中国实验快堆工程文档格式.docx

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实验快堆反应堆容器超压保护系统

一，功能

反应堆容器超压保护系统（C05）保护中国实验快堆反应堆主容器和保护容器，避免其中的气体超压，防止其压力边界受到可能的破坏。

提供足够的气腔空间，以补偿反应堆在各个过渡工况时主容器内保护气体（氩气）的热膨胀。

安全功能：

根据CEFRZ06ZTS02《中国实验快堆构筑物、系统及部件的安全分级》的规定，反应堆容器超压保护系统属于和安全二级。

在反应堆主容器和保护容器超压时，通过液封器将多余的氩气排放入专用通风系统，从而避免主容器和保护容器超压。

在反应堆主容器和保护容器出现压力小于外界大气压，即负压时，能通过液封器使空气倒入反应堆主容器和保护容器，以确保他们的安全。

在反应堆正常运行时，通过补偿容器提供的气体空间，自我调节因为温度和换料时液位变化引起的反应堆主容器内氩气压力的变化。

该系统设备和管道设计时，满足ASME规范的相应要求。

并按照抗震I类的要求进行抗震分析。

二，设计综述

1，设计准则和安全准则

功能准则

（1）能动部件多重性：

本系统是重要的安全系统，设置了非能动型的保护装置，系统的主管道上没有设置任何能动部件。

（2）应急电源多重性：

本系统的旁路管道上与302房间相连管道上的电动阀门接应急电源，保证主容器内一回路纳净化系统管道破裂发生虹吸破坏时，阀门可以正常开启，将主容器内超压的气体迅速排入302房间，以缓解事故过程。

