12月-22《核動(dòng)力裝置》10高壓型余熱排出系統(tǒng)的特點(diǎn)05-1月-23《核動(dòng)力裝置》11圖3-19潛艇的事故冷卻系統(tǒng)29-12月-22《核動(dòng)力裝置》11圖3-19潛艇的事故05-1月-23《核動(dòng)力裝置》12圖3-20低壓型余熱除去系統(tǒng)29-12月-22《核動(dòng)力裝置》12圖3-20低壓型余熱05-1月-23《核動(dòng)力裝置》13低壓型余熱排出系統(tǒng)的特點(diǎn)停堆后，由反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)將冷卻劑溫度降至150℃以下，壓力降至1.53MPa以下時(shí)，本系統(tǒng)才投入運(yùn)行停堆后24小時(shí)以內(nèi)，可把冷卻劑溫度降到60℃以下系統(tǒng)發(fā)生故障而用一臺(tái)熱交換器和一臺(tái)泵運(yùn)行時(shí)，也能將冷卻劑溫度保持在150℃以下單臺(tái)余熱排出熱交換器的傳熱量為159.32kW，冷卻劑總流量為20m3/h在旁通管上有控制閥，用以調(diào)節(jié)旁通流量，控制冷卻速度需設(shè)置事故工況專用的危急冷卻系統(tǒng)。29-12月-22《核動(dòng)力裝置》13低壓型余熱排出系統(tǒng)的特點(diǎn)05-1月-23《核動(dòng)力裝置》14余熱排出方式之一——分階段排出第一階段正常熱停堆或者冷停堆時(shí)初期，反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)繼續(xù)運(yùn)行，蒸汽發(fā)生器產(chǎn)生的蒸汽經(jīng)蒸汽排放系統(tǒng)排往冷凝器。第二階段冷卻劑溫度降低到150℃以下，余熱排出系統(tǒng)投入運(yùn)行，用海水通過(guò)余熱排出冷卻器對(duì)堆芯冷卻劑繼續(xù)冷卻，直至冷停堆狀態(tài)。適用于低壓型余熱排出系統(tǒng)“陸奧”號(hào)、核電廠中采用這種方式29-12月-22《核動(dòng)力裝置》14余熱排出方式之一——05-1月-23《核動(dòng)力裝置》15余熱排出方式之二——直接排出措施一正常冷停堆時(shí)，余熱排出系統(tǒng)直接投入，對(duì)反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)進(jìn)行冷卻措施二事故停堆時(shí)，依靠自然循環(huán)冷卻堆芯，采用事故冷卻系統(tǒng)導(dǎo)出熱量（需要專門設(shè)計(jì)，如非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)）29-12月-22《核動(dòng)力裝置》15余熱排出方式之二——05-1月-23《核動(dòng)力裝置》16復(fù)習(xí)余熱排出系統(tǒng)的功能高壓余熱排出系統(tǒng)的特點(diǎn)低壓余熱排出系統(tǒng)的特點(diǎn)29-12月-22《核動(dòng)力裝置》16復(fù)習(xí)余熱排出系統(tǒng)的功能05-1月-23《核動(dòng)力裝置》173.4.2安全注射系統(tǒng)與堆艙（安全殼）噴淋系統(tǒng)安全注射系統(tǒng)（應(yīng)急堆芯注水系統(tǒng)）在失水、停泵、斷電及蒸汽管道破裂等事故工況下，向堆芯應(yīng)急注水，以除去余熱，避免堆芯燒毀。安全噴淋系統(tǒng)在失水事故或堆艙（安全殼）內(nèi)主蒸汽管道破裂等事故工況下，向堆艙（安全殼）內(nèi)噴淋冷卻水，以控制堆艙內(nèi)的壓力和溫度，并可清洗放射性物質(zhì)，避免第三道安全屏障破裂。29-12月-22《核動(dòng)力裝置》173.4.2安全注射系統(tǒng)與05-1月-23《核動(dòng)力裝置》18失水事故（LOCA）LOCA（LossofCoolantAccident）

