压水堆核电厂一回路系统与设备简介(补充讲义)ppt课件.ppt

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1、压水堆核电厂一回路系统与设备简 介,上海交通大学核科学与工程学院2011年5月,核反应堆安全分析补充材料,主要内容,核电原理和压水堆核电厂总体构成 反应堆的基本结构 一回路主系统与设备 一回路辅助系统与设备 专设安全设施,一、压水堆核电厂发电原理和总体构成,二回路,一回路,基本参数:一回路：压力154 bar, 高压水二回路：压力55bar, 出口饱和蒸汽,核电站厂房,核电站系统简图,二、反应堆的基本结构,堆芯形状圆柱形方形,堆芯布置立式卧式,冷却剂流道管束排管型多孔介质,燃料组件排列形式：正方形、三角形、蜂窝型数量：15x15、8x8、17x17等,作用核裂变链式反应的区域,堆芯特征,典型压

2、水反应堆本体结构,压水堆堆芯,堆芯,堆腔,换料中,新堆装料,反应堆的组成,燃料芯块,控制棒,燃料组件,安置核材料的物体燃料棒；冷却燃料棒和带走能量的载体冷却剂；使中子慢化的物体慢化剂；控制中子数量，即控制功率的物体控制棒。,燃料芯块,功能含裂变材料的混合物燃料铀-235含量低浓缩铀：铀-235的富集度为25 （压水堆)天然铀：铀-235的富集度为0. 72（重水堆）中等浓缩铀：铀-235的富集度为1230 （快堆)钚：由铀238吸收中子产生芯块材料和结构材料金属铀铀氧化物粉末烧结成的二氧化铀陶瓷芯块陶瓷燃料和耐高温的石墨结构材料铀、钚混合氧化物,每个陶瓷芯块为直径1cm，高度1cm的圆柱体,压

3、水堆燃料组件,燃料棒的排列1515或1717,棒束长 : 约34m燃料棒的排列：1515或1717,燃料元件与燃料组件,燃料元件,燃料组件,控制棒组件,功能控制反应堆中的中子数调节功率停止核裂变反应控制材料类型控制棒银铟镉合金材料，可移动硼酸溶液化学补偿控制通过改变溶于冷却剂中的硼酸浓度来补偿慢的反应性变化。,控制棒组件,驱动杆,控制棒驱动机构 control rod drive mechanism, CRDM,作用使控制棒上下运动或保持在某一高度的机电系统类型磁力提升式（核电站）磁阻马达式（核潜艇）组成驱动杆部件钩爪部件耐压壳部件磁轭部件棒位指示部件,控制棒组件及控制棒驱动机构,控制棒驱动机

4、构,控制棒组件,压力容器Pressure Vessel,用于放置堆芯及堆内构件防止放射性物质外逸的承压设备其寿命为核电站的寿命,堆内构件,作用：定位、分隔流体；上部组件（压紧组件）；下部组件（吊篮组件）,压水堆内冷却剂流动路线, 下降段：吊篮和压力容器之间形成环形腔. 入口管嘴 下降段 下腔室 堆芯 上栅格板 上腔室 出口管嘴,三、一回路主系统与设备,（1）反应堆冷却剂系统,反应堆冷却剂系统即主系统，是核电厂最重要最基本的系统。 核裂变能量的导出、交换和转化在该系统内发生，该系统功能的正常发挥，具有重大的经济意义； 该系统基本部分均要承受高压，构成了所谓“压力边界”，是核电厂的三道“安全屏障”

