核电厂系统和设备第讲.pptx

Click to edit Master title style,Click to edit Master text styles,Second level,Third level,Fourth level,Fifth level,*,*,单击此处编辑母版标题样式,单击此处编辑母版文本样式,第二级,第三级,第四级,第五级,*,*,*,单击此处编辑母版标题样式,单击此处编辑母版文本样式,第二级,第三级,第四级,第五级,*,*,*,核电厂系统及设备,第一讲,（学年第二学期）,主讲：田丽霞,1,第1页,纲 要,核电厂组成,核电厂平面布置,2.1 布置标准;2.2 布置分区;2.3 关键区布置;,3.核电厂主要厂房,3.1 主要厂房总体布置;3.2 安全壳;3.3 汽轮机厂房;3.4 核燃料厂房;3.5 核辅助厂房;,4.核电厂设备安全功效及分级,4.1 安全功效及分级;4.2 抗震分类;4.3 规范分级和质保分组;,5.核反应堆安全设计,5.1 纵深防御标准;5.2 多道屏障(Multi-barrier);5.3 安全设计基本标准;,2,第2页,1.,核电厂组成,完成热力循环热力系统:,一回路,二回路(汽轮机组),三回路系统。,完成电力生产：,一回路,二回路,三回路,发电机输变电系统,通常简单地称为,堆,机,电,三大关键部分。,3,第3页,核岛(nuclear island):一回路系统及其辅助系统、安全设施及厂房。,常规岛(conventional island):汽轮发电机组为关键二回路及其辅助系统和厂房。,配套设施(BOP:Balance of Plant)：除核岛、常规岛其余部分。,4,第4页,5,第5页,压水堆核电厂能量转换,压水堆核电厂将核能转变为电能是分四个环,节，在四个主要设备中实现。,（1）,核反应堆,：将核能经转变为热能，并将热能传给反应堆冷却剂，是一回路压力边界主要部件。,（2）,蒸汽发生器,：将反应堆冷却剂热量传递给二回路水，使其变为蒸汽。在此只进行热量交换，不进行能量形态转变；,（3）,汽轮机,：将蒸汽热能转变为高速旋转机械能；,（4）,发电机,：将汽轮机传来机械能转变为电能。,6,第6页,配套设施,a.直接为生产服务:如除盐水,压缩空气,辅助锅炉等；,b.确保设施:如在役检验,辐射监测,废物试验室,环境监测,气象等；,c.厂区设施:如保安,海工构筑物,消防,排水；,d.服务设施:计算机系统(控制,模拟,应急,管理);文档管理,通讯,培训中心与模拟机。,大亚湾核电厂共有348个系统.,7,第7页,2.,核电厂平面布置,2.1,布置标准,a.区分脏净,脏区尽可能在下风口;,b.满足工艺要求,便于设备运输,降低管线迂回纵横交叉;,c.反应堆厂房为中心,辅助厂房,燃料厂房设在同一基岩基垫层上,预防因厂房承载或地震所产生沉降差造成管线断裂.,d.以反应堆厂房为中心,辅助厂房,燃料厂房,主控制室应急柴油发电机厂房四面.双机组厂可采取对称布置,公用部分辅助厂房.,8,第8页,2.2,布置分区,a.关键区:,核岛与常规岛组成,。反应堆厂房为中心,辅助厂房,燃料厂房,主控制室应急柴油发电机厂房,汽轮机厂房。,b.三废区:,废液储存处理厂房,固化厂房,弱放废物库,固放废物储存库,特种洗衣房。,c.供排水区:,循环水泵房,输水隧洞,排水渠,淡水净化处理车间,消防站等。,9,第9页,d.动力供给区：,冷冻机，空压机，液氮储存气化，辅助锅炉。,e.检修及仓库区：,检修车间，材料仓库,设备综合仓库区等。,f.厂前区:,行政办公楼，汽车库，消防生活服务设施，入口警卫。,10,第10页,2.3,关键区布置,按反应堆厂房与汽轮机厂房相对位置,有T型,与L型布置：,T型:,汽轮机叶片旋转平面与安全壳不相交.占地大,单独汽机厂房。,L型:,汽轮机叶片旋转平面与安全壳相交,须设置预防汽轮机飞车时汽轮机叶片对安全壳和冲击屏障.占地少,两台以上机组可公用汽轮机厂房,仅用一台吊车。,我国采取T型布置。