AP1000安全系统综述
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AP1000安全系统综述
AP1000安全系统设计理念如下： •安全系统非能动化 •降低维修要求 •简化安全系统配置 •减少安全支持系统 •减少安全级设备及抗震厂房 •提高可操作性
本文不考虑传统安全系统，只对非能动安全系统作介绍。 一．AP1000非能动安全系统简介
AP1000非能动安全系统的优点可概括如下: (1)极大地降低了人因失误发生的可能性
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72 h，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10^30 mina (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，而不需要采 实用文档
用泵、风机、柴油机、冷冻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。
AP1000非能动安全系统子系统如下： •非能动堆芯冷却系统 •非能动安全壳冷却系统 •非能动主控制室应急可居留系统 •非能动裂变产物去除系统 •非能动氢复合子系统
•非能动反应堆压力壳防熔穿系统
二．非能动堆芯冷却系统
AP1000的非能动堆芯冷却系统(PXS)由非能动堆芯余热排出系统和非能动安全注人系统两部分组成。
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PXS的主要作用就是在假想的设计基准事件下提供应急堆芯冷却，为此， PXS具有以下功能:
·应急堆芯余热排出 ·RCS应急补水和硼化 ·安全注入
·安全壳内pH值控制
PXS安全相关功能的设计基于以下考虑(设计基准):
<1> 即使在发生设计基准事件同时伴随不太可能的最大极限单一故障事件时，PXS也有多重的部件来执行其安全相关的功能。
<2> 设备的设计和制造与其所执行的安全相关功能所要求的工业标准的质量分组要求相符合。
<3> 根据ASME }和OM以及相应的技术规格书的要求，这些设备需要定期测试和检查。
<4> 在发生诸如火灾、内部飞射物或管道破裂事件后，PXS仍能执行应有的安全相关功能。
<5> PXS设有相应的防护措施，使其能够抵御诸如地震、龙卷风和水淹等外部事件的影响。
<6> PXS的设计具有足够的可靠性、多重性和多样性，以满足电厂的概率安
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全目标。 1) 概述
非能动堆芯冷却系统（PXS）保护电厂，抵御反应堆冷却系统（RCS ）泄漏及各种尺寸、位置的破裂。PXS具有堆芯余热去除、安全注射和卸压的安全功能。
PXS 通过安全注射系统的三路非能动水源来维持堆芯冷却。这些注射物的来源包括：堆芯补给水箱（CMT）、蓄压箱（ACC）和安全壳内换料水箱（IRWST）。 水被直接注入反应堆压力容器的两个接管， 确保不因冷却管破口而将注射流体旁路掉。IRWST 布置在 RCS 环路的上方，注射水通过重力自流，长时间的工作。正常时 IRWST 有止回阀与RCS隔离。水箱与安全壳空间相通保持着常压，当然在注射之前先要对 RCS 御压。
当来自启动给水系统的余热去除或化容控制系统的补给容量不足或不可用时，PXS提供了与安全相关的安全注射和来自反应堆冷却剂系统（RCS）的余热去除。PXS 设备位于安全壳内。
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非能动堆芯冷却系统
非能动堆芯冷却系统组成如下： ·堆芯补水箱（CMT）
两台CMT是垂直的，圆柱形罐，带半球形顶封头和低封头。由碳钢制成，内衬不锈钢衬里，位于107英尺地板高度，位于连接到压力容器上的DVI管线上方，位于靠近热端底部同一高度。
·蓄压器
两台蓄压器是球罐，内衬不锈钢衬里。位于安全壳里面，在CMT下方的地板上。收集器主要冲有硼酸水和氮气。每个蓄压罐和DVI管道相连。正常运行时，用串联的两
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个截止阀将蓄压器与RCS隔离。
·安全壳内换料水储存罐
IRWST 是大的不锈钢衬里罐，位于反应堆操作平台的下面。罐作为反应堆内部结构的一部分，和钢制安全壳隔离。 IRWST 底部位于RCS的上面。IRWST通过两条DVI管线和RCS相连。 IRWST顶部安有通风管。 ·非能动余热去除热交换器
PXS 配有 100%容量的非能动余热去除换热器（PRHR HX）。PRHR HX 的进/出口与RCS 回路的热/冷段分别相连，PRHR HX 在 蒸汽发生器给水合蒸汽系统扰动瞬间保护电厂。PRHR HX 满足给水丧失、给水管破裂、蒸汽管破裂的安全准则。 IRWST 为 PRHR HX 提供热井。IRWST 的水量可保证吸收衰变余热一个小时也不致沸腾。一旦沸腾，蒸汽便通向安全壳，蒸汽在钢制安全壳内冷凝后又回流到IRWST。PRHRHX 与非能动安全壳冷却系统可长久地去除衰变热而无需运行人员任何干预 ·pH 调节篮
