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1、核电厂系统及设备核电厂系统及设备第七讲第七讲（20112012学年第学年第2学期）学期） 主讲：田丽霞主讲：田丽霞11核反应堆的安全系统核反应堆的安全系统在核电厂的设计、建造和运行过程中，必须在核电厂的设计、建造和运行过程中，必须坚持和确保安全第一的原则。坚持和确保安全第一的原则。三哩岛和切尔三哩岛和切尔诺贝利两次重大事故的发生，使人们对反应诺贝利两次重大事故的发生，使人们对反应堆安全性提出了更高的要求。提出应以固有堆安全性提出了更高的要求。提出应以固有安全（安全（InherentSafety）概念贯穿于核电厂）概念贯穿于核电厂设计安全的新论点。设计安全的新论点。2确保反应堆安全的四种安全性要
2、素确保反应堆安全的四种安全性要素自然的安全性自然的安全性只取决于内在负反应性系数、多普勒只取决于内在负反应性系数、多普勒效应、控制棒藉助重力落入堆芯等自然科学法则的效应、控制棒藉助重力落入堆芯等自然科学法则的安全性，事故时能控制反应堆反应性或自动终止裂安全性，事故时能控制反应堆反应性或自动终止裂变，确保堆芯不熔化。变，确保堆芯不熔化。非能动的安全性非能动的安全性建立在惯性原理（如泵惰转）、重建立在惯性原理（如泵惰转）、重力法则（如位差）、热传递法则等基础上的非能动力法则（如位差）、热传递法则等基础上的非能动设备（无源设备）的安全性，即安全功能的实现毋设备（无源设备）的安全性，即安全功能的实现毋
3、需依赖外来的动力。需依赖外来的动力。3能动的安全性能动的安全性必须依靠能动设备（有源设必须依靠能动设备（有源设备），即需由外部条件加以保证的安全性。备），即需由外部条件加以保证的安全性。后备的安全性后备的安全性指由冗余系统的可靠度或阻指由冗余系统的可靠度或阻止放射性物质逸出的多道屏障提供的安全止放射性物质逸出的多道屏障提供的安全性保证。性保证。4固有安全性定义为：当反应堆出现异常工况固有安全性定义为：当反应堆出现异常工况时，不依靠人为操作或外部设备的强制性干时，不依靠人为操作或外部设备的强制性干预，只是由堆的自然安全性和非能动的安全预，只是由堆的自然安全性和非能动的安全性，控制反应性或移出堆芯
4、热量，使反应堆性，控制反应性或移出堆芯热量，使反应堆趋于正常运行和安全停闭。趋于正常运行和安全停闭。5具备有这种能力的反应堆，即主要依赖于具备有这种能力的反应堆，即主要依赖于自然的安全性，非能动的安全性和后备反自然的安全性，非能动的安全性和后备反应性的反应堆体系被称为固有安全堆。应性的反应堆体系被称为固有安全堆。先进核反应堆有先进核反应堆有:池式快堆池式快堆IFR，模块式高温，模块式高温气冷堆气冷堆MHTGR，过程固有最终安全反应堆，过程固有最终安全反应堆PIUS。6反应堆安全设施有特定的安全功能反应堆安全设施有特定的安全功能7事故工况下投入的系统或装置事故工况下投入的系统或装置第一道屏障第一
5、道屏障：反应堆紧急停堆系统：反应堆紧急停堆系统第二道屏障第二道屏障：稳压器安全阀：稳压器安全阀第三道屏障第三道屏障：则有以下系统或装置动作：则有以下系统或装置动作：安全壳自动隔离；安全壳自动隔离；安全壳喷淋系统，安全壳喷淋系统，用于降低安全壳内压和减用于降低安全壳内压和减少放射性碘；少放射性碘；8氢气复合装置，消除失水事故情况下产生氢气复合装置，消除失水事故情况下产生的氢气，防止可能出现的氢爆；的氢气，防止可能出现的氢爆；砂堆过滤器，防止安全壳超压；砂堆过滤器，防止安全壳超压；安全壳内废液及废气的外泄漏分别由碘过安全壳内废液及废气的外泄漏分别由碘过滤器及核岛排气及疏水系统收集后重新送滤器及核岛
6、排气及疏水系统收集后重新送回安全壳。回安全壳。9核电站以可能性极小的、假象的最严重事核电站以可能性极小的、假象的最严重事故作为安全设计的依据，这种最严重事故故作为安全设计的依据，这种最严重事故是指一回路大破口时的冷却剂丧失是指一回路大破口时的冷却剂丧失（LOCA）事故。）事故。一旦一回路管道大破裂，一旦一回路管道大破裂，冷却剂就会喷流而出，造成反应堆失水。冷却剂就会喷流而出，造成反应堆失水。如果堆芯失去冷却而烧毁，则大量放射性如果堆芯失去冷却而烧毁，则大量放射性物质就可能释放到安全壳内。物质就可能释放到安全壳内。10112专设安全设施专设安全设施专设安全设施本身是指：专设安全设施本身是指：安全
7、注射系统（安全注射系统（RIS）安全壳安全壳安全壳喷淋系统（安全壳喷淋系统（EAS）安全壳隔离系统（安全壳隔离系统（EIE）安全壳消氢系统安全壳消氢系统辅助给水系统（辅助给水系统（ASG）12有些系统虽不是专设安全设施，但协助完成专有些系统虽不是专设安全设施，但协助完成专设安全设施功能，或为保证专设安全设施的运设安全设施功能，或为保证专设安全设施的运行提供必要的条件：行提供必要的条件：通风，为专设安全设施的良好运行提供必要的条通风，为专设安全设施的良好运行提供必要的条件，使事故工况下的放射性后果限制在可接受的件，使事故工况下的放射性后果限制在可接受的范围，保持控制室在事故工况下的可居留性。范围
8、，保持控制室在事故工况下的可居留性。供给冷却水，排出由专设安全设施排出的热量。供给冷却水，排出由专设安全设施排出的热量。给能动部件提供动力源，包括电源和压缩空气。给能动部件提供动力源，包括电源和压缩空气。132.1专设安全设施的功能专设安全设施的功能防止放射性物质扩散，保持环境，保护公防止放射性物质扩散，保持环境，保护公众和核电厂工作人员的安全众和核电厂工作人员的安全。在电站出现三、四类事故时，保证反应堆在电站出现三、四类事故时，保证反应堆余热的排出，并尽可能地限制包容裂变产余热的排出，并尽可能地限制包容裂变产物的设备与系统的损坏。物的设备与系统的损坏。14具体说是：具体说是：发生失水事故时，
9、向堆芯注入含硼水；发生失水事故时，向堆芯注入含硼水；阻止放射性物质向大气释放；阻止放射性物质向大气释放；阻止安全壳中氢浓集；阻止安全壳中氢浓集；向蒸汽发生器事故供水。向蒸汽发生器事故供水。152.2专设安全设施设计原则专设安全设施设计原则设计原则设计原则设备设备高度可靠高度可靠；系统具有系统具有多重性多重性；系统系统相互独立相互独立；系统系统定期检验定期检验；具备可靠具备可靠电源电源；具有足够的具有足够的水源水源。16按按NRCNRC规定，系统按设计基准事故确定的冷却规定，系统按设计基准事故确定的冷却性能须满足：性能须满足：燃料包壳最高温度保持低于燃料包壳最高温度保持低于12041204；最大
