核电站简介和物项分级

1、 压水堆核电厂简介压水堆核电厂简介 和和核电厂设备，系统，构筑物分级核电厂设备，系统，构筑物分级 1 1 压水堆核电站简介压水堆核电站简介 压水堆核电站由反应堆、一回路系统、二回路系统以及压水堆核电站由反应堆、一回路系统、二回路系统以及电站的配套设施等部分组成。压水堆核电站使用低浓铀做电站的配套设施等部分组成。压水堆核电站使用低浓铀做 燃料，在反应堆内发生裂变产生热能，利用循环流动的高燃料，在反应堆内发生裂变产生热能，利用循环流动的高压水把热能带出，在蒸汽发生器内产生蒸汽，推动气轮机压水把热能带出，在蒸汽发生器内产生蒸汽，推动气轮机带着发电机一起旋转，源源不断地产生出电，并通过变电带着发电机一

2、起旋转，源源不断地产生出电，并通过变电站输入电网。站输入电网。 按厂房功能分：按厂房功能分： 核岛：核岛：Nuclear IslandNuclear Island 常规岛：常规岛：Conventional IslandConventional Island 配套设施配套设施BOPBOP：Balance of PlantBalance of Plant 核岛系统又称为核蒸汽供应系统（核岛系统又称为核蒸汽供应系统（Nuclear steam Nuclear steam supply system, NSSS supply system, NSSS），其中包括：），其中包括： 反应堆冷却剂系统（主回

3、路系统）反应堆冷却剂系统（主回路系统） 专设安全设施专设安全设施 反应堆辅助系统反应堆辅助系统 通风系统通风系统 辅助冷却水系统辅助冷却水系统 废物处理系统废物处理系统 上述各系统又包括许多子系统。上述各系统又包括许多子系统。反应堆本体结构一般可分为以下四个部分：反应堆本体结构一般可分为以下四个部分： 反应堆堆芯反应堆堆芯 堆内构件堆内构件 反应堆压力容器反应堆压力容器 控制棒驱动机构控制棒驱动机构见右图见右图 压水堆本体结构压水堆本体结构 上上图是典型压水堆压力容器与堆芯结构原理图：图是典型压水堆压力容器与堆芯结构原理图： 由燃料组件组成的堆芯放在一个很大的压力容器内在压力容器顶部由燃料组件

4、组成的堆芯放在一个很大的压力容器内在压力容器顶部有控制棒的驱动机构。作为慢化剂和冷却剂的水，由压力容器侧面进有控制棒的驱动机构。作为慢化剂和冷却剂的水，由压力容器侧面进来后，经过吊篮和压力容器之间的环形间隙，再从下部进入堆芯。冷来后，经过吊篮和压力容器之间的环形间隙，再从下部进入堆芯。冷却水通过堆芯后，温度升高，密度降低，再从堆芯上部流出压力容器。却水通过堆芯后，温度升高，密度降低，再从堆芯上部流出压力容器。一般入口水温一般入口水温300300，出口水温，出口水温332 332 ，堆内压力，堆内压力15.5Mpa15.5Mpa。 一座一座100100万千瓦的压水堆，堆芯每小时冷却水的流量约万千

5、瓦的压水堆，堆芯每小时冷却水的流量约6 6万吨。这些万吨。这些冷却水并不排出堆外，而是在封闭的回路内往复循环。堆芯放了一冷却水并不排出堆外，而是在封闭的回路内往复循环。堆芯放了一百多个燃料组件，这些组件总共包括四万多根三米多长、比铅笔略粗百多个燃料组件，这些组件总共包括四万多根三米多长、比铅笔略粗的燃料元件。高温水从压力容器上部离开反应堆后，进入蒸汽发生器。的燃料元件。高温水从压力容器上部离开反应堆后，进入蒸汽发生器。反应堆堆芯反应堆堆芯 堆芯组成堆芯组成 堆芯由燃料组件、控制棒组件和堆芯相关组件等构成。堆芯由燃料组件、控制棒组件和堆芯相关组件等构成。 大亚湾核电厂堆芯由大亚湾核电厂堆芯由15

6、7157个尺寸相同、截面为正方形的燃料组件排列个尺寸相同、截面为正方形的燃料组件排列而成而成 初次（首炉）装料时，堆芯有三种不同富集度的燃料组件，并分区初次（首炉）装料时，堆芯有三种不同富集度的燃料组件，并分区布置，即：布置，即：5252个富集度为个富集度为3.1%3.1%的燃料组件组成第的燃料组件组成第3 3区，放在堆芯四周；区，放在堆芯四周； 5252个富集度为个富集度为2.4%2.4%的燃料组件混合交错布置的燃料组件混合交错布置, , 53 53个富集度为个富集度为1.8%1.8%的燃料组件的燃料组件组成第组成第2 2和第和第1 1区区 ( (见图见图2 2 堆芯堆芯燃料组件布置燃料组件

7、布置) ) 燃料组件由燃料元件棒（燃料棒）、定位格架和组件骨燃料组件由燃料元件棒（燃料棒）、定位格架和组件骨架等部件组成。架等部件组成。 燃料元件棒呈燃料元件棒呈17171717正方形排列，每个组件有正方形排列，每个组件有289289个棒位，个棒位，其中其中264264个棒位由燃料元件棒占据，另有个棒位由燃料元件棒占据，另有2424个棒位放控制个棒位放控制棒导向管，剩下棒导向管，剩下1 1个棒位放中子注量率测量管。个棒位放中子注量率测量管。 见下图见下图 核燃料组件核燃料组件 压水堆燃料是高温烧结的圆柱形二氧化铀陶瓷块，直径约压水堆燃料是高温烧结的圆柱形二氧化铀陶瓷块，直径约8 8毫米，高毫米

