反应堆安全系统
此条目可参照英语维基百科相应条目来扩充。 |
美国核能管理委员会(NRC)规定反应堆安全糸统的3个主要目标分别是关闭反应堆，维持反应堆在可关闭状态和防止放射性物质泄漏。[1]
反应堆保护糸统(RPS)
反应堆保护系统(RPS)旨在立刻停止核反应。停止链式反应所产生的热。其他糸统可移除反应堆堆芯的衰变热。所有核电厂都有一些保护糸统。
控制棒
控制棒是一系统的棒，并不是单一的，它可以迅速插入反应堆来吸收中子，终止核反应。[2]它们通常由锕系元素，镧系元素，过渡金属和硼组成， [3]采用各种合金以及钢等结构背衬。除了中子吸收剂之外，所使用的合金还需要至少具有低热膨胀系数，以确保它们在高温下不会卡着，并且它们必须是金属对金属的自润滑，因为在反应堆的温度下，油很快会结垢。
安全注水/备用冷却剂控制
沸水反应堆能够在其控制棒的帮助下完全停止反应堆。[2] 在发生冷却剂损失事故 ( LOCA ) 的情况下，主冷却系统的水损失可以通过泵入冷却回路的正常水来补偿。由硼酸组成的溶液被备用冷却剂控制糸统(Standby Liquid Control system, SLC)迅速地注入反应堆，硼酸是一种中子毒物，可吸收中子，以停止反应堆的链式反应。 [4]
压水堆可以利用控制棒进行使用紧急停堆。压水堆也是利用硼酸来精确𫍣节反应堆的功率或利用化学品和体积控制系统(Chemical and Volume Control System, CVCS)来𫍣整反应堆的反应性。[5]就 LOCA 而言，PWR 具有三个备用冷却水源，即高压注水(HPI)、低压注水(LPI) 和堆芯溢流罐 (CFT)。 [6]他们都使用高浓度硼的水。
必要冷却水系统
必要冷却水系统(Essential Service Water System, ESWS)是热散失至环境前，循环于冷却热交换器和核电厂其他组件的冷却水。因为这糸统包含移除基本系统和乏核燃料的衰变热，所以，ESWS是至关重要的安全系统。 [7]由于这些水取自在邻近的河川，海洋与其他水体之中，系统会被水草，海岸生物，油，冰，垃圾所污染。 [7] [8]在没有大量水体来散热的地方，水会由冷却塔冷却，循环。
在1999年Blayais核电厂洪水事故中，ESWS半数水泵故障是其中一个危及安全的因素， [9] [10]在2011年福岛第一，第二核电站事故期间，ESWS全数水泵故障。[10][11]
紧急炉心冷却系统
紧急炉心冷却系统(英语：Emergency Core Cooling Systems, ECCS)是核子反应堆的必要设备，旨在发生状况时，能安全地关闭反应炉。如反应堆的冷却系统出现问题（像是发生冷却剂流失事故时）之际即时注入大量冷却剂至炉心[12]，作出反应并引入冗馀，即使一个或多个子糸统发生故障时也能安全地关闭反应炉，防止炉心熔毁及避免放射性物质外释。在大多数核电厂，ECCS由以下的糸统组成:
高压冷却剂注入糸统
高压冷却剂注入糸统(High Pressure Coolant Injection system, HPCI)当反应炉压力上升时(发生意外或其他)，由一个或多个有足够压力把冷却剂注入反应炉压力糟的水泵所组成。它旨在监测反应堆压力糟中冷却剂的水位，当水位下跌至一定水平后进行自动注入冷却剂。这糸统通常是反应堆的第一道防线，即使压力糟处于高压，但它依然可用。
自动减压糸统
自动减压糸统(Automatic Depressurization System, ADS) 由一系列阀门组成，在压力抑制型安全壳内的大水池(如湿井)数尺之下打开以泄压(常见于沸水堆的设计)，在其他安全壳类型中，直接通往主要阻围结构，如大型干式或冰凝式冷凝器容器(常见于压水堆的设计)。阀门启动对反应堆压力槽进行排气/减压时，允许低压冷却剂注入糸统运行，与高压系统相比，低压冷却剂注入系统具有非常大的容量。有些减压糸统是自动运行，而有些需要操作员手动启动。在有大型干式或冰凝式冷凝器容器的压水堆中，糸统的阀门也被称为先导式排气阀。
低压冷却剂注入糸统
低压冷却剂注入糸统(Low Pressure Coolant Injection system, LPCI)是一个由一个水泵组成的应急糸统，反应堆压力槽减压后注入冷却剂。有些核电厂的低压冷却剂注入糸统是馀热移除糸统(Residual Heat Removal system, RHR)的一种操作模式，通常被称为LPCI的并不是独立的阈门或糸统。