5、之一，维护了核电厂的安全，避免放射性物质向环境的释放。,系统流程图,系统布置,反应堆冷却剂系统所有设备、阀门及管道，全部装在安全壳内。 反应堆安放在安全壳中央并稍偏离中心，以避开装卸料机构的起吊死区。 反应堆冷却剂系统设备和管道的布置以反应堆压力容器为中心，力求紧凑、简单对称。 蒸汽发生器的位置高于反应堆压力容器管嘴所在的平面，以便使系统具有足够的自然循环能力。 为了防止管道破裂后由于流体喷射导致的管道甩击对周围设备的危害，对高能管道的可能断裂位置装有限制器，对设备、管道进行实体隔离。,系统参数,一回路压力 目前一般取在14.7 15.7 MPa之间 ，通常以稳压器内蒸汽压力为准；一回路冷却剂

6、进出口温度 一般反应堆进口处温度为280 300，出口的温度为310 330 。进出口的温升一般为30 40； 一回路冷却剂流量 当单个环路的电功率为300 MW时可达15000 24000 t/h，用单位热功率所需要的流量来表示，一般为l0MW热功率160 250 t/h范围之间。,（2）蒸汽发生器,蒸汽发生器是核电厂中一、二回路的枢纽。它将反应堆产生的裂变热量通过冷却剂传递给二次侧工质，产生蒸汽，驱动汽轮机。蒸汽发生器传热管是一（放射性）、二次侧介质的隔离屏障。蒸汽发生器的管板和倒U形管是反应堆冷却剂压力边界的组成部分，属于第二道放射性防护屏障之一。其安全可靠十分重要。,蒸汽发生器分类,蒸

7、汽发生器可按工质流动方式、传热管形式、设备安装方式以及结构特点等进行分类： 按二回路工质在蒸汽发生器中的流动方式，可以分为：自然循环式蒸汽发生器与强迫循环（直流）蒸汽发生器； 按蒸汽发生器传热管形状，可以分为：U型管、直管、螺旋管及其它形状（如：微波浪形等）的蒸汽发生器； 按设备安装方式，可以分为：立式蒸汽发生器与卧式蒸汽发生器； 按结构特征，可以分为：带预热器与不带预热器的蒸汽发生器。,立式自然循环U形管蒸汽发生器,主要部件：1、下封头2、管板3、U形管束4、汽水分离装置5、筒体组件6、套筒,卧式蒸汽发生器,一,直流蒸汽发生器典型结构图,1：冷却剂出口（2个）2：给水进口（2个）3：应急给水

8、进口4：过热蒸汽出口（2个）5：传热管6：套筒7：上管板8：冷却剂进口9：人孔10：下管板,蒸汽发生器给水,蒸汽发生器的给水，在正常工况时由给水流量调节系统供给。在核电厂启动蒸汽发生器需充水、压水堆长时间处于热备用或冷停堆状态，或给水流量调节系统发生故障等工况下，则由辅助给水系统提供给水。,蒸汽发生器的水位,核电厂正常运行时，蒸汽发生器必须保持正常的水位，随负荷而定。若水位过低，蒸汽发生器二次侧水量过少，会引起一回路冷却不充分，管束因温度升高有可能破裂；同时，在给水管道中有产生汽锤的危险，蒸汽发生器的管板还将受到热冲击；若水位过高，将导致流向汽轮机的蒸汽湿度过大。,（3）反应堆冷却剂泵（主泵）

9、,反应堆主冷却剂泵（主泵）是反应堆的“心脏”。 在主系统充水时，利用主泵赶气； 在开堆前，利用主泵循环升温，达到开堆280C条件； 在反应堆正常运行时，冷却剂由反应堆流出经主管道流进蒸发器，把热量传给二回路侧给水，然后再由主泵送回反应堆进行循环。 主泵电机上的大飞轮以增加主泵惰转时间，保持适当惯量，确保断电事故时堆芯燃料元件不至烧毁。 主泵是反应堆冷却剂系统主要设备和压力边界设备之一。,主泵分类,1、屏蔽泵（全密封泵） 由装在一个能承受系统全部压力的密封容器内的屏蔽电机驱动。由于转子浸没于液体中，回转阻力高，且有屏蔽套的涡流损失，故此效率低。屏蔽泵现在一般应用于容量较小的核动力装置。 2、轴封

