核电基础知识(授课讲稿)

1、核电基础础知识反应堆物物理基础础原子和原原子核原子的基基本概念念世界上任任何物质质都是由由原子组组成的。原子是是进行化化学反应应的最小小单位。电子质子中子图1-1 原子结构示意图原子是由由质量相相对较大大、体积积较小位位于原子子中心的的原子核核和绕其其高速运运转的轨轨道电子子组成。在所有稳稳定原子子中，轨轨道电子子数等于于核内质质子数，原子作作为一个个整体是是不带电电的。当原子得得到或失失去电子子，便会会得到或或失去负负电荷。呈负电电性或正正电性的的原子称称为离子子。原子核的的基本概概念原子核由由A个核核子组成成（A是是核内的的核子数数，又称称质量数数），其其中有ZZ个带有有正电荷荷的质子子（

2、Z是是原子序序数，即即原子核核中质子子的数量量）和NN个（NN表示核核内中子子数，NN=A-Z）电电中性的的中子。任何一一个原子子核X都都可用符符号来表表示，例例如，22，8，1466等等。实际上上，只要要简写为为，它已已足以代代表一个个特定的的核素。原子、原原子核、质子、中子、电子等等微观粒粒子的质质量非常常小，不不方便用用克或千千克作其其质量的的单位。一般用用原子质质量单位位（u）来表示示微观粒粒子的质质量。对对原子来来说就是是原子量量。1uu是一个个碳-112原子子质量的的十二分分之一即即1.6660556110-227Kgg。质子子的静止止质量为为1.00072276uu，中子子的静止

3、止质量为为1.00086665uu，电子子的静止止质量为为0.00005548558u。一个质质量数为为A的原原子其原原子量近近似为AA。原子核带带正电，电荷量量为ZZe。原子核周周围的电电子是按按一定规规律分层层排列的的，层之之间具有有能量的的差别。质子和中中子在结结合成原原子核的的过程中中要损失失一部分分质量（质量亏亏损），这部分分质量以以能量的的形式（E=mc22）释放放出来。反之，要使原原子核内内质子中中子分开开，必须须施加与与之相等等的能量量，此能能量叫结结合能。由于能量量和质量量有内在在的联系系，在原原子物理理学中，经常用用能量来来表示其其质量，如1uu对应的的能量为为9311.5

4、MMeV。原子核的的放射性性原子核内内具有特特定数目目的质子子和中子子并处于于同一能能态的一一类原子子称为核核素。某某种元素素有多少少种同位位素就有有多少种种核素。核素有有的稳定定，有的的不稳定定。不稳稳定的原原子核，总是自自发地以以释放出出粒子（、n）或光子的的形式释释放能量量以逐步步达到稳稳定状态态，这个个过程称称为衰变变。在衰变过过程中放放出粒子子和光子子的现象象叫放射射性。具有放射射性的核核素叫放放射性核核素。原原子序数数大于884的核核素都有有放射性性。所有的由由一个或或多个放放射性核核素构成成的物质质叫放射射源。核裂变裂变现象象的发现现，引起起了人们们极大的的注意。这不仅仅是因为为

5、在裂变变过程中中释放出出巨大的的能量，而且在在裂变过过程中都都伴随着着中子的的发射。这些中中子将使使裂变自自动地继继续下去去，形成成链式反反映，从从而使原原子能大大规模利利用成为为可能。在没有外外来粒子子轰击下下，原子子核自行行发生裂裂变的现现象叫自自发裂变变，而在在外来粒粒子轰击击下，原原子核才才发生裂裂变的现现象成为为诱发裂裂变。自发裂变变自发裂变变的一般般表达式式在自发裂裂变刚发发生的瞬瞬间满足足如下的的关系：A=AA1AA2；ZZ=Z11+Z22，即粒粒子数守守恒。其其中，AA1、AA2和ZZ1、ZZ2分别别为裂变变产物的的质量数数和电荷荷数。自发裂变变能Qff,s =TYY1(ZZ1