10、包壳氧化程度不超过包壳总厚度的最大包壳氧化程度不超过包壳总厚度的17%17%，最大产氢量不超过包壳水化学反应产氢，最大产氢量不超过包壳水化学反应产氢量的量的1%1%；安全壳内压力保持在设计压力以下；安全壳内压力保持在设计压力以下；可允许失去正常电源。可允许失去正常电源。172.3安全注入系统安全注入系统RIS（应急堆芯冷却系统）（应急堆芯冷却系统）主要功能：主要功能：一回路小破口失水事故一回路小破口失水事故或二回路蒸汽管道破或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裂造成一回路平均温度降低而引起冷却剂收缩时，缩时，RIS用来向一回路补水，以重新建立用来向一回路补水，以重新建立稳压
11、器水位；稳压器水位；在在一回路大破口失水事故一回路大破口失水事故时，时，RIS向堆芯注向堆芯注水，以重新淹没并冷却堆芯，限制燃料元件水，以重新淹没并冷却堆芯，限制燃料元件温度的上升；温度的上升；18在二回路蒸汽管道破裂时，向一回路注入高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，防止堆芯重返临续过冷而引起的正反应性，防止堆芯重返临界。界。在蒸汽发生器传热管破裂事故，反应堆冷却在蒸汽发生器传热管破裂事故，反应堆冷却剂从蒸汽发生器一次侧泄漏到二次侧，直到剂从蒸汽发生器一次侧泄漏到二次侧，直到一次侧的压力与
12、二次侧压力平衡。在这种事一次侧的压力与二次侧压力平衡。在这种事故，安全注射系统补偿因泄漏造成的冷却剂故，安全注射系统补偿因泄漏造成的冷却剂量的减少。量的减少。19安全注入系统通常分三个子系统：安全注入系统通常分三个子系统：高压安全高压安全注入系统、蓄压箱注入系统和低压安全注入注入系统、蓄压箱注入系统和低压安全注入系统。系统。安注过程包括：安注过程包括：直接注入阶段直接注入阶段，再循环注入再循环注入阶段阶段。当换料水箱水位达到低。当换料水箱水位达到低3 3信号且安注信号且安注信号依然存在时，开始再循环注入。低压安信号依然存在时，开始再循环注入。低压安注泵从安全壳地坑吸水。注泵从安全壳地坑吸水。2
13、0当当P119bar时，高压安注时，高压安注系统投入系统投入当当P42.5bar时，中压安注时，中压安注系统自动投入系统自动投入当当P10bar时，时，低压安注系统低压安注系统投入投入102030时间时间 （s）一回路压力一回路压力 （bar)150100500一回路破口后的压力变化一回路破口后的压力变化21高、低压安注示意高、低压安注示意中压安注示意中压安注示意LOCA时的安注过程时的安注过程22高低压安注系统流程图高低压安注系统流程图23高压安全注入系统高压安全注入系统一回路小的泄漏或发生主蒸汽管道破裂事故一回路小的泄漏或发生主蒸汽管道破裂事故引起一回路温度和压力下降到一定值时，高引起一回
14、路温度和压力下降到一定值时，高压安全注入系统投入，从换料水箱通过硼注压安全注入系统投入，从换料水箱通过硼注入箱向一回路注入含硼水。入箱向一回路注入含硼水。高压安全注入系统由换料水箱、三台高压安高压安全注入系统由换料水箱、三台高压安注泵、浓硼酸再循环回路（包括硼注入箱、注泵、浓硼酸再循环回路（包括硼注入箱、硼注入箱再循环泵和缓冲箱）和通往一回路硼注入箱再循环泵和缓冲箱）和通往一回路的注入管线及相关阀门的管道组成。的注入管线及相关阀门的管道组成。24高压安全注入系统由两个系列高压安全注入系统由两个系列A和和B组成。组成。每个系列提供百分之百的应急冷却水。每个系列提供百分之百的应急冷却水。高压安注系
15、统的工作分为直接注入和再循高压安注系统的工作分为直接注入和再循环注入阶。环注入阶。25中压安注系统流程图中压安注系统流程图26中压安注系统（蓄压箱注入系统）中压安注系统（蓄压箱注入系统）蓄压箱注入系统由安全壳内的三个蓄压箱及蓄压箱注入系统由安全壳内的三个蓄压箱及其与一回路冷管段相连的管道和阀门组成。其与一回路冷管段相连的管道和阀门组成。是一个非能动系统。不用安注信号启动任何是一个非能动系统。不用安注信号启动任何电气设备。在失水事故情况下，一旦一回路电气设备。在失水事故情况下，一旦一回路系统的压力低于蓄压箱的注入压力时，蓄压系统的压力低于蓄压箱的注入压力时，蓄压箱内氮气压力使逆止阀打开，蓄压箱内
16、的含箱内氮气压力使逆止阀打开，蓄压箱内的含硼水迅速注入堆芯，每个蓄压箱的水量可淹硼水迅速注入堆芯，每个蓄压箱的水量可淹没半个堆芯。没半个堆芯。27在发生大破口失水事故时，一回路压力大在发生大破口失水事故时，一回路压力大幅度下降，应急堆芯冷却系统的三个子系幅度下降，应急堆芯冷却系统的三个子系统将全部投入。启动高压安注泵和低压安统将全部投入。启动高压安注泵和低压安注泵有时间延迟，且流量也受限制，蓄压注泵有时间延迟，且流量也受限制，蓄压箱注入系统可靠、迅速地向堆芯注入大量箱注入系统可靠、迅速地向堆芯注入大量含硼水，保证堆芯得到及时冷却。含硼水，保证堆芯得到及时冷却。28中压安注箱中压安注箱29低压安
17、注系统低压安注系统低压安注系统包括两个独立的系列。每个系低压安注系统包括两个独立的系列。每个系列由一台低压安注泵、通往换料水箱和安全列由一台低压安注泵、通往换料水箱和安全壳地坑的吸水管道和一回路冷、热管段的注壳地坑的吸水管道和一回路冷、热管段的注入管道和阀门组成。入管道和阀门组成。低压安注泵在直接注入阶段从换料水箱吸水，低压安注泵在直接注入阶段从换料水箱吸水，再循环注入阶段从安全壳地坑吸水，排出的再循环注入阶段从安全壳地坑吸水，排出的水送到高压安注泵入口，或当泵出口压力高水送到高压安注泵入口，或当泵出口压力高于一回路压力时直接注入一回路。于一回路压力时直接注入一回路。30安全注入系统的主要参数
18、安全注入系统的主要参数31安注启动信号安注启动信号高压和低压安注系统的触发信号由反应堆高压和低压安注系统的触发信号由反应堆保护系统给出。如果自动控制电路故障，保护系统给出。如果自动控制电路故障，可由控制室手动启动。可由控制室手动启动。中压安注系统不需要外电源或启动信号就中压安注系统不需要外电源或启动信号就能快速响应。当反应堆冷却剂压力低于安能快速响应。当反应堆冷却剂压力低于安注箱的压力时就开始向一回路系统的冷段注箱的压力时就开始向一回路系统的冷段注水，保证快速冷却堆芯。注水，保证快速冷却堆芯。32安注信号可由下面任一信号触发：安注信号可由下面任一信号触发：稳压器压力低（稳压器压力低（11.9M
19、Pa11.9MPa）；）；两台蒸汽发生器蒸汽流量高且蒸汽管道压力两台蒸汽发生器蒸汽流量高且蒸汽管道压力低（低达低（低达3.55MPa3.55MPa）；）；两台蒸汽发生器蒸汽流量高且冷却剂平均温两台蒸汽发生器蒸汽流量高且冷却剂平均温度低到度低到284 284 ；蒸汽管道间主蒸汽压差高（蒸汽管道间主蒸汽压差高（P=0.7MPaP=0.7MPa）；）；安全壳内压力高（安全壳内压力高（0.14MPa0.14MPa）；）；手动启动。手动启动。33启动信号触发后的保护动作启动信号触发后的保护动作安注信号除立即启动安注信号除立即启动RISRIS系统执行安注过程外，系统执行安注过程外，还实施下列保护动作，包括
