非能动安全系统

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。

所有关于AP1000AP1000的设计理念在传统成熟的压水堆核电技术的基础上，安全系统采用“非能动” 设计理念。

“非能动安全系统” 利用自然物理现象-重力、自然循环(蒸发、冷凝和密度差）以及气体蓄能驱动流体流动，带走堆芯余热和安全壳的热量，不需要外部能源。

非能动设计理念已有实际应用，技术是成熟的。

非能动设计理念的引入，使核电站的设计发生了根本的变化：● 系统配置简化，安全支持系统减少，安全级设备和抗震厂房大幅减少，安全等级和质保等级降低，应急动力电源和很多动力设备被取消，大宗材料需求明显降低；● 预防和缓解事故和严重事故的操作简化;● 安全性能显著提高；由于设计简化、系统简化、工艺布置简化、施工量减少、工期缩短、运行和维修简化等一系列效应，最终使AP1000在安全性能显著提高的同时，经济上也具有较强的竞争力。

AP1000总体概括及特点1. 总体概况AP1000是西屋公司开发的一种双环路1000 MW的压水堆核电机组，其主要特点有：采用非能动的安全系统，安全相关系统和部件大幅减少、具有竞争力的发电成本、60年的设计寿命、数字化仪空室、容量因子高、易于建造(工厂制造和现场建造同步进行)等，其设计与性能特点满足用户要求文件（URD）的要求。

西屋公司在开发AP1000之前，已完成了AP600的开发工作，并于1998年9月获得美国核管会（NRC）的最终设计批准（FDA），1999年12月则获得NRC的设计许可证，该设计许可证的有效期为15年。

屋公司投入了大量人力，通过大量的实体试验和众多听证与答辩来确保其设计的成熟性。

AP1000基本上保留了AP600核岛底座的尺寸，但也作了适当的设计改进以提升AP1000的先进性和竞争力：增加堆芯长度和燃料组件的数目；加大核蒸汽供应系统主要部件的尺寸；适当增加反应堆压力壳的高度；采用△125的蒸汽发生器；采用大型密封反应堆主泵（装备有变速调节器）；采用大型的稳压器；增加安全壳的高度；增加某些非能动安全系统部件的容量；增加汽轮机岛的尺寸和容量等。

收稿日期：２０１６－０３－２１
５结语
本文从实际出发，针对高速公路超载超限问题，提出了运
作者简介：李淼（１９８２一），男，河北唐山人，工程硕士，工程师 研究方向：交通机电工程。 机电信息２０１６年第１２期总第４７４期
５７
万方数据
Ｐቤተ መጻሕፍቲ ባይዱＳ揪ｉ ；疑水收
注功能分离，上充泵不再执行安注功能。安注功能由２台中压 安注泵和２台低压安注泵实现，中压安注泵与低压安注泵独 立，不需低压安注泵进行增压。同时取消安注管线上浓硼注入 箱、硼酸再循环回路，简化系统，提高系统可靠性。 在非能动功能上，仍设置３台中压安注箱，用于在事故后 以非能动方式快速向堆芯注入大量含硼水，防止堆芯裸露，以 保证堆芯的完整性。
５结语
华龙一号采用能动与非能动相结合的安全技术，根据ＰＳＡ 分析结果，降低了内部事件和外部事件ＣＤＦ和ＬＲＦ，确保了 ＣＤＦ＜１Ｅ一６／堆年、ＬＲＦ＜１Ｅ一７／堆年安全目标的实现，满足三 代核电站设计安全标准。歹
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４ （上接第５５页）
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［参考文献］ ［１］中国核动力研究设计院．华龙一号能动和非能动安全系统设
Ｙｉｎｇｙｏｎｇ ｙｕ
Ｙａｎｊｉｕ
华龙一号能动与非能动安全系统介绍
易飞顾传俊
（福建福清核电有限公司，福建福州３５０３００）
摘要：对华龙一号采用的４套能动与非能动相结合的安全系统进行了简要介绍。
关键词：华龙一号；能动；非能动；安全系统
０
引言
“华龙一号”是在我国３０余年核电科研、设计、建造和运行
经验的基础上，充分借鉴国际三代核电技术先进理念，吸收福 岛核事故经验反馈，采用国际最高安全标准研发设计的三代 核电机型。华龙一号采用１７７组燃料组件、单堆布置、双层安全 壳，创新提出了“能动与非能动相结合”的安全理念。本文将简 要介绍华龙一号采用的４套能动与非能动相结合的安全系统。