PXS使用四个调节篮来进行安全壳污水坑的Ph控制，篮子由不锈钢制造带前网。
2）非能动堆芯余热排出系统
在非LOCA事件时，非能动余热排出热交换器将应急排出堆芯余热。该热交换器由一组连接在管板上的C型管束和布置在上部(人口)和底部(出口)的封头组成。PRHR
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HX的人口管线与RCS热管段相连接，出口管线与蒸汽发生器的下封头冷腔室相连接，它们与RCS热管段和冷管段组成了一个非能动余热排出的自然循环回路，PRHR HX系统如图所示。
PRHR系统图
PRHR HX的人口管线处于常开状态，并且与热交换器上封头相连。人口管线从热管段顶部引出，通过与第四级自动降压系统ADS-4相连接的三通管上的一个通道，然后管路一直向上到达靠近热交换器人口的高点。正常情况下人口管线处的水温要高于出口管线处的水温。
出口管线上设有常关的气动阀，它在空气压力丧失或者控制信号触发下才会打开PRHR HX的布置(带一个常开的人口电动阀和常关的出口气动阀)使其中充满了RCS的
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冷却剂并处于和RCS一样的压力。热交换器中的水温和安全壳内置换料水箱的水温大致相同，从而在电厂运行期间建立并保持热驱动压头。
热交换器位于高于RCS环路的内置换料水箱内，从而在反应堆冷却剂泵不可用时使冷却剂依靠自然循环流过热交换器。PRHR HX的管道布置也允许在反应堆冷却剂泵运行时运行热交换器。反应堆冷却剂泵的运行可以使冷却剂以自然循环的方向强制循环流动。内置换料水箱为热交换器提供热阱。
尽管在热交换器管道内不太可能积聚气体，但是在人口管道上部还是设有 竖直的短管用作气体收集室。当气体在这个区域中收集到一定程度后，位置传感器会向主控室发出指示信号。操纵员打开手动阀将气体释放到安全壳内置换料水箱内。
非能动安全壳冷却系统和PRHR HX一起为堆芯提供长期冷却。当内置换料水箱内的水温到达饱和温度(大约两小时内)后，水箱内的水开始向安全壳内蒸发。
PCS将蒸汽冷凝，冷凝下来的水由一个布置在运行平台标高处的安全相关的水槽收集。水槽内的水通常排向安全壳地坑，但是当PRHR HX启动后，水槽排水口排向地坑的隔离阀将关闭，水槽中的水将溢出而直接返回到IRWST 。凝结水的回收能长期维持非能动余热排出热交换器的热阱。无论反应堆冷却剂泵运行与否，PRHR HX设计为在36小时内将冷却剂的温度冷却到420 F。在这样的条件下，RCS得以降压，冷却剂管路之间的应力也能够降到一个较低的水平
PRHR HX用以维持安全停堆状态。它把RCS的衰变热和显热分别通过IRWST中
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的水、安全壳内的空气和钢制安全壳容器传递到作为最终热阱的安全壳外的大气中。当IRWST的水达到饱和温度而开始蒸发时，即开始向安全壳内空气和安全壳传热。
3) 非能动安全注人系统
非能动的安全注人系统(Passive Safety Injection System)在非LOCA的情况下，可对RCS进行补水和硼化，在LOCA情况下可对RCS进行安全注人。 <1>RCS应急补水和硼化
对于发生的非LOCA事件，当正常补给系统不可用或补水不足时，堆芯补水箱对RCS提供补给和硼化。两个堆芯补水箱都位于安全壳内稍高于RCS环路标高的位置。当蒸汽管线破裂后，堆芯补水箱中的硼水能够为堆芯提供足够的停堆裕度。每个堆芯补水箱都贮有18 700 gal ( 70.8 m3 )①浓度为3 400-v3 700 ppm的浓硼水。
CMT通过一根注人出口管线和一根连接到冷管段的压力平衡人口管线分别与RCS相连。出口管线由两只常关的并联气动隔离阀来隔离，这些阀门可由失压、失电或者由控制信号触发打开(气动隔离阀为FO设计)。堆芯补水箱的出口隔离阀与非能动余热排出热交换器出口隔离阀不同，它们具有不同的球阀阀体和不同类型的气动装置，以满足多样性的要求。来自于冷管段的压力平衡管线是常开的，从而维持CMT处于RCS的压力，以防止CMT开始注入时发生水锤现象。
压力平衡管线与冷管段的顶部连接并且一直向上延伸至堆芯补水箱人口的高点。通常，压力平衡管线中水温其CMT出口管线中的水温高。CMT底部的出口管线连接到压实用文档
力容器直接注人(Direct Vessel Injection, DVI)管线以完成向反应急堆芯的安全注人，DVI连到反应堆压力容器的下降段环腔。安全触发信号打开CMT出口管线上的两个并联阀门，使CMT与RCS接通。