,11,第11页,核电厂厂区L形布置,12,第12页,13,第13页,大亚湾核电厂厂区T型布置,14,第14页,15,第15页,3.,核电厂主要厂房,3.1,主要厂房总体布置,16,第16页,3.2,安全壳(containment),安全壳又叫做反应堆厂房。我国采取核电厂安全壳是圆柱型预应力混凝土安全壳。壁厚约80cm;内有厚6mm钢衬。允许泄漏：0.1Wt%/24hours设计压力:0.52MPa,17,第17页,3.3,汽轮机厂房,18,第18页,19,第19页,3.4,核燃料厂房,燃料厂房内设有乏燃料贮存池，贮存池上方有一台100150吨桥式吊车。以吊装乏燃料运输容器和乏燃料冷却系统全部设备。燃料厂房经过燃料输送管与反应堆厂房相连接。,20,第20页,3.5,核辅助厂房,辅助厂房是一个含有各种用途钢筋混凝土厂房。,一回路一些辅助系统，如化容系统、硼与水补给系统，设冷水系统，安全注入系统废物处理、等以及该厂房必需空气处理及冷却设备布置在此厂房内。,21,第21页,4.,核电厂设备安全功效及分级,核电厂系统、设备和设施作用不一样，要求不一样，对设备安全功效及按照其对安全主要性，进行分级，从而既确保安全性，又防止对设备要求过于严而影响经济性。,安全分级目标是正确选择用于设备设计、制造、检验规范标准。,22,第22页,4.1,安全功效及分级,安全功效:,1 安全停堆和维持安全停堆状态；,2 停堆后余热导出；,3 事故后预防放射性物质释放，以确保放射性物质释放不超出允许值。,23,第23页,怎样确定某物项对于安全主要性？,1 确定论方法；,2 概率论方法。,传统上用第一个方法较多，伴随概率论方法日益广乏被接收，它也被用来确定物项安全等级。,24,第24页,1 确定论方法；,对那些对安全有主要作用、其损坏会造成严重放射性释放事故系统设备，确定高安全等级。,2 概率论方法：,依据某一安全功效所起作用几率以及该安全功效失效后果来评价负担此安全功效设备对于安全主要性。,25,第25页,安全分为四级:,1 安全一级：,一回路承压边界全部部件；选取设备等级一级，质量A组。按照实际可能最高标准设计、制造、安装和试验。,2 安全二级：,余热去除、安注和安喷系统。,26,第26页,3 安全三级：,辅助给水；,设备冷却水；,乏燃料池冷却系统；,为安全系统提供支持系统和设施。,4 安全四级：,核岛中不属于安全三级以上，但要求按照非和规范和标准中较高要求设计制造。,27,第27页,28,第28页,4.2,抗震分类,抗震分为一、二类和非抗震类（NA）。,抗震一类指其损害会直接或间接造成事故工况以及用来实施停堆或维持停堆状态构筑物、系统和设备。,安全一、二、三级和LS和1E级电器设备属抗震一类。,抗震一类要求满足安全停堆地震载荷要求。,29,第29页,安全停堆地震是分析电厂所在区域地址和地震条件，分析当地地表下物质特征基础上所确定可能发生最大地震。安全停堆地震通常取当地历史上发生过最大地震再加上一个适当安全裕量后确定。,30,第30页,抗震二类表明设备设计要满足能承受运行基准地震（OBE）引发载荷要求。,在美国，抗震I类设备必定是安全级设备，而对非安全级设备也能够提单独抗安全停堆地震要求。,31,第31页,4.3,规范分级和质保分组,依据核电厂中系统和设备安全等级和抗震类别在机械设备中要求了它们对应设计、制造、检验和验收要求。,这种要求表达在对应设备设计和制造规范中。比如美国机械工程师协会（ASME）锅炉和承压容器设计规范(见表2.1)或法国RCCM压水堆核岛机械设备设计和建造规则中要求了承压部件（与安全相关或与安全无关）设计、制造、检验和验收要求。,32,第32页,在核岛供货范围中依据产品等级不一样，能够分为不一样质保组，分别明确地要求不一样质量确保（QA）要求。这些分组应与采取安全准则相适应。,33,第33页,我国核电事业尚处于初始发展阶段，即使制订了一套核安全法规，有完整设备分级、抗震分类和质保分组要求，但没有完整核设备设计和制造规范。