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1、AP1000基础知识培训,非能动安全系统,生产准备处-吴兰强,教员自我介绍： 各位领导、同事： 大家好！ 本人是生产准备处的吴兰强，来湖南桃花江核电有限公司之前在秦山核电有限工作。原来的工作部门是运行部，主控室值长岗位。 由于自参加工作以来一直在运行岗位学习和工作，对核电的基本知识有了一定的了解，对压水堆核电厂的基本概况和工艺系统也有一定的掌握。 鉴于目前桃花江核电机组的技术路线是非能动先进压水堆（AP1000），今天我就根据我的一些实际工作经历，结合自己的学习和理解，与大家共同学习和讨论AP1000非能动安全系统的知识。由于时间较仓促，而且主要是自己水平有限，错误不足之处在所难免，恳请大家批

2、评指正！,课程主要内容,课程时间：18:30分至20:00 讲解非能动安全系统内容； 分如下几个部分介绍； 一、非能动安全系统概述 二、非能动堆芯冷却系统（PXS） 三、非能动安全壳冷却系统（PCS） 四、主控室应急可居留系统（VES） 五、安全壳氢气控制系统（VLS） 六、AP1000研发过程简介,一、非能动安全系统概述,1.1概述 AP1000设计的革命性变化在设计理念上，这就是采用非能动方式简化安全系统。核电站安全系统有能动安全和非能动安全之分，其区别在于这些系统的安全功能的实现是否依赖外界的电能或动力以及人员的操作。当前运行中核电站的安全系统大都是能动的。非能动安全概念是20世纪80年

3、代提出的一种旨在提高核电站安全性和可靠性的新概念。非能动安全系统安全功能依靠状态的变化、储能的释放或自主的动作来实现，如利用流体被加热或蒸发、冷却或冷凝而产生的密度差形成驱动压头或位差形成的重力压头，无需任何外部动力，在事故工况下，实现应急堆芯冷却和安全壳喷淋，导出堆芯和安全壳内的热量，确保安全壳的完整性。在保留现有核电站的主要工艺技术的基础上，非能动安全概念的引入，使核电站安全系统的设计发生了根本的变化。这种非能动安全系统不仅简化了专设安全设施，而且可以减少人员干预而可能产生的误动作，改善了人机关系，提高了核电站的安全性。这一设计理念的更新，还使核电厂成本显著下降。 AP1000堆型与典型压

4、水堆的安全系统相比，其非能动安全系统（PSS）要简化得多，PSS的设备很少，也就减少了试验检查维护工作量，无需能动支持的系统PSS设备随时处于可用状态。,1.2特点 概括来说，AP1000非能动安全系统的优点有： 1、极大地降低了人因事物发生的可能性 非能动安全系统不需要操纵员的行动来缓解设计基准事故，减少了事故发生后由于人为操作错误而导致事件升级的可能性 。AP1000在事故条件下允许操纵员的不干预时间高达72h，而对于已经运行的第二代或二代+核电厂，此不干预时间仅为1030min。 2、大大地提高了系统运行的可靠性 非能动安全系统利用自然力驱动，提高了系统运行的可靠性，而不需要泵、风机、柴

5、油机、冷送水机或其他能动机器，减少了因电源故障或者机械故障而引起的系统运行失效。由于非能动安全系统只需要少量的阀门连接，并能自动触发，同时这些阀门遵循“失效安全”的准则，在失去电源或接收到安全保护启动信号时开启。 3、取消了安全级的交流应急电源 非能动安全系统的启动和运行无需交流（AC）电源，AP1000的设计取消了安全级的应急柴油发电机组。,1.3分系统 AP1000的非能动安全系统主要包括： 1、非能动堆芯冷却系统（PXS） 包括非能动堆芯余热排出系统（PRHRS）和非能动安全注入系统（PSIS）两部分 2、非能动安全壳冷却系统（PCS） 3、主控室人员适留系统（VES） 4、安全壳氢气控

6、制系统（VLS） 下面分别加以介绍,二、非能动堆芯冷却系统,2.1非能动堆芯冷却系统（PXS）简介 当启动给水系统（SFW）或化学与容积控制系统（CVS）补给水流量的余热排出能力不足或不可用时，AP1000核电站非能动堆芯冷却系统（PXS）提供安全相关的安全注入以带走反应堆冷却剂系统（RCS）余热。非能动堆芯冷却系统是在应急情况下对堆芯实施冷却，使燃料元件包壳温度不超过2000（约1093.3），包壳氧化层不超过包壳壁厚的17%，事故情况下仍能保持包壳的完整性，从而保护公众的健康和安全的应急堆芯冷却系统。 在设计上，非能动堆芯冷却系统的运行无需泵、风机和交流电源等能动设备，只依靠重力注射和压缩

7、空气膨胀等非能动设备和工艺。 PXS 主要由一个非能动余热排出热交换器（PRHR HX），两个堆芯补水箱（CMT），两个蓄压箱（也称安注箱）（ACC）和一个安全壳内换料水储存箱（IRWST）组成，同时包括IRWST滤网，安全壳再循环管线和pH 调节篮（ pH Adjustment Basket）。PXS 设备位于安全壳内部。,2.2系统功能 2.2.1 安全相关功能 非能动堆芯冷却系统的主要功能是在发生假定设计基准事故时，提供堆芯应急冷却。为了实现这个主要目的，在设计上需执行以下功能： （1）堆芯余热应急导出 在瞬态工况、事故工况或正常余热导出系统不可用时，排出堆芯余热。在所有工况包括停堆，都

8、能导出余热。在换料期间，当IRWST 的水排到换料水池时，采用其它非能动方式排出堆芯余热。 （2）反应堆冷却剂系统（RCS） 应急补水和硼化 对瞬态工况或事故工况，当来自化容系统的正常补水不可用或补水量不足时，向RCS 补水和硼化。 （3）安全注入 在失水事故（LOCA），包括最大的主冷却剂管道双端断裂事故下提供足够的堆芯冷却。 （4）事故后安全壳pH 值控制 在事故后向安全壳添加化学添加物，建立淹没化学工况，使高放射性核素滞留在安全壳内，并预防在长期淹没工况期间安全壳设备的腐蚀。,2.2.2非安全相关功能 （1）RCS 冷却功能 PXS 可以把RCS 冷却至（正常余热排出系统）RNS 可以投