反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的承壓邊界發(fā)生破損，冷卻劑無(wú)控制的流出。LOCA的后果大量冷卻劑通過(guò)破口流出，流過(guò)堆芯流量迅速減小，而且由于系統(tǒng)泄壓，堆芯出現(xiàn)蒸汽，造成堆芯傳熱惡化漏出的冷卻劑瞬間汽化，使堆艙（安全殼）內(nèi)的溫度、壓力和放射性劑量水平迅速升高，威脅到第三道安全屏障的完整性29-12月-22《核動(dòng)力裝置》18失水事故（LOCA）LO05-1月-23《核動(dòng)力裝置》19失水事故（LOCA）的分類按破口大小可分為：小破口：如蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂；中破口：與主管道相聯(lián)的支管破裂；大破口：主管道破裂。29-12月-22《核動(dòng)力裝置》19失水事故（LOCA）的分05-1月-23《核動(dòng)力裝置》20主蒸汽管道斷裂事故（MSLB）MSLB（MainSteamLineBreak）將蒸汽發(fā)生器產(chǎn)生的新蒸汽輸送至二回路主汽輪機(jī)的蒸汽管道破裂，大量蒸汽泄漏到艙室中MSLB的后果位于堆艙（安全殼）內(nèi)的主蒸汽管道斷裂，大量蒸汽漏入艙室，使溫度、壓力升高，威脅第三道安全屏障的完整性蒸汽負(fù)荷急劇增加，使冷卻劑溫度迅速降低，引入較大正反應(yīng)性，使堆功率迅速升高，造成超功率29-12月-22《核動(dòng)力裝置》20主蒸汽管道斷裂事故（MS05-1月-23《核動(dòng)力裝置》21圖3-21安全注射系統(tǒng)的流程29-12月-22《核動(dòng)力裝置》21圖3-21安全注射系05-1月-23《核動(dòng)力裝置》22安全注射系統(tǒng)的工作過(guò)程——小破口泄漏量小，反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)（RCS）壓力下降較慢穩(wěn)壓器水位有較明顯的下降在高壓下向RCS注水，以補(bǔ)充穩(wěn)壓器液位的降低使用充填泵獲得高壓頭，但注水量較?。?m3/h）實(shí)際上是使用容積控制系統(tǒng)向RCS補(bǔ)水這時(shí)為高壓安注階段29-12月-22《核動(dòng)力裝置》22安全注射系統(tǒng)的工作過(guò)程—05-1月-23《核動(dòng)力裝置》23安全注射系統(tǒng)的工作過(guò)程——中破口泄漏明顯，反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)（RCS）壓力下降明顯穩(wěn)壓器水位下降明顯在中壓下向RCS注水，以補(bǔ)充穩(wěn)壓器液位的降低方案1：使用補(bǔ)水泵，注水量略大（9.6m3/h）方案2：使用應(yīng)急衰變熱排出泵，水源為應(yīng)急注水箱根據(jù)情況使用補(bǔ)水系統(tǒng)或?qū)ｉT的安注系統(tǒng)向RCS補(bǔ)水這時(shí)為中、低壓安注階段29-12月-22《核動(dòng)力裝置》23安全注射系統(tǒng)的工作過(guò)程—05-1月-23《核動(dòng)力裝置》24安全注射系統(tǒng)的工作過(guò)程——大破口泄漏流量大，RCS壓力下降很快在低壓下向RCS注水，應(yīng)急冷卻堆芯使用應(yīng)急堆芯注水泵將一次屏蔽水箱的水注入RCS，注入流量較大(100m3/h)這時(shí)為低壓安注階段當(dāng)水箱水用完時(shí)，用排污泵將堆艙（安全殼）的艙底水注入堆芯這時(shí)為低壓安注階段的再循環(huán)工況29-12月-22《核動(dòng)力裝置》24安全注