安全壳系统

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哈尔滨工程大学科技成果——核电站安全壳过滤排放系统(EUF)

哈尔滨工程大学科技成果——核电站安全壳过滤排
放系统（EUF）
项目概述
安全壳过滤排放系统的主要功能是在反应堆发生严重事故时确保安全壳的完整性，以最大程度地避免放射性物质外泄，减少对人员及环境的伤害。

该系统的主要组成部分是两级清洗单元，其中，第一级是采用湿式过滤技术的文丘里水洗器，它包含几个淹没在水洗溶液以下的文丘里管，含尘气体在文丘里管内加速，获得较高的动压，将进入文丘里管喉部的水洗溶液雾化，以达到除尘目的。

第二级是高效的金属纤维过滤器，采用多层不同直径的金属纤维组合而成，用以去除穿过文丘里水洗器的液滴和微小气溶胶。

在反应堆正常运行期间，该系统通过隔离阀与安全壳相互隔离，处于备用状态；在反应堆发生严重事故后，开启系统中的隔离阀门，系统投入运行，将安全壳内的气体通过两级过滤后排放到大气中。

目前该系统已经完成样机实验，结果表明：该系统能够满足气溶胶去除效率≥99.99%；元素碘去除效率≥99.5%；甲基碘去除效率≥90%的技术指标。

项目成熟情况
目前针对不同的运行工况已经进行了大量的样机实验，实验结果表明，该系统能够满足技术指标要求。

应用范围压水堆核电厂。

AP1000安全壳系统

isolation valves隔离阀
配水堰系统
Water distribution bucket水 Containment air baffle安全壳空气挡板
分配器
6/15/2010
Ancillary WST辅助贮水箱
内部材料
-15-
FigS. y5s.t2e-m1

Containment Hi-2 pressure (6.2 psig) opens PCCWST
内部材料
-8-
Containment
Vessel安全壳容器
Bottom head is em-bedded in
concrete on inside & outside下封头外侧和内侧埋在砼中
Watertight seals on top of
concrete砼顶部有防水密封
Inorganic zinc coating except for
动安全壳冷却系统的空气吸入口石园柱体顶部
Annular space w/ baffle to direct air flow as part of PCS operation带空气导流板
的环形空间
Watertight seal between upper & middle annuli上环带与下环带间有防水密封
leakage of fission products to the environment. 降低安全壳压力以降低裂变产物外逸至环境的驱动力。
6/15/2010
内部材料
-14-
Fig. 5.2-1
2864 m3
Key Components:主要部件：
PCCWST

安全壳喷淋系统调试用临时地坑装置设计

板；闸门与两侧墙壁及地面通过等边角钢进行连接，角钢一侧与而工程公司调试队要求１号电梯口不能封死，要允许人员进出。门板通过卡子与螺栓连接（见图１），中间填充密封材料（氯丁橡这给此处临时闸门的设计出了一道难题。经过现场实地察看及对此处的封堵闸门初步给出了两个设计方案：胶）；另一侧均匀的留出了若干椭圆孔，在安装时使用地脚螺栓固测量，１）整体式Ｌ型闸门。采用一扇矩形闸门与一扇梯形闸门组定在墙体和地板上。
结合厂房实际构造，初步规划该Ｉ临时地坑用碳钢板预制８个
．．
２００。６Ｏ０（现场调
．
整）２００．
１．８ｍ高的临时闸门，与安全壳环廊共同组成，将过滤器围在其中。为了保证临时地坑的作用与功能，临时闸门必须密封不漏水。
同时能将过滤器包括在临时地坑范围之内。不允许在安全壳上打孔的限制，其固定方式不能采用地脚螺栓，梯口人员进出的要求，而是采用了螺杆调节固定的方式。
２）分散组合型闸门。分散组合型闸门其尺寸与整体式Ｌ型
螺杆调节的形式非常巧妙。其借用钢管作为固定支撑，焊接闸门一致，但其两扇闸门（一扇矩形闸门与一扇梯形闸门）之间不而是通过与墙体连接类似的方式，通过角钢使用螺栓在与墙体贴合的角钢上；中间部分使用螺杆及配套螺母，作为支进行焊接，撑钢管的调节装置。在闸门安装之前，螺母应处于较松位置，便进行固定和连接。于闸门就位和调整；闸门就位后，即可调节螺母位置，对钢管形成

