压水堆核电厂安全壳隔离系统(EIE)

压水堆核电厂物项的安全分级一、基本概念1、物项分级的类别：安全等级、抗震类别、规范等级和质量保证等级(1)、安全等级：为了确保物项执行其相应的安全功能，要对各类物项进行安全分级；(2)、抗震类别：为了确保物项在发生地震时能执行其安全功能，要确定各类物项的抗震类别；(3)、规范等级：为了满足不同安全等级的物项执行其安全功能的要求；要确定各类物项的设计和建造的等级，即物项的规范等级(也称为设备等级)；(4)、质保等级：为了对执行不同安全功能的物项在设计和建造期间采取相应的质量保证措施，要确定各类物项的质量保证等级。

2、物项分级的步骤：首先确定物项的安全级，再确定物项的抗震类别，然后确定物项的规范等级，最后确定物项的质保等级。

3、物项分级的对象：承压机械设备、非承压机械设备、燃料组件、电气设备、构筑物。

4、物项分级的结果：核电厂设计者应对各种物项进行分级，并编制“核电厂物项分级清单”，该清单应覆盖核电厂的所有系统，并列出各主要部件和构筑物的安全等级、抗震类别、规范等级和质量保证等级。

二、安全等级的划分1、概述(1)、安全等级划分的依据--三项基本安全功能：反应性控制、余热排出和放射性物质包容。

▲反应性控制：“必须提供安全停堆手段，使反应堆在运行工况和事故工况以及事故工况后安全停堆，并使之保持在安全停堆状态”。

▲余热排出：“必须提供排出余热的手段，使停堆后(包括事故工况停堆后)从堆芯排出余热”。

▲放射性物质包容：“必须提供减少放射性物质释放的可能性的手段，并保证任何释放在运行工况期间低于规定限值，在事故工况期间低于可接受限值”。

(2)、安全级划分的单元--以系统或设备的最小单元作为安全分级的具体对象，可以是：▲一个组件，如燃料组件(安全级)。

▲一件设备，如柴油发电机(安全级)；稳压器波动管(安全1级)；换料水箱(安全2级)。

▲一件设备的某一部分，如主泵泵壳(安全1级)；主泵飞轮(安全3级)。

(3)、接口装置的安全等级--就高不就低原则(4)、安全等级划分的方法--确定论法或概率论法2、承压机械设备的安全分级(1)、概述承压机械设备指核电厂一回路系统或安全系统中用于包容流体的各种容器、贮罐、管道附件、热交换器、泵和阀门等物项。

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。

核电站原理习题及答案《核电厂系统与原理》课后习题（部分答案未找到或与教材有些许出入）核岛1.核能有何特点是什么？特点1：核能具有很高的能量密度特点2：核电是清洁的能源特点3：核能是极为丰富的能源特点4：核电在经济性具有竞争力特点5：核电的安全性具有保障2.压水堆核电厂的基本组成是什么？与火电厂的对应关系是什么？压水堆核电站分为三大部分：核岛（NI）常规岛（CI）电站配套设施（BOP）3.核电厂的安全目标是什么，其两个解释目标是什么？辐射防护目标；确保在正常时放射性物质引起的辐射照射低于国家规定的限值，并保持在可合理达到的尽量低的水平。

(As Low As Reasonably Achievable-ALARA)技术安全目标；防止发生事故，减少严重事故发生概率及其后果4.纵深防御原则是什么，与核电站设计有何关系？纵深防御原则（defense-in-depth）多道屏障多级防御5.单一故障原则是什么，与核电站设计有何关系？要求某设备组合在其任何部位发生可信的单一故障时仍能执行其正常功能的准则。

6.压水堆核电厂的屏蔽如何分类？热屏蔽设置在被防护设备周围，防止压力容器、混凝土生物屏蔽吸收来自活区性的快中子和γ辐射的能量而出现过高的温升而损坏。

生物屏蔽一次屏蔽-----屏蔽压水堆活性区二次屏蔽-----屏蔽一回路系统各主要设备辅助系统屏蔽-----防护来自各个辅助系统的各种核辐射工艺运输屏蔽-----对乏燃料组件有关操作的屏蔽7.反应堆冷却剂系统的功能是什么？为实现其功能，主冷却剂系统的基本组成是什么？1可控的产生链式裂变反应2导出堆芯热量，冷却堆芯，防止燃料元件烧毁3产生蒸汽4第二道实体屏障，包容放射性物质组成：反应堆压力容器控制棒驱动机构的压力外壳主冷却剂管道——（热管段、过渡段、冷管段）蒸汽发生器一回路侧主冷却剂泵稳压器及其连接的管道——（波动管、喷淋管）与辅助系统相连的管道和阀门8.反应堆的功能是什么?以铀为核燃料，可控制地使一定数量的核燃料发生持链式裂变反应，并持续不断地将核裂变释放能量带出作功。