CMT有两种运行模式:水循环模式和蒸汽替代(补偿)模式。在水循环模式下，来自冷管段的热水进人堆芯补水箱，箱中的冷水注人RCS。这将使RCS硼化并增加其水装量。在蒸汽替代模式下，蒸汽通过压力管线进人堆芯补水箱，补偿注人RCS的水。如果冷管段排空，则冷管段只有蒸汽流。
堆芯补水箱的运行模式取决于RCS的条件，主要是冷管段是否是排空的。当冷管段充满水后，其压力平衡管线也就充满水，这时以水循环模式来进行安注。如果RCS的水装量减少以致冷管段排空，则蒸汽通过冷管段压力平衡管线进人CMT，开始蒸汽替代(补偿)循环模式。
在发生诸如蒸汽管道破裂后，由于破裂导致二回路系统带走的能量增加，RCS温度和压力降低。负慢化剂温度系数效应将导致堆芯停堆裕度减少。当假设反应性最大的一束控制棒组件处于完全提出位置时，反应堆有可能重返功率。在该事件后，CMT动作，通过水循环注人硼水，缓解反应性瞬变并提供要求的停堆裕度。
在蒸汽发生器传热管破裂时，CMT安注和蒸汽发生器满溢保护逻辑一起，通过平衡RCS和蒸汽发生器二次侧之间的压力来终止RCS向蒸汽发生器泄漏。这个过程不需要ADS的动作和操纵员的干预。在蒸汽发生器传热管破裂时，CMT以水循环模式运行，
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提供硼水来补偿RCS装量的损失并使其硼化。在泄漏率达到10 gal/min(2. 27 m3/h)时，PXS向RCS提供补水从而使ADS动作至少延迟to h。在ADS动作后，PXS能提供足够的硼水来补充RCS的收缩并使其硼化。
应急补水和硼化运行示意图
<2>LOCA事故下非能动安全注入
在发生失水事故时，PXS使用四种不同的水源进行非能动安注: (1) CMT在长时间内提供相对高流量的安注。 (2)安注箱在数分钟短时间里提供相当高流量的安注。 (3) IRWST提供更长时间的低流量安注。
(4)在上述三个水源安注结束，安全壳被淹后，安全壳系统成为最终的长期
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冷却热阱。
在LOCA期间，它们提供和事故严重程度相匹配的安注流量。在更大LOCA中，ADS动作后，冷管段将被排空。在这种情况下，CMT在最大安注流量下运行，蒸汽通过压力平衡管线进人CMT。
CMT的出口管线上设有并联的出口隔离阀，其下游是两只串联的止回阀。不管管线内有无补水，它们保持常开。在冷管段或压力平衡管线发生大LOCA事件时，止回阀防止安注箱的水由于堆芯被旁路而倒流进入CMT。
对小LOCA，开始时冷管段处于满水状态，CMT在水循环模式下运行。在这种模式下，CMT是满水的，但是冷的硼水被含硼量较少的冷管段热水排走。水循环模式为RCS提供补水和有效硼化。随着事故的发展，当冷管段排空时，CMT切换到蒸汽替代模式继续安注。
IRWST位于安全壳内稍高于RCS环路管线的高度。只有在第4级ADS启动或LOCA使得RCS降压，其压力与安全壳内压平衡后，对RCS的安注才能进行。IRWST安注管线中的爆破阀在收到第4级自动降压信号后自动打开。和爆破阀串联二的止回阀在反应堆压力降到低于IRWST压头时打开。
在ACC , CM}}以及IRWST注人后，安全壳被淹，其水位高度足以满足依靠重力通过安注管线重新返回到RCS以实现再循环冷却。
当IRWST的水位降到一个低水位时，安全壳再循环爆破阀自动打开，建立从安全
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壳地坑到反，应堆的另一水流通道。当安全壳再循环管线阀门打开并且安全壳淹没水位足够高时，安全壳再循环开始。
安全壳地坑水再循环的开始时间由于事故的不同而变化较大。在DVI管线破裂时，破损安注管线使IRWST的储水通过破口而喷出，而另一完好的DVI管线则向RCS安注。在这种情况下IRWST的排水更快，再循环可以在几小时后建立。在其他管线没有破裂、系统自动降压以及凝结水返回IRWST的时候，IRWST的水位降低很慢，再循环可能在几天后才会开始。
4)自动降压系统
<1>ADS第1级至第3级：AP1000 的反应堆冷却剂系统RCS稳压器除设置有2 个弹簧式稳压器安全阀外，还设置有2×3 组稳压器卸压阀组（即前3级ADS），每一组由一个电动控制阀（常闭截止阀/节流阀）和一个电动隔离阀（常闭闸阀）串联，共12台阀门，电动隔离阀布置在电动控制阀的前面。ADS前三级阀门通过喷淋器下泄至安全壳内置换料水贮存水箱IRWST，并且设计允许其通过足够大的排泄流量，并产生一个可以接受的压力下降，以满足ADS的性能要求。喷淋器系统的安装消除了对IRWST和其他装置不合理的或过度的动力载荷。
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<2>ADS第4级：2×2 组主管道安全卸压隔离阀组，每组由一个电动闸阀（常开）与一个爆破阀Squib Valve串联，与RCS热管段相连。电动闸阀布置在爆破阀的前面。共8台阀门。
<3> ADS系统共计20台阀门。
三．非能动安全壳冷却系统
