专设安全设施
8.0 专设安全设施8.1概述专设安全设施包括非能动堆芯冷却系统、非能动安全壳冷却系统、安全壳氢气控制系统、安全壳和安全壳隔离系统、主控室应急可居留系统和安全壳泄漏率试验系统。
8.2 非能动堆芯冷却系统非能动堆芯冷却系统流程图见图8.2.8.2.1 系统功能非能动堆芯冷却系统（PXS）的主要功能是在假定的设计基准事件发生后提供应急堆芯冷却。
为了实现这个主要的功能，非能动堆芯冷却系统设计实现如下功能：●应急堆芯衰变热排出在瞬态、事故或任何正常热量排出路径丧失时提供堆芯衰变热排出。
该热量排出功能适用于包括停堆在内的多种反应堆冷却系统工况。
在换料期间，当安全壳内置换料水箱水被排入换料水池时，可利用其他非能动方法排出堆芯衰变热。
●反应堆冷却剂系统紧急补给和硼化当发生化容系统提供的正常反应堆冷却剂系统补给不可用或不足的瞬态或事故时，PXS为反应堆冷却剂系统提供补给和硼化。
●安全注射在发生所有破口范围内的冷却剂丧失事故，直至并包括反应堆冷却剂系统最大主管道双端断裂时，PXS为反应堆冷却剂系统提供安注以提供足够的堆芯冷却。
●安全壳pH值控制在事故工况后，PXS在安全壳内添加化学物质来建立淹没化学条件，在安全壳内的高放射性环境下，该条件维持放射性核素的保存并且在长期淹没条件下防止其对安全壳设备的腐蚀。
8.2.2系统描述当启动给水系统的衰变热排出能力或化容系统的补给流能力不足或丧失时，非能动堆芯冷却系统提供安全相关的安全注射及反应堆冷却剂系统衰变热排出功能。
PXS设备被布置在安全壳内。
该系统包括管路，阀门以及支持该系统运行的仪表。
该系统对化容系统的硼水补给流，厂用气体系统的安注箱压缩氮气补给流，以及乏燃料池冷却系统的安全壳内置换料水箱循环/净化/传输提供了接口。
PXS还对与维护相关的取样、通风和排水提供了管路接口。
PXS设计运行在没有使用诸如泵和交流电源等能动设备的条件下。
该系统依赖于可靠的非能动部件和工艺，例如自然循环、重力和压缩气体。
8.2.3主要设备设计参数非能动堆芯冷却系统(PXS)是一个抗震Ⅰ类安全相关的系统。
它由一个非能动余热排出热交换器(PRHR HX)、两个堆芯补给箱(CMT)、两个安注箱、一个安全壳内置换料水箱(IRWST)、pH值调整篮、安全壳内置换料水箱滤网，安全壳再循环管线和相关联的管道、阀门、仪表和其余相关设备组成。
属于反应堆冷却剂系统的一部分的自动卸压系统的阀门和鼓泡管，也提供重要的非能动堆芯冷却功能。
具体参数见下表。
8.3 非能动安全壳冷却系统8.3.1 功能非能动安全壳冷却系统执行以下安全相关功能：●安全相关最终热阱：在设计基准事故后排出安全壳内大气的热量，并传递至环境。
●降低安全壳压力与温度：通过将安全壳大气中的热量传递至环境，限制并降低丧失冷却剂事故（LOCA）或安全壳内主蒸汽或主给水管道破裂）后安全壳内的温度和压力。
●控制裂变产物的泄漏：通过减小安全壳大气与环境的压差限制事故后放射性的泄漏，同时促进安全壳大气中裂变产物的去除。
●乏燃料池及消防水的贮存与供应：提供一个抗震级乏燃料池补水源和抗震级防火水源。
8.3.2 系统描述非能动安全壳冷却系统是一个安全相关系统，有能力直接从钢制安全壳容器向环境传递热量，防止安全壳压力和温度在设计基准事故后高于设计值，并在较长时期内降低安全壳压力和温度。
非能动安全壳冷却系统利用钢制安全壳壳体作为一个传热表面，蒸汽在安全壳内表面冷凝并加热内表面，然后通过导热将热量传递至钢壳体。
加热的钢壳外表面通过水和空气的对流、辐射和物质传递（水蒸发）等热传递机理冷却。
热量以显热和水蒸汽的形式通过自然对流的空气带出。
来自环境的空气通过一个“常开”流道进入，沿安全壳容器外壁上升，最终通过一个高位排气口返回环境。