西屋的压水反应堆的紧急炉心冷却系统包含低压注水系统（即只能在低压环境注水至炉心的系统）、高压注水系统（可以在高压环境下注水至炉心的系统）及蓄压槽（在炉心的压力降低时，蓄压槽里的硼酸水会自动注入炉心）。
反应堆堆芯喷水糸统(只适用于沸水堆)
这糸统利用反应堆压力槽内的喷水器(装有许多小喷嘴的管道)，直接对核燃料喷水，抑制蒸汽的产生。反应堆的设计可在高压和低压模式下进行堆芯喷水。
安全壳喷水糸统
该糸统是由一糸列水泵和喷头组成，它可把冷却剂喷至主要阻围结构的内上部分。它旨在主要阻围结构内冷凝蒸汽至液体，为了避免压力和温度过高，而导致的泄漏，其次是非自行减压。
隔离冷却系统
该糸统通常由蒸汽涡轮机所推动，以提供充足的水来冷却反应堆。在没有异地电源，电池电源，应急发电机的情况下，利用蒸汽涡轮机转动的惯性，进行可控调节来推动冷却水水泵。隔离冷却系统是遇到停电时的防御糸统。这并不是ECCS糸统的一部分，也不具有低冷却液水位事故起作用。在压水堆中，这糸统作用于第二冷却回路，被称为涡轮推动辅助供水糸统。
紧急电力糸统
在正常的情况下，核电厂从发电机取得电源，但发生意外时，电厂可能会失去正常取得电源的途径，因此它可能需要发电提供电源以支持紧急糸统。紧急电力糸统通常由柴油发电机和电池组成。
柴油发电机
柴油发电机在紧急状况下提供电源，在紧急状况下它们的大小通常使一台柴油发电机可以提供足够整座核电厂关闭的电源。核电厂有多个柴油发电机作冗馀。另外，关闭反应堆所用的系统具有独立的电源（通常是独立的发电机），因此它们不会影响停机能力。
电动发电机飞轮
突然发生的停电可损毁厂内设施，为了防止损毁厂内设施，电动发电机可与飞轮相连，向设备提供短时间不间断的电力供应。它们通常提供短时间的电力供应直至核电厂的电力供应可切换至电池或柴油发电机电源。
电池
电池通常构成最后冗馀备用电力系统，它们可提供充足电源以关闭核电厂。
阻围糸统
阻围糸统旨在防止放射性物质泄漏至环境。
核燃料包覆层
核燃料包覆层是核燃料的第一层防线，它包围核燃料，旨在保护核燃料免受腐蚀，在反应堆冷却回路中扩散。在大多数的核反应堆中，它们都由金属或陶瓷表层密封。亦有助于困着核分裂产物，尤其是在反应堆工作温度下呈气态的核分裂产物，如氪，氙，碘。包覆层并不构成屏障，必须使其尽可能吸收较少的辐射。基于上述原因，金属如镁，锆等有低中子捕获截面的材料被用作核燃料包覆层。
反应堆压力槽
反应堆压力槽是核燃料周围的第一层屏蔽层，困着大部分在核反应过程中释放的辐射。反应堆压力槽的设计能承受高压。
主要阻围
主要阻围糸统通常由大型金属，混凝土结构(有圆柱形或球形)组成，包含反应堆压力槽。在大多数反应堆中，它还包含放射性污染系统。主要阻围糸统的设计可承受因反应堆压力槽泄漏或手动泄压而造成的强大内压。
次要阻围
有些核电厂有次要阻围糸统，它包含主要阻围糸统。这在沸水堆中十分常见，因为大部分蒸汽糸统，涡轮机，都含有放射性物质。
堆芯捕捉器
在堆芯完全融毁的情况下，大部分核燃料会止步于主要阻围体的混凝土地板。混凝土可氶受高温，所以厚的主要阻围混凝土地板有充足的保护。切尔诺贝尔核电站并没有安全壳，但是融毁的堆芯最终停于混凝土地基。由于担忧堆芯会融穿混凝土层，发明了一个名为“堆芯捕捉器”(英语:Core catcher)的工具，并很快在核电厂下方挖了一个洞，打算安装堆芯捕获器的设备。该设备包含一定量预计融化的金属，稀释含燃料物质(英语:Corium/Fuel-containing material, FCM)和増加热的传导性，稀释的金属物质可由楼层的冷却循环冷却。[13]
时至今日，所有俄罗斯设计的新核反应堆在安全壳的底部都配有堆芯捕捞器。 欧洲压水反应堆(EPR)，SNR-300，SWR1000，ESBWR和Atmea I 反应堆都配有堆芯捕捞器。
备用气体处理
备用气体处理糸统(Standby Gas Treatment System, SGTS)是次要阻围糸统的一部分。备用气体处理糸统从次要阻围中抽送并过滤空气至自然环境，在次要阻围内保持负压状态以限制放射性物质的排放。 每个SGTS通常由一个除雾器/粗滤器，电热器，前置过滤器，两个高效滤网过滤器，一个活性炭过滤器，排气扇，阈门，管道，气闸，仪表和控制仪器组成。触发 SGTS 系统的信号是因不同核电厂而异，但是自动跳闸通常与电热器和木炭过滤器中的高温条件有关。
通风与放射性保护
发生放射性物质泄漏的情况下，大部分核电厂都有去除空气中放射性物质的糸统，以减少放射性物质泄漏对厂内人员和公众的影响。这糸统通常由安全壳通风组成，以从基本阻围中移除蒸汽、放射性物质。控制室通风确保操作员受到保护。这糸统通常由活性炭过滤器组成，以空气移除中的放射性同位素。