8、，高1313毫米，称之为燃料芯块。其中铀毫米，称之为燃料芯块。其中铀235235的浓缩的浓缩度约度约3 3。燃料芯块个一个地重叠着放在外径约。燃料芯块个一个地重叠着放在外径约9.59.5毫米，毫米，厚约厚约0 05757毫米的锆合金管内，锆管两端有端塞。燃料芯毫米的锆合金管内，锆管两端有端塞。燃料芯块完全封闭在锆合金管内，构成燃料元件。块完全封闭在锆合金管内，构成燃料元件。 这些燃料元件用定位格架定位，组成横截面是正方形的燃这些燃料元件用定位格架定位，组成横截面是正方形的燃料组件。每一个燃料组件包括两百多根燃料元件。一般是料组件。每一个燃料组件包括两百多根燃料元件。一般是将燃料元件排列成横十七

9、排、纵十七行的将燃料元件排列成横十七排、纵十七行的17171717的组件，的组件，中间有些位置空出来放控制棒。控制棒的出来放控制棒。中间有些位置空出来放控制棒。控制棒的出来放控制棒。控制棒的上部连成体成为棒束。每一个棒束都在相应的控制棒的上部连成体成为棒束。每一个棒束都在相应的燃料组件内上下运动。控制棒在堆内布置得很分散，以便燃料组件内上下运动。控制棒在堆内布置得很分散，以便堆内造成平坦的中子通量分布。燃料组件外面不加装方形堆内造成平坦的中子通量分布。燃料组件外面不加装方形盒，以利于冷却剂的横向流动。加上端部构件，整个组件盒，以利于冷却剂的横向流动。加上端部构件，整个组件长约四米，横截面为边长

10、约长约四米，横截面为边长约2020厘米的正方形。厘米的正方形。堆内构件堆内构件 主要功能：主要功能： (1)(1)为堆芯组件提供支承（支撑）、定位和导向；为堆芯组件提供支承（支撑）、定位和导向； (2)(2)构成冷却剂流道，组织冷却剂流通；构成冷却剂流道，组织冷却剂流通； (3)(3)为堆内仪表提供导向和支承；为堆内仪表提供导向和支承； (4)(4)为减少压力容器受到的辐照和监督压力容器辐照为减少压力容器受到的辐照和监督压力容器辐照; ; (5) (5)性能变化提供措施。性能变化提供措施。 组成：大体上可分成堆芯下部支承构件和堆芯上部支承构件两大部分。组成：大体上可分成堆芯下部支承构件和堆芯上

11、部支承构件两大部分。堆芯下部支承构件堆芯下部支承构件组成组成 堆芯吊篮堆芯吊篮 围板和辐板围板和辐板 堆芯下栅格板堆芯下栅格板 热屏蔽热屏蔽 辐照样品管辐照样品管 二次支承组件二次支承组件 中子注量率仪表导管中子注量率仪表导管反应堆压力容器反应堆压力容器 反应堆压力容器固定和包容堆芯及堆内构件，使核燃料的裂变反应限反应堆压力容器固定和包容堆芯及堆内构件，使核燃料的裂变反应限制在一个密封的空间内进行。它和一回路管道共同组成高压冷却剂的制在一个密封的空间内进行。它和一回路管道共同组成高压冷却剂的压力边界，是防止放射性物质外逸的第二道屏障之一。压力边界，是防止放射性物质外逸的第二道屏障之一。结构结构

12、 反应堆压力容器由筒体和顶盖两部分组成，材料采用反应堆压力容器由筒体和顶盖两部分组成，材料采用MnMnNiNiMoMo低合低合金钢（金钢（SA508SA5083 3钢）。容器内壁堆焊一层厚度大于钢）。容器内壁堆焊一层厚度大于5mm5mm的不锈钢。的不锈钢。压力容器筒体压力容器筒体 筒体是由一个带螺栓纹孔的法兰、筒体是由一个带螺栓纹孔的法兰、一个焊有一个焊有6 6个冷却剂进出口管嘴个冷却剂进出口管嘴的环形段、两个筒体环形段、的环形段、两个筒体环形段、一个过度段和一个半球形下封一个过度段和一个半球形下封头焊接而成，如图头焊接而成，如图1818所示。所示。表表4 压力容器主要参数压力容器主要参数控制

13、棒导向筒数61尺寸和重量尺寸和重量堆内测量管数堆内测量管数容器内径/mm 3989底封头50法兰外径/mm4674顶盖4进、出口接管之间的最大距离/mm6378法兰螺栓数58法兰到底封头全高/mm10335设计和运行设计和运行压力容器总高（包括顶盖上部控制棒驱动机构管座和堆内测量管座）/mm13208设计压力（绝对）/MPa 17.23运行压力（绝对）/MPa15.5压力容器壁厚/mm200设计温度/343容器质量/t256.6试验试验容器顶盖质量/t55.5水压试验压力（绝对）/MPa229螺栓和螺母质量/t15.6水压试验温度/TNDT+30控制棒驱动机构控制棒驱动机构 大亚湾核电厂的控制

14、棒驱动机构是一种大亚湾核电厂的控制棒驱动机构是一种步进式的提升机构，用来使控制棒组件步进式的提升机构，用来使控制棒组件在堆芯内提起、插入或保持在适当的位在堆芯内提起、插入或保持在适当的位置，以实现反应性的控制。每个控制棒置，以实现反应性的控制。每个控制棒组件都由单独的控制棒驱动机构操作，组件都由单独的控制棒驱动机构操作，它们都位于压力容器上方。它们都位于压力容器上方。 控制棒驱动机构结构如图控制棒驱动机构结构如图2121所示。它由所示。它由销爪组件、驱动杆、压力外壳、操作线销爪组件、驱动杆、压力外壳、操作线圈和单棒位置指示线圈组成。圈和单棒位置指示线圈组成。 安全壳和热力系统流程图安全壳和热力

15、系统流程图 图图4-6 压水堆安全壳压水堆安全壳 图图4-5 压水堆核电站流程压水堆核电站流程 反应堆里的冷却剂，当温度由室温升到三百多摄氏度时，反应堆里的冷却剂，当温度由室温升到三百多摄氏度时，体积会有很大的膨胀。由于体积膨胀及其他原因，如果不体积会有很大的膨胀。由于体积膨胀及其他原因，如果不采取措施采取措施, ,冷却剂的压力会波动，从而使反应堆的运行工冷却剂的压力会波动，从而使反应堆的运行工况不稳定。因此，在冷却剂的出口和蒸汽发生器之间有稳况不稳定。因此，在冷却剂的出口和蒸汽发生器之间有稳压器。稳压器是一个高大的空心圆柱体。下部为水，罐内压器。稳压器是一个高大的空心圆柱体。下部为水，罐内采