压水堆核电厂物项的安全分级一、基本概念1、物项分级的类别：安全等级、抗震类别、规范等级和质量保证等级(1)、安全等级：为了确保物项执行其相应的安全功能，要对各类物项进行安全分级； (2)、抗震类别：为了确保物项在发生地震时能执行其安全功能，要确定各类物项的抗震类别；(3)、规范等级：为了满足不同安全等级的物项执行其安全功能的要求；要确定各类物项的设计和建造的等级，即物项的规范等级 (也称为设备等级 )；(4)、质保等级：为了对执行不同安全功能的物项在设计和建造期间采取相应的质量保证措施，要确定各类物项的质量保证等级。

2、物项分级的步骤：首先确定物项的安全级，再确定物项的抗震类别，然后确定物项的规范等级，最后确定物项的质保等级。

3、物项分级的对象：承压机械设备、非承压机械设备、燃料组件、电气设备、构筑物。

4、物项分级的结果：核电厂设计者应对各种物项进行分级，并编制“核电厂物项分级清单”，该清单应覆盖核电厂的所有系统，并列出各主要部件和构筑物的安全等级、抗震类别、规范等级和质量保证等级。

二、安全等级的划分1、概述(1)、安全等级划分的依据 --三项基本安全功能：反应性控制、余热排出和放射性物质包容。

▲ 反应性控制：“必须提供安全停堆手段，使反应堆在运行工况和事故工况以及事故工况后安全停堆，并使之保持在安全停堆状态”。

▲余热排出：“必须提供排出余热的手段，使停堆后 (包括事故工况停堆后 ) 从堆芯排出余热”。

▲ 放射性物质包容：“必须提供减少放射性物质释放的可能性的手段，并保证任何释放在运行工况期间低于规定限值，在事故工况期间低于可接受限值”。

(2)、安全级划分的单元 --以系统或设备的最小单元作为安全分级的具体对象，可以是：▲一个组件，如燃料组件 (安全级 )。

▲一件设备，如柴油发电机 (安全级 )；稳压器波动管 (安全 1 级)；换料水箱(安全 2 级)。

▲一件设备的某一部分，如主泵泵壳(安全 1 级)；主泵飞轮 (安全 3 级)。

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。

设备冷却水系统（RRI）一、系统功能：RRI的主要功能：(1)冷却各种核岛热交换器(2)经过由安全厂用水系统（SEC）冷却的热交换器将热负荷传递至最终热阱——海水。

(3)在核岛热交换器和海水之间形成屏障，防止放射性流体不可控制地释放到海水中，避免每个核岛热交换器由于海水冷却而产生腐蚀污垢等问题。

二，系统组成系统包括两个独立的安全系列，一个公用环路以及在两个机组之间还有设备冷却水系统的公共部分。

运行特性设备冷却水系统的热交器的工作台数取决于在不同运行工况下所排放的热量。

设备冷却水系统泵的工作台数取决于所需要的总热量。

在带功率运行的情况下，排放的热量实际上是常量，主要用户是主泵，非再生热交换器和控制棒驱动机构。

在反应堆降温时，排放的热量是变化的，而最重要的用户是余热排出系统。

在更换燃料时，一回路水温被维持在60℃，那时，设备冷却水系统所需排放的热量比反应堆降温工况时少得多。

1.安全系列设冷水与反应堆安全设施有关的部分是有100%的冗余度，设计考虑了单一故障准则及厂内、厂外电源丧失的情况，供水回路由两个独立的系列组成，两个独立系列分别由电源LHA、LHB供电，每个安全系列分别由两台100%的离心泵，两台50%容量的RRI/SEC热交换器。

一个波动箱和相应的管道和仪表组成。

波动箱接在泵的吸入端，提供泵的吸入压头，并对水的膨胀、收缩和可能的泄漏提供补偿，它的排气管接到核辅助厂房通风系统（DVN），因为它可能带有放射性。

补水来自核岛除盐水分配系统（SED），水箱中的水过满时能使多余的水排放到核岛排气及疏排水系统（RPE）。

缓蚀剂通过加药系统（SIR）注入RRI系统，其中化学药品是磷酸三钠Na3PO4，目的调节PH值，从而减少冷却水对设备的腐蚀。

121RRI处在一回路和海水系统间密封回路冷却水系统，它的设计压力必须考虑在大多数运行情况下，不能向一回路系统泄漏，同时不能低于海水侧压力，使海水有可能漏入，引起核设备的结垢和腐蚀。