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1、核反应堆安全学核反应堆安全学第二章核电厂安全设计杨燕华上海交通大学核科学与工程学院2009年8月第二章核电厂安全设计v2.1核电厂基本设计原则v2.2核电厂安全设计要求的改进v2.3核电厂安全系统2.1核电厂安全设计原则核电厂安全设计原则v安全设计总原则v辐射安全准则v基本设计原则v基本设计准则v质量保证核电厂安全设计总原则v纵深防御基本安全原则多级防御多道屏障v单一故障准则v设计基准事故准则安全原理安全原理系统设备的可靠性系统设备的可靠性设计准则设计准则v第一道防线第一道防线预防事故（预防）设计偏安全质量保证系统安全标准v第二道防线第二道防线监测事故（监测）检测和纠正偏离正常运行状态保护装置
2、、系统安全裕量（多重、设备分级）v第三道防线第三道防线防止事故扩大（保护）多道屏障专设安全措施停堆系统v第四道防线第四道防线缓解事故（缓解）严重事故管理v第五道防线第五道防线应急计划（应急）居民屏蔽、撤退、供给药物安全设计中的多级防御第一道防线第一道防线预防事故(预防)v目的对事故的预防v设计要求精心设计、建造和运行核电厂，防止发生故障使放射性物质始终处于设计许可的位置并受到监控核电厂的设计必须是稳妥的和偏于安全的电厂各系统、各设备不能出现不允许的差错或故障v管理要求建立周密的程序，严格的制度和必要的监督建立一整套质量保证和安全标准按严格的质量标准、工程实践经验以及质量保证程序进行设计、制造、
3、安装、调试、运行和维修v工作人员的要求加强对核电站工作人员的教育和培养保守的设计可靠的设备第二道防线第二道防线监测事故(监测)v目的防止运行中出现的偏差发展成为事故这是考虑到即使在核电厂的设计、建造和运行中采取了各种措施，电厂仍然可能会发生故障。提供工程系统，防止事件演变成事故v设计要求设置可靠保护装置和工程系统它们的功能是探测妨碍安全的瞬变，完成适当的保护动作这些系统必须按保守的设计实践设计必须留有足够的安全裕量并应配有重复探测、检查和控制手段各种测试仪表必须具备较高的可靠性。v运行管理要求必要时启用由设计提供的安全系统和保护系统防止设备故障和人为差错酿成事故第三道防线第三道防线防止事故扩大
4、（保护）v目的限制事故引起的放射性后果通过提供工程系统缓解事故，是对于前两道防御的补充它专门用于对付那些几乎不可能发生但从安全角度又必须加以考虑的各种事故。限制和尽量减少放射性释放量v设计要求配置必需的专设安全设施，以便对付预期假想事故保证多道屏障的完整性确保停堆系统的可靠性v运行管理要求启用核电站安全系统加强事故中的电站管理防止事故扩大，保护安全壳厂房第四道防线第四道防线缓解事故（缓解）v目的针对设计基准可能已被超过的严重事故保证放射性释放在尽可能低的程度保护包容功能v设计要求制定事故管理规程(SAM)制定防止事故进展的补充措施和规程制定减轻严重事故后果的措施v运行管理要求第五道防线第五道防
5、线应急计划（应急）v目的万一发生极不可能发生的事故，并且有放射性外泄，启用厂内外应急响应计划在严重事故工况下保护厂外公众免受过量的辐射努力减轻事故对居民的影响v运行管理要求每个核电厂均应制订应急计划能对附近居民实行屏蔽、疏散、供给药物并对食物进行封锁，使损害降到最小限度多道屏障v燃料芯块v元件包壳v一回路压力边界v安全壳v放射性保护区1km安全壳单一故障准则v定义某部件出现故障时，它的功能能保证v安全系统的冗余原则v多样性原则v失效安全原则v独立性原则单一故障准则v满足单一故障准则的设备组合在其任何部位发生单一随机故障时，仍能保持所赋于的功能。由单一随机事件引起的各种继发故障，均视作单一随机故
