非能动安全系统：
利用自然界的规律及工质的物理特性，如物质的重力、流体的对流、扩散等原理，设计不需要专设动力源驱动的系统（特别是安全系统），以适应在应急情况下冷却和带走堆芯余热的需要。这样，既使系统简化，设备减少，又提高了安全度和经济性。这是革新反应堆型的重大改进，代表了核安全发展方向。
在核电站中，任一系统的功能都靠相应的部件来实现。
在核电站中，一般将部件分为能动部件与非能动部件。依靠触发，机械运动或动力源等外部输入而行使功能，因而能以主动态影响系统的工作过程，称能动部件。如泵，风机，柴油发电机组等。
无需依赖外部输入而执行功能的部件称非能动部件。非能动部件内一般没有活动部件。如管道，孔板，换热器等。如果某一非能动部件的设计、制造、检查和在役检查均能保证很高的质量水平，则可不必假设它会发生故障。
非能动安全性是建立在惯性原来,如泵的惰转,重力法则,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,即安全功能的实现不需要依赖外力!
AP1000非能动安全系统 AP1000 设计的革命性变化在设计理念上，这就是采用非能动方式简化安全系统。核电站安全系统有能动安全和非能动安全之分，其区别在于这些系统的安全功能的实现是否依赖外界的电能或动力以及人员的操作。当前运行中核电站的安全系统大都是能动的。非能动安全概念是20世纪80年代提出的一种旨在提高核电站安全性和可靠性的新概念。非能动安全系统安全功能依靠状态的变化、储能的释放或自主的动作来实现，如利用流体被加热或蒸发、冷却或冷凝而产生的密度差形成驱动压头或位差形成的重力压头，无需任何外部动力，在事故工况下，实现应急堆芯冷却和安全壳喷淋，导出堆芯和安全壳内的热量，确保安全壳的完整性。在保留现有核电站的主要工艺技术的基础上，非能动安全概念的引入，使核电站安全系统的设计发生了根本的变化。这种非能动安全系统不仅简化了专设安全设施，而且可以减少人员干预而可能产生的误动作，改善了人机关系，提高了核电站的安全性。这一设计理念的更新，还使核电厂成本显着下降。正是基于这种设计理念，西屋公司推出AP600和AP1000类型电厂。 一、非能动堆芯冷却系统 AP1000非能动堆芯冷却系统包括非能动余热去除系统和安全注入系统。与传统压水堆应急堆芯冷却系统相比，AP1000非能动堆芯冷却系统除了具有安全注射和应急硼化的功能外，还具有堆芯应急衰变热导出和安全壳pH 值控制的功能，替代了传统压水堆辅助（应急）给水系统和安全壳喷淋系统的部分功能。 在反应堆冷却剂系统中，引入一个非能动热交换器。当冷却剂泵失效时，水流自然循环到该热交换器，后者将热量载带到安全壳内的换料水箱（IRWST）。传热过程无需动力。当IRWST达到饱和时，向安全壳大气蒸发，非能动安全壳冷却系统动作，冷凝水沿壳壁流回环料水池，可以实现长时间的堆芯冷却。 安全注入系统由两台堆芯补给水箱（CMT）、两台安全注射箱和IRWST 组成，连接于反应堆冷却剂环路并充满硼水，注射依靠重力和气体储能的释放。当正常上充水系统失效时，可应付小泄漏及由失水事故引起的大泄漏，CMT、安全注射水箱和IRWST 为堆芯提供冷却。依靠IRWST 提供冷却水注入保持LOCA后期冷却和余热去除，和安全壳冷却系统一起建立再循环，使堆芯保持淹没。 二、非能动安全壳冷却系统 AP1000非能动安全壳冷却系统与传统压水堆的安全壳喷淋系统的主要功能相同，其作用是发生LOCA事故或主蒸汽管破裂事故发生在安全壳内时，排出安全壳内的热量。 非能动安全壳冷却系统以钢安全壳作为传热界面，将空气从外层屏蔽壳入口引入，通过外部环廊到达底部，在空气折流板底部转向180度，进入内部环廊，再沿安全壳内壁向上流动。由于内部环廊空气被加热和水蒸气存在，造成内外环廊空气密度差，形成空气的自然循环，空气最终从屏蔽壳顶部烟囱排出。在安全壳顶部设有可供72小时的冷却水贮存箱，水依靠重力向下流，在钢安全壳弧顶和壳壁外侧形成一层水膜。当安全壳内压力或温度过高时，系统自动开启。由形成的水膜和空气自然循环导出安全壳内的热量，降低安全壳的压力，保证安全壳不受损坏。 三、非能动安全壳裂变产物去除系统 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中的裂变产物。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）。事故后如安全壳内放射性活度升高，由防火系统提供的非能动安全壳喷淋系统在安全壳外充氮罐的压力作用下进行喷淋，以限制裂变产物的释放。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。非能动主控室可居留系统失去交流电源时，主控室非能动应急可居留系统向主控室通
