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附件核电厂人员行为导致的典型运行事件一、多个核电厂人员违反程序误操作导致的运行事件1.宁德核电厂现场操作人员误开阀门导致排气烟囱总β活度短时超化学技术规范限值运行事件2016年8月30日，宁德核电厂4号机组处于功率运行模式。
现场操作人员跟踪硼回收系统（TEP）除气器（4TEP002DZ）状态时，发现除气器压力偏高，在未通知主控人员且无操作指令的情况下，未依据泄压操作程序开启排含氢废气隔离阀（4TEP430VY），而是凭经验在辅助控制室两次错误开启排含氧废气隔离阀（4TEP426VA），导致含氢废气排向废气处理系统（TEG）含氧子系统，经TEG风机进入核辅助厂房通风系统烟囱，触发烟囱排气低量程惰性气体β活度一级、二级报警，违反最终安全分析报告中关于特殊排放的安全承诺。
事件发生后，当班值违规补写临时操作指令单，且营运单位并未在第一时间向我局或地区监督站报告该事件，事件原因仍在进一步调查中。
2.宁德核电厂化学人员取样错误导致稳压器液相硼浓度失去定期监测的运行事件2016年9月6日，宁德核电厂2号机组处于功率运行模式。
在进行核取样系统阀门内漏处理过程中，隔离经理查询最近一次稳压器液相定期取样记录时，发现稳压器液相取样阀近期无开启记录。
经进一步查询得知，自2016年8月15日，稳压器液相取样阀无开启记录。
经查，化学人员在进行取样过程中，开启了化学和容积控制系统除盐床取样阀，导致稳压器液相硼浓度取样错误，自2016年8月15日后失去定期监测，违反了化学与放射化学技术规范的相关规定。
排查发现，1、4号机组也存在稳压器液相硼浓度失去定期监测的类似问题。
3.阳江核电厂调试人员误操作公用机组防火分区风门动作按钮导致已运行机组碘排风回路不可用的运行事件2016年5月25日，阳江核电厂3号机组处于功率运行模式，4号机组处于热态功能试验准备阶段。
调试人员在进行4号机组安全壳环廊通风系统（DVW）逻辑试验时，因未遵守多机组相互影响工作管理的相关规定，在未经核实情况下，主观认为3、4号机组之间的数字化仪控系统（DCS）通讯没有建立，通过4号机组主控操作公用机组防火分区风门动作按钮（8SFZ520KG）发出关闭指令，导致3号机组碘排风回路风门关闭，碘排风回路全部不可用，产生DVW随机第一组I0，违反运行技术规范。
中文名称：核岛英文名称：nuclear island，NI定义：核电厂中核蒸汽供应系统及其配套设施和它们所在厂房的总称。
主要包括反应堆厂房、核燃料厂房、控制辅助厂房、电气厂房(含应急柴油发电机厂房)等核岛是核电站安全壳内的核反应堆及与反应堆有关的各个系统的统称。
核岛的主要功能是利用核裂变能产生蒸汽。
核岛(nuclear island)厂房核岛厂房主要包括反应堆厂房(安全壳)、核燃料厂房、核辅助厂房、核服务厂房、排气烟囱、电气厂房和应急柴油发电机厂房等。
编辑本段核岛主要结构核蒸汽供应系统核蒸汽供应系统由一回路（反应堆冷却剂循环系统）及与一回路相连接的系统所组成。
一回路的主要设备有反应堆堆心、压力容器、蒸汽发生器、稳压器、主循环泵及管道。
一回路中冷却剂(高温高压的水流)的主要作用是将反应堆堆心产生的热量带到蒸汽发生器，传给二回路，生产蒸汽；在一回路水中加入硼酸，用来控制反应性的慢变化；用稳压器维持一回路压力的稳定和补偿水在冷态和热态时的体积变化。
与一回路相联的系统包括化学和容积控制系统、反应堆安全注射系统和余热冷却系统。
