RO《壓水堆核電廠安全》單元5：事故分析基本知識(shí)

壓水堆核電廠安全單元5：事故分析基本知識(shí)5.1反應(yīng)堆安全正常運(yùn)行工況：放射性輻照小于規(guī)范規(guī)定的水平；事故工況：確保堆芯安全、限制（緩解）事故發(fā)展、減少設(shè)備損壞、防止大量放射性物質(zhì)泄漏到周邊環(huán)境單元5：事故分析基本知識(shí)六種典型的運(yùn)行工況

單元5：事故分析基本知識(shí)工況 keff熱功率% 冷卻劑平均溫度1功率運(yùn)行≥0.99>5 ≥180℃2零功率≥0.99≤5≥180℃3熱準(zhǔn)備<0.990 ≥180℃4熱停堆<0.99095℃<Tav<180℃5冷停堆<0.990 ≤95℃6換料<0.950 ≤60℃AP1000運(yùn)行模式單元5：事故分析基本知識(shí)模式反應(yīng)性熱功率冷卻劑平均溫度°C1功率運(yùn)行≥0.99＞5300>T>2912啟動(dòng)≥0.99≤5~2913熱備用＜0.99NA>2154安全停堆＜0.99NA215>T>935冷停堆＜0.99NA≤936換料NANA≤712023/10/9運(yùn)行工況與運(yùn)行限值安全準(zhǔn)則Ⅰ正常運(yùn)行：燃料不受任何損害，不許動(dòng)用任何保護(hù)系統(tǒng)和安全設(shè)施；Ⅱ預(yù)期運(yùn)行事件：燃料不受任何損害屏障不受損害，糾正措施后機(jī)組可重新啟動(dòng)，不會(huì)發(fā)展成更嚴(yán)重事故。Ⅲ事故工況：安全設(shè)施投入，少量元件破裂；放射性全身不大于5mSv,甲狀腺不大于15mSv；Ⅳ極限事故：安全設(shè)施可用；元件有限破損，一回路安全殼功能有保障。放射性全身不大于0.15Sv,甲狀腺不大于0.45Sv單元5：事故分析基本知識(shí)7

輕水堆核電廠是利用核裂變釋放的大量熱能產(chǎn)生的蒸汽推動(dòng)汽輪發(fā)電機(jī)組發(fā)電，再向電網(wǎng)輸電。為了使核電廠經(jīng)濟(jì)地運(yùn)行，應(yīng)很好地利用反應(yīng)堆核燃料裂變時(shí)產(chǎn)生的大量熱能，使它轉(zhuǎn)變?yōu)楦邷卣羝?；與此同時(shí)，為了保證裝置的安全運(yùn)行，還必須阻止在燃料元件內(nèi)的大量放射性裂變產(chǎn)物釋放到周圍環(huán)境中，通常的設(shè)計(jì)是提供多道實(shí)體屏障來(lái)實(shí)現(xiàn)放射性物質(zhì)與環(huán)境間的隔離。單元5：事故分析基本知識(shí)5.2輕水堆核電站的安全特性強(qiáng)放射性:1000MW的堆1020Bq高溫高壓水:15.5MPa,330℃衰變熱:Wigner-Way計(jì)算,停堆3小時(shí),1%,4周0.1%單元5：事故分析基本知識(shí)1.強(qiáng)放射性