非能动安全型核电站运行预警系统设计 摘要：本文针对核电站运行的安全问题，提出了核电站自动化运行的预警机制，分析了建立该机制的重要性，通过构建虚拟核电厂的仿真模型，设计出具备现实 意义的核电运行预警系统。 关键词：核电站；预警系统；验证平台；设计 引言： 伴随着计算机、网络技术的快速发展，预警实现方式已经从理论归结、数学 公式转换为了模拟程序化，采用性能较高的计算机进行运算，从而提前察觉危险，给出警示，其在各个方面得到了广泛应用和推广。将计算机仿真技术和预警技术 相互结合到一起，系统的提出核电运行预警系统。 1 核电运行预警系统 1.1 建立预警系统的实质性原因 核电本身作为清洁能源，是国家发展的重要能源。核电具备低污染和经济性 能高的特点，其风险性较高，发展核心已经从经济性转换为了安全稳定性。仪控 系统是核电站运行的中枢神经，指挥和控制着每一个泵、阀门等设备，担任着保 护整个核电站安全的职责。从概率角度来看，仪控系统存在一定的系统失效风险，比如因版本升级带来的问题、DCS系统通信协议的可靠性问题、系统模块之间的 不兼容阴极软件硬件接口不稳定等，这样一来，就要求设置一个完整的报警、预 警以及监控系统。目前，实时报警技术以及监控系统已经被广泛应用于核电站中，而预警技术还没有得到明显应用。根据报警以及监控系统特点，提出预警设计， 它能够在事故发生之前，提供给操纵人员准确的警示信息，以此判断存在的安全 风险、事故、电厂扰动以及设备故障等事件。其中，预警系统的建立要包含以下 几点： 第一，提示操纵人员和仪器维护人员电厂处于异常状态，便于操纵人员及时 采取措施。 第二，通知操纵人员和仪器控制维护人员电厂发生故障情况，比如电厂系统 状态发生变化、非预期事件。 第三，引领操纵人员进一步获取和诊断发生的事件所需的信息，以此帮助制 定和修改措施。 第四，提供给操纵人员的报警信息要具有明确的响应动作。 1.2预警原理 预警是通过条件报出实现的，将实时监控得出的仪器系统综合运行数据、系 统自检数，和正常状态数据相比较，获取仪控系统动态运行的不正常数据，进而 得出特征条件，判断系统是处于正常运行状态还是偏离情况，触发预警系统动作。在预警系统接收到触发命令以后，验证平台仿真模型开始进行模式计算，获取在 当前时间之前的结果，从而提前得知仪控系统故障可能影响的范围，以此警示操 纵人员或者维护人员，提前做好措施。 1.3特征 预警特征条件一般是在三个环节中实现，基于物理参数阈值的预警、基于响 应时间的预警以及基于控制约束的预警。对于此种形式的特征，现有的报警系统 已经存在足够的条件数据库，预警系统要按照预警实际要求和重要性进行选择， 从而建立出预警条件库。 第一，基于物理参数阈值的预警。根据提前设定好的物理阈值，监控动态变
AP1000与EPR专设安全系统的差异性比较和分析 摘要：以美国西屋公司开发的先进压水堆（AP1000）和法德两国联合开发的欧洲压水堆（EPR）为典型代表的第三代核电技术都在专设安全系统的设计上进行了革新或改进，旨在提高核电站的总体安全水平和可利用率。本文简要介绍了AP1000和EPR专设安全系统的组成和特点，比较了两者之间的差异，并分析了这些差异对于核电站安全、设备可靠性及成本控制的影响。 关键词：核电站；AP1000；EPR；专设安全系统；差异性 自20世纪90年代开始，为了消除广大公众因切尔诺贝利核事故带来的对核能利用的疑虑，提高核电应用的安全性和经济性，世界核电界集中力量对核电站专设安全系统和严重事故的预防与后果缓解进行了研究，美国和欧洲先后提出了符合“用户要求”[1-2]的概念，并在此基础上，开发了安全性、经济性更好的第三代核电技术。第三代核电技术通过采用非能动安全系统或增加安全系统冗余度、增设缓解严重事故后果的工程措施以及应用数字化仪控系统等先进技术，降低核电站的严重事故风险，实现更高的安全目标，使核电技术向更安全、更经济的方向发展。第三代核电技术问世以后，受到全球核电用户的普遍关注，包括中国在内的一些国家已经选用或准备选用第三代核电技术进行新的核电机组建设。第三代核电技术以美国西屋公司开发的先进压水堆（AP1000）和法德两国联合开发的欧洲压水堆（EPR）为典型代表。