1、1核电厂系统及设备核电厂系统及设备讲讲（20112012学年第学年第2学期）学期）21 核反应堆的安全系统核反应堆的安全系统 在核电厂的设计、建造和运行过程中，必须在核电厂的设计、建造和运行过程中，必须坚持和确保安全第一的原则。坚持和确保安全第一的原则。三哩岛和切尔三哩岛和切尔诺贝利两次重大事故的发生，使人们对反应诺贝利两次重大事故的发生，使人们对反应堆安全性提出了更高的要求。提出应以固有堆安全性提出了更高的要求。提出应以固有安全（安全（Inherent Safety）概念贯穿于核电厂）概念贯穿于核电厂设计安全的新论点。设计安全的新论点。3确保反应堆安全的四种安全性要素确保反应堆安全的四种安全
2、性要素 自然的安全性自然的安全性 只取决于内在负反应性系数、多普勒只取决于内在负反应性系数、多普勒效应、控制棒藉助重力落入堆芯等自然科学法则的效应、控制棒藉助重力落入堆芯等自然科学法则的安全性，事故时能控制反应堆反应性或自动终止裂安全性，事故时能控制反应堆反应性或自动终止裂变，确保堆芯不熔化。变，确保堆芯不熔化。非能动的安全性非能动的安全性 建立在惯性原理（如泵惰转）、重建立在惯性原理（如泵惰转）、重力法则（如位差）、热传递法则等基础上的非能动力法则（如位差）、热传递法则等基础上的非能动设备（无源设备）的安全性，即安全功能的实现毋设备（无源设备）的安全性，即安全功能的实现毋需依赖外来的动力。需
3、依赖外来的动力。4 能动的安全性能动的安全性 必须依靠能动设备（有源设必须依靠能动设备（有源设备），即需由外部条件加以保证的安全性。备），即需由外部条件加以保证的安全性。后备的安全性后备的安全性 指由冗余系统的可靠度或阻指由冗余系统的可靠度或阻止放射性物质逸出的多道屏障提供的安全止放射性物质逸出的多道屏障提供的安全性保证。性保证。5 固有安全性定义为：当反应堆出现异常工况固有安全性定义为：当反应堆出现异常工况时，不依靠人为操作或外部设备的强制性干时，不依靠人为操作或外部设备的强制性干预，只是由堆的自然安全性和非能动的安全预，只是由堆的自然安全性和非能动的安全性，控制反应性或移出堆芯热量，使反应
4、堆性，控制反应性或移出堆芯热量，使反应堆趋于正常运行和安全停闭。趋于正常运行和安全停闭。6 具备有这种能力的反应堆，即主要依赖于具备有这种能力的反应堆，即主要依赖于自然的安全性，非能动的安全性和后备反自然的安全性，非能动的安全性和后备反应性的反应堆体系被称为固有安全堆。应性的反应堆体系被称为固有安全堆。先进核反应堆有先进核反应堆有:池式快堆池式快堆IFR，模块式高，模块式高温气冷堆温气冷堆MHTGR，过程固有最终安全反应，过程固有最终安全反应堆堆PIUS。7反应堆安全设施有特定的安全功能反应堆安全设施有特定的安全功能8 事故工况下投入的系统或装置事故工况下投入的系统或装置第一道屏障第一道屏障：
5、反应堆紧急停堆系统：反应堆紧急停堆系统第二道屏障第二道屏障：稳压器安全阀：稳压器安全阀第三道屏障第三道屏障：则有以下系统或装置动作：则有以下系统或装置动作：安全壳自动隔离；安全壳自动隔离；安全壳喷淋系统，安全壳喷淋系统，用于降低安全壳内压和减用于降低安全壳内压和减少放射性碘；少放射性碘；9 氢气复合装置，消除失水事故情况下产生氢气复合装置，消除失水事故情况下产生的氢气，防止可能出现的氢爆；的氢气，防止可能出现的氢爆；砂堆过滤器，防止安全壳超压；砂堆过滤器，防止安全壳超压；安全壳内废液及废气的外泄漏分别由碘过安全壳内废液及废气的外泄漏分别由碘过滤器及核岛排气及疏水系统收集后重新送滤器及核岛排气及
6、疏水系统收集后重新送回安全壳。回安全壳。10 核电站以可能性极小的、假象的最严重事核电站以可能性极小的、假象的最严重事故作为安全设计的依据，这种最严重事故故作为安全设计的依据，这种最严重事故是指一回路大破口时的冷却剂丧失（是指一回路大破口时的冷却剂丧失（LOCA）事故。一旦一回路管道大破裂，冷却剂就事故。一旦一回路管道大破裂，冷却剂就会喷流而出，造成反应堆失水。如果堆芯会喷流而出，造成反应堆失水。如果堆芯失去冷却而烧毁，则大量放射性物质就可失去冷却而烧毁，则大量放射性物质就可能释放到安全壳内。能释放到安全壳内。11122 专设安全设施专设安全设施专设安全设施本身是指：专设安全设施本身是指：安全
7、注射系统（安全注射系统（RIS）安全壳安全壳安全壳喷淋系统（安全壳喷淋系统（EAS）安全壳隔离系统（安全壳隔离系统（EIE）安全壳消氢系统安全壳消氢系统辅助给水系统（辅助给水系统（ASG）13有些系统虽不是专设安全设施，但协助完成专有些系统虽不是专设安全设施，但协助完成专设安全设施功能，或为保证专设安全设施的运设安全设施功能，或为保证专设安全设施的运行提供必要的条件：行提供必要的条件：通风，为专设安全设施的良好运行提供必要的条通风，为专设安全设施的良好运行提供必要的条件，使事故工况下的放射性后果限制在可接受的件，使事故工况下的放射性后果限制在可接受的范围，保持控制室在事故工况下的可居留性。范围
