CPR工作原理介绍

1、CPR1000核电站介绍核电站介绍中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司 20072007年年1010月月单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司前前 言言CPR1000是以中国广东核电集团从法国引进的百万千瓦级核电机组为基础，结合技术改进形成的中国大型商用压水堆技术方案。CPR1000是目前我国设计自主化、设备本地化、建设自主化、运行自主化水平最高且以国内运行业绩最佳核电站为参考基础的技术方案。CPR1000是根据世界上同类型机组1000堆多年运行经验不断持续改进的技术结晶。单击此处编辑

2、母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司前前 言言CPR1000是立足于国内已有主流技术基础上的核电站。CPR1000是一个先进、成熟、安全、经济的，可以自主批量建设的“二代加”主力堆型。正在建设的岭澳核电站二期1号机组为CPR1000技术方案的首台机组，辽宁红沿河核电站一期工程四台机组采用CPR1000技术方案。CPR1000符合核电科技发展规律，可与第三代核电技术平稳过渡衔接。 单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司目目 录录1、核电站原理概述2、C

3、PR1000主要特性3、CPR1000核岛主体结构4、CPR1000系统知识5、DCS系统的介绍单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司1、核电站原理概述、核电站原理概述 压水堆核电站原理是：由原子核反应堆释放的核能通过一套动力装置将核能转变为蒸汽的动能，进而转变为电能。该动力装置由一回路系统，二回路系统及其他辅助系统和设备组成。图一核电站原理图。 一回路系统是将核裂变能传给冷却水的热能装置。它由原子反应堆、主冷却泵、稳压器、蒸汽发生器以及相应的管道等组成。 单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第

4、二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司 原子核反应堆内产生的核能，使堆芯发热，高温高压的冷却水在主冷却泵驱动下，流进反应堆堆芯，冷却水温度升高，将堆芯的热量带至蒸汽发生器。蒸汽发生器一次侧再把热量传递给管子外面的二回路循环系统的给水，使给水加热变成高压蒸汽，放热后的一次侧冷却水又重新流回堆芯。这样不断地循环往复，构成一个密闭的循环回路。回路中的压力由稳压器进行控制。 单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司2、CPR1000主要特性主要特性 CPR1000是目前国内自主化水平、安全可靠性、成熟性、经济

5、性等各方面综合比较最佳的核电技术方案， 是我国可以在“十一五”和“十二五”期间实现产业化的百万千瓦级“二代加”改进核电技术方案，可以为第三代核电技术成功示范后的批量建设打下坚实的技术基础，促进装备产业结构升级，加速实现新一代核电站的四个自主化。 单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司CPR1000主要技术、经济指标主要技术、经济指标 环路数3总体性能指标DNBR裕量15%机组可用率87%压力容器设计寿命60年一回路压力15.5 MP一回路温度T入/T出292.4/329.8平均线功率密度186 W/cm机组额定功率1

6、080 MWe燃料组件157组全M5的AFA3G组件活性区高度3.66 m换料周期18 月堆容器内径/高度3.99 m/12.99 m电厂热循环效率36%仪控系统DCS电厂布置双堆安全壳单层 + 钢内衬安全壳自由体积49000 m3严重事故对策采取相应措施汽轮发电机组半速机建设工期58 月单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司3、 CPR1000核岛主体结构核岛主体结构 CPR1000核岛主体结构由反应堆和三条并联的闭合环路组成，这些环路以反应堆压力容器为中心作辐射状布置，每条环路都由一台主冷却剂泵（简称主泵）、一台

7、蒸汽发生器和相应的管道和仪表组成。另外，其中一条环路热管段上连接有一个稳压器，用于主回路系统的压力调节和压力保护。每个环路中，位于反应堆压力容器出口和蒸汽发生器入口之间的管道称为热段，主泵和压力容器入口间的管道称为冷段，蒸汽发生器与主泵之间的管道称为过渡段。图二主体结构组成图单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司3.1、反应堆压力容器、反应堆压力容器 反应堆压力容器由容器本体及中子通量管贯穿件、顶盖及控制棒驱动机构接管座、密封环和顶盖螺栓等组成。见图三压力容器结构示意图、燃料组件。 单击此处编辑母版标题样式单击此处编