9、入运行的温度。在蒸汽发生器启动给水系统不可用时，可冷却RCS，直到RNS 系统投入；也允许将电站更快带入冷停堆。 （2）预防电站损坏功能 在设计时考虑了PXS 误启动瞬态，避免对电厂造成严重损害。尽管自动降压系统（ADS）误触发不是预期的瞬态，但也不会造成RCS 的损坏。在这种瞬态下，PXS 的非安全相关功能能延迟蒸汽大量产生，避免安全壳超温超压，这就避免了安全壳内温度升高到一定程度而导致安全壳内非安全相关设备损坏。 （3）小LOCA（小于1ft） 压力容器直接注入管线直径大小的小破口，不会导致堆芯损坏。 （4）换料水池淹没 在正常换料时，PXS 用于供水淹没换料水池。 （5）ALARA，RA

10、M（Reliability, Availability, and Maintainability）和简化功能 PXS 支持整个电站实现员工放射性照射限制的目标和电站可利用率的目标。此外，PXS 的所有设备均经设计可靠性保证大纲（Design Reliability Assurance Program- DRAP）的验证。,2.2.3非安全相关的纵深防御功能 无 2.2.4与执照许可相关的其它功能 PXS 必须具有足够的可靠性以使堆芯或其它主要电厂设备损坏的可能性非常低。PXS 通过附加冗余、多样性等手段来达到电厂安全的目标，以降低对安全相关系统的依赖性。 在严重事故之后，PXS 可以将压力容器

11、外表面淹没，这可以帮助将损坏的堆芯包容在压力容器之内。,2.3设计基准 2.3.1设计基准概述 PXS 执行其安全相关功能基于如下考虑： （1）提供冗余设备，在单一故障与假设的设计基准事故同时发生的稀有事故时也可以执行其安全相关功能。 （2）部件是根据与其安全相关功能相称的工业质量标准设计和制造的。 （3）在诸如火灾，内部飞射物或管道破裂等事件后，它能执行其原有安全相关功能。 （4）免受外部事件如地震，龙卷风和洪水的影响。 2.3.2安全相关设计基准 （1）应急余热排出 在假想设计基准瞬态、事故或正常余热排出途径丧失后，PRHR HX 提供应急堆芯冷却。当RCS 压力边界完整时，这种热量排出途

12、径在包括停堆在内的RCS任何工况下可使用，在蒸汽发生器管道破裂时也可使用。PRHR HX 能够将堆芯长期冷却到安全停堆工况。 在失去冷却剂事故期间，当蓄压箱排空，氮气向RCS 释放时，设计假定PRHR HX 不可用。在停堆运行期间，当RCS 压力边界打开时，也设计假定PRHRHX 不可用。当PRHR HX 不可用时，能使用其他非能动堆芯余热排出方法。,（2）反应堆冷却剂系统应急补水和硼化 对于假设的非LOCA 事故，自动提供足够的堆芯补给水保持堆芯不裸露并排出余热。另外，这种补给在相当长的一段时间内可防止自动卸压系统（ADS）启动。 对于假设的导致RCS 意外冷却的事故，如蒸汽管线破裂，可自动

13、提供足够的含硼水补偿RCS 冷却剂因冷却收缩而导致的水装量的减少，含硼水也抵消了因冷却剂温度效应带来的反应性增加。 对于主蒸汽安全阀门卡开而导致反应堆重返功率，在设计时是允许的，前提是堆芯没有损坏。对于这一事故，ADS 不应启动。 对于大的蒸汽管线破裂，功率峰值受到限制的，这样厂外剂量限制得到满足。这两个事故之后，反应堆自动到次临界状态。对于这个事故， ADS 不启动。 为了安全停堆，设计PXS 系统来为RCS 系统提供足够的含硼水，在反应性价值最大的控制棒完全抽出堆芯时，保证满足技术规格书要求的停堆裕量。这些事故下ADS 不应启动。 （3）安全注入 PXS 向RCS 提供足够的含硼水以缓解L

14、OCA 事故的后果。即使在大LOCA事故情况下，包括RCS 热管段或冷管段双端断裂，反应堆冷却剂都流失时，PXS也能重新快速向反应堆压力容器注入冷却剂，流过堆芯，继续排出堆芯余热。大破口是指破口的总横截面积等于或大于0.093m2(1ft2)的破口。 PXS 和作为RCS 系统的一部分的ADS 阀门相结合，能满足：小LOCA 的运行要求。 在整个事故期间，为LOCA 提供有效的堆芯冷却，包括长期冷却。,（4）安全停堆 PXS 系统功能要求规定，对于非冷却剂丧失事故，电厂使用PRHR HX 就能够进入稳定状况。在这些事故中，PXS 系统和非能动安全壳冷却系统（PCS）一起，不管主泵运行与否，都能

15、实现安全停堆，并且在36 小时内将RCS 系统降温到215.6（416）。 随着温度下降，稳压器水位降低，CMT 相关系统启动，它自动向RCS 提供注入。根据反应堆冷却剂泄漏情况和交流电源的可利用性，PXS 能够很长时间内在这种运行模式下维持电厂稳定工况。例如，技术规范中泄漏率为2.27m3/hr(10gpm )时，可以维持稳定工况至少10 小时。泄漏率越低，可以维持的时间越长。 对于LOCA事故和其它假设失去交流电源的事故，或当CMT水位达到ADS启动定值时，ADS 启动。一旦同时伴随RCS 压力将要下降时，将会触发从蓄压箱，随后从IRWST 的安注。在这些工况下，RCS 将会在24 小时内