非能动安全壳冷却系统 PCS 为反应堆提供了最终的热井。PCS 可在事故发生后对安全壳进行有效的冷却，从而保证安全壳不超压并迅速降压。钢制安全壳提供了热交换表面，将安全壳内部的热量发散到大气中。热量被循环不断的自然空气气流带走。在事故持续期间，安全壳内的空气冷却还可通过水的蒸发来得以强化，水从安全屏蔽厂房实用文档
顶部的水箱流出。
双层安全壳结构是PCCS 赖以工作的根本，安全壳的内层为45 毫米厚的钢质安全壳起密封及承压的作用。外层为钢筋混凝土结构用以抵抗外部侵害。在内/外层安全壳之间布置有一层空气导流板以帮助建立非能动空气自然循环。
在安全壳的顶部布置有PCCS 水箱其中共设三路喷淋阀在仪电系统故障情况时处于安全有利开启位置。由于事故初期是安全壳内热量积聚最严重的阶段也即最需要对安全壳提供冷却，为此水箱内四组在不同标高布置的立管可非能动地自动调节冷却水的流量，随水箱水位的降低，流量也呈阶跃性减少，水流形成的水幕对钢质安全壳外表面进行的强冷可达72 小时之多。当然如果有必要还可通过厂区固定消防水系统及可移动供水装置对PCCS 水箱再充水，在水箱的水用完后便可由自然空气循环在带走安全壳内的衰变余热。研究表明即使没有冷却水仅依靠自然空气循环就能保证假想的堆芯损坏严重事故工况下安全壳的完整性。PCCS 极大地减少了安全壳完整性评估时的不确定因素。这是AP-1000 严重放射性泄漏的安全性大大优于当今核电站的根本所在。 1）系统描述
非能动冷却系统(PCS)由水储存箱，连同安全壳屏蔽厂房结构，和将水从水储存箱送到安全壳壳体的管道和相关的仪表、管道和阀门构成。
PCS也包括补助水储存箱，再循环泵、再循环水管，以及供热和化学添加的管道。 屏蔽厂房的气流由空气导流板结构提供，其在屏蔽厂房和安全壳之间，围绕着安全实用文档
壳的上半部分。气流通路包括空气入口，空气/蒸汽排除口。
PCS利用钢制安全壳作为热传递表面，蒸汽冷凝在钢壳内表面，热通过钢壳传导。钢壳的外表面被水和空气冷却，利用钢制安全壳作为热交换表面，蒸汽冷凝，将热传导到钢制安全壳上。接着通过对流、辐射和质量传递热交换机置，热的钢制安全壳的外表面被冷却。，通过空气的自然循环作为热函和水蒸气的热能量被带走。嵌入屏蔽厂房结构，安全壳上方的储存水箱的水，通过重力排放将安全壳壳体弄湿.这个操作自动开始来响应高的安全壳压力和温度测量。PCS 利用了钢制安全壳，围绕安全壳的混凝土屏蔽墙和两者之间的空气导流板。
2） PCS的主要元件和结构:
• 非能动冷却水储存箱(PCCWST), 它和安全壳上的屏蔽厂房合成一体 • 空气导流板，位于钢制安全壳和混凝土屏蔽厂房之间，它规定了屏蔽厂房结构实用文档
的自然循环冷却气流路径。
安全壳空气导流板安装在整个混凝土屏蔽墙内的上环部分，在整个非能动安全壳冷却系统（PCS）中，安全壳空气导流板主要作为空气流动的边界。整个空气导流板将混凝土屏蔽墙和钢制安全壳之间的空间分为了两个部分：外环-屏蔽墙与空气导流板之间的空间、内环-空气导流板与钢制安全壳之间的空间，为整个安全壳非能动冷却系统提供空气流通的途径。
在设计基准事故（DBAS）时，钢制安全壳的外表面将把大量的热能转移到空气导流板与钢制安全壳之间的内环空气中去。高温低密度的热空气在内环形成上升气流并最终通过散流器排出，而低温高密度的冷空气通过安装在混凝土屏蔽墙上进风百叶窗进入屏蔽墙与空气之间的外环空间，并形成下沉气流直到空气导流板底部。
• 屏蔽厂房结构包括空气入口和排气孔。
• PCS 水分配设备，安装在钢制安全壳的外部穹顶上，用来将水流分到安全壳的外表面。
• 一套PCS 水储存罐排放立管和从PCCWS到水分配系统提供了水流方向的PCS 管道和隔离阀。
• 两个再循环泵和相关管道，阀门和仪表，来循环PCCWST 水用于化学添加来控制罐水的化学性和用于结冰保护的加热水。
PCS 也包括非能动安全壳冷却补助水储存箱(PCCAWST)
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3） 非能动安全壳冷却系统执行下述安全相关功能: ·最终热阱
非能动安全壳冷却系统在任何导致安全壳内压力与温度剧增的设计基准 事故后，排出安全壳内大气的热量，并传递至环境。
这些设计基准事故包括反应堆冷却剂丧失、一根蒸汽或给水管道破裂。非能动安全壳冷却系统为非能动余热排出热交换器的长期运行提供热阱。
· 降低安全壳压力与温度
通过将安全壳大气中的热量传递至环境，限制并降低失水事故或安全壳内蒸汽发生器二次侧管道破裂(蒸汽或给水系统)后安全壳内的温度和压力。
· 减少裂变产物的释放
非能动安全壳冷却系统通过减小安全壳大气与环境的压差，减弱了裂变产物从安全壳泄漏的驱动力，限制了事故后放射性的释放。
· 乏燃料池及消防水的贮存与供应
非能动安全壳冷却系统提供了一个抗震级的补水源，可供水给丧失冷却的乏燃料池。同时提供了一个有限储水容量的、抗震级的防火水源。
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4） 事故后运行