16、用电加热器在稳压器上部产生蒸汽。利用蒸汽的弹性来采用电加热器在稳压器上部产生蒸汽。利用蒸汽的弹性来保持堆内冷却水压力稳定。保持堆内冷却水压力稳定。 冷却剂从蒸汽发生器的管内流过后，经过一回路循环泵又冷却剂从蒸汽发生器的管内流过后，经过一回路循环泵又回到反应堆。一回路循环泵又称主泵。包括压力容器、蒸回到反应堆。一回路循环泵又称主泵。包括压力容器、蒸汽发生器、泵、稳压器的整个系统，是一回路的压力边界。汽发生器、泵、稳压器的整个系统，是一回路的压力边界。它们都安置在如图它们都安置在如图4-64-6的安全壳内，称之为核岛。的安全壳内，称之为核岛。 蒸汽发生器内有很多管子（见图蒸汽发生器内有很多管子（见

17、图4-74-7）。管子外为二回路）。管子外为二回路的水。一回路的水流过蒸汽发生器管内时，将携带的热量的水。一回路的水流过蒸汽发生器管内时，将携带的热量传给二回路里的水，从而使二回路水变成传给二回路里的水，从而使二回路水变成280280左右、左右、6 67MPa7MPa的高温蒸汽。所以在蒸汽发生器里，回路与二回路的高温蒸汽。所以在蒸汽发生器里，回路与二回路的水在互不接触的情况下，通过管壁发生了热交换。蒸汽的水在互不接触的情况下，通过管壁发生了热交换。蒸汽发生器是分隔并连结一、二回路的关键设备。从蒸汽发生发生器是分隔并连结一、二回路的关键设备。从蒸汽发生器出来的高温蒸汽，通过高压汽轮机后，一部分变

18、成了水器出来的高温蒸汽，通过高压汽轮机后，一部分变成了水滴。经过汽水分离器时水滴被分离出去，剩余的蒸汽进入滴。经过汽水分离器时水滴被分离出去，剩余的蒸汽进入低压汽轮机继续膨胀，推动叶轮转动。低压汽轮机继续膨胀，推动叶轮转动。 从低压汽轮机出来的蒸汽的压力已很低，无法再加以利用从低压汽轮机出来的蒸汽的压力已很低，无法再加以利用于是，进入冷凝器，这些低压蒸汽被三回路循环水冷却成于是，进入冷凝器，这些低压蒸汽被三回路循环水冷却成凝结水。冷凝水再经过预热，又回到蒸汽发生器吸收一回凝结水。冷凝水再经过预热，又回到蒸汽发生器吸收一回路冷却水的热量，变成高温蒸汽，继续循环。整个二回路路冷却水的热量，变成高温

19、蒸汽，继续循环。整个二回路的水就是在蒸汽发生器，高压、低压汽轮机，冷凝器和预的水就是在蒸汽发生器，高压、低压汽轮机，冷凝器和预热器组成的密封系统内来回往复流动，不断重复由水变成热器组成的密封系统内来回往复流动，不断重复由水变成高温蒸汽，蒸汽冷凝成水，水又变成高温蒸汽的过程。在高温蒸汽，蒸汽冷凝成水，水又变成高温蒸汽的过程。在这个过程中，二回路的水从蒸汽发生器获得能量，将一部这个过程中，二回路的水从蒸汽发生器获得能量，将一部分能量交给汽轮机，带动发电机发电，余下的大部分不能分能量交给汽轮机，带动发电机发电，余下的大部分不能利用的能量交给冷凝器利用的能量交给冷凝器。 1一蒸汽出口管嘴;2一蒸汽干燥

20、器;3一旋叶式汽水分离器;4一给水管嘴;5水流;6一一防振条;7一一管束支撑板;8一一管束围板;9管束;10一一管板;11隔饭;12一一主冷却剂出口;13主冷却剂入口。图4-7 蒸汽发生器 冷却冷凝器用的水在三回路中循环。冷凝器实质上是二回冷却冷凝器用的水在三回路中循环。冷凝器实质上是二回路与三回路之间的热交换器。三回路是一个开式回路，利路与三回路之间的热交换器。三回路是一个开式回路，利用它将汽轮机排出的乏汽的难以利用的余热带入江河湖海。用它将汽轮机排出的乏汽的难以利用的余热带入江河湖海。在冷凝器里，三回路的水与二回路的水也是互不接触，只在冷凝器里，三回路的水与二回路的水也是互不接触，只是通过

21、冷凝器的管壁交换热量。三回路的用水量是很大的。是通过冷凝器的管壁交换热量。三回路的用水量是很大的。一座一座100100万千瓦的压水堆，三回路每小时要四十多万吨冷万千瓦的压水堆，三回路每小时要四十多万吨冷却水。三回路的水与一、二回路的冷却水一样，也需要加却水。三回路的水与一、二回路的冷却水一样，也需要加以净化，不过净化的要求没有一、二回路那么高。以净化，不过净化的要求没有一、二回路那么高。 从从19811981年第一代杨基商用压水堆电站诞生以来，压水堆年第一代杨基商用压水堆电站诞生以来，压水堆的发展和它的燃料元件一样，都经历了几代的改进。压水的发展和它的燃料元件一样，都经历了几代的改进。压水堆的

22、单堆电功率，已由堆的单堆电功率，已由18185 5万千瓦增加到万千瓦增加到130130万千瓦，热万千瓦，热能利用效率由能利用效率由2828提高到提高到3333，堆芯功率密度由每升，堆芯功率密度由每升5050千千瓦提高到约瓦提高到约100100千瓦，燃料元件的燃耗也加深了三倍。为千瓦，燃料元件的燃耗也加深了三倍。为减少基建投资和降低发电成本，目前座反应堆只配一台减少基建投资和降低发电成本，目前座反应堆只配一台汽轮机。所以随着反应堆功率的增加，汽轮机也越造越大。汽轮机。所以随着反应堆功率的增加，汽轮机也越造越大。130130万千瓦核电站的汽轮机长达万千瓦核电站的汽轮机长达4040米，配上发电机，整