化学和容积控制系统的主要作用是维持一回路所需要的水量;调节溶解在冷却水中的硼酸浓度,以控制反应堆的反应性；对水进行净化处理，除去水中的裂变产物和腐蚀产物；给一回路的水加入腐蚀抑制剂和各种化学添加剂。
反应堆安全注射系统的主要作用是当一回路发生失水(例如,一回路管道发生大破裂而引起大泄漏)时,安全注射系统就作为安全给水系统。
它主要由高压注射部分、安全注射箱和低压注射部分组成。
前者于中等失水时起动，后者于大量失水时起动。
安全注射箱通过两个逆止阀和一个隔断阀与一回路相连，起安全注射作用。
这几部分协同工作即能保证堆心的冷却，并可使反应堆停堆。
核反应堆停堆后，燃料元件因裂变产物的衰变而发热，余热冷却系统的作用是带走这部分热量。
它主要由热交换装置、循环泵和阀门等组成，用于停堆、更换燃料以及一回路系统发生大量泄漏事故时带走热量，冷却堆心。
核电站一般知识简介一、反应堆简介核反应堆是一种能以可控的方式实现自续链式核反应的装置。
根据原子核产生能量的方式，可分为裂变反应堆和聚变反应堆两种。
当今世界上已建成和广泛使用的反应堆都是裂变反应堆。
聚变反应堆目前还处于研究设计阶段。
裂变反应堆是通过把一个重核裂变为两个中等质量核而释放能量的。
它是由核燃料/冷却剂/慢化剂/结构材料和吸收剂等材料组成的一个复杂系统。
按用途不同，裂变反应堆可分为生产堆/实验堆和动力堆。
按冷却剂或慢化剂的种类不同可分为轻水堆/重水堆/气冷堆和液态金属冷却快中子堆。
按引起裂变反应的中子能量不同，又可分为热中子反应堆和快中子反应堆。
二、核电站的组成1.压水堆核电站由核岛、常规岛、BOP（配套设施）组成。
2.核电站厂房布置：反应堆安全壳厂房核辅助厂房过渡厂房核燃料贮存厂房应急柴油机厂房电气厂房汽轮机厂房配套设施核电站厂房图1 核电站原理流程图核电厂中的能量转换与转递三、核岛主要系统组成1.核岛主要系统组成核岛主要系统由反应堆冷却剂系统、专设安全设施、核辅助系统、三废处理系统、核岛通风空调系统及核燃料装卸贮存和工艺运输系统等六大类系统组成。
a) 反应堆冷却剂系统指三条环路及其核岛主设备压力容器、主泵、蒸发器、稳压器和主管道等组成。
b) 专设安全设施由四个系统组成：它们是安全注入系统、辅助给水系统、安全壳喷淋系统和安全壳隔离系统。
c) 核辅助系统——化学和容积控制系统——硼和水的补给系统——一回路辅助系统——余热排出系统——核取样系统核辅助系统——堆和乏燃料水池冷却与处理系统——设备冷却水系统——辅助冷却水系统——核岛应急生水系统——蒸发器排污系统——核岛冷冻水系统——电气厂房冷却水系统d) 三废处理系统——废气处理系统——废液处理系统——废物处理系统三废处理系统——硼回收系统——核岛疏水排气系统——放射性废液排放系统——常规岛废液排放系统e) 核岛通风空调系统组成—控制棒驱动机构风冷系统—安全壳内连续通风系统—安全壳内空气净化系统—反应堆堆坑通风系统—安全壳换气通风系统—主控制室空调系统—安全壳外贯穿件房间通风系统—上充泵房应急通风系统—辅助给水泵房通风—冷水系统设备间通风系统通风空调系统—核燃料厂房通风系统—核辅助厂房通风系统—电气厂房通风系统—电气厂房排烟系统—电缆层通风系统—安注和喷淋泵电机房通风系统—安全壳内大气监测系统—废物辅助厂房通风系统—主要厂用水泵站通风系统f) 核燃料装卸贮存和工艺运输系统是一个独立的操作系统，只有在核燃料换料和接收新燃料时系统才运作。