8、，保持控制室在事故工况下的可居留性。供给冷却水，排出由专设安全设施排出的热量。供给冷却水，排出由专设安全设施排出的热量。给能动部件提供动力源，包括电源和压缩空气。给能动部件提供动力源，包括电源和压缩空气。142.1 专设安全设施的功能专设安全设施的功能 防止放射性物质扩散，保持环境，保护公防止放射性物质扩散，保持环境，保护公众和核电厂工作人员的安全众和核电厂工作人员的安全。在电站出现三、四类事故时，保证反应堆在电站出现三、四类事故时，保证反应堆余热的排出，并尽可能地限制包容裂变产余热的排出，并尽可能地限制包容裂变产物的设备与系统的损坏。物的设备与系统的损坏。15具体说是：具体说是：发生失水事故
9、时，向堆芯注入含硼水；发生失水事故时，向堆芯注入含硼水；阻止放射性物质向大气释放；阻止放射性物质向大气释放；阻止安全壳中氢浓集；阻止安全壳中氢浓集；向蒸汽发生器事故供水。向蒸汽发生器事故供水。162.2 专设安全设施设计原则专设安全设施设计原则设计原则设计原则设备设备高度可靠高度可靠；系统具有系统具有多重性多重性；系统系统相互独立相互独立；系统系统定期检验定期检验；具备可靠具备可靠电源电源；具有足够的具有足够的水源水源。17按按NRCNRC规定，系统按设计基准事故确定的冷却规定，系统按设计基准事故确定的冷却性能须满足：性能须满足：燃料包壳最高温度保持低于燃料包壳最高温度保持低于12041204
10、；最大包壳氧化程度不超过包壳总厚度的最大包壳氧化程度不超过包壳总厚度的17%17%，最大产氢量不超过包壳水化学反应产氢量最大产氢量不超过包壳水化学反应产氢量的的1%1%；安全壳内压力保持在设计压力以下；安全壳内压力保持在设计压力以下；可允许失去正常电源。可允许失去正常电源。182.3 安全注入系统安全注入系统RIS（应急堆芯冷却系统）（应急堆芯冷却系统）主要功能：主要功能：一回路小破口失水事故一回路小破口失水事故或二回路蒸汽管道破或二回路蒸汽管道破裂造成一回路平均温度降低而引起冷却剂收裂造成一回路平均温度降低而引起冷却剂收缩时，缩时，RIS用来向一回路补水，以重新建立用来向一回路补水，以重新建
11、立稳压器水位；稳压器水位；在在一回路大破口失水事故一回路大破口失水事故时，时，RIS向堆芯注向堆芯注水，以重新淹没并冷却堆芯，限制燃料元件水，以重新淹没并冷却堆芯，限制燃料元件温度的上升；温度的上升；19 在二回路蒸汽管道破裂时，向一回路注入高在二回路蒸汽管道破裂时，向一回路注入高浓度硼酸溶液，以补偿由于一回路冷却剂连浓度硼酸溶液，以补偿由于一回路冷却剂连续过冷而引起的正反应性，防止堆芯重返临续过冷而引起的正反应性，防止堆芯重返临界。界。在蒸汽发生器传热管破裂事故，反应堆冷却在蒸汽发生器传热管破裂事故，反应堆冷却剂从蒸汽发生器一次侧泄漏到二次侧，直到剂从蒸汽发生器一次侧泄漏到二次侧，直到一次侧
12、的压力与二次侧压力平衡。在这种事一次侧的压力与二次侧压力平衡。在这种事故，安全注射系统补偿因泄漏造成的冷却剂故，安全注射系统补偿因泄漏造成的冷却剂量的减少。量的减少。20 安全注入系统通常分三个子系统：安全注入系统通常分三个子系统：高压安全高压安全注入系统、蓄压箱注入系统和低压安全注入注入系统、蓄压箱注入系统和低压安全注入系统。系统。安注过程包括：安注过程包括：直接注入阶段直接注入阶段，再循环注入再循环注入阶段阶段。当换料水箱水位达到低。当换料水箱水位达到低3 3信号且安注信号且安注信号依然存在时，开始再循环注入。低压安信号依然存在时，开始再循环注入。低压安注泵从安全壳地坑吸水。注泵从安全壳地
13、坑吸水。21当当 P119bar时，高压安注时，高压安注系统投入系统投入当当P 42.5bar时，中压安注时，中压安注系统自动投入系统自动投入当当P10bar时，时，低压安注系统低压安注系统投入投入102030时间时间（s）一回路压力一回路压力（bar)150100500一回路破口后的压力变化一回路破口后的压力变化22高、低压安注示意高、低压安注示意中压安注示意中压安注示意LOCA时的安注过程时的安注过程23高低压安注系统流程图高低压安注系统流程图24高压安全注入系统高压安全注入系统 一回路小的泄漏或发生主蒸汽管道破裂事故一回路小的泄漏或发生主蒸汽管道破裂事故引起一回路温度和压力下降到一定值时