实际工作中依据情况参考美国规范或法国规范。表2.1列出了美国压水堆核电厂部分系统、部件和构筑物分级，其中规范等级一栏中为美国机械工程师协会（ASME）锅炉和承压容器设计规范，表示锅炉和承压容器设计规范中无对应该标准。,34,第34页,5.,核反应堆安全设计,核电厂安全设计中辐射防护应遵照：,正常运行工况下反射性排放低于预定限值，对环境与公众影响能够忽略不计；造成高辐射计量或放射性物质大量释放事故概率要低，而发生概率较高辐射后果要小。,35,第35页,5.1,纵深防御标准,年国家核安全局公布“新建核电厂设计中几个主要安全问题”，明确纵深防御要落实到核电厂全部活动中。核电厂提供多层次设备和规程，用以预防事故、或在未能预防事故发生时实施适当防护，确保核电厂安全。,36,第36页,包含,五道,相继深入而又相互支援设计防御,办法,，以此来确保核电厂安全。,第一道防御：考虑对事故预防。,核电厂设计必须是,稳妥和偏于安全,。建立一整套质量确保和安全标准。核电厂必须按严格质量标准、工程实践经验以及质量确保程序进行,设计、制造、安装、调试、运行和维修,。电厂各系统、各设备不能出现不允许差错或故障。,37,第37页,第二道防御：预防运行中出现偏差发展成为事故。,设置,可靠保护装置和系统。探测妨碍安全瞬变，完成适当保护动作,。必须按保守设计实践设计，留有足够安全裕量并配有重复探测、检验和控制伎俩，各种测试仪表必须具备较高可靠性。,38,第38页,第三道防御：限制事故放射性后果，保障公众安全。,对付必须加以考虑各种假想事故,配置了专设安全设施。轻水堆经典假想事故有：一回路或二回路管道破裂、燃料操作事故、弹棒事故等(下列图)。轻水堆专设安全设施包含：应急堆芯冷却系统、辅助给水系统、安全壳及安全壳喷淋系统、安全壳隔离系统、消氢系统等。,39,第39页,40,第40页,第四道防御是应付可能已超出设计基准事故严重事故，并使放射性后果合理尽可能低。,主要任务是保护放射性包容功效。经过附加办法和规程预防事故发展。经过减轻选定严重事故后果，附以事故处置规程，到达这个目标。,41,第41页,除了上述四道防御外，对每个核电厂均应制订,应急计划,。,万一发生严重事故造成放射性大量外逸时，对附近居民实施隐蔽、疏散、供给药品、封锁食品，使放射性物质释放带来损害减小到最小。有时也把它称为,第五道防御。,这道防御要求设置应急中心，制订和实施厂区内、外应急对应计划。,42,第42页,43,第43页,44,第44页,四个应急状态等级,U:应急待命,A:厂房应急,S:厂内应急,G:厂外应急,45,第45页,46,第46页,47,第47页,48,第48页,49,第49页,50,第50页,51,第51页,52,第52页,53,第53页,54,第54页,55,第55页,56,第56页,57,第57页,58,第58页,59,第59页,60,第60页,61,第61页,62,第62页,63,第63页,64,第64页,65,第65页,66,第66页,67,第67页,对应急初始条件和应急行动水平能够按照某,种方案进行分类，称之为识别类。分为四,种：,A类为异常辐射水平和放射性流出物排放类；,F类为裂变产物屏障丧失类；,H类为影响电厂安全灾害和其它条件类；,S为系统故障类。,68,第68页,我国核事故应急工作是在1986年4月26日前苏联切尔诺贝利核电厂事故后，伴随我国秦山、大亚湾核电厂建设而逐步发展起来。国家核应急预案（原称国家核应急计划）第一版编制于1996年，是我国公共安全应急工作领域内最早应急预案之一。该预案第二版于年11月颁布。20“非典”事件后，又开始酝酿修订。2012月，为了统一，国家核应急计划更名为国家核应急预案。,我国核应急计划,69,第69页,制订事故应急响应预案目标是：,在核电厂发生事故时，采取及时有效办法，保护公众、保护环境，将事故损失减到最小。,下一步，将努力落实修订后国家核应急预案，把核电厂以外其它主要核设施（包含军用核设施）纳入国家核应急管理体系。