射系統(tǒng)的工作過(guò)程—05-1月-23《核動(dòng)力裝置》25堆艙（安全殼）噴淋系統(tǒng)的工作過(guò)程發(fā)生LOCA或堆艙（安全殼）內(nèi)出現(xiàn)MSLB時(shí)，堆艙（安全殼）內(nèi)溫度、壓力升高溫度或壓力達(dá)到規(guī)定的數(shù)值（整定值）時(shí)，噴淋系統(tǒng)自動(dòng)啟動(dòng)，噴淋水源來(lái)自應(yīng)急注水箱，噴淋流量20m3/h噴淋冷卻水使堆艙（安全殼）內(nèi)的蒸汽被冷凝成水，落到堆艙（安全殼）底部，成為艙底水噴淋系統(tǒng)也可以由操縱員根據(jù)具體情況手動(dòng)啟動(dòng)29-12月-22《核動(dòng)力裝置》25堆艙（安全殼）噴淋系統(tǒng)的05-1月-23《核動(dòng)力裝置》263.4.4非能動(dòng)安全系統(tǒng)的概念非能動(dòng)安全系統(tǒng)：是指利用自然循環(huán)、蓄熱、蒸發(fā)、熱傳導(dǎo)、重力驅(qū)動(dòng)等一些簡(jiǎn)單但又從不失效的物理規(guī)律的作用，在反應(yīng)堆發(fā)生事故后，不依賴運(yùn)行人員的操縱和外部能源的供給，而依靠非能動(dòng)部件自身蘊(yùn)含的能量完成相應(yīng)的安全功能。29-12月-22《核動(dòng)力裝置》263.4.4非能動(dòng)安全系05-1月-23《核動(dòng)力裝置》27非能動(dòng)系統(tǒng)類型系統(tǒng)不需要外部動(dòng)力—無(wú)移動(dòng)工質(zhì)、無(wú)移動(dòng)的機(jī)械部件。利用系統(tǒng)的固有屬性，如：熱源和冷源之間熱連續(xù)通道的熱傳導(dǎo)和熱輻射。系統(tǒng)動(dòng)作由內(nèi)部參數(shù)變化引起，在實(shí)現(xiàn)其功能過(guò)程中有工質(zhì)的流動(dòng)—無(wú)運(yùn)動(dòng)的機(jī)械部件，如：在熱源與熱阱間沿某一特定通道自然循環(huán)、液閥或密度鎖。系統(tǒng)功能基于不可逆動(dòng)作或變化的某些設(shè)備，（安全隔離膜、止回閥、彈簧式安全閥和噴注箱等）。29-12月-22《核動(dòng)力裝置》27非能動(dòng)系統(tǒng)類型系統(tǒng)不需要05-1月-23《核動(dòng)力裝置》28非能動(dòng)系統(tǒng)優(yōu)點(diǎn)非能動(dòng)安全的設(shè)計(jì)降低或消除了事故條件下對(duì)操縱員及外部動(dòng)力設(shè)備的依賴，具有更高的安全性和可靠性；按照非能動(dòng)安全的設(shè)計(jì)原則，核動(dòng)力裝置中不必設(shè)計(jì)大量的冗余安全工程設(shè)施，簡(jiǎn)化了系統(tǒng)和設(shè)施，降低了投資。29-12月-22《核動(dòng)力裝置》28非能動(dòng)系統(tǒng)優(yōu)點(diǎn)非能動(dòng)安全05-1月-23《核動(dòng)力裝置》29壓水堆核電站中采用的非能動(dòng)安全設(shè)計(jì)全功率自然循環(huán)一回路設(shè)計(jì)；完全非能動(dòng)的余熱排出系統(tǒng)；重力驅(qū)動(dòng)、壓力驅(qū)動(dòng)、一回路蒸汽驅(qū)動(dòng)的堆芯應(yīng)急冷卻系統(tǒng)；大水池安全殼、帶外水池的安全殼、帶噴淋冷卻的安全殼、帶肋片的空氣自然對(duì)流冷卻安全殼、模塊化的完全非能動(dòng)冷卻小型安全殼；一回路泄壓；一回路緊急隔離冷凝器；堆頂安裝的水力驅(qū)動(dòng)控制棒；控制室非能動(dòng)可居留條件保障系統(tǒng)。