14、，高引起一回路温度和压力下降到一定值时，高压安全注入系统投入，从换料水箱通过硼注压安全注入系统投入，从换料水箱通过硼注入箱向一回路注入含硼水。入箱向一回路注入含硼水。高压安全注入系统由换料水箱、三台高压安高压安全注入系统由换料水箱、三台高压安注泵、浓硼酸再循环回路（包括硼注入箱、注泵、浓硼酸再循环回路（包括硼注入箱、硼注入箱再循环泵和缓冲箱）和通往一回路硼注入箱再循环泵和缓冲箱）和通往一回路的注入管线及相关阀门的管道组成。的注入管线及相关阀门的管道组成。25 高压安全注入系统由两个系列高压安全注入系统由两个系列A和和B组成。组成。每个系列提供百分之百的应急冷却水。每个系列提供百分之百的应急冷却
15、水。高压安注系统的工作分为直接注入和再循高压安注系统的工作分为直接注入和再循环注入阶。环注入阶。26中压安注系统流程图中压安注系统流程图27中压安注系统（蓄压箱注入系统）中压安注系统（蓄压箱注入系统）蓄压箱注入系统由安全壳内的三个蓄压箱及蓄压箱注入系统由安全壳内的三个蓄压箱及其与一回路冷管段相连的管道和阀门组成。其与一回路冷管段相连的管道和阀门组成。是一个非能动系统。不用安注信号启动任何是一个非能动系统。不用安注信号启动任何电气设备。在失水事故情况下，一旦一回路电气设备。在失水事故情况下，一旦一回路系统的压力低于蓄压箱的注入压力时，蓄压系统的压力低于蓄压箱的注入压力时，蓄压箱内氮气压力使逆止阀
16、打开，蓄压箱内的含箱内氮气压力使逆止阀打开，蓄压箱内的含硼水迅速注入堆芯，每个蓄压箱的水量可淹硼水迅速注入堆芯，每个蓄压箱的水量可淹没半个堆芯。没半个堆芯。28 在发生大破口失水事故时，一回路压力大在发生大破口失水事故时，一回路压力大幅度下降，应急堆芯冷却系统的三个子系幅度下降，应急堆芯冷却系统的三个子系统将全部投入。启动高压安注泵和低压安统将全部投入。启动高压安注泵和低压安注泵有时间延迟，且流量也受限制，蓄压注泵有时间延迟，且流量也受限制，蓄压箱注入系统可靠、迅速地向堆芯注入大量箱注入系统可靠、迅速地向堆芯注入大量含硼水，保证堆芯得到及时冷却。含硼水，保证堆芯得到及时冷却。29中压安注箱中压
17、安注箱30低压安注系统低压安注系统 低压安注系统包括两个独立的系列。每个系低压安注系统包括两个独立的系列。每个系列由一台低压安注泵、通往换料水箱和安全列由一台低压安注泵、通往换料水箱和安全壳地坑的吸水管道和一回路冷、热管段的注壳地坑的吸水管道和一回路冷、热管段的注入管道和阀门组成。入管道和阀门组成。低压安注泵在直接注入阶段从换料水箱吸水，低压安注泵在直接注入阶段从换料水箱吸水，再循环注入阶段从安全壳地坑吸水，排出的再循环注入阶段从安全壳地坑吸水，排出的水送到高压安注泵入口，或当泵出口压力高水送到高压安注泵入口，或当泵出口压力高于一回路压力时直接注入一回路。于一回路压力时直接注入一回路。31安全
18、注入系统的主要参数安全注入系统的主要参数32安注启动信号安注启动信号 高压和低压安注系统的触发信号由反应堆高压和低压安注系统的触发信号由反应堆保护系统给出。如果自动控制电路故障，保护系统给出。如果自动控制电路故障，可由控制室手动启动。可由控制室手动启动。中压安注系统不需要外电源或启动信号就中压安注系统不需要外电源或启动信号就能快速响应。当反应堆冷却剂压力低于安能快速响应。当反应堆冷却剂压力低于安注箱的压力时就开始向一回路系统的冷段注箱的压力时就开始向一回路系统的冷段注水，保证快速冷却堆芯。注水，保证快速冷却堆芯。33安注信号可由下面任一信号触发：安注信号可由下面任一信号触发：稳压器压力低（稳压
19、器压力低（11.9MPa11.9MPa）；）；两台蒸汽发生器蒸汽流量高且蒸汽管道压力两台蒸汽发生器蒸汽流量高且蒸汽管道压力低（低达低（低达3.55MPa3.55MPa）；）；两台蒸汽发生器蒸汽流量高且冷却剂平均温两台蒸汽发生器蒸汽流量高且冷却剂平均温度低到度低到284 284；蒸汽管道间主蒸汽压差高（蒸汽管道间主蒸汽压差高（P=0.7MPaP=0.7MPa）；）；安全壳内压力高（安全壳内压力高（0.14MPa0.14MPa）；）；手动启动。手动启动。34启动信号触发后的保护动作启动信号触发后的保护动作安注信号除立即启动安注信号除立即启动RISRIS系统执行安注过程外，系统执行安注过程外，还实施
20、下列保护动作，包括：还实施下列保护动作，包括：反应堆紧急停堆（实际上应已停堆，这里是为反应堆紧急停堆（实际上应已停堆，这里是为了确认），汽轮机脱扣；了确认），汽轮机脱扣；启动应急柴油发电机；启动应急柴油发电机；隔离主给水系统（隔离主给水系统（AREARE），并停运主给水泵；），并停运主给水泵；启动电动辅助给水泵；启动电动辅助给水泵；35 启动设备冷却水泵（启动设备冷却水泵（RRIRRI）和重要厂用水泵）和重要厂用水泵（SECSEC）；）；启动上充泵房应急通风系统（启动上充泵房应急通风系统（DVHDVH）；）；启动安全壳换气通风系统（启动安全壳换气通风系统（EBAEBA），并将核燃），并将核燃料
