专设安全设施教材

1、1专设安全设施专设安全设施2只取决于内在只取决于内在负反应性系数负反应性系数、多普勒效应多普勒效应、控制控制棒借助重力落入堆芯棒借助重力落入堆芯等自然科学法则的安全性。等自然科学法则的安全性。自然的安全性自然的安全性非能动的安全性非能动的安全性能动的安全性能动的安全性后备的安全性后备的安全性惯性原理（惯性原理（如泵惰转）、如泵惰转）、重力法则（重力法则（如位差）、如位差）、热传递法则热传递法则必须依靠必须依靠能动设备能动设备（有源设备）（有源设备）由由冗余系统冗余系统的可靠度或阻止放射性物质逸的可靠度或阻止放射性物质逸出的出的多道屏障多道屏障提供的安全性保护提供的安全性保护3固有安全性固有安全

2、性自然的安全性自然的安全性非能动的安全性非能动的安全性能动的安全性能动的安全性后备的安全性后备的安全性固有安全堆固有安全堆池式快堆池式快堆模块式模块式高温气冷堆高温气冷堆过程固有最终过程固有最终安全反应堆安全反应堆现行的反应堆现行的反应堆PWRBWRCANDU当反应堆出现异常工况时，不依靠人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预，只是由操作或外部设备的强制性干预，只是由堆的堆的自然安全性和非能动的安全性自然安全性和非能动的安全性，控，控制反应性或移出堆芯热量，使反应堆趋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。于正常运行和安全停闭。45根据核安全三要素的要

3、求，在核电站的设计根据核安全三要素的要求，在核电站的设计中确定了一系列的安全功能，实现了这些安全中确定了一系列的安全功能，实现了这些安全功能就能满足安全要求。专设安全设施的设计功能就能满足安全要求。专设安全设施的设计就是实现这些安全功能的重要手段。这些设施就是实现这些安全功能的重要手段。这些设施在配置上应用了纵深防御的概念（三道屏障），在配置上应用了纵深防御的概念（三道屏障），并相应规定了安全限值。并相应规定了安全限值。专设安全设施专设安全设施是指这样一些系统，在事故发是指这样一些系统，在事故发生以后，确保反应堆紧急停闭、堆芯余热的排生以后，确保反应堆紧急停闭、堆芯余热的排出和安全壳的完整性，

4、以便限制事故的发展和出和安全壳的完整性，以便限制事故的发展和减轻事故的后果。减轻事故的后果。 专设安全设施专设安全设施6专设安全设施设计准则（专设安全设施设计准则（1）7专设安全设施设计准则（专设安全设施设计准则（2）8 专设安全设施主要包括专设安全设施主要包括：安全注射系安全注射系统、安全壳、安全壳喷淋系统、安全壳统、安全壳、安全壳喷淋系统、安全壳隔离系统、蒸汽发生器辅助给水系统等。隔离系统、蒸汽发生器辅助给水系统等。9（一）安全注入系统（一）安全注入系统（RISRIS） 安全注射系统又称作安全注射系统又称作紧急堆芯冷却系统紧急堆芯冷却系统。问题：问题：1 1、安全注射系统包括哪几个子系统？

5、、安全注射系统包括哪几个子系统？2 2、各子系统分别在何种情况下启动？、各子系统分别在何种情况下启动？3 3、安全注入箱中充、安全注入箱中充 N N2 2的目的？的目的？10系统组成系统组成11主要功能主要功能12压水堆核电厂安全注入系统反反应应堆堆蒸蒸汽汽发发生生器器热管段热管段冷管段冷管段冷冷却却剂剂泵泵氮气氮气换料换料水箱水箱高压安全注高压安全注入泵入泵低压安全注低压安全注入泵入泵硼注入箱硼注入箱13当主系统因发生破损事故，压力降至一定值（如当主系统因发生破损事故，压力降至一定值（如11.9MPa），或），或蒸汽管道大破裂事故蒸汽管道大破裂事故时，时，高压安高压安全注射泵全注射泵自动启动