6、,AA1)+TY22(Z22,A22)由能量守守恒可以以导出：Qf,ss =mm(Z,A)CC2-mm(Z11,A1)+mm(Z22,A2)CC2和Qf,ss =BB(Z11,A11)+BB(Z22,A22)-BB(Z,A)自发裂变变发生的的条件：Qf,s 0，即两裂裂片的结结合能大大于裂变变核的结结合能。诱发裂变变能够发生生自发裂裂变的核核素不多多，大量量的裂变变过程是是诱发裂裂变，即即当具有有一定能能量的某某粒子轰击靶靶核A时时，形成成复合核核。复合合核一般般处于激激发态，其激发发能超过过它的裂裂变位高高垒高度度时，那那么核裂裂变就会会立即发发生。诱发裂变变中，中中子诱发发裂变是是最重要要

7、的。这这是由于于中子与与靶核没没有库仑仑势垒，能量很很低的中中子就可可以进入入核内使使其激发发而发生生裂变。裂变过过程又有有中子发发射，可可以形成成链式反反应。核动力厂厂反应堆堆核反应堆堆的基本本工作原原理自续链式式裂变反反应是核核反应堆堆的物理理基础。当一个个燃料核核俘获一一个中子子产生裂裂变后，平均可可放出22.5个个中子，即第二二代中子子数目要要比第一一代多。粗粗看看起来链链式反应应自续下下去是不不成问题题的，但但实际情情况并非非如此。下面以以热中子子反应堆堆为例加加以讨论论。热堆堆的堆芯芯由燃料料、慢化化剂、冷冷却剂及及各种结结构材料料组成的的，因此此堆芯中中的中子子不可避避免的有有一

8、部分分被非裂裂变材料料吸收。此外，还有一一部分中中子要从从堆芯泄泄漏出去去。即使使是被裂裂变材料料吸收的的中子也也只有一一部分能能引发裂裂变、产产生下一一代中子子，其余余的引发发俘获反反应，不不产生中中子，因因此，下下一代中中子数不不一定比比上一代代多。 核反应应堆内链链式反应应自续进进行的条条件可以以方便的的用有效增增殖系数数K来表表示。它它的定义义是：K=（系系统内中中子的产产生率）/（系系统内中中子的消消失率）系统内中中子的消消失率系统内内中子的的吸收率率系统统内中子子的泄漏漏率只要知道道了系统统的宏观观截面和和中子通通量，中中子的产产生率和和吸收率率就可以以计算出出来。若堆芯的的有效增

9、增殖系数数K=11，则堆堆芯内中中子的产产生率等等于中子子的消失失率，堆堆芯内的的链式反反应将以以恒定的的速率不不断进行行下去，也就是是说链式式反应过过程处于于稳定状状态，此此时反应应堆的状状态称为为临界状状态。核反应堆堆的主要要类型目前，在在以发电电为目的的的核能能动力领领域，世世界上应应用比较较普遍或或具有良良好发展展前景的的，主要要有压水水堆（PPWR），沸水水堆（BBWR），重水水堆（PPHWRR），高高温气冷冷堆（HHTGRR）和快快中子堆堆。下表表是5种种核反应应堆的基基本特征征：堆型中子谱慢化剂冷却剂燃料形态态燃料富集集度压水堆热中子H2OH2OUO23%左右右沸水堆热中子H2O

10、H2OUO23%左右右重水堆热中子D2OD2OUO2天然铀或或稍加浓浓缩高温气冷冷堆热中子石墨氦气(Th，U)OO2或UCC7%-220%快堆快中子无液态钠（U，PPu）OO215%-20%下表为世世界核电电机组类类型统计计表（截截止到220066年1月月25日日）压水堆(PWRR)压水堆最最初是美美国为核核潜艇设设计的一一种热中中子堆堆堆型。四四十多年年来，这这种堆芯芯得到了了很大的的发展，经过一一系列的的重大改改进，已已经成为为技术上上最先进进的一种种堆型。压水堆核核电站采采用稍加加浓缩的的铀作为为核燃料料，燃料料芯块中中U-2235的的富集度度约3。核燃燃料是高高温烧结结的圆柱柱型二氧氧

11、化铀陶陶瓷燃块块。柱状状燃料芯芯块被封封装在细细长的锆锆合金包包壳管中中构成燃燃料元件件，这些些燃料元元件以矩矩形点阵阵排列为为燃料组组件。几几百个组组件拼装装成压水水堆的堆堆芯。压水堆的的冷却剂剂是轻水水。轻水水不仅价价格便宜宜，而且且具有良良好的热热传输性性能。所所以在压压水堆中中，轻水水不仅作作为中子子的慢化化剂，同同时也作作为冷却却剂。轻轻水的明明显缺点点是沸点点低，而而要使热热力系统统有较高高的热能能传输效效率，必必须提高高冷却剂剂的系统统压力使使其处于于液压状状态。所所以压水水堆是一一种使冷冷却剂处处于高压压状态的的轻水堆堆。压水水堆冷却却剂入口口水温在在300左右，堆内压压力15