安全壳介绍

• 安全壳图示：
• 安全壳钢衬里：
• 福建福清核电厂的安全壳钢衬里是一层6mm的钢板密封层，材料为20HR钢，用于保证安全壳的密封性。除在建造阶段及对于飞射物撞击作用等特殊工况外，钢衬里不得作为受力构件。根据EJ/T 926-95规定，钢衬里必须满足：
a) 衬里必须锚固与安全壳混凝土内，但锚固点之间的局部弯曲变形应不受阻碍；
• 在预应力安全壳中，事故压力荷载是由大量的双向预应力钢束承受的，因此，安全壳结构不会出现脆性破坏，设计压力也可不受限制，受力比较安全可靠。此外，不少的安全壳还采用不灌浆无粘接的预应力配筋，便于对预应力钢束作定期的检查和补张拉以及作必要的更换。因此自70年代以后，在世界各国的轻水堆和重水堆核电站建设中普遍采用。（80万千瓦核电站的预应力安全壳约需混凝土
图一：
• 钢筋混凝土安全壳为了降低钢安全壳的造价， 60年代初美国首先采用了带有薄的碳钢衬里的钢筋混凝土单层安全壳，它由内径超过30米的圆筒壳和半球顶组成（图2 [钢筋混凝土安全壳]）。沸水堆核电站的安全壳尺寸较小，形状较为复杂，筒壁多为锥壳与圆筒壳的组合结构。为了能承受事故压力和温度作用，钢筋混凝土安全壳必须采用排列很密的粗钢筋。这种壳的表面虽易开裂，但由于它比较经济，目前仍被采用。
• 图二：
• 预应力混凝土安全壳 60年代中期首先应用于法国的EL4 核电站,其后在美国、加拿大等国迅速推广并有所发展。大致经历了三个阶段：①第一代预应力混凝土安全壳的特点是采用扁穹顶，筒壁环向预应力钢束由六个扶壁锚固，所用钢束的极限承载力较低，筒壁施加的预压应力较高。 ②第二代也采用扁穹顶，但筒壁扶壁减少到三个，单根钢束的承载力增大一倍，由于充分发挥普通钢筋的作用，筒壁的预压应力有所降低。③第三代则把扁穹顶改为半球顶，省去了传统的环梁，改善了安全壳结构的受力性能。穹顶的预应力钢束也与筒壁的竖向钢束合而为一，因而比第二代更经济合理。目前有的国家还在探索比第三代预应力安全壳更为先进的结构形式，把环向锚固扶壁减少到两个，以改善受力性能和减少总钢束数。有的国家在加紧研究无衬里的预应力双层安全壳等新形式，以求得更加经济合理的效果。

核电厂安全壳内大气监测系统的运行方式

核电厂安全壳内大气监测系统的运行方式核电厂设置了安全壳内大气监测系统（简称ETY系统），在正常运行时，该系统净化安全壳大气，以限制因裂变惰性气体和氚的存在引起的放射性强度提高，放射性碘由安全壳内部净化系统处理；保持安全壳与外部之间的潜在过压最大不超过0.006MPa。

本文对核电厂安全壳内大气监测系统的运行方式做了研究。

标签：核电厂；安全壳监测；系统运行1概述若发生LOCA事故，ETY系统可实现如下功能：为确定氢浓度进行安全壳大气取样和测量；对安全壳内大气中的氢浓度进行连续监测；为防止局部氢浓度高，混合安全壳空气；为保持安全氢浓度最大不超过 4.1%，借助氢复合器进行氢复合。

此外，ETY系统的其它作用：首次启堆前和以后定期对安全壳作密封性试验；连续测量安全壳大气中气溶胶、碘和惰性气体的放射性水平；连续监测安全壳在反应堆正常运行时的压力和温度。

2运行方式2.1正常运行期间安全壳排气当安全壳内压力上升，安全壳与大气压压差大于3.5Kpa时，为避免安全壳内压过大，需要进行气体排放，排放路径为：安全壳内→ETY00I/002ZV→碘过滤器→燃料厂房通风系统（DVK）→核辅助厂房通风系统（DVN）烟囱→大气。

排放操作由运行人员根据规程在线并启动风机实现。

技术规范中，在RP（功率运行）模式下对于反应堆厂房的压力有如下要求：绝对压力在0.106Mpa～0.11Mpa之间需要记录EPP1，属于第二组IO。

要求3天内将厂房绝对压力降到可接受范围内。

绝对压力大于0.11Mpa，期间需要记录EPP2，属于第一组IO。

8小时内向MCS模式后撤。

绝对压力等于0.12Mpa时就会触发ETY隔离。

2.2人员进入反应堆廠房前的小风量清洗由于工作的需要，人员需进入反应堆厂房时，为使厂房内的压力、放射性强度、空气含氧量满足人员进入需求，需要启动该子系统，系统运行路径为：DVK送风→安全壳内→ETY001/002ZV→碘过滤器→燃料厂房通风系统（DVK）→核辅助厂房通风系统（DVN）烟囱→大气。

安全壳介绍概述.