23、个米，配上发电机，整个汽轮发电机组长汽轮发电机组长5656米米 压水堆初次装料后，大约经过一两年要进行一次更换燃料压水堆初次装料后，大约经过一两年要进行一次更换燃料组件的操作，我们称之为首次换料。这以后，就每年换料组件的操作，我们称之为首次换料。这以后，就每年换料一次。每次换料只需装卸三分之的燃料组件。卸出的燃一次。每次换料只需装卸三分之的燃料组件。卸出的燃料组件，放在反应堆旁边的贮存水池内。早期的压水堆换料组件，放在反应堆旁边的贮存水池内。早期的压水堆换料停堆四个月，现在换一次料最短可以两个星期。这就要料停堆四个月，现在换一次料最短可以两个星期。这就要求压力容器的顶盖、控制棒驱动机构，以及堆

24、内屏蔽层组求压力容器的顶盖、控制棒驱动机构，以及堆内屏蔽层组成为一个整体，顶盖可以下子打开，而不能象以前那样成为一个整体，顶盖可以下子打开，而不能象以前那样一个一个地松开顶盖上的巨大的螺栓。而且换料操作需要一个一个地松开顶盖上的巨大的螺栓。而且换料操作需要采用快速换料机构。换料时间的缩短，有利于核电站更好采用快速换料机构。换料时间的缩短，有利于核电站更好地为电力用户服务，缩短停电时间，提高利用效率。地为电力用户服务，缩短停电时间，提高利用效率。 压水堆中最关键的设备之一是压力容器，它是不可更换压水堆中最关键的设备之一是压力容器，它是不可更换的。一座的。一座9090或或130130万千瓦的压水堆

25、，压力容器直径分别为万千瓦的压水堆，压力容器直径分别为3 39999米和米和4 43939米，壁厚米，壁厚0 02 2米和米和0 02222米。重米。重330330吨和吨和418418吨，高吨，高1313米以上。这么巨大的压力容器，它的加工和米以上。这么巨大的压力容器，它的加工和运输都是个需要认真对待的问题。运输都是个需要认真对待的问题。 一座这样的压水堆，一回路有三或四条并列的环路。除了一座这样的压水堆，一回路有三或四条并列的环路。除了压力容器外，主循环泵也是重要设备。每台主循环泵的冷压力容器外，主循环泵也是重要设备。每台主循环泵的冷却水流量为每小时两万多吨，泵的电机功率为五千到九千却水流量

26、为每小时两万多吨，泵的电机功率为五千到九千千瓦。泵的关键是保持轴密封，以免堆内带放射性的水外千瓦。泵的关键是保持轴密封，以免堆内带放射性的水外漏。核电站的循环泵除了密封要求严以外，还由于泵放在漏。核电站的循环泵除了密封要求严以外，还由于泵放在安全壳内，处于高温、高湿及安全壳内，处于高温、高湿及射线辐射的环境下，要求射线辐射的环境下，要求电机的绝缘性能好。放置压力容器、泵、蒸汽发生器和稳电机的绝缘性能好。放置压力容器、泵、蒸汽发生器和稳压器的安全壳，直径可达四十米，高六七十米（见图压器的安全壳，直径可达四十米，高六七十米（见图4-4-6 6）。）。 到目前为止，核电站的燃料元件、泵、蒸汽发生器、

27、稳压到目前为止，核电站的燃料元件、泵、蒸汽发生器、稳压器、压力容器的设计，正向标准化、系列化的方向发展。器、压力容器的设计，正向标准化、系列化的方向发展。核电站的研究工作，主要是为了进一步提高其安全性和经核电站的研究工作，主要是为了进一步提高其安全性和经济性。有关各国在这方面都有庞大的研究计划，并开展广济性。有关各国在这方面都有庞大的研究计划，并开展广泛的国际合作。民用压水堆核电站从它诞生以后，一直是泛的国际合作。民用压水堆核电站从它诞生以后，一直是最安全的工业部门之一，它已经成为一种成熟的堆型。最安全的工业部门之一，它已经成为一种成熟的堆型。2 2 核电站设备，系统，构筑物分级核电站设备，系

28、统，构筑物分级 核电站设备，系统，构筑物按其功能，重要性，以及技术核电站设备，系统，构筑物按其功能，重要性，以及技术方面的不同，通常有为以下几种分级方法：方面的不同，通常有为以下几种分级方法： 安全等级安全等级 抗震类别抗震类别 质量保证分级质量保证分级 规范类别（省略）规范类别（省略） 根据根据“核电厂质量保证安全规定核电厂质量保证安全规定” ” HAF003 HAF003 的要求，必须对质量保的要求，必须对质量保证大纲所适用的物项、服务和工艺规定相应的控制方法和等级。证大纲所适用的物项、服务和工艺规定相应的控制方法和等级。 核电厂的物项通常划分为不同的安全等级、抗震类别和质量保证等级。核电

29、厂的物项通常划分为不同的安全等级、抗震类别和质量保证等级。 正确确定安全功能和划分部件的安全等级是选择和采用设计规范、标正确确定安全功能和划分部件的安全等级是选择和采用设计规范、标准准 的前提，也是划分其他类别和等级的依据。的前提，也是划分其他类别和等级的依据。 安全等级确定后，在安全等级确定后，在ASME,RCC ASME,RCC 规范或标准中可以找到相对应的规范规范或标准中可以找到相对应的规范等级，并在选材、设计、制造、试验、检验和质量保证等方面有相应等级，并在选材、设计、制造、试验、检验和质量保证等方面有相应的规定。的规定。 安全等级也是划分不同抗震类别的依据，安全重要或非安全重要的物安