16、降压到温度约121.1（250） 的饱和状态。PXS 能够永久地维持反应堆在这种安全停堆状态。 （5）安全壳pH 值控制 PXS 能够在安全壳淹没后维持再循环水事故后理想的pH 条件。这种pH 值控制能够维持安全壳pH 值在7.0 到9.5 范围内，以便于提高放射性核素在安全壳内的滞留时间，同时又能防止长期安全壳淹没期间安全壳设备的应力腐蚀。,2.3.3其他执照许可设计基准 PXS 设计成充分的可靠，以支持堆芯损坏频率和放射性大量释放频率的概率安全分析目标。在评估概率安全分析目标的可实现性时，对PXS 运行和电厂响应需进行更加实际的分析。根据概率安全评估的结果，PXS 的设施必须设计成能由多样

17、化驱动系统（DAS）启动。 假如发生小于或等于0.203m（8in）的标称直径的小LOCA 事故时，PXS的设计标准应该是防止设计基准事故情况下的堆芯裸露。 ADS 的触发频率应被限制在低概率范围内，以降低安全风险，及减少机组停机。设备的放置要求使其尽量不被淹没，即使被淹没也不至于损坏。电厂主要设备的设计目标是发生多重事故时也不会损坏。,2.4系统描述 非能动堆芯冷却系统是抗震I 类、安全相关系统，系统主要设备有： 2 个堆芯补水箱（CMT）； 2 个蓄压箱/安注箱（Accumulator）； 1 个安全壳内换料水箱（IRWST）； 1 台非能动余热导出热交换器（PRHR HX）； pH 值调

18、节篮； 相关的管道、阀门及仪表和其他相关设备组成； 作为RCS 一部分的自动卸压系统的ADS 阀门和喷淋器； 厂内安全相关1E 级直流电源和UPS 系统。 PXS 系统示意图见图2.4-1。,ADS前3级阀门,主泵,壳内换料水箱,堆芯补水箱,图2.4-1 PXS 系统示意图,2.4.1应急堆芯余热导出子系统 应急堆芯余热导出子系统是非能动堆芯冷却系统（PXS）的组成部份之一。系统的主要设备是非能动余热导出热交换器和相应的管道、阀门、仪表组成。非能动余热导出热交换器布置在IRWST 内，换料水箱内的水作为PRHR 热交换器的冷却介质. 在非LOCA 情况下，应急堆芯余热导出是靠PXS 的PRHR

19、 HX 完成的。热交换器由一组C 型传热管组成，传热管的两头分别连接在管板的顶部（入口）和底部（出口）。PRHR HX 通过从热段引出的入口管线（通过第四级自动卸压管线的一条）接入RCS，出口与SG 冷腔室相连（反应堆冷却剂泵吸入口）。 入口管线是常开的，并连接到热交换器管道入口部分的最高点，另一端连接在冷却剂回路热管段的顶部。入口管线的正常水温比排出管线的高。 出口管线上具有常关的气动阀，在丧失空气压力或有控制信号动作时打开。PRHR HX 带有常开的入口电动阀（PXS-PL-V101）和常关的出口气动阀（PXS-PL-V109）的布置可以保证其在主回路压力下充满冷却水，且热交换器内水温与I

20、RWST 内水温相同，这样可以确保在电厂运行期间热力驱动头的建立和保持。 热交换器高出反应堆冷却剂回路，以便在主泵不可用时通过热交换器建立自然循环流动。PRHR HX 管道的布置允许其在主泵运行时使用。当主泵运行时，在热交换器中产生与自然循环流动方向相同的强迫流动。如果泵在运行而汽轮机停机，自然循环仍能继续提供驱动压头。,热交换器位于IRWST 中，IRWST 作为其热阱。 热交换器入口管线的最高处有一个垂直的短管作为气体收集室用来避免气体的聚集。当气体在此聚集时，水位探测器会发出信号，允许操纵员打开就地手动阀将气体排放到IRWST。 非能动的余热导出热交换器结合非能动的安全壳冷却系统，能为堆

21、芯提供无限期的冷却。IRWST 的水达到它的饱和温度后（约2 小时），蒸汽开始向安全壳排放。 排放到安全壳内的蒸汽在钢壳内壁上冷凝，钢壳由非能动安全壳冷却系统进行冷却。凝结水由操作平台上的安全相关的水槽收集，最后返回到IRWST。正常情况下凝结水排入安全壳地坑内，但是当PRHR HX 启动后，水槽排水管上的安全隔离阀就会关闭，这样，水就会溢出水槽直接流向IRWST。凝结水回流到换料水箱，保持换料水箱作为PRHR HX 永久的热阱。 PRHR HX 能够保持安全停堆工况。将来自RCS 的余热和显热排到IRWST、安全壳内的大气、安全壳钢壳，最后排往最终的热阱安全壳外的大气。 应急堆芯余热导出子系

22、统简图见图2.4-2,稳压器,通风口,溢流,图2.4-2,2.4.2 RCS 的应急补水和硼化 在非LOCA 事故中，当正常的补水系统不可用或者补水不足时，堆芯应急补水箱为RCS 提供补水和硼化。两个堆芯应急补水箱位于反应堆冷却剂环路以上的位置。正常运行期间，补水箱充满冷的硼水。在发生一条蒸汽管道破裂事故时，两个补水箱的硼容量可以提供充足的停堆裕量。 每个CMT 通过一条下泄注入管线跟RCS 相连接，另外有一条压力平衡管线和冷却剂系统冷段相连。下泄管线由两个并联的常关气动隔离阀进行隔离，隔离阀在丧失空气压力或者电源、或者控制信号动作时开启。补水箱下泄隔离阀与上述PRHR HX 出口的隔离阀不同

23、。它们是不同类型的球阀，采用不同的气体驱动方式。 连接到冷管段的压力平衡管在正常情况下保持开启，使CMT 与RCS 压力一致，以避免在CMT 开始注射时发生水锤。冷管段的压力平衡管一端连接在冷却剂回路冷管段的顶部，另一端连接在补水箱入口附近的最高点。平衡管中的正常水温比下泄管中的水温要高一些。 CMT 底端的出口管线连接到压力容器直接安注管线。一旦接到安全保护动作信号，出口管线上两个并联的隔离阀就会打开，两个CMT 同时向冷却剂系统注水。 CMT 有两种运行过程，即：蒸汽补偿注射和水的再循环。在蒸汽补偿注射过程中，蒸汽被引入CMT 以补充注射到冷却剂系统中的水。蒸汽是通过连接在冷管段的压力平衡