20、：还实施下列保护动作，包括：反应堆紧急停堆（实际上应已停堆，这里是为反应堆紧急停堆（实际上应已停堆，这里是为了确认），汽轮机脱扣；了确认），汽轮机脱扣；启动应急柴油发电机；启动应急柴油发电机；隔离主给水系统（隔离主给水系统（AREARE），并停运主给水泵；），并停运主给水泵；启动电动辅助给水泵；启动电动辅助给水泵；34启动设备冷却水泵（启动设备冷却水泵（RRIRRI）和重要厂用水泵）和重要厂用水泵（SECSEC）；）；启动上充泵房应急通风系统（启动上充泵房应急通风系统（DVHDVH）；）；启动安全壳换气通风系统（启动安全壳换气通风系统（EBAEBA），并将核燃），并将核燃料厂房通风系统（料厂房
21、通风系统（DVKDVK）切换到碘过滤器；）切换到碘过滤器；将安全壳环廊房间通风系统（将安全壳环廊房间通风系统（DVWDVW）切换到碘）切换到碘过滤器；过滤器；触发安全壳隔离（阶段触发安全壳隔离（阶段A A）。）。35安注系统综述安注系统综述关于硼注入罐，早期高压安注系统设有硼注关于硼注入罐，早期高压安注系统设有硼注入罐，硼注入罐内盛放约入罐，硼注入罐内盛放约3.4m3.4m3 3的的21000102100010-6-6的含硼水。安注信号发生后，将浓的含硼水。安注信号发生后，将浓硼酸水注入堆芯，目的是补偿因温度下降而硼酸水注入堆芯，目的是补偿因温度下降而引入的正反应性。现在分析表明，靠换料水引入
22、的正反应性。现在分析表明，靠换料水箱的硼浓度就可防止重返临界，箱的硼浓度就可防止重返临界，NRCNRC已批准已批准取消这个系统。我国秦山核电厂就没有采用取消这个系统。我国秦山核电厂就没有采用浓硼酸注入系统。浓硼酸注入系统。36系统间的设备兼容，兼容会减少设备，简化系统间的设备兼容，兼容会减少设备，简化设计，降低投资，但带来了运行中运行方式设计，降低投资，但带来了运行中运行方式切换的问题，会增加系统的失效率。因而，切换的问题，会增加系统的失效率。因而，有将安全相关系统与一般系统分开的趋势。有将安全相关系统与一般系统分开的趋势。我国秦山核电厂则将化容系统上充泵在事故我国秦山核电厂则将化容系统上充泵
23、在事故时作安注使用，同时还专设了两台高压安注时作安注使用，同时还专设了两台高压安注泵。大亚湾核电厂的余热去除系统只起余热泵。大亚湾核电厂的余热去除系统只起余热排出作用，与低压安注分开了。排出作用，与低压安注分开了。37“N“N2”2”准则，准则，KWUKWU提出安注系统的设备设提出安注系统的设备设置采用置采用“N“N2”2”准则，准则，N N为必须运行的设备为必须运行的设备台数，台数，1 1为备用，为备用，1 1为检修。为检修。382.4安全壳系统安全壳系统安全壳是包容反应堆冷却剂系统的气密承安全壳是包容反应堆冷却剂系统的气密承压构筑物。压构筑物。39主要功能：主要功能：在发生失水事故和主蒸汽
24、管道破裂事故时在发生失水事故和主蒸汽管道破裂事故时承承受内压受内压，容纳喷射出的汽水混合物，防止或，容纳喷射出的汽水混合物，防止或减少放射性物质向环境的释放，作为放射性减少放射性物质向环境的释放，作为放射性物质与环境之间的物质与环境之间的第三道屏障第三道屏障。对反应堆冷却剂系统的放射性辐射对反应堆冷却剂系统的放射性辐射提供生物提供生物屏蔽屏蔽，并，并限制污染气体的泄漏限制污染气体的泄漏。对对外部事件外部事件（如飞机撞击、龙卷风）进行防（如飞机撞击、龙卷风）进行防护。护。40安全壳有多种形式，主要有：（安全壳有多种形式，主要有：（1 1）带密封）带密封钢衬的钢衬的预应力混凝土安全壳预应力混凝土安
25、全壳，（，（2 2）双层安双层安全壳全壳，（，（3 3）负压安全壳。）负压安全壳。从几何形状上有从几何形状上有圆柱形圆柱形的和的和球形球形的。的。41预应力混凝土安全壳预应力混凝土安全壳大亚湾核电站所采用的是带密封钢衬里的单大亚湾核电站所采用的是带密封钢衬里的单层预应力混凝土安全壳。底部用钢筋混凝土层预应力混凝土安全壳。底部用钢筋混凝土底板封闭，顶部用准球形的预应力混凝土穹底板封闭，顶部用准球形的预应力混凝土穹顶封闭，其内表面由一层顶封闭，其内表面由一层6mm6mm厚，由焊接钢厚，由焊接钢板组件制成的金属衬里覆盖。板组件制成的金属衬里覆盖。安全壳尺寸取决于堆功率，由满足能量释放安全壳尺寸取决于
26、堆功率，由满足能量释放所需的净自由容积决定的，最小内部高度通所需的净自由容积决定的，最小内部高度通常由设备装卸的空间决定。常由设备装卸的空间决定。42大亚湾安全壳整体尺寸如下：大亚湾安全壳整体尺寸如下：筒体混凝土壁厚筒体混凝土壁厚0.9m0.9m，衬里内径衬里内径37m37m，高为高为56.68m56.68m。内部有效空间约内部有效空间约49000m49000m3 3。安全壳的设计（绝对）压力为安全壳的设计（绝对）压力为0.52MPa0.52MPa，设计，设计温度为温度为145145，允许每，允许每2424小时的（质量）泄漏小时的（质量）泄漏量为量为0.1%0.1%。4344双层安全壳双层安全
27、壳德国采用的双层球形安全壳设计，德国采用的双层球形安全壳设计，内层为承内层为承压的球形钢壳，外层为半球形混凝土壳。压的球形钢壳，外层为半球形混凝土壳。田湾与田湾与EPREPR是双层安全壳。是双层安全壳。在双层安全壳中设置了空气再循环系统，它在双层安全壳中设置了空气再循环系统，它由排风机、冷却器、除湿器、高效率粒子过由排风机、冷却器、除湿器、高效率粒子过滤器和碘过滤器组成。工作时，能使环形空滤器和碘过滤器组成。工作时，能使环形空间保持负压，起到双层包容的作用。同时也间保持负压，起到双层包容的作用。同时也使环形空间内的气体通过碘过滤器进行再循使环形空间内的气体通过碘过滤器进行再循环，降低安全壳泄出
28、气体中放射性物质浓度，环，降低安全壳泄出气体中放射性物质浓度，使放射性对电厂周围的影响降低到最低限度。使放射性对电厂周围的影响降低到最低限度。45EPR堆芯熔融物收集系统（捕集器）堆芯熔融物收集系统（捕集器）46AP1000的安全壳的安全壳安全壳由安全壳由4个环段和上个环段和上下封头组成。直径为下封头组成。直径为39.6m，圆柱段是，圆柱段是7.77m。壁厚。壁厚4.44cm，设计压力，设计压力4.07bar。环段和容器封头用钢板环段和容器封头用钢板构成，事先在工厂加工构成，事先在工厂加工成型，在现场安装。最成型，在现场安装。最大环段（包括支撑）重大环段（包括支撑）重658t，2个封头每个重个