8、辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司3.2、蒸汽发生器、蒸汽发生器 蒸汽发生器的主要功能是作为热交换设备将一回路冷却剂中的热量传给二回路给水，使其产生饱和蒸汽供给二回路动力装置。每个环路上装有一台蒸汽发生器，设备标识为RCP001GV、RCP002GV、RCP003GV，每台容量按照满功率运行时传递三分之一的反应堆热功率设计。蒸汽发生器是由一次侧和二次侧两部分组成。一次侧由U形管束、管板、水室隔板和半圆形封头构成。二次侧由下部壳体、过渡锥形体、上部壳体、椭圆形封头、汽水分离器和干燥器等组成。见图四蒸汽发生器结构示意图单击此处编辑母版标题样式单击此处

9、编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司3.3、主泵、主泵 主泵机组是一回路中高速转动的设备。通过推动冷却剂流动将反应堆热量送到蒸汽发生器，传递给二回路给水。主泵采用直立式、单级、混流式轴封泵。泵和电机分开，电动机在上部，电动机上设有飞轮，以增加泵的转动惯量。当主泵断电时，泵仍能继续转动几分钟。为防止带放射性的冷却水泄漏，泵轴上设有三道密封，由两道流体静压和一道机械密封串联组成。见图五主泵结构示意图 单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司3.4、稳压器、稳压器 稳压器又称为

10、容积补偿器，它的作用是补偿一回路冷却水温度变化引起的回路水容积的变化，以及调节和控制一回路系统冷却剂的工作压力。稳压器采用直立式电加热稳压器。结构呈圆柱形筒体，容器顶部设置有抑制压力升高的喷雾器，底部设有升高压力的电加热元件。正常运行时，稳压器内一半容积为水，另一半为保持一定压力的蒸汽。开启电加热元件可使热水汽化，从而提高压力，上部喷雾冷水，可使蒸汽凝结降低压力。见图六稳压器结构示意图 单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司4、CPR1000主要系统知识主要系统知识核岛主要系统1、反应堆冷却剂系统RCP；2、化学和容

11、积控制系统RCV；3、反应堆硼和水补给系统REA；4、余热排出系统RRA；5、反应堆水池和乏燃料水池冷却和处理系统PTR；6、安全注入系统RIS；7、安全壳喷淋系统EAS；电气部分主要系统1、发电机励磁和电压调节系统GEX；2、输电系统GEV；3、主开关站-超高压配电装置GEW；4、厂内6.6KV供电网络LG*/LH*1、主蒸汽系统VVP；2、汽轮机旁路系统GCT；3、汽水分离再热系统GSS；4、凝结水抽取系统CEX；5、循环水系统CRF；6、低压给水加热器系统ABP；7、给水除气器系统ADG；8、气动/电动给水泵系统APP/APA；9、高压给水加热器系统AHP；10、给水流量控制系统ARE；

12、11、辅助给水系统ASG二回路主要系统单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司CPR1000核电站工作原理总图核电站工作原理总图RCPRCVREARRARISEASASGVVPGCTGSSCEXCRFABPADGAPPAHPAREGEXPTRGEVGEWGPV废物处理厂用电单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司4.1、反应堆冷却剂系统、反应堆冷却剂系统4.1.1 主要功能主要功能 反应堆冷却剂系统（RCP）即核电站一回路的主回路，其主要功能是