24、管进入CMT 的。只有在冷管段空的时候，平衡管中才能有蒸汽流动。,在水的再循环过程，来自于冷管段的温度较高的水进入CMT 中，而CMT中温度相对较低的水则下泄到堆芯冷却系统，从而改变了RCS 中的硼浓度，同时使得冷却剂的流量也得到了净增加。 CMT 的运行过程依赖于堆芯冷却剂系统的运行条件，首要的是冷管段的空泡份额。当冷管段中充满水，冷管段的压力平衡管中也充满着水，注射是通过水的再循环过程完成的。如果RCS 装量降低到足够引起冷管段产生空泡的程度，那么蒸汽就会通过冷管段的平衡管流向CMT。 例如，发生蒸汽管道破裂事故，由于事故造成二回路系统带走的热量增加从而导致冷却剂系统的温度和压力都下降。由

25、于负的温度系数，温度的下降降低了停堆裕量。此时若假定具有最大的反应性价值的控制棒被卡住，堆芯则可能重新回到功率状态。该事故发生后，CMT 开始动作，通过水再循环方式向堆芯注入硼化水以减少瞬发反应性，从而提供充分的停堆裕量。 在发生蒸汽发生器传热管破裂事故时，CMT 与蒸汽发生器溢水保护逻辑共同作用可以终止一回路冷却剂向蒸汽发生器泄漏，整个过程并不需要自动卸压系统的动作及操纵员干预。事故发生后，CMT 将以水再循环模式运行，向堆芯注入含硼水，以补偿主回路冷却剂系统冷却水装量的减少，并且对反应堆冷却剂进行硼化。假设泄漏率是 2.27m3/hr（10gpm），非能动堆芯冷却系统通过向堆芯冷却剂系统补

26、水，可以将自动卸压系统启动的时间延迟至少10 小时。在自动卸压装置启动后，则通过非能动堆芯冷却系统向RCS 提供硼化水以补偿冷却剂的损失，且进行硼化。,2.4.3 RCS 安全注入子系统 安全注入子系统包括两个堆芯补水箱，两个蓄压箱，一个安全壳内换料水箱和相应的管道、阀门、仪表组成，见图2.4-3。 在LOCA 事故下，非能动堆芯冷却系统有四个不同的非能动注射水源：蓄压箱能够在几分钟时间内向堆芯提供非常大的安注流量；CMT 能够在较长的时间内提供相对较大的安注流量；IRWST 提供的安注流量小，但持续的时间更长；安全壳是最终长期水源。当上述三个水源安注完，安全壳水淹后，安全壳将作为长期的水源。

27、 发生LOCA 事故时，CMT 可以根据冷却剂丧失的严重程度提供与之相匹配的安注流量。对于大LOCA 事故，在自动卸压装置ADS 启动后，冷管段开始出现空隙。这种情况下，CMT 会以蒸汽补偿方式向堆芯提供最大的安注流量。 在并联的下泄隔离阀下游，CMT 的下泄管线上还有个两个串联的止回阀，正常情况下，无论管线中是否有水流，均保持打开状态。止回阀可以防止来自蓄压箱的反流现象发生，在冷管段或者冷管段压力平衡管上发生大LOCA 事故时可以将压力容器旁路。 发生小LOCA 事故时，由于冷管段中充满着水，CMT 最初以水再循环模式运行。在循环过程中，CMT 保持满水状态，温度低的含硼水被冷管段中温度高的

28、低硼浓度水替换。水再循环过程对堆芯冷却剂系统进行补水和有效的硼化。在事故发展的过程中，当冷管段排空时，补水箱切换到蒸汽补偿状态，以提供更大的安注流量。,图2.4-3,两个蓄压箱中含硼水的上方覆盖着压缩氮气，可以提供快速注射。蓄压箱位于安全壳内，其引出的下泄管线与直接安注管线相连。直接安注管线直接连接到压力容器的下降通道。环面上设置了导向装置引导水向下流动，从而使堆芯旁通流量最小。在大LOCA 事故中，汽水空间以及下泄管线的阻力占用几分钟的安注时间。 IRWST 位置高于安全壳内RCS 环路管线。只有当自动卸压系统动作或发生LOCA 事故，RCS 卸压后，IRWST 才能向冷却剂系统进行安注。当

29、第四级自动卸压信号发生时，换料水箱的安注管线上的爆破阀自动打开。当主系统压力降低到换料水箱安注压力以下时，与爆破阀串联的止回阀打开。当蓄压箱、CMT 和IRWST 注水完成后，安全壳内水达到相当高的水位，可以通过重力注入管向堆芯注水以建立再循环。 对于不同的事故，安全壳再循环过程启动响应时间也大不相同。当直接安注管线破裂时，安全壳内的换料水箱中的水从破口处喷出注入安全壳，同时伴随着反应堆冷却剂的泄漏，大约只需要几个小时就可以建立安全壳再循环冷却。在主回路系统没有出现破口而自动卸压事故发生时，伴随着冷凝水的返回，安全壳内的换料水箱内的水位下降非常缓慢。这样再循环过程可能几天之后才能投入。,当安全

30、壳内水淹水位足够高时，再循环管线上的阀门打开，启动安全壳再循环冷却。当IRWST 的水位降到足够低时，安全壳再循环爆破阀自动打开，为安全壳向反应堆的流体注入提供冗余的流道。 安全壳水淹时，再循环流道也可以为正常的余热导出泵提供吸入流道。另外，含有常开电动阀的再循环管路上的爆破阀也可被手动打开，以便在严重事故时从换料水箱向反应堆堆腔内充水。 为了验证非能动堆芯冷却系统的安注能力，对一系列破口尺寸和破口位置进行了分析。这些事故包括：非破口事故、一条直接安注管线（8in）完全断裂事故以及其他小破口事故。对于这些事故，RCS 均能够成功降压，IRWST 能够向RCS 提供安注。 对于大破口事故，包括反