10、泵 压水堆核电站采用的轴密封式主泵一般为立式单级离心式或混流式泵。,主泵结构,总体结构：1、 水力机械部分2、 轴封系统3、 电机部分,（4）稳压器,建立压力和维持压力，避免反应堆冷却剂在反应堆内沸腾，在正常运行时保持反应堆冷却剂系统在恒定的压力下，在负荷瞬变时限制压力的变化。必要时通过卸压阀、安全阀排放蒸汽，并且在稳压器卸压箱内回收。 稳压器是作为反应堆冷却剂系统的一个缓冲箱来运行的，并能在各种运行工况下使冷却剂系统保持几乎恒定的容积。,主要功能,稳压器的典型结构,稳压实现方式,当出现压力正波动时，喷淋水冷凝汽腔中的部分蒸汽，防止稳压器压力达到先导式安全阀的整定值。,当出现压力负波动时，水的

11、闪蒸和加热器自动接通加热产生的蒸汽，使反应堆冷却剂系统的压力维持在反应堆紧急停堆的低压整定值以上。,稳压器先导式安全阀,稳压器的卸压箱,四、一回路辅助系统与设备,（1）化学与容积控制系统（简称化容系统）,化容系统是核电厂最重要的反应堆辅助系统。对于维护反应堆的正常运行状态，以及事故工况下保证反应堆安全起着重要作用。,化容系统主要功能,化容系统保证一回路必需的三种功能： 化学控制：控制反应堆冷却剂的PH值，氧含量和其他容积气体含量，防止腐蚀，裂变气体积聚和爆炸，降低冷却剂放射性水平，净化冷却剂 。 容积控制：通过上充和下泄功能维持稳压器水位，保持一回路水容积； 反应性控制：与反应堆硼和水的补给系

12、统相配合，调节冷却剂硼浓度以跟踪反应堆的缓慢的反应性变化；,化学控制,容积控制,化容系统辅助功能,提供主泵轴封注入水 为稳压器提供辅助喷淋水 一回路处于单相时的压力控制 对一回路进行充水、排气和水压试验,化容系统安全功能,在反应堆冷却剂系统发生小破口（当量直径D 9.5mm）的情况下，化容系统能够维持其水装量。作为反应性控制系统，化容系统在反应堆停堆，或在诸如弹棒、卡棒事故的反应堆热态次临界状态下的维修阶段，它都起作用。化容系统与反应堆硼和水补给系统共同保证这种功能。在安全注入的情况下，化容系统上充泵作为高压安注泵运行。此时，安注运行方式自动取代所有其他运行方式。,化容系统简图,下泄回路,上充

13、回路,净化回路,轴封水、轴封回流回路,过剩下泄回路,低压下泄管线,除硼管线,（2）硼和水补给系统,反应堆硼和水补给系统是化学和容积控制系统的支持系统，为化学和容积控制系统主要功能的实现起保证作用。,主要功能,当化学和容积控制系统进行容积控制时，为反应堆冷却剂系统提供所需的除气除盐含硼水；当化学和容积控制系统进行化学控制时，制备和注入联氨(N2H4)，氢氧化锂(LiOH)等化学药剂；当化学和容积控制系统进行中子毒物控制时，提供浓硼酸溶液或除气除盐水。,辅助功能,为主泵轴封提供清洗水，为主泵轴封（蓄水）立管供水；提供稳压器卸压箱喷淋水；为反应堆换料水池和乏燃料水池的冷却和处理系统的换料水箱提供含硼

14、浓度2000mg/kg的初始充水和补水；为安注系统的硼注入箱提供含高浓度硼的初始充水和补水；在化学和容积控制系统扫气时，向容积控制箱充水。,系统简图,硼和水补给系统原理图分为： 补水回路、硼补充回路、硼酸配制回路和化学添加剂制备回路4个部分。,（3）硼回收系统,系统功能, 接受来自一回路的放射性废水，经处理检测将合格的核纯级水和硼酸与水补给给系统复用； 接受来自化容系统的下泄流，直接除硼。,系统组成,系统由净化、硼水分离与除硼三部分组成。 净化部分包括前置储存、过滤除盐与除气三个工段，设置了两个完全相同的系列各用于1台机组，同时又可互为备用； 硼水分离部分包括3台储存箱、2套蒸发装置、2个蒸馏