环境和安装

（1）多重设置隔离：

本系统的设备和管道安装在专用的工艺间内，使之与外界隔离。

本容器液封器和保护容器液封器通过内装的有机硅油，使系统内气体与周围介质隔离，以防止放射性氩气外泄。

液封器动作排出的氩气进入专用通风系统。

（2）本系统预防的外部侵害：

运行基准地震（OBE）和安全停堆地震（SSE）

（3）对其他系统的危害：

氩气泄漏、旁路上阀门泄漏、硅油泄漏

2，设备设计

概述

反应堆容器超压保护系统中的主要非标设备是保护容器液封器C05A、补偿容器C05B、堆容器液封器C05C、充填箱C05D、接收小车C05E

保护容器液封器

保护容器液封器为核安全三级，抗震I类，规范ND等级。

立式容器，支座型式为耳式支座，容器总高为5790mm，直径从325mm到520mm。

容积为0.5立方米，受压筒体壁厚分别为7.5mm和10mm，主体材料为304.内部设有液位计装置。

液封器的工作原理相当于U形管水封，用有机硅油隔绝了主容器和保护容器内氩气和外界的空气，在主容器和保护容器内超压时，可以通过它将多余的氩气排放；

主容器和保护容器内负压时，可以使空气倒灌入主容器和保护容器。

补偿容器

补偿容器液封器为核安全二级，抗震I类，规范NC等级。

立式容器，支座型式为耳式支座，容器总高为5400mm，直径为3000mm。

容积为32.5立方米，受压筒体壁厚为14mm，主题材料为304。

容器内部设有热电偶和漏纳探头。

补偿容器的作用是形成气体容积，自我调节反应堆在各种工

况下的主容器保护气体的热膨胀。

在反应堆从换料工况向额定工况过渡时，主容器内气体压力升高，气体总质量不改变，纳的体积增加，从而使主容器内的气体压力升高，补偿容器提供对主容器覆盖气体的自补偿。

可以保证反应堆正常运行时，进入堆容器液封器的氩气保持恒定温度。

堆容器液封器

堆容器液封器为核安全二级，抗震I类，规范NC等级。

立式

容器，支座型式为耳式支座，容器总高为7740mm，直径从325mm

到520mm。

容积为0.7立方米，受压筒体壁厚分别为7.5mm和

10mm，主体材料为304.内部设有液位计装置。

充填箱

充填箱为核安全四级，规范采用JB\t4735-97，为常压立式容器，

设备坐在支撑平台上，容器总高为1000mm，直径为610mm，容积

为0.25立方米，筒体壁厚为5mm，主体材料为0Cr18Ni9。

接收小车

接收小车为核安全4级，规范采用JB\t4735-97,为常压立式容器加运

载小车一台，容器总高为1000mm，直径为610mm，容积为0.25立方米，筒体壁厚为5mm，主体材料为0Cr18Ni9，使用时与运载小车

一起工作。

3，材料选择和构造

先讲一下燃料组件的功能

燃料组件是反应堆中不可缺少的重要部件，在燃料组件区（活性区）产生链式反应，并依靠控制棒组件实现自持裂变反应。

快中子增殖反应堆的大部分功率是在燃料组件内产生的。

一座典型的均匀的LMFBR，85%—95%的功率是来自燃料区，月36%的功率产生最喜爱燃料元件内的轴向转换区。

约38%的功率产生在径向转换区内。

从理论上来讲，反应堆由于裂变产生的能量释放是没有上限的，关键的问题取决于能量的载出的速度，实际上一个反应堆的最高功率决定于冷却剂通过燃料组件载出能量的能力。

所以一个燃料组件的结构必须具有几乎不变的恰当冷却剂子流道，保证有燃料向冷却剂可靠的热传导，并带出堆芯，保证燃料元件的各部件不超过允许温度。

快堆燃料组件的功率密度很高，一般为压水堆的3—4倍，因此普遍选择具有很好热物理性能的纳作冷却剂。

快中子增殖堆燃料组件除了产生裂变能并载出燃料组件外，另一个重要功能将可转换的核素转换为易裂变的核素。

一个典型的快增殖堆燃料组件除了上下轴向转换区的材料几乎全是可转换核素铀238，在燃料区中也有60%以上的重金属是可转换核素铀238。

在燃料元件内进行核素的转换，将可转换的核素铀238转换成易裂变核素钚239，实现快堆增殖。

燃料组件的结构，必须确保在工作寿期内，具有承受各种载荷的能力，如中子辐照、温度和水利载荷以及规定的地震载荷的条件下保持结构基本完整。

此外，燃料组件结构应具有方便装卸料、运输、贮存和后处理。

使用的材料

（1）基本材料：

本系统材料遵循ASME的要求，系统中的不锈钢材料必须满足晶间腐蚀要求。

保护容器液封器、堆容器液封器、补偿容器：

主体材料为304

充填箱和接收小车：

主体材料为0Cr18Ni9

管道：

材料为304L

填充金属：

填充金属（电焊条、焊丝、焊剂等）的力学性能和化学成分与所焊接的母材相容。

（2）禁用材料

材料都不应含低熔点金属部分。

比如铅、锌、镉、锡、汞。

此外，加工和清洁的材料、工具、涂料、润滑剂等也都不含有低熔点的金属材料。

如果没有其他的可能性，有低熔点金属的加工材料只有在可以从全部表面完全清除的条件下，才能使用（要特别注意不容易接近的所有表面）。

结构

管道与设备和阀门的连接均为焊接。

加热与保温

本系统补偿容器、堆容器液封器与补偿容器连接的管道、补

偿容器与反应堆主容器连接的管道、保护容器液封器与保护

容器气腔连接的管道、液封器排放口与专用通风系统连接的

管道、系统与一次氩气分配系统纳蒸汽阱之间的管道（含

纳蒸汽阱）等设备和管道需加装电加热和保温层。

与一次氩

气分配系统的纳蒸汽阱之间的管道（含钠蒸气阱）和补偿容

器到主容器的连接管道反应堆运行时电加热需要加入。

保温

层厚度为80mm，采用复合硅酸盐保温隔热材料。

电加热元

件为铠装式，运行时加热的温升速率、最终加热温度以及升

温操作过程和保温时间应与所接的纳设备的温升操作相同。

核岛工艺系统设备与管道的电加热温升过程为阶梯分段式

形式，即加热—保温—加热，温升速率15—30摄氏度每小

时，这样做的目的是避免升温太快，对设备与管道造成热冲

击。

三，运行参数、限值和条件

1，正常运行

定义

反应堆容器超压保护系统属于安全二级，由于与反应堆的气腔之间没有任何阀门，所以在任何情况下与反应堆主容器的覆盖气体都是联通的。

在反应堆运行的所有工况下都可以工作。

正常运行的系统特征

反应堆容器超压保护系统在正常运行时，保护容器液封器和堆容器液封器内部填充了有机硅油，硅油液面上空间与反应堆保护容器和主容器上的覆盖气体系统处于联通状态。

液封器出口管与反应堆专用通风系统相连，背压与基本大气压相同。

当反应堆主容器的覆盖气体系统有压力（高于液封器背压时）,硅油将被压入气体鼓泡管和液体回流管中。

形成一定的硅油液柱。

隔绝了堆内的氩气和对外的空气。

补偿容器本身的电加热不投入，壳体温度与工艺间的温度相同。

给反应堆主容器的覆盖气体提供自补偿空间。

运行限值和条件

反应堆容器超压保护系统设计压力为0.1MPa，设计温度最高为400摄氏度，最大流量为30L\S。

在本系统旁路通向302房间的排气管道上设置了计量仪表，用于监督排放气体的放射性水平。

2，特殊稳态运行

堆内氩气超压条件下的运行

当反应堆主容器或保护容器内的氩气超压达到液封器设计的动作压力（反应堆主容器压力0.06MPa，保护容器压力0.04MPa）时，硅油在压力的作用下，液位下降到鼓泡管得入口以下，引起气体鼓泡。

