反應(yīng)堆工程第十一講(文件)
【正文】 品； ? 核電廠廠區(qū)空氣中 γ的監(jiān)測； ? 沉降物樣品的分析； ? 各氣象站對氣象條件的系統(tǒng)監(jiān)測。在事故后的 2－ 6天煙云擴(kuò)展到東歐，中歐和南歐，以及亞洲 10000米高空。其中大部分受到了大于 ，最嚴(yán)重者為 － 。Sv。 68 ? 在事故后最初幾小時參加搶險工作的人員，電站和事故處理的部分人員受到了大劑量照射。 69 事故原因與經(jīng)驗(yàn)教訓(xùn) ? 切爾諾貝利事故是由過剩反應(yīng)性引入而造成的嚴(yán)重事故。在平衡燃耗和額定功率下空泡反應(yīng)性系數(shù)是正值，為 10E6/每 1％蒸汽容積；慢化劑 (石墨 )的溫度反應(yīng)性系數(shù)也是正值，為 6 10E5/℃ 。當(dāng)放射性物質(zhì)大量泄漏時，沒有任何防護(hù)設(shè)施能阻止它進(jìn)入大氣。 ? 防止高壓熔堆，寬限期（ grace period）大于 1小時，卸壓能力能夠確保壓力殼失效時反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的壓力低于 20巴； 76 ? 實(shí)際上排除“壓力殼內(nèi)蒸汽爆炸造成安全殼早期失效”，通過設(shè)計措施排除了壓力殼外的蒸汽爆炸； ? 防止氫氣燃爆，被動式復(fù)合器，安全殼承壓能力為 ； ? 采用專門的擴(kuò)展區(qū)域?qū)崿F(xiàn)堆芯熔融物的長期冷卻（堆芯捕集器）。 79 ? 通過重力非能動或由安全殼排熱系統(tǒng)的泵將換料水箱的水送入通道。 80 4 AP1000在嚴(yán)重事故對策上 所采取的措施 盡量采取非能動系統(tǒng)。 非能動安全殼冷卻 ? 依靠鋼安全殼容器外表面水的蒸發(fā)和空氣的自然循環(huán)。 87 ? 這一理念簡化專設(shè)安全設(shè)施，取消了一些安全系統(tǒng)的設(shè)置，或者降低了系統(tǒng)設(shè)備的安全等級，如設(shè)備冷卻水系統(tǒng)、冷水系統(tǒng)、通風(fēng)空調(diào)系統(tǒng)、安全殼風(fēng)冷器、應(yīng)急交流電源、乏元件貯存池冷卻系統(tǒng)和化容系統(tǒng)降為非安全級系統(tǒng)。熱交換器的布置允許在主泵運(yùn)行下使用。 93 EPR與 AP1000在嚴(yán)重事故 對策上的差別 ? EPR核電廠基本上是在第二代上進(jìn)行改進(jìn)，用增加冗余辦法提高可靠性，降低堆芯熔化概率，對事故后果緩解提出堆芯捕集器解決辦法 ? AP1000在設(shè)計理念上有很大變化，盡可能利用非能動系統(tǒng)。 91 PRHR HX在安全殼內(nèi)的位置 92 AP1000的 PRA結(jié)果 總計堆芯熔化頻率為 107/堆年。 ? 為了實(shí)現(xiàn)非能動的余熱排出，在非能動堆芯冷卻系統(tǒng) PXS中有一臺 100％容量非能動的余熱載出熱交換器（ PRHRHX） 。 ? 安全功能： ? 應(yīng)急堆芯余熱排出：在正常載熱路徑喪失時 (SG不可用時 )提供堆芯余熱的載出； 86 ? 反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)應(yīng)急補(bǔ)給和硼化：非LOCA下當(dāng) CVCS的補(bǔ)給失效或不足時提供補(bǔ)給； ? 安全注入：在各種 LOCA下提供堆芯冷卻，即使在 8in破口下（安注管內(nèi)徑 ，） ，堆芯不會裸露。 81 AP1000專設(shè)安全設(shè)施特點(diǎn) 82 現(xiàn)有核電廠與 AP1000的安全專設(shè)設(shè)施 83 非能動專設(shè)安全設(shè)施的基本設(shè)施 ? 非能動余熱排出 ? 余熱載出熱交換器 (PRHR HX)與 RCS相連接，通過自然循環(huán)載出余熱。 ? 實(shí)驗(yàn)證明，能夠排出大約 200噸熔融物（約35MW）所帶的熱量。 ? 設(shè)計了“可熔塞體” ，在堆芯熔融物熱效應(yīng)下，自動熔化，實(shí)現(xiàn)熔融物向擴(kuò)展區(qū)的轉(zhuǎn)運(yùn)。 74 3 EPR在嚴(yán)重事故對策上 所采取的措施 ? 降低堆芯熔化概率 ? 改進(jìn)工藝和系統(tǒng)設(shè)計，減少可能引發(fā)事故工況的瞬態(tài)和事件發(fā)生的頻率； ? 采用簡化的、冗余的安全系統(tǒng)結(jié)構(gòu)，重要的安全系統(tǒng)及其支持系統(tǒng)（安全注入、應(yīng)急給水系統(tǒng)、設(shè)備冷卻水系統(tǒng)、應(yīng)急電源）都采用四列 (N+3)配置。 ? 在 20％額定功率以下運(yùn)行時，堆易出現(xiàn)不穩(wěn)定性。 ? 操作人員的違章事例 ? 1）運(yùn)行反應(yīng)性裕度降低到容許限值以下， 造成應(yīng)急保護(hù)系統(tǒng)不起作用； 70 ? 2）功率水平低于試驗(yàn)計劃中規(guī)定的水平，使反應(yīng)堆難以控制； ? 3）所有循環(huán)泵投入運(yùn)轉(zhuǎn)，有些泵流量超過了規(guī)定值，造成冷卻劑溫度接近飽和值； ? 4）閉鎖了來自兩臺汽輪發(fā)電機(jī)的停堆信號，失去了自動停堆的可能性； 71 ? 5）閉鎖了汽水分離器的水位和蒸汽壓力事故停堆信號，失去了與熱工參數(shù)有關(guān)的保護(hù)系統(tǒng)； ? 6）切除了應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)，失去了減輕事故后果的能力?？傆嫶蠹s有 500人住進(jìn)了醫(yī)院。Sv。 66 ? 核電廠周圍 30公里以外地區(qū)所受的影響主要是放射性沉降而
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