A P1000安全系统综述及其与E P R关键措施对比AP1000安全系统综述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。

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。

45
14
88
房
附加产房 10
10
总数
122
99
55
276 23
建筑模块
管道模块
机械设备模块
24
AP1000的设计特点
25
AP1000建造进度图
26
AP1000 建造进度表
27
建造成本
AP600有很高成本竞争能力，发电成本预 计为1300～1500＄/kW，低于“用户要求” 1475＄/kW
610 1933 315.6C 1058
1090 3400 323.9C 1505
1.484
1.447
15.8
13.6
17X17
17X17
145
157
3658
4267
34
AP600
堆芯直径/mm
3361
反应堆压力容器内径 4000 /mm
线功率/（kW/m）
13.45
控制棒/灰棒
45/16
蒸汽发生器传热面/m2 6967.7
西屋公司在开发AP1000之前，已完成了AP600 的开发工作，并于1998年9月获得美国核管会 （NRC）的最终设计批准（FDA），1999年12 月则获得NRC的设计许可证，该设计许可证的有 效期为15年。
3
先进非能动压水堆AP600概述
设计
1984年EPRI开始发展一项中等规格的600 MW的新型核电站，其目的在于将核电站进行 简化并减少成本和提高安全性。这些非能动设 计提高了核电站的性能，操纵性，稳定性等
开发
1996年两个小型电站设计的版本发展出来， 分别是西屋公司的AP600和通用公司的简型 沸水堆。

（ ）所示 。 图 ３ （ ） 给 出了 １ ｓ 正常 给水 丧 ｄ ａ ０时
失 ，二次 侧传 热 能 力 降低 ，冷 却 剂 负 反应 性 增
大 ，堆芯 功率 缓 慢 下 降 ，７ ｓ时 控 制 棒 下 落 停 ２ 堆 ，堆 芯功率 迅速下 降 ，直到 安全停 堆 。 由图 ３ （ ） （ ） （ ）可见 ，Ｐ Ｈ ｂ Ｃ ｄ Ｒ Ｒ投 人后 ，
２ １ 年 第 １期 ０２
Ｎ Ｏ． １ ２ ２ ． ０１
核 安 全
Ｎｕ ｅａ Ｓａ ｅ ｙ ｃｌ ｒ ｆｔ
非 能 动 安 全 系统 可 靠 性 评 估 方 法 初 步 研 究
黄 昌 蕃 ， 匡 波
（ 海 交通 大 学核科 学与工程 学 院 ，上海 上
２ ０４ ） ０ ２０
摘
要 ：非 能动 安 全 系统 可靠 性 的分 析 是 广 泛采 用非 能动 设 计 的新 一 代 核 电厂 概 率
全 系统来说 ，其可靠性评 价并非 像能 动设 备失效 那 样 ，需 考虑物理过程失 效 。系统功 能可 靠性 与
事件序列 变化过程密切 相关 ，不 同的事件 序列运
１ 前 言
非 能 动安 全 系 统 已成 为 当今 核 电发 展 的 一 个 趋 势 ，如 Ａ １ ０ 、Ａ ＷＲ 等 。Ｉ Ｅ 指 出 ： Ｐ００ Ｂ Ａ Ａ 概 率 安全 分 析 （ Ｓ Ｐ Ａ） 是 核 电 厂 设 计 和 安 全 评
行 参数 变 化 不 同 ，即使定 义 的 系 统失 效 准 则相 同 ，非 能动系统运行失效 概率及 主要 因素 可能 不
估 工 具 ，非 能 动 安 全 系 统 评 估 是 Ｐ Ａ 一 个 重 Ｓ 要 部 分 。 目前 为 止 ，对 非 能动 安 全 系统 的评