6、，将自动启动，将换料水箱换料水箱内内2400mg/kg左右左右的含硼水注入堆芯，防止反应堆重新临界和注入的含硼水注入堆芯，防止反应堆重新临界和注入冷水以冷却和淹没堆芯。冷水以冷却和淹没堆芯。用于压水堆冷却剂系统的用于压水堆冷却剂系统的小泄漏事故小泄漏事故。主要目的：主要目的：维持冷却剂系统压力稍低于正常的值维持冷却剂系统压力稍低于正常的值， 使反应堆正常停闭使反应堆正常停闭。（1 1）高压安注系统）高压安注系统1415直接循环与再循环直接循环与再循环161718（2 2）蓄压箱注入系统）蓄压箱注入系统（中压安注系统） 一回路管道发生破裂，一回路管道发生破裂，压力急剧下降压力急剧下降的情况下，的

7、情况下，蓄压注射管系蓄压注射管系在最短的时间内淹没堆芯以避免燃在最短的时间内淹没堆芯以避免燃料元件的熔化料元件的熔化。 每一个管路有一个每一个管路有一个安全注入箱安全注入箱（又称蓄压箱），（又称蓄压箱），一只一只电动隔离阀电动隔离阀和两只串联的和两只串联的逆止阀逆止阀。 蓄压注入动作是蓄压注入动作是完全自动完全自动的：的：当堆芯冷却剂压力当堆芯冷却剂压力迅速降低到低于安全注入箱内氮气压力（迅速降低到低于安全注入箱内氮气压力（4.2 MPa）时，硼水就顶开逆止阀从一回路冷管段注入堆内。时，硼水就顶开逆止阀从一回路冷管段注入堆内。1920蓄压箱蓄压箱21试验管线试验管线l为了对安注箱止回阀进行泄漏

8、试验，提供了试验管线。每为了对安注箱止回阀进行泄漏试验，提供了试验管线。每个安注箱装有一只安全阀。使用个安注箱装有一只安全阀。使用水压试验泵水压试验泵可以从可以从换料水换料水箱向安注箱充水并调节其水位箱向安注箱充水并调节其水位。l试验泵最大流量为试验泵最大流量为6m3/h，最大流量下总压头为，最大流量下总压头为240bar。l试验泵是两机组共用，除用于一回路水压试验外，也用来试验泵是两机组共用，除用于一回路水压试验外，也用来从换料水箱向安注箱充水。从换料水箱向安注箱充水。l此外，在上充泵停运的情况下，试验泵还能此外，在上充泵停运的情况下，试验泵还能提供主泵的轴提供主泵的轴封水封水。22123蓄

9、压箱电动隔离阀N2N2换料水箱安全壳水压试验泵一回路冷管段2324在在冷却剂管道大破裂冷却剂管道大破裂，冷却剂压力急剧降低时，冷却剂压力急剧降低时使用，使用，以淹没堆芯和保证堆内水的流动，以便导以淹没堆芯和保证堆内水的流动，以便导出余热出余热。 低压注射管系在冷却剂压力降到低压注射管系在冷却剂压力降到0.7 MPa时由时由安全注射信号安全注射信号启动，将启动，将换料水箱换料水箱中的含硼水注入中的含硼水注入每个环路的冷管段。当换料水箱含硼水被汲完每个环路的冷管段。当换料水箱含硼水被汲完（水位低到一定程度）后，低压安全注射泵可改（水位低到一定程度）后，低压安全注射泵可改为抽取安全壳底部的为抽取安全

10、壳底部的地坑水地坑水。（3）低压安注系统）低压安注系统有些压水堆核电厂设计中，以有些压水堆核电厂设计中，以余热排出泵余热排出泵兼做兼做低压安全注射泵低压安全注射泵。25低压安注系统流程低压安注系统流程2627一回路破口后的压力变化一回路破口后的压力变化10050150102030 时间（时间（s）一回路压力一回路压力（bar）028安注系统的运行安注系统的运行 当核电厂功率运行时，除了浓缩硼酸溶液的再当核电厂功率运行时，除了浓缩硼酸溶液的再循环回路在连续运转外，循环回路在连续运转外，RIS系统处于备用状态。系统处于备用状态。 为了保证尽快地实现安全功能，除为了保证尽快地实现安全功能，除蓄压箱注