與一般工業(yè)裝置相比，反應(yīng)堆的危險(xiǎn)性在于核裂變過(guò)程中除了釋放巨大的能量以外，還伴隨著大量放射性物質(zhì)的生成。一般說(shuō)，在平衡循環(huán)壽期末反應(yīng)堆每1W熱功率所相應(yīng)的裂變產(chǎn)物的放射性約為3.7×1010Bq(1Bq=1dps=2.703*10-11Ci,Ci:一克鐳衰變成氡的放射強(qiáng)度)。在裂變產(chǎn)物中，有容易從二氧化鈾芯塊中逸出的稀有氣體氪（Kr）、氙(Xe)以及易溶于水的鹵族同位素。單元5：事故分析基本知識(shí)2.高溫高壓水反應(yīng)堆一回路系統(tǒng)貯存有幾百立方米的高溫高壓冷卻劑水。一旦一回路管道破裂或設(shè)備故障，大量高溫水會(huì)從破口噴射出來(lái)，迅速汽化。在這些水中帶有一定數(shù)量的放射性物質(zhì)。更為嚴(yán)重的是，由于冷卻劑不斷流失，堆芯水位下降，燃料元件得不到冷卻而逐漸熔化，熔融堆芯的溫度可能高到足以燒穿壓力容器和安全殼底部，進(jìn)入基礎(chǔ)巖石層。在壓水堆一回路系統(tǒng)中，無(wú)論冷卻劑溫度變化或容積波動(dòng)，都會(huì)引起一回路系統(tǒng)壓力的相應(yīng)變化。壓力過(guò)高將導(dǎo)致系統(tǒng)設(shè)備損壞；壓力過(guò)低則使堆芯局部沸騰，甚至出現(xiàn)容積沸騰。因此，既要防止超壓，又要防止壓力過(guò)低造成冷卻劑汽化。單元5：事故分析基本知識(shí)3.衰變熱

反應(yīng)堆停閉后，堆芯內(nèi)中子鏈?zhǔn)搅炎兎磻?yīng)雖然終止，但是，裂變產(chǎn)物繼續(xù)發(fā)射β和γ射線，這些裂變產(chǎn)物的半衰期都較長(zhǎng)。射線在與周圍物質(zhì)的作用時(shí)迅速轉(zhuǎn)化為熱能，這就是衰變熱。單元5：事故分析基本知識(shí)衰變熱的定量計(jì)算由魏格納-韋(Wigner-Way)公式給出公式給出：

單元5：事故分析基本知識(shí)輕水堆核電站的安全對(duì)策

所有情況

有效控制反應(yīng)性

確保堆芯冷卻包容放射性產(chǎn)物單元5：事故分析基本知識(shí)為保證安全，必須滿足下列總的設(shè)計(jì)要求：（1）必須提供安全停堆手段，使在運(yùn)行狀態(tài)中和事故工況期間及事故工況后的反應(yīng)堆安全停堆，并使之保持在安全停堆狀態(tài)。（控制反應(yīng)性）（2）必須提供排除余熱的手段，使停堆后（包括事故工況停堆后）從堆芯排出余熱。（排出堆芯熱量）（3）必須提供減少放射性物質(zhì)釋放的可能性的手段，并保證任何釋放在運(yùn)行狀態(tài)期間低于規(guī)定限值，在事故工況期間低于可接受限值。（包容放射性物質(zhì)和控制運(yùn)行排放，以及限制事故釋放）單元5：事故分析基本知識(shí)1.反應(yīng)性控制

控制類型:緊急停堆、功率控制、補(bǔ)償控制控制方式:控制棒、可燃毒物、可溶毒物單元5：事故分析基本知識(shí)2.確保堆芯冷卻

（1）正常運(yùn)行的堆芯冷卻（2）反應(yīng)堆停閉時(shí)堆芯冷卻（3）事故工況的堆芯冷卻單元5：事故分析基本知識(shí)3.包容放射性產(chǎn)物