15、液监测箱与1台浓缩液监测箱，两机组共用； 除硼部分有3台除硼床，两机组各用一台，第三台备用。,系统流程图,主要工艺设备,除离子床 硼回收系统的除离子床有三种：净化段的阳离子床、混合除离子床、除硼段的除硼离子床。除气装置 除气装置用以除去废水中的氢气、氮气与放射性气体，还用于反应堆压力容器开盖前的冷却剂除气。 除气装置由1台除气塔（脱气塔）、1台排气冷凝器、1台再生式热交换器、1台冷却器、1台输液泵及相应的仪表阀门组成。,蒸发装置,蒸发装置将除气后的废水进行硼水分离，得到蒸馏液与浓缩液。 每套蒸发装置由1台蒸发器、1台立式再沸器、1台冷凝器、1台强制循环泵、1台再生式热交换器、2台分别用于冷却蒸

16、馏液与浓缩液的冷却器、1台进料泵与1台蒸馏液输送泵及相应的仪表阀门组成。,（4）设备冷却水系统,设备冷却水系统是一个中间冷却系统（冷却作用）。在输送放射性流体和海水（或江河水）组成的电厂最终热阱之间提供一个可进行监督的中间屏障（隔离作用），能有效地避免放射性流体与海水（江河水）之间相互泄漏。 从而既可避免放射性流体不可控地释放到海水中而污染环境，又可防止海水对核岛各热交换器的腐蚀 。,系统功能,设备冷却水系统原理图,设冷水系统,重要厂用水系统,系统设备介绍,设备冷却水系统由设备冷却水泵、设备冷却水热交换器、波动箱、缓蚀剂添加箱及相应的管系、仪表等组成。系统运行时，设冷泵输送设冷水，经过热交换器

17、壳侧，将热量传给管侧的海水（或江河水），再流过需要冷却的设备并返回设冷泵入口，构成了循环。,设备冷却水系统图,（5）重要厂用水系统,系统功能,重要厂用水系统的主要作用是冷却设备冷却水，将设备冷却水系统传输的热量排入海水，此系统又称为重要生水系统，是核岛的最终热阱。重要厂用水系统与设备冷却水系统一样，也是专设安全设施系统的支持系统，无论在电厂正常运行还是事故工况，该系统都必须将设备冷却水系统传输的热量排入海水。,系统描述,重要厂用水系统构成与设备冷却水系统相似，系统由2个独立且实体隔离的系列组成，电气设备可由柴油发电机供电。每个系列并联2台容量各为100%的重要厂用水泵，2台容量各为50%的板式

18、热交换器。重要厂用水泵从循环水过滤系统汲入海水，使其通过热交换器吸收热量后经循环水排水渠流入大海。,重要厂用水系统示意图,（6）停堆冷却系统（余热排出系统）,当二回路停用时，使用停堆冷却系统保证下列情况下反应堆堆芯的冷却： （1）当反应堆正常停堆时，当一回路温度降到180C及以下，绝对压力约3.0MPa，由停堆冷却系统导出堆芯的剩余发热、水和一回路设备中的显热，以及运行的主泵给一回路水提供的热量。 （2）除了失水事故（LOCA）引起安全注入系统投入运行的情况以外，在其他事故引起的停堆事故中，余热排出系统也被用来排出上述三部分热量。 该系统的设备布置于核辅助厂房与连接厂房。,系统功能,反应堆剩余