Characteristics of Passive Core Cooling System
The passive core cooling system operates without pumps or power sources. PCCS的运行无需泵的驱动也无需电源（交 流）。
Processes such as gravity and expansion of compressed gases are relied on. 依靠诸如重力和压缩气体的膨胀过程来驱 动PCCS工作。
3
AP1000非能动安全系统
非能动余热排出系统
非能动安全注射系统
非能动安全系统
非能动安全壳冷却系统
非能动主控制室应急可居留系统
安全壳氢气控制系统
AP1000 Passive Core Cooling System
➢ Characteristics of PXS ➢ Safety Functions ➢ PRHRHX Design Basis ➢ Emergency Makeup & Boration Design
①IRWST是一个大型的，具有不锈钢内衬的水箱，位于安全壳内 运行甲板下方。
②IRWST是AP1000C级设备，其设计符合抗震I类要求。
③IRWST的底部在RCS回路高度上方，这样换料硼溶液在充分卸 压后可以通过重力排入RCS。
④IRWST通过两个DVI管连入RCS。
⑤出口安装在IRWST顶部。
⑥这些出口在正常运行期间通常是关闭的，以将水气和放射性气 体维持在水箱内，防止碎片从安全壳运行甲板进入水箱。
表PXS 自动触发信号
PRHR HX 触发 任一SG中窄量程低水位，延时 + 低 SFW流量后 任一SG中宽量程低水位

AC-600非能动安全系统设计
柏平;谭祚
【期刊名称】《核动力工程》
【年(卷),期】1989(10)5
【摘要】本文介绍了 AC-600非能动安全系统的设计方案和设计特点,在各种事故情况下这些安全系统的运行,以及与现有压水堆核电厂专设安全设施在安全,可靠性方面的比较.
【总页数】5页(P19-23)
【关键词】非能动;核电厂;安全注射;安全系统
【作者】柏平;谭祚
【作者单位】西南反应堆工程研究设计院
【正文语种】中文
【中图分类】TM623.8
【相关文献】
1.非能动安全壳冷却系统设计研究 [J], 李军;刘长亮;李晓明
2.非能动安全壳热量导出系统设计方案及评价 [J], 李军;李晓明;喻新利;刘长亮
3."华龙一号"能动与非能动相结合的安全系统设计 [J], 宋代勇;赵斌;袁霞;孙金龙;王广飞;王佳卓;范黎;吴宇翔;张雪霜
4.小型模块化反应堆非能动安全壳冷却系统设计概述 [J], 刘嘉维;刘长亮;朱京梅;曲昌明;孙超杰
5.AC-600非能动安全特性分析 [J], 张森如;谭祚;章宗耀;王建渝;柏平;李冬生
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Science and Technology &Innovation ┃科技与创新2018年第14期·95·文章编号：2095－6835（2018）14－0095－02浅析AP1000非能动安全系统技术特点李国壮（华北水利水电大学，河南郑州450000）摘要：AP1000作为近年来发展迅速且技术较为成熟的先进三代堆型，其非能动安全系统的应用也是人们所密切关注的，同时我国已经引进4台AP1000堆型核电站，并在2018-04得到了装料批准。

由此可见，我国也在通过引进新技术来对原有堆型进行更新和发展。

首先简要介绍AP1000非能动安全系统的设计理念，其次浅析其针对不同的堆芯事故又有怎样的技术特点，从其经济性和安全性两方面解析非能动安全系统在现在第三代核电站的应用及将来可能的发展方向，最后提出“非能动安全系统必须与能动系统相结合”这一观点。

关键词：AP1000；非能动安全系统；技术特点；断电事故中图分类号：TM623.8文献标识码：A DOI ：10.15913/ki.kjycx.2018.14.0951绪论AP1000是西屋电气公司以AP600为基础，改进研发的非能动先进压水堆，经历了十余年的设计、制造、审核和评估，最终于2004-09正式发布“最终安全评估报告”。