11、入蓄压箱注入系统布置在安全壳内离堆非常近的地方外系统布置在安全壳内离堆非常近的地方外，RIS系系统的统的其余设备均布置在核辅助厂房其余设备均布置在核辅助厂房内，以减少由于内，以减少由于冷却剂管道破裂产生的飞射物引起的风险。冷却剂管道破裂产生的飞射物引起的风险。29安注过程安注过程l1.1.冷段直接注入阶段冷段直接注入阶段l 这一阶段是利用一回路冷却剂正常运行时的流向，使硼酸溶液尽快地注人这一阶段是利用一回路冷却剂正常运行时的流向，使硼酸溶液尽快地注人堆芯。一旦接到堆芯。一旦接到“安注安注”信号，立即自动执行以下动作：信号，立即自动执行以下动作：l 启动第二台高压安注泵；启动第二台高压安注泵；l

12、 打开高压安注泵与换料水箱之间的隔离阀，然后关闭与容控箱之间的打开高压安注泵与换料水箱之间的隔离阀，然后关闭与容控箱之间的隔离阀；隔离阀；l当一回路压力低于安注箱绝对压力当一回路压力低于安注箱绝对压力(约约4.2MPa)时时,中压安注系统开始注入中压安注系统开始注入。l当一回路绝对压力降到当一回路绝对压力降到1. 0MPa以下时以下时,低压安注流量开始进入一回路冷段。低压安注流量开始进入一回路冷段。l在直接注人阶段换料水箱中的水位不断下降，其水位与贮水量的对应关系在直接注人阶段换料水箱中的水位不断下降，其水位与贮水量的对应关系：l当出现低水位信号当出现低水位信号(MIN2)时，进入再循环过渡阶

13、段，这时如果低压安注泵流时，进入再循环过渡阶段，这时如果低压安注泵流量小于量小于300 m3/h，自动打开低压安注泵通往地坑的最小流量管线，隔离通往，自动打开低压安注泵通往地坑的最小流量管线，隔离通往换料水箱的最小流量管线，以防止在再循环阶段地坑的高放射性液体污染换换料水箱的最小流量管线，以防止在再循环阶段地坑的高放射性液体污染换料水箱。料水箱。MINI(正常水位正常水位)MIN2(低水位）低水位）MIN3(低一低水位）低一低水位）水位（距箱底）水位（距箱底）15.3m5.9m2.1m贮水量贮水量1600m3580m3200m330l2. 2. 再循环阶段再循环阶段l当换料水箱出现低一低水位信

14、号当换料水箱出现低一低水位信号(MIN3)而且安注信号继续存而且安注信号继续存在时，安注自动转入再循环阶段。在时，安注自动转入再循环阶段。切换动作是：低压安注泵切换动作是：低压安注泵吸入端接地坑的阀门开启，在证实接地坑的两个阀门开启后吸入端接地坑的阀门开启，在证实接地坑的两个阀门开启后隔离换料水箱，开始从地坑取水进行再循环。隔离换料水箱，开始从地坑取水进行再循环。l3. 3. 冷、热段同时注入冷、热段同时注入l把安注从冷段注入切换到冷段和热段同时注入的时间是在把安注从冷段注入切换到冷段和热段同时注入的时间是在事事故后故后12.5小时小时，由操纵员在主控室进行。冷、热段同时注入时，由操纵员在主控

15、室进行。冷、热段同时注入时，以热段注入流量为主以热段注入流量为主，而冷段注入只通过旁路阀门进行而冷段注入只通过旁路阀门进行，主，主阀门关闭。阀门关闭。l4. 4. 在发生在发生LOCALOCA后后2424小时小时，进入长期再循环阶段，进入长期再循环阶段。31在安注信号发出的同时，还引起下列自动操作：在安注信号发出的同时，还引起下列自动操作：1）反应堆紧急停闭；）反应堆紧急停闭；2）安全壳隔离和停止通风；）安全壳隔离和停止通风；3）汽机脱扣；）汽机脱扣；4）二回路蒸汽发生器正常给水隔离；）二回路蒸汽发生器正常给水隔离；5）辅助给水投入；）辅助给水投入；6）应急柴油发电机组启动。）应急柴油发电机组