12、5.5MMPa。下图为为压水堆堆的热力力系统示示意图。压水堆核核电站的的最显著著的特点点是结构构紧凑，堆芯的的功率密密度大。由于水水中的氢氢原子核核与中子子相当，每次碰碰撞时，中子损损失的能能量最多多。因此此，在各各种慢化化剂中，水的慢慢化能力力最强。同时水水也是良良好的冷冷却剂，它比热热大，导导热系数数高，在在堆内不不易被活活化，不不容易腐腐蚀不锈锈钢、锆锆等结构构材料。所以用用水作慢慢化剂和和冷却剂剂。压水水堆核电电站另一一个特点点是基建建费用低低、建设设周期短短。压水堆核核电站的的主要缺缺点是两两个：第第一，由由于水的的沸点低低，必须须采用高高压的压压力容器器，导致致压力容容器的制制造难

13、度度和制造造费用的的提高。第二，必须采采用有一一定富集集度的核核燃料。沸水堆在压水堆堆核电站站中，一一回路的的冷却剂剂通过堆堆芯时被被加热，随后在在蒸汽发发生器中中将热量量传给二二回路的的水使之之沸腾产产生蒸汽汽。那么么可不可可以让水水在堆内内沸腾产产生蒸汽汽呢。沸沸水堆正正是为回回答这个个问题而而衍生出出来的。下图是是沸水堆堆的示意意图： 与压水水堆相比比，沸水水堆有以以下几个个优点：直接循环环。核反反应堆产产生的蒸蒸汽直接接引入汽汽轮机，推动汽汽轮发电电机组发发电。这这是沸水水堆与压压水堆最最大的区区别。沸沸水堆核核电站省省去一个个回路，不再需需要稳压压器和蒸蒸汽发生生器。工作压力力可以降

14、降低。获获得与压压水堆同同样的温温度，只只需加压压到7MMPa左左右。堆芯出现现空泡。沸水堆堆堆内有有气泡。运行经经验的积积累表明明，在任任何工况况下慢化化剂空泡泡系数均均为负值值，空泡泡的负反反馈是沸沸水堆的的固有特特性，它它使反应应堆更加加稳定。与压水堆堆相比，沸水堆堆有以下下几个缺缺点：辐射防护护和废物物处理较较复杂。功率密度度比压水水堆小。水沸腾腾后密度度降低，慢化能能力减弱弱。重水堆重水堆是是指用重重水(DD2O)作慢化化剂的反反应堆。按结构构分，重重水堆可可以分为为压力管管式和压压力壳式式。采用用压力管管式时，冷却剂剂可以与与慢化剂剂相同也也可以不不同。压压力管式式重水堆堆又分为为

15、立式和和卧式两两种。压压力壳式式只有立立式，冷冷却剂与与慢化剂剂相同。重水堆核核电站的的主要特特点是：可以采用用天然铀铀作为核核燃料。重水的的慢化能能力仅次次于轻水水，但吸吸收热中中子的几几率要比比轻水低低两百多多倍，可可以直接接使用天天然铀作作为核燃燃料。比轻水堆堆更节约约铀。约约比轻水水堆节约约20。可以不停停堆更换换核燃料料。重水堆的的功率密密度低，同样功功率的重重水堆的的堆芯体体积比压压水堆大大10倍倍左右。重水费用用昂贵，约占重重水堆基基建投资资的1/6以上上。高温气冷冷堆高温气冷冷堆是以以气体作作为冷却却剂的气气冷堆。高温气气冷堆有有很广阔阔的发展展前景，但在技技术上还还没有到到达