AP1000在传统成熟的两环路压水堆核电技术的基础上，引入安全系统非能动化理念。与传统的压水堆安全系统相比[3]，非能动安全系统更加简单，它们不需要现有核电站中那些种类繁多的安全支持系统，使核电站安全系统的设计发生了革新性的变化。EPR 主要以法国N4核电站和德国Konvoi核电站为考，充分吸收了法国和德国多年核电设计、建造和运行经验，通过渐进式的模式改进安全系统的设计，提高核电站的总体安全水平和可利用率。 1AP1000专设安全系统的组成和特点 与传统核电站相比，APl000的非能动安全系统在电厂安全性和投资保护方面有了重大的提高，无需操纵人员行动或交流电支持即可建立并长期维持堆芯冷却和安全壳的完整性。非能动系统满足单一故障准则，可采用概率风险评价（PRA）来验证其可靠性。APl000反应堆的非能动安全系统比典型压水堆的安全系统显著地简化，这些非能动系统中所包含的设备部件大大减少，从而减少了所需的试验、检查和维护。它们不需要能动支持系统，其就位状况很容易被监测。AP1000专设安全系统由下列系统组成[4－5]：①非能动堆芯冷却系统； ②非能动安全壳冷却系统；③裂变产物去除与控制系统；④安全壳隔离系统；⑤主控制室应急可居留系统。 1.1非能动堆芯冷却系统 AP1000非能动堆芯冷却系统包括非能动余热去除系统和安全注入系统（图1）。与传统压水堆应急堆芯冷却系统相比，AP1000非能动堆芯冷却系统除了具有安全注射和应急硼化功能外，还具有堆芯应急衰变热导出和安全壳pH控制功能，替代了传统压水堆辅助（应急）给水系统和安全壳喷淋系统的部分功能。其主要设计特点为： （1）在反应堆冷却剂系统中，引入了一个非能动热交换器。当冷却剂泵失效时，水流自然循环到该热交换器，将热量带至安全壳内的换料水箱。整个传热过程无需动力。当换料水箱达到饱和时，向安全壳蒸发，非能动安全壳冷却系统动作，冷凝水沿壳壁流回换料水池，可实现长时间的堆芯冷却。 （2）安全注入系统由两台堆芯补给水箱、两台安注箱和安全壳内的换料水箱组成，连接在反应堆冷却剂环路上，系统中充满硼水，依靠重力和气体储能的释放注射。当正常上充水系统失效时，可应付小泄漏；由于失水事故而引起大泄漏时，提供堆芯应急冷却，最终将反应
ＡＰ１０００与ＥＰＲ专设安全系统的差异性比较和分析核电安全 166 郭景任，杨孟嘉 （深圳中广核工程设计有限公司，广东 深圳 518045） 摘要：以美国西屋公司开发的先进压水堆（AP1000）和法德两国联合开发的欧洲压水堆（EPR）为典型代表的第三代核电技术都在专设安全系统的设计上进行了革新或改进，旨在提高核电站的总体安全水平和可利用率。本文简要介绍了AP1000和EPR专设安全系统的组成和特点，比较了两者之间的差异，并分析了这些差异对于核电站安全、设备可靠性及成本控制的影响。 关键词：核电站；AP1000；EPR；专设安全系统；差异性 中图分类号：TL36 文献标志码：A 文章编号：1674-1617(2009)02-0166-06 C o m p a r i s o n a n d a n a l y s i s o n t h e d i f f e r e n c e s b e t w e e n A P1000a n d E P R e n g i n e e r e d s a f e t y s y s t e m GUO Jing-ren，YANG Meng-jia (China Nuclear Power Design Co.，Ltd.，Shenzhen of Guangdong Prov. 518045，China) Abstract:The third generation nuclear power technology, represented by Advanced Pressurized Water Reactor (AP1000) designed by Westinghouse and European Pressurized Reactor (EPR) designed and developed by France and Germany, makes evolution or improvement on the engineered safety system in order to enhance the overall safety and availability