多道屏障的隔離：包容措施有燃料包殼、一回路壓力邊界、安全殼確保屏障的有效性單元5：事故分析基本知識(shí)包容放射性產(chǎn)物

保持現(xiàn)場(chǎng)或廠房的相對(duì)負(fù)壓，防止放射性氣體或塵埃向其它區(qū)域擴(kuò)散。蒸發(fā)濃縮蒸餾水液體蒸發(fā)濃縮測(cè)定固化埋入地下釋放海中硼回收系統(tǒng)或廢液處理系統(tǒng)氣體廠房換氣活性炭過(guò)濾器排氣塔放出排放檢測(cè)單元5：事故分析基本知識(shí)隔離包容措施——多道屏障燃料元件包殼一回路壓力邊界安全殼確保屏障有效性和完整性包容放射性產(chǎn)物單元5：事故分析基本知識(shí)單元5：事故分析基本知識(shí)5.3事故分析常用概念1.運(yùn)行狀態(tài)正常運(yùn)行或預(yù)計(jì)運(yùn)行事件兩類狀態(tài)的統(tǒng)稱。正常運(yùn)行：核電廠在規(guī)定運(yùn)行限值和條件范圍內(nèi)的運(yùn)行，包括停堆狀態(tài)、功率運(yùn)行、停堆過(guò)程、啟動(dòng)、維護(hù)、試驗(yàn)和換料。預(yù)計(jì)運(yùn)行事件：在核電廠運(yùn)行壽期內(nèi)預(yù)計(jì)可能出現(xiàn)一次或數(shù)次的偏離正常運(yùn)行的各種運(yùn)行過(guò)程；由于設(shè)計(jì)中已采取相應(yīng)措施，這類事件不致于引起安全重要物項(xiàng)的嚴(yán)重?fù)p壞，也不導(dǎo)致事故工況。2.事故狀態(tài)：事故工況和嚴(yán)重事故兩類狀態(tài)的統(tǒng)稱。

事故工況：以偏離運(yùn)行狀態(tài)的形式出現(xiàn)的事故，事故工況下放射性物質(zhì)的釋放可由恰當(dāng)設(shè)計(jì)的設(shè)施限制在可接受限值以內(nèi)，嚴(yán)重事故不在其列。

嚴(yán)重事故：嚴(yán)重性超過(guò)事故工況的核電廠狀態(tài)，包括造成堆芯嚴(yán)重?fù)p壞的狀態(tài)。單元5：事故分析基本知識(shí)3.設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故：核電廠按確定的設(shè)計(jì)準(zhǔn)則在設(shè)計(jì)中采取了針對(duì)性措施的那些事故工況。單元5：事故分析基本知識(shí)4.事故處理：為使核電廠恢復(fù)到受控安全狀態(tài)并減輕事故后果而采取的一系列階段性行動(dòng)。行動(dòng)階段的順序如下：（1）事故序列在發(fā)展中，但尚未超出核電廠設(shè)計(jì)基準(zhǔn)的階段；（2）發(fā)生嚴(yán)重事故，但堆芯尚未損壞的階段；（3）堆芯損壞后的階段。

為什么要有反應(yīng)堆安全設(shè)施？

反應(yīng)堆的運(yùn)行中會(huì)產(chǎn)生大量放射性物質(zhì)，一旦發(fā)生嚴(yán)重的堆芯損毀事故，同時(shí)又發(fā)生一回路壓力邊界和安全殼破損的情況，將有可能有大量的放射性物質(zhì)釋放到環(huán)境中，造成嚴(yán)重的環(huán)境污染。單元5：事故分析基本知識(shí)5.4反應(yīng)堆安全措施

反應(yīng)堆功率調(diào)節(jié)系統(tǒng)基本要求：應(yīng)能及時(shí)調(diào)節(jié)反應(yīng)堆功率，以適應(yīng)外界負(fù)荷變化的要求，并能建立新工況下個(gè)主要熱工參數(shù)的穩(wěn)態(tài)值；

應(yīng)能改善核動(dòng)力裝置的過(guò)渡過(guò)程特性。堆內(nèi)設(shè)置兩套按不同原理設(shè)計(jì)、彼此獨(dú)立的反應(yīng)性控制系統(tǒng)，例如壓水堆內(nèi)：棒束型控制棒組件化學(xué)容積控制系統(tǒng)