31、应堆冷却剂管道的双端断裂，非能动堆芯冷却系统可以从蓄压箱提供大流量的冷却水，以充满压力容器的下部空间和下降通道。蓄压箱可以保证填充压力容器下部空间和下降通道事故最初阶段所要求的流量，并且能够部分重新淹没堆芯。当蓄压箱排空时，CMT 继续重新淹没堆芯。之后，换料水箱的安注过程和再循环过程可以为反应堆堆芯提供更长期的冷却。由于两条安注管线并没有发生破裂，因此它们一直处于有效状态。,2.4.4安全壳pH 值控制子系统 安全壳内pH 控制子系统包括pH 调节篮，其布置高度低于事故后最低的淹没水位，当淹没水位达到篮子高度时，即形成非能动的化学物添加。调节篮放置在距安全壳地板至少0.305m（1ft）以上

32、，减少溢出撒到安全壳内的水误溶解化学添加剂的可能。 使用pH 值调节篮可以对事故后安全壳地坑内的水进行pH 值控制，pH 值调节篮内放置颗粒状的磷酸三钠（TSP）。TSP 将安全壳地坑水的pH 值保持在7.0 到9.5 之间。该化学品可以减少安全壳地坑内元素碘的辐射分解，相应地减少有机碘的水合物，最终减少安全壳内气体中的碘颗粒和厂外剂量。在安全壳淹没阶段，氯化物会从安全壳混凝土中析出，使用化学添加剂能减少不锈钢构件的潜在应力腐蚀破坏。,2.4.5自动卸压系统(ADS)系统 ADS 是反应堆冷却剂系统（RCS）的组成部分，并与非能动堆芯冷却系统（PXS）有接口（前3 级阀门向IRWST 排放的喷

33、淋器属于PXS）。在发生假想事故工况后，根据PXS 的要求执行应急冷却功能，自动卸压系统按次序开启其阀门。ADS 阀门的开启次序为反应堆冷却剂系统提供一个可控的卸压过程，并能防止同时开启多于一级以上的阀门；第4 级ADS 的爆破阀是被联锁的，在反应堆冷却剂系统的压力没有充分降低之前是不能开启的。1、2、3 级ADS 控制阀在隔离阀之后开启，两者开启之间有时间滞后。 ADS 阀门包括四级阀门。前3 级每一级有两条管线，每条管线上有两个串联的常闭的阀门。第4 级有四条管线，每条管线上有两个串联的阀门，一个阀门是常开的，另一个则是常闭的。因此，4 级阀门总共包含20 个阀，4 级阀门顺次打开。,2.

34、5主要设备描述 PXS主要设备包括： 2.5.1堆芯补水箱(PXS MT 02A/B) 两个CMT 是具有上下半球封头的立式圆柱型水箱。由碳钢制成，并在内表面覆盖一层不锈钢。CMT 是AP1000 设备A 级，满足抗震I 类要求。CMT 设置在安全壳内距底板32.6m（107ft）处，位于连接到反应堆压力容器的直接安注管线的上方。 堆芯补水箱主要参数见右表 2.5.2蓄压箱(PXS-ME-01A/B) 两个蓄压箱是球形水箱，由碳钢制成并在内表面覆盖一层不锈钢。蓄压箱是AP1000 设备C 级，满足抗震I 级要求。压箱位于安全壳内的地板上，CMT的下方。 蓄压箱主要参数见下表,2.5.3安全壳内

35、换料水箱 (PXS-MT-03) IRWST 是一个非常大的、不锈钢衬里的水箱，位于安全壳内操作平台的下方。IRWST 是AP1000 设备C 级，满足抗震I 类要求。IRWST 作为安全壳内部结构的一部分，同钢安全壳是隔离的。AP1000 系统中使用的最大硼浓度足够的低以至于其溶解温度在结晶以下。 安全壳内换料水箱主要参数见右表 2.5.4 pH 值调节篮(PXS-MY-Y03A/B) PXS 采用pH 调节篮对安全壳地坑的pH 值进行控制。篮由不锈钢制成，外表面有覆由一层筛网，调节篮内至少装有12492 公斤（27540 磅）的颗粒状TSP，可以直接与水接触。pH 调节篮是C 级设备，满足

36、抗震I 类要求。在事故情况下调节篮内的TSP 溶解于水，可以将安全壳内硼水的pH 值至少提高到7.0。,2.5.5非能动余热导出热交换器 (PXS-ME-01) PRHR HX 是直立的C 型管型式。PRHR HX 位于IRWST 中，C 型管顶部位于IRWST 液面几英尺以下。PRHR HX 是A 级设备，满足抗震类要求。 2.5.6IRWST 滤网(PXS-MY-Y01A/B) IRWST 滤网放在IRWST 内部且位于水箱的底部。IRWST 里有两个滤网，一端一个。IRWST 正常情况下与安全壳是隔离的，且它的通风孔和溢流通道都被百叶窗给遮挡着，这样减少了在正常情况下意外地引入碎片的可能

37、性。 2.5.7安全壳再循环滤网(PXS-MY-Y02A/B) 安全壳再循环滤网沿墙垂直放置在环路隔间地板的上面。环路隔间地板大大高于安全壳的最低水位标高以及压力容器腔体的高度。再循环滤网的底端位于地板上方0.61m（2in）处。 2.5.8卸压喷淋器(PXS-MW-01A/B) 系统有两个堆芯冷却剂卸压喷淋器，每个喷淋器连接到ADS 第一、二、三级从稳压器排放的集管上，并淹没在IRWST 溢出水位线的3.5m（11.5in）以下。喷淋头的总管是立式结构，有4 个向下倾斜的臂状支管，每个管上开有350 个直径为12.7mm 的小孔。喷嘴是AP1000 C 级设备，符合抗震1 类要求。 2.5.