of NPP. This article gives a brief introduction on the composition and features of the engineered safety system in AP1000 and EPR, makes comparison between the two, and analyzes the impact of the differences on safety, equipment reliability and cost control of NPP. Key words: Nuclear power plant; AP1000; EPR; engineered safety system; difference 自20世纪90年代开始，为了消除广大公众因 切尔诺贝利核事故带来的对核能利用的疑虑，提高核电应用的安全性和经济性，世界核电界集中力量对核电站专设安全系统和严重事故的预防与后果缓解进行了研究，美国和欧洲先后提出了符合“用户要求”[1-2]的概念，并在此基础上，开发了安全性、经济性更好的第三代核电技术。第三代核电技术通过采用非能动安全系统或增加安全系统冗余度、增设缓解严重事故后果的工程措施以及应用数字化仪控系统等先进技术，降低核电站的严重事故风险，实现更高的安全目标，使核电技术向更安全、更经济的方向发展。第三代 收稿日期：2008-10-14 作者简介：郭景任（1971—），男，辽宁朝阳人，高级工程师，硕士研究生，核电站专设安全系统设计和分析。
14 AP1000的非能动安全系统 【英国《核未来》2005年第5/6期报道】 1999年12月美国核管会（NRC ）向AP600颁发了设计证书，它是惟一获得西方和亚洲国家许可的采用非能动安全技术的核反应堆设计。2004年9月AP1000获得最终设计批准书，预期将在2005年12月拿到设计证书时完全获得许可。 AP600能够满足美国电力部门的要求，包括成本目标，但是西屋公司（Westinghouse ）承认AP600的估计成本为4.1～4.6美分/kWh ，无法在美国市场上竞争，因此公司开始研发AP1000。该设计将规模经济应用于非能动安全机组上，将成本降至大约3.0～3.5美分/kWh ，从而使AP1000成为未来核复兴的一种理想选择。英国能源公司（BE ）和英国核燃料公司（BNFL ）最近的一项合作研究已将AP1000反应堆评定为在英国新建核电厂的可选方案。 简洁性是AP 系列的关键技术概念，使其成为建设、运行和维护更容易且成本比较低廉的系列设计。设备最少化的简约设计有助于降低造价，并限制运行与维护成本。AP600极为简约的设计符合NRC 的全部要求，并符合美国电力研究所（EPRI ）的先进轻水堆电力公司要求。一次高水平的审查已证明，该设计广泛符合欧洲电力公司的用户要求文件。 AP1000在AP600的设计基础上进行了最少数量的改进，从而使AP1000的功率大幅提升。AP1000电厂占地面积及辅助系统与AP600一模一样。AP1000设计继续采用经过验证的成熟部件，保留了AP600的固有安全性和简洁性。 非能动机组设计 非能动系统只利用自然力，例如重力、自然循环和压缩气体等我们每天所依赖的简单物理学原理，不需要泵、风机、柴油机、冷却器或者其他旋转机械设备，从而也不需要安全交流电源。当一些简单的阀门自动开启后，它们将非能动安全系统连成一体。这些阀门在自动启动失败后还可以由电厂操纵员来手工启动。在大多数情况下，这些阀门都具有“失效保护”。它们需要能量来维持在正常的关闭位置，一旦失去能量它们将被打开，以进行安全调整。 非能动系统和成熟部件的采用简化了总体电厂系统和设备及其运行和维护工作。就设计基准事故而言，在72个小时内无需操作员干预或提供交流电源的情况下，非能动系统能够保持堆芯冷却并维持安全壳的完整性。非能动安全系统也符合NRC 的单一故障准则，其高可靠性已经得到了概率风险评价（PRA ）的证明。 这些非能动安全系统比一般压水堆的安全系统简单得多。它们包含的部件大幅减少，从而减少了必需的测试、检查和维护。非能动安全系统的遥控阀数量只及一般能动安全系统的1/3，而且无需安全泵。同样重要的是，非能动安全系统不需要对电厂、堆芯、反应堆冷却剂系统（RCS ）或安全壳的其他设计做太大的变动。而且，非能动安全系统不需要一般核电厂能动安全系统所需的大型支持网络，包括交流电源，供暖、