29、封头每个重500t。472.5安全壳喷淋系统（安全壳喷淋系统（EAS）主要功能：主要功能：从安全壳顶部空间喷洒冷却水，为安全壳气从安全壳顶部空间喷洒冷却水，为安全壳气空间降温降压，限制事故后安全壳内的峰值空间降温降压，限制事故后安全壳内的峰值压力，保证安全壳完整性。压力，保证安全壳完整性。在再循环安注模式下，安全壳地坑的水需冷在再循环安注模式下，安全壳地坑的水需冷却时，由安全壳喷淋系统的热交换器冷却后却时，由安全壳喷淋系统的热交换器冷却后再注入堆芯，安全壳喷淋系统是在设计基准再注入堆芯，安全壳喷淋系统是在设计基准事故下可以排除安全壳内热量的唯一系统。事故下可以排除安全壳内热量的唯一系统。48在
30、反应堆处在冷停堆工况时，如反应堆大在反应堆处在冷停堆工况时，如反应堆大厅内发生大面积火灾，安全壳喷淋系统可厅内发生大面积火灾，安全壳喷淋系统可用作火灾消防。用作火灾消防。一回路发生失水事故时，为了减少放射性一回路发生失水事故时，为了减少放射性物质外泄，在喷淋液中添加定量的物质外泄，在喷淋液中添加定量的NaOH，用以除去安全壳大气中的放射性碘。用以除去安全壳大气中的放射性碘。495051安全壳喷淋系统安全壳喷淋系统52系统设计准则系统设计准则在发生失水事故时，在发生失水事故时，40秒内喷淋泵能投入秒内喷淋泵能投入运行（每台泵流量为运行（每台泵流量为450m3/h）。）。本系统按核安全二级设计（除
31、了本系统按核安全二级设计（除了NaOH添加添加回路为核回路为核3级外）。所有系统和设备均按抗级外）。所有系统和设备均按抗震震SSE设计。设计。本系统能承受各种事故工况，包括安全停本系统能承受各种事故工况，包括安全停堆时地震，而不丧失其排热功能。堆时地震，而不丧失其排热功能。53安全壳喷淋系统的设计能使安全壳内的温度安全壳喷淋系统的设计能使安全壳内的温度和压力变化满足安全壳瞬态的要求。和压力变化满足安全壳瞬态的要求。在外电源故障同时发生单个柴油机故障情况在外电源故障同时发生单个柴油机故障情况下，本系统即使在这样的单一故障条件下仍下，本系统即使在这样的单一故障条件下仍能保持其喷淋的功能。能保持其喷
32、淋的功能。在核电站正常运行时，系统主要的设备对于在核电站正常运行时，系统主要的设备对于定期检查来说均是可接近的。定期检查来说均是可接近的。本系统采用各种措施，以使系统的所有设备本系统采用各种措施，以使系统的所有设备能完成其代表性试验。能完成其代表性试验。54设备设计准则设备设计准则(1)NaOH添加添加将将NaOH溶液加入到硼水中，用来增加溶液加入到硼水中，用来增加PH值。以保持安全壳内碘的吸收，并使换值。以保持安全壳内碘的吸收，并使换料水箱水的酸性所引起的金属腐蚀减到最料水箱水的酸性所引起的金属腐蚀减到最小。这样能使喷淋时所产生的氢气保持在小。这样能使喷淋时所产生的氢气保持在低于可允许值内。
33、低于可允许值内。55(2)安全壳隔离安全壳隔离设计安全壳贯穿应符合：设计安全壳贯穿应符合：ANSI/ANS56.2安全壳隔离准则，因为系统安全壳隔离准则，因为系统是直接同安全壳大气相通，根据安全壳密是直接同安全壳大气相通，根据安全壳密封隔离的要求，它在贯穿安全壳的两侧均封隔离的要求，它在贯穿安全壳的两侧均设置有隔离阀。设置有隔离阀。56(3)放射性释放放射性释放本系统的设计能使释放到环境中的放射性本系统的设计能使释放到环境中的放射性减到最小。减到最小。(4)泵的净正吸入压头泵的净正吸入压头本系统的喷淋泵设计成，即使泵的净正吸本系统的喷淋泵设计成，即使泵的净正吸入压头相当于液体已达到失水事故后的
34、最入压头相当于液体已达到失水事故后的最高温度时，仍能使泵运行。高温度时，仍能使泵运行。57(5)热交换器热交换器安全壳喷淋热交换器（即余热排出热交换安全壳喷淋热交换器（即余热排出热交换器）的排热能力，在失水事故后能为安全器）的排热能力，在失水事故后能为安全壳提供足够的冷却，并限制其压力瞬态不壳提供足够的冷却，并限制其压力瞬态不超过可接受的值。超过可接受的值。(6)安全壳再循环地坑安全壳再循环地坑58安全壳喷淋系统的组成安全壳喷淋系统的组成系统由容量相同的两个系列组成，每个系系统由容量相同的两个系列组成，每个系列都能单独满足系统要求。列都能单独满足系统要求。每一系列由一台喷淋泵，一台热交换器、每
35、一系列由一台喷淋泵，一台热交换器、一台喷射器、喷淋管线和阀门组成。换料一台喷射器、喷淋管线和阀门组成。换料水箱和氢氧化钠循环系统是共用的。水箱和氢氧化钠循环系统是共用的。59四条环形喷淋管（每个系列两条）以安全壳四条环形喷淋管（每个系列两条）以安全壳中心线为中心固定在安全壳顶部，共计中心线为中心固定在安全壳顶部，共计506只喷头，喷出水滴平均直径只喷头，喷出水滴平均直径0.27mm，喷头，喷头的定位和配置保证每一系列喷洒的冷却水能的定位和配置保证每一系列喷洒的冷却水能复盖安全壳整个空间。复盖安全壳整个空间。喷射器与喷淋泵并联，靠喷淋泵的回流通过喷射器与喷淋泵并联，靠喷淋泵的回流通过喷射器时，将
36、氢氧化钠吸入并与喷淋水混合喷射器时，将氢氧化钠吸入并与喷淋水混合后送入喷淋泵入口，含有氢氧化钠的喷淋液后送入喷淋泵入口，含有氢氧化钠的喷淋液经泵升压后喷出。经泵升压后喷出。60氢氧化钠添加回路氢氧化钠添加回路氢氧化钠添加回路由一个化学添加罐、一氢氧化钠添加回路由一个化学添加罐、一台化学添加剂循环泵和两台位于喷淋泵旁台化学添加剂循环泵和两台位于喷淋泵旁路管线上的喷射器及相应的阀门管道组成。路管线上的喷射器及相应的阀门管道组成。化学添加罐内装有化学添加罐内装有30%重量浓度的氢氧化重量浓度的氢氧化钠。钠。61喷淋液的喷淋液的pH值维持在值维持在9.910.5之间，低限之间，低限是为了保证除碘效果，
37、高限是考虑到喷淋是为了保证除碘效果，高限是考虑到喷淋液与其所接触材料的化学相容性。注入氢液与其所接触材料的化学相容性。注入氢氧化钠可以提高氧化钠可以提高pH值。值。为了防止空气进入化学添加罐生成碳酸钠为了防止空气进入化学添加罐生成碳酸钠堵塞喷头，化学添加罐用氮气覆盖。堵塞喷头，化学添加罐用氮气覆盖。62原理如下：原理如下：2NaOH+I2=NaI+NaIO+H2ONaI和和NaIO都溶于水，因此，加入都溶于水，因此，加入NaOH可可使游离的单质放射性碘溶于水，从而限制使游离的单质放射性碘溶于水，从而限制碘的释放。碘的释放。63EASEAS热交换器和碱罐热交换器和碱罐64安全壳喷淋系统的运行安全