安全壳壳体由位于安全壳以上、与屏蔽厂房结构为一体的储水箱利用重力作用径直泻水洒湿。
泻向安全壳外表面的水接Hi-2安全壳压力或温度测量值后自动触发，至少在3天内不需要操作员的干预调节流量或补充非能动安全壳冷却水的供应。
非能动安全壳冷却系统利用了钢制安全壳容器、环绕安全壳的混凝土屏蔽厂房，以及安全壳与屏蔽厂房之间的空气导流板结构即空气流道。
该系统设置两台循环泵和相关管道、阀门及仪表，用于循环储水箱中的水，通过添加化学物控制水箱的水化学性质和加热水防止结冰。
该系统亦包括一个非能动安全壳冷却辅助储水箱（PCCAWST），为安全壳冷却提供额外的厂内水源，并为乏燃料池或消防系统提供补水。
8.3.3 设备描述非能动安全壳冷却系统所有管道、阀门、箱体，以及盛水设备和分水堰均由不锈钢建造。
●非能动安全壳冷却水储水箱：储水箱位于安全壳容器以上，与屏蔽结构为一体，其内壁衬不锈钢板。
储水箱设有液位测量和温度测量。
为维持系统的可运行性，设置一个与箱体连接、利用加热器控制水温的再循环回路，同时提供化学添加物以维持水质。
●非能动安全壳冷却水储水箱排水管储水箱设有4根出口管，其进口位于储水箱的不同高度，使重力驱动的水箱疏水流量成为液位函数。
出口管的相继裸露，结合水箱水位压头的降低，使储水箱的疏水流量：1）为早期安全壳热量的排出提供高流量，2）随时间推移非能动地降低流量以更好地接近堆芯衰变热并使水箱疏水时间延至最长。
●非能动安全壳冷却水储水箱隔离阀4根储水箱出口管连接至1根公共集管，集管与设有冗余隔离阀的三根平行管线相连。
在其中两根管线上，一个常关的气动蝶阀（失效开）接Hi-2安全壳压力信号或安全壳高温信号后开启。
在常关蝶阀上游串联布置常开电动闸阀，由1E级直流电源供电。
第三根平行管线上设有2个电动闸阀，一个常关，另一个常开，由1E级直流电源供电，接Hi-2安全壳压力信号后自动开启。
●分水斗奥氏体不锈钢分水斗用来将水分配到安全壳穹顶的外表面。
两条冗余的储水箱输水管线和来自辅助储水箱的管线向斗中排水。
斗的边墙均匀地开有16个分水槽，将水均匀分成16股。
分水斗悬挂在屏蔽厂房屋顶并恰好悬在安全壳穹顶上。
●分水堰奥氏体不锈钢堰式分水装置用来优化安全壳壳体的洒湿面。
水由分水斗以均等的16股洒向安全壳穹顶正中位置，每股水流入16个径向扇面之一。
●空气流道空气流道用来形成沿安全壳壳体外侧向上的自然循环驱动气流，用以提高安全壳壳体表面的水蒸发从而降低安全壳压力。
空气流道包括设有滤网的屏蔽厂房入口及空气导流板，空气导流板将安全壳外表面和屏蔽厂房内表面之间的空间分为下降流外环廊和沿安全壳壳体的上升流内环廊。
●非能动安全壳冷却水辅助储水箱非能动安全壳冷却水辅助储水箱是一个圆柱形钢制箱体，布置在辅助厂房附近的地表高度。
辅助储水箱装满除盐水，设有液位测量和温度测量通道。
箱体内设有一台加热器，用于维持水温在冰点以上。
水化学性质可通过化学添加箱进行调节。
●化学添加箱化学添加箱是一个小型、立式圆柱箱体，用来投入过氧化氢溶液（和/或其他除藻剂）以防止储水箱和辅助储水箱中藻类滋生。
●再循环泵在储水箱再循环管路上设有两台离心再循环泵，其容量设计考虑在一台泵运行时将储水箱中水装量每周循环一次。
两台泵均可手动接入从辅助储水箱取水，每台泵都能够向储水箱或直接向安全壳，并同时向乏燃料池供水。
两台泵可以手动接入并联运行以满足消防系统用水需求。
●再循环加热器在储水箱中设有再循环加热器防止水冻结。
加热器容量的设计考虑箱体和再循环管道在最低电厂温度下的热损失。
8.4 安全壳氢气控制系统8.4.1 功能安全壳氢气控制系统的功能是限制反应堆安全壳大气中的氢浓度，从而在发生各类假想事件后，不会威胁安全壳完整性。