反應(yīng)性控制的安全性單元5：事故分析基本知識(shí)功能：在反應(yīng)堆啟動(dòng)和提升功率過(guò)程中，限制反應(yīng)堆功率增長(zhǎng)的速率，保證反應(yīng)堆安全啟動(dòng)；帶功率運(yùn)行中，限制反應(yīng)堆的功率、溫度、壓力、水位和流量等參數(shù)變化，是堆運(yùn)行在安全限度所允許范圍內(nèi)；異常工況時(shí)，能執(zhí)行保護(hù)反應(yīng)堆的動(dòng)作，立即消除事故隱患。反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)單元5：事故分析基本知識(shí)保護(hù)系統(tǒng)可靠性的兩個(gè)含義：具有最佳的安全性能具有最佳的連續(xù)運(yùn)行性能設(shè)計(jì)原則五個(gè)原則：?jiǎn)我还收蠝?zhǔn)則設(shè)置多重的保護(hù)參數(shù)失事安全的原則具有運(yùn)行校驗(yàn)功能保護(hù)動(dòng)作要快單元5：事故分析基本知識(shí)保護(hù)參數(shù)及其動(dòng)作方式序號(hào)保護(hù)參數(shù)動(dòng)作方式符合度備注12功率量程高中子通量功率量程高中子通量汽輪機(jī)減負(fù)荷，禁止提棒停堆1/42/4F防止燃料元件燒毀345中間量程高中子通量中間量程短周期中間量程短周期停堆禁止提棒停堆2/21/22/2防止啟動(dòng)事故6源量程短周期禁止提棒1/2防止啟動(dòng)事故7超溫△T汽輪機(jī)減負(fù)荷，禁止提棒2/4保證最小最小燒毀比8超功率△T同上2/4防止堆芯功率密度超限9中子通量畸變汽輪機(jī)減負(fù)荷，禁止自動(dòng)提棒1/4防止局部元件燒毀10穩(wěn)壓器低壓停堆2/4防止堆芯沸騰11穩(wěn)壓器高壓停堆2/4防止一回路管道破裂12控制棒失落汽輪機(jī)減負(fù)荷，禁止自動(dòng)提棒1/27防止局部元件燒毀1314蒸汽發(fā)生器低水位蒸汽發(fā)生器低水位控制棒插入，汽輪機(jī)減負(fù)荷停堆1/42/4避免蒸汽發(fā)生器燒干，堆芯熱量帶不出去導(dǎo)致燒毀1516冷卻劑泵停轉(zhuǎn)低頻，低電壓冷卻劑泵停轉(zhuǎn)低頻，低電壓控制棒插入，汽輪機(jī)減負(fù)荷停堆1/42/4保護(hù)堆芯免受燒毀1718冷卻劑流量低冷卻劑流量低控制棒棒插入，汽輪機(jī)減負(fù)荷停堆1/42/4同上19汽輪機(jī)甩負(fù)荷，堆降功率控制棒插入1/2跟蹤負(fù)荷變化20控制棒插入極限報(bào)警1/4作為加硼操作信號(hào)21汽機(jī)停機(jī)停堆22地震停堆1/1單元5：事故分析基本知識(shí)短周期事故中功率上升曲線單元5：事故分析基本知識(shí)2.3專設(shè)安全設(shè)施安全注射系統(tǒng)（ECCS）安全殼系統(tǒng)輔助給水系統(tǒng)5.5專設(shè)安全設(shè)施單元5：事故分析基本知識(shí)設(shè)置專設(shè)安全設(shè)施的必要性發(fā)生失水事故時(shí)，向堆芯注入含硼水；阻止放射性物質(zhì)向大氣排放；阻止安全殼中氫氣濃度；向蒸汽發(fā)生器事故供水。事故工況下，正常的控制保護(hù)系統(tǒng)不足以保障堆芯的冷卻。失水事故下，即使反應(yīng)堆緊急停閉，由于積聚的貯熱和衰變熱的作用，仍然有可能燒毀燃料包殼，甚至使堆芯熔化。冷卻劑大量外泄，引起安全殼內(nèi)壓力升高，危及安全殼的完整性專設(shè)安全設(shè)施的功能：?jiǎn)卧?：事故分析基本知識(shí)設(shè)計(jì)原則設(shè)備必須高度可靠系統(tǒng)要有多重性系統(tǒng)必須各自獨(dú)立系統(tǒng)應(yīng)能定期檢查必須具備可靠電源必須具備充足的水源單元5：事故分析基本知識(shí)安全注射系統(tǒng)又可稱作應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)，主要用途是：當(dāng)一回路主系統(tǒng)的管道或設(shè)備發(fā)生破裂而引起失水事故時(shí)，安全注射系統(tǒng)能為堆芯提供應(yīng)急的和持續(xù)的冷卻，在事故發(fā)生的第一階段，盡快將硼水直接注入堆芯，并在一定時(shí)間后，過(guò)渡到第二階段，利用積聚在安全殼地坑里的水再循環(huán)，防止燃料元件包殼因堆芯失水而燒毀。當(dāng)化學(xué)和容積控制系統(tǒng)失效時(shí)，補(bǔ)償一回路少量的泄漏，以保持穩(wěn)壓器內(nèi)的水位。發(fā)生蒸汽管道破裂事故時(shí)，安全注射系統(tǒng)能將含高濃度硼酸的水注入堆芯。抵消因慢化劑過(guò)度冷卻所減少的負(fù)反應(yīng)性，防止反應(yīng)堆重返臨界。為了實(shí)現(xiàn)上述三個(gè)功能，安全注射系統(tǒng)必須能根據(jù)事故引起一回路系統(tǒng)壓降的變化情況，在不同的壓力狀態(tài)下介入。為此，本系統(tǒng)分為三個(gè)子系統(tǒng)：高壓注射管系，蓄壓注射管系及低壓注射管系。一、安全注射系統(tǒng)單元5：事故分析基本知識(shí)900MW級(jí)核電廠安注系統(tǒng)流程圖