29-12月-22《核動(dòng)力裝置》29壓水堆核電站中采用的非能05-1月-23《核動(dòng)力裝置》303.5放射性廢物處理系統(tǒng)1.放射性廢物的來(lái)源2.處理原則3.設(shè)計(jì)思想4.設(shè)計(jì)條件5.放射性廢液的來(lái)源及處理方法6.放射性廢氣的來(lái)源及處理措施29-12月-22《核動(dòng)力裝置》303.5放射性廢物處理05-1月-23《核動(dòng)力裝置》311.放射性廢物的來(lái)源空氣、冷卻劑以及冷卻劑中的雜質(zhì)、腐蝕產(chǎn)物受輻照產(chǎn)生放射性同位素燃料元件包殼破損，裂變產(chǎn)物擴(kuò)散到冷卻劑中（由凈化系統(tǒng)通過(guò)過(guò)濾、離子交換除去）檢修時(shí)被放射性污染的工具、衣物等（核潛艇中主要是凈化系統(tǒng)使用過(guò)的離子交換樹脂）放射性廢物有固體、氣體、液體三種形式，稱放射性三廢29-12月-22《核動(dòng)力裝置》311.放射性廢物的來(lái)源空氣05-1月-23《核動(dòng)力裝置》322.處理原則

船舶艙室空間有限，不可能設(shè)置工藝流程很復(fù)雜的系統(tǒng)。自然衰變；稀釋到允許標(biāo)準(zhǔn)后排放；船內(nèi)濃縮貯存，陸上處理。潛艇實(shí)行有條件地將放射性廢物直接向海洋排放的原則29-12月-22《核動(dòng)力裝置》322.處理原則船舶艙05-1月-23《核動(dòng)力裝置》333.設(shè)計(jì)思想

以“陸奧”號(hào)為例：廢液按放射性水平在船上分級(jí)貯存于不同的廢液箱內(nèi)，陸上處理固體廢物貯存于船上廢物艙內(nèi)，陸上處理廢氣經(jīng)船上通風(fēng)裝置處理，達(dá)到規(guī)定水平后向大氣排放29-12月-22《核動(dòng)力裝置》333.設(shè)計(jì)思想以05-1月-23《核動(dòng)力裝置》344.設(shè)計(jì)條件

以“陸奧”號(hào)為例：可處理連續(xù)航行6個(gè)月的廢物量；裂變產(chǎn)物按反應(yīng)堆運(yùn)行兩年內(nèi)包殼發(fā)生0.1%破損推算；腐蝕率按10毫克/分米2月計(jì)算；不考慮換料產(chǎn)生的廢物；每6個(gè)月只考慮兩次航行中冷停堆；航行中修理不排出冷卻劑。29-12月-22《核動(dòng)力裝置》344.設(shè)計(jì)條件以05-1月-23《核動(dòng)力裝置》355.放射性廢液的來(lái)源及處理方法來(lái)源一回路設(shè)備及閥的泄漏和排水一回路過(guò)濾器的反洗用水一回路取樣廢水受放射性污染的機(jī)械和設(shè)備的去污用水受放射性污染區(qū)域內(nèi)的艙底水處理方法船內(nèi)濃縮貯存，陸上處理29-12月-22《核動(dòng)力裝置》355.放射性廢液的來(lái)源及處05-1月-23《核動(dòng)力裝置》366.放射性廢氣的來(lái)源及處理措施來(lái)源燃料元件內(nèi)的裂變氣體通過(guò)燃料包殼破裂處進(jìn)入冷卻劑冷卻劑受中子輻照的生成物安全殼內(nèi)空氣受中子輻照的生成物處理措施在主抽氣器出口處設(shè)空氣凈化設(shè)備，可用活性炭吸附；直接從冷卻劑中分離（除氣）。29-12月-22《核動(dòng)力裝置》366.放射性廢氣的來(lái)源及處05-1月-23《核動(dòng)力裝置》37思考題設(shè)置工程安全設(shè)施的目的是什么?什么是衰變熱?余熱排出系統(tǒng)的功用是什么?高壓型和低壓型余熱排出系統(tǒng)各有什么特點(diǎn)？發(fā)生失水事故時(shí)安全注射系統(tǒng)及堆艙噴淋系統(tǒng)如何運(yùn)行?放射性廢物的來(lái)源有哪些?