核电厂通风空调系统噪声控制与处理摘要：本文介绍了核电厂通风空调系统噪声的控制与处理问题，根据噪声产生的原因，从设计到安装、调试阶段分别进行分析考虑，最大限度减少噪声的产生。
关键词：噪声；通风空调；核电厂；噪声控制；消声器引言随着现代科学技术的发展和人们对环保意识的不断提升，目前在民用建筑、工业建筑以及核电领域中，噪声问题越来越被重视。
在核电厂中，为保证核电厂在所有工况下能安全有效的运行，通风空调系统在控制环境温湿度、有毒有害物浓度的同时，还应注意系统噪声的影响，必须为运行人员提供一个舒适、安静、可靠的工作环境，才能保证核电厂安全有效的运行。
1核电厂通风空调系统噪声控制与消除通风空调系统噪声的控制与消除应分三个阶段来考虑，不同阶段应按照不同的原则进行。
1.1设计阶段依据噪声的来源特性，对噪声的产生点进行控制，尽量减少噪声的产生；根据噪声传递特性，就噪声传播途径进行控制，尽量设置隔声和消声屏障；真对二次噪声的产生，尽量合理设置管路，平衡阻力和风量，控制风速以减少二次噪声。
1.1.1设备降噪通风空调系统在设计时必须重视空调机组也就是风机的噪声问题，由于核电厂中通风空调系统受房间、布置空间和各类分区限制影响，很多系统风管的布置复杂，所以大部分通风空调系统所选风机压头往往很大，在这种情况下，对于大风量系统，一方面需要厂家在风机制造中尽量从生产工艺来降低设备噪声，一般要求控制在85dB（A）以内，另一方面需要在风机布置上寻求突破，对于满足集中设置的风机，一定要优先选择布置在机房内，通过房间的围护结构对机房内噪声进行隔声、隔振，机房必须远离噪声控制区域，且不可与这些区域相邻或上下层布置，对于一些风量相对较小的分散系统，风机布置时也可以考虑直接设置在没有噪声控制要求的房间或区域，而风机在固定时必须配有减震装置，在设备与基础之间设置阻力弹簧减振器或橡胶隔振垫减震器，而风机进出风口处与风管连接必须设置软连接，通过这些隔振措施，减少风机机械振动对系统噪声的贡献。
－1－1•通常将一回路及核岛辅助系统、专设安全设施和厂房称为核岛。
2. 反应堆冷却剂系统可分为冷却系统、压力调节系统和超压保护系统。
3. 压水堆本体由堆芯、堆芯支撑结构、反应堆压力容器及控制棒传动机构组成。
4•燃料组件骨架由24根控制棒导向管、1根中子注量率测量管与上下管座焊接而成。
5•蒸汽发生器是分隔一、二回路工质的屏障，它对于核电厂的安全运行十分重要。
6. 稳压器的基本功能是建立并维持一回路系统的压力，避免冷却剂在反应堆内发生容积沸腾。
7. 放射性废水有可复用废水和不可复用废水，可复用废水经过处理分离成水和硼酸再利用,这是硼回收系统的任务。
8. 专设安全设施包括：安全注射系统、安全壳、安全壳喷淋系统、安全壳隔离系统、安全壳消氢系统、辅助给水系统和应急电源。
9. 安全注入系统通常分为高压安全注入系统、蓄压箱注入系统、低压安全注入系统。
10•反应堆硼和水补给系统是一个两台机组共用的系统。
11. 核电站运行中产生的放射性废气分为含氢废气和含氧废气。
12. 核电厂主要厂房包括：反应堆厂房（安全壳）、燃料厂房、核辅助厂房、汽轮机发电厂房、控制厂房。
13. 核电厂设计一般遵循的安全设计原则有：多道屏障、纵深防御、单一故障原则、抗自然灾害、辐照剂量标准。
14•燃料组件由燃料元件、定位架格和组件骨架组成。