• 福建福清核电安全壳形式： • 安全壳多数为顶部为球型的圆柱体预应力钢筋混凝土建筑物。内衬6mm的钢板密封层，目前国际上主要的安全壳都属于这种结构。福建福清核电厂的反应堆安全壳是一座由钢筋混凝土底板、立式预应力混凝土筒壁和准球型预应力混凝土穹顶三部分组成的封闭预应力混凝土结构。安全壳为后张法施工的预应力钢筋混凝土结构，内侧有钢衬里，形成一个圆柱状的密封空腔。安全壳内径为37米，外径38.8米，筒身厚度为0.9米，筒身表面为6mm厚的碳钢衬里，筒身部分由后张拉系统用水平和垂直钢绞束产生预应力。标准段筒身高度为45.75m，外圆周上均匀布置四个扶壁柱（扶壁柱与筒身高度一致）。
• 在预应力安全壳中，事故压力荷载是由大量的双向预应力钢束承受的，因此，安全壳结构不会出现脆性破坏，设计压力也可不受限制，受力比较安全可靠。此外，不少的安全壳还采用不灌浆无粘接的预应力配筋，便于对预应力钢束作定期的检查和补张拉以及作必要的更换。因此自70年代以后，在世界各国的轻水堆和重水堆核电站建设中普遍采用。（80万千瓦核电站的预应力安全壳约需混凝土 14000米，预应力钢束近1000吨，施工期约需2～3年。）
• 安全壳的作用： • 安全壳是核电站的第三道安全屏障，在正常运行时或失水事故（LOCA）造成的温度和压力下，保证释放到环境的放射性物质在允许的限制内。安全壳能够承受龙卷风、地震、海啸等自然灾害，能承受外来飞击物的冲击，无论在以上各种恶劣环境条件下，安全壳应具有良好的密封性和承受失水事故压力的结构抗力。
• 安全壳的要求： • 根据《中华人民共和国核行业标准》EJ/T 926-95 规定，安全壳的设计必须满足强度和密封性的要求：
• 安全壳的结构和类型： • 按照安全壳层数的区别，可分为单层安全壳和双层安全壳。双层安全壳起密封作用的还是内层，外层主要是防飞击物的撞击，保证反应堆堆芯的安全。反应堆运行时安全壳内外层之间为负压，即使内壳有泄漏时，放射性物质也不至于向外泄漏。所以双层安全壳比单层更安全，缺点就是成本相对较高。

核电站反应堆安全壳结构系统全寿期检测评价关键技术-中冶集团

附件3《核电站反应堆安全壳结构系统全寿期检测评估关键技术》项目简介核电站安全壳是核反应堆的保护结构，是继核燃料包壳、一回路压力边界之后的最后一道安全屏障，其功能是当一回路管道发生破裂、造成失水事故（LOCA）时，将事故中的裂变产物限制和消除在其内部,防止放射性物质不受控制的扩散到周边环境中。

因此,安全壳系统在整个服役寿期内的整体性和密封性是核电站安全环保运行的重要保障。

安全壳系统的整体性和密封性首先取决于建造和安装的质量，必须通过严格的建造监控和先进的技术措施来保证；通过真实准确的模拟失水事故压力试验来验证安全壳的承载能力；在核电站正常运行过程中，通过精密的监控系统来确认和评估安全壳的安全裕度；通过科学的管理和全面的评估体系来保证安全壳在超过设计寿期后的继续服役。

我国核电建设是从上世纪80年代后期开始起步的，先后引进了法国、加拿大、俄罗斯和美国的技术，一直都未形成我国自己的技术体系。

导致安全壳的结构型式多样，造成了我国的核电站安全壳系统的安全检测方法种类繁多，依据标准不统一，与其他核电国家相比技术更复杂，技术指标要求更高，安全风险也更高。

根据《国家核电中长期发展规划(2005-2020年)》，核能将是我国未来能源结构调整的重要方向，核电技术自主化是必由之路。

项目组从上世纪80年代开始，历时20多年的时间，在国家科技部、北京市、冶金工业部、核工业总公司、中冶集团等各级政府和企业的大力支持下，率先开展了针对核电站安全壳系统整体性和密封性检测评估技术的研发工作。

通过对国外相关标准的认真分析和反复研究，通过大量的理论建模计算和结构模型试验，模拟高温、高湿、高压等各种复杂环境条件下影响因素分析。

先后开发出了可用于核电站反应堆安全壳系统全寿期检测评估的3大关键核心技术：1、在国内率先建立了核电站安全壳建造验收技术评价体系，解决了安全壳结构整体性和密封性检测评估的关键技术难题。