接到安全壳高一2压力信号后，非能动安全壳冷却系统的事故后运行自动启动。由于冷却空气流道常开，只要开启三个常关隔离阀中的任意一个，不需要其他动作即可启动系统，即启动事故后排热功能，非能动安全壳冷却系统亦可由操纵员在主控室或远程停堆工作站手动启动。系统的启动包括开启常关的水箱隔离阀。储水箱中的水流向钢制安全壳壳体外表面的顶部。水流由重力提供，分配至安全壳壳体外表面，并在安全壳容器的弯顶和壁面形成水膜。隔离阀设置在三条多重管线上，这样一条管线上一个部件的失效并不会影响其他并列阀门的可运行性或整个系统的功能。
洒向安全壳外表面的初始水流量约为495 gal/min<112. 34 m3/h)，满足设计基准LOCA或主.蒸汽管破裂事故下安全壳短期冷却的要求，并能限制和降低安全壳压力。流量随时间自动减小并至少持续72 h。流量变化仅取决于水箱中水位的下降。事故72 h实用文档
后，操纵员手动连接辅助水箱至非能动安全壳冷却系统再循环泵的人口，将水泵人储水箱以延长靠重力输送的水量。辅助水箱中的水装量足以维持安全壳冷却水以最小需求流量额外供应4天。
容器壁上没有蒸发的水流人安全壳内环廊底部的地漏。在假定的大LOCA事故后，安全壳卜压力和温度迅速升高，在整个PCS运行期间，洒向安全壳壳体的大部分水将蒸发。对于导致安全壳压力和温度缓慢升高的事件，PCS初始大水流的大部分将不会蒸发。然而，在第一根PCS立管露出水面后，洒水流量逐渐与堆芯余热的排出相适应，其流量中有大部分水蒸发。如前文所言，多重的环廊地漏将所有剩余的水从上部环廊引出。
沿安全壳容器外壁向上的空气自然循环流道常开，空气流的引入或空气流量的调节均不需要操纵员的干预。自然循环空气流道开始于屏蔽构筑物进气口，大气通过混凝土结构开口水平流人。空气流过固定的百叶窗，转过900后向下进人安全壳/屏蔽构筑物外环隙。该外环隙由外侧混凝土和内侧可移动的空气导流板构成。在空气导流板底部，设置弯曲的叶片有利于向下的气流转向1800，导致向上流人安全壳内环隙。该内环隙由外侧空气导流板壁和内侧钢制安全壳容器构成。空气向上流过内环隙，沿着压力容器钢制壳体的外表面到达钢制安全壳容器顶部，之后空气通过屏蔽构筑物烟囱排放。沿安全壳壳体向上流动的空气增强了安全壳湿的钢制外表面上水的蒸发，大大增加了系统降低安全壳内蒸汽/空气混合物压力及温度的能力。
在乏燃料池冷却系统长期失效且其他冷却方式不可用的情况下，非能动安全壳冷却
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系统可向乏燃料池提供补水以提供持续的水量及移出热量。在非能动安全壳冷却系统不需运行时，储水箱可由操作员手动接人向乏燃料池补水。储水箱和乏燃料池之间装有长期补水接口。辅助水箱和系统再循环泵也可由操作员手动接人并驱动，从而向储水箱或安全壳容器弯顶以及乏燃料池补水。
四．主控室人员适留系统
1）可居留性系统提供电站的可居留功能，由下列一些子系统组成： • 核岛非放射性通风系统（VBS） • 主控室应急可居留系统（VES） • 放射性监测系统（RMS） • 电站照明系统（ELS） • 防火系统（FPS）
2）当交流电源可用时，主控室、技术支持中心、仪控室、直流设备室、蓄电池室的加热、通风、空调由核岛非放射性通风系统提供。当失去交流电源时，导致核岛非放射性通风系统不可用，或者监测到主控室放射性超标时，非能动主控室应急可居留系统向主控室提供应急通风，并保持主控室压力。主控室应急居留系统也为主控室、仪表和控制室、直流设备间提供应急非能动热阱。
3) 主控室环境的放射性监测由放射性监测系统提供，烟气探测由核岛非放射性通风系实用文档
统提供，应急照明由电站照明系统提供。
4) 主控室设计基准
• 可居留系统能够保持主控室环境适宜居留，能够在假想事故期间延长居留时间，提供要求的放射性释放的防护。
• 主控室设计能够承受安全停堆地震和设计基准龙卷风的影响。 • 主控室提供可居留能力最多可以到11 人。
• 在假想事故期间，主控室人员的放射性照射剂量不超过总设计准则19 限定的剂量（全身剂量不超过5 雷姆，或相当于身体任何部位的当量值）。
• 主控室居留达11 人时，应急居留系统能够保持二氧化碳的浓度低于0.5%。 • 可居留系统能够探测到外部火灾、烟气、放射性气体，并能够为主控室人 员提供保护。
可居留系统个子系统能够自动动作，烟气探测器、放射性探测器，以及相关的控制设备根据需要安装在电站的不同位置，提供系统运行支持。
5) 主控室描述
主控室应急居留系统空气贮存箱能够为主控室提供要求的空气流量，使主控室满足通风和压力要求，可以达到72 小时。正常的系统补给由压缩仪表空气系统中可提供呼吸质量要求的压缩机来提供。非能动主控室可居留系统主要由压缩空气贮存箱（32 个）、手