19、功率变化图,从剩余功率变化图中可以看出： 满功率运行时，核功率占93，由裂变产物产生的功率为7； 停堆时，核功率下降到零，剩余功率下降缓慢，停堆后2小时的值约为满功率的1 ，仍相当可观！,大亚湾核电厂的余热排出（停堆冷却）系统,（7）反应堆水池和乏燃料水池冷却和处理系统,系统功能,反应堆换料后，卸出的乏燃料要在乏燃料水池中存放半年以上，待燃料冷却到一定程度，再送往后处理工厂。 反应堆换料水池和乏燃料池冷却和处理系统主要功能包括：冷却功能、净化功能、充排水功能，以及为安注与安全壳喷淋系统贮存必要的硼水等。具体而言： 对乏燃料池的水进行冷却，带走乏燃料的衰变热； 去除反应堆换料水池和乏燃料池中的腐

20、蚀产物、裂变产物和水中悬浮杂质，保持水的良好的能见度和低的放射性水平； 向反应堆换料水池和乏燃料水池充水和排水，使水池有足够水层，为操纵人员提供良好生物防护，保证乏燃料组件处于次临界状态； 为安全注入系统和安全壳喷淋系统提供足够的含硼水； 换料或停堆检修期间，一回路处于开启状态时，在余热排出系统不可用时，本系统用来冷却堆芯。,反应堆换料水池和乏燃料池冷却和处理系统流程图,堆内构件储存池,换料腔,（8）一回路其他辅助系统简介,1、核岛排气和疏水系统,系统功能,本系统收集由以下情况在核岛产生的全部废气与废液： 正常运行； 换料或维修的停机及随后的启动； 设备检修； 事故泄漏； 设备检修前的疏水；

21、瞬态； 事故后的泄漏。,2、取样系统,系统功能,用于一回路主辅系统、二回路系统、放射性废物处理系统的气体、液体样品的采集和测量，以监督一回路、二回路系统的运行状况。, 从一回路水取出的液体样品，作连续测量，以确定硼浓度值和跟踪pH值的变化；非连续测量用于测定含氢量、浊度、气液相分离度Cl2、O2 、比放度、裂变产物、腐蚀产物等。 从二回路取样，进行放射性、磷酸盐、电导度、pH值、Cl2、O2的连续测量，任何放射性的出现表明蒸汽发生器有泄漏。 从放射性废物处理系统中取出的样品，收集于样品容器，在实验室中测量。,流程简介,3、通风系统,系统功能,本系统在压水堆运行时，带走厂房内所有设备、管道、电机

22、的散热，维持厂房内环境温度不高于50C。压水堆冷停闭时，维持厂房环境平均温度不低于15C，并使厂房内空气放射性限制在允许人员长期进入的水平。对放射性废气和污染的空气进行收集和分类处理。,流程简介,本系统包括：压水堆厂房封闭回路通风系统、控制棒驱动机构通风系统、压水堆堆坑通风系统，碘过滤系统和安全壳换气系统等。核辅助厂房内与汽机厂房内也设有通风系统。,五、专设安全设施,专设安全设施是专为限制反应堆事故后果而设置的各种安全系统的总称。,主要包括：安全注射系统（或称应急堆芯冷却系统，ECCS） 、安全壳、安全壳喷淋系统、安全壳隔离系统、安全壳消氢系统、蒸汽发生器辅助给水系统、应急电源等，它们具有能迅

23、速为堆芯提供应急和持续冷却、将安全壳与外界隔离、提供辅助给水等功能，以保证在事故出现时，迅速导出余热、排除燃料熔化的任何危险、避免在任何情况下裂变产物的向外失控排放、减少设备损失、并维护公众和核电厂工作人员的安全。,（1）安全注入系统（简称安注系统）,主要功能, 当一回路发生小破口失水事故，且化容系统不足以补偿冷却剂泄漏时，由安注系统向一回路补入硼酸水，以重新建立稳压器水位； 当一回路发生大破口失水事故时，由安注系统向堆芯注入硼酸水，以保证淹没并冷却堆芯，防止堆芯熔化，保持堆芯完整性； 当二回路蒸汽管道破裂，造成反应堆冷却剂由于过度冷却而收缩，稳压器水位下降时，由安注系统向一回路注入高浓度硼酸