38、壳喷淋系统的运行电厂正常运行时，电厂正常运行时，EAS处于备用状态，氢氧化钠再处于备用状态，氢氧化钠再循环回路的循环泵，每八小时运行循环回路的循环泵，每八小时运行20分钟，以保证分钟，以保证箱内溶液均匀。箱内溶液均匀。启动信号启动信号安全壳内四个压力测量元件中两个达到安全壳内四个压力测量元件中两个达到0.24MPa时，时，EAS自动启动。自动启动。EAS也可在控制室手也可在控制室手动启动。动启动。系统的运行分为两个阶段：系统的运行分为两个阶段：直接喷淋直接喷淋再循环喷淋再循环喷淋65直接喷淋直接喷淋出现喷淋信号时，两台喷淋泵自出现喷淋信号时，两台喷淋泵自动启动，并自动打开通往换料水箱的隔离阀动
39、启动，并自动打开通往换料水箱的隔离阀及安全壳喷淋热交换器的设备冷却水供水阀。及安全壳喷淋热交换器的设备冷却水供水阀。喷淋系统启动后延迟喷淋系统启动后延迟5分钟注入氢氧化钠，分钟注入氢氧化钠，5分钟的延迟供操作员考虑是否需要添加氢分钟的延迟供操作员考虑是否需要添加氢氧化钠，操纵员可以关闭氢氧化钠添加管线氧化钠，操纵员可以关闭氢氧化钠添加管线上的隔离阀以避免氢氧化钠误加入。上的隔离阀以避免氢氧化钠误加入。66再循环喷淋再循环喷淋喷淋水和从一回路泄漏到安全喷淋水和从一回路泄漏到安全壳内的水被收集在安全壳地坑中，当换料壳内的水被收集在安全壳地坑中，当换料水箱内的水位达到低水箱内的水位达到低3（2.1m
40、）且安喷信号）且安喷信号仍存在时，自动从直接喷淋过渡到再循环仍存在时，自动从直接喷淋过渡到再循环喷淋，喷淋泵从安全壳地坑汲水，经热交喷淋，喷淋泵从安全壳地坑汲水，经热交换器冷却后喷入安全壳空间。换器冷却后喷入安全壳空间。672.6安全壳隔离系统安全壳隔离系统(EIE)安全壳隔离系统在反应堆失水事故发生后，安全壳隔离系统在反应堆失水事故发生后，为安全壳提供隔离手段，维护安全壳密封的为安全壳提供隔离手段，维护安全壳密封的完整性、阻止放射性裂变产物向安全壳外释完整性、阻止放射性裂变产物向安全壳外释放。放。68安全壳隔离系统具有以下安全功能：安全壳隔离系统具有以下安全功能：在电站发生设计基准事故时，及
41、时有效地隔在电站发生设计基准事故时，及时有效地隔离与反应堆安全无关的所有贯穿安全壳的工离与反应堆安全无关的所有贯穿安全壳的工艺系统。艺系统。允许在事故工况下实施安全功能的系统的流允许在事故工况下实施安全功能的系统的流体在正常或应急情况下均能通过安全壳边界。体在正常或应急情况下均能通过安全壳边界。作为安全壳隔离屏障的所有隔离阀具有密闭、作为安全壳隔离屏障的所有隔离阀具有密闭、试验、检查和维修的能力。试验、检查和维修的能力。692.6.1安全壳隔离系统设计安全壳隔离系统设计安全壳隔离阀及其所属管道如果构成反应堆冷安全壳隔离阀及其所属管道如果构成反应堆冷却剂压力边界的一部分，则应按核安全一级设却剂压
42、力边界的一部分，则应按核安全一级设计，其余至少按核安全二级设计。所有安全壳计，其余至少按核安全二级设计。所有安全壳隔离设施均按隔离设施均按抗震抗震SSE设计。设计。安全隔离设施的设计应安全隔离设施的设计应能承受失水事故后安全能承受失水事故后安全壳内最高温度和压力壳内最高温度和压力。70贯穿安全壳所有贯穿件、隔离阀的综合泄贯穿安全壳所有贯穿件、隔离阀的综合泄漏率应低于每天漏率应低于每天0.06%安全壳容积。安全壳容积。安全壳内侧所有隔离设施的累积辐射剂量安全壳内侧所有隔离设施的累积辐射剂量不应超过不应超过2105Gy。安全壳内外侧的电动隔离阀应有来自不同安全壳内外侧的电动隔离阀应有来自不同母线供
43、电的应急电源。母线供电的应急电源。71在安全壳内的隔离阀要求能承受安全壳内在安全壳内的隔离阀要求能承受安全壳内失水事故造成的最高温度和最高压力，或失水事故造成的最高温度和最高压力，或者安全壳结构完整性试验时的压力和各种者安全壳结构完整性试验时的压力和各种设计条件的合理组合。设计条件的合理组合。根据工艺系统的要求，隔离阀的形式有闸根据工艺系统的要求，隔离阀的形式有闸阀、截止阀、隔膜阀、波纹管阀、止回阀阀、截止阀、隔膜阀、波纹管阀、止回阀(仅用于安全壳内输入管线上仅用于安全壳内输入管线上)和卸压阀。和卸压阀。72接受安全壳隔离信号的动力操作隔离阀自动接受安全壳隔离信号的动力操作隔离阀自动操作将是优
44、先，而其次才考虑在主控室远距操作将是优先，而其次才考虑在主控室远距离手动操作。远距离手动操作方式不能超越离手动操作。远距离手动操作方式不能超越自动隔离讯号。自动隔离讯号。对有可能使放射性介质排放到环境中去的开对有可能使放射性介质排放到环境中去的开式管路，其隔离阀的关闭时间应小于式管路，其隔离阀的关闭时间应小于5秒，秒，对闭式管路，其隔离阀的关闭时间应小于对闭式管路，其隔离阀的关闭时间应小于60秒。秒。73贯穿件设计贯穿件设计所有穿过安全壳的贯穿件能满足与安全壳结所有穿过安全壳的贯穿件能满足与安全壳结构相同的设计要求，并能承受管道位移所产构相同的设计要求，并能承受管道位移所产生的作用力、喷射力和
45、管道甩动引起的事故生的作用力、喷射力和管道甩动引起的事故载荷。载荷。贯穿件还应根据其所贯穿的工艺管道的特性，贯穿件还应根据其所贯穿的工艺管道的特性，满足充当泄漏屏障，管道锚固，隔热及密封满足充当泄漏屏障，管道锚固，隔热及密封试验的能力。试验的能力。742.6.2主要设备主要设备1.贯穿件贯穿件工艺管道在穿过安全壳处设有密封贯穿件，工艺管道在穿过安全壳处设有密封贯穿件，将工艺管道封闭在套管内。该套管预埋在将工艺管道封闭在套管内。该套管预埋在安全壳混凝土墙内，并与安全壳衬里钢板安全壳混凝土墙内，并与安全壳衬里钢板相焊接，安全壳内侧的封头与工艺管道焊相焊接，安全壳内侧的封头与工艺管道焊接，以防止放射
46、性气体外漏。接，以防止放射性气体外漏。75按工艺管道内介质的温度和管径大小。贯穿按工艺管道内介质的温度和管径大小。贯穿件结构有五种形式。件结构有五种形式。(1)隔热套管贯穿件隔热套管贯穿件该型式适用于介质温度大于该型式适用于介质温度大于200的工艺管的工艺管道。如主蒸汽、主给水管道。工艺管与套管道。如主蒸汽、主给水管道。工艺管与套管之间设置保温层，也可设置盘管冷却水套。之间设置保温层，也可设置盘管冷却水套。76(2)热贯穿件热贯穿件该型式适用于介质温度该型式适用于介质温度100200的工艺的工艺管道。工艺管道与套管之间设置保温层。管道。工艺管道与套管之间设置保温层。(3)普通冷贯穿件普通冷贯穿
47、件该型式适用于介质温度小于该型式适用于介质温度小于100的工艺管的工艺管道。工艺管道与套管之间不设保温层。道。工艺管道与套管之间不设保温层。77(4)多管贯穿件多管贯穿件该型式适用于小管径的工艺管道，如取样管。该型式适用于小管径的工艺管道，如取样管。贯穿管数可为贯穿管数可为27根。根。(5)带波纹管贯穿件带波纹管贯穿件该型式适用于距贯穿安全壳壁处固定点位置该型式适用于距贯穿安全壳壁处固定点位置很近的地方又设置的固定点，且无补偿手段很近的地方又设置的固定点，且无补偿手段工艺管道。如再循环地坑管。工艺管道。如再循环地坑管。782.隔离阀隔离阀贯穿安全壳的工艺管道通常需在安全壳内、贯穿安全壳的工艺管