6、障的组成部分v采用多样性原则能减少某些共因故障或共模故障，从而提高某些系统的可靠性v共因故障共因故障由特定的单一事件或起因导致若干装置或部件功能失效的故障设计基准事故准则v最大可信事故v以设计基准事故为基础的安全评价确定论评价法v以概率风险理论为核电站安全评价概率安全评价基于纵深防御的思想基于风险的思想设计基准事故v阻止事故的发展设置专设安全设施v专设安全设施的设计基准最大假想事故（最大可信事故）具有最大可信的，在特定范围内可能发生严重后果的事故认为若能防范最大假想事故，其他事故必能防范v设计基准事故（DesignBasedAccident）设计基准以内的事故v事故的发生可能性根据社会可接受的
7、程度将事故分成了可信与不可信EngineeringSafetyFeature,ESF主冷却剂管道双端断裂事故预防事故的基本措施设计上对放射性泄出物的纵深防御原则设计上对放射性泄出物的纵深防御原则固有安全性和故障安全原则固有安全性和故障安全原则安全组合的单一故障准则安全组合的单一故障准则安全系统的多重性和多样性原则安全系统的多重性和多样性原则保守的设计保守的设计严格的厂址要求严格的厂址要求严格的质量保证严格的质量保证 保守的设计可靠的设备辐射安全准则v剂量表述准则v风险相关准则v源项相关准则核电厂基本设计原则大部分体现在：法法规规核核动动力力厂厂设设计计安安全全规规定定 ，HAF102-HAF1
8、02-5.85.8系统和部件的可靠性设计系统和部件的可靠性设计v单一故障准则冗余性原则（多样性原则）多样性原则独立性原则故障安全原则（失效安全原则）v定期试验、维护、检查的措施v固有安全性的设计原则v运行人员操作优化的设计v运行经验的系统反馈冗余性原则v又称多重性原则v适用于安全系统v内容设计中留有冗余度，即系统是双重或多重配置的，单一部件的失效不会使整个系统失去功能v作用一套设备出现故障或失效是可承受的，不致于导致功能的丧失v例在某一特定功能可由任意两台泵完成之处，设置三台或四台泵。为满足多重性要求，可采用相同的或不同的部件。多样性原则v多样性多样性为执行某一确定功能设置多重部件或系统这些部
9、件或系统具有不同属性v获得不同属性的方式采用不同的工作原理不同的物理变量不同的运行条件使用不同制造厂的产品独立性原则v独立性为了提高系统的可靠性，防止发生共因故障或共模故障，系统安全系统各个冗余支之间，通过功能隔离或实体分隔，实现系统布置和设计的独立性。（1）保持多重系统部件之间的独立性；（2）保持系统中各部件与假设始发事件效应之间的独立性例如，假设始发事件不得引起安全系统或安全功能的失效或丧失（3）保持不同安全等级的系统或部件之间适当的独立性；（4）保持安全重要物项与非安全重要物项之间的独立性。v功能隔离功能隔离 为防止线路或系统的功能受到相邻线路或系统的运行方式或故障的影响所采取的措施。独
10、立性可在系统设计中通过功能隔离或实体分隔实现。故障安全原则v又称失效安全原则v内容核电厂安全极为重要的系统和部件的设计，应尽可能贯彻故障安全原则易于损坏的安全相关电气或机械部件，设计必须遵循失效安全的原则寿命短的设备，设计必须是失效安全原则控制系统失效应能引起停堆核系统或部件发生故障时，电厂应能在毋需任何触发动作的情况下进入安全状态v作用任何失效或故障应使电厂的状态趋于安全v例控制系统的故障应自动地引起停堆重要的阀门在断电时自动关/开，处于安全状态定期试验、维护、检查的措施v为使核电厂安全有关的重要构筑物、系统和部件保持其执行功能的能力，应在核电厂的寿期内对它们进行标定、试验、维护、修理、检查