單元5：事故分析基本知識(shí)（1）高壓注射管系（高壓安注系統(tǒng)）

高壓注射管系用于壓水堆冷卻劑系統(tǒng)的小泄漏事故。主要目的：維持冷卻劑系統(tǒng)壓力稍低于正常的值，使壓水堆正常停閉。當(dāng)主系統(tǒng)因發(fā)生破損事故，壓力下降至一定值，或蒸汽管道發(fā)生大破裂時(shí)，高壓安全注射泵被啟動(dòng)，將換料水箱內(nèi)2000mg/kg左右的硼水注入堆芯，防止反應(yīng)堆重新臨界和注入冷水以冷卻和淹沒(méi)堆芯。為了保證能可靠地注入，注入管經(jīng)硼注入箱接在每一條環(huán)路的冷管段或冷、熱管段。硼注入箱是一個(gè)容積為34m3的容器，安裝在高壓安全注射泵出口端，即冷管段管線上，這是為了將硼酸溶液以最快的速度注入堆芯。箱內(nèi)裝滿濃度為12％酸溶液(21000mg/kg)，在安全注射信號(hào)將隔離閥門(mén)打開(kāi)時(shí)，硼酸就注入壓水堆堆芯，硼注入箱本身有一個(gè)循環(huán)加熱系統(tǒng)，以保持硼酸溶液的溫度，防止硼結(jié)晶析出.高壓安注系統(tǒng)由換料水箱、高壓安注泵、濃硼酸再循環(huán)回路、注入管線、相關(guān)閥門(mén)等組成。單元5：事故分析基本知識(shí)（2）蓄壓注射管系統(tǒng)（蓄壓箱注入系統(tǒng)）在一回路管道發(fā)生破裂，引起壓力急劇下降的情況下，需依靠蓄壓注射管系在最短的時(shí)間內(nèi)淹沒(méi)堆芯以避免燃料元件的熔化。蓄壓注射管系的每一個(gè)管路有一個(gè)安全注入箱(又稱蓄壓箱)，其容積約4060m3，內(nèi)儲(chǔ)存濃度為2000mg/kg的硼水，頂部充有壓力為4.2MPa的氮?dú)庖约訅?，每只安全注入箱設(shè)有水位測(cè)量裝置，用以監(jiān)測(cè)箱內(nèi)水的體積，并經(jīng)由一只電動(dòng)隔離閥和兩只串聯(lián)的逆止閥，連向冷卻劑系統(tǒng)。蓄壓注入動(dòng)作是完全自動(dòng)的：正常運(yùn)行時(shí)，電動(dòng)隔離閥是打開(kāi)的，當(dāng)堆芯冷卻劑壓力迅速降低到低于安全注入箱內(nèi)的氮?dú)鈮毫r(shí)，硼水就頂開(kāi)逆止閥從一回路冷管段注入堆內(nèi)。單元5：事故分析基本知識(shí)蓄壓注射管系圖可靠，容量大！單元5：事故分析基本知識(shí)（3）低壓注射管系