30、全等级也是划分不同抗震类别的依据，安全重要或非安全重要的物项有不同的抗震要求与承受不同地震载荷的能力。项有不同的抗震要求与承受不同地震载荷的能力。 确定物项的质量保证等级时，除了安全因素外，还应考虑物项的质量确定物项的质量保证等级时，除了安全因素外，还应考虑物项的质量特性和所处的工作环境特性和所处的工作环境/ /条件以及核电厂可用率等因素（特别是常规条件以及核电厂可用率等因素（特别是常规岛以及核电厂配套设施中的物项）。此外还需考虑物项或服务的重要岛以及核电厂配套设施中的物项）。此外还需考虑物项或服务的重要性、复杂性、设计和制造等工作的成熟程度、质量史、标准化程度以性、复杂性、设计和制造等工作的

31、成熟程度、质量史、标准化程度以及经济性等因素。及经济性等因素。 1 1） 安全等级安全等级 压水堆核电站设计与建造中采用了纵深防御的原则。从安全角度讲，压水堆核电站设计与建造中采用了纵深防御的原则。从安全角度讲，对一个核电站应考虑以下两个主要问题：对一个核电站应考虑以下两个主要问题： 它构成了一个辐射源；它构成了一个辐射源； 它通常产生是可控的放射性释放；在特殊情况下，如在偶发事件或事它通常产生是可控的放射性释放；在特殊情况下，如在偶发事件或事故下，会造成不可控释放。故下，会造成不可控释放。 从这个观点出发，核电站的安全根据纵深防御原则应包括如下五个层从这个观点出发，核电站的安全根据纵深防御原

32、则应包括如下五个层次，即：次，即： 第一层，电站的设计与建造质量要保证在正常运行和正常瞬态运行工第一层，电站的设计与建造质量要保证在正常运行和正常瞬态运行工况下电站不发生破坏。况下电站不发生破坏。 第二层，控制保护系统的设计要尽可能探测非正常瞬态，并减少非正第二层，控制保护系统的设计要尽可能探测非正常瞬态，并减少非正常瞬态工况或设备故障对核电厂运行的的影响。防止事件升级为事故常瞬态工况或设备故障对核电厂运行的的影响。防止事件升级为事故工况。工况。 第三层，专设安全设施的设计要尽可能减少能导致放射性产物泄漏的第三层，专设安全设施的设计要尽可能减少能导致放射性产物泄漏的设计基准事故的影响。设计基准

33、事故的影响。 第四层，事故的保护包容功能。它是针对设计基准可能已第四层，事故的保护包容功能。它是针对设计基准可能已被超过成为严重事故时，保证放射性释放实际尽可能低，被超过成为严重事故时，保证放射性释放实际尽可能低，并采取补充措施和事故管理。并采取补充措施和事故管理。 第五层，是设置应急控制中心和厂内、厂外应急响应计划，第五层，是设置应急控制中心和厂内、厂外应急响应计划，以减轻放射性物质大量释放的后果。以减轻放射性物质大量释放的后果。 前两个层次是事故的预防，后三层次是事故的防护。前两个层次是事故的预防，后三层次是事故的防护。 核电站的安全实际上是通过组成其系统、设备和部件的安核电站的安全实际上

34、是通过组成其系统、设备和部件的安全性来实现的。全性来实现的。 从安全上来看，组成核电站的各个系统、设备和部件对安从安全上来看，组成核电站的各个系统、设备和部件对安全的重要程度是不完全相同的。为此，必需根据它们所执全的重要程度是不完全相同的。为此，必需根据它们所执行的安全功能，对这些系统、设备和部件进行分级，并对行的安全功能，对这些系统、设备和部件进行分级，并对不同等级的设备和部件规定出在设计、制造、材料检验等不同等级的设备和部件规定出在设计、制造、材料检验等方面的不同要求。方面的不同要求。1.11.1安全功能安全功能 核电厂在所有运行工况和事故核电厂在所有运行工况和事故工况工况必须限制公众和运

35、行必须限制公众和运行人员受到的辐射照射，因此，核电厂下设计必须满足下列人员受到的辐射照射，因此，核电厂下设计必须满足下列三个总的安全要求：三个总的安全要求： （1 1）提供安全停堆手段，使在运行状态中和事故工况期间）提供安全停堆手段，使在运行状态中和事故工况期间及事故工况后的反应堆安全停堆，使之保持在安全停堆状及事故工况后的反应堆安全停堆，使之保持在安全停堆状态；态； （2 2）提供排除余热的手段，使停堆后（包括事故工况停堆）提供排除余热的手段，使停堆后（包括事故工况停堆后）从堆芯排出余热；后）从堆芯排出余热； （3 3）提供减少放射性物质释放可能性的手段，保证任何释）提供减少放射性物质释放可

36、能性的手段，保证任何释放在运行状态期间低于规定限值，在事故工况期间低于可放在运行状态期间低于规定限值，在事故工况期间低于可接受限值。接受限值。 核电厂应具备预防事故工况和减轻事故工况两方面的安全功能。在核电厂应具备预防事故工况和减轻事故工况两方面的安全功能。在NNSA 1986 NNSA 1986 年发布的年发布的“用于沸水堆，压水堆和压力管式反应堆的安全用于沸水堆，压水堆和压力管式反应堆的安全功能和部件分级功能和部件分级” ” 导则中把安全功能按其重要性分类归纳为导则中把安全功能按其重要性分类归纳为2020种，种，如：如： (a)(a)防止发生不可接受的反应性瞬变；防止发生不可接受的反应性瞬

37、变； (b)(b)在所有停堆动作完成后，将反应堆保持在安全停堆状态；在所有停堆动作完成后，将反应堆保持在安全停堆状态； (f)(f)反应堆冷却剂系统压力边界失效后，从堆芯排出容量以限制燃反应堆冷却剂系统压力边界失效后，从堆芯排出容量以限制燃 料损坏；料损坏； (h)(h)将其它安全系统的热量转移到最终热井；将其它安全系统的热量转移到最终热井； (k)(k)保持反应堆冷却剂压力边界的完整性；保持反应堆冷却剂压力边界的完整性； (l)(l)限制放射性物质在事故工况期间和之后，从反应堆安全壳向外限制放射性物质在事故工况期间和之后，从反应堆安全壳向外 排放；排放； (m)(m)在反应堆安全壳之外发生放