24、水，重新建立稳压器水位，同时补偿由于冷却剂温度降低而引入的正反应性，防止反应堆由于过冷而重返临界。,安全注入系统必须能根据事故引起一回路系统压力下降的变化情况，在不同的压力状态下介入，为此，本系统分为高压安注、中压（蓄压）安注与低压安注三个分系统。,900MW级核电厂安注系统流程图,来自硼和水补给系统的硼制备回路，硼浓度12%,高压安注(直),低压安注(直),注：图中阀门状态对应于本系统的备用状态。,高压安注分系统工作分为直接注入与再循环注入阶段。 直接注入时，高压安注泵优先从低压安注泵排水管吸水，水经高压安注泵升压后注入一回路；低压安注泵出现故障时，高压安注泵也可从换料水箱吸水。 低压安注分

25、系统亦分为直接注入与再循环注入阶段。 当换料水箱水位为低时，低压安注泵改由安全壳地坑吸水，而通往换料水箱的管线被隔离，冷却水经低压安注泵吸入，经安全壳喷淋换热器（由设备冷却水）冷却后，注入一回路（低压注入）；或经低压安注泵升压后再经高压安注泵注入一回路（高压安注）。 此即再循环注入阶段。,（2）安全壳系统,安全壳是包容反应堆冷却剂系统的气密性承压建筑物，压水堆核电厂的安全壳内设置了核蒸汽供应系统的大部分系统和设备，即反应堆、一回路主系统和设备、余热排出系统等。,主要功能, 在发生失水事故和蒸汽管道破裂事故或地震时，承受事故产生的内压力，容纳喷射出的汽水混合物，防止反应堆厂房内放射性物质外逸，以

26、免污染环境。 保护重要设备，必须考虑外部事件，防止受到外来袭击(如飞机坠毁、龙卷风等)的破坏； 是放射性物质和外界之间的第三道也是最后一道生物屏障。因此，在任何情况下都要保证安全壳的完整性，对它特别仔细地设计，建造和监督。,安全壳分类,按其材料来分，有用钢板制造的、钢筋混凝土制造的(包括预应力混凝土)以及既用钢板又用钢筋混凝土的等几种；按其性能来分，有干式的和冰冷凝器式的；按其形状分，球形、圆筒形等。由材料、性能、形式等几方面的组合，结合考虑压水堆核电厂的厂址，输出功率、经济性和安全性等因素，压水堆核电厂具有代表性的安全壳有钢筋混凝土安全壳和预应力混凝土安全壳两种。,钢筋混凝土安全壳,钢筋混凝

27、土安全壳通常采用双层结构，外层钢筋混凝土壳为生物屏蔽层，内层钢壳起承压及密封作用，其形式有圆柱形和球形两种。,预应力混凝土安全壳,带密封钢衬里的单层预应力混凝土安全壳在圆筒壁和穹顶埋有后张预应力钢束，内壁用6.35至12.70mm厚的薄钢板焊接成为气密性钢衬里。 这种形式的安全壳广泛用于美国、法国、日本的9001300 MW压水堆核电厂。,安全壳贯穿件的形式,许多管道和电缆要穿过安全壳壁，人员和设备也需进出安全壳。穿过安全壳壁的管道和设备称为安全壳贯穿件。 主要安全壳贯穿件有： 设备闸门 人员闸门 燃料运输管 管道、电缆贯穿件,所有安全壳贯穿件，在大多数情况下是由封闭套筒构成的双屏障组件。双屏