低壓注射管系在冷卻劑管道大破裂，冷卻劑壓力急劇降低時(shí)用，以淹沒(méi)堆芯，和保證堆芯內(nèi)水的流動(dòng)．以便導(dǎo)出余熱。低壓注射管系在冷卻劑壓力下降到0.7MPa時(shí)由安注信號(hào)啟動(dòng)，將換料水箱中的含硼水注入每個(gè)環(huán)路的冷管段：當(dāng)換料水箱硼水水位低到一定程度時(shí)，低壓安全注射泵可改為抽取安全殼底部的地坑水。地坑水收集的是一回路泄漏水、蓄壓箱的水和安全殼內(nèi)的噴淋水。單元5：事故分析基本知識(shí)安注信號(hào)的產(chǎn)生

下列任意信號(hào)均可啟動(dòng)安注系統(tǒng)：穩(wěn)壓器水位低，同時(shí)壓力也低；安全殼內(nèi)壓力高(0.13MPa)；蒸汽發(fā)生器之間蒸汽壓力不一致；蒸汽發(fā)生器蒸汽流量高，同時(shí)出現(xiàn)蒸汽壓力低或一回路平均溫度低；手動(dòng)觸發(fā)安全注射。單元5：事故分析基本知識(shí)壓水堆核電廠的安全殼內(nèi)設(shè)置了核蒸汽供應(yīng)系統(tǒng)的大部分系統(tǒng)和設(shè)備，即反應(yīng)堆、一回路主系統(tǒng)和設(shè)備、余熱排出系統(tǒng)（停冷系統(tǒng)），具有以下功能：(1)在發(fā)生失水事故和主蒸汽管道破裂事故或地震時(shí)，承受事故產(chǎn)生的內(nèi)壓力，容納噴射出的汽水混合物，防止堆廠房?jī)?nèi)放射性物質(zhì)外逸，以免污染環(huán)境。設(shè)計(jì)準(zhǔn)則通常按歷史最大地震或失水事故考慮；(2)保護(hù)重要設(shè)備，必須考慮外部事件，防止受到外來(lái)襲擊(如飛機(jī)墜毀、龍卷風(fēng)等)的破壞；(3)是放射性物質(zhì)和外界之間的第三道也是最后一道生物屏障。因此，在任何情況下都要保證安全殼的完整性，對(duì)它特別仔細(xì)地設(shè)計(jì)，建造和監(jiān)督。二、安全殼系統(tǒng)單元5：事故分析基本知識(shí)

鋼筋混凝土安全殼通常采用雙層結(jié)構(gòu)，外層鋼筋混凝土殼為生物屏蔽層，內(nèi)層鋼殼起承壓及密封作用，其形式有圓柱形和球形兩種。（1）鋼筋混凝土安全殼單元5：事故分析基本知識(shí)