自主研发了永久性测试设备及专用的分析、评估软件；建立了基于温度、湿度、压力等多参数体系的泄漏率计算模型，自主研发了泄漏率计算评估软件。

核电厂系统与设备-55 安全壳隔离系统

本章目录
5.1 概述 5.2 安注系统 5.3 安全壳系统 5.4 安全壳喷淋系统 5.5 安全壳隔离系统 5.6 可燃气体控制系统 5.7 辅助给水系统
5.5 安全壳隔离系统
5.5.1 系统功能
(1)安全壳隔离系统为贯穿安全壳的流体系统提供隔离手段, 使事故后可能释放到安全壳中的任何放射性物质都包封在安全壳内。（2）在设计基准事故发生后需要安全壳隔离系统起作用, 以隔离贯穿安全壳的非安全相关流体系统, 保持安全壳密封的完整性。
安全壳内或排放烟囱中的高放射性信号使部分系统的安全壳隔离阀关闭, 将通向外界或辅助厂房的管道隔离, 所涉及系统管道有:
(1 ) 安全壳换气通风系统; (2 ) 安全壳大气监测系统中小风量换气和氢复合管道; (3 ) 核岛排气疏水系统的反应堆疏水、地面排水和工艺疏水管。
5.5 安全壳隔离系统
5.5.4 安全壳隔离系统运行和控制 (2) 隔离阀阶段
本课程课程目录
《核电厂系统与设备》
序号
教学内容
1 第1章绪论 2 第2章压水堆核电厂 3 第3章反应堆冷却剂系统和设备 4 第4章核岛主要辅助系统 5 第5章专设安全设施 6 第6章核电厂热力学 7 第7章核汽轮发电机组 8 第8章核电厂二回路热力系统
共32学时
总学时
2 4 6 4 4 2 4 2
5.5 安全壳隔离系统
5.5.4 安全壳隔离系统运行和控制 (2) 隔离阀阶段
（A） A 阶段隔离
A 阶段隔离是由任一专设安全设施动作信号( 即安全注入信号)或从控制室手动引发的。它关闭了大部分非安全设施系统的安全壳隔离阀。
（B） B 阶段隔离
B 阶段安全壳隔离由安全壳高压力( 0 .24 MPa) 信号或手动引发。安全壳B 阶段隔离是最高级别的隔离。它隔离在A 阶段未隔离的非安全设施系统, 包括通往反应堆冷却剂泵的设备冷却水系统的隔离阀, 这一信号启动安全壳喷淋系统。

M310核电机组安全壳喷淋系统运行改进

M310核电机组安全壳喷淋系统运行改进通过对运行事件的反馈和系统设计的分析，提出M310核电机组安全壳喷淋系统运行的相关改进建议，主要包括防止氢氧化钠污染的改进，事故后氢氧化钠注入方式改进，增加安全壳临时喷淋功能等，以确保EAS系統可靠实现安全功能。

标签：安全壳喷淋系统;氢氧化钠;KRT联锁信号;安全壳临时喷淋在M310机组上，安全壳喷淋系统（EAS）是核电站专设安全设施之一，它是在设计基准事故工况下唯一可排出安全壳内热量的系统，用于当一回路失去冷却剂或安全壳内蒸汽管道破裂事故工况下使安全壳温度和压力保持在可承受的值，以保证安全壳的完整性。

本文主要针对M310机组调试、运行期间EAS系统出现的问题进行了分析，并就这些问题的处理方案给出了相关建议。

1 防止EAS系统氢氧化钠污染换料水箱运行分析M310机组调试、运行期间，偶尔发现，一回路钠含量异常高，通过取样浓度初步判断，应该是EAS系统的氢氧化钠进入到主回路中，为使水质合格，耗时耗力，给机组运行带来诸多不便。

1.1 EAS125VR增加手轮福清核电EAS125VR为气动球阀，是化学添加剂贮存箱（EAS001BA）出口氢氧化钠注入管线上的隔离阀。

该阀门失电或失气情况下会全开，无法做到可靠隔离。

EAS定期试验以及日常隔离工作中经常会遇到需要隔离EAS125VR的情况，如执行定期试验验证EAS001BA液位低信号关闭加药阀门逻辑，此时需要关闭EAS125VR并上锁防止换料水箱中的含硼水进入EAS001BA中;而该阀门失气或者失电均会导致其全开，若EAS125VR无法做到可靠的隔离，将有可能导致硼酸进入EAS001BA中。