11、或监测。固有安全性设计原则v设计上要充分采用固有安全性v固有安全性能在异常工况下使堆内链式反应自动趋于中止或有效地带走堆芯热量v比如，在压水堆设计中负反应性温度系数和多普勒系数的自然安全性靠重力、蓄压势和承压构件等非能动安全性运行经验的系统反馈v人因的影响在异常工况下，操纵员若能采用正确的行动，对未明情况下反应堆安全可作出重要的贡献操纵员若未能作出正确的判断即动用安全设施或采用了错误的应对措施，对核安全是很大的威胁。v人为差错导致的后果核电运行史上发生的异常事件(从较小事件直至严重事故)的最重要教训之一，它们经常是人的错误操作或干预的结果。统计表明，人为差错是系统失效的主导因素。v运行经验的系
12、统反馈吸取教训总结经验，运行经验的系统反馈有利于改进系统设计和运行规程运行人员操作优化的设计v从安全观点出发，厂区人员的工作场所和工作环境必须按人机工效学原则进行设计剂量表述准则v根据美国联邦法规10CFRl00的定义，核电站分为三个区域隔离区(EAB)：厂区周围的管辖区域低人口密度区(LPZ)：隔离区的外围到居民中心的距离(DPC)：至少应等于从反应堆到低人口密度区外边界距离的1.3倍，若涉及大城市，这个距离必须更大一些v我国隔离区:半径在500m左右低人口密度区:半径为510公里事故后两小时内，位于隔离区边界处的个人所受全身剂量不应超过0.25SV，且甲状腺经受的碘照射剂量不超过3Sv；事
13、故后无限长时间内，位于低人口密度区外边界处的个人所受全身剂量不应超过0.25Sv，且甲状腺经受的碘照射剂量不超过3Sv风险相关准则v提出：美国的安全目标核电厂周围由核事故造成急性死亡的人均风险，不应超过美国人值常可能遭受的各种其他事故下急性死亡总风险的0.1核电厂附近居民因核电厂运行而遭受癌症死亡的风险不应超过由其他原冈造成的癌症死亡总风险的0.1v应用局限风险相关准则涉及社会其他风险，需要有可靠而充分的统计数据计算方法本身的不定性也很大因而目前还未用作正式的管理准则源项相关准则v提出：意大利、瑞典的安全目标对核电厂事故设定一个放射性物质释放总量的限值，而不管这些事故的发生概率大小。在95置信
14、度下严重事故工况下核电厂向环境释放的放射性物质总量，除惰性气体外，不应超过堆芯放射性总装量的0.1。满足这一准则的核电厂的严重事故不会造成早期死亡，也不会有不能承受的土地污染后果v应用局限相当于假定释放量大于限值的那些事故，实际上是不可能发生的，或者说是不允许发生的基本设计准则v通用设计准则v核设备安全分级通用设计准则v与核电厂有关的设计建造还有专门的准则、标准和规则。v美国60年代按纵深防御原则提出的设计准则，是各国准则的基础。v美国相关核电的法规中包括有“通用设计准则(GDC)”，定性地描述了基本安全要求。GDC共五十余条，按内容可以分成六大组。通用设计准则组 别准则数内 容I5质量保证和
15、防御外部事件的总要求II10多道裂变产物屏障保护及固有安全、安全裕量、仪表与控制要求III10保护系统和反应性控制系统，其功能与容量要求，冗余、多样、可靠性及可试验性要求IV17流体系统。反应堆冷却剂压力边界的质量、断裂预防和检查的要求。堆补水、余热排出、应急堆芯冷却、安全壳喷淋与冷却剂最终热阱系统的要求V8反应堆安全壳。密封性、贯穿、隔离与试验的设计基准与要求VI5燃料与放射性控制。换料与废物处置过程中辐射防护与放射性控制的要求，以及放射性释放检测的要求美国相关核电的法规中包括有“通用设计准则(GDC)”核设备安全分级v不同的具备因其对安全的重要程度和功能不同，质量要求也有所区别，所以核电厂