21、厂房通风系统（料厂房通风系统（DVKDVK）切换到碘过滤器；）切换到碘过滤器；将安全壳环廊房间通风系统（将安全壳环廊房间通风系统（DVWDVW）切换到碘）切换到碘过滤器；过滤器；触发安全壳隔离（阶段触发安全壳隔离（阶段A A）。）。36安注系统综述安注系统综述 关于硼注入罐，早期高压安注系统设有硼注关于硼注入罐，早期高压安注系统设有硼注入罐，硼注入罐内盛放约入罐，硼注入罐内盛放约3.4m3.4m3 3的的21000210001010-6-6的含硼水。安注信号发生后，的含硼水。安注信号发生后，将浓硼酸水注入堆芯，目的是补偿因温度下将浓硼酸水注入堆芯，目的是补偿因温度下降而引入的正反应性。现在分析
22、表明，靠换降而引入的正反应性。现在分析表明，靠换料水箱的硼浓度就可防止重返临界，料水箱的硼浓度就可防止重返临界，NRCNRC已已批准取消这个系统。我国秦山核电厂就没有批准取消这个系统。我国秦山核电厂就没有采用浓硼酸注入系统。采用浓硼酸注入系统。37 系统间的设备兼容，兼容会减少设备，简化系统间的设备兼容，兼容会减少设备，简化设计，降低投资，但带来了运行中运行方式设计，降低投资，但带来了运行中运行方式切换的问题，会增加系统的失效率。因而，切换的问题，会增加系统的失效率。因而，有将安全相关系统与一般系统分开的趋势。有将安全相关系统与一般系统分开的趋势。我国秦山核电厂则将化容系统上充泵在事故我国秦山
23、核电厂则将化容系统上充泵在事故时作安注使用，同时还专设了两台高压安注时作安注使用，同时还专设了两台高压安注泵。大亚湾核电厂的余热去除系统只起余热泵。大亚湾核电厂的余热去除系统只起余热排出作用，与低压安注分开了。排出作用，与低压安注分开了。38“N“N2”2”准则，准则，KWUKWU提出安注系统的设备设提出安注系统的设备设置采用置采用“N N2”2”准则，准则，N N为必须运行的设备为必须运行的设备台数，台数，1 1为备用，为备用，1 1为检修。为检修。392.4 安全壳系统安全壳系统 安全壳是包容反应堆冷却剂系统的气密承安全壳是包容反应堆冷却剂系统的气密承压构筑物。压构筑物。40主要功能：主要
24、功能：在发生失水事故和主蒸汽管道破裂事故时在发生失水事故和主蒸汽管道破裂事故时承承受内压受内压，容纳喷射出的汽水混合物，防止或，容纳喷射出的汽水混合物，防止或减少放射性物质向环境的释放，作为放射性减少放射性物质向环境的释放，作为放射性物质与环境之间的物质与环境之间的第三道屏障第三道屏障。对反应堆冷却剂系统的放射性辐射对反应堆冷却剂系统的放射性辐射提供生物提供生物屏蔽屏蔽，并，并限制污染气体的泄漏限制污染气体的泄漏。对对外部事件外部事件（如飞机撞击、龙卷风）进行防（如飞机撞击、龙卷风）进行防护。护。41 安全壳有多种形式，主要有：（安全壳有多种形式，主要有：（1 1）带密封）带密封钢衬的钢衬的预
25、应力混凝土安全壳预应力混凝土安全壳，（，（2 2）双层安双层安全壳全壳，（，（3 3）负压安全壳。）负压安全壳。从几何形状上有从几何形状上有圆柱形圆柱形的和的和球形球形的。的。42预应力混凝土安全壳预应力混凝土安全壳 大亚湾核电站所采用的是带密封钢衬里的单大亚湾核电站所采用的是带密封钢衬里的单层预应力混凝土安全壳。底部用钢筋混凝土层预应力混凝土安全壳。底部用钢筋混凝土底板封闭，顶部用准球形的预应力混凝土穹底板封闭，顶部用准球形的预应力混凝土穹顶封闭，其内表面由一层顶封闭，其内表面由一层6mm6mm厚，由焊接钢厚，由焊接钢板组件制成的金属衬里覆盖。板组件制成的金属衬里覆盖。安全壳尺寸取决于堆功率
26、，由满足能量释放安全壳尺寸取决于堆功率，由满足能量释放所需的净自由容积决定的，最小内部高度通所需的净自由容积决定的，最小内部高度通常由设备装卸的空间决定。常由设备装卸的空间决定。43大亚湾安全壳整体尺寸如下：大亚湾安全壳整体尺寸如下：筒体混凝土壁厚筒体混凝土壁厚0.9m0.9m，衬里内径衬里内径37m37m，高为高为56.68m56.68m。内部有效空间约内部有效空间约49000m49000m3 3。安全壳的设计（绝对）压力为安全壳的设计（绝对）压力为0.52MPa0.52MPa，设计，设计温度为温度为145145，允许每，允许每2424小时的（质量）泄漏小时的（质量）泄漏量为量为0.1%0.