28、障之间空间由贯穿加压系统连续加压。对该系统泄漏加以监测，以指示贯穿点泄漏。图示为一种典型的安全壳管道贯穿件示意图。,安全壳贯穿件示意图,安全壳的其他附属系统,1、安全壳换气通风系统2、安全壳内大气监测系统3、安全壳连续通风系统4、反应堆坑通风系统5、安全壳内空气净化系统6、反应堆泄漏监测系统7、安全壳隔离系统、安全壳喷淋系统,（3）安全壳喷淋系统,系统功能,当一回路失去冷却剂或蒸汽管道破裂事故情况下，使安全壳内部温度和压力保持在可承受的值，以确保安全壳这最后一道屏障的完整性。 此外，安全壳喷淋系统还能在必要时向喷淋水中加入氢氧化钠（NaOH），带走失水事故时散布在安全壳内的裂变产物，如放射性碘

29、；扑灭反应堆冷停闭时安全壳内发生的火灾（当其它方法无效时）。,安全壳喷淋系统图,系统描述,本系统由2条包含冗余而相互独立的喷淋泵、2台喷淋水热交换器，1个NaOH贮存箱及管道、阀门的系列组成： 每个系列能保证100%的喷淋功能。2组喷嘴安装在安全壳圆顶下不同高度的2条喷淋环管上，喷淋泵与集水坑（地坑）之间有专设的管道相连。 安全壳喷淋系统除喷淋环管与部分管道位于安全壳内以外，其它均位于安全壳外核燃料厂房。,在发生失水事故时，当安全壳内出现压力过高信号的最初阶段，安全壳喷淋系统的喷淋隔离阀自动打开，喷淋泵自动启动，把换料水箱中的冷硼水喷入整个安全壳内，使蒸汽凝结，降温降压（直接喷淋）；稍后阶段，

30、当安全壳地坑水位到达一定值时，在换料水箱低水位信号的作用下，切换为从地坑取水，作再循环喷淋。 这样，安全壳喷淋系统就能使事故时安全壳的压力和温度保持在维持安全壳的完整性所允许的数值之内。在最初的喷淋水中加有一定量的氢氧化钠，以提高喷淋水的pH值，来除去空气中对人体危害最大的放射性碘。,某核电厂安全壳喷淋试验,（4）安全壳隔离系统,在核电厂正常运行或发生事故时，安全壳的整体完整性，由安全壳隔离系统来加以保证。安全壳隔离系统将回路与安全壳外大气隔离，以防止安全壳内的系统发生故障后可能产生的放射性物质泄漏到安全壳外，或将有故障的系统与其压力源隔离。每个管道有一个双重隔离机构：2个隔离部件(自动阀、手

31、动闭锁阀或逆止阀)位于混凝土壁面的两侧。事故发生时，安全壳隔离分阶段进行，当安全注入时，对安全壳实施第一（A）阶段隔离，当安全壳喷淋启动时，实施第二（B）阶段隔离。,安全壳的隔离与检验,需要说明的是，安全壳隔离系统不是一个独立集中的系统，而是分散地单个地结合在各有关系统中，涉及几乎所有的核岛系统和主蒸汽系统等约26个系统。,典型的安全壳隔离阀的设置方式,（5）安全壳消氢系统,系统功能,安全壳消氢系统是为设计基准事故和超设计基准事故运行所设计的，该系统有以下功能： 在设计基准事故时，系统维持氢的浓度低于点火限值； 在超设计基准事故时，系统保持氢气的浓度在爆炸限值以下。,超出设计基准的事故，此时一

32、般假设安全系统不可用。,消氢方法,为防止事故后安全壳内氢的积累达到燃烧浓度，有3种方法可供考虑：扫气、触媒消氢及燃烧去氢。 其中以触媒法应用较广，在触媒作用下，使安全壳空气中的氢气与氧化合成水。 为了满足失水事故后对安全壳内可燃氢气的监测和控制要求，压水堆核电厂设计中采用了氢气取样系统、事故后安全壳气体混合系统、氢气复合系统和氢气排放系统，这些系统合称为消氢系统。,安全壳大气混合、取样和复合子系统图,电热式热力氢复合器内部氢复合器,气,外部氢气复合系统原理图,（6）蒸汽发生器辅助给水系统,系统功能,蒸汽发生器辅助给水系统是核电厂的专设安全系统之一，用于保证蒸汽发生器的给水，以便维持一个冷源，确