圖為美國(guó)早期建造的電功率800MW的壓水堆核電廠安全殼，直徑約40m，鋼板厚度38mm，半球頂、橢球底，二次包容殼為橢球頂蓋的圓柱形鋼筋混凝土結(jié)構(gòu)，兩層殼之間留有1.5m寬的環(huán)形空間，環(huán)腔內(nèi)呈負(fù)壓，從鋼殼泄漏至環(huán)腔的放射性氣體只有經(jīng)過(guò)過(guò)濾凈化后方能從排氣煙囪排放，以降低放射性物質(zhì)對(duì)環(huán)境的污染。單元5：事故分析基本知識(shí)安全殼噴淋系統(tǒng)的主要作用是:

當(dāng)一回路失去冷卻劑或蒸汽管道破裂事故情況下，使安全殼內(nèi)部溫度和壓力保持在可以承受的值，以確保安全殼這最后一道屏障的完整性。此外，安全殼噴淋系統(tǒng)還能帶走失水事故時(shí)散布在安全殼內(nèi)的裂變產(chǎn)物，如放射性碘；撲滅反應(yīng)堆冷停閉時(shí)安全殼內(nèi)發(fā)生的火災(zāi)(當(dāng)其它方法無(wú)效時(shí))。安全殼噴淋系統(tǒng)所要排除的熱量來(lái)自于：

(1)反應(yīng)堆剩余功率；

(2)一回路構(gòu)件和流體的顯熱；

(3)二回路所帶的能量；

(4)鋯-水反應(yīng)的能量。

（2）安全殼噴淋系統(tǒng)單元5：事故分析基本知識(shí)噴淋方式

在發(fā)生失水事故時(shí)，當(dāng)安全殼內(nèi)出現(xiàn)壓力過(guò)高信號(hào)的最初階段，安全殼噴淋系統(tǒng)的噴淋隔離閥自動(dòng)打開(kāi)，噴淋泵自動(dòng)啟動(dòng)，把換料水箱中的冷硼水噴入整個(gè)安全殼內(nèi)，使蒸汽凝結(jié)，降溫降壓（直接噴淋）；稍后階段，當(dāng)安全殼地坑水位到達(dá)一定值時(shí)，在換料水箱低水位信號(hào)的作用下，切換為從地坑取水，作再循環(huán)噴淋。單元5：事故分析基本知識(shí)

由兩條冗余而又相互獨(dú)立的噴淋泵、兩臺(tái)噴淋水熱交換器，一個(gè)氫氧化鈉貯存箱及管道、閥門(mén)的系列組成：每個(gè)系列能保證100％的噴淋功能。兩組噴嘴安裝在安全殼圓頂下不同高度的兩條噴淋環(huán)管上，噴淋泵與集水坑（地坑）之間有專設(shè)的管道相連。系統(tǒng)描述單元5：事故分析基本知識(shí)安全殼噴淋系統(tǒng)圖

單元5：事故分析基本知識(shí)蒸汽發(fā)生器輔助給水系統(tǒng)是核電廠的專設(shè)安全系統(tǒng)之一，用于保證蒸汽發(fā)生器的給水，以便維持一個(gè)冷源，確保反應(yīng)堆余熱的導(dǎo)出。在主給水系統(tǒng)失效或故障的情況下，輔助給水系統(tǒng)向蒸汽發(fā)生器提供給水。反應(yīng)堆啟動(dòng)時(shí)，由輔助給水系統(tǒng)為蒸汽發(fā)生器充水；在反應(yīng)堆熱備用或熱停閉狀態(tài)時(shí)，或反應(yīng)堆冷停閉而余熱排出系統(tǒng)尚未投運(yùn)之前，為蒸汽發(fā)生器提供給水。當(dāng)核電廠發(fā)生失水事故時(shí)，蒸汽管道破裂事故或給水管道破裂事故，主給水系統(tǒng)被切除時(shí)，輔助給水系統(tǒng)自動(dòng)投入。三、輔助給水系統(tǒng)單元5：事故分析基本知識(shí)大亞灣核電站900MW機(jī)組蒸汽發(fā)生器輔助給水系統(tǒng)單元5：事故分析基本知識(shí)系統(tǒng)運(yùn)行