27、1%。4445双层安全壳双层安全壳 德国采用的双层球形安全壳设计，德国采用的双层球形安全壳设计，内层为承内层为承压的球形钢壳，外层为半球形混凝土壳。压的球形钢壳，外层为半球形混凝土壳。田湾与田湾与EPREPR是双层安全壳。是双层安全壳。在双层安全壳中设置了空气再循环系统，它在双层安全壳中设置了空气再循环系统，它由排风机、冷却器、除湿器、高效率粒子过由排风机、冷却器、除湿器、高效率粒子过滤器和碘过滤器组成。工作时，能使环形空滤器和碘过滤器组成。工作时，能使环形空间保持负压，起到双层包容的作用。同时也间保持负压，起到双层包容的作用。同时也使环形空间内的气体通过碘过滤器进行再循使环形空间内的气体通过
28、碘过滤器进行再循环，降低安全壳泄出气体中放射性物质浓度，环，降低安全壳泄出气体中放射性物质浓度，使放射性对电厂周围的影响降低到最低限度。使放射性对电厂周围的影响降低到最低限度。46EPR堆芯熔融物收集系统（捕集器）堆芯熔融物收集系统（捕集器）47AP1000的安全壳的安全壳 安全壳由安全壳由4个环段和上个环段和上下封头组成。直径为下封头组成。直径为39.6m，圆柱段是，圆柱段是7.77m。壁厚。壁厚4.44cm，设计压力设计压力4.07bar。环段和容器封头用钢板环段和容器封头用钢板构成，事先在工厂加工构成，事先在工厂加工成型，在现场安装。最成型，在现场安装。最大环段（包括支撑）重大环段（包括
29、支撑）重658t，2个封头每个重个封头每个重500t。482.5 安全壳喷淋系统（安全壳喷淋系统（EAS）主要功能：主要功能：从安全壳顶部空间喷洒冷却水，为安全壳气从安全壳顶部空间喷洒冷却水，为安全壳气空间降温降压，限制事故后安全壳内的峰值空间降温降压，限制事故后安全壳内的峰值压力，保证安全壳完整性。压力，保证安全壳完整性。在再循环安注模式下，安全壳地坑的水需冷在再循环安注模式下，安全壳地坑的水需冷却时，由安全壳喷淋系统的热交换器冷却后却时，由安全壳喷淋系统的热交换器冷却后再注入堆芯，安全壳喷淋系统是在设计基准再注入堆芯，安全壳喷淋系统是在设计基准事故下可以排除安全壳内热量的唯一系统。事故下可
30、以排除安全壳内热量的唯一系统。49 在反应堆处在冷停堆工况时，如反应堆大在反应堆处在冷停堆工况时，如反应堆大厅内发生大面积火灾，安全壳喷淋系统可厅内发生大面积火灾，安全壳喷淋系统可用作火灾消防。用作火灾消防。一回路发生失水事故时，为了减少放射性一回路发生失水事故时，为了减少放射性物质外泄，在喷淋液中添加定量的物质外泄，在喷淋液中添加定量的NaOH，用以除去安全壳大气中的放射性碘。用以除去安全壳大气中的放射性碘。505152安全壳喷淋系统安全壳喷淋系统53系统设计准则系统设计准则 在发生失水事故时，在发生失水事故时，40秒内喷淋泵能投入秒内喷淋泵能投入运行（每台泵流量为运行（每台泵流量为450m
31、3/h）。）。本系统按核安全二级设计（除了本系统按核安全二级设计（除了NaOH添加添加回路为核回路为核3级外）。所有系统和设备均按抗级外）。所有系统和设备均按抗震震SSE设计。设计。本系统能承受各种事故工况，包括安全停本系统能承受各种事故工况，包括安全停堆时地震，而不丧失其排热功能。堆时地震，而不丧失其排热功能。54 安全壳喷淋系统的设计能使安全壳内的温度安全壳喷淋系统的设计能使安全壳内的温度和压力变化满足安全壳瞬态的要求。和压力变化满足安全壳瞬态的要求。在外电源故障同时发生单个柴油机故障情况在外电源故障同时发生单个柴油机故障情况下，本系统即使在这样的单一故障条件下仍下，本系统即使在这样的单一
32、故障条件下仍能保持其喷淋的功能。能保持其喷淋的功能。在核电站正常运行时，系统主要的设备对于在核电站正常运行时，系统主要的设备对于定期检查来说均是可接近的。定期检查来说均是可接近的。本系统采用各种措施，以使系统的所有设备本系统采用各种措施，以使系统的所有设备能完成其代表性试验。能完成其代表性试验。55设备设计准则设备设计准则(1)NaOH添加添加 将将NaOH溶液加入到硼水中，用来增加溶液加入到硼水中，用来增加PH值。以保持安全壳内碘的吸收，并使换值。以保持安全壳内碘的吸收，并使换料水箱水的酸性所引起的金属腐蚀减到最料水箱水的酸性所引起的金属腐蚀减到最小。这样能使喷淋时所产生的氢气保持在小。这样