48、道通常需在安全壳内、外两侧各设置一只隔离阀，构成双重隔离外两侧各设置一只隔离阀，构成双重隔离屏障。这样提高了隔离系统的密封性能。屏障。这样提高了隔离系统的密封性能。793.地坑隔离阀保护箱地坑隔离阀保护箱安注系统两根再循环包容在套管和密封箱安注系统两根再循环包容在套管和密封箱内，即地坑隔离阀保护箱内，此箱及套管内，即地坑隔离阀保护箱内，此箱及套管分别与地坑分别与地坑管的贯穿件相焊接，以防止再管的贯穿件相焊接，以防止再循环地坑管断裂时，地坑水的大量流失。循环地坑管断裂时，地坑水的大量流失。802.6.3运行方式运行方式在核电站正常运行期间，安全壳隔离系统处在核电站正常运行期间，安全壳隔离系统处于
49、于备用状态备用状态。安全壳隔离阀的开关位置取决。安全壳隔离阀的开关位置取决于各工艺系统的要求。一般来说，维持电站于各工艺系统的要求。一般来说，维持电站正常运行的系统其隔离阀保持开启状态；间正常运行的系统其隔离阀保持开启状态；间断投入运行的系统其隔离阀保持关闭状态。断投入运行的系统其隔离阀保持关闭状态。81在核电站发生设计基准事故后，安全壳隔离在核电站发生设计基准事故后，安全壳隔离功能由安全壳隔离信号启动实施。安全壳隔功能由安全壳隔离信号启动实施。安全壳隔离阀的开关位置取决于事故后各工艺系统的离阀的开关位置取决于事故后各工艺系统的要求。要求。接受安全壳隔离信号的安全壳隔离阀伴随安接受安全壳隔离信
50、号的安全壳隔离阀伴随安注信号和喷淋信号进行第一阶段和第二阶段注信号和喷淋信号进行第一阶段和第二阶段隔离。隔离。82安全壳隔离信号伴随安注动作自动发出时安全壳隔离信号伴随安注动作自动发出时, ,安全壳隔离系统进行第一阶段隔离。所有安全壳隔离系统进行第一阶段隔离。所有贯穿安全壳但与反应堆安全无关的工艺系贯穿安全壳但与反应堆安全无关的工艺系统隔离阀迅速关闭。能触发第一阶段隔离统隔离阀迅速关闭。能触发第一阶段隔离信号信号( (即安注信号即安注信号) )的有：的有：安全壳内高压力；主蒸汽管道低压；稳压安全壳内高压力；主蒸汽管道低压；稳压器低压；手动操作。器低压；手动操作。83安全壳隔离信号伴随喷淋动作自
51、动发出时，安全壳隔离信号伴随喷淋动作自动发出时，安全壳隔离系统进行第二阶段隔离。所有不安全壳隔离系统进行第二阶段隔离。所有不属于专设安全设施，但在第一阶段隔离时不属于专设安全设施，但在第一阶段隔离时不得不运行的所有工艺管道隔离阀迅速关闭。得不运行的所有工艺管道隔离阀迅速关闭。能触发第二阶段隔离信号能触发第二阶段隔离信号( (即安全壳喷淋信即安全壳喷淋信号号) )的有：的有：安全壳内高高压；手动操作。安全壳内高高压；手动操作。84专设安全设施的安全壳隔离阀在事故发生专设安全设施的安全壳隔离阀在事故发生后因系统需要执行安全功能，其阀位可以后因系统需要执行安全功能，其阀位可以处于开启状态。当安全功能
52、执行完毕后由处于开启状态。当安全功能执行完毕后由操作员在主控室远距离手动关闭该系统的操作员在主控室远距离手动关闭该系统的安全壳隔离阀。安全壳隔离阀。852.7可燃气体控制系统可燃气体控制系统可燃气体控制系统用来监测、控制安全壳可燃气体控制系统用来监测、控制安全壳气空间的氢气体积分数，防止失水事故后气空间的氢气体积分数，防止失水事故后安全壳内氢气积累到超过燃烧或爆炸限值安全壳内氢气积累到超过燃烧或爆炸限值水平。水平。 86在核电站失水事故发生后，下列几种反应能在核电站失水事故发生后，下列几种反应能产生气态的氢气。产生气态的氢气。高温时，燃料包壳金属锆和反应堆冷却剂之高温时，燃料包壳金属锆和反应堆
53、冷却剂之间发生锆水反应产生自由氢气。间发生锆水反应产生自由氢气。 Zr+2HZr+2H2 2O=ZrOO=ZrO2 2+2H+2H2 2事故后，应急冷却液的辐照分解。事故后，应急冷却液的辐照分解。 2H2H2 2O=2HO=2H2 2+O+O2 2水溶液与铝锌等金属反应如：水溶液与铝锌等金属反应如： 6H6H2 2O+2AL=2ALO+2AL=2AL（OHOH）3 3+3H+3H2 287由反应堆冷却剂系统之内流失到安全壳内的由反应堆冷却剂系统之内流失到安全壳内的冷却剂由于冷却剂由于压力的降低压力的降低而释放出其溶解的氢而释放出其溶解的氢气。气。上述几种反应产生的氢气，均聚集在安全壳上述几种反
54、应产生的氢气，均聚集在安全壳内。一旦安全壳大气的含氢气的体积浓度超内。一旦安全壳大气的含氢气的体积浓度超过过4%4%，有可能产生氢氧结合而发生爆炸。这，有可能产生氢氧结合而发生爆炸。这种爆炸将会破坏堆本体结构，安全壳及其中种爆炸将会破坏堆本体结构，安全壳及其中的设备和管道。的设备和管道。88安全壳消氢系统的作用是，安全壳消氢系统的作用是，一旦核电站发一旦核电站发生失水事故时，监测安全壳大气的氢浓度，生失水事故时，监测安全壳大气的氢浓度，并消除氢气，使安全壳大气的氢浓度保持并消除氢气，使安全壳大气的氢浓度保持在较低的数值（在较低的数值（4%4%）, ,避免氢避免氢氧混合着氧混合着火或爆炸保证安全
55、壳结构的完整性。火或爆炸保证安全壳结构的完整性。892.7.1设备设计设备设计本系统的功能是在核电站发生失水事故后测本系统的功能是在核电站发生失水事故后测量安全壳大气的氢浓度并利用量安全壳大气的氢浓度并利用氢氢氧复合氧复合的的原理去除安全壳大气中的氢气，使其氢浓度原理去除安全壳大气中的氢气，使其氢浓度低于低于4.0%(体积浓度体积浓度)。本系统由两个独立回路组成，每个回路包括本系统由两个独立回路组成，每个回路包括一台空气洗涤器、一台风机、一台消氢器、一台空气洗涤器、一台风机、一台消氢器、一台测氢仪以及相应的管道仪表。回路的流一台测氢仪以及相应的管道仪表。回路的流量为量为150m3/h。9091
56、本系统分别从安全壳四个不同高度及可能本系统分别从安全壳四个不同高度及可能积聚氢气的房间吸入安全壳大气。其中一积聚氢气的房间吸入安全壳大气。其中一个吸入口在安全壳穹顶中央，其它三个在个吸入口在安全壳穹顶中央，其它三个在侧壁上。吸入的大气经进风管穿过安全壳侧壁上。吸入的大气经进风管穿过安全壳进入辅助厂房消氢设备室。进入辅助厂房消氢设备室。9293在消氢设备室内，首先由空气洗涤器去除可在消氢设备室内，首先由空气洗涤器去除可溶性放射性微尘以及悬浮在大气中的氢氧化溶性放射性微尘以及悬浮在大气中的氢氧化钠和硼酸等杂质。钠和硼酸等杂质。再由风机把从洗涤器出再由风机把从洗涤器出来的气体加压送至消氢器。在消氢器