16、启动。32（二）安全壳（二）安全壳 压水堆核电厂的安全壳内设置了核压水堆核电厂的安全壳内设置了核 蒸汽供应系统的大部分系统和设备，蒸汽供应系统的大部分系统和设备， 即反应堆、一回路主系统和设备、即反应堆、一回路主系统和设备、 余热排出系统等。余热排出系统等。33 (1)(1)在发生失水事故或地震时，承受事故产生在发生失水事故或地震时，承受事故产生的内压力，防止堆厂房内放射性物质外逸，以免的内压力，防止堆厂房内放射性物质外逸，以免污染环境；（污染环境；（设计准则通常按历史最大地震或失设计准则通常按历史最大地震或失水事故考虑水事故考虑） (2) (2)保护重要设备，防止受到外来袭击（如保护重要设备

17、，防止受到外来袭击（如飞机坠毁）的破坏；飞机坠毁）的破坏； (3) (3)是放射性物质和外界之间的最后一道生物是放射性物质和外界之间的最后一道生物屏障。屏障。主要功能主要功能34安全壳型式安全壳型式 综合考虑材料、性能、形式、厂址、输出功综合考虑材料、性能、形式、厂址、输出功率、经济性和安全性等因素，压水堆核电厂具率、经济性和安全性等因素，压水堆核电厂具有代表性的安全壳型式有：有代表性的安全壳型式有：a、双层球形钢安全壳、双层球形钢安全壳（前联邦德国核电站采用）b、钢筋混凝土安全壳、钢筋混凝土安全壳（美国早期核电站采用）c、预应力混凝土安全壳、预应力混凝土安全壳（秦山、大亚湾）d、双层预应力混

18、凝土安全壳、双层预应力混凝土安全壳e、冰冷式安全壳冰冷式安全壳35l1 1、双层球形钢安全壳、双层球形钢安全壳l双层球形钢安全壳的内层为密闭、承双层球形钢安全壳的内层为密闭、承压的钢安全壳压的钢安全壳，外层为钢筋混凝土二外层为钢筋混凝土二次包容壳次包容壳,起生物屏蔽和外部事件屏障起生物屏蔽和外部事件屏障作用作用。两层壳之间的环形空间内设有两层壳之间的环形空间内设有负压系统负压系统，在事故时可保持负压，在事故时可保持负压(负负400Pa)，这样，从钢壳泄漏至环室的，这样，从钢壳泄漏至环室的放射性气体只能经过过滤净化后，方放射性气体只能经过过滤净化后，方能从排气烟囱排放，大大降低了放射能从排气烟囱

19、排放，大大降低了放射性物质对环境的污染。性物质对环境的污染。l它的优点是：它的优点是：(1)具有最经济的几何形具有最经济的几何形状状,安全壳内有用体积最大；安全壳内有用体积最大；(2)球形壳球形壳能承受全部内压薄膜载荷，不会将其能承受全部内压薄膜载荷，不会将其传递给相邻结构；传递给相邻结构；(3)环形空间内可以环形空间内可以安置安全系统的设备、管道、电缆托安置安全系统的设备、管道、电缆托架系统，这种全压式双层安全壳在德架系统，这种全压式双层安全壳在德国电站联盟压水堆核电厂采用。国电站联盟压水堆核电厂采用。362 2、钢筋混凝土安全壳、钢筋混凝土安全壳l钢筋混凝土安全壳通常采用双层结钢筋混凝土安

20、全壳通常采用双层结构构，外层钢筋混凝土壳为生物屏蔽外层钢筋混凝土壳为生物屏蔽层层，内层钢壳起承压密封作用内层钢壳起承压密封作用，其其形式有圆柱形和球形两种。形式有圆柱形和球形两种。l图为美国早期建造的电功率为图为美国早期建造的电功率为800 MW压水堆核电厂安全壳压水堆核电厂安全壳，直径约，直径约40m，钢板厚度，钢板厚度38mm，半球顶、，半球顶、椭球底，二次包容壳为椭球顶盖的椭球底，二次包容壳为椭球顶盖的圆柱形钢筋混凝土结构，两层壳之圆柱形钢筋混凝土结构，两层壳之间留有间留有1.5 m宽的宽的环形空间，环腔环形空间，环腔内呈负压，内呈负压，从钢壳泄漏至环腔的放从钢壳泄漏至环腔的放射性气体只