33、能使喷淋时所产生的氢气保持在低于可允许值内。低于可允许值内。56(2)安全壳隔离安全壳隔离 设计安全壳贯穿应符合：设计安全壳贯穿应符合：ANSI/ANS56.2安全壳隔离准则，因为系统安全壳隔离准则，因为系统是直接同安全壳大气相通，根据安全壳密是直接同安全壳大气相通，根据安全壳密封隔离的要求，它在贯穿安全壳的两侧均封隔离的要求，它在贯穿安全壳的两侧均设置有隔离阀。设置有隔离阀。57(3)放射性释放放射性释放 本系统的设计能使释放到环境中的放射性本系统的设计能使释放到环境中的放射性减到最小。减到最小。(4)泵的净正吸入压头泵的净正吸入压头 本系统的喷淋泵设计成，即使泵的净正吸本系统的喷淋泵设计成
34、，即使泵的净正吸入压头相当于液体已达到失水事故后的最入压头相当于液体已达到失水事故后的最高温度时，仍能使泵运行。高温度时，仍能使泵运行。58(5)热交换器热交换器 安全壳喷淋热交换器（即余热排出热交换安全壳喷淋热交换器（即余热排出热交换器）的排热能力，在失水事故后能为安全器）的排热能力，在失水事故后能为安全壳提供足够的冷却，并限制其压力瞬态不壳提供足够的冷却，并限制其压力瞬态不超过可接受的值。超过可接受的值。(6)安全壳再循环地坑安全壳再循环地坑59安全壳喷淋系统的组成安全壳喷淋系统的组成 系统由容量相同的两个系列组成，每个系系统由容量相同的两个系列组成，每个系列都能单独满足系统要求。列都能单
35、独满足系统要求。每一系列由一台喷淋泵，一台热交换器、每一系列由一台喷淋泵，一台热交换器、一台喷射器、喷淋管线和阀门组成。换料一台喷射器、喷淋管线和阀门组成。换料水箱和氢氧化钠循环系统是共用的。水箱和氢氧化钠循环系统是共用的。60 四条环形喷淋管（每个系列两条）以安全壳四条环形喷淋管（每个系列两条）以安全壳中心线为中心固定在安全壳顶部，共计中心线为中心固定在安全壳顶部，共计506只喷头，喷出水滴平均直径只喷头，喷出水滴平均直径0.27mm，喷头，喷头的定位和配置保证每一系列喷洒的冷却水能的定位和配置保证每一系列喷洒的冷却水能复盖安全壳整个空间。复盖安全壳整个空间。喷射器与喷淋泵并联，靠喷淋泵的回
36、流通过喷射器与喷淋泵并联，靠喷淋泵的回流通过喷射器时，将氢氧化钠吸入并与喷淋水混合喷射器时，将氢氧化钠吸入并与喷淋水混合后送入喷淋泵入口，含有氢氧化钠的喷淋液后送入喷淋泵入口，含有氢氧化钠的喷淋液经泵升压后喷出。经泵升压后喷出。61氢氧化钠添加回路氢氧化钠添加回路 氢氧化钠添加回路由一个化学添加罐、一氢氧化钠添加回路由一个化学添加罐、一台化学添加剂循环泵和两台位于喷淋泵旁台化学添加剂循环泵和两台位于喷淋泵旁路管线上的喷射器及相应的阀门管道组成。路管线上的喷射器及相应的阀门管道组成。化学添加罐内装有化学添加罐内装有30%重量浓度的氢氧化重量浓度的氢氧化钠。钠。62 喷淋液的喷淋液的pH值维持在值
37、维持在9.910.5之间，低限之间，低限是为了保证除碘效果，高限是考虑到喷淋是为了保证除碘效果，高限是考虑到喷淋液与其所接触材料的化学相容性。注入氢液与其所接触材料的化学相容性。注入氢氧化钠可以提高氧化钠可以提高pH值。值。为了防止空气进入化学添加罐生成碳酸钠为了防止空气进入化学添加罐生成碳酸钠堵塞喷头，化学添加罐用氮气覆盖。堵塞喷头，化学添加罐用氮气覆盖。63 原理如下：原理如下：2NaOH+I2=NaI+NaIO+H2O NaI和和NaIO都溶于水，因此，加入都溶于水，因此，加入NaOH可可使游离的单质放射性碘溶于水，从而限制使游离的单质放射性碘溶于水，从而限制碘的释放。碘的释放。64EA
38、SEAS热交换器和碱罐热交换器和碱罐65安全壳喷淋系统的运行安全壳喷淋系统的运行 电厂正常运行时，电厂正常运行时，EAS处于备用状态，氢氧化钠再处于备用状态，氢氧化钠再循环回路的循环泵，每八小时运行循环回路的循环泵，每八小时运行20分钟，以保证分钟，以保证箱内溶液均匀。箱内溶液均匀。启动信号启动信号 安全壳内四个压力测量元件中两个达到安全壳内四个压力测量元件中两个达到0.24MPa时，时，EAS自动启动。自动启动。EAS也可在控制室手也可在控制室手动启动。动启动。系统的运行分为两个阶段：系统的运行分为两个阶段：直接喷淋直接喷淋 再循环喷淋再循环喷淋66 直接喷淋直接喷淋 出现喷淋信号时，两台喷