13、使冷却剂循环流动，将堆芯中核裂变产生的热量通过蒸汽发生器传输给二回路，同时冷却堆芯，防止燃料元件烧毁或毁坏。 反应堆冷却剂系统（RCP）由核反应堆和与其相连的三条并联的输热闭合环路组成，每条环路包含一台蒸汽发生器、一台主冷却剂泵以及相应的管道和阀门仪表组成，在其中一条环路管段上连接有一个稳压器。见图七RCP系统的组成和流程图单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司4.1.2 辅助功能辅助功能中子慢化剂：压水堆的冷却剂为轻水，它具有比较好的中子慢化能力，起到慢化剂的作用，使裂变产生的快中子减速成为热中子，以维持链式裂变反

14、应。另外，它也起到发射层的作用，使泄露出堆芯的部分中子发射回来。反应性控制：反应堆冷却剂中溶有的硼酸可吸收中子，因此通过调整硼溶度可控制反应性（主要用于补偿氙效应和消耗）。压力控制：RCP系统中的稳压器用于控制冷却剂压力，以防止堆芯中发生不利于燃料元件传热的偏离泡核沸腾现象。放射性屏障：RCP系统压力边界作为裂变产物放射性的第二道屏障，在燃料元件包壳破损泄露时，可防止放射性物质外逸。 单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司4.2、一回路辅助系统、一回路辅助系统 一回路辅助系统是核辅助系统的一个重要组成部分。按照美国和

15、法国的分类，除一回路辅助系统外，核辅助系统还包括有辅助冷却水系统、三废处理系统、核岛通风空调系统及核燃料装卸贮存和工艺运输系统。一回路辅助系统主要包括：化学和容积控制系统（RCV）反应堆硼和水补给系统（REA）余热排出系统（RRA）单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司4.2.1 化学和容积控制系统（化学和容积控制系统（RCV） 化学和容积控制系统（RCV）是与核安全有关的系统之一。尤其是上充泵，在正常运行工况下，它作为上充用；在一回路破口失水事故及主蒸汽管道破裂的事故情况下，它又作为高压安注泵使用。因此，在事故情况

16、下，上充泵实际上属于安全设施。见图八化学和容积控制系统流程图单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司4.2.1.1 RCV系统的主要功能系统的主要功能RCV系统的主要功能包括：容积控制化学控制反应性控制单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司4.2.1.1.1 容积控制容积控制1）一回路水容积变化的原因：从热工学的角度来说，水容积将随温度的变化而变化。 变化曲线图见右图，当一回路的水从冷态（60）升到热态（ 300 ）时，水的比容约增加40%，

17、在正常运行时，一回路的平均温度也随功率的变化而改变。水容积的变化必将导致稳压器水位的波动。从水力学的角度看，在一回路处在15.5MPa压力下，不可避免的泄露，主要是指一号密封、主泵2#轴封的泄漏。这些泄漏也会引起稳压器水位的波动。温温度度容容 积积1.4m3/1T300 0C0水的比容随温度的变化关系曲线水的比容随温度的变化关系曲线单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司2）容积控制原理：通过上充、下泄来吸收稳压器吸收不了的一回路水的容积变化，将稳压器的水位维持在程控液位。上充补水，补偿一回路水容积的收缩或泄露（REA

18、系统执行）下泄排水，吸收一回路水的膨胀，下泄流排往容积箱或TEP系统一回路稳压器容控箱MNMNTEPREA上充泵上充泵容积控制原理图单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司4.2.1.1.2 化学控制化学控制1）一回路水化学变化的原因：物理腐蚀：水中杂质沉积在燃料包壳上结垢，影响热量传输，结垢处温度上升，形成热点，导致燃料包壳破损，裂变产物逸入一回路水中，使一回路水的放射性指标上升。化学腐蚀（侵蚀）：水中杂质多、温度高、氧含量增加以及PH值降低，将会大大加速化学反应，即化学腐蚀加快，当这些腐蚀产物被带入到一回路水中后，