16、的构筑物、设备、系统要作安全分级v分四个不同的安全级列v安全l，2，3级的系统和设备必须考虑防火和抗震核设备安全分级表安全级安全级说明与用途说明与用途1安全壳内反应堆，直接承压的系统和系统部件2安全停堆、应急堆芯冷却、余热排出、安全壳功能和乏燃料贮存所要求的系统和系统部件3安全2级的支持系统，以及放射性废物处理及乏燃料冷却系统4不直接具备安全功能与安全l3级设备相连或受其印象的构筑物、系统和设备质量保证质量保证的任务是确保设计工作执行了指定的质量要求确保加工和和组装按设计规格进行确认进行了试验，验证有关的部分满足技术规格要求确认电厂是按预定规则运行和维护的2.2核电厂安全设计原则的改进l新建核
17、电厂设计中几个重要安全问题的技术政策,2002l核动力厂设计安全规定HAF102,2004核电厂安全设计原则的改进v严重事故管理v概率安全分析方法的应用v核电厂设计管理v经验证的工程实践v主控室人机接口v采用计算机的控制和保护系统新建核电厂设计中几个重要安全问题的技术政策,2002严重事故管理v国内现有法规2004年前对严重事故的对策没有提出很具体的要求2004年颁发的“核动力厂设计安全规定”提出了法规要求v政策的改进随着国际上对核安全，尤其是严重事故对策要求的提高，我国在2003年国家核安全局颁发的新建核电厂设计中几个重要安全问题的技术政策中首次特别强调了对严重事故的管理要求2004年颁发的
18、“核动力厂设计安全规定”以法规的形式作出了要求目前要求针对新建电厂新建核电厂严重事故管理要求v使用概率论方法、确定论方法并结合合理的工程判断来确定可能导致严重事故的重要事故序列v对照一套准则审查这些事件序列，以确定哪些严重事故应该给予考虑v对于所选定的事件序列，应该评价设计和规程能否修改来减少其发生的可能性和减轻其后果。如果这些修改合理可行，就应该付诸实施v应考虑核电厂的全部设计能力，包括可能在超出规定的功能和预期的运行工况下使用某些系统（安全系统和非安全系统），和使用附加的临时系统，使严重事故返回到受控状态或减轻它们的后果。应证明这些系统在预期环境条件下可以起到这些作用v对于多堆厂址，可以考
19、虑使用其它机组可用的手段和可能的支持，前提是不会危害其他机组的安全运行v对有代表性的和主导性的严重事故，应该制定相应的事故管理规程新建核电厂设计中几个重要安全问题的技术政策,2002概率安全分析方法的应用v定位概率安全分析方法是确定论方法的辅助和补充，应该在核电厂设计中得到应用。v概率安全分析是目的确认核电厂有一个平衡的设计，以保证某个设施或始发事件对核电厂总的风险贡献不会过大，或有显著的不确定性；确认核电厂参数小的偏离不会导致核电厂性能严重异常提供严重堆芯损坏概率的评价和需要场外早期响应的大量放射性释放的风险评价，以确认与概率安全目标的一致性提供外部灾害事件发生概率及其后果的评价确认通过系统
20、设计的改进或运行规程的修改能够降低严重事故发生频度和减轻其后果评价核电厂应急规程的充分性v要求在不同的设计阶段，和为了不同的目的，可以分步完成概率安全分析工作，如概念设计阶段可以完成简化的概率安全分析工程设计阶段则完成完整的概率安全分析新建核电厂设计中几个重要安全问题的技术政策,2002核电厂设计管理v核电厂设计管理的目的保证安全重要构筑物、系统和部件具有适当的性能、技术规格和材料成分，以保证它们的安全功能和核电厂安全运行保证能够满足营运单位的要求，并切实考虑了运行核电厂人员的能力和限制v对设计单位内部管理的要求设计单位应保证各级人员受过适当的培训，具有合格的技术水平在设计的各个部门之间，及与