该系统执行以下安全相关功能：●在设计基准事故－丧失冷却剂事故（LOCA）后限制和降低安全壳内的氢气总体浓度。
该系统还执行以下非安全相关功能：●在严重事故后提供防止氢爆燃或爆炸的纵深防御保护功能。
●在正常运行和设计基准事故后监测安全壳大气中的氢浓度。
●在堆芯恶化或堆芯融化事故期间及以后，通过局部点燃释放的氢防止安全壳内总体氢浓度达到可燃限值。
8.4.2 系统描述两台安全相关的非能动自动催化复合装置（PARs）安装在安全壳内高于操作平台的区域，能适应丧失冷却剂事故（LOCA）后预期的氢气产生速率。
在严重事故后，假定100%的燃料包壳与水发生反应。
锆-水蒸气反应产生氢的速率足够快，基于PARs运行时不可能防止安全壳内氢浓度超过最低可燃浓度限值，特别是局部区域。
因此，当安全壳内任一区域的氢浓度达到最低可燃浓度限值不久后，氢点火器启动以促进氢的燃烧。
在较低氢可燃范围燃烧氢气可防止在较高氢浓度时发生事故性氢燃烧。
这可确保氢燃烧期间维持安全壳的完整性，并且保证氢燃烧期间及以后安全相关设备可持续运行。
对于氢快速产生的事故序列，通过点火器的运行也可限制安全壳内总体氢浓度。
氢浓度在可燃限值和10%体积浓度之间时，点火器引起氢的局部爆燃，从而防止氢爆炸的发生。
为达到这个目的，点火器布置在安全壳内氢气可能释放、流动或聚集的区域。
分布在安全壳内的监测仪为操作员提供安全壳大气氢浓度的连续指示。
这些监控能力使操作员监控和开始事故后缓解措施，包括开启氢点火器。
8.4.3 设备描述●非能动自动催化复合装置（PAR）位于安全壳内的两台安全相关PAR能在任何设计基准事故后维持安全壳总体氢浓度在较低水平。
PAR是非能动的，由提供装置结构和支撑催化剂的不锈钢外壳构成。
外壳的底部和顶部设有开口，并且向上延伸高于催化剂，从而通过烟囱效应提高装置的效率和流通能力。
在运行期间，复合装置内的气体由于复合过程被加热，由于自然对流导致气体上升。
随着加热气体上升，安全壳空气混和物通过PAR的底部进入复合装置，由放热反应加热，然后通过烟囱排出。
●氢点火器安全壳内安装了64台氢点火器。
在严重事故和堆芯熔化事故期间以及以后，通过燃烧（爆燃）相对低浓度的氢，以防止氢浓度达到爆炸水平。
点火器为火塞型，在发生严重事故的安全壳环境下，火花塞表面温度可维持在1600 to 1700°F (871 to 927°C)。
一旦氢达到可燃浓度，热的火花塞可以轻易点燃附近的氢。
喷淋防护板用来防护下落的水滴。
●氢浓度监测仪：三台监测仪分布在安全壳内，为操作员提供安全壳大气氢浓度的连续指示。
8.5 安全壳和安全壳隔离系统（CNS）AP1000的安全壳和安全壳隔离系统可分为安全壳系统和安全壳隔离系统两个分系统。
8.5.1 安全壳分系统8.5.1.1 系统功能8.5.1.1.1 安全壳分系统执行以下安全相关功能：●完整性安全壳分系统限制了假定事件或事故工况下裂变产物释放到环境中去。
在假定的冷却剂失水事故、蒸汽管道破裂和给水管道破裂时，安全壳分系统设计成能承受此时最大的安全壳内压力和温度。
从安全壳内部压力降低到由于设计基准事故导致的安全壳外部压力的加载，安全壳分系统都能提供足够的保护。
《核电厂蒸汽供应系统》第5章 专设安全设施(2)
主给水和辅助给水隔离限制了蒸汽发生器向安全壳的蒸汽 泄漏；
保护信号迅速关闭所有给水调阀和隔离阀，并停运主给水 泵，也会会导致向安全壳内泄漏的蒸汽流量下降；
主蒸汽隔离阀关闭也可限制向安全壳的蒸汽泄漏，蒸汽发 生器的流量限制器也可以限制蒸汽泄漏量。
降低裂变产物从安全壳泄漏的驱动力，实现限 制裂变产物释放。 4. 乏燃料水池和消防水的存储和供应 PCS 可作为乏燃料水池的抗震级辅助水源，在长 期失去正常乏燃料水池冷却情况下投入使用。
➢ 辅助功能