38、射性物质释放的事故工况期间和在反应堆安全壳之外发生放射性物质释放的事故工况期间和 之后，使公众和厂区人员受到的辐射照射保持在可接受的限值之后，使公众和厂区人员受到的辐射照射保持在可接受的限值 以内；以内； . . (s) (s)当某一部件或构筑物的损坏会损坏某一安全功能时，防止该部当某一部件或构筑物的损坏会损坏某一安全功能时，防止该部 件或构筑物发生损坏或限制其损坏所引起的后果。件或构筑物发生损坏或限制其损坏所引起的后果。 1.2 2 安全分级方法安全分级方法 每种安全功能相应于一定的安全设计要求，实用中将安全功能组合为若干个每种安全功能相应于一定的安全设计要求，实用中将安全功能组合为若干个安

39、全等级，然后按其重要性顺序排列，规定不同的要求，以选用合适的设计安全等级，然后按其重要性顺序排列，规定不同的要求，以选用合适的设计规范和标准安全功能顺序排列可使用确定论或概率论方法。规范和标准安全功能顺序排列可使用确定论或概率论方法。 确定论法常对那些安全有重要作用的，其损坏能导致严重放射性释放事故的确定论法常对那些安全有重要作用的，其损坏能导致严重放射性释放事故的系统、设备和建筑物提出分级要求。分级要求带有强制性而不需要细致地考系统、设备和建筑物提出分级要求。分级要求带有强制性而不需要细致地考虑损坏的几率或对减轻事故后果的影响。虑损坏的几率或对减轻事故后果的影响。 概率法则细微地根据需要某一

40、安全功能起作用的几率以及该安全功能失效的概率法则细微地根据需要某一安全功能起作用的几率以及该安全功能失效的后果来评价安全重要性。概率法在确定各系统、设备和建筑物的安全重要性后果来评价安全重要性。概率法在确定各系统、设备和建筑物的安全重要性的相对排序方面特别有用。的相对排序方面特别有用。压水堆核电厂的设备分级如下述已很规范化了，压水堆核电厂的设备分级如下述已很规范化了，用确定论方法可确定。而新堆、研究用确定论方法可确定。而新堆、研究 堆，其分级有很大的不确定性，则可采堆，其分级有很大的不确定性，则可采用概率法最终确定。用概率法最终确定。 用概率论方法案重要性排列安全功能时要综合考虑：用概率论方法

41、案重要性排列安全功能时要综合考虑： 该安全功能失效的后果。当某一假想事故的失效后该安全功能失效的后果。当某一假想事故的失效后果很严重时，该安全功能即排到顺序的前列果很严重时，该安全功能即排到顺序的前列, ,如安全功能如安全功能(k)(k)。 要求执行该安全功能的概率。只有在某种事故发生要求执行该安全功能的概率。只有在某种事故发生后才要求执行特定的安全功，若不发生该种事故，则特定后才要求执行特定的安全功，若不发生该种事故，则特定的安全功能即使失效也不会导致辐射照射的增加。的安全功能即使失效也不会导致辐射照射的增加。 该安全功能在需要时不能被执行其功能的概率。该安全功能在需要时不能被执行其功能的概

42、率。 这三个因子的乘积必须低于可接受的水平！当分析表明这这三个因子的乘积必须低于可接受的水平！当分析表明这些乘积过大时，则应在设计或管理上采取措施使之减小，些乘积过大时，则应在设计或管理上采取措施使之减小，可供采取的措施很多，比如：可供采取的措施很多，比如： 1) 1) 减小失效后果以得到可接受的乘积；把放射系废液储减小失效后果以得到可接受的乘积；把放射系废液储存在若干个小储罐内，而不是只存在一个大储罐内；存在若干个小储罐内，而不是只存在一个大储罐内； 2) 2) 控制其它因子，设计中采用多重性，多样性，灵活的控制其它因子，设计中采用多重性，多样性，灵活的厂房布置，使用经过考验的设备，在役检查

43、以及采用选定厂房布置，使用经过考验的设备，在役检查以及采用选定的规范和标准等；的规范和标准等； 3)3)严格设计要求，使部件在需要时不能执行其功能的概严格设计要求，使部件在需要时不能执行其功能的概率尽可能的小。为某一设备确定的设计要求直接会影响到率尽可能的小。为某一设备确定的设计要求直接会影响到该设备失效的几率，即设计要求愈严格，该设备在需要时该设备失效的几率，即设计要求愈严格，该设备在需要时不能执行其功能的几率就愈小。因此，安全等级越高，其不能执行其功能的几率就愈小。因此，安全等级越高，其设计要求也高；安全等级越低，设计的要求也低。设计要求也高；安全等级越低，设计的要求也低。 1.3 1.3

44、 安全级别安全级别 1) 1) 流体包容部件流体包容部件对不同堆型大量假想事故分析之后，依照对不同堆型大量假想事故分析之后，依照流体包容流体包容部件的安全重要性部件的安全重要性将它们分成四个安全等级：将它们分成四个安全等级：A A 安全一级安全一级组成反应堆冷却系统压力边界的所有部件，冷却剂流失事故发生后冷组成反应堆冷却系统压力边界的所有部件，冷却剂流失事故发生后冷却堆芯所需的部件。却堆芯所需的部件。B B 安全二级安全二级反应堆冷却系统压力边界组成部分内不属于安全一级的那些部件，硼反应堆冷却系统压力边界组成部分内不属于安全一级的那些部件，硼酸注入和堆芯应急冷却系统、余热排出系统以及安全壳及其

45、隔离系统酸注入和堆芯应急冷却系统、余热排出系统以及安全壳及其隔离系统等。等。C C 安全三级安全三级防止不可接受的反应性瞬变和停堆后将堆保持在安全停堆状态所必须防止不可接受的反应性瞬变和停堆后将堆保持在安全停堆状态所必须那些部件；核电厂冷却系统、控制和去除放射性物质的空气过滤系统、那些部件；核电厂冷却系统、控制和去除放射性物质的空气过滤系统、与安全有关的通风空调系统以及乏燃料元件冷却系统等。与安全有关的通风空调系统以及乏燃料元件冷却系统等。D D 安全四级安全四级在所有运行工况下，将放射性废物和气载放射性物质的排放或释放限在所有运行工况下，将放射性废物和气载放射性物质的排放或释放限制在规定的限