15•堆芯支撑结构包括下部支撑结构、上部支撑结构和堆芯仪表支撑结构16. 阻力塞棒是封闭的不锈钢管,其长度较短，约20cm17. 大亚湾压水堆核电厂的控制棒组件中黑棒采用的中子吸收剂材料为―Ag-In-Gr 银-铟-镉）灰棒材料为不锈钢—，控制棒驱动采用电磁步进式方式；18. 大亚湾核电厂的蒸汽发生器采用的是在压水堆核电站最为常见的立式自 然循环U 型管蒸汽发生器；19. 天然铀所含有的三种同位素中，属于易裂变核素的是铀-235；20•反应堆冷却剂泵主要分为两大类型分别是屏蔽电机泵和轴封泵；21. 蒸汽发生器传热管面积占一回路承压边界面积的80%左右;22. 压水堆核电厂使用较广泛的有三种:立式U 型管自然循环蒸汽发生器、卧式自然循环蒸汽发生器、立式直流蒸汽发生器一、填空题（共20分，每题2分）二、名词解释（共25分，每题5分）23.现代压水堆采用硼酸控制反应性。
风可不经净化处理，就能排放。
本区负压要求较低，一般可按-50Pa考虑。
工作人员须经过卫生通道更换家常服才能进入本区。
1.2.3气流组织和走向原则气流的组织和走向，就是组织空气按照规定的方向进行通风，在核岛通风系统中，气流组织和走向更为重要。
如果仅考虑通风量，不考虑气流组织和走向，不但得不到良好的通风效果，还会因加大通风量加快污染物的挥发，造成更大的污染。
在核电厂，对整个工作区域来讲，空气的流动方向，必须是从清洁区流向污染区，最后从污染区排出；对局部工作地点来讲，空气流动的方向，应先经过人员的工作岗位或将清洁空气优先送到工作人员的工作点，而后再流向工艺设备，最后从工艺设备的排气口排出。
在任何情况下，都不允许污染空气通过清洁区，特别是有人员工作的地点。
污染空气必须就地或污染最严重的地区排出。
室内排风口的位置，应避免靠近送风口，以免产生气流短路，降低通风效果和影响室内污染空气不能完全排除。
送风口的位置应设置在较清洁区，而排风口的位置应设在污染区。
核电厂中的安装大厅一般高度高，容积大，属于橙区。
在安装大厅下面就是放射性工艺设备室（红区）。
当这些设备、仪表、管路等安装和检修时，就要打开设备室的顶盖板（设备孔和人孔）。
这时安装大厅与红区设备室就贯通了，尽管设备室（红区）的负压低于安装大厅（橙区），但红区的污染空气还是会扩散到安装大厅（橙区），另外，检修时，红区可拆卸，可更换的设备、仪表、管段等，也要放置在安装大厅的地面上。
于是地面及安装大厅内的空气也会被污染。
因此，保证安装大厅有足够的换气和良好的通风是非常重要的。
通常安装大厅的气流组织和走向有两种形式：（1）集中送风和集中排风通风形式集中送风和集中排风形式如图1所示。
在安装大厅中间集中布置送风口，在安装大厅两端集中布置排风口，这些排风口，仅排走一部分风量，而另外一部分风量，通过沿安装大厅纵向两侧墙下端设置的余压阀进入红区设备室，然后由红区排风系统排出。
（见图1）图1 安装厅气流示意图（2）分散通风和分散排风通风形式分散送风和分散排风形式如图2所示。
核电厂常规岛暖通空调设计特点杨铭【摘要】针对核电厂常规岛布置特点,结合投入运行的核电厂以及在建的三代核电厂的系统配置、暖通空调系统功能及非安全级的特点,介绍了暖通空调设计依据,据此分析了供暖系统、通风系统、空调系统的设计特点,指出核岛供暖系统、常规岛及辅助建筑供暖系统、保护区外供暖系统需要分开设置;常规岛厂房采暖系统以散热器系统为主,热风系统为辅;汽机房的地下部分应采用机械进风,优先选用机械排风的通风方式.【期刊名称】《吉林电力》【年(卷),期】2015(043)005【总页数】4页(P26-29)【关键词】核电厂;常规岛;供暖;通风;空调【作者】杨铭【作者单位】中国电力工程顾问集团东北电力设计院有限公司,长春 130021【正文语种】中文【中图分类】TM623;TU83常规岛是核电厂的汽轮发电机组及其配套设施所在厂房的统称，其厂房暖通空调设计是核电厂设计的重要内容之一。