16、成熟熟的阶段段。快中子堆堆快堆，是是堆芯中中核燃料料裂变反反应主要要有平均均能量为为0.11MeVV以上的的快中子子引起的的反应堆堆。快堆是一一种增殖殖堆，从从某种意意义上来来说，是是一个既既生产电电能，又又生产核核燃料的的反应堆堆。压水堆核核反应堆堆本体结结构和主主系统压水堆核核电站主主要由核核岛和常常规岛组组成。压压水堆核核电站核核岛的四四大部件件是堆芯芯、蒸汽汽发生器器、稳压压器和主主泵。压水堆的的核燃料料是高温温烧结的的圆柱形形二氧化化铀陶瓷瓷燃块，称之为为燃料芯芯块。燃燃料芯块块中铀-2355的富集集度约33，一一个一个个地重叠叠的放在在锆44合金管管内。这这种合金金管称之之为燃料料

17、元件包包壳。锆锆管两端端由端塞塞，燃料料芯块完完全封闭闭在锆金金属管内内，构成成细而长长的燃料料元件。见图：压水堆堆燃料元元件棒。密封的的燃料元元件构成成了包容容放射性性物质的的第一道道安全屏屏障。这这些燃料料元件用用定位隔隔架定位位，组成成燃料组组件。将将一百多多根燃料料组件组组装在一一起，构构成了压压水堆的的堆芯。图：压水水堆燃料料元件棒棒图：压水水堆压力力容器内内结构图图由燃料组组件组装装成的堆堆芯放在在一个很很大的压压力容器器内。压压水堆的的最关键键的设备备之一是是压力容容器，它它是不可可更换的的。控制棒束束由上部部插入堆堆芯，在在压力容容器顶部部有控制制棒束的的驱动机机构。作为慢化化

18、剂和冷冷却剂的的轻水，由压力力容器侧侧面进来来后，经经过吊篮篮和压力力容器之之间的环环形下降降段，再再从底部部下腔室室进入堆堆芯。冷冷却水通通过堆芯芯后，温温度升高高，密度度降低，再从堆堆芯上部部流经上上腔室流流出压力力容器。这些高温温的堆芯芯冷却水水从压力力容器上上部离开开反应堆堆后，经经过热管管段，进进入蒸汽汽发生器器。冷却却剂从蒸蒸发器的的U形传传热管内内一次侧侧流出后后，将热热量传递递给传热热管外流流动的二二次侧工工质。此此后冷却却剂流出出蒸发器器，经过过回路中中间管段段流到主主泵，经经过主泵泵升压后后，通过过冷段又又流到反反应堆，形成封封闭的冷冷却剂在在其内往往返循环环的冷却却剂回路

19、路系统（也称一一回路系系统）。由于体积积膨胀及及其它原原因，在在密闭回回路内冷冷却剂的的压力会会波动，从而使使反应堆堆的运行行工况不不稳定。因此，在反应应堆压力力容器出出口和蒸蒸发器之之间的一一回路热热管段安安装有稳稳压器。稳压器器是一个个高大的的空心圆圆柱体。下部为为水，通通过浸泡泡在饱和和水下的的电加热热器产生生蒸汽并并浮升到到稳压器器的上部部空间，利用蒸蒸汽的弹弹性来维维持核反反应堆冷冷却剂的的稳定压压力。AP10000的的系统特特点AP10000概概况西屋公司司在开发发AP110000之前，已完成成了APP6000的开发发工作，并于119988年9月获得得美国核核管会（NRCC）的最最

20、终设计计批准（FDAA），19999年年12月则则获得NNRC的的设计许许可证，该设计计许可证证的有效效期为115年。为了适应应电力用用户日益益增长的的电网规规模，提提高经济济性方面面的竞争争力，西西屋公司司在APP6000的基础础上推出出了APP10000。20002年3月28日西屋公公司向美美国NRRC提交交了APP10000的认认证申请请。A10000是一种双双环路110000 MWW的压水水堆核电电机组，AP110000的设计计完全建建立在 AP6600已已论证技技术基础础之上，是AP6600的的延伸，保持了了AP6600的的基本设设计：堆堆芯尺寸寸基本不不变，采用非非能动的的安全系系

21、统，其设计计与性能能特点满满足用户户要求文文件（UURD）的要求求。AP10000的的主要设设计参数数见表一主要系统统设计特特征反应堆系系统AP10000 的堆芯芯由1557 个个14 英尺的的Robbustt 燃料料组件构构成，其其名义热热功率为为34000MWWt。AP110000 的堆堆芯设计计基本上上保持了了传统PPWR 堆芯设设计的思思想。在在堆芯构构造、设设计准则则、分析析方法以以及运行行保护值值的确定定等方面面，APP10000 的的设计完完全遵循循传统PPWR 的设计计理念。AP10000 的燃料料组件是是由西屋屋公司在在有实际际运行经经验的11717 XL Robbustt