非能动安全技术作为先进压水堆核电站的主要特点，受到了核电发达国家的重视，欧洲的EPP1000、日本的SPWR 、俄罗斯的WWER1000等都有非能动安全系统的应用。

除此以外，目前在现役核电站中也采用了非能动安全技术，比如中压安全注射箱（ACC ）等。

在我国，于2009年正式动工，分别在三门、海阳、台山、田湾和阳江5处建设了AP1000机组，已经在2018-04得到了装料批准，缘于这一次对AP1000堆型的使用，其非能动安全技术也在国内受到了广泛关注。

AP1000与常规压水堆堆型最大的不同在于其专设的非能动安全系统，系统主要包括应急堆芯冷却系统、非能动安全壳冷却系统和非能动余热排出系统等[1]，非能动安全系统依靠自然的物理规律，凭借如重力、自然循环流和对流等自然力来达到保证核电站安全的目的，这样就从根本上解决了动力来源不稳定或动力暂时无法提供等问题。

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。

本文由有宇的天空贡献 ｐｐｔ１。

ＡＰ１０００非能动安全相关系统综述　非能动安全相关系统综述 组员：２００８１５１９１３　方利超　组员：　２００８１５１９０９　孙冠宇　２００８１５１９１５　２００８１５１９２１　李琪　王稳 ２００８１５１９０１　叶欣楠 ＡＰ１０００——双环路第三代先进压水堆　双环路第三代先进压水堆 非　能　动　安 极大的降低了人因失误发生的可能性　７２小时　小时＞＞１０￣３０分钟　小时　分钟　大大的提高了系统运行的可靠性　系统　了　运行　的 发 全　技　术 非能动安全技术 非能动余热排出系统　非能动安全注射系统　自动降压系统　安全壳ＰＨ值控制系统　非能动安全壳冷却系统　氢气控制系统　非能动主控制室应急可居留系统 非能动余热排出系统 非能动堆芯冷却系统包含一台１００％容量的非能动余热排出　换热器（ＰＲＨＲ　ＨＸ）。

该换热器通过输入和输出管道连接到　反应堆冷却剂系统一环路上。

该换热器可防止电厂出现造成蒸　汽发生器给水系统和蒸汽系统发生失常的瞬态，达到了有关给　水系统丧失、给水管线和蒸汽管道破裂的安全标准。

非能动余　热排出换热器和非能动安全壳冷却系统可在无需操纵员采取行　动的情况下，提供无限的衰变热排出能力。

换料贮水箱中的水在沸腾之前可以吸收超过１　个小时的衰变热　换料贮水箱 一旦开始沸腾，蒸汽将在钢制安全壳上凝结，经收集后可借助重力流回换料贮水箱 温　差　产　生　的　水　密　度　差　异 提供热阱 非能动安全注入系统 在非ＬＯＣＡ事故工况下，非能动安全注入系统可对反　补水和硼化　应堆冷却剂系统（ＲＣＳ）进行补水　硼化　补水　在ＬＯＣＡ事故工况下，非能动安全注入系统可对反应　堆冷却剂系统（ＲＣＳ）进行安全注入　安全注入，冷却堆芯　安全注入 堆芯补水箱 水　源 安全注入箱　内置换料水箱 淹没安全壳 非能动安全注射系统 水源 堆芯补水箱：（　高压　高压安全注射功能）　堆芯补水箱：（执行高压　） ２只，每只容积为７０．８ｍ３　，内装３４００ｐｐｍ的含硼水 安全注入箱：　中压安全注射功能）　安全注入箱：（执行中压　中压　） ２只，每只容积为５６．６ｍ３，内装２６００ｐｐｍ的含硼水 内置换料水箱：　（执行低压　低压安全注射功能）　内置换料水箱：　低压　） １只，容积为２０９２　ｍ３　，内装２６００－２９００ｐｐｍ的含硼水 第四个水源 堆芯补水箱 １）在ＬＯＣＡ事故时，能在　较长时间间隔内向堆芯注　入较大的安注流量　２）在发生不包括ＬＯＣＡ事　故的情况下，当正常补水　系统不可用或不足时，堆　芯补水箱为反应堆冷却剂　系统提供紧急补水和硼化。