引进机组的汽机房以热风采暖为主，多为机械进风；国产机组以散热器采暖为主，采用机械通风方式。
根据不同机型的布置特点、机组系统配置情况，在核电文化设计理念和不同厂址气候条件差异的基础上，对现有空调系统功能、安全等级及采暖、通风系统设计特点进行介绍及分析。
1 厂房布置特点及暖通空调设计依据1.1 厂房布置特点常规岛厂房多为单台机布置，包括汽机房、除氧间，以及凝结水精处理间、润滑油储存传送间、电气、热控、暖通设备间等辅助设备间。
由于核电机组的介质温度、压力较低，相应的设备容量较大，管道散热面积较多，汽机房体积大于火力发电厂的汽机房。
汽机房含除氧间的跨距约55 m 或59 m，长约120 m，高度约40m，除氧器平台高出汽机房运转层平台，辅助设备间多布置在除氧间，或在厂房边上增加偏屋，偏屋的尺寸未包含在上面统计的厂房尺寸内。
汽机房包括底层、中间层和运转层，又分为全地上布置和半地下布置。
受冷端优化后的凝汽器下沉式布置的影响，半地下布置分为整体降标高和局部降标高。
浅谈核电站核岛电气厂房送冷风管理作者：许望金来源：《商情》2016年第18期【摘要】电气厂房送冷风在整个核电厂中具有重要的作用，本文以福清核电3#机组为例，介绍了福建福清核电厂电气厂房送冷风工程概况、施工管理、技术准备、具体的实施过程及注意事项。
【关键字】风机冲洗试压通风组织机构系统1.工程概况1.1电气厂房送冷风是通过DVC，DVE，DVL通风系统和DEL、 RRI、SEC等工艺系统之间的联动运行，将电气厂房空气的温湿度调节至设备、人员所需范围的过程。
1.2电气厂房送冷风涉及的系统1）5个通风系统：DVC（主控制室通风系统）、DVE（电缆层通风系统）、DVL（电气厂房主通风系统）、DVF（电气厂房排烟系统）、DVI（设备冷却房间通风系统）。
2）10个工艺系统：SEC（重要厂用水系统）、RRI（设备冷却水系统）、DEL（电气厂房冷冻水系统）、SED（核岛除盐水分配系统）、SAP（压缩空调生产系统）、SAR（仪用压缩空气分配系统）、SAT（公用压缩空气分配系统）、SIR（化学试剂注射系统）、SEP（饮用水系统）、SEO（电站污水系统）。
3）12个电气系统：LLA（380V低压交流应急电源系统-系列A）、LLB（380V低压交流应急电源系统-系列B）、LLC（380V低压交流应急电源系统-系列A）、LLD（380V低压交流应急电源系统-系列B）、LLI（380V低压交流应急电源系统-系列A）、LLJ（380V低压交流应急电源系统-系列B）、LLN（380V低压交流应急电源系统-系列A）、LLO（380V低压交流应急电源系统-系列B）、LKC（低压交流电源380V系统（核岛辅助设备））、LKE （380V低压交流电源系统（核岛辅助设备））、LHA（6.6kV应急电源系统/A列）、LHB （6.6kV应急电源系统/B列）。
2.施工管理2.1成立专项组。
因送冷风涉及的系统较多，工程量较大，为更好服务于电气厂房送冷风的施工，结合现场进度及节点安排适时成立专项组并召开专题会，由承包商、监理、工程公司等人员参加。