因此，目前已将EAS125VR改为带手动装置的气动球阀，以实现阀门可靠隔离。

通过实施改造，大大提高了阀门隔离的可靠性，有利于日常运行。

1.2 EAS125VR正常运行方式调整设计上，在正常运行时，EAS125VR保持在开启的状态，在安喷启动后，安喷信号将再次发送开启命令，确保EAS125VR开启。

非能动安全壳冷却系统讲解

8
9
安全壳热量导出（3）
当系统启动时，冷却水同时经过四个出口管以最大流量112.3m3/hr流出。当水位下降到低于最高的出口管时，冷却水流量下降到56.1 m3/hr。当水位下降到低于第二个出口管时，冷却水流量下降到43.3 m3/hr。当水位下降到低于第三个出口管时，冷却水流量下降到35.7 m3/hr。此时，需要操纵员通过循环泵将辅助储水箱中的水输送到冷却水储存箱，保持一个出口管运行以维持约22.7 m3/hr的冷却水流量。
非能动安全壳冷却系统（PCS）
2009年7月
内容概况
系统功能
系统描述
主要设备
系统运行
培训目标
了解系统主要功能和工艺流程；熟悉主要设备结构、作用和运行方式；了本系统和其它系统的相互关系；记住系统和设备的主要技术参数。
3
系统功能
安全壳内热量导出过程监测补充乏燃料水池水装量消防水补充
4
系统描述
PCS采用钢制安全壳容器壳体作为传热面，蒸汽在安全壳的内表面冷凝，被加热的钢制壳体外表面由PCS冷却流体（水和空气）通过对流、传导、热辐射及质量传递（水蒸发）等热传输机理进行冷却，热能通过空气自然循环的方式传出。外部环境的空气从空气入口抽入，然后沿着安全壳容器的外表面向上流动，最后通过一个空气出口返回到外部环境。与屏蔽厂房结构形成一体的PCS冷却水贮存箱借助重力排水，对安全壳壳体进行湿润。
5
6
安全壳热量导出（1）
触发信号: —安全壳压力高2信号 —安全壳温度高 —操纵员在主控室或远方停堆站手动触发 —DAS也可以通过安全壳压力高信号或手动触发信号触发PCS投入
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安全壳热量导出（2）

核动力厂反应堆安全壳系统的设计-中华人民共和国生态环境部

附件二：《核动力厂反应堆安全壳系统的设计》编写说明（征求意见稿）《核动力厂反应堆安全壳系统的设计》编写说明一．编写工作背景随着科学技术的进步以及国际核工业界在核动力厂安全运行和管理方面经验的积累，国际原子能机构（IAEA）全面地开展了针对核动力厂的安全要求及安全导则的修订工作。

新的安全要求文件No. NS-R-1“Safety of Nuclear Power Plant: Design”于2000年9月正式出版，它是对1988年出版的原安全规定文件No.50-C-D(Rev.1)“Code on the Safety of Nuclear Power Plant: Design”的正式修订。

随后，IAEA陆续修订和出版了该安全要求下的一系列安全导则，新的IAEA安全导则No. NS-G-1.10 “Design of the Reactor Containment Systems for Nuclear Power Plants”就是其中之一，它是对安全系列No.50-SG-D12“Design of the Reactor Containment Systems for Nuclear Power Plants（1985）”的修订，新的安全导则替代原有导则。

为了提高我国核动力厂的设计和运行水平，使之与国际先进水平接轨，国家核安全局决定对《核动力厂设计安全规定》和《核动力厂运行安全规定》及其下属的一系列核安全导则进行及时的修订。

二．编写简况IAEA的核安全标准中关于核动力厂设计的安全要求及导则是由IAEA聘请各国专家在总结各核电先进国家经验的基础上制定的，其内容较完整、系统、严谨。

本安全导则是依据IAEA安全导则No. NS-G-1.10“Design of the Reactor Containments for Nuclear Power Plants”为参考蓝本编写而成的，两者的对应关系见编写说明的附件。

AP1000的非能动安全壳冷却系统(PCS)加药方式改造

AP1000的非能动安全壳冷却系统（PCS）加药方式改造摘要：为防止PCS水箱内细菌和藻类的滋生，保证水箱水质，电厂需要添加30%的高浓度的过氧化氢，来维持水箱的浓度30-70ppm。

过氧化氢易于分解，只能通过频繁的加药来维持浓度，但是加药回路的设置在AP1000的系统中极其不合理。

关键词：加药；改造；过氧化氢一、系统介绍AP1000非能动安全壳冷却系统（PCS）主要功能是带走事故工况下安全壳大气的热量，发生设计基准事故丧失一回路冷却剂和主蒸汽管线破裂之后，降低安全壳温度和压力，从而减少安全壳内外之间的压力差，可以降低裂变产物向安全壳外泄露的驱动力；PCS可以为乏燃料水池补水，PCS可以作为消防系统的备用水源；同时PCS也提供安全壳相关的工艺监测功能，以及触发专设安全驱动，包括触发PCS或VFS真空破坏系统。

PCS含有两个水箱，一个是3500m3的PCCWST（非能动安全壳冷却水储存箱），用于事故后排水至安全壳的顶部，降低安全壳的热量，另一个是地面标高100英尺，体积3464m3的PCCAWST（非能动安全壳冷却辅助储存箱），主要用于事故72小时后通过再循环泵向PCCWST或者直接向冷却水分配盘提供持续4天至少22.7m3/h的补水。