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）

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原 子 能 科 学 技 术 ! ! 第!"卷
!! 事 故 工 况 下 如 何 保 持 安 全 壳 的 完 整 性!以 防 止 放 射 性 物 质 向 环 境 释 放!是 核 电 设 计 领 域 研究的重要课题之一 $ **+ 一旦发生安全壳 内 的 质 能 释 放 事 故!便 会 导 致 安 全 壳 压 力 和 温 度 升 高 $ 如 不 采 取 降 温 %降 压 措 施 !那 么 安 全 壳 压 力 和 温 度 可 能 会 持 续 上 升!并 突 破 安 全 壳 的 设 计 值 !导 致 安 全 壳 损 坏 !大 量 放 射 性 物 质 释 放 到 环 境中!造 成 恶 劣 的 环 境 后 果 $ *"IH+ 因 此!设 置 高 效 %可 靠 的 安 全 壳 降 温 %降 压 手 段 是 保 证 壳 内 质 能释放事故后安全壳完整性的根本措施 $ **I>+

１９９０ 年 １２ 月
ＮＲＣ 审评人员在 ＳＥＣＹ － ９０ － ４０６ 中作为对非能动安全设计发现的技术问题， 列出了这些非安全级能动系统承 担的功能
１９９３ 年 ４ 月
ＮＲＣ 在文件 ＳＥＣＹ － ９３ － ０８７ “ 政策、 技术和执照问题， 有关改进型和先进轻水堆设计” 中讨论了 ＲＴＮＳＳ 问 题， 并声明建议在一份专门的委员会文件中说明该问题的立场［２］
第 １７ 卷第 ２ 期 ２０１８ 年 ４ 月
核 安 全
Ｎｕｃｌｅａｒ Ｓａｆｅｔｙ
Ｖｏｌ������ １７，Ｎｏ������ ２ Ａｐｒ������ ２０１８
非能动核电厂非安全系统实施监管时的若干问题
刘 宇， 崔贺锋， 庞宗柱∗， 孙造占
（环境保护部核与辐射安全中心， 北京 １０００８２）
摘要： 美国核管会 （Ｕ������ Ｓ������ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｒｅｇｕｌａｔｏｒｙ Ｃｏｍｍｉｓｓｉｏｎ， 简称 ＮＲＣ） 在对非能动核电 厂 ＡＰ６００ 和 ＡＰ１０００ 进行安全审查过程中， 提出对非安全系统监管 （ Ｒｅｇｕｌａｔｏｒｙ Ｔｒｅａｔ⁃ ｍｅｎｔ ｏｆ Ｎｏｎ － Ｓａｆｅｔｙ Ｓｙｓｔｅｍ， 简称 ＲＴＮＳＳ） 的安全要求， 这是 ＮＲＣ 对非能动核电厂监 管的重要特点之一。 本文介绍了 ＮＲＣ 提出 ＲＴＮＳＳ 的历程、 监管要求和实施程序， 并研 究了我国非能动核电厂的非安全相关构筑物、 系统和部件的监管方面可能存在的问题， 最后对于 ＲＴＮＳＳ 相关安全要求与我国最新发布的核安全法规的一致性， 作了评估说明。 关键词： 核电厂； 非能动安全； 监管； 非安全相关系统监管 中图分类号： ＴＬ３６４ 文章标志码： Ａ 文章编号： １６７２⁃５３６０ （２０１８） ０２⁃００１８⁃０８