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动隔离阀、压力调节阀、流量测量孔板、遥控操作隔离阀等组成。房间墙壁和顶棚的混凝土是主要的非能动热阱，为了增强主控室房间顶棚的热吸收能力，在混凝土的表面安装有金属网格，上面装有金属感光板，加大房间热量向混凝土的传输。非能动热阱可以在失去核岛非放射性通风系统后72小时内限制主控室房间温度的升高。若72 小时后还不能为核岛非放射性通风系统恢复供电，可以启动运行两个主控室辅助风扇的其中一个，向主控室提供外部空气，保持主控室的可居留性。
五．非能动安全壳裂变产物去除系统
AP1000利用非能动驱动的自然过程显著地降低了设计基准事故后安全壳大气中的放射性裂变产物的量。由于沉降、热传导导致的放射性沉积去除和水蒸气冷凝导致的放射性沉积去除等自然去除机制，导致APlOOo在设计基准事故后，在安全壳大气内实用文档
的裂变产物总量减小。此外，非能动安全壳冷却系统(PCS>的运行，会增强自然去除的效果;非能动堆芯冷却系统(PXS>的运行，有助于碘在安全壳低处水中的滞留;AP1000钢制安全壳的贯穿件数量较少，也使安全壳泄漏率降低;不需要事故后通过安全壳外的管道、阀门、泵或热交换器的流体再循环，也就消除了事故后重大的潜在泄漏源。所有上述原因，使得不再需要一个安全相关系统来去除假想事故后安全壳内的放射性。
运行工况如下：
1） AP1000 在设计上没有安全相关的安全壳喷淋系统用于去除安全壳大气中粒子和元素碘。安全壳大气中活性物质的去除完全靠自然的过程（如沉淀、扩散、热迁移等）。
2） 安全壳大气中绝大多数非气态活性物质最终沉积在安全壳地坑冷却水中，地坑冷却水的PH 值由PXS进行调节，使得地坑冷却水PH 值大于7.0，可以将碘长期滞留在地坑内。
3） 在严重事故管理中，防火系统提供了非安全相关的安全壳喷淋功能限制裂变产物的释放。由于非安全相关的设计特点，在事故分析中（包括剂量分析）不做考虑。
4） 非安全相关安全壳喷淋系统的水源来自二次侧防火系统水箱，由电动或柴油机驱动的防火系统泵送消防水，通过消防集管延伸至安全壳内安全壳喷淋管路在安全壳环吊上布置有2 个环形喷淋管，每条喷淋管上装有多个喷嘴。
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5） 在电站正常运行时，在安全壳内防火系统水源与防火系统的主水源由隔离阀隔离，安全壳喷淋系统管道内没有压力。根据严重事故管理导则，操作员触发防火系统的安全壳喷淋设施，操作员在主控室或遥控停堆工作站遥控打开安全壳内隔离阀，紧跟着操作员手动打开安全壳外的手动隔离阀，安全壳喷淋系统投入运行。安全壳喷淋系统根据情况可以随时终止运行，通过遥控关闭安全壳内隔离阀或手动关闭安全壳外的隔离阀。
六．安全壳氢气控制系统
安全壳氢控制系统的作用是限制安全壳内的氢浓度，以免危及到安全壳的完整性。在发生严重事故时，假定100%的燃料包壳与水发生反应，产生大量的氢，尽管由辐照分解或金属腐蚀也产生一定量的氢气，但燃料包壳和水反应仍是最重要的。安全壳氢控制系统使得安全壳内氢在低于燃烧限值前促进氢燃烧，防止在较高的氢浓度下燃烧，保持安全的完整性和安全相关设备也能够保持可用。
安全壳氢气控制系统执行以下非安全相关功能:
·在设计基准LOCA事故后限制和降低安全壳内的氢总体浓度。 ·在严重事故后，为防止氢爆燃或爆炸提供纵深防御。 ·在正常运行和设计基准事故后，监测安全壳大气中的氢浓度。 ·在堆芯恶化或堆芯融化事故期间及以后，通过局部点燃释放出来的氢来 防止安全壳内氢总体浓度达到可燃限值。 实用文档
1） 氢浓度监测子系统
氢浓度监测子系统由3 个氢探测器组成，探测器布置在穹顶的上部，系统的三个探测器设置为非IE 级，提供事故后监测功能。氢探测器由非IE 级电源供电，氢浓度在主控室内连续显示，此外，在主控室内提供氢浓度高的报警信号。氢监测子系统具有足够宽的氢浓度监测范围，直到20%氢浓度。
2） 氢复合子系统
氢复合子系统在设计上能够处理假想LOCA 事故情况下产生的氢气。氢复合子系统由两个非安全相关非能动自动催化复合器（PAR）组成，分别布置在安全壳内操作平台上方，布置在自然对流的主上升流区,共2个。非能动自动催化复合器结构简单，没有动作部件，不需要电源等其他支持系统，若反应物（氢和氧）存在，自动动作。通常氢氧通过快速燃料进行复合，需要较高的温度（大于600°C）。但如果有催化材料（如钯族材料）“催化燃烧”可以在低于°C 情况下进行。非能动自动催化复合器使用钯或铂作为催化剂。当催化剂在干燥状态下接触到氢气和氧气立即发生催化反应，当催化材料是湿的，也只有很短的时间延迟。非能动自动催化复合器可以适应较大范围的环境温度、反应物浓度（富集的或贫乏的，氢氧浓度小于1%）以及蒸汽含量（蒸汽浓度可以大于50%）。已经过验证，非能动自动催化复合器对于LOCA 事故后使安全内氢积聚减至最低是非常有效的。
3)氢点火子系统： 实用文档
使氢气在可控方式下燃料掉，防止发生爆燃可能性，爆燃导致安全壳内较大压力。 当发生事故快速产生大量氢气时，超出复合器的复合能力时，氢点火系统发挥作用。在假想的堆芯熔化（严重事故情况下）会产生大量的氢气，极限情况100%锆燃料包壳与蒸汽反应产生氢气，该反应需要几个小时完成，点火