本文以PCCAWST（非能动安全壳冷却辅助储存箱）加药为例，对加药方式的改进进行讨论。

二、问题描述图1 PCCAWST再循环加药回路，包括两台再循环泵，一个加药箱，一个电加热器，用于PCS的加药，传水，和调节温度。

因为该系统有着非常重要的功能，在电厂功率运行时必须满水状态，为防止水箱内细菌和藻类的滋生，保证水箱水质，电厂添加30%的高浓度的过氧化氢，维持水箱的浓度达到30-70ppm。

过氧化氢易于分解，只能通过频繁的加药来维持浓度，但是加药回路的设置在AP1000的系统中极其不合理，加药箱设计仅仅只有20L，而对于12月份的加药需求是675L，极大的增加了加药的难度和工作量。

1.4.5安全壳泄漏监测系统(EPP)

No
施加条件模拟 LOCA 压力 P 开始 A 类试验（保持 24 小时）
No
Fm +Δ Fm ≤ 0.75 Fe Fm 计算
Yes
试验合格
在压力 P 下 A 类试验结束 A 类试验结束
在试验结束前是否有重大的异常发生？
Yes
131
A 类定期试验
在 0 和 1bar 下 A 类初步检验修理或校正以及适当的验证
No
在压力 P 下 A 类试验结束 A 类试验结束
在试验结束前是否有重大的异常发生？
Yes
132
129
受该试验影响的部件和回路尽可能处于 LOCA 时的状态。 2、方法整体密封性试验采用“绝对法” ，该法测定安全壳内所含干空气的变化，该质量变化是通过测量安全壳内压力、温度、和湿度，经计算得出。 3、仪表对所有初始试验和定期试验都采用相同的仪表，因而能对前后两次试验的结果进行有效比较。 4、验收准则考虑到由于检测仪表引起的误差Δ Fm，如果所测得的泄漏率满足下列条件，则认为该试验是可接受的： Fm+Δ Fm ＜ 0.75Fe Fm 为整个试验期间测得的安全壳总泄漏率的平均值，并以每 24 小时安全壳内所含气体质量的百分数表示。0.75 这个系数为考虑到安全壳的老化效应而取的保守系数。 5、试验的进程测得的泄漏率水平 Fm 是保持在设计压力 P 下持续 24 小时进行的。在预运行试验时，这个压力等级是在压力刚增加到 1.15P，并在此压力下进行强度试验以后达到的，在定期试验时，该压力等级则在压力增至 P 后开始进行。除了在设计压力下的试验外，在增压过程中压力达到 P/2 相对压力的拟等级时（持续仅 24 小时）测定泄漏率，以便在继续增至设计压力 P 之前检验近似泄漏率。 A 类整体试验的进程，包括调试前验收试验和定期试验，如下面两张图所示。

核岛安全壳喷淋系统管道施工探讨

面积。
ｍｉｌｌ、ｑＳ１１４．３ｍｍＸ３．０５（４ ”ＸＳＣＩ－ｔｌ１ＯＳ）ｍｉｌｌ，材质为Ｚ２ＣＮ１８ — １０，ＲＣＣＭ级２级，质保等级ＱＡ１级，清洁
度Ｂ级闭；安全壳喷淋系统管道３６５ｍ，锥螺纹管嘴１ ” 共计５０４只，焊口共计６１ｌ道。
（中国核电工程有限公司，辽宁葫芦岛１２５０００）摘要：安全壳喷淋系统（ＥＡＳ）是压水堆核电厂专设安全设施之一，它是压水堆核电站的一个重要的安全保护系统。
主要介绍安全壳穹顶喷淋系统管道施工方法，并对关键施工工艺如环管弯制、钻孔、冲洗试压等主要施工步骤进行阐述，
ＺＨＡ０Ｚｈｉ — ｃｈｅｎｇ。ＳＯＮＧＤａｎ
（ＣｈｉｎａＮｕｃｌｅａｒＰｏｗｅｒＥｎｇｉｎｅｅｒｉｎｇＣｏ．，Ｌｔｄ．，Ｈｕｌｕｄａｏ１２５０００，Ｌｉａｏｎｉｎｇ，Ｃｈｉｎａ）
ａｌｌｉｍｐｏｒｔａｎＬｓａｆｅｌＹｐｒｏｔｅｃｔｉｏｎｓｙｓｔｅｍｏｆｐｒｅｓｓｍ＇ｉｚｅｄｗａｔｅｒｒｅａｅｔｏｒｎｕｃｌｅａｒｐｏｗｅｒｐｌａｎｔ．Ｍａｉｎｌｙｉｎｔｒｏｄｕｅｅｓｔｈｅｐｉｐｅｌｉｎｅｃｏｎｓｔｒｕｃｔｉｏｎ