38、9阀门 主要包括：低压差止回阀、蓄压箱止回阀、爆破阀、蓄压箱泄压阀,2.6系统运行 2.6.1正常功率运行 电厂正常运行期间，PXS 处于备用状态。 两个CMT 维持在RCS 压力下，充满了低温含硼水。注射管线从CMT 底部连接到压力容器，由两个并联的常关气动隔离阀（AOV）进行隔离。连接到冷管段的压力平衡管线的隔离阀，在正常情况下保持开启，断路器拉开，管线里充满了高温冷却剂，容易建立自然循环，将CMT 中的含硼水注入到RCS。在压力平衡管线的最高处设有排气管线，同时连续监测不凝气体。在不太可能出现的情况气体聚集时，操纵员可以手动排气。 作为IRWST 一部分的PRHR HX，维持在RCS 压

39、力下，充满了低温冷却剂。PRHR HX 出口管线连接到SG 冷封头，管道上有两个并联的常关流量调节阀。PRHR HX 入口管线隔离阀是常开的，且断路器拉开，连接到主管道热段上部。这样的管线布置可以保证其在主回路压力下充满冷却水，且热交换器内水温与IRWST 内水温相同，这样可以确保在电厂运行期间热力驱动头的建立和保持。在入口管线的最高处设有排气管线，同时连续监测不凝气体。在不太可能出现的情况气体聚集时，操纵员可以手动排气。 两个蓄压箱正常运行时维持大约85%体积的含硼水，进行氮气充压，维持压力保持在4.82MPa（700 psig）。每个蓄压箱注入管线上的电动隔离阀正常开启。由每条注入管线上串

40、联的两个止回阀维持RCS 压力边界。 IRWST 正常充满了含硼水，水箱顶部的气空间和安全壳的大气是密封的。由IRWST 注入到RCS 的重力注入管线，每两条的电动隔离阀为常开，且断路器拉开。每条重力注入管线的RCS 压力边界，由两个并列的爆破阀维持。,2.6.2异常运行 PXS 阀门的误开和PXS 管线或设备的泄漏都被包含在异常工况（upset conditions）中。 由于CMT 和PRHR HX 通常都承受RCS 压力，因此在不同的RCS 瞬态下，它们需要承受所有的RCS 压力变化。在PXS 没有投入运行时，设备所承受的只是PXS 的压力瞬态。 PXS 设备的初始工况可以在一定限度内改

41、变。通过选择设计瞬态的这些初始工况，可以得到最严重的瞬态。具有设计瞬态的PXS 设备有：PRHR HX、ACC、CMT、IRWST。这些设备的运行瞬态包括温度变化、渗漏、小LOCA以及在役检查试验等。 2.6.3事故运行 PXS处理的事故包括有：二次侧导热增加、蒸汽发生器大气释放阀或安全阀意外打开、蒸汽管道破损、二次侧导热减少、失去主给水、给水系统管道破损、RCS 装量减少、蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）、反应堆冷却剂管道断裂假想事故、控制棒束意外弹出，棒束传动机构压力包壳破裂造成冷却剂丧失（该事故也属于失水事故）、PRHR HX 传热管破裂、停堆工况事故二次侧导热减少、失去启动给水、RCS

42、 压力边界完整时失去正常余热导出系统、在半管（mid-loop）运行时失去正常余热导出系统、在换料水池充水时失去正常余热导出系统。,2.6.4停堆工况事故 在反应堆处于临界，反应堆冷却剂具有足够高的能量时，PXS 统的部件就要保持可用，能够提供非能动安注。在低温物理试验期间，反应堆余热水平较低，反应堆冷却剂所贮能基本可以忽略。相对运行工况下事故的严重性，停堆工况下是不可能发生的，不需要PXS 的设备投入。因此，主要考虑电厂启动和停堆过程中，发生LOCA 事故的可能性。 在停堆工况，PXS 的一些设备被隔离。另外，由于RNS 是非安全级的系统，要考虑它失效的情况。因此，在换料堆腔淹没前，只有重力

43、安注可以自动触发，操纵员也可以手动触发其它的PXS 的设备，如PRHR HX。,2.6.5 PXS自动启动信号 PRHR HX启动信号： 任何一台蒸汽发生器上的窄量程SG低液位（21%）+启动给水流量低（200gpm）； 任何一台蒸汽发生器上的宽量程SG低液位（ 27% ） ； 稳压器高液位 ； 任何一个CMT启动信号 ； ADS第1级启动信号 。 CMT自动注入启动 ： 稳压器低压力； 稳压器低液位； 任何一条蒸汽管线的低压力信号； 任何一环路的RCS冷段管道温度低； 安全壳压力高； ADS第1级启动。,IRWST注入启动 ： ADS第4级启动信号 安全壳再循环启动 ： ADS第4级启动信号

44、IRWST低液位 安注箱注入启动: 不适用NA (无启动设备，仅仅自启动止回阀),三、非能动安全壳冷却系统,3.1非能动安全壳冷却系统（PCS）简述 PCS 主要作用是在导致安全壳压力和温度升高的设计基准事故下，导出安全壳热量，降低安全壳压力和温度。主要设备包括与安全壳屏蔽厂房连为一体的冷却水箱、冷却水分配装置及相关的仪表、管道和阀门。此外，PCS 还包括辅助水箱、再循环泵、电加热器、化学添加箱及循环管线上的仪表、管道和阀门。 3.2功能 3.2.1安全相关功能 （1）安全相关最终热阱 作为专设安全设施，在导致安全壳压力和温度明显上升的设计基准事故下，PCS 从安全壳大气导出热量并将热量传输到

45、环境中。这些设计基准事故包括一回路冷却剂丧失、蒸汽或给水管道破裂、非能动应急余热导出系统冷却一回路等。 （2）降低安全壳压力和温度 在LOCA 或安全壳内二次侧蒸汽/给水管线破裂的情况下，限制并迅速降低安全壳温度和压力，将热量从安全壳大气传输到环境中去。 （3）减少裂变产物释放 事故后，通过降低安全壳内大气和环境的压力差，降低裂变产物从安全壳泄漏的驱动力，实现限制裂变产物释放。PCS 的运行还能够促进裂变产物从安全壳大气清除，有助于裂变产物泄漏控制。,（4）乏燃料水池和消防水的存储和供应 PCS 可作为乏燃料水池的抗震级辅助水源，在长期失去正常乏燃料水池冷却情况下投入使用。此外，PCS 可为消