核動(dòng)力艦船進(jìn)行放射性廢物處理的基本原則是什么?29-12月-22《核動(dòng)力裝置》37思考題設(shè)置工程安全設(shè)施的05-1月-23《核動(dòng)力裝置》383.4工程安全設(shè)施1.概述2.余熱排出系統(tǒng)3.安全注射系統(tǒng)與堆艙(安全殼)噴淋系統(tǒng)4.非能動(dòng)安全系統(tǒng)的概念29-12月-22《核動(dòng)力裝置》13.4工程安全設(shè)施1.05-1月-23《核動(dòng)力裝置》391.概述核反應(yīng)堆的潛在危險(xiǎn)性具有放射性停堆后存在衰變熱運(yùn)行時(shí)工質(zhì)為高溫高壓狀態(tài)事故后果三道安全屏蔽破裂，放射性物質(zhì)泄漏至環(huán)境堆芯失去充分冷卻，造成熔毀29-12月-22《核動(dòng)力裝置》21.概述核反應(yīng)堆的潛在危險(xiǎn)05-1月-23《核動(dòng)力裝置》40核安全三要素反應(yīng)性控制控制棒、硼酸溶液堆芯冷卻余熱排出、安全注射放射性產(chǎn)物的包容超壓保護(hù)、安全噴淋

只要滿足三要素的要求，核安全就能得到保證。29-12月-22《核動(dòng)力裝置》3核安全三要素反應(yīng)性控制05-1月-23《核動(dòng)力裝置》41設(shè)置工程安全設(shè)施的目的保證核動(dòng)力裝置運(yùn)行的安全，在事故工況下：防止放射性物質(zhì)泄漏防止堆芯損壞29-12月-22《核動(dòng)力裝置》4設(shè)置工程安全設(shè)施的目的保證05-1月-23《核動(dòng)力裝置》42功用

正常停堆、冷停堆及事故緊急停堆時(shí)，除去堆芯衰變熱及一回路系統(tǒng)顯熱（統(tǒng)稱余熱）。衰變熱

停堆后，堆芯由于裂變產(chǎn)物的放射性衰變而產(chǎn)生的熱量。熱停堆

停堆后，冷卻劑的溫度仍保持在接近運(yùn)行參數(shù)的狀態(tài)。冷停堆

停堆后，冷卻劑系統(tǒng)保持為常溫、常壓狀態(tài)。3.4.1余熱排出系統(tǒng)29-12月-22《核動(dòng)力裝置》5功用3.4.1余熱排出系統(tǒng)05-1月-23《核動(dòng)力裝置》43圖3-17停堆后衰變熱的變化29-12月-22《核動(dòng)力裝置》6圖3-17停堆后衰變熱05-1月-23《核動(dòng)力裝置》44圖3-17停堆后堆內(nèi)功率的變化29-12月-22《核動(dòng)力裝置》7圖3-17停堆后堆內(nèi)功率的05-1月-23《核動(dòng)力裝置》45影響余熱的主要因素瞬發(fā)中子引起的燃料裂變；堆結(jié)構(gòu)材料的蓄熱量；緩發(fā)中子引起的燃料裂變；運(yùn)行過(guò)程中積累的裂變產(chǎn)物的β和γ能量。29-12月-22《核動(dòng)力裝置》8影響余熱的主要因素瞬發(fā)中子05-1月-23《核動(dòng)力裝置》46圖3-18高壓型余熱排出系統(tǒng)29-12月-22《核動(dòng)力裝置》9圖3-18高壓型余熱排05-1月-23《核動(dòng)力裝置》47高壓型余熱排出系統(tǒng)的特點(diǎn)自身不設(shè)置余熱排出泵，依靠主泵提供循環(huán)動(dòng)力；直接用海水或設(shè)備冷卻水進(jìn)行冷卻；系統(tǒng)壓力接近反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)；備用時(shí)由小股流量預(yù)熱；冷卻器置于高位，有一定自然循環(huán)能力。