22、燃料料组件的的基础上上结合一一些经过过验证的的成熟技技术设计计形成。改进设设计后的的燃料组组件在热热工水力力和燃耗耗方面的的性能得得到进一一步提高高并且更更便于维维修。对对于可燃燃毒物西西屋公司司提供了了IFBBA 和和钆两种种建议。AP110000 堆芯芯核设计计依据与与第二代代压水堆堆基本相相同。具具备不调调硼负荷荷跟随能能力；从从初始堆堆芯开始始就实现现18 个月长长燃料循循环；设设计工具具先进；设计方方法和设设计内容容与第二二代压水水堆，相比有有一定改改进；达达到第三三代压水水堆的要要求。是是世界上上先进的的堆芯核核设计之之一。AAP10000 的堆芯芯热工水水力设计计采用的的是成熟熟

23、的可靠靠的传统统的设计计思路和和技术；西屋公公司提供供的堆芯芯功率、系统压压力、冷冷却剂流流量和温温度等数数据与堆堆芯DNNBR 裕量是是相互自自洽匹配配的，这这些数据据是可信信的；AAP10000 沿袭西西屋的设设计传统统留有足足够的堆堆芯DNNBR 裕量（19%）且满满足URRD 关关于155%的热热工裕量量的要求求；APP10000 降降低一次次侧温度度为保证证堆芯热热工裕量量带来了了比较大大的贡献献但导致致二次侧侧主蒸汽汽参数降降低。反应堆冷冷却剂系系统AP10000 反应堆堆冷却剂剂系统的的主要功功能与传传统压水水堆核电电站（如如M3110）的的功能要要求相同同，因而而两者的的设计基

24、基准、主主要设备备的安全全分级、制造质质量要求求、抗震震要求以以及选材材方面的的考虑也也基本相相同。但但由于AAP10000 安全系系统的非非能动化化，降低低了冷却却剂系统统及其相相连系统统的某些些安全功功能的要要求，因因而在冷冷却剂系系统及其其设备的的设计上上均有许许多不同同的特点点。两台蒸汽汽发生器器对称布布置，系系统管路路由两个个主冷却却剂环路路构成。每个环环路的冷冷端完全全相同，并采用用了大半半径弯管管使管路路流动阻阻力降低低，并为为调节冷冷热管不不同的膨膨胀率提提供柔韧韧性。管管子整体体锻造，消除焊焊缝，既既降低成成本，也也减少在在役检查查的工作作量。管管路结构构和材料料的选择择显著

25、降降低了管管子的应应力。主泵采用用屏蔽式式泵，电电机与水水泵共用用一根转转动轴，其间没没有联轴轴器，所所有转动动部件均均被包容容在与主主回路冷冷却剂相相连通的的承压壳壳中。由由于屏蔽蔽泵没有有轴封，使主回回路成为为一个“封闭的的”系统，传统压压水堆核核电站中中的轴封封LOCCA 事事件在AAP10000 设计中中不会发发生。另另外，主主泵直接接安装在在蒸汽发发生器下下封头上上，可使使泵与蒸蒸汽发生生器采用用同一个个支撑，大大简简化了支支撑系统统。与主回路路相连的的接口减减少，压压力边界界的完整整性得到到更可靠靠的保障障。在AP110000 设计计中，与与主回路路相连的的系统主主要包括括正常余余

26、热排出出系统和和化容系系统。这这些系统统与主回回路间至至少有两两重的隔隔离设施施，且主主冷却剂剂压力边边界限制制在安全全壳以内内，降低低了安全全壳旁路路风险。正常余热热排出系系统的设设计压力力高于传传统设计计，在安安全壳以以内的管管道设计计压力与与主回路路相同，在安全全壳以外外管道的的极限承承载能力力不低于于主回路路运行压压力。化容系统统的换热热器及净净化设施施移到安安全壳内内，实际际上已构构成主冷冷却剂系系统的一一部分，并由主主泵提供供驱动压压头。而而包括补补水泵等等设备在在内的其其它部分分位于安安全壳外外，正常常运行时时不需要要连续运运行，间间歇期内内与主回回路隔离离。在非能动动专设安安全