46、值内，但它们的失效又不会使公众或厂区人员的辐照超制在规定的限值内，但它们的失效又不会使公众或厂区人员的辐照超过规定限值的系统或部件，如：放射性废物管理系统、燃料厂房空气过规定限值的系统或部件，如：放射性废物管理系统、燃料厂房空气中放射性排除系统以及与安全系统邻近的汽水管线等。中放射性排除系统以及与安全系统邻近的汽水管线等。 2) 2) 电气设备分级电气设备分级 A A 安全级（安全级（1E1E级）电气设备适用于在发生事故时和事故后级）电气设备适用于在发生事故时和事故后为保护公众所需的所有电气设备。安全级电气设备执行或为保护公众所需的所有电气设备。安全级电气设备执行或支持下列功能。支持下列功能。

47、 紧急停堆；紧急停堆； 反应堆和安全壳内热量的排出（堆芯应急冷却和堆反应堆和安全壳内热量的排出（堆芯应急冷却和堆 芯余热）；芯余热）； 安全壳隔离；安全壳隔离； 滞留放射性产物和限制放射性后果。滞留放射性产物和限制放射性后果。 1E1E级设备包括执行安全功能的电源、电机、阀门电机、电级设备包括执行安全功能的电源、电机、阀门电机、电磁阀、仪表控制系统等。具体包括：磁阀、仪表控制系统等。具体包括： 反应堆保护系统；反应堆保护系统； 应急电源（柴油发电机、蓄电池、逆变器和整流器应急电源（柴油发电机、蓄电池、逆变器和整流器 等）；等）； 紧急停堆系统（如功率测量、周期测量等核测量仪紧急停堆系统（如功率

48、测量、周期测量等核测量仪 表和事故停堆断表和事故停堆断 路器等）；路器等）； 专设安全设施的驱动系统和控制线路，专设安全设施专设安全设施的驱动系统和控制线路，专设安全设施包括：包括： 堆堆 芯危急冷芯危急冷 却却 系统（安注系统、安喷系统），安系统（安注系统、安喷系统），安全壳氢气全壳氢气 控制系统，控制系统， 蒸汽发生器蒸汽发生器 辅助给水系统（包括与辅助给水系统（包括与正常给水系统的隔离装置），安全壳隔离系统；正常给水系统的隔离装置），安全壳隔离系统； 专设安全设施的支持系统的驱动系统和控制线路，专专设安全设施的支持系统的驱动系统和控制线路，专设安全设施的支持系统包括：设备冷却水系统、工业

49、冷却设安全设施的支持系统包括：设备冷却水系统、工业冷却水系统和某些通风系统；水系统和某些通风系统； 用于安全停堆或事故后仍必须运行的那部分信息显示用于安全停堆或事故后仍必须运行的那部分信息显示系统的仪表设备以及事故后监测系统。如安全壳事故后辐系统的仪表设备以及事故后监测系统。如安全壳事故后辐射监测装置，稳压器液位、事故后压力监测装置等；射监测装置，稳压器液位、事故后压力监测装置等； 安全壳电气贯穿件；安全壳电气贯穿件； 堆内温度测量装置，压力容器液位测量及堆芯冷却剂堆内温度测量装置，压力容器液位测量及堆芯冷却剂过冷度测量装置。过冷度测量装置。 B B 非安全级（非非安全级（非1E1E级）级）

50、安全级以外的电气设备属于非安全级。当然，对非安全安全级以外的电气设备属于非安全级。当然，对非安全级电气设备也应当按其重要性加以区别对待，级电气设备也应当按其重要性加以区别对待， C C 起重运输部件起重运输部件 如起重运输部件损坏后会导致放射性物质向环境释放、如起重运输部件损坏后会导致放射性物质向环境释放、或者会对其他核安全级物项造成危害，则应划入安全级。或者会对其他核安全级物项造成危害，则应划入安全级。例如，大厅环形吊车、装卸料机、燃料操作吊车等均属于例如，大厅环形吊车、装卸料机、燃料操作吊车等均属于安全级。安全级。 其余起重运输部件为非安全级。其余起重运输部件为非安全级。 D D 构筑物分

51、级构筑物分级 构筑物划分为安全级（构筑物划分为安全级（LSLS级）和非安全级两大类。级）和非安全级两大类。 1 1）安全级（）安全级（LSLS级）级） 安全级适用于包容安全级设备并提供一个放射性生物屏蔽或把放射性安全级适用于包容安全级设备并提供一个放射性生物屏蔽或把放射性产物封存的建筑物或构筑物。它们是对安全级设备起保护作用的物项产物封存的建筑物或构筑物。它们是对安全级设备起保护作用的物项或作为最终热阱的物项。或作为最终热阱的物项。 安全级构筑物的例子有：安全级构筑物的例子有： - - 安全壳；安全壳； - - 核辅助厂房；核辅助厂房； 柴油发电机厂房；柴油发电机厂房； 主控制室；主控制室；

52、最终热阱，如冷却塔；最终热阱，如冷却塔； 取水口、湿厂址的挡水构筑物，如海堤；取水口、湿厂址的挡水构筑物，如海堤； 乏燃料贮存池。乏燃料贮存池。 其中，安全壳按承压设备归入安全其中，安全壳按承压设备归入安全2 2级。级。 2 2） 非安全级非安全级 非安全级适用于安全级以外的所有构筑物。非安全级适用于安全级以外的所有构筑物。2 抗震类别抗震类别 为了合理地考虑地震对核电厂构筑物、系统和部件的影响，需要确定为了合理地考虑地震对核电厂构筑物、系统和部件的影响，需要确定核电厂物项的抗震类别。通常按照抗震的要求将其分为两大类：核电厂物项的抗震类别。通常按照抗震的要求将其分为两大类： 1 1）抗震）抗震