21、用户、供货商、建造者和合同商之间，都建立了良好的接口制定并严格执行了有效的程序，来审查、校核和批准所有的安全相关设计建立了良好的安全文化v设计单位与核电厂之间的关系设计单位应提供足够的设计信息，以保证核电厂的安全运行、维护，并允许以后可能的设计修改设计单位也应推荐将纳入核电厂管理和运行规程(如运行限值和条件等)的实践v对设计方法的要求设计管理应在确定论方法的基础上考虑概率安全分析的结果保证设计是经过反复迭代、不断完善的过程切实考虑了事故的预防和缓解v对设计可靠性的要求设计管理应该保证充分采用了合理的设计措施，充分吸取了运行、退役的实践经验，所产生的放射性物质的活度和体积都尽可能小v对设计审查的
22、要求营运单位在将设计提交核安全当局审查前，应保证安全评价已经过独立于设计的人员或单位的验证新建核电厂设计中几个重要安全问题的技术政策,2002经验证的工程实践v设计应用的标准与规范的要求安全重要构筑物、系统和设备的设计应该遵照经批准的最新的或当前应用的标准和规范要评价和确定标准和规范是否适用、恰当和充分，并进行必要的补充和修改，以保证它们的最终质量与所需的安全功能相适应v对使用未被批准过的设计或设施的要求或者与现有工程实践有差别需要用适当的研究结果来证明其足够安全在投入使用前应完成足够的试验在运行中还要适当监测，以证明达到预期的性能v运行经验的应用设计中应该充分考虑已有核电厂的运行经验和相关的
23、研究成果新建核电厂设计中几个重要安全问题的技术政策,2002主控室人机接口v人因问题在整个设计过程中应充分考虑人因问题包括运行、试验和维修等人员v人机接口在可能发生人机关系的各个方面都应提供改进的人机接口，以减少人员发生差错可能性应充分重视运行经验反馈v人机工效学应充分应用人机工效学原理，合理设计系统及其自动控制功能，减少运行人员的负担应为运行人员提供足够的和易于管理的信息，使运行人员能够清楚地了解核电厂所处状态，包括严重事故状态在需要运行人员干预前，应为运行人员留有足够的宽容时间新建核电厂设计中几个重要安全问题的技术政策,2002采用计算机的控制和保护系统v硬件和软件可靠性要求若安全重要系统
24、的功能与所采用的计算机系统的可靠性有关，应制定开发和试验计算机硬件和软件的相应标准在系统的整个寿期，特别是软件开发的全过程中加以实施整个开发过程应当有适当的质量保证大纲采用计算机的系统的可靠性应与安全重要系统的可靠性要求相适应应使用相互补充的开发手段(包括分析和试验)和验证手段来确认达到了所要求的可靠性v硬件和软件的质量和审查要求当采用计算机的系统应用于保护系统中时，应使用最高质量和实践效果最好的硬件和软件。应使整个开发过程(包括设计修改、试验和调试)系统地形成文件和便于审查。为了确认采用计算机系统的可靠性，应由独立于设计者和供货商的专家进行审查新建核电厂设计中几个重要安全问题的技术政策,20
25、02核电站安全设计的改进和发展核电站安全设计的改进和发展v对第二代核电机组的改进对第二代核电机组的改进v第三代核电机组的技术要求第三代核电机组的技术要求 v第四代核能系统的开发第四代核能系统的开发 对第二代核电机组的改进对第二代核电机组的改进v改进机组运行性能改进机组运行性能优化堆芯核燃料换料方案等，以降低运行成本改进安全系统，加强运行管理，提高安全文化，减少停堆次数和异常事件出现次数采用“风险引导的在役检查”（RiskinformedinserveceinspectionRIISI），完善核电维修技术通过这些改进使核电机组的可利用率从70年代初的60左右提高到了现在的约90v发挥机组设计裕量