21、有经过过滤净化后方能射性气体只有经过过滤净化后方能从排气烟囱排放，以降低放射性物从排气烟囱排放，以降低放射性物质对环境的污染。质对环境的污染。373.3.预应力混凝土安全壳预应力混凝土安全壳l带密封钢衬里带密封钢衬里的单层预应力混凝土安全的单层预应力混凝土安全壳是一座支承在厚的钢筋混凝土筷基上壳是一座支承在厚的钢筋混凝土筷基上的的带穹顶的圆柱形混凝土壳带穹顶的圆柱形混凝土壳，圆筒壁和，圆筒壁和穹顶埋有后张预应力钢束，内壁用穹顶埋有后张预应力钢束，内壁用6.35至至12.70 mm厚的薄钢板焊接成为气密性厚的薄钢板焊接成为气密性钢衬里，这种形式的安全壳广泛用于美钢衬里，这种形式的安全壳广泛用于美

22、国、法国、日本的国、法国、日本的9001300MW压水堆压水堆核电厂中。核电厂中。l结构：结构：筒壁为圆柱形，顶盖呈椭球形，筒壁为圆柱形，顶盖呈椭球形，其其内径约内径约40m，最高处标高约，最高处标高约60m，基础，基础最低处标高约最低处标高约负负15m，安全壳，安全壳总高总高75m，混凝土壁厚约混凝土壁厚约1m，其设计限值为：相对，其设计限值为：相对压力压力0.42MPa；最高平均温度；最高平均温度145，在，在失水事故峰值压力时，安全壳内气体泄失水事故峰值压力时，安全壳内气体泄漏率低于漏率低于0.3%/24h，正常运行时，正常运行时，安全安全壳内压力维持在壳内压力维持在0.0985 0.1

23、06MPa (绝对绝对压力压力)平均温度在平均温度在45以下以下。384.4.双层预应力混凝土安全壳双层预应力混凝土安全壳l单层预应力混凝土安全壳的单层预应力混凝土安全壳的钢衬一旦破裂，其密衬就遭钢衬一旦破裂，其密衬就遭到破坏。因此，从提高安全到破坏。因此，从提高安全性方面考虑。有改用双层安性方面考虑。有改用双层安全壳的趋向，全壳的趋向，90年代初期建年代初期建造的造的1300MW压水堆核电厂压水堆核电厂均采用这种结构均采用这种结构,其特点是：其特点是：取消内层预应力安全壳的钢取消内层预应力安全壳的钢衬里，增加外层二次包容壳，衬里，增加外层二次包容壳，从而降低了安全壳的热应力从而降低了安全壳的

24、热应力水平。水平。39 这种安全壳内，四周有一个这种安全壳内，四周有一个环形冷藏室环形冷藏室，其，其中装有中装有含硼的冰块含硼的冰块。正常运行时，制冷设备使冰。正常运行时，制冷设备使冰块保持在凝固状态。失水事故后，一回路释放的块保持在凝固状态。失水事故后，一回路释放的蒸汽首先经过冰冷凝器，而后进入安全壳上部空蒸汽首先经过冰冷凝器，而后进入安全壳上部空间，冰冷凝器起到吸热降压的作用，间，冰冷凝器起到吸热降压的作用，这种设计安这种设计安全壳压力低、容积小，但设备费和运行费高，没全壳压力低、容积小，但设备费和运行费高，没有得到普及有得到普及。4.4.冰冷式安全壳冰冷式安全壳40穹顶在吊装中穹顶在吊装