29-12月-22《核動(dòng)力裝置》10高壓型余熱排出系統(tǒng)的特點(diǎn)05-1月-23《核動(dòng)力裝置》48圖3-19潛艇的事故冷卻系統(tǒng)29-12月-22《核動(dòng)力裝置》11圖3-19潛艇的事故05-1月-23《核動(dòng)力裝置》49圖3-20低壓型余熱除去系統(tǒng)29-12月-22《核動(dòng)力裝置》12圖3-20低壓型余熱05-1月-23《核動(dòng)力裝置》50低壓型余熱排出系統(tǒng)的特點(diǎn)停堆后，由反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)將冷卻劑溫度降至150℃以下，壓力降至1.53MPa以下時(shí)，本系統(tǒng)才投入運(yùn)行停堆后24小時(shí)以內(nèi)，可把冷卻劑溫度降到60℃以下系統(tǒng)發(fā)生故障而用一臺(tái)熱交換器和一臺(tái)泵運(yùn)行時(shí)，也能將冷卻劑溫度保持在150℃以下單臺(tái)余熱排出熱交換器的傳熱量為159.32kW，冷卻劑總流量為20m3/h在旁通管上有控制閥，用以調(diào)節(jié)旁通流量，控制冷卻速度需設(shè)置事故工況專用的危急冷卻系統(tǒng)。29-12月-22《核動(dòng)力裝置》13低壓型余熱排出系統(tǒng)的特點(diǎn)05-1月-23《核動(dòng)力裝置》51余熱排出方式之一——分階段排出第一階段正常熱停堆或者冷停堆時(shí)初期，反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)繼續(xù)運(yùn)行，蒸汽發(fā)生器產(chǎn)生的蒸汽經(jīng)蒸汽排放系統(tǒng)排往冷凝器。第二階段冷卻劑溫度降低到150℃以下，余熱排出系統(tǒng)投入運(yùn)行，用海水通過(guò)余熱排出冷卻器對(duì)堆芯冷卻劑繼續(xù)冷卻，直至冷停堆狀態(tài)。適用于低壓型余熱排出系統(tǒng)“陸奧”號(hào)、核電廠中采用這種方式29-12月-22《核動(dòng)力裝置》14余熱排出方式之一——05-1月-23《核動(dòng)力裝置》52余熱排出方式之二——直接排出措施一正常冷停堆時(shí)，余熱排出系統(tǒng)直接投入，對(duì)反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)進(jìn)行冷卻措施二事故停堆時(shí)，依靠自然循環(huán)冷卻堆芯，采用事故冷卻系統(tǒng)導(dǎo)出熱量（需要專門設(shè)計(jì)，如非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)）29-12月-22《核動(dòng)力裝置》15余熱排出方式之二——05-1月-23《核動(dòng)力裝置》53復(fù)習(xí)余熱排出系統(tǒng)的功能高壓余熱排出系統(tǒng)的特點(diǎn)低壓余熱排出系統(tǒng)的特點(diǎn)29-12月-22《核動(dòng)力裝置》16復(fù)習(xí)余熱排出系統(tǒng)的功能05-1月-23《核動(dòng)力裝置》543.4.2安全注射系統(tǒng)與堆艙（安全殼）噴淋系統(tǒng)安全注射系統(tǒng)（應(yīng)急堆芯注水系統(tǒng)）在失水、停泵、斷電及蒸汽管道破裂等事故工況下，向堆芯應(yīng)急注水，以除去余熱，避免堆芯燒毀。安全噴淋系統(tǒng)在失水事故或堆艙（安全殼）內(nèi)主蒸汽管道破裂等事故工況下，向堆艙（安全殼）內(nèi)噴淋冷卻水，以控制堆艙內(nèi)的壓力和溫度，并可清洗放射性物質(zhì)，避免第三道安全屏障破裂。29-12月-22《核動(dòng)力裝置》173.4.2安全注射系統(tǒng)與05-1月-23《核動(dòng)力裝置》55失水事故（LOCA）LOCA（LossofCoolantAccident）