相关条目
参考文献
- ^ Safety-related. NRC Web. [2022-02-01]. （原始内容存档于2017-12-01）.
- ^ 2.0 2.1 Jabsen, Felix S. Nuclear reactor rod controller (PDF): 3. 10 May 1967 [4 June 2019].[失效链接]
- ^ Fisher, John R. Nuclear reactor control rod (PDF). 8 July 1968 [4 June 2019]. （原始内容存档 (PDF)于2022-02-01）.
- ^ Fensin, ML. Optimum Boiling Water Reactor Fuel Design Strategies to Enhance Reactor Shutdown by the Standby Liquid Control System (PDF). University of Florida: 24–25. [4 June 2019]. （原始内容存档 (PDF)于2021-07-04）.
- ^ Corcoran, W.R.; Finnicum, D.J.; Hubbard, F.R., III; Musick, C.R.; Walzer, P.F. The operator's role and safety functions (PDF): 5. May 1980 [4 June 2019]. （原始内容存档 (PDF)于2022-02-01）.
- ^ Carlton, James D. Method and system for emergency core cooling (PDF): 1, 7. 15 November 1993 [4 June 2019]. （原始内容存档 (PDF)于2021-07-04）.
- ^ 7.0 7.1 Pre-construction safety report - Sub-chapter 9.2 – Water Systems （页面存档备份，存于互联网档案馆） AREVA NP / EDF, published 2009-06-29, accessed 2011-03-23
- ^ Got Water? （页面存档备份，存于互联网档案馆） Union of Concerned Scientists, published October 2007, accessed 2011-03-23
- ^ Generic Results and Conclusions of Re-evaluating the Flooding in French and German Nuclear Power Plants 互联网档案馆的存档，存档日期2011-10-06. J. M. Mattéi, E. Vial, V. Rebour, H. Liemersdorf, M. Türschmann, Eurosafe Forum 2001, published 2001, accessed 2011-03-21
- ^ 10.0 10.1 The great lesson France has to learn from Fukushima 互联网档案馆的存档，存档日期2012-10-29. Deciphering Fukushima, published 2011-03-08, accessed 2012-05-08
- ^ Insight to Fukushima engineering challenges. World Nuclear News. March 18, 2011 [March 19, 2011]. （原始内容存档于2022-02-01）.
- ^ Emergency core cooling systems (ECCS). NRC Web. [2022-02-01]. （原始内容存档于2021-04-29）.
- ^ Kramer, Andrew E. Nuclear Industry in Russia Sells Safety, Taught by Chernobyl. The New York Times. 2011-03-22 [2022-02-04]. ISSN 0362-4331. （原始内容存档于2019-06-29） （美国英语）.