25、中 穹顶内部穹顶内部41吊装环吊的大梁吊装环吊的大梁 穹顶钢束张紧穹顶钢束张紧42安全壳在建造中安全壳在建造中 150150吨穹顶吊装吨穹顶吊装43安全壳变形测量安全壳变形测量 安全壳阀门局部泄漏试验安全壳阀门局部泄漏试验44安全壳贯穿件：安全壳贯穿件： 安全壳设有各种供穿过安全壳管道用的安全壳设有各种供穿过安全壳管道用的机械贯穿件机械贯穿件和穿过安全壳电缆用的电气贯穿件和穿过安全壳电缆用的电气贯穿件，贯穿件锚固在安全，贯穿件锚固在安全壳壁中。壳壁中。主要的贯穿件有：主要的贯穿件有： 1、设备闸门、设备闸门：重型设备的进出口，直径：重型设备的进出口，直径7.4m，滑动，滑动门封住。门封住。 2

26、、人员闸门、人员闸门：直径为直径为2.9m的双封门钢构件，双门有的双封门钢构件，双门有连锁机构，不能同时开启。连锁机构，不能同时开启。 3、燃料运输管、燃料运输管：一端为电动闸，另一端为密封塞。：一端为电动闸，另一端为密封塞。 4、管道、电缆贯穿件、管道、电缆贯穿件。 为了不使贯穿件处泄漏，均有特殊设计，各种电缆、为了不使贯穿件处泄漏，均有特殊设计，各种电缆、管道的贯穿件的结构所示。管道的贯穿件的结构所示。45安全壳贯穿件安全壳贯穿件46功能：功能：主要作用：当一回路失去冷却剂，或蒸汽管道主要作用：当一回路失去冷却剂，或蒸汽管道破裂事故情况下，破裂事故情况下，使使安全壳内部温度和压力安全壳内部

27、温度和压力保保持在可以承受的值持在可以承受的值，以确保安全壳这最后一道，以确保安全壳这最后一道屏障的完整性。屏障的完整性。（三）（三） 安全壳喷淋系统（安全壳喷淋系统（EASEAS） 还能还能带走带走失水事故时散布在安全壳内的失水事故时散布在安全壳内的裂变产裂变产 物物，如放射性，如放射性碘碘；和扑灭反应堆冷停闭时安全；和扑灭反应堆冷停闭时安全 壳内发生的火灾（当其它方法无效时）。壳内发生的火灾（当其它方法无效时）。47l安全壳喷淋系统所要排除的热量来自于：安全壳喷淋系统所要排除的热量来自于： （1）反应堆剩余功率；）反应堆剩余功率； （2）一回路构件和流体的显热；）一回路构件和流体的显热；

28、（3）二回路所带的能量；）二回路所带的能量； （4）锆）锆-水反应的能量。水反应的能量。48问题：问题：1 1、最初的喷淋水中加入一定量、最初的喷淋水中加入一定量NaOHNaOH的的目的？目的？2 2、安全壳喷淋系统如何使失水事故时、安全壳喷淋系统如何使失水事故时安全壳的压力和温度保持在所允许的数安全壳的压力和温度保持在所允许的数值之内？值之内？49安全壳喷淋系统安全壳喷淋系统换料水箱换料水箱NaOH储罐储罐喷淋喷淋泵泵喷淋热交换器喷淋热交换器化学添加剂喷射器化学添加剂喷射器喷头喷头50安全壳喷淋系统（EAS）安全壳喷淋管线设备冷却水安全壳喷淋热交换器喷淋泵NaOH贮藏箱换料水箱地坑51 本系

29、统由两条冗余而又相互独立的包含本系统由两条冗余而又相互独立的包含喷淋泵喷淋泵、 两台喷淋水热交换器两台喷淋水热交换器和和一个氢氧化钠贮存箱一个氢氧化钠贮存箱，以，以及管道、阀门的系列组成。及管道、阀门的系列组成。 每个系列能保证每个系列能保证100%的喷淋功能。两组喷嘴的喷淋功能。两组喷嘴 安装在安全壳圆顶下不同高度的两条安装在安全壳圆顶下不同高度的两条喷淋环管喷淋环管 上，喷淋泵与集水上，喷淋泵与集水地坑地坑之间有专设的管道相连。之间有专设的管道相连。系统描述系统描述52l喷淋管及喷头喷淋管及喷头l四条环形喷淋管四条环形喷淋管(每个每个系列两条系列两条)以反应堆厂以反应堆厂房中心线为中心固定