器能够在氢浓度（体积比）低于10%时触发氢燃料，防止氢浓度超过限值。
氢点火子系统由64 个氢点火器组成，分布在整个安全壳内，既然氢点火器在设计上用来对付低可能性的严重事故，氢点火子系统是非IE 级的。尽管是非IE 级，但在点火器的分布，电源供应的设计上，尽量减少安全壳或单独隔间内点火器功能的丧失，点火器被分成两个电源组，每组电源正常由厂外电供电，厂外电不可用时由厂内非重要柴油机供电，当柴油机故障时，将由非IE 级蓄电池提供大约4 小时点火器运行之需。 点火器的布置依据氢气在安全壳内的传输和氢气燃烧的特点，安全壳内每一个封闭区域至少安装两个点火器。氢点火器的数量和位置选择考虑了严重事故期间安全壳内氢气的行为，重点考虑氢气可能的传输路径和氢气燃料的物理条件。
七．非能动反应堆压力壳防熔穿系统（IVR）
除上述非能动安全设施外，将熔融堆芯滞留在压力容器内(IVR)是APl000非能动核电站采用的一项重要的对付严重事故策略。
它保证第二道屏障－压力容器不被熔穿，避免了堆芯熔融物和混凝土底板发生反
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应，以及堆外蒸汽爆炸，保证了安全壳的完整性，使放射性向环境释放的概率降到最低。 非能动型核电厂由于其包含了促进反应堆压力容器外部冷却的特性因而特别适合于把堆芯熔融物滞留在压力容器内。下图给出了AP1000核电厂的反应堆压力容器、堆腔、反应堆隔热和通风排气的布局示意图。这种布局有利于堆芯熔融物在压力容器内的滞留。
布局的优良特性：
①当压力下降后以后，可靠的多级反应堆冷却剂统只会使容器壁产生较小的应力; ②压力容器下封头上没有贯穿件使反应堆压力容器不会产生除容器壁本身的蠕变失效外的其它失效模式;
③用专门引自安全壳内换料水贮存箱的水充淹反应堆腔以淹没压力容器直至冷却剂环路的上方;
④反应堆压力容器隔热设计概念为压力容器的水冷却和从堆腔排放蒸汽提供了专设通道。
堆腔设计：
①对AP1000先进核电厂进行堆芯熔融物堆内滞留(IVR)的分析结果表明，采用设计成能增加底封头表面和充分水淹的堆腔冷却极限的AP1000反应堆隔热层，AP1000核电厂通过反应堆压力容器外的冷却为IVR的防失效提供足够的裕度。
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②AP1000的设计主要依靠安全级的RCS降压能力和堆腔淹没能力来预防高压熔堆和反应堆压力容器破裂。如果万一发生压力容器破裂时，AP1000堆腔的设计能够承受压力容器外严重事故现象相关的载荷而不会使安全壳早期失效。
在发生堆芯熔化的严重事故情况下，堆腔淹没系统将水注入堆腔，淹没堆腔的水，从金属保温层低部的入水口进入压力容器和金属保温层之间的夹缝，从外部冷却反应堆压力容器，有效地冷却堆芯熔融碎片。
从外部冷却压力容器的水，吸收热量后，产生泡核沸腾形成两相混合流体，有效地冷却堆芯熔融碎片，使堆芯熔融碎片滞留在压力容器内。
在压力容器外侧被水淹没时，热熔穿的损坏机制是沸腾危机，它发生在下封头热通量超过该处的临界热通量，然后突然从泡核沸腾转向膜状沸腾。膜状沸腾的特征是很低的传热系数，造成壁表面温度大大升高。此时，钢基本上失去了所有强度，即使在中等机械载荷下也变得易于蠕变和不稳定性。所以，容器壁的热通量一定要小于临界热通量。只要不发生沸腾危机，以及在容器内低压情况下，不会发生因热载荷作用下壁厚减薄而实用文档
造成结构损坏。
八．AP1000与EPR面对严重事故关键措施比较
EPR堆芯捕集器
在发生堆芯熔化的严重事故情况下， EPR压力容器外堆芯熔融物回收装置，用于熔融物的扩散，使熔融物能够在一个大的区域得到长时问的冷却和固定。展开区位于安全壳内的一个专设隔间内。以避免在压力齐器熔穿时受到影响。
该隔间通过一个可熔化的塞体与堆坑隔开。为适应长时间的工作要求，应其备余热导出的能力，以排出大约200 t的熔融物所带来的热量(约35MW)。 (1)堆坑内的堆芯熔融物性能
对堆坑内熔融物性能研究的目的在于，了解与靠重力从压力容器溢出的熔融物瞬态有关的的不确定性以收集所有材料，以便能够在塞体熔化后“仅一次”熔融物便能扩散到展开区中。通过在堆坑内选择和放置牺牲性混凝土来确保暂时滞留，牺牲混凝土消熔要充分缓慢地进行以确保在流出前大部分熔融物长时间留在在堆坑内。 (2)堆芯熔融物向展开区的扩散
为了在展开区获得完整均匀的堆芯熔融物分布，只需一个很小的塞体在热效应卜熔化就会使在堆坑底部聚积的熔融物快速扩散到展开区（截面2.4平方米）
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(3)堆芯熔融物长期的冷却和ill定
本阶段对于事故管理足必需的。应该注意的是：在170平方米展开区的材料厚度大约为30cm。展开区由金属结构组成（下部有循环水冷却通道)，表面掩盖有一层“牺牲性”混凝土做保护(厚10cm)。牺牲混凝土层消熔时问将足以确保展开区破水非能动地淹没。在展开区的堆芯熔融物和牺牲混凝土的互相作用形成了堆芯熔融物的层形结构，其氧化物部分在金属部分的上面。