46、防系统提供一定量的抗震级辅助水源储备。 3.2.2非安全相关功能 监控PCS 水箱和辅助水箱的液位、温度和水质在限值以内；监控可能面对零度以下温度的PCS 管道、阀门和仪表的温度在限值以内。 3.2.3其他功能 （1）安全壳热量导出。 （2）超设计基准事故最终热阱。 （3）消防水供应。 3.3设计基准 3.3.1安全相关的设计基准 （1）在设计基准事件下，PCS 有能力从安全壳大气中导出包括堆芯衰变热的热量，从而使安全壳压力保持在设计值以下并快速下降， 72 小时以内不需要操纵员干预。 （2）PCS 包括一个抗震级的管道接口，允许使用厂外水源冷却安全壳表面。 （3）PCS 能够承受周围环境的极

47、限温度、地震、飓风、龙卷风或洪水等自然现象的影响。,（4）PCS 在收到安全壳压力Hi-2 信号时自动开始运行。 （5）PCS 能够在主控制室或者远程停堆工作站中手动启动。 （6）在能动设备单一故障或失去厂外或厂内交流电源的情况下，不应削弱PCS 执行其安全功能的能力。 （7）PCS 的能动设备在电厂运行时能够进行试验。根据ASME 标准，对系统主要部件进行定期检查。 （8）PCS 能够缓解设计基准事件的后果，且在事故环境下仍能够保持系统功能并承受事故的动态后果。 （9）在只用空气冷却，而不投入冷却水的情况下，PCS 可从安全壳导出足够的热量，实现延迟或防止安全壳失效，使放射性释放至环的几率降

48、至最小。 （10）PCS 能提供68.1m3（18000 加仑）消防水后备储量。 3.3.2非安全相关的设计基准 （1）利用非能动安全壳冷却系统辅助水箱，在操纵员的干预下，PCS 可另外再运行4 天（共1 周）。辅助水箱及其辅助设备能承受周围环境的极限温度、地震、飓风、龙卷风和洪水等自然现象的影响。 （2）在多样化驱动系统DAS 收到安全壳温度Hi-2 信号后，PCS 自动启动。 （3）PCS 能够提供68.1m3（18000 加仑）消防水后备储量。 3.3.3其他功能 （1）安全壳热量导出。 （2）过程参数监测。 （3）消防。,3.4系统描述 在设计基准事件下，PCS 在收到安全壳压力Hi-

49、2 信号或安全壳温度Hi-2信号时自动启动（也可以在主控室或者远程停堆工作站中手动启动）。PCS 从安全壳大气中导出包括堆芯衰变热的热量，从而使安全壳压力保持在设计值以下并快速下降，72 小时以内不需要操纵员干预。 在只用空气冷却，而不投入冷却水的情况下，PCS 可从安全壳导出足够的热量，延迟或防止安全壳失效，使放射性释放至环境的几率降至最低。在能动设备单一故障或失去厂外/厂内交流电源的情况下，PCS 仍能执行其安全功能。PCS包括一个抗震级的管道接口，允许使用厂外水源来冷却安全壳表面。系统的能动设备在电厂运行时可以进行试验。系统能够承受周围环境的极限温度、地震、飓风、洪水等自然现象的影响。

50、非能动安全壳冷却包括两个过程，即：安全壳外壁面的水膜冷却和安全壳与混凝土屏蔽厂房之间的空气自然对流冷却。事故后钢制安全壳本身也用作传热界面。安全壳内的蒸汽由安全壳的内壁面冷却，冷凝水则流回安全壳底部，以实现反应堆的再循环冷却。安全壳的外壁面由冷却水箱重力排水在安全壳穹顶上形成的水膜冷却，热量最终由自然对流的空气经安全壳屏蔽厂房的出气口排入大气。非能动安全壳冷却系统示意图如图3.4-1所示。,图3.4-1非能动安全壳冷却系统示意图,3.4.1水系统流程 系统的主要设备有：非能动安全壳冷却水箱(PCS-MT-01)、冷却水控制和分配装置、非能动安全壳冷却辅助水箱(PCS-MT-05) 和两台再循环

51、水泵(PCS-MP-01A/B)。PCS-MT-01 布置在安全壳的上部，它是屏蔽厂房结构的一部份。水箱内衬不锈钢板。水箱有多重的水位测量和温度测量仪表。为了保证系统的可运行性， 系统的再循环回路有化学添加箱(PCS-MT-02) 和加热器(PCS-MB-01)，以保持水箱规定的水质指标，并防止系统冰冻。非能动安全壳冷却系统简图如图3.4-2 所示。 安全壳冷却水箱的出口管上有三组阀门(PCS-PL-V001A/002A 、PCS-PL-V001B/002B 和PCS-PL-V001C/002C)。其中两组各有一个常关的气动蝶阀(PCS-PL-V001A/B) 和串联一个常开的电动阀(PCS-

52、PL-V002A/B) 。PCS-PL-V001A/B 可由安全壳压力Hi-2 信号或安全壳温度Hi-2 信号自动开启。第三组设置一个常关的电动隔离阀(PCS-PL-V001C)和串联一个常开的电动阀(PCS-PL-V002C)。PCS-PL-V001C 也是根据上述信号自动开启。三组阀门的配置具有多重性和多样性，避免了共模故障。水箱的仪表和阀门组布置在单独的阀门间内。室温维持在10（50F）至49（120F）之间，以防冰冻。水箱的4个出口支管上各装有节流孔板，它们与水箱内不同标高的四个立管共同控制水箱的出口流量，使其成为水位的函数，以有限的冷却水量，更有效地进行安全壳的冷却。,图3.4-2非

53、能动安全壳冷却系统简图,（安全壳冷却水辅助水箱）PCS-MT-05 位于核辅助厂房附近的地面上。水箱的有效容积满足安全壳冷却水箱和乏燃料水池的补水要求。PCS-MT-05 外有热绝缘，使箱内水的热容量足以在无加热的条件下七天内不冰冻。PCS-MT-05 有液位和温度的测量、报警。 （再循环泵）PCS-MP-01A/B 为不锈钢的离心式泵，其容量为2100%，每台泵能在一周内将安全壳冷却水箱的水循环一次，并能为安全壳冷却水箱和乏燃料水池同时补水。PCS 能向消防水系统提供68.1m3（18000 加仑）后备储量。 为了提高钢安全壳的传热效率，冷却水应有效地湿润和覆盖安全壳穹顶的外壁面，但是穹顶上

