反應(yīng)堆工程第十一講-資料下載頁
2025-09-11 20:38本頁面
【正文】 下，總的堆芯熔化概率為 5 107/堆年，伴有早期放射性釋放的堆芯熔化假想事故的概率小于 3 108/堆年。 ? 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）。 77 EPR堆芯捕集器 78 ? 反應(yīng)堆地坑底部和四周壁，以及堆芯捕集器表面有一層很厚的犧牲性混凝土。 ? 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)。 ? 堆芯捕集器擴(kuò)展區(qū)面積是 170m2。 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。通過上部水的蒸發(fā)和下部帶大量散熱片金屬結(jié)構(gòu)的冷卻，實(shí)現(xiàn)熔融物的冷卻。 ? 實(shí)驗(yàn)證明，能夠排出大約 200噸熔融物（約35MW）所帶的熱量。 ? 冷卻產(chǎn)生的蒸汽進(jìn)入安全殼，通過安全殼載熱系統(tǒng)實(shí)現(xiàn)冷凝。 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)。采取的非能動系統(tǒng) 有： ? ?? 非能動堆芯冷卻系統(tǒng)（ PXS）， ? ?? 非能動余熱排出系統(tǒng)， ? ?? 非能動的安全殼冷卻系統(tǒng)（ PCS）， ? ?? 主控制室應(yīng)急可居留系統(tǒng)（ VES）， ? ?? 安全殼隔離系統(tǒng)。 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。 非能動安全注入通過下列設(shè)備 ? 靠堆芯補(bǔ)水箱 (CMT) ? 由氮?dú)饧訅?(700 psig) 的安注箱 84 ? 安全殼內(nèi)換料水箱 IRWST，在重力驅(qū)動下的補(bǔ)水 ? 設(shè)置在穩(wěn)壓器頂部和熱管道部位的自動降壓閥門。 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)。 85 AP1000非能動堆芯冷卻系統(tǒng)（ PXS） ? PXS的功能是在反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)（ RCS）發(fā)生泄漏或破口事故下保護(hù)核電廠。 ? 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。在主冷卻管道雙端破裂的事故下，最大峰值包殼溫度也有一定裕度。 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)。 88 89 非能動余熱排出系統(tǒng) ? AP1000是有正常的余熱載出系統(tǒng)，包括第一階段依靠蒸氣發(fā)生器載出余熱，當(dāng)它們出現(xiàn)故障時，就必須依靠非能動余熱系統(tǒng)的熱交換器載出余熱，為此非能動余熱系統(tǒng)是按高壓系統(tǒng)設(shè)計的。 ? 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） 。 90 ? 熱交換器位于反應(yīng)堆冷卻劑回路上方，能在主泵不可用時建立自然循環(huán)。熱交換器的布置允許在主泵運(yùn)行下使用。 ? 非能動余熱排出熱交換器和非能動的安全殼冷卻系統(tǒng)足以排出所有衰變?nèi)?，無需運(yùn)行人員操作。 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。而大量放射性釋放的頻率只有 108/堆年，主要來自高壓事故序列、 SGTR和 ATWS序列。 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)。 94 第十二講
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