30、在房中心线为中心固定在安全壳的拱顶上，共有安全壳的拱顶上，共有506只喷头只喷头，两个系列，两个系列的喷头数分别为的喷头数分别为252和和254只。喷出水滴平均只。喷出水滴平均直径为直径为0.27mm。系统。系统运行时每一系列能覆盖运行时每一系列能覆盖安全壳内的全部面积。安全壳内的全部面积。53 直接喷淋：直接喷淋：发生发生失水事故失水事故，安全壳，安全壳压力过高压力过高（0.24MPa）时，时，EAS 的的喷淋隔离阀喷淋隔离阀自动打开，自动打开，喷淋泵喷淋泵自动启动，把换料水箱中的冷硼水喷入整自动启动，把换料水箱中的冷硼水喷入整个安全壳内，使蒸汽凝结，降温降压；个安全壳内，使蒸汽凝结，降温降

31、压； 再循环喷淋再循环喷淋：稍后阶段，在：稍后阶段，在换料水箱低水位信换料水箱低水位信号（号（MIN3MIN3）的作用下，切换为从的作用下，切换为从地坑地坑取水，做再取水，做再循环喷淋。由此，使事故时安全壳的压力和温度循环喷淋。由此，使事故时安全壳的压力和温度保持在所允许范围内。保持在所允许范围内。 在在最初的喷淋水中加有一定量的氢氧化钠最初的喷淋水中加有一定量的氢氧化钠，以，以提高喷淋水的提高喷淋水的PH值，来除去空气中对人体危害最值，来除去空气中对人体危害最大的放射性大的放射性碘碘。54 安全壳喷淋系统的运行安全壳喷淋系统的运行1.1.待命状态待命状态l正常运行时，正常运行时，EAS待命。

32、待命。2.2.安全壳喷淋信号安全壳喷淋信号l出现安全壳压力偏高信号（阈值约为出现安全壳压力偏高信号（阈值约为0.26MPa）安全壳压力由）安全壳压力由安全壳大气监安全壳大气监测系统测系统 （ ETY ）的的4个压力探测器测个压力探测器测量（量（2/4逻辑）；逻辑）；从控制室手动操作从控制室手动操作3.3.直接喷淋阶段直接喷淋阶段l喷淋信号启动后，各项动作下，来自喷淋信号启动后，各项动作下，来自PTR001BA（换料水箱）的含硼水以（换料水箱）的含硼水以814m/h喷入，每个系列以喷入，每个系列以14t/h 的流量的流量将将 NaOH溶液注入喷淋水内。溶液注入喷淋水内。l 2NaOH+I2=Na

33、I+NaIO+H2O4.4.再循环喷淋再循环喷淋l 20分钟后分钟后, PTR001BA的水位到达的水位到达MIN3时时,报警，转向再循环喷淋。报警，转向再循环喷淋。安全壳内压力安全壳内压力（绝对）（绝对）触发的动作触发的动作0.11MPa(MAX 1) ETY隔离隔离0.13MPa(MAX 2) 反应堆紧急停堆反应堆紧急停堆汽轮机脱扣汽轮机脱扣 备用柴油机启动备用柴油机启动 安全注入安全注入 安全壳隔离阶段安全壳隔离阶段A 主给水泵跳闸主给水泵跳闸 主给水隔离主给水隔离 辅助给水系统启动辅助给水系统启动0.19MPa(MAX 3) 主蒸汽管隔离主蒸汽管隔离0.24MPa(MAX 4) 反应堆

34、紧急停堆反应堆紧急停堆安全壳隔离阶段安全壳隔离阶段BEAS系统启动系统启动柴油机启动柴油机启动55 蒸汽发生器辅助给水系统是核电厂的蒸汽发生器辅助给水系统是核电厂的专设安全系统之一，用于专设安全系统之一，用于保证蒸汽发生保证蒸汽发生器的给水器的给水，以便维持一个冷源，确保反，以便维持一个冷源，确保反应堆热量的导出。应堆热量的导出。（四）（四） 蒸汽发生器辅助给水系统蒸汽发生器辅助给水系统(ASG)(ASG)56在在主给水系统失效或故障主给水系统失效或故障的情况下，辅助给水系的情况下，辅助给水系 统向蒸汽发生器提供给水；统向蒸汽发生器提供给水； 在在反应堆启动反应堆启动时，由该系统为蒸汽发生器充