4.2.7 核岛厂房通风空调系统4.2.7.1 概述核岛厂房通风空调系统包括反应堆厂房、核燃料厂房、核辅助厂房、电气厂房、连接厂房的通风空调系统，其由主控制室空调系统、电气厂房排烟系统、电缆层通风系统、电气厂房主通风系统、上充泵房应急通风系统、辅助给水泵房通风系统、设备冷却水房间通风系统、安全注入泵和安全壳喷淋泵电机房通风系统、核燃料厂房通风系统、安全壳内大气监测系统、安全壳换气通风系统、反应堆堆坑通风系统、安全壳内空气净化系统、安全壳连续通风系统、控制棒驱动机构通风系统、安全壳环廊房间通风系统、核辅助厂房通风系统、废物辅助厂房通风系统、热洗衣房通风系统、重要厂用水泵站通风系统、更衣室通风系统共21个系统组成。
上述各个通风系统设计的共同目的：－提供人员进入及工作的适宜环境；－为设备的正常运行创造安全的环境条件；－控制和限制污染空气或气体的排放。
为达到以上目的所采用的主要手段：通过对室内空气温度、压力、湿度、洁净度、放射性以及换气频率等参数的调节、控制来达到所要求的环境条件。
4.2.7.2 设计准则➢核岛厂房通风空调系统的设计应考虑系统最不利的运行工况。
➢设计采用的室外气象参数为：环境气温：夏季： +35.1℃ (干球温度) ，+28.3℃ (湿球温度)冬季： + 2.9℃ (干球温度) ，+1.3℃ (湿球温度)极端气温：-5.2℃；40.6℃ (干球温度)环境最大相对湿度：100%设计应考虑室外风速、降雨量、台风及含盐空气腐蚀等的影响；➢核岛厂房室内设计参数：--轻体力劳动（如控制室、办公、实验室、计算机辅助系统等），且没有特殊电子设备的区域：18～25℃；35～65%RH--中等体力劳动（如车间、维护设备）的区域：10～30℃；35～65%RH--难以到达，且没有敏感电子设备的区域：5.0～50℃；～100%RH--很少进行检查和维修作业的区域，且没有敏感电子设备：10～40℃；～70%RH--经常进行检查和维修作业的区域，且没有敏感电子设备：10～35℃；～70%RH--有电子设备的区域：18～30℃；～65%RH--有特殊要求区域的设计参数按工艺专业要求设计--反应堆厂房运行大厅正常运行15～40℃；～100%RH换料期间15～35℃；～100%RH--反应堆厂房其它区域正常运行5～55℃；～100%RH换料期间5～40℃；～100%RH➢有放射性（或可能有放射性）区域的通风空调系统应遵循以下设计原则：--在正常运行期间，维持该区域气压相对于邻近区域或大气为负压，以尽量限制未受控的放射性污染释放到环境中。
--排风应经过滤处理，以降低受控放射性污染排放到环境的水平。
--在有潜在污染的排风系统上设置监测设备，出现放射性污染时向控制室发出报警信号。
--采用内部净化或送入新风混合稀释的措施，以维持该区域最大允许浓度在合理可行尽量低的限度内。
--在有放射性泄漏区域的通风系统上采用可隔离的措施。
--通风空调系统应使气流不可能从有高潜在放射性污染的区域直接流向低放射性污染的区域。
➢冷冻水供/回水温度：电气厂房8/14℃其它核岛厂房10/15℃➢设备冷却水供水温度：15～35℃4.2.7.3 安全壳内大气监测系统(1) 系统功能－小风量清洗回路在反应堆正常运行时，降低安全壳内放射性惰性气体和氚引起的放射性浓度以便人员进入。
保持安全壳内与外部最大潜在过压不超过0.006MPa。
在事故或放射性浓度异常时该子系统停运并关闭安全壳隔离阀。
－取样、混合和氢复合该子系统设计为避免氢和氧形成易爆混合物而带来可能危及安全壳完整性的任何危害。
在LOCA事故后，该子系统用来取样测定氢气浓度和使安全壳空气混合，以及进行氢复合处理。
该子系统是安全相关系统。