54、有焊缝、穹顶的坡度也不一致，为此设置了冷却水分配装置。 冷却水分配盘(PCS-MT-03)位于穹顶中央的上方，离外壁很近，悬挂于屏蔽厂房。PCS-MT-03 的周向板上开有16 个V 形分配槽。在穹顶外壁上，径向焊有16 条不锈钢板，形成16 个扇形区。冷却水从PCS-MT-03 的V 形槽分别流入16 个扇形区，顺穹顶外壁的坡度向下流，形成水膜。然后水流被环形板形成的第一道围堰挡住。该围堰稍低于穹顶的第一条环焊缝。它收集16 个扇形区的冷却水，冷却水再经分配盒流入围堰槽，重新在穹顶外壁均匀地分配水流。接着第二道围堰再次收集和分配冷却水，以提高穹顶上水膜的覆盖率。在极端冷或热的气候条件下，冷却

55、水分配装置均能有效地完成其功能。,3.4.2空气冷却流程 空气冷却流道由空气的出入口和空气导流板（隔板）组成。导流板将屏蔽厂房和钢安全壳之间的环形空间分隔成内外二个腔室。空气自然循环通道开始于屏蔽厂房入口，在此大气中的空气通过屏蔽厂房上部的入口筛网进入。空气流过一些固定的百叶窗并向下转过90进入安全壳屏蔽厂房的外部环形空间。空气由安全壳屏蔽厂房的外部环形空间向下到达底部空气导流板，空气导流板弯曲的叶片使空气流向上旋转180，进入安全壳屏蔽厂房的内部环形空间。空气向上流过安全壳屏蔽厂房的内部环形空间，冷却钢制安全壳，被加热的空气由自然循环继续向上沿钢制安全壳外表面到达安全壳的顶部，通过屏蔽厂房顶

56、部的出气口排放。沿安全壳壳体向上流动的空气增强了来自钢制安全壳外表面的冷却水的蒸发，降低了安全壳内压力和温度。在极端的情况下，即使安全壳外壁无冷却水，空气的对流作用也能从安全壳带出热量，实现延迟或防止安全壳失效。 空气的入口对称地布置在屏蔽厂房的上部，防止了风速、朝向和邻近建筑物的影响。空气/水汽的出口结构高于入口，这提供了附加的自然循环驱动力，也减少了出口气体返回入口的可能性。,3.5主要设备描述 3.5.1非能动安全壳冷却水箱(PCS-MT-01) PCS-MT-01 可用容量为2864 m3，能够满足PCS 在设计基准事故下72 小时内降低安全壳压力和温度的要求。PCS-MT-01 与屏

57、蔽厂房连为一体，在钢安全壳的正上方，内衬不锈钢板，内部充满除盐水。PCS-MT-01 是抗震设计、具有防飞射物保护，具有冗余的液位、温度测量与冰冻报警。除了具有安全壳热导出功能，PCS-MT-01 还作为抗震I 类要求的乏燃料水池和消防水的补给水源。 3.5.2非能动安全壳冷却辅助水箱(PCS-MT-05) PCS-MT-05 可用容量为2950 m3，能够满足PCS 运行4 天所需水量。PCS-MT-05 是圆柱形钢质容器，位于辅助厂房附近的地面上，内部充满除盐水，可用容量大于PCS-MT-01 和乏燃料水池补水的要求。 PCS-MT-05 有一个液位测量和报警用于监测箱子的水位，一个温度测

58、量通道用于冰冻的监测和报警。为保持系统可运行性，设置一个温度仪表控制的内部加热器用于保持水温高于冰点。其水化学性能可以通过具有化学药物添加箱的再循环回路调节。水箱的热绝缘可确保无加热情况下水箱7 天内不冰冻。 PCS-MT-05 可为PCS-MT-01 和乏燃料水池供水，在不依赖厂外水源的情况下，PCS-MT-05 可维持安全壳和乏燃料3 至7 天的冷却。,3.5.3化学添加箱(PCS-MT-02) 化学添加箱是一个小容量圆柱形容器，可以向非能动安全壳冷却水储存箱注入过氧化氢或其它除藻剂以控制藻类植物生长。 3.5.4非能动安全壳冷却水箱出口管道 储存箱有四个出口管道，这些管道在水储存箱里有位

59、于不同高度的入口，以控制排水速度，实现水箱水位的控制功能。起初，由于四条排泄管道都运行，所以排水流量较高。随着水箱水位下降，出口管道入口相继高出液位从而导致流量下降。再加上水箱高度压头的下降，使得PCS-MT-01 的排水速度逐渐降低。每个出口管道的入口设计可以防止杂质堵塞和涡流的形成。 四个出口管道连接到同一个母管，该母管有三个并行的管道，每个管道包含一组隔离阀。三组隔离管线将水送到两条冗余的供水管线，供水至位于安全壳穹顶正上方的水分配盘。 3.5.5流量控制孔板PCS-FE-001,002,003,004 在PCS-MT-01 的四个出口管道都装有流量控制孔板，同时配合出口管在箱内的不同高度，使得从PCS-MT-01 的排水流量是水位的函数。 3.5.6PCS-MT-01 隔离阀(PCS-PL-V001A/B/C) PCS-MT-01 出水管有三组冗余的隔离阀。其中两组是气动蝶阀(PCS-PL-V001A/B)与电动阀(PCS-PL-V002A/B)串接，PCS-PL-V001A/B 常闭，在安全壳压力Hi-2 信号或安全壳温度Hi-2 信号时自动开启，而且在丧失空气或1E级直流电源时故障打开，是故障安全的。PCS-PL-V002A/B 在上游保持常开，主要用于隔离阀的试验和维修。,第三组阀