在上部由于堆芯熔融物的被淹没，在下部由于散热片金属结构和循环水冷却通道的冷却，使堆芯熔融物在几小时内保持稳定并在几天内得到固化。应该指出的是。展开区初步设计时取消耐耐高温材料可使熔化物几天就凝固，而不是约1个月。
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IVR与堆芯捕集器比较表
技术成熟度 预期效果 AP1000 开创性 堆芯熔融物堆内持留（堆内冷却） 冷却方式 堆腔气液的换热和RCS 应急使用速度 冷却速度 堆芯产生碎片 压力降低后，RCS提供充分的冷却 EPR 开创性 引导到扩展区（非能动堆外冷却） 散热片金属结构和循环水冷却通道的冷却 压力容器穿透时 几天后固化 实用文档
冷却空间 碎片产物 压力容器内 堆芯熔融物 13×2.4立方米 堆芯熔融物与牺牲材料形成的氧化物 放射性 后处理难易 小 难 大 容易
在防止安全壳超压和底板熔穿的设计方面，AP1000采用非能动安全壳热量排出系统和堆芯熔融物堆内持留(In-Vessel Rentention, IVR)的措施，而EPR采用的是能动的安全壳热量排出系统和非能动的堆外冷却措施。AP1000的安全水平高于EPR的安全水平。人因失误占堆芯熔化频率的份额，EPR为29 ，AP1000仅为7.74,EPR高于AP1000 。这是因为事故后操纵员的宽限时间EPR为30 min而AP1000为72 h。因实用文档
此，AP1000与EPR相比，操纵员有更充裕的时间来处理事故，降低了操纵员操作失误的概率。
EPR采用双层安全壳，外层是钢筋混凝土壳，内层是带钢衬里的预应力混凝土壳。其设计的主要特点是:
设有专门的底板保护装置，发生严重事故时，堆芯熔融物熔穿压力容器后被导流到一个面积约170 m2的展开区，安全壳内换料水池的水以非能动的方式流到展开区，冷却熔融物，防止底板熔穿，保持安全壳的完整性。
A P 1000的非能动安全系统能够在无操纵人员行动以及无交流电源的条件下维持长期的事故缓解。对于极限设计基准事故，在安全壳内用于再循环冷却的堆芯冷却剂装量以及堆芯的硼化足以维持至少30天时间。对于堆芯熔化的超设计基准事故，AP1000为防止压力容器失效，考虑了用安全壳内换料水贮存箱内的水淹没反应堆腔和反应堆压力容器的事故管理策略。
在假想的严重事故期间，用水冷却压力容器的外表面并防止在下封头处的堆芯熔化碎片熔穿容器壁而进人安全壳。将堆芯熔融物保留在压力容器内可以防止容器外严重事故现象，如堆外蒸汽爆炸和堆芯物与混凝土的化学反应的发生，进而保护了安全壳的完整性。对A P 1000先进核电站进行堆芯熔融物堆内滞留(IVR)的分析结果表明，采用设计成能增加底封头表面和充分水淹的堆腔的冷却极限的A P 1000反应堆隔热层，A P 1000核电站通过反应堆压力容器外的冷却为IVR提供了足够的失效裕度。
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EPR在设计中考虑了假想堆芯熔化事故，采取措施防范高压熔堆和氢气爆燃，并采用一个专门的扩散区域使堆芯熔融物得以长期冷却，还加强了安全壳结构的强度以抵御不太可能出现的压力积聚，确保在短期和长期堆芯熔化事故时防止大规模放射性释放的发生。
EPR设有防止高压熔堆的专用卸压阀，经高温运行鉴定，即使在发生稳压器卸压管线故障的情况下，这些阀也能保证反应堆冷却系统快速卸压。
EPR考虑了发生堆芯熔融物在压力容器外扩展的情况，设有专门的堆芯扩散冷却区，并且表面覆盖有“可牺牲材料”作保护层，其下部装有循环水冷却通道，保护核岛基础底板免受任何损害。
由上可以看出，IVR比堆芯捕集器安全性更高，减少人因失误是AP1000的最突出的一点，大大降低了严重事故的概率，压力容器破裂概率也更低。但万一发生压力容器穿透事故，其应对措施明显不足。IVR把堆芯物控制在一定范围内，堆芯捕集器是把堆芯熔融物引导到指定区域内，更加积极主动。
参考文献
中文：【1】 林诚格等编，非能动安全先进核电厂AP1000[M]，原子能出版社，2008
【2】 AP1000技术手册,中核二三建设公司三门项目部
【3】 AP1000设计成熟度及对中广核工程适应性研究报告，2003 实用文档
【4】 核电-EPR先进核电技术专刊,2005
【5】 郭景任，杨孟嘉，AP1000与EPR专设安全系统的差异性比较和分析[J],2008 【7】 核电- AP1000先进核电技术专刊
英文：【8】 Westinghouse AP1000 advanced passive plant[J],2006
【9】 非能动安全先进核电站-AP1000宣传手册（英文）
【10】Analysis of safety margin of in-vessel retention for AP1000[J],2010
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