电站如果设置可燃气体控制系统，则该子系统可能取消。
－安全壳试验子系统该子系统利用压缩空气生产系统的空气压缩机向安全壳充气作整体密封性检查。
－保健物理监测子系统该子系统用于连续测量安全壳内大气中气溶胶、碘及惰性气体的放射性浓度，为启动或停运安全壳小风量清洗所必需的信号，必要时发出在辐射防护可接受条件下允许人员进入安全壳的信息。
－安全壳大气物理监测子系统该子系统用于连续监测安全壳内的压力和温度，其中压力测量信号用于反应堆保护系统和事故后监测系统。
该子系统是安全相关系统。
－事故后安全壳降压过滤子系统该子系统通过用来限制严重事故后安全壳内压力和释放到大气中的气体的放射性浓度，缓解严重事故对公众造成的危害。
(2) 设计准则系统设计遵照适用于三环路压水堆核电站的RCC-P《90万千瓦压水堆核电厂系统设计和建造规则》。
系统被设计为按如下所述工作：－正常运行时，当安全壳内放射性浓度大于规定值时，安全壳小风量清洗回路启动对安全壳进行扫气，并保持安全壳内60Pa的负压。
本系统在反应堆冷停堆时不使用，由安全壳换气通风系统进行处理。
－在LOCA事故后，取样、混合和氢复合子系统利用氢混合管线和移动式氢取样装置对安全壳内大气进行取样、混合，并在必要时利用移动式催化氢复合装置消氢，使氢气浓度不超过爆炸限度4％(体积比) 。
－保健物理监测子系统被设计成能连续工作并被连接到KRT 系统的辐射测量设备。
－安全壳内大气物理监测子系统被设计成能连续工作，其测量设备被连接到反应堆保护系统和事故后监测系统－安全壳试验子系统被设计成仅在机组停运时工作。
空气经升压管线输入，然后用可移动设备连接至电站压缩空气生产系统。
试验后空气通过排气管线及可移动设备连接至环廊房间通风系统排出。
第三条管线与试验仪表相连。
－事故后安全壳降压过滤系统被设计用来在严重事故后防止安全壳超压损坏和限制安全壳释放到大气中的气体的放射性浓度。
(3) 系统描述－安全壳小风量清洗回路为直流全新风系统。
送风来自燃料厂房通风系统新风管，经安全壳下部的二根管道送入安全壳。
排风自反应堆厂房穹顶下设二根排气管从安全壳引出。
设二台100％容量的排风机，一台工作，一台备用。
空气经排风净化装置处理后经燃料厂房通风系统排风管引至电厂烟囱排入大气中。
排风净化装置内设有一组电加热器，预过滤器，高效过滤器和碘吸附器。
－取样、混氢和氢复合。
一台系统风机使安全壳内空气从穹顶到底部作循环流动以达到混氢目的。
可移动取样装置用以从系统中抽取气体样品。
为降低安全壳内氢气浓度，从反应堆抽出的气体经过一台可移动氢复合器进行氢复合后重新注入安全壳以免放射性气体释放到外部环境。
－安全壳试验子系统。
升压回路有一根穿过安全壳的管道，这根管道配有一只隔离阀和一只逆止阀并被连至公用压缩空气分配系统。
排气回路由一根把安全壳内空气排至外部的管线组成，排气经隔离阀和两只并联的调节阀后排至环廊房间通风系统。
由调节阀、安全阀、试验压力计和隔离阀组成的可移动升压与卸压设备为两个反应堆厂房共用。
－保健物理监测系统。
系统管线分别连接至电厂辐射监测系统，系统管线的两个安全壳贯穿件分别配备两只气动隔离阀，系统管线配备两只压力计和两只压力开关。
－安全壳内大气物理监测系统。
001MT－004MT用于测量安全壳内温度变化；502MP和503MP用于测量正常运行时安全壳内绝对压力；501MP用于测量外部环境大气压力；101MP-104MP测量LOCA 事故后的安全壳内绝对压力且能发出功能指令；001MT与002MT能承受LOCA事故后的温度和压力工况。