26、，提高额定功率发挥机组设计裕量，提高额定功率运行经验数据进行分析，相对确定设计时的不确定性，发挥裕量设计采用更高精度的检测仪表，发挥由于考虑仪表误差而留的安全裕量在保证安全指标的前提下提高机组额定功率美国己有五十多座机组都通过这些改进使额定功率得到不同程度的提高v延长机组寿期延长机组寿期现有核电机组一般设计寿命是40年NRC制定了管理导则，已审批通过了六个核电站的机组寿命延至60年,美国80的机组都要申请延寿延寿后的发电成本可降低到1.88美分/kWh第三代核电机组的技术要求第三代核电机组的技术要求v第三代核电机组的基本要求第三代核电机组的基本要求满足用户要求文件（URD）或者EUR文件为设计
27、要求具有预防和缓解严重事故措施经济上能与天然气机组相竞争的核电机组及其反应堆如AP-1000、EPR、SBWR等v第三代核电机组的设计原则第三代核电机组的设计原则在第二代核电机组已积累的技术储备和运行经验的基础上，针对其不足之处，进一步采用经过开发验证可行的新技术显著改善其安全性和经济性，满足URD文件或EUR文件和NUSS建议法规的要求同时，应能在2010年前后进行商用核电站的建造第三代核电机组的技术特点v安全性满足安全性满足URD文件要求文件要求堆芯熔化事故概率1.010-5堆年大量放射性释放到环境的事故概率1.010-6堆年因此，应有预防和缓解严事故的设施。核燃料热工安全余量15v经济性
28、能与联合循环的天然气电厂相竞争经济性能与联合循环的天然气电厂相竞争机组可利用率87%设计寿命为60年建设周期不大于54个月v采用非能动安全系统采用非能动安全系统利用物质的重力，流体的对流，扩散等天然原理，设计不需要专设动力源驱动的安全系统，以适应在应急情况下冷却和带走堆芯余热的需要系统简化，设备减少，又提高了安全度和经济性v单机容量大型化单机容量大型化美国西屋公司AP-1000型机组为100万千瓦电功率法国EPR机组为150万170万千瓦电功率日本三菱正在设计170万千瓦NP-21型压水堆核电机组俄罗斯正在设计150万千瓦的WWER型第三代核电机组日本东芝和日立正在设计170万千瓦沸水堆ABW
29、R-第三代核电机组的技术特点v压水堆一回路采用偶数环路压水堆一回路采用偶数环路使安全系统的布置合理，容易实现冗余系统的相互隔离和独立性美国AP-1000两环路，韩国CP-1300两环路每环一台蒸汽发生器和两台主泵日本三菱的NP-21，欧洲的ERP和俄罗斯的WWER-1500四环路每环一台蒸汽发生器和一台主泵v采用全范围数字化控制系统采用全范围数字化控制系统显著提高可靠性改善人因工程避免误操作v施工建设模块化以缩短工期施工建设模块化以缩短工期缩短工期有效办法之一改变传统的把单项设备逐一运往工地安装方式，向模块化方问发展以设计标准化和设备制造模块化的方式尽可能在制造厂内（条件较工地好）组装好，减少
30、现场施工量以缩短工期ABWR机组已成功地采用了这种技术AP-1000采用模块化设计、建造技术，工期可缩短为48个月德国、美国、南非正在研究设计的高温气冷堆，也往模块化方向发展第四代核能系统的开发v“第四代国际核能论坛第四代国际核能论坛”GenerationIVNuclearEnergyIntertionalForum，简称GIF美国、英国、瑞士、南非、日本、法国、加拿大、巴西和阿根廷，欧盟v先进性和竞争能力先进性和竞争能力安全性经济性可持续发展性防核扩散防恐怖袭击超临界水冷堆（超临界水冷堆（ SCWR）非常高温气冷堆（非常高温气冷堆（VHTR）熔盐堆（熔盐堆（MSR）纳冷快堆（纳冷快堆（SFR