39、淋泵自出现喷淋信号时，两台喷淋泵自动启动，并自动打开通往换料水箱的隔离动启动，并自动打开通往换料水箱的隔离阀及安全壳喷淋热交换器的设备冷却水供阀及安全壳喷淋热交换器的设备冷却水供水阀。水阀。喷淋系统启动后延迟喷淋系统启动后延迟5分钟注入氢氧化钠，分钟注入氢氧化钠，5分钟的延迟供操作员考虑是否需要添加氢分钟的延迟供操作员考虑是否需要添加氢氧化钠，操纵员可以关闭氢氧化钠添加管氧化钠，操纵员可以关闭氢氧化钠添加管线上的隔离阀以避免氢氧化钠误加入。线上的隔离阀以避免氢氧化钠误加入。67 再循环喷淋再循环喷淋 喷淋水和从一回路泄漏到安全喷淋水和从一回路泄漏到安全壳内的水被收集在安全壳地坑中，当换料壳内的
40、水被收集在安全壳地坑中，当换料水箱内的水位达到低水箱内的水位达到低3（2.1m）且安喷信号）且安喷信号仍存在时，自动从直接喷淋过渡到再循环仍存在时，自动从直接喷淋过渡到再循环喷淋，喷淋泵从安全壳地坑汲水，经热交喷淋，喷淋泵从安全壳地坑汲水，经热交换器冷却后喷入安全壳空间。换器冷却后喷入安全壳空间。682.6 安全壳隔离系统安全壳隔离系统(EIE)安全壳隔离系统在反应堆失水事故发生后，安全壳隔离系统在反应堆失水事故发生后，为安全壳提供隔离手段，维护安全壳密封的为安全壳提供隔离手段，维护安全壳密封的完整性、阻止放射性裂变产物向安全壳外释完整性、阻止放射性裂变产物向安全壳外释放。放。69安全壳隔离系
41、统具有以下安全功能：安全壳隔离系统具有以下安全功能：在电站发生设计基准事故时，及时有效地隔在电站发生设计基准事故时，及时有效地隔离与反应堆安全无关的所有贯穿安全壳的工离与反应堆安全无关的所有贯穿安全壳的工艺系统。艺系统。允许在事故工况下实施安全功能的系统的流允许在事故工况下实施安全功能的系统的流体在正常或应急情况下均能通过安全壳边界。体在正常或应急情况下均能通过安全壳边界。作为安全壳隔离屏障的所有隔离阀具有密闭、作为安全壳隔离屏障的所有隔离阀具有密闭、试验、检查和维修的能力。试验、检查和维修的能力。702.6.1 安全壳隔离系统设计安全壳隔离系统设计 安全壳隔离阀及其所属管道如果构成反应堆安全
42、壳隔离阀及其所属管道如果构成反应堆冷却剂压力边界的一部分，则应按核安全一冷却剂压力边界的一部分，则应按核安全一级设计，其余至少按核安全二级设计。所有级设计，其余至少按核安全二级设计。所有安全壳隔离设施均按安全壳隔离设施均按抗震抗震SSE设计。设计。安全隔离设施的设计应安全隔离设施的设计应能承受失水事故后安能承受失水事故后安全壳内最高温度和压力全壳内最高温度和压力。71 贯穿安全壳所有贯穿件、隔离阀的综合泄贯穿安全壳所有贯穿件、隔离阀的综合泄漏率应低于每天漏率应低于每天0.06%安全壳容积。安全壳容积。安全壳内侧所有隔离设施的累积辐射剂量安全壳内侧所有隔离设施的累积辐射剂量不应超过不应超过210
43、5Gy。安全壳内外侧的电动隔离阀应有来自不同安全壳内外侧的电动隔离阀应有来自不同母线供电的应急电源。母线供电的应急电源。72 在安全壳内的隔离阀要求能承受安全壳内在安全壳内的隔离阀要求能承受安全壳内失水事故造成的最高温度和最高压力，或失水事故造成的最高温度和最高压力，或者安全壳结构完整性试验时的压力和各种者安全壳结构完整性试验时的压力和各种设计条件的合理组合。设计条件的合理组合。根据工艺系统的要求，隔离阀的形式有闸根据工艺系统的要求，隔离阀的形式有闸阀、截止阀、隔膜阀、波纹管阀、止回阀阀、截止阀、隔膜阀、波纹管阀、止回阀(仅用于安全壳内输入管线上仅用于安全壳内输入管线上)和卸压阀。和卸压阀。7
44、3 接受安全壳隔离信号的动力操作隔离阀自动接受安全壳隔离信号的动力操作隔离阀自动操作将是优先，而其次才考虑在主控室远距操作将是优先，而其次才考虑在主控室远距离手动操作。远距离手动操作方式不能超越离手动操作。远距离手动操作方式不能超越自动隔离讯号。自动隔离讯号。对有可能使放射性介质排放到环境中去的开对有可能使放射性介质排放到环境中去的开式管路，其隔离阀的关闭时间应小于式管路，其隔离阀的关闭时间应小于5秒，秒，对闭式管路，其隔离阀的关闭时间应小于对闭式管路，其隔离阀的关闭时间应小于60秒。秒。74贯穿件设计贯穿件设计 所有穿过安全壳的贯穿件能满足与安全壳结所有穿过安全壳的贯穿件能满足与安全壳结构相