19、由于中子辐照，这些腐蚀产物部分被活化，成为具有放射性的活化产物，进一步增加一回路水的比放射性活度。单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司2）化学控制原理：控制PH值（注入7LiOH，中和硼酸）控制氧含量（机组启动时注入联氨N2H4，正常运行时向容控箱中充入氢气）净化一回路水（过滤+除盐）017VP030VP026VP001FI002FITEP系统系统REA系统系统002BA001DE002DE003DE上充泵上充泵自下泄回路自下泄回路上充上充化学控制原理流程图化学控制原理流程图单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版

20、标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司4.2.1.1.3 反应性控制反应性控制1）反应性变化的原因：燃料的多普勒效应和慢化剂温度的效应裂变产物、毒物（氙、钐等）和燃耗工况改变导致过渡中的反应性变化2）反应性控制的三大手段：控制棒可燃毒物棒硼酸溶液的化学补偿3）反应性控制的目的：补偿燃耗和毒物带来的负反应性控制轴向功率偏差控制R棒棒位在调节带内保证停堆深度4）反应性控制的措施：加硼稀释除硼单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司4.2.1.2 RCV系统的辅助功能系统的辅助功能 RC

21、V系统除有上述主要功能外，还具有以下一些辅助功能：为主冷却剂泵提供轴封水： RCV系统为主泵提供的经冷却和过滤的、压力高于一回路的轴封水，即抑制了一回路水沿轴向外的泄漏，又润滑、冷却了轴封，防止轴封损坏。为稳压器提供辅助喷淋水： 当主泵出现故障或由于断电而不能运行时，就会造成主喷淋管线的不可用。此时，RCV系统提供的稳压器辅助喷淋管线将代替主喷淋管线功能，调节和控制一回路的压力。一回路处于单相时的压力控制： 稳压器单相（满水）时，稳压器的压力控制系统不起作用。此时，一回路的压力将由RCV系统的下泄控制阀RCV013VP来控制。对一回路进行充水、排气和水压试验单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑

22、母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司4.2.1.3 RCV系统的安全功能系统的安全功能在反应堆冷却剂系统发生小破口（当量直径D9.5mm）的情况下，RCV系统能够维持其水装量；作为反应性控制系统，RCV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；在安全注入的情况下，RCV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。单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司4.2.2 反应堆硼和水补给系统（反应堆硼和水补给

23、系统（REA） 反应堆硼和水补给系统（REA）的调硼和加硼部分与核安全有关，其他水系统部分与安全无关。4.2.2.1 REA系统的主要功能系统的主要功能 REA系统为化学和容积控制（RCV）系统贮存并供给其容积控制、化学控制和反应性控制所需的各种流体，即：提供除盐除氧硼水，以保证化容系统的容积控制功能；注入联氨和氢氧化锂等化学药品，以保证化容系统的化学控制功能；提供硼酸溶液和除盐除氧水，以保证化容系统的反应性控制功能。单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司4.2.2.2 REA系统的辅助功能系统的辅助功能向稳压器泄压

24、箱提供喷淋冷却水；为主泵密封水立管（RCP011、021、031BA）供水，以冲洗3号轴封；向换料水箱（PTR001BA）提供硼浓度为（2200100）g/g的硼酸溶液，为其初始充水及补水；向安全注入系统硼酸注入箱（RIS021BA）提供硼浓度为7000 g/g的硼酸溶液，为其初始充水和补水；向容控箱提供与一回路当前硼浓度一致的硼酸溶液，为其进行排气操作；为稳压器和余热排出系统的先导式泄压阀充水。单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司4.2.2.3 REA系统的组成系统的组成 REA系统由水部分和硼酸部分组成，只有硼

25、酸部分与安全相关。见图九REA系统流程图水部分包括：两个除盐除氧水贮存箱（REA001、002BA），为两个机组共用；四台除盐除氧水泵（REA001、002PO），每个机组两台；两个化学药品混合罐（REA006BA），每个机组一个。硼酸部分包括：一个硼酸溶液配制箱（REA005BA），供两个机组共用；三个硼酸溶液贮存箱，每个机组分别使用一个（REA004BA），第三个（REA003BA）为两个机组共用；四台硼酸溶液输送泵（REA003、004BA），每个机组两台。单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司4.2.3 余热