31、）铅冷快堆（铅冷快堆（LFR）气冷快堆（气冷快堆（GFR）第四代核能系统技术目标v经济性经济性比投资不大于1000美元kW，发电成本不大于3美分kWh，建设周期不超过三年v安全性安全性非常低的堆芯熔化概率和燃料破损率，人为错误不会导致严重事故，不需要厂外应急措施v可持续发展性可持续发展性尽可能减少核从业人员的职业剂量，尽可能减少核废物产生量，对核废物要有一个完整的处理和处置方案，其安全性要能为公众所接受v防核扩散防核扩散核电站本身要有很强的防核扩散能力，核电和核燃料技术难于被恐怖主义组织所利用，这些措施要能用科学方法进行评估v其他其他要有全寿期和全环节的管理系统要有国际合作的开发机制2.3核电
32、厂安全系统核电厂安全系统v先进核电站安全系统v反应堆控制与保护功能v核电厂主要安全系统AP600核电厂安全系统AP1000安全系统设计理念EPR核岛布置特点：4个安全子系统，每个安全系统都可以独立完成安全功能每个安全系统有相互独立的厂房采用堆芯熔融物扩展区，防止安全壳底部融穿双层安全壳-内层：预应力混凝土-外层：钢筋混凝土堆芯熔融物扩展区安全厂房反应堆厂房EPR厂房布置浏览特点：防飞机撞击主控室在两厂房之间安全厂房的两个分开布置，两个有足够厚的墙两个应急柴油机分开布置防震底部混凝土6m厚主控室乏燃料厂房应急柴油机EPR电厂布置核电厂主要安全系统v反应堆正常运行调节系统v反应堆安全保护系统v专设
33、安全保护设施v化学与容积控制系统正常运行调节系统正常运行调节系统安全保护系统安全保护系统反应堆控制与保护功能反应堆正常运行调节系统作作 用用：纵深防御第一层预防运行条件运行条件：所有正常和异常工况控制裂变过程功率调节系统有效冷却压力调节系统稳压器水位调节系统給水调节系统放射性包容防止事故发生反应堆安全保护系统v反应堆停堆停堆保护系统v燃料的继续冷却应急堆芯冷却系统余热排出系统v裂变产物的包容安全壳系统作作 用用：纵深防御第二四层保护缓解运行条件运行条件：当调节系统无法维持时提供事故的缓解和安全设施要求：任何条件下都能安全可靠停堆要求：任何条件下都能安全可靠停堆要求：任何条件下都能安全可靠停堆要
34、求：任何条件下都能安全可靠停堆v重力、弹簧力使安全棒自动掉入堆芯依靠设备的固有安全性防止失电 设置多套停堆系统v停堆安全棒v强中子吸收溶液（硼、浓硝酸钆）控制棒控制棒停堆系统停堆系统 停堆保护信号v20多个v每个信号四个通道v2/4逻辑主控室平面图停堆保护信号专设安全设施v专设安全设施的功能v安全注入系统（ECCS应急堆芯冷却系统）v辅助給水系统v余热排出系统v安全壳v安全壳喷淋v应急电源v消氢系统FEEDWATERRWSTA1A2B1B2ABSumpBSumpAABBAFPTL秦山一期反应堆冷却剂系统和安全壳专设安全设施的功能v发生失水事故时，向堆芯注人含硼水v阻止放射性物质向大气排放v阻止
35、安全壳中氢气浓集v向蒸汽发生器事故供水大亚湾核电站安注系统ACC-AV03BV03ASump ASump BV01AV01BBV24CV24IV24LV24FV24JV24GV24DV24ASRH-V11ASRH-V11BSRH-V02BSRH-V02ASRH-V04ASRH-V04BSRH-V05BSRH-V05ARHEx-BV50BRHEx-AV50ARHR-P-ARHR-P-BV28AV28CV28EV28GV28BV28FV28DV28HV35CV35DV35AV35BA1A2B1B2V40AV40BV41AV41BSRH-V28BSRH-V28ARWSTMISSILEBARIERAV