35、水；时，由该系统为蒸汽发生器充水； 在反应堆在反应堆热备用或热停闭状态热备用或热停闭状态时，或反应堆时，或反应堆冷停冷停 闭而余热排出系统尚未投入运行闭而余热排出系统尚未投入运行之前，向蒸汽发生之前，向蒸汽发生 器提供给水；器提供给水； 当核电厂发生当核电厂发生失水事故、蒸汽管道破裂事故或给失水事故、蒸汽管道破裂事故或给 水管道破裂事故，主给水系统被切除水管道破裂事故，主给水系统被切除时，辅助给水时，辅助给水 系统自动投入。系统自动投入。功能功能57蒸汽发生器蒸汽发生器正常给水主蒸汽管线大气200m3/h抗震水箱790m3除盐水生水生水100m3/h100m3/h去蒸汽发生器2去蒸汽发生器2去

36、蒸汽发生器3去蒸汽发生器3蒸汽发生器辅助给水系统58由于蒸汽发生器辅助给水系统是核电厂的专设安全设施，由于蒸汽发生器辅助给水系统是核电厂的专设安全设施，这就要求系统必须具有两个主要特性：这就要求系统必须具有两个主要特性：设备的冗余或多重设备的冗余或多重性性；以及在反应堆正常运行期间系统中以及在反应堆正常运行期间系统中所有设备均可随时所有设备均可随时投入运行投入运行。1.水源水源 辅助给水贮存箱有足够大的容积辅助给水贮存箱有足够大的容积。900MW核电厂核电厂辅助给水贮存箱有效容积为辅助给水贮存箱有效容积为790m3,它是根据停堆后它是根据停堆后6h内带内带走反应堆余热和运行主泵的热量，把一回路

37、冷却至走反应堆余热和运行主泵的热量，把一回路冷却至177oC的要求设计。的要求设计。水箱上部充有水箱上部充有略高于大气压的氮气略高于大气压的氮气，以免空气进入使水再，以免空气进入使水再次氧化。次氧化。59辅助给水贮存箱由二回路凝结水抽取系统提水。辅助给水贮存箱由二回路凝结水抽取系统提水。2.辅助给水泵辅助给水泵 一个系列一个系列由由两台两台50%容量、水冷却的容量、水冷却的电动辅电动辅助给水泵助给水泵组成组成；另一个系列由；另一个系列由一台一台100%额定流量的额定流量的汽动汽动辅助给水泵辅助给水泵，由反应堆厂房，由反应堆厂房主蒸汽管道隔离阀上游处抽出主蒸汽管道隔离阀上游处抽出的蒸汽来驱动的蒸

38、汽来驱动，蒸汽供应可得到保证。，蒸汽供应可得到保证。系统的布置应使系统中两个系列之间相互隔离，两台电动系统的布置应使系统中两个系列之间相互隔离，两台电动给水泵安置在同一房间，电动辅助给水泵的轴线与汽动辅给水泵安置在同一房间，电动辅助给水泵的轴线与汽动辅助给水泵的轴线垂直，以免相互受到来自对方飞射物的影助给水泵的轴线垂直，以免相互受到来自对方飞射物的影响。响。60储水罐储水罐电动泵电动泵气动泵气动泵除气器除气器流量调节流量调节阀阀限流孔板限流孔板主给水主给水硼和水补给系统硼和水补给系统核岛、常规岛除核岛、常规岛除盐水分配系统盐水分配系统脱气装置的工作原理如下：脱气装置的工作原理如下： 除盐水在除盐水在540的温度下进入再生热交换器，离开热交换器时温度为的温度下进入再生热交换器，离开热交换器时温度为88.596之间。之间。 水从脱气器顶部喷出雾化。不凝结性气体从脱气器顶部排出，排气量为水从脱气器顶部喷出雾化。不凝结性气体从