废气处理系统
非能动余热排出系统 非能动安全注射系统
非能动安全系统
非能动安全壳冷却系统 非能动主控制室应急可居留系统
安全壳氢气控制系统
非能动氢气控制系统
壳完整性 的氢气爆燃或爆炸。
非能动是指系统的启动操作、介质流动和运 行均靠自然力完成。 非能动部件包括：容器、热交换器、泵壳、 阀体、管道及部件的支撑件等。
• 发生LOCA（冷却剂丧失事故）后，安全壳 可能有以下原因产生氢气：
• • • • 1.堆芯温度升高后由燃料包壳的锆与蒸汽反应。 2.水的辐照分解 3.安全壳内铝和锌结构材料的腐蚀。 4.RCS反应堆冷却剂中的溶解氢（氚）。
• 当氢气释放到安全壳内时，非能动自动催化复合 器（PAR）在催化剂表面复合氢气和氧气，并由 于反应焓而在PAR内产生热量，从而进一步强化 安全壳内自然循环驱动的混合。PAR可在非常低 的氢浓度（<1%）和非常高的蒸汽浓度条件下运 行促进对流，从而抑制安全壳大气的分层。
PAR特点：
低温条件下，可实现氢气的催化“燃烧” 非常低的氢浓度（<1%）和非常高的蒸汽浓度条件下运行可促 进对流。 催化剂在不湿的条件下，只要氢、氧存在，PAR立即开始复合。 如果催化剂材料是湿的，那么PAR的启动会有短暂延迟 PAR可控制氢气浓度在<4%的范围内（基准设计）
不足：
催化剂表面会中毒，需要大的表面积； 不能有效缓解氢浓度峰值； 由于复合过程中氧气的不断消耗，一定时间以后复合效率 下降。
Advanced Passive PWR
非能动安全先进核电站
——AP1000
概述
AP1000是美国西屋公司设计研収的双环路 1000MW级压水堆。AP1000在传统压水堆核电技 术的基础上，采用“非能动”的安全系统，使其 安全性、经济性有了显著的提高。

非能动安全壳热量导出系统设计方案及评价李军;李晓明;喻新利;刘长亮【摘要】非能动安全壳热量导出系统(PCS)是华龙一号(HPR1000)设计用来应对超设计基准事故工况的安全系统.本文描述了该系统总体配置方案的形成过程,分析了系统在缓解超设计基准事故工况及严重事故工况时的有效性,并从概率安全分析指引的角度,分析了系统对核电厂堆芯损坏频率和放射性物质大量释放频率的影响作用.结果表明:PCS对于提升HPR1000的严重事故预防和缓解能力具有明显的效果,可有效提升HPR1000的安全性.%Passive containment heat removal system(PCS)is used to deal with the beyond design basic accidents of HPR1000.The general configuration of the system was described,and then the effectiveness of this system to deal with beyond design basic accident and severe accident was analyzed.Based on probabilistic safety analysis,the impact of PCS on core damage frequency and large radioactive release frequency was ana-lyzed.T he results show that PCS has a significant effect on enhancing the prevention and mitigation of severe accidents ofHPR1000 and can effectively enhance the safety of H PR1000.【期刊名称】《原子能科学技术》【年(卷),期】2018(052)006【总页数】7页(P1021-1027)【关键词】非能动安全壳热量导出系统;可靠性;概率安全分析【作者】李军;李晓明;喻新利;刘长亮【作者单位】哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室,黑龙江哈尔滨 150001;华龙国际核电技术有限公司,北京 100037 ;中国核工业集团公司,北京100822 ;中国核电工程有限公司,北京 100840;中国核电工程有限公司,北京100840【正文语种】中文【中图分类】TL364事故工况下如何保持安全壳的完整性，以防止放射性物质向环境释放，是核电设计领域研究的重要课题之一[1]。

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３．中国核电工程有限公司,北京 １００８４０)
摘要:本文采用不可压缩流体均匀流模型对 华 龙 一 号 (HPR１０００)的 非 能 动 安 全 壳 冷 却 系 统 (
PCS)进 行
数值模拟,在反应堆冷却剂系统(
RCS)大破 口 丧 失 冷 却 剂 事 故 (
LOCA)工 况 下 对 PCS 进 行 热 工 水 力 分
析,并对 PCS 设计工况进行性能分 析 计 算. 结 果 表 明:
PCS 的 非 能 动 运 行 特 性 与 事 故 进 程 具 有 很 好 的
匹配能力,能在事故早期极快启动,并在 ２４h 内 将 安 全 壳 的 温 度 和 压 力 稳 定 在 安 全 范 围 内. 通 过 PCS
设计工况的换热性能分析,