36、02BV02AV34AV34BV34CV34D安全壳外安全壳外安全壳内安全壳内安全壳外安全壳外安注箱B换料水箱安注箱AHPISHPISLPISLPIS高压安注p100pa低压安注p10pa安注箱p60pa秦山一期安注系统模拟图（秦山一期安注系统模拟图（ECCSECCS）l高压注射高压注射l中压注射中压注射l低压注射低压注射应急水箱急水箱CANDU应急堆芯冷却系统（应急堆芯冷却系统（ECCS）大亚湾核电站化容系统7000ppmBST7000ppmBST2000ppmRWSTVCTV521BV512AV104AV104BBATPBBATPAV528A过滤器过滤器V224BV224AV233BV23
37、3AV234BV235BV236BV234AV235AV236AV006主主泵泵轴轴封封APRZA环冷段环冷段B环冷段环冷段V237AV238A V239AV237BV238B V239BV012V008主主泵泵轴轴封封BV467AV462AV467BV462B再生热交换器再生热交换器上充泵上充泵A上充泵上充泵B硼酸贮存箱硼酸贮存箱B硼酸贮存箱硼酸贮存箱A换料水箱换料水箱容积控制箱容积控制箱硼酸驳运泵硼酸驳运泵B硼酸驳运泵硼酸驳运泵A化容化容 上充上充SCV-IC8本底本底V461AV461BV528BV216AV216B秦山一期秦山一期 化容系统化容系统（CVCSCVCS）模拟图模拟图大亚湾
38、核电站给水系统v11FFFFFFPRIMARYLOOP BPRIMARYLOOP AMSMSFEEDWATER MANIFOLDFEEDWATER MANIFOLDEMERGENCYFEEDWATER TANKSRC002A SGSRC002B SGSMF-V001AV002AV005AV007AV004AV008AV003AV006ASAF-V10AV09AV09BSAF-V10BDIESELDRIVEN PUMP AMOTORDRIVEN PUMP AV03AV03BSMF-V001BV002BV005BV007BV004BV008BV003BV006BV10CV09CV09DV10DDI
39、ESELDRIVEN PUMP BMOTORDRIVEN PUMP BV01AV01BFEEDWATER CONTROLv05V05BV08BV04BV10AV09AV08Av04v06Av02Bv02ASSF-V10BV08B除氧器V04AV07AV08A除氧器SSF-v12v02v03V03DSSF-V07Av08Cv08Dv07Cv05Cv07Dv05Dv02Cv02Dv09BV03CV05AV07AV06BV07B秦山一期给水系统模拟图秦山一期给水系统模拟图燃燃料料芯芯块块燃燃料料元元件件包包壳壳压压力力容容器器安安全全壳壳应急堆芯冷却系统ECCS安全阀安全阀安全壳喷淋安全壳喷淋可燃气体浓度控制系统可燃气体浓度控制系统停堆系统停堆系统防止过热破损防止过热破损过压保护过压保护防止过热过压破损防止过热过压破损防止氢气爆炸等防止氢气爆炸等多重安全屏障和安全设施的关系通过抗震鉴定通过环境鉴定不可利用率小于允许值故障时安全运行无损在线试验主控室可手动启动系统相互间隔离和独立安全设施的设计要求安全设施的设计要求