53、I I类适用于必须按照安全停堆地震（类适用于必须按照安全停堆地震（SSESSE）的抗震要求来设计）的抗震要求来设计和建造的构筑物、系统和部件。当发生这种最大可能地震时，应能安和建造的构筑物、系统和部件。当发生这种最大可能地震时，应能安全停堆并保证堆芯的冷却功能。所以，属于安全一级和二级的物项都全停堆并保证堆芯的冷却功能。所以，属于安全一级和二级的物项都划为抗震划为抗震I I类；安全三级的物项原则上也划为抗震类；安全三级的物项原则上也划为抗震I I类，但某些物项类，但某些物项（例如，其故障不会直接导致发生稀有或极限事故的物项、不执行减（例如，其故障不会直接导致发生稀有或极限事故的物项、不执行减轻

54、上述事故后果的安全功能和其失效也不妨碍减轻上述事故后果的物轻上述事故后果的安全功能和其失效也不妨碍减轻上述事故后果的物项、以及地震后按常规检查程序能够发现其功能丧失的物项）除外。项、以及地震后按常规检查程序能够发现其功能丧失的物项）除外。 2 2） 抗震抗震II II类适用于必须按照运行基准地震（类适用于必须按照运行基准地震（OBEOBE）的抗震要求来设）的抗震要求来设计和建造的构筑物、系统和部件。当发生历史上已知最大烈度的地震计和建造的构筑物、系统和部件。当发生历史上已知最大烈度的地震时，应能继续保持运行状态。安全一级、二级和三级的构筑物、系统时，应能继续保持运行状态。安全一级、二级和三级的

55、构筑物、系统和部件中除抗震和部件中除抗震I I类外，其余的构筑物、系统和部件均属抗震类外，其余的构筑物、系统和部件均属抗震II II类。类。 核电厂中的其他安全级部件（如电气部件、空调和通风系统部件以及核电厂中的其他安全级部件（如电气部件、空调和通风系统部件以及起重运输部件）应划为抗震起重运输部件）应划为抗震I I类，按照安全停堆地震的抗震要求进行类，按照安全停堆地震的抗震要求进行设计和建造。设计和建造。 某些安全有关的厂房和构筑物（指包容和支承主回路或任某些安全有关的厂房和构筑物（指包容和支承主回路或任何安全级的机械和电气设备的构筑物；在出现事故或外部何安全级的机械和电气设备的构筑物；在出现

56、事故或外部事件时，参与限制放射性产物的构筑物）要承受安全停堆事件时，参与限制放射性产物的构筑物）要承受安全停堆地震的荷载，应划为抗震地震的荷载，应划为抗震I I类。类。 其余厂房和构筑物（如放射性废物厂房的坑槽、三废系统其余厂房和构筑物（如放射性废物厂房的坑槽、三废系统厂房以及放射性废气贮存箱等）可划为抗震厂房以及放射性废气贮存箱等）可划为抗震IIII类。类。 核电厂的其余构筑物、系统和部件，如既与安全无关、又核电厂的其余构筑物、系统和部件，如既与安全无关、又无特殊的抗震要求，可按常规的抗震标准和规范的要求来无特殊的抗震要求，可按常规的抗震标准和规范的要求来设计和建造。设计和建造。 根据根据E

57、J313-88EJ313-88，安全停堆地震（，安全停堆地震（SSESSE）是分析核电厂所在）是分析核电厂所在区域和厂区的地质和地震条件、分析当地地表下物质的特区域和厂区的地质和地震条件、分析当地地表下物质的特性的基础上所确定的、可能发生的最大潜在地震。它通常性的基础上所确定的、可能发生的最大潜在地震。它通常取历史上发生过的最大地震，再加上一个适当的安全裕量。取历史上发生过的最大地震，再加上一个适当的安全裕量。运行基准地震（运行基准地震（OBEOBE）是在上述分析的基础上所合理确定）是在上述分析的基础上所合理确定的一种地震。这种地震在核电厂寿期内预计会发生，因而的一种地震。这种地震在核电厂寿期

58、内预计会发生，因而必须考虑其对厂区的影响。它通常取安全停堆地震加速度必须考虑其对厂区的影响。它通常取安全停堆地震加速度的二分之一。的二分之一。 3 3 质量保证分级质量保证分级 1 1）划分质量保证等级的目的）划分质量保证等级的目的 核安全法规要求对质量保证大纲所适用的物项、服务和过核安全法规要求对质量保证大纲所适用的物项、服务和过程规定相应的控制和验证的方法，亦即，虽然质保原理相程规定相应的控制和验证的方法，亦即，虽然质保原理相同，但实施质保要求的程度必须与物项，服务或过程的核同，但实施质保要求的程度必须与物项，服务或过程的核安全重要性相称。必须使用能满足这必要的要求又能确保安全重要性相称。

59、必须使用能满足这必要的要求又能确保所需的质量和安全的一种分级方式。对最高等级实施质保所需的质量和安全的一种分级方式。对最高等级实施质保要求最严格要求最严格，最低级别最不严格。，最低级别最不严格。 在运用具体质保要求时，分级方法必须体现有计划和认识在运用具体质保要求时，分级方法必须体现有计划和认识上的差异。选择和确定恰当的质量保证要求，既能为物项、上的差异。选择和确定恰当的质量保证要求，既能为物项、服务和过程符合规定的质量要求提供服务和过程符合规定的质量要求提供足够的置信度，又能足够的置信度，又能达到节省费用的目的。达到节省费用的目的。 2 2）划分和选择质量保证等级的原则）划分和选择质量保证等

60、级的原则 核电站物项和服务质量保证等级的划分和选择以物项的失核电站物项和服务质量保证等级的划分和选择以物项的失灵或服务中的差错对核电站安全和可靠地运行造成的影响灵或服务中的差错对核电站安全和可靠地运行造成的影响为依据。需要考虑的其它因素有：为依据。需要考虑的其它因素有： 物项或服务的复杂性、独特性和新颖性；物项或服务的复杂性、独特性和新颖性； 工艺、方法和设备是否需要特殊的控制、行政管理方工艺、方法和设备是否需要特殊的控制、行政管理方法和检查；法和检查； 通过检查和试验所能证实的与功能要求相符的程度；通过检查和试验所能证实的与功能要求相符的程度； 物项在电站安装后，其维修、在役检查、更换和事故