57、内，安来的气体加压送至消氢器。在消氢器内，安全壳大气首先被电加热器加热到全壳大气首先被电加热器加热到320。然。然后进入催化床，在重金属钯催化剂的作用下后进入催化床，在重金属钯催化剂的作用下进行氢氧合成水的反应：进行氢氧合成水的反应：2H2+O22H2O9495这是个放热反应，反应生成的水蒸汽温度高这是个放热反应，反应生成的水蒸汽温度高达达400-500。这种高温气体由空气冷却器。这种高温气体由空气冷却器冷却到小于冷却到小于50，再送回安全壳，从而达到，再送回安全壳，从而达到消氢的目的。消氢的目的。在每个系统的进风管和回风管上分别引一根在每个系统的进风管和回风管上分别引一根小管接氢气分析器，进
58、行浓度分析，以此监小管接氢气分析器，进行浓度分析，以此监视消氢效率。从分析器出来的气体送回鼓风视消氢效率。从分析器出来的气体送回鼓风机入口。机入口。96972.7.2主要设备主要设备1.空气洗涤器空气洗涤器空气洗涤器为逆流填料塔。填料采用不锈钢空气洗涤器为逆流填料塔。填料采用不锈钢鲍尔环鲍尔环(无规则堆放无规则堆放)，填料高度，填料高度700mm。用。用于去除悬浮于抽取的安全壳大气中的氢氧化于去除悬浮于抽取的安全壳大气中的氢氧化钠、硼酸以及放射性碘等杂质，采用硼回系钠、硼酸以及放射性碘等杂质，采用硼回系统来的反应堆补水为洗涤水，并排放到废液统来的反应堆补水为洗涤水，并排放到废液系统。洗涤效率为
59、：系统。洗涤效率为：NaOH90%，H3BO390%，I270%。982.风机风机风机用于对安全壳大气进行增压，本系统采风机用于对安全壳大气进行增压，本系统采用罗茨风机，为核电站专用，具有良好的密用罗茨风机，为核电站专用，具有良好的密封性能，流量封性能，流量150m3/h，风压，风压1.96Kpa，电，电动机功率动机功率2.2kw。993.消氢器消氢器消氢器为立式组合式反应器，由空气加热消氢器为立式组合式反应器，由空气加热器、催化剂床及空气冷却器三部分组成。器、催化剂床及空气冷却器三部分组成。空气加热器为电热式加热器，电功率为空气加热器为电热式加热器，电功率为21千瓦。催化剂为核电站专用的消氢
60、催化剂，千瓦。催化剂为核电站专用的消氢催化剂，能有效地抵抗失水事故后存在于安全壳大能有效地抵抗失水事故后存在于安全壳大气中的各种有害杂质的干扰。气中的各种有害杂质的干扰。100其主要组分为以金属钯为活化剂、氧化铝为其主要组分为以金属钯为活化剂、氧化铝为载体的球状催化剂。消氢器的催化剂装量约载体的球状催化剂。消氢器的催化剂装量约为为11公斤。空气冷却器为水冷列管式热交换公斤。空气冷却器为水冷列管式热交换器，具有足够的传热面积，使反应后的安全器，具有足够的传热面积，使反应后的安全壳大气冷却到壳大气冷却到50。冷却水由电站设备冷却。冷却水由电站设备冷却水系统提供。机组消氢效率水系统提供。机组消氢效率
61、95%(消氢器进消氢器进口气体的氢体积浓度为口气体的氢体积浓度为2%)。1014.安全壳隔离阀安全壳隔离阀每个回路设每个回路设7只安全壳隔离阀，其中只安全壳隔离阀，其中5只安装只安装在安全壳内，为电动波纹管截止阀，能承受在安全壳内，为电动波纹管截止阀，能承受失水事故后安全壳内环境的温度、压力条件，失水事故后安全壳内环境的温度、压力条件，另外两只安装于安全壳外，为电动隔膜阀，另外两只安装于安全壳外，为电动隔膜阀，这些阀门在电站正常运行时处于关闭状态，这些阀门在电站正常运行时处于关闭状态，本系统需投入运行时可在主控室手动开启。本系统需投入运行时可在主控室手动开启。1022.7.3设备运行设备运行本
62、系统在电站启动，正常运行和停堆时均不投本系统在电站启动，正常运行和停堆时均不投入运行。只在失水事故发生后才投入运行。入运行。只在失水事故发生后才投入运行。1.在假定的失水事故后安全壳大气的特性：在假定的失水事故后安全壳大气的特性：在几秒钟后达到峰值压力和温度，大约在几秒钟后达到峰值压力和温度，大约30分钟，分钟，大气温度降到约大气温度降到约95。大约一天后，其数值约。大约一天后，其数值约为为70，安全壳大气中含高放射性物质。这些，安全壳大气中含高放射性物质。这些放射性物质由于失水事故被释放到安全壳内。放射性物质由于失水事故被释放到安全壳内。1032.系统投入运行的条件系统投入运行的条件(1)取
63、样测氢运行取样测氢运行在事故后在事故后30分钟启动风机，利用消氢器的旁路系统分钟启动风机，利用消氢器的旁路系统及测氢仪，测量安全壳大气的氢浓度。及测氢仪，测量安全壳大气的氢浓度。(2)消氢运行消氢运行视取样分析的结果而定，一般在事故后视取样分析的结果而定，一般在事故后24小时以后小时以后氢浓度在氢浓度在1.53%时，投入消氢运行，用以降低安时，投入消氢运行，用以降低安全壳大气的氢浓度，系统设备能在失水事故条件下全壳大气的氢浓度，系统设备能在失水事故条件下连续运行连续运行500小时以上。小时以上。1042.8安全壳疏排水系统安全壳疏排水系统 安全壳疏排水系统收集反应堆厂房内所有的安全壳疏排水系统
64、收集反应堆厂房内所有的液体废物：液体废物：正常运行；正常运行；换料或维修的停堆以及随后的启堆；换料或维修的停堆以及随后的启堆；设备检修前的疏水；设备检修前的疏水；事故泄漏。事故泄漏。本系统将气体和液体废物输送至设在核辅助本系统将气体和液体废物输送至设在核辅助厂房内的废气系统、废液系统和硼回系统。厂房内的废气系统、废液系统和硼回系统。105全壳疏排水系统与反应堆运行的安全无全壳疏排水系统与反应堆运行的安全无关，但本系统用于收集放射性废物，所关，但本系统用于收集放射性废物，所以它在保持环境安全方面起着一部分作以它在保持环境安全方面起着一部分作用。用。正常运行期间，疏排水系统收集安全壳正常运行期间，
65、疏排水系统收集安全壳内有关设备和阀门的密封引漏水。引漏内有关设备和阀门的密封引漏水。引漏水排至硼回混床，或者硼回暂存箱。水排至硼回混床，或者硼回暂存箱。106当主系统压力在当主系统压力在16.1Mpa以上，稳压器的卸以上，稳压器的卸压阀或（和）安全阀门卸压阀箱排放蒸汽压阀或（和）安全阀门卸压阀箱排放蒸汽使卸压箱温度升高，卸压箱内的热水将通使卸压箱温度升高，卸压箱内的热水将通过疏排水系统循环冷却。在一定时间内，过疏排水系统循环冷却。在一定时间内，将卸压箱内热水冷却到安全壳内的环境温将卸压箱内热水冷却到安全壳内的环境温度。度。107停堆检修期间，疏排水系统将对安全壳内要停堆检修期间，疏排水系统将对
66、安全壳内要进行检修，在役检查的设备进行排水。主管进行检修，在役检查的设备进行排水。主管道的低位疏水，所要检修的设备去污液，冲道的低位疏水，所要检修的设备去污液，冲洗水的排放都由本系统承担。设备和管道疏洗水的排放都由本系统承担。设备和管道疏水送回硼回混床或者硼回暂存箱，去污液和水送回硼回混床或者硼回暂存箱，去污液和冲洗水送废液系统冲洗水送废液系统T2水池。水池。疏排水系统将安全壳污水坑和堆腔坑内的废疏排水系统将安全壳污水坑和堆腔坑内的废液送辅助厂房废液系统处理或排放。液送辅助厂房废液系统处理或排放。1082.8.1系统的疏水来源系统的疏水来源主要疏水种类主要疏水种类清洁疏水清洁疏水：化学物质含量