26、排出系统（余热排出系统（RRA） 余热排出系统（RRA）又称为反应堆停堆冷却系统。当反应堆停堆后，最初仍由蒸汽发生器将剩余功率这部分热量导出，当二回路不能再运行时，即由余热排出系统导出这部分热量，保证反应堆的冷却。 余热排出系统（RRA）由两台余热排出泵、两台热交换器和相关的阀门、管道组成。见图十RRA系统流程图、RCP-RCV-RRA连接示意图单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司4.2.3.1 RRA系统的主要功能系统的主要功能 在反应堆正常停堆过程中，当一回路温度降到180及以下，绝对压力降到3.0MPa以下时

27、，用余热排出系统排出堆芯余热、一回路水和设备的显热以及运行的主泵在一回路中产生的热量，使反应堆进入冷却停堆状态。 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。单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司4.2.3.2 RRA系统的辅助功能系统的辅助功能一回路处于单向状态时进行压力调节和水质净化；保证一回路水的循环，使一回路水温和硼浓度得以均匀；参与换料水传输，将反应堆换料腔中的水送回换料水箱。单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式

28、中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司4.3、辅助冷却水系统、辅助冷却水系统 辅助冷却水系统包括反应堆水池和乏燃料水池冷却和处理系统（PTR）、设备冷却水系统（RRI）、重要厂用水系统（SEC）、核岛冷冻水系统（DEG）和电气厂房冷冻水系统（DEL）等系统。 PTR系统主要用于冷却乏燃料水池中的乏燃料，导出乏燃料的剩余释热。在反应堆堆腔充水、换料，RRA系统不可用时，PTR系统又可作为RRA系统的应急备用，导出堆内核燃料的剩余释热。 RRI系统向核岛内所有冷却器提供冷却水，而RRI系统本身又是由SEC系统用海水来冷却的，这两个系统都是与安全有关的系统。 DEG系统

29、供应除主控制室以外核岛所有空调冷却器的冷冻水，DEL系统则专为主控制室和有关电气厂房空调提供冷冻水。单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司4.3.1 反应堆水池和乏燃料水池冷却和处理系统反应堆水池和乏燃料水池冷却和处理系统PTR4.3.1.1 PTR系统的功能 PTR系统对反应堆水池和乏燃料水池进行冷却、净化、充水和排水。PTR系统的功能包括：冷却功能u系统冷却乏燃料水池中的燃料元件，导出其剩余释热；u机组在换料或停堆检修，RRA系统不可用，且一回路已经打开的情况下，PTR系统作为RRA系统的应急备用，冷却堆芯，导出

30、其余热。单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司净化功能u净化去除乏燃料水池中的裂变产物和腐蚀产物，限制乏燃料水池的放射性水平；u过滤清楚反应堆水池和乏燃料水池水中的悬浮物，以保持水中良好的能见度。充、排水功能u系统向反应堆水池和乏燃料水池充以硼浓度为2100 g/g的硼水，使水池有足够的水层，为操作人员提供良好的生物防护；u保证乏燃料处于次临界状态；u实施除乏燃料贮存外其他水池的排水；u为安全注入系统和安全壳喷淋系统贮存必要的硼水。单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国

31、核工业第二三建设公司深圳分公司4.3.1.2 PTR系统的组成系统的组成 PTR系统由反应堆水池、乏燃料水池、换料水箱和它们所连接的冷却、净化、充水和排水回路组成。见图十一PTR系统流程图反应堆水池：位于反应堆厂房内，池面标高为20m，总水容积为1310m3。乏燃料水池：位于燃料厂房内，池面标高也是20m，总水容积为1800m3。换料水箱：安装在反应堆厂房外面，四周设有钢筋混凝土围墙，围墙可在事故情况下包容水箱的水容量。水箱箱底标高为1.02m。单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司4.3.2 设备冷却水系统设备冷却