27、设施施中，一一些管道道的隔离离阀不再再是反应应堆冷却却剂系统统的压力力边界，这类阀阀门的误误动作或或隔离失失效不会会危及到到冷却剂剂压力边边界的完完整性，例如：堆芯补补水箱和和非能动动换热器器的隔离离阀。AP10000 压力边边界隔离离设施除除了传统统的高可可靠性阀阀门外，如：安安全阀和和前三级级自动卸卸压阀，还采用用了高可可靠性的的无泄漏漏的隔离离边界爆爆破阀（Squuib Vallve）。综上所述述，APP10000 反反应堆冷冷却剂系系统采用用了简化化、安全全和紧凑凑布置的的设计，压力边边界相对对于传统统压水堆堆核电站站有所简简化，冷冷却剂压压力边界界的完整整性比传传统设计计更加可可靠。

28、非能动特特性AP10000设设计与传传统的压压水堆设设计相比比的最大大不同点点在于AAP10000使使用非能能动的安安全系统统来减缓缓设计工工况中有有可能发发生的意意外事故故。安全功能能的实现现不依赖赖外界的的电能或或动力以以及人员员的操纵纵。依靠状态态的变化化、储能能的释放放或自主主的动作作来实现现。如利利用流体体被加热热或蒸发发、冷却却或冷凝凝而产生生的密度度差形成成驱动压压头或位位差形成成的重力力压头。非能动安安全系统统不仅简简化了专专设安全全设施，而且可可以减少少人员干干预而可可能产生生的误动动作，改改善了人人机关系系，提高高了安全全性，还还使核电电厂成本本降低。非能动堆堆芯冷却却系统

29、AP10000 非能动动堆芯冷冷却系统统包括非非能动余余热去除除系统和和安全注注入系统统。与传传统压水水堆应急急堆芯冷冷却系统统相比，AP110000 非能能动堆芯芯冷却系系统除了了具有安安全注射射和应急急硼化的的功能外外，还具具有堆芯芯应急衰衰变热导导出和安安全壳ppH 值值控制的的功能，替代了了传统压压水堆辅辅助（应应急）给给水系统统和安全全壳喷淋淋系统的的部分功功能。在反应堆堆冷却剂剂系统中中，引入入一个非非能动热热交换器器。当冷冷却剂泵泵失效时时，水流流自然循循环到该该热交换换器，后后者将热热量载带带到安全全壳内的的换料水水箱（IIRWSST）。传热过过程无需需动力。当IRRWSTT

30、达到到饱和时时，向安安全壳大大气蒸发发，非能能动安全全壳冷却却系统动动作，冷冷凝水沿沿壳壁流流回环料料水池，可以实实现长时时间的堆堆芯冷却却。安全注入入系统由由两台堆堆芯补给给水箱（CMTT）、两两台安全全注射箱箱和IRRWSTT 组成成，连接接于反应应堆冷却却剂环路路并充满满硼水，注射依依靠重力力和气体体储能的的释放。当正常常上充水水系统失失效时，可应付付小泄漏漏及由失失水事故故引起的的大泄漏漏，CMMT、安安全注射射水箱和和IRWWST 为堆芯芯提供冷冷却。依靠IRRWSTT 提供供冷却水水注入保保持LOOCA 后期冷冷却和余余热去除除，和安安全壳冷冷却系统统一起建建立再循循环，使使堆芯保

31、保持淹没没。非能动安安全壳冷冷却系统统AP10000 非能动动安全壳壳冷却系系统与传传统压水水堆的安安全壳喷喷淋系统统的主要要功能相相同，其其作用是是发生LLOCAA 事故故或主蒸蒸汽管破破裂事故故发生在在安全壳壳内时，排出安安全壳内内的热量量。非能动安安全壳冷冷却系统统以钢安安全壳作作为传热热界面，将空气气从外层层屏蔽壳壳入口引引入，通通过外部部环廊到到达底部部，在空空气折流流板底部部转向1180 度，进进入内部部环廊，再沿安安全壳内内壁向上上流动。由于内内部环廊廊空气被被加热和和水蒸气气存在，造成内内外环廊廊空气密密度差，形成空空气的自自然循环环，空气气最终从从屏蔽壳壳顶部烟烟囱排出出。在安全壳壳顶部设设有可供供72 小时的的冷却水水贮存箱箱，水依依靠重力力向下流流，在钢钢安全壳壳