引起氩气压力升高的原因如下：

反应堆主容器处于下列工况：

1）由于氩气系统阀门故障或操作人员的误操作，导致系统中充入了过多的氩气而超压；

2）反应堆内液位增长超限，原因是中间热交换器或独立热交换器换热管破裂漏纳，或者是阀门故障以及操作人员失误导致的主容器内纳量过多；

3）反应堆内纳温升高，原因是自动调节系统或操作人员误动作。

反应随保护容器处于下列工况：

1）由于氩气系统阀门故障或操作人员的误操作，导致保护容器充入过多的氩气而超压；

2）保护容器气腔内漏入纳，原因是主容器纳泄漏；

3）保护容器气腔内氩气升温，原因是反应堆主容器温度升高

气体鼓泡之后，鼓泡管内的气体经过旋风分离器和挡板栅的作用后，从分离器排出，排入特排通风系统。

在分离器中分离出来的有机硅油液体流回液封器的壳体内。

气体排放后，反应堆覆盖气体系统的压力下降，液封器内的硅油液面上升超过鼓泡管的入口，挡住了鼓泡管的流通截面，气体排放过程中断。

堆内氩气负压条件下的运行

在某些极端的条件下：

1）反应堆在气体初始压力低于标准大气压的条件下停堆；

2）停堆时事故余热排放系统使系统温度下降到设计允许值以下时。

反应堆主容器或保护容器内会出现气体压力低于大气压力的情况。

此时，液封器壳体侧的液位将升高，鼓泡管和液体回流管内的液体在大气压的作用下就会下降，一旦鼓泡管内的液位下降到下部入口时，空气就会进入反应堆主容器的气体系统。

设计液封器时，考虑到反应堆主容器内的气体最小绝对压力为0.084MPa。

3，特殊瞬态运行

瞬态的定义

反应堆容器超压保护系统的瞬态指的是管道系统、补偿容器、液封器在故障工况下，系统的运行状态。

在瞬态条件下的系统特征

管道系统、补偿容器、液封器壳体密封失效、液封器排气管道堵塞是可能发生的故障。

管道系统、补偿容器、堆容器液封器壳体密封失效将导致反应堆内的气体向外界泄漏，是反应堆功率运行工况或换料工况下，覆盖气体的压力下降。

进而，堆内的放射性气体将外匿，进入周围房间，导致放射性事故的发生。

如果密封失效的情况发生在堆容器液封器液面以下，将导致有机硅油泄漏到工艺间内，形成另一种污染。

反应堆功率运行工况时，泄漏导致反应堆覆盖气体和本系统气体压力下降，引起堆容器液封器有机硅油的液位下降，当压力下降到0.05MPa以下时，在控制室可以得到液位下降的信号，提醒操纵人员注意。

当反应堆覆盖气体压力降到0.04MPa时，会形成警告报警信号，当压力降到0.035MPa时形成事故停堆信号，操纵员将按照规程停止反应堆。

简言之，液封器壳体的泄漏将导致反应堆停堆。

在换料工况的时候，反应堆覆盖气体降到0.002MPa时，会形成警告报警信号，操纵人员应及时通知维修人员对本系统进行检查和维修。

管道系统、保护容器液封器壳体密封失效将导致保护容器内的气体向外界泄漏，保护容器覆盖气体和本系统气体压力下降，进而引起保护容器液封器有机硅油的液位下降。

当压力降到0.025MPa以下时，在控制室可以得到液位下降的信号，提醒操纵人员注意。

当气体压力继续降到0.02MPa时，会形成警告报警信号，如果此时反应堆处于功率运行工况，操纵员应当考虑进行停堆。

液封器鼓泡管和回液管的泄漏，将导致反应堆主容器或保护容器的覆盖气体漏入专用通风系统，引起压力下降，进而导致停堆。

这种现象的避免只有在设备制造过程中严格控制制造质量才可以解决。

液封器排气管道（鼓泡管和回液管）堵塞或局部堵塞，将导致液封器动作压力提高。

一回路纳净化系统管道发生破裂，反应堆发生虹吸现象时，为了降低堆内气体压力，缓解事故进程，应当开启本系统旁路管道上的电动截止阀，将超压的气体排入302工艺房间。

4，启动和正常停运

正常启动

a）正常启动和停运的定义

这里的正常启动是指反应堆的正常启动。

停运则是指反应堆停止了运行。

b）在正常启动和停运时的系统特征

反应堆容器超压保护系统与反应堆主容器相连通，系统主管道上没有任何截止阀门。

本系统不存在独立的启动状态和停运状态。

5，电加热运行

本系统保护容器液封器和堆容器液封器入口之前得管道和设备、以及与一次氩气分配系统相连接的管道和纳蒸汽阱之间的管道（含纳蒸汽阱）和补偿容器到主容器的连接管道，这些加热区域的金属温度应当控制在200—250摄氏度之间。

四，感想

俺们这次实习并没有见到快堆的真正面目，是由于当时有重要领导人前来参观，俺们不可以插队。

但是原子能院的老师给俺们讲了一些关于快堆的知识，后来回哈尔滨上网加深了解，在图书馆查阅了一些书籍，才发现原来快堆是那么的厉害，咱中国能制造出这么一个实验堆真的是很不容易，这说明了咱们中国在核能领域又跟世界的先进接近了一步，俺真的是很骄傲。