核电厂蒸汽供应系统第5章专设安全设施_第1页
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文档简介

二、专设安全设施内容概 四、非能动堆芯冷却系统介 三、堆芯安全注入系统一、核安全分析基 工况Ⅰ——正常运行和运行瞬 不超 ，一、二回路系统超压等危害。确保反应堆结构完整性，元件损坏不得工况Ⅳ——极限事故（严重事故工况）的严重的假想事故：一回系统主管道大破工次/堆·Ⅰ不应受到损Ⅱ1不应发展成为更为严重的事Ⅲ10-Ⅳ10-6～4全身施作用下应能保※※核安全三要素是保护核电站 安全壳喷淋系统辅助给水系统安全壳系统安全壳内大气监测系统破口当量直径9.5-； ；为避免蒸汽发生器排空，进行。设备必须高度可靠，即使在发生假想的最严重要有充足的水源（及其他动力源三、堆芯安全注入系统一回路小破口或二回路蒸汽管道破裂时。一、二回路破口区别：在失去全部电源时为主泵提供轴封水；—用安安全注入系高压安注系中压安注系低压安注系能动系非能动系能动非能动系统——系统投入不依赖外部能源而是依靠自身蕴①④②②①④②②③①①②131在安注的不同阶段，3稳压器压力低低 一回路系统冷却剂平均温度低低（284℃）和2台蒸发器流 高（超过整定值20%）同时出现2条蒸汽管线间蒸汽压差高手动启动安注系统信号概，AP1000核电站非能动堆芯冷却系统（PXS）提堆芯余热应急导RCS应急补水和硼水量不足时，向RCS补水和硼化。安全注LOCA事故包括最大的主冷却剂管道双端断裂事故下提供足事故后安全壳pH值控2个堆芯补2个蓄压箱1个安全壳内换料1台非能动余热导出热交换器（PRHRpHADS1EUPS线接入RCS，出口与SG冷腔室相连，管线的正常水期的冷却。换料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热交换器能够保持安全停堆工况，将来自RCS的余热和显非能动余热导出系统流在非LOCA事故中，当正常的补水系统不可用或者补水不足时，堆芯应急补为RCS提供补水和硼化。两个堆芯每个补通过一条下泄注入管线跟RCS相连接，另外有压力平衡管在正常情况下保持开启，使补与RCS压力补有两种运行过程，即：蒸汽补偿注射和水的再循环，从而改变了RCS中的硼浓度，

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