33、保反应堆余热的导出。在主给水系统失效或故障的情况下，辅助给水系统向蒸汽发生器提供给水。反应堆启动时，由辅助给水系统为蒸汽发生器充水；在反应堆热备用或热停闭状态时，或反应堆冷停闭而余热排出系统尚未投运之前，为蒸汽发生器提供给水。当核电厂发生失水事故、蒸汽管道破裂事故或给水管道破裂事故，主给水系统被切除时，辅助给水系统自动投入。,系统描述,蒸汽发生器辅助给水系统的主要设备是：1个辅助给水贮存箱，2台50%额定流量的电动辅助给水泵，1台100%额定流量的汽动辅助给水泵及其相应的管路和阀门等。,主要设备除氧装置,此设备主要即指除氧装置（下图为除氧装置流程示意图）。包括1台除氧器、2台循环泵、1台再生式

34、热交换器、加热用蒸汽冷凝水贮存罐，以及冷却器、三通阀等。,（7）应急电源,安全电源一般有3道电源：第一电源，启/备变 第二电源，高压厂变 第三电源，应急电源（应急柴油发电机）。,AP1000, 由美国西屋公司(Westinghouse)日本三菱设计联队设计 先进压水堆Advanced PWR，基于AP600的设计； 电功率1100MWe，设计寿期为60年，是目前电力输出最大的简化反应堆； 美国西屋公司（Westinghouse）的AP1000于2004年9月13日获得美国核管会（NRC）的最终设计批准书（FDA）； “三代半反应堆”； 西屋公司预计，一旦建成了第一座AP1000核电厂，那么以后

35、核电厂的建设费用仅为10001200美元/千瓦。,AP1000主要特征, 全面采用非能动安全系统在安全系统中由于没有能动设备，取消了作为ESF的交流电源设备应急用柴油发电机等 安全系统设备系统得到简化与现有轻水堆相比核电站的建造单价会降低由于事故时运行操作的简化，通过人机因素控制事故扩大的失效因素得到了减少,AP1000,一回路主要特点, 冷却剂回路由2根热管段和4根冷管段组成； 冷却剂泵(屏蔽泵)直接安装在蒸汽发生器上，取消了冷却剂泵与蒸汽发生器间过渡段管道； 安注直接接入压力容器（DVI）； 提高了反应堆安全性和可维修性。,AP1000的新型安全特征,AP1000的安全不是依赖安全功能系统

36、大量冗余来实现，而是通过简化设计，提高设计裕量和采用非能动系统来实现。AP1000通过简化系统和非能动安全系统设计，降低了事故下对操作员干预的要求，AP1000的设计基准以内事故可以完全不需操纵员干预（72h）。,AP1000的非能动堆芯冷却系统,AP1000的非能动堆芯冷却系统完成以下两个主要安全功能：安注和补充反应堆冷却剂系统水装量非能动余热排出（Passive RHR）通过计算分析证明：非能动堆芯冷却系统对于不同的破口位置和尺寸下可提供有效的堆芯冷却能力。,AP1000核电厂非能动安全系统,AP1000的非能动安全壳冷却系统,安全功能提供安全级的最终热阱防止安全壳内压力超过设计压力PCCS的非能动特征安全壳内自然循环安全壳内热量通过钢制安全壳内层传向安全壳外部空气，外部空气自然循环散热；极端情况下，可以通过重力驱动的安全壳顶部水箱实施安全壳外部喷淋，顶部水箱可以维持3天运行，并可重新充水。,AP1000安全系统设计理念,AP1000 堆芯损坏频率（CDF）安全目标,