32、水系统 设备冷却水系统（RRI）所冷却的设备中，有一部分是与核安全有关的，如安全壳喷淋系统热交换器EAS001、002RF等。因此，RRI系统是部分与质量和核安全相关的。其主要功能包括：冷却功能：系统向核岛内各热交换器提供冷却水，并将其热负荷通过重要厂用水系统（SEC）传到海水中；隔离作用：该系统是核岛各热交换器与海水之间的一道屏障。它既可以避免放射性流体不可控地释放到海水中而污染环境，又可以防止海水对核岛各热交换器的腐蚀。单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司4.4、专设安全系统、专设安全系统 当RCP系统发生失水

33、事故或二回路的汽水回路发生破裂或失效时，必须确保堆芯热量的排出和安全壳的完整性，限制事故的发展和减轻事故的后果，为此，核电站设置了专设安全设施。专设安全设施包括：安全注入系统（RIS）安全壳喷淋系统（EAS）辅助给水系统（ASG）安全壳隔离系统（EIE）安全壳内大气监测系统（ETY）的混合、取样和复合子系统。单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司4.4.1 安全注入系统（安全注入系统（RIS） 安全注入系统（RIS）由高压安全注入（HHSI）、中压安全注入（MHSI）和低压安全注入（LHSI）三个子系统组成。它们根据

34、事故引起RCP系统的降压情况，在不同的压力下分别投运。4.4.1.1 RIS系统的主要功能在一回路小破口失水事故时或在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缩时，RIS系统用来向一回路补水，以重新建立稳压器水位；在一回路大破口失水事故时，RIS系统向堆芯注水，以重新淹没并冷却堆芯，限制燃料元件温度的上升；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续过冷而引起的正反应性，防止堆芯重返临界。单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司4.4.1.2 RIS系统的辅助功能在换料停

35、堆期间，低压安注泵可用来为反应堆水池充水；用RIS011PO泵进行RCP系统的水压试验；在失去全部电源时为主泵提供轴封水；在再循环注入阶段，低压安注泵从安全壳地坑吸水，RIS在安全壳外的管段成为第三道屏障的一部分。单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司4.4.2 安全壳喷淋系统（安全壳喷淋系统（EAS） 安全壳喷淋系统的功能就是通过喷淋冷凝蒸汽，使安全壳内压力和温度降低到可接受的水平，确保安全壳的完整性。EAS系统的辅助功能包括：带走随一回路失水所散布在安全壳内大气空间当中的气载裂变产物，尤其是131I；限制喷淋的硼

36、酸对金属设备的腐蚀；当反应堆厂房发生火灾时，可手动喷淋灭火；在冷停堆工况下，EAS也可用于冷却PTR001BA内的水；在LOCA事故后15天，EAS泵可作为RIS低压安注泵的备用；在再循环喷淋阶段，EAS泵从安全壳地坑吸水，EAS在安全壳外的管段成为第三道屏障的一部分。单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司4.4.3 辅助给水系统（辅助给水系统（ASG） 辅助给水系统 属于专设安全设施之一，其安全作用是在主给水系统的任何一个环节（CVI、ABP、APP、APA、ARE）发生故障时，作为应急手段向蒸汽发生器二次侧供水，

37、使一回路维持一个冷源，排除堆芯剩余功率，直到RRA系统允许投入运行为止。 此外，在下列情况，ASG代替主给水系统向蒸汽发生器供水：蒸汽发生器投入前的充水；机组启动；机组停堆后的热停堆；从热停堆至RRA投运前的RCP冷却阶段； ASG另一功能是其除氧装置为REA水箱提供除盐除氧水。单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司5、DCS系统介绍系统介绍 核电站的仪控系统采用的全数字化结构，这种全数字化结构控制的模式就是DCS控制系统。 DCS是Distribute Control System的缩写，国内统一称为集散控制系统。