,我国核事故应急管理体系：,核事故应急工作实施国家、地方、核电厂三级管理制。,70,第70页,5.2,多道屏障,(Multi-barrier),为了阻止放射性物质向外扩散，设计上最主要安全办法之一，是在放射源与人之间,设置了多道屏障,。最为主要是以下三道屏障。,71,第71页,第一道屏障:燃料元件包壳（cladding）,轻水堆核燃料采取低富集度二氧化铀，将其烧结成芯块，叠装在锆合金包壳管内，两端用端塞封焊住。正常运行时，仅有少许气态裂变产物有可能穿过包壳扩散到冷却剂中；如包壳有缺点或破裂，则将有较多裂变产物进入冷却剂。设计时，假定有1%包壳破裂和1%裂变产物会从包壳逸出。据美国统计，正常运行时实际最大破损率为0.06%。,72,第72页,73,第73页,74,第74页,第二道屏障:一回路压力边界(primary system envelope)。,压水堆一回路压力边界由反应堆容器和堆外冷却剂环路组成，包含蒸汽发生器传热管、泵和连接管道。,材料选择：不锈钢；镍集合金(SG传热管)；,制造：反应堆压力容器焊缝；,运行：防止热应力过大(辅助喷淋使用限制),75,第75页,第三道屏障:安全壳(containmant)，即反应堆厂房。,将反应堆、冷却剂系统主要设备（包含一些辅助设备）和主管道包容在安全壳内。当事故（如失水事故、地震）发生时，它能阻止从一回路系统外逸裂变产物泄漏到环境中去，是确保核电厂周围居民安全最终一道防线。,安全壳也可保护主要设备免遭外来攻击（如飞机坠落）破坏。,安全壳密封要求：,0.1/24hour,;,定时贯通件密封检验，打压试验。,76,第76页,有时见到四道屏障之说，它们依次是：,燃料芯块；,燃料元件包壳；,一回路压力边界；,气密性承压反应堆厂房（安全壳）。,只有这四道屏障同时遭到破坏，才会发生放射性大量释破事故。,77,第77页,5.3,安全设计基本标准,核电厂安全设计普通标准是：采取行之有效工艺和通用设计标准，加强设计管理，在整个设计阶段和任何设计变更中必须明确安全职责。,78,第78页,核电厂各系统安全设计基本标准有：,单一故障准则,满足单一故障准则设备组合，在其任何部位发生,单一随机故障,时，仍能保持所赋于功效。由单一随机事件引发各种继发故障，均视作单一故障组成部分。,79,第79页,多样性标准,多样性应用于执行同一功效多重系统或部件，即,经过多重系统或部件中引入不一样属性来提升系统可靠性。,取得不一样属性方式有：采取不一样工作原理、不一样物理变量、不一样运行条件以及使用不一样制造厂产品等。,降低“共因故障”，即出自相同原因故障。提升可靠性。,80,第80页,独立性标准,为了提升系统可靠性，预防发生共因故障或共模故障，系统设计中应,经过功效隔离或实体分隔,，实现系统布置和设计独立性。,比如辅助给水系统冗余设计电动给水泵，要安装在不一样房间，实体隔离，确保独立性。,81,第81页,故障安全标准,核电厂安全极为主要系统和部件设计，应尽可能落实故障安全标准，即核系统或部件发生故障时，电厂应能在毋需任何触发动作情况下进入安全状态。,比如一个阀门，若关闭是偏安全，则故障时取关闭状态。,82,第82页,充分采取固有安全性设计标准,固有安全性是指，当反应堆出现异常工况时，不依靠人为操作或外部设备强制性干预，只是由堆自然安全性和非能动安全性，使反应堆趋于正常运行或安全停闭特征。,负反应性温度系数和多普勒系数，控制棒组件重力插入堆芯自然安全性，以及靠重力、蓄压势和承压构件等非能动安全性，能在异常工况下使堆内链式反应自动趋于中止。,83,第83页,运行人员操作优化设计,从安全观点出发，厂区人员工作场所和工作环境必须按人机工效学标准进行设计。,反应堆安全设计必须利于操纵员在有限时间内、预计周围环境中和有心理压力状态能采取成功行动，应尽可能降低操纵员在短期内进行干预必要性。,84,第84页,主控制操纵员室设计,主控制室设计是人机接口问题。参量显示，仪表布局，尽可能降低人因差错，便于操纵员监测操作。,85,第85页,第二讲,86,第86页,