－事故后安全壳降压过滤。
安全壳内予预过滤器(U5) 将安全壳气体预过滤并除热后送至沙堆过滤器，过滤器旁路管线用于在过滤器堵塞时给安全壳卸压。
安全壳外沙堆过滤器对来自安全壳内预予过滤器(U5) 的气体进行过滤并排至外部环境。
(4) 主要设备及其参数(5) 系统运行－安全壳小风量清洗回路设二台100％容量的排风机，一台工作，一台备用。
正常运行期间，该回路间断运行，以降低安全壳内部压力或在人员进入安全壳前降低壳内惰性气体和氚的放射性。
－LOCA事故工况下系统安全壳隔离阀关闭。
LOCA事故后为了防止安全壳内局部氢气集聚，混氢回路启动，并且不断取样分析氢气浓度的变化，在浓度达到爆燃限度前，氢复合回路投入运行。
－在反应堆初次启动前和以后的定期试验时使用安全壳试验子系统对反应堆进行密封试验。
在反应堆停运后方可对反应堆进行密封试验。
－保健物理监测子系统在反应堆正常功率时投入运行。
－安全壳内大气物理监测子系统对安全壳内部压力和温度进行连续测量。
－正常运行时，核辅助厂房通风系统的沙堆过滤器预热系统连续运行以提供沙堆过滤器所需的湿度条件。
严重事故工况下，为防止安全壳超压损坏，按照U5规程，安全壳降压过滤系统投入运行对安全壳进行卸压。
(6) 安全功能—本系统是部分与安全相关的系统—在断电时，混氢与消氢回路和小风量清冼回路的能动设备由应急柴油机供电。
—本系统主要设备和部件设计抗SSE地震—本系统按单一故障准则要求设计。
在反应堆正常运行时，冗余风机可互为备用。
—本系统在安全壳内与安全相关的部分设计成抗LOCA事故工况。
—当安全壳内空气放射性水平高出允许值时，本系统停止运行，关闭安全壳隔离阀，同时启动安全壳内空气净化系统。
4.2.7.4 反应堆堆坑通风系统(1) 系统功能反应堆堆坑通风系统主要功能是对如下部位进行冷却降温：－反应堆压力容器保温层的外表面－堆坑混凝土－堆外电离室－反应堆压力容器支撑环－围绕主管道的混凝土孔道(2) 设计准则堆坑通风系统在反应堆正常运行及热停堆时运行。
本系统风机设计为4⨯50％，由两个不同电气系列按2⨯2方式供电，应急柴油发电机作为后备电源。
在反应堆额定功率时，本系统保持以下温度：(3) 系统描述本系统设置四台50％容量的通风机组，包括冷却盘管、离心通风机、调节阀和止回阀。
部分冷风通过一条送风管从反应堆压力容器支承环的三个开孔送入，并通过另外三个开孔排出；其余风量送至反应堆堆坑底部。
冷却空气送入反应堆冷却剂管段、地堆坑内的容器支承、地坑内的离子室、地堆坑内的反应堆空腔密封环下的小室。
(4) 主要设备及其参数(5) 系统运行反应堆正常运行和热停堆时，二台通风机连续运行，冷却盘管连续提供冷水。
反应堆冷停堆时，本系统一般不启动，在安全壳温度高时，可全部或部分启动本系统对安全壳内空气进行冷却。
四台通风机中二台运行，二台备用。
(6) 安全功能—本系统是非安全相关系统。
—在断电时，为维持堆坑内一定的温度，本系统通风机由柴油发电机组供电；—系统设计，除EVC001BA之外，不考虑抗SSE地震；—本系统在功能全部失效时，要求停堆；—系统设计不考虑冷却剂失水事故，但在失水事故后局部系统管道可用来将反应堆冷却剂排出反应堆堆坑，即参与失水事故后反应堆堆坑的卸压排放。
4.2.7.5 安全壳内空气净化系统(1) 系统功能本系统的主要作用是降低安全壳内空气中放射性碘及其悬浮物的浓度，在人进入安全壳之前，使空气中放射性浓度达到允许水平。