45、同的设计要求，并能承受管道位移所产构相同的设计要求，并能承受管道位移所产生的作用力、喷射力和管道甩动引起的事故生的作用力、喷射力和管道甩动引起的事故载荷。载荷。贯穿件还应根据其所贯穿的工艺管道的特性，贯穿件还应根据其所贯穿的工艺管道的特性，满足充当泄漏屏障，管道锚固，隔热及密封满足充当泄漏屏障，管道锚固，隔热及密封试验的能力。试验的能力。752.6.2 主要设备主要设备1.贯穿件贯穿件 工艺管道在穿过安全壳处设有密封贯穿件，工艺管道在穿过安全壳处设有密封贯穿件，将工艺管道封闭在套管内。该套管预埋在将工艺管道封闭在套管内。该套管预埋在安全壳混凝土墙内，并与安全壳衬里钢板安全壳混凝土墙内，并与安全
46、壳衬里钢板相焊接，安全壳内侧的封头与工艺管道焊相焊接，安全壳内侧的封头与工艺管道焊接，以防止放射性气体外漏。接，以防止放射性气体外漏。76按工艺管道内介质的温度和管径大小。贯穿按工艺管道内介质的温度和管径大小。贯穿件结构有五种形式。件结构有五种形式。(1)隔热套管贯穿件隔热套管贯穿件 该型式适用于介质温度大于该型式适用于介质温度大于200的工艺管的工艺管道。如主蒸汽、主给水管道。工艺管与套管道。如主蒸汽、主给水管道。工艺管与套管之间设置保温层，也可设置盘管冷却水套。之间设置保温层，也可设置盘管冷却水套。77(2)热贯穿件热贯穿件 该型式适用于介质温度该型式适用于介质温度100200的工的工艺管
47、道。工艺管道与套管之间设置保温层。艺管道。工艺管道与套管之间设置保温层。(3)普通冷贯穿件普通冷贯穿件 该型式适用于介质温度小于该型式适用于介质温度小于100的工艺管的工艺管道。工艺管道与套管之间不设保温层。道。工艺管道与套管之间不设保温层。78(4)多管贯穿件多管贯穿件 该型式适用于小管径的工艺管道，如取样管。该型式适用于小管径的工艺管道，如取样管。贯穿管数可为贯穿管数可为27根。根。(5)带波纹管贯穿件带波纹管贯穿件 该型式适用于距贯穿安全壳壁处固定点位置该型式适用于距贯穿安全壳壁处固定点位置很近的地方又设置的固定点，且无补偿手段很近的地方又设置的固定点，且无补偿手段工艺管道。如再循环地坑
48、管。工艺管道。如再循环地坑管。792.隔离阀隔离阀 贯穿安全壳的工艺管道通常需在安全壳内、贯穿安全壳的工艺管道通常需在安全壳内、外两侧各设置一只隔离阀，构成双重隔离外两侧各设置一只隔离阀，构成双重隔离屏障。这样提高了隔离系统的密封性能。屏障。这样提高了隔离系统的密封性能。803.地坑隔离阀保护箱地坑隔离阀保护箱 安注系统两根再循环包容在套管和密封箱安注系统两根再循环包容在套管和密封箱内，即地坑隔离阀保护箱内，此箱及套管内，即地坑隔离阀保护箱内，此箱及套管分别与地坑分别与地坑 管的贯穿件相焊接，以防止再管的贯穿件相焊接，以防止再循环地坑管断裂时，地坑水的大量流失。循环地坑管断裂时，地坑水的大量流
49、失。812.6.3 运行方式运行方式 在核电站正常运行期间，安全壳隔离系统在核电站正常运行期间，安全壳隔离系统处于处于备用状态备用状态。安全壳隔离阀的开关位置。安全壳隔离阀的开关位置取决于各工艺系统的要求。一般来说，维取决于各工艺系统的要求。一般来说，维持电站正常运行的系统其隔离阀保持开启持电站正常运行的系统其隔离阀保持开启状态；间断投入运行的系统其隔离阀保持状态；间断投入运行的系统其隔离阀保持关闭状态。关闭状态。82 在核电站发生设计基准事故后，安全壳隔离在核电站发生设计基准事故后，安全壳隔离功能由安全壳隔离信号启动实施。安全壳隔功能由安全壳隔离信号启动实施。安全壳隔离阀的开关位置取决于事故
50、后各工艺系统的离阀的开关位置取决于事故后各工艺系统的要求。要求。接受安全壳隔离信号的安全壳隔离阀伴随安接受安全壳隔离信号的安全壳隔离阀伴随安注信号和喷淋信号进行第一阶段和第二阶段注信号和喷淋信号进行第一阶段和第二阶段隔离。隔离。83 安全壳隔离信号伴随安注动作自动发出时安全壳隔离信号伴随安注动作自动发出时,安全壳隔离系统进行第一阶段隔离。所有安全壳隔离系统进行第一阶段隔离。所有贯穿安全壳但与反应堆安全无关的工艺系贯穿安全壳但与反应堆安全无关的工艺系统隔离阀迅速关闭。能触发第一阶段隔离统隔离阀迅速关闭。能触发第一阶段隔离信号信号(即安注信号即安注信号)的有：的有：安全壳内高压力；主蒸汽管道低压；