38、“集”即为集中操作管理，“散”即为分散控制。DCS的含义是利用微处理器或计算机技术对生产过程进行集中管理和分散控制的系统。 一个集散控制系统（DCS）是以优质、高产、节能、安全等为原则，集计算机技术、测量与控制技术、通讯技术和图像处理技术为一体，完成产生过程控制和优化过程管理的现代化设备。它的先进性已广为人知，而且在工厂中已得到最普遍的应用。 单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司 DCS系统它由正常运行仪控系统和安全仪控系统及堆本体仪控系统三部分组成。正常运行仪控系统采用最新的软硬件标准、分层处理结构、综合自动化控

39、制的设计思想和统一的人机接口，可实现长运行寿命、低运行成本及最佳可操作性；安全仪控系统采用高可靠性硬件和软件、多重冗余和纠错技术，在反应堆保护、专设安全设施驱动等系统应用中，满足了严格的安全要求。单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司5.1 DCS的设计思路的设计思路 将控制功能相对分散，而把信息集中进行管理，从而提高整个系统的可靠性和管理能力。这就是DCS总的设计思想。 单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司5.2 DCS的特点的特点DC

40、S都是由操作站、控制站、数据通讯总线等构成；DCS都采用分布式结构形式，控制和事故相对分散； 通过高速数据通讯总线，把检测、操作、监视、管理等部分有机地连接成为一个整体。 DCS的处理器、内部总线、电源、过程接口等重要部件都可采用冗余技术。 单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司5.3 DCS系统的三大作用系统的三大作用仪控系统是操作员的“眼和耳”，在保证正确设计、施工、维护的条件下，仪控系统可以为操作员提供精确的、适当的信息和在电站正常、异常运行时为操作员介入运行提供了手段。因此他们对电站的安全和有效运行至关重要；

41、在电站正常运行时，仪控系统提供了自动控制功能，这使操作员有时间观察电站的行为，监视电站正在发生什么，以遍迅速采取正确的纠正行动；安全仪控系统也可以防止电站操作员或自动控制系统带来的错误或故障而导致的后果。在电站异常状态下，安全仪控系统为保证电站及环境的安全能提供快速自动功能。单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司5.4 DCS系统的主要功能系统的主要功能 核电站仪控系统控制着整个电能生产的主要和辅助过程并在所有运行模式及紧急情况下维护电厂的安全性、可靠性和可用性，以及在正常运行工况下维护环境的正常状态。 DCS系统具

42、有两大功能：信息功能控制功能单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司5.4.1 DCS系统的信息功能系统的信息功能 DCS系统强大的信息功能是传统常规仪表所无法比拟的。它不再需要传统的控制台及手操屏盘，完全用监视器或大屏幕进行监视及控制。运行状态的监视和诊断；动力机组安全相关参数的监视；机组停堆、运行和事故后的监测；紧急情况下对操作员的支持。单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司5.4.2 DCS系统的控制功能系统的控制功能正常运行时主要工艺

43、过程控制及保证其经济性；维持运行参数在设计规定的边界内，维持安全运行条件。异常工况（正常运行偏离）过程控制（限制、停闭等）；对保护屏障作用，维持和限制在安全运行边界和条件范围。BDA工况主要工艺过程的停闭；对保护屏障作用，维持和限制在最大设计边界范围内。单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司BDBA工况主要工艺过程的停闭；维持和限制对屏障的作用，以便不超过安全壳最大设计边界，在上述所有运行情况下，仪控系统要确保人员的生存并限制对人员和环境的辐射。单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司图一图一 核电站原理图核电站原理图单击此处编辑母版标题样式单击此处编辑母版标题样式中国核工业第二三建设公司深圳分公司中国核工业第二三建设公司深圳分公司图二图二 主体结构组成图主体结构组成图单击此处编辑