67、低的高放射性废：化学物质含量低的高放射性废液；液；工艺疏水工艺疏水：化学物质含量高的放射性废液；：化学物质含量高的放射性废液；地面疏水地面疏水：化学物质含量较杂的低放射性：化学物质含量较杂的低放射性废液（放射性水平低于排放标准）。废液（放射性水平低于排放标准）。1092.8.2系统流程系统流程反应堆正常运行期间，有些疏水收集在疏排反应堆正常运行期间，有些疏水收集在疏排水箱。当疏排水箱液位达到水箱。当疏排水箱液位达到800mm时，自时，自动开启一台疏水泵和排放管上的出口阀，此动开启一台疏水泵和排放管上的出口阀，此时，若箱内疏水温度又大于时，若箱内疏水温度又大于45，则疏水由，则疏水由疏水泵吸入送
68、往疏水冷却器冷却后，再排放疏水泵吸入送往疏水冷却器冷却后，再排放至硼回系统，如果箱内疏水小于至硼回系统，如果箱内疏水小于45，可打，可打开疏水冷却器进口旁通阀，疏水可直接送到开疏水冷却器进口旁通阀，疏水可直接送到硼回系统。硼回系统。1102.8.3主要设备主要设备1.疏排水箱疏排水箱疏排水箱型式为卧式园柱体椭园封头。工疏排水箱型式为卧式园柱体椭园封头。工作介质为放射性液体，属非核级设备。工作介质为放射性液体，属非核级设备。工作温度作温度150，工作压力，工作压力0.02Mpa，容积，容积5.5m3，材料为不锈钢，自重，材料为不锈钢，自重1.6吨，水约吨，水约重重5吨。箱体上部有氮气复盖，以维持
69、疏排吨。箱体上部有氮气复盖，以维持疏排水箱水箱0.02Mpa的压力。的压力。1112.疏水泵和污水坑泵疏水泵和污水坑泵疏水泵为疏水泵为F50-40型离心泵。系统内有型离心泵。系统内有2台疏台疏水泵。工作介质为放射性液体，属非核级设水泵。工作介质为放射性液体，属非核级设备，材料为不锈钢。正常情况下，一台泵工备，材料为不锈钢。正常情况下，一台泵工作，一台泵备用。作，一台泵备用。安全壳污水坑安全壳污水坑A、B各有二台泵，一台工作，各有二台泵，一台工作，一台备用。堆腔坑也有二台，一台工作，一一台备用。堆腔坑也有二台，一台工作，一台备用。台备用。1123.疏水冷却器疏水冷却器疏水冷却器一台，卧式列管型，
70、固定管板，疏水冷却器一台，卧式列管型，固定管板，属非核级设备。换热量属非核级设备。换热量2.6109j/h，传热面，传热面积积22m3。疏排水在管侧流动，工作压力。疏排水在管侧流动，工作压力0.45Mpa，工作温度进口，工作温度进口95，出口，出口70。传热管材料为不锈钢。壳侧为设冷水，流量传热管材料为不锈钢。壳侧为设冷水，流量62.6m3/h，工作压力，工作压力0.75Mpa，进口，进口35，出口出口45。壳体材料为碳钢。壳体材料为碳钢。1134.污水坑监测槽污水坑监测槽污水坑监测槽为非核级设备，工作介质为污水坑监测槽为非核级设备，工作介质为放射性液体，容积放射性液体，容积5m3材料为不锈钢
71、。工作材料为不锈钢。工作压力压力0.3Mpa，工作温度为常温。，工作温度为常温。1142.9辅助给水系统辅助给水系统(ASG)主要功能：主要功能：作为专设安全设施，在作为专设安全设施，在事故工况事故工况下，向蒸下，向蒸汽发生器应急供水，汽发生器应急供水，排出堆芯余热直至达排出堆芯余热直至达到余热排出系统投入到余热排出系统投入的运行条件。的运行条件。在电厂启动、热备、热停和从热停向冷停在电厂启动、热备、热停和从热停向冷停堆过渡的第一阶段，辅助给水系统代替主堆过渡的第一阶段，辅助给水系统代替主给水系统向蒸汽发生器二次侧供水。给水系统向蒸汽发生器二次侧供水。115辅助给水系统设计成辅助给水系统设计成
72、两个容量为两个容量为100%的系的系列列。一个系列是。一个系列是两台各为两台各为50%容量的电动辅容量的电动辅助给水泵，助给水泵，可由不同的应急母线供电；另一可由不同的应急母线供电；另一个系列是个系列是一台一台100%容量的汽动辅助给水泵容量的汽动辅助给水泵（或柴油机驱动泵）。（或柴油机驱动泵）。系统主要由贮水箱、辅助给水泵和相关的管系统主要由贮水箱、辅助给水泵和相关的管道阀门组成。此外，还有两台机组共用的一道阀门组成。此外，还有两台机组共用的一套除气装置。套除气装置。1161171.贮水箱贮水箱贮水箱是辅助给水系统的贮水箱是辅助给水系统的水源水源，水在氮气复，水在氮气复盖下，氮气压力为盖下，
73、氮气压力为0.010.012MPa表压，以表压，以保证水质。箱内水温保持在保证水质。箱内水温保持在750之间。之间。贮水箱容量是根据典型工况的安全分析得到贮水箱容量是根据典型工况的安全分析得到的。大亚湾核电站贮水箱容量是的。大亚湾核电站贮水箱容量是790m3。水。水箱的充水和补水可由凝结水泵或脱气装置进箱的充水和补水可由凝结水泵或脱气装置进行。在大亚湾电厂，脱气装置为两台机组共行。在大亚湾电厂，脱气装置为两台机组共用。用。1181192.辅助给水泵：辅助给水泵：两台电动泵两台电动泵是多级卧式离心泵，每台提供是多级卧式离心泵，每台提供50%额定额定流量（流量（2100T/h）。该流量可以使一回路
74、在）。该流量可以使一回路在6小时小时从热停堆状态降到从热停堆状态降到160180oC。一台汽动泵一台汽动泵，流量为，流量为100T/h，汽源来自主蒸汽隔离，汽源来自主蒸汽隔离阀前的支管，控制调节阀保证速度调节，乏汽经消阀前的支管，控制调节阀保证速度调节，乏汽经消音器排往大气，驱动汽轮机能在音器排往大气，驱动汽轮机能在8.6MPa0.76MPa范围内运行，范围内运行，0.76MPa蒸汽压力对应于一回路可使蒸汽压力对应于一回路可使余热去除系统投入的温度。在电厂正常运行时，辅余热去除系统投入的温度。在电厂正常运行时，辅助给水泵的驱动汽轮机的供汽管处于预热状态。助给水泵的驱动汽轮机的供汽管处于预热状态
75、。1203.除气装置除气装置为两台机组共用。为两台机组共用。包括一台脱气器、两台脱气给水包括一台脱气器、两台脱气给水泵、一台再生热交换器。泵、一台再生热交换器。除气装置用于：除气装置用于：对对SER（常规岛除盐水分配系统）的除盐水（常规岛除盐水分配系统）的除盐水（pH9）进行除氧后，向）进行除氧后，向ASG贮水箱供水。当贮水箱氧含贮水箱供水。当贮水箱氧含量不合格时进行脱气再处理。量不合格时进行脱气再处理。对对SED（核岛除盐水分配系统）的除盐水（核岛除盐水分配系统）的除盐水（pH7）进行除气后，向进行除气后，向REA（反应堆硼和水的补给系统）贮（反应堆硼和水的补给系统）贮水箱供水。水箱供水。121122第八讲第八讲123