反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的承壓邊界發(fā)生破損，冷卻劑無(wú)控制的流出。LOCA的后果大量冷卻劑通過(guò)破口流出，流過(guò)堆芯流量迅速減小，而且由于系統(tǒng)泄壓，堆芯出現(xiàn)蒸汽，造成堆芯傳熱惡化漏出的冷卻劑瞬間汽化，使堆艙（安全殼）內(nèi)的溫度、壓力和放射性劑量水平迅速升高，威脅到第三道安全屏障的完整性29-12月-22《核動(dòng)力裝置》18失水事故（LOCA）LO05-1月-23《核動(dòng)力裝置》56失水事故（LOCA）的分類按破口大小可分為：小破口：如蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂；中破口：與主管道相聯(lián)的支管破裂；大破口：主管道破裂。29-12月-22《核動(dòng)力裝置》19失水事故（LOCA）的分05-1月-23《核動(dòng)力裝置》57主蒸汽管道斷裂事故（MSLB）MSLB（MainSteamLineBreak）將蒸汽發(fā)生器產(chǎn)生的新蒸汽輸送至二回路主汽輪機(jī)的蒸汽管道破裂，大量蒸汽泄漏到艙室中MSLB的后果位于堆艙（安全殼）內(nèi)的主蒸汽管道斷裂，大量蒸汽漏入艙室，使溫度、壓力升高，威脅第三道安全屏障的完整性蒸汽負(fù)荷急劇增加，使冷卻劑溫度迅速降低，引入較大正反應(yīng)性，使堆功率迅速升高，造成超功率29-12月-22《核動(dòng)力裝置》20主蒸汽管道斷裂事故（MS05-1月-23《核動(dòng)力裝置》58圖3-21安全注射系統(tǒng)的流程29-12月-22《核動(dòng)力裝置》21圖3-21安全注射系05-1月-23《核動(dòng)力裝置》59安全注射系統(tǒng)的工作過(guò)程——小破口泄漏量小，反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)（RCS）壓力下降較慢穩(wěn)壓器水位有較明顯的下降在高壓下向RCS注水，以補(bǔ)充穩(wěn)壓器液位的降低使用充填泵獲得高壓頭，但注水量較?。?m3/h）實(shí)際上是使用容積控制系統(tǒng)向RCS補(bǔ)水這時(shí)為高壓安注階段29-12月-22《核動(dòng)力裝置》22安全注射系統(tǒng)的工作過(guò)程—05-1月-23《核動(dòng)力裝置》60安全注射系統(tǒng)的工作過(guò)程——中破口泄漏明顯，反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)（RCS）壓力下降明顯穩(wěn)壓器水位下降明顯在中壓下向RCS注水，以補(bǔ)充穩(wěn)壓器液位的降低方案1：使用補(bǔ)水泵，注水量略大（9.6m3/h）方案2：使用應(yīng)急衰變熱排出泵，水源為應(yīng)急注水箱根據(jù)情況使用補(bǔ)水系統(tǒng)或?qū)ｉT的安注系統(tǒng)向RCS補(bǔ)水這時(shí)為中、低壓安注階段29-12月-22《核動(dòng)力裝置》23安全注射系統(tǒng)的工作過(guò)程—05-1月-23《核動(dòng)力裝置》61安全注射系統(tǒng)的工作過(guò)程——大破口泄漏流量大，RCS壓力下降很快在低壓下向RCS注水，應(yīng)急冷卻堆芯使用應(yīng)急堆芯注水泵將一次屏蔽水箱的水注入RCS，注入流量較大(100m3/h)這時(shí)為低壓安注階段當(dāng)水箱水用完時(shí)，用排污泵將堆艙（安全殼）的艙底水注入堆芯這時(shí)為低壓安注階段的再循環(huán)工況29-12月-22《核動(dòng)力裝置》24安全注射系統(tǒng)的工作過(guò)程—05-1月-23《核動(dòng)力裝置》62堆艙（安全殼）噴淋系統(tǒng)的工作過(guò)程發(fā)生LOCA或堆艙（安全殼）內(nèi)出現(xiàn)MSLB時(shí)，堆艙（安全殼）內(nèi)溫度、壓力升高溫度或壓力達(dá)到規(guī)定的數(shù)值（