闭式非能动安全壳热量导出系统的制作方法

闭式非能动安全壳热量导出系统的制作方法在工业生产和试验室使用过程中，常常需要掌控和调整温度和湿度。

为了达到这个目的，热量导出是一种常用但紧要的安全机制。

闭式非动能安全壳热量导出系统能够有效地让热量释放，维持系统的正常运转。

本文将介绍如何制作一个闭式非动能安全壳热量导出系统，以保障设备与人员的安全。

步骤一：准备工作在开始制作热量导出系统之前，需要进行所需物品的清单和工具的准备：1. 适合系统的铝制或者不锈钢安全箱2. 适合铝制或不锈钢的居中孔竖向安装挂架3. 高品质热导率热矽胶或热传导垫4. 风扇组件、电源和掌控器5. 电缆和布线材料6. 必要的工具: 方向盘，手动工具，钻头，螺丝刀，接线扭矩工具，气动钻机，液压钻机, 激光测量仪。

步骤二: 安装安全箱首先要安装铝制或不锈钢安全箱。

这个盒子大小需要依据使用要求来选择，并且能容纳到需进行热量导出的设备。

安全箱应当可以做到密封性，并且能够保护设备免受损坏或风险。

在安全箱内侧安装内部居中孔竖向安装支架框架。

这个框架需要能够承载风扇和热传导垫。

将安装支架固定在安全箱壁上，以确保其在系统运行中不会移动。

在安全箱墙面上打尺寸适当的开口，安装垫子，以确保热量传输。

步骤三：安装风扇选择一个大小适当的风扇组件，并安装在安全箱的顶部。

使用机械扭力掌控器或体积绕组电阻器轻轻拧紧扭角平卡紧固螺钉，在旋转速度可控的前提下，没有加添过多摩擦或螺纹损坏。

在安装风扇时，需要注意其方向是正确的，并且其下方与传导垫相接触，以确保热量能够有效地传导出去。

安装风扇电源和掌控器，以及相应的电缆和布线材料。

步骤四：连接安全箱到系统将安全箱连接到需要进行热量导出的系统中，通过电缆或其他适当的电子装置进行连接。

这个过程需要认真、谨慎和专业，以确保安全箱和系统的连接是稳定和牢靠的。

在连接的过程中，请确保全部电线的接点是干净、整齐、紧密的，配备合适的绝缘套管和其他保护措施，避开由于电缆施加过大的压力导致安全风险。

SIR的非能动安全壳系统

SIR的非能动安全壳系统
梁仁
【期刊名称】《国外核新闻》
【年(卷),期】1991(000)009
【摘要】<正> 【英国《原子》1991年3月号第22页报道】SIR 设计采用了一种新的安全壳系统。

由于 SIR 设计不可能发生大破口失冷事故(LOCA),因此其质量流和能量流被大大减少,这样就可以采用非能动弛压型安全壳。

其反应堆压力容器分隔间通过大管道与8个带肋片的钢容器相接。

这8个钢容器均装有半容器水,安装在上下均有通气孔的混凝土壳
【总页数】1页(P16-16)
【作者】梁仁
【作者单位】
【正文语种】中文
【中图分类】TL
【相关文献】
1."华龙一号"非能动安全壳热量导出系统布置优化研究 [J], 王凯; 高元
2.华龙一号非能动安全壳热量导出系统热工水力特性研究 [J], 葛魁;王辉;王明军;田文喜;苏光辉;秋穗正
3.华龙一号非能动安全壳热量导出系统管道布置优化分析 [J], 兰燕华;甘同昌;费罗杰
4.非能动安全壳空气冷却系统换热影响因素研究 [J], 孙超杰;刘长亮;朱京梅;刘嘉
维
5.地下核电厂非能动安全壳冷却系统概率安全分析 [J], 喻飞;袁博
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1.4.4安全壳堆坑通风系统 EVC

§1.4.4 安全壳堆坑通风系统 EVC
一．系统的功能
1.反应堆堆坑通风系统对以下设备进行通风冷却：
∙反应堆压力容器保温层的外表面
∙反应堆堆坑混凝土
∙堆外电离室
∙反应堆压力容器支承环
∙围绕主管道的混凝土孔道
2. EVC是非安全相关系统，但其送风管道垂直向下部分在反应堆冷却管道破裂时将冷却剂排出
堆坑，参与事故工况下反应堆冷却剂的排放。

在送风管道顶部装有一个整定值为1.08bar.a的爆破盘，保证在达到设计基准事故（失水事故）的峰值压力进行卸压（蒸汽）。

二．系统的运行
在电站正常功率运行或热停堆时，堆坑通风系统EVC投入运行维持：
1)堆外电离室附近空气的最高温度50 ℃
2)反应堆堆坑排气处空气和反应堆支承环贯穿件的最高温度75℃
3)堆坑混凝土表面最高温度80℃
两个系列各有一台风机运行、一台备用。