在核電廠正常運(yùn)行期間，輔助給水系統(tǒng)處于熱備用狀態(tài)。蒸汽發(fā)生器輔助給水系統(tǒng)的兩臺(tái)電動(dòng)給水泵和一臺(tái)汽動(dòng)給水泵都必須處于備用狀態(tài)時(shí)，才允許反應(yīng)堆啟動(dòng)。輔助給水系統(tǒng)在接到反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)的信號(hào)時(shí)或自動(dòng)啟動(dòng)，或在程序操作的情況下手動(dòng)啟動(dòng)。單元5：事故分析基本知識(shí)先進(jìn)核電廠的安全設(shè)計(jì)

三哩島核電廠事故和切爾諾貝利核電廠事故后，人們對(duì)核電廠的安全給予了更多的關(guān)注。一方面對(duì)在役和在建的核電廠的安全性進(jìn)行認(rèn)真審查，增加安全措施，提高其可靠性和安全性。另一方面世界各國(guó)積極開(kāi)展新一代核電技術(shù)研究工作，發(fā)展先進(jìn)的反應(yīng)堆概念，為核電更新?lián)Q代做準(zhǔn)備。本節(jié)針對(duì)先進(jìn)非能動(dòng)安全技術(shù)、固有安全技術(shù)原理及其在核電廠開(kāi)發(fā)設(shè)計(jì)中的應(yīng)用作簡(jiǎn)略介紹單元5：事故分析基本知識(shí)非能動(dòng)安全系統(tǒng)非能動(dòng)安全是指建立在慣性原理（如泵的惰轉(zhuǎn)）、重力法則（如位差）、熱傳遞法則等基礎(chǔ)上的非能動(dòng)設(shè)備（無(wú)源設(shè)備）的安全性，即安全功能的實(shí)現(xiàn)毋需依賴外來(lái)的動(dòng)力。在傳統(tǒng)核電技術(shù)基礎(chǔ)上，引入安全系統(tǒng)非能動(dòng)概念，使核電廠的設(shè)計(jì)發(fā)生了新的變化。非能動(dòng)安全技術(shù)的采用，大大降低了發(fā)生人因錯(cuò)誤的可能性，使核電廠安全性得到顯著提高，同時(shí)也提高了核電經(jīng)濟(jì)競(jìng)爭(zhēng)力。單元5：事故分析基本知識(shí)1985年西屋公司在27年壓水堆設(shè)計(jì)和運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)的基礎(chǔ)上，開(kāi)始了非能動(dòng)先進(jìn)壓水堆AP600的開(kāi)發(fā)研究工作，對(duì)非能動(dòng)安全系統(tǒng)（PassiveSafetySystems）進(jìn)行了大量的試驗(yàn)研究，對(duì)西屋公司原有的設(shè)計(jì)和安全分析程序進(jìn)行了改造，開(kāi)發(fā)了適用于非能動(dòng)先進(jìn)壓水堆設(shè)計(jì)和安全分析的程序，前后共經(jīng)歷了13年的時(shí)間，于1998年9月3日獲得美國(guó)核管會(huì)頒發(fā)的AP600最終設(shè)計(jì)批準(zhǔn)書(shū)。單元5：事故分析基本知識(shí)據(jù)統(tǒng)計(jì)，西屋公司共投入了1300人年的工作量，完成了12000份設(shè)計(jì)文件，耗資近6億美元。1999年12月西屋公司在已開(kāi)發(fā)的非能動(dòng)先進(jìn)壓水堆AP600的基礎(chǔ)上，啟動(dòng)了AP1000的研究開(kāi)發(fā)工作，歷時(shí)5年先后取得了美國(guó)核管會(huì)頒發(fā)的AP1000標(biāo)準(zhǔn)設(shè)計(jì)的最終設(shè)計(jì)批準(zhǔn)書(shū)和設(shè)計(jì)證書(shū)。

AP1000是一種先進(jìn)的“非能