整定值）時(shí)，噴淋系統(tǒng)自動(dòng)啟動(dòng)，噴淋水源來(lái)自應(yīng)急注水箱，噴淋流量20m3/h噴淋冷卻水使堆艙（安全殼）內(nèi)的蒸汽被冷凝成水，落到堆艙（安全殼）底部，成為艙底水噴淋系統(tǒng)也可以由操縱員根據(jù)具體情況手動(dòng)啟動(dòng)29-12月-22《核動(dòng)力裝置》25堆艙（安全殼）噴淋系統(tǒng)的05-1月-23《核動(dòng)力裝置》633.4.4非能動(dòng)安全系統(tǒng)的概念非能動(dòng)安全系統(tǒng)：是指利用自然循環(huán)、蓄熱、蒸發(fā)、熱傳導(dǎo)、重力驅(qū)動(dòng)等一些簡(jiǎn)單但又從不失效的物理規(guī)律的作用，在反應(yīng)堆發(fā)生事故后，不依賴運(yùn)行人員的操縱和外部能源的供給，而依靠非能動(dòng)部件自身蘊(yùn)含的能量完成相應(yīng)的安全功能。29-12月-22《核動(dòng)力裝置》263.4.4非能動(dòng)安全系05-1月-23《核動(dòng)力裝置》64非能動(dòng)系統(tǒng)類型系統(tǒng)不需要外部動(dòng)力—無(wú)移動(dòng)工質(zhì)、無(wú)移動(dòng)的機(jī)械部件。利用系統(tǒng)的固有屬性，如：熱源和冷源之間熱連續(xù)通道的熱傳導(dǎo)和熱輻射。系統(tǒng)動(dòng)作由內(nèi)部參數(shù)變化引起，在實(shí)現(xiàn)其功能過(guò)程中有工質(zhì)的流動(dòng)—無(wú)運(yùn)動(dòng)的機(jī)械部件，如：在熱源與熱阱間沿某一特定通道自然循環(huán)、液閥或密度鎖。系統(tǒng)功能基于不可逆動(dòng)作或變化的某些設(shè)備，（安全隔離膜、止回閥、彈簧式安全閥和噴注箱等）。29-12月-22《核動(dòng)力裝置》27非能動(dòng)系統(tǒng)類型系統(tǒng)不需要05-1月-23《核動(dòng)力裝置》65非能動(dòng)系統(tǒng)優(yōu)點(diǎn)非能動(dòng)安全的設(shè)計(jì)降低或消除了事故條件下對(duì)操縱員及外部動(dòng)力設(shè)備的依賴，具有更高的安全性和可靠性；按照非能動(dòng)安全的設(shè)計(jì)原則，核動(dòng)力裝置中不必設(shè)計(jì)大量的冗余安全工程設(shè)施，簡(jiǎn)化了系統(tǒng)和設(shè)施，降低了投資。29-12月-22《核動(dòng)力裝置》28非能動(dòng)系統(tǒng)優(yōu)點(diǎn)非能動(dòng)安全05-1月-23《核動(dòng)力裝置》66壓水堆核電站中采用的非能動(dòng)安全設(shè)計(jì)全功率自然循環(huán)一回路設(shè)計(jì)；完全非能動(dòng)的余熱排出系統(tǒng)；重力驅(qū)動(dòng)、壓力驅(qū)動(dòng)、一回路蒸汽驅(qū)動(dòng)的堆芯應(yīng)急冷卻系統(tǒng)；大水池安全殼、帶外水池的安全殼、帶噴淋冷卻的安全殼、帶肋片的空氣自然對(duì)流冷卻安全殼、模塊化的完全非能動(dòng)冷卻小型安全殼；一回路泄壓；一回路緊急隔離冷凝器；堆頂安裝的水力驅(qū)動(dòng)控制棒；控制室非能動(dòng)可居留條件保障系統(tǒng)。29-12月-22《核動(dòng)力裝置》29壓水堆核電站中采用的非能05-1月-23《核動(dòng)力裝置》673.5放射性廢物處理系統(tǒng)1.放射性廢物的來(lái)源2.處理原則3.設(shè)計(jì)思想4.設(shè)計(jì)條件5.放射性廢液的來(lái)源及處理方法6.放射性廢氣的來(lái)源及處理措施29-12月-22《核動(dòng)力裝置》303.5放