126
EVC系统流程图
127。

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➢AP1000有24个电气贯穿件，还有一个作为备用。这些电气贯穿件为动力电源、控制电源和仪控信号进出安全壳提供通道。
7
钢制安全壳Байду номын сангаас体
➢钢制安全壳壳体是一个自由直立的圆柱形钢制容器，带有椭球形上封头和下封头。在壳体的内外表面均设置有无机锌表层，以提高壳体的抗腐蚀性能并提高其保湿性能。
8
设备闸门
15
欢迎提问
Thank you for your attention！
安全壳隔离信号隔离绝大多数安全壳隔离阀，但有些工艺管线不会被安全壳隔离信号隔离。
12
正常运行
➢在电厂正常运行工况下，通过安全壳循环冷却系统可以维持安全壳内的空气温度最高为 48.9°C，最低在10°C以上。正常运行期间，安全壳空气过滤系统（VFS）系统维持安全壳大气压力， VFS间歇性向安全壳吸入或排出空气，使安全壳大气压力维持在规定的限值内。
➢ 热量导出 —事故后水蒸发时，CNS可以和PCS一起降低安全壳内的温度和压力。
➢ 空气循环 —空气可以自由循环，从而使得安全壳内的工艺参数分布均匀。
➢ 泄漏率试验
4
安全壳
5
系统描述（1）
➢ CNS边界包括钢制安全壳壳体、电气贯穿件和机械贯穿件、燃料传输通道、设备闸门和人员闸门、蒸汽发生器壳侧、蒸汽发生器蒸汽侧仪表接口以及位于安全壳内部的主蒸汽、给水和排污管线。
➢安全壳有两台设备闸门，其内径均为4.88m。一台主设备闸门位于操作平台高度，另一台维修闸门标高稍低，均可以使设备从该闸门进入安全壳。
➢设备闸门均采用双层密封，以便于进行阀门密封性试验。
9
人员闸门
➢人员闸门的标高同设备闸门，即两个人员闸门分别位于主设备闸门和维修闸门的高度。
➢人员闸门设有串联布置的两道门，这两道门之间设有机械连锁以保证两道门不能同时开启。在任一道门开启时，另一道门可以承受安全壳内的设计压力或试验压力，并保证安全壳的密封性能。
10
电气贯穿件和机械贯穿件
➢普遍采用贯穿件封头或工艺管线直接焊接在贯穿件套筒上，而贯穿件套筒直接焊接在安全壳上。
➢燃料运输管直接焊接到贯穿件套筒上，而安全壳边界是在换料通道端处带有双道密封圈的盲板法兰。膨胀波纹管提供换料操作期间的水密封。
11
安全壳隔离信号
➢稳压器压力低； ➢蒸汽管线压力低； ➢Tcold低； ➢安全壳压力高； ➢手动触发安全壳隔离信号。
14
主要技术参数
设计压力（bar.a）设计容积（m3）正常运行时最小压力（bar.a）正常运行时最大压力（bar.a）正常最小环境温度（°C）正常最大环境温度（°C）钢制安全壳体圆柱体直径（m）高度（m）
5 5.83×105 0.987 1.069 10 48.9
39.6 65.6
安全壳系统(CNS)
2009年7月
内容概况
系统功能系统描述主要设备系统运行
培训目标
➢了解系统主要功能和工艺流程； ➢熟悉主要设备结构、作用和运行方式； ➢了本系统和其它系统的相互关系； ➢记住系统和设备的主要技术参数。
3
系统功能
➢ 完整性 —CNS是防止放射性外泄的第三道安全屏障。
➢ 隔离 —CNS提供了隔离功能，以保证压力边界的完整性，同时保证正常运行或应急流体通过安全壳边界的能力。
13
事故动作
➢事故发生时，安全壳内温度和压力升高，此时通过PCS带出安全壳内的热量，通过安全壳隔离阀保证安全壳的完整性，通过安全壳内氢气控制降低氢气爆炸的可能性。此时操作员需要监控以下内容： —确认安全壳隔离阀正确动作； —PCS水箱液位变化，确认PCS正确运行； —监测安全壳内的温度和压力； —监测安全壳内的氢气浓度。
➢ 钢制安全壳容器是安全壳系统的一个完整部分；为非能动安全壳冷却系统的运行提供热交换面，同时也为非能动安全壳冷却系统的空气导流板装置提供支撑，从而可以将安全壳内的热量传递给安全相关的最终热阱——大气。
6
系统描述（2）
➢AP1000有36个机械贯穿件（包括燃料传输通道），其中23个（包括燃料传输通道）是常闭的，另有3个是备用的。