监控 PCS 水箱和辅助水箱的液位、温度和水质 在限值以内；
监控可能面对零度以下温度的 PCS 管道、阀门 和仪表的温度在限值以内。
以上信号均采用四取二逻辑。
➢ PCS 启动信号
保护和安全监控系统（PMS）安全壳压力 Hi-2 信号；
PMS 手动启动； 多样化驱动系统（DAS）安全壳温度 Hi-2 信号
； DAS 手动启动。
III. 事故运行
虽然 PCS 的自动启动可实现在事故发生后 72 小时内 不需操纵员干预，但必要时，操纵员需要调整安 全壳冷却水流量有效降低安全壳压力。可能的手 动操作有： 手动启动循环泵由冷却辅助水箱向冷却水箱补水 ； 手动由除盐水、消防水或辅助水源向冷却水箱补 水； 手动启动除盐水、消防水或辅助水源直接供水至 安全壳穹顶上方的水分配盘。
3. 冷却水箱和冷却辅助水箱水温异常 冷却水箱水温由再循环回路加热器及温度控制器 调节，维持水温高于低限值； 发生低温报警时，操纵员可通过观察再循环加热 器后水温和再循环加热器电流、阻抗判断加热器 是否故障； 冷却辅助水箱水温低时，循环加热器可作冷却辅 助水箱加热器的备用； 此外，冷却辅助水箱外有热绝缘，使箱内水的热 容量足以在无加热的条件下七天内不冰冻。
送变电工程安全设施
送变电工程安全设施1. 引言变电工程是电力系统中非常重要的一部分，负责承担输电线路和配电网之间电能的变换和传输。
由于变电站内存在大量高压设备和复杂的电气装置，为确保工作人员的安全，必须合理设计和布置安全设施。
本文将探讨一些常见的变电工程安全设施。
2. 进出口安全门变电站是高压设备的集中地，为了防止未经授权的人员进入危险区域，应设置进出口安全门。
这些安全门应有可靠的锁具和自锁系统，只能由授权人员使用。
此外，安全门应标有明显的警示标志，提醒人们注意高压风险。
3. 安全警示标志在变电工程中，安全警示标志的设置是必不可少的。
标志应包括高压警示、安全警示、禁止通行等。
这些标志应醒目易见，并采用长期耐用的材料制作，以确保长时间使用不褪色。
4. 命名标签和电压标识为了便于设备的维护和操作，变电工程应设置命名标签和电压标识。
命名标签应标明设备的名称、型号、关键参数等信息，以方便人员识别和记录。
电压标识应标明设备的额定电压和绝缘等级，以提醒人员注意高压电气设备的存在和危险。
5. 导电防护设施为了防止人员接触到带电部件，变电工程应设置适当的导电防护设施。
这些设施可以包括带电体围挡、绝缘手套、绝缘工具等。
通过使用这些设施，可以有效地减少电击事故的发生。
6. 人身防护装备为了确保工作人员的安全，变电工程应配备适当的人身防护装备。
这些装备包括绝缘手套、绝缘胶靴、安全帽、防护眼镜、耳塞等。
人员在进入变电站前，应穿戴好这些防护装备，以防止受伤和事故发生。
7. 紧急救援设备在变电工程中，意外事故的发生是无法避免的，为了及时处理紧急情况，变电工程应设置紧急救援设备。
这些设备包括紧急停电按钮、急救箱、消防器材等。
人员在发生事故时，可以及时采取措施，最大限度地减少损失。
8. 视觉监控系统为了加强对变电站的安全管理，可以安装视觉监控系统。
这些系统可以通过摄像头和监控设备对变电站进行实时监控。
一旦发生异常情况，可以及时发现并采取措施，确保人员的安全。
安全设施、设备检修安全制度
安全设施、设备检修安全制度一、安全设施的重要性在现代社会中，安全设施是保障人民生命财产安全的重要保障手段。
安全设施的合理设置和有效使用，能够有效地预防和避免事故的发生，减少人员伤亡和财产损失。
因此，建立和完善安全设施，制定相关的安全制度至关重要。
二、安全设施的分类和应用1. 防火设施防火设施是保障人员安全的重要设施之一。
它包括消防器材、防火墙、疏散通道等。
建筑物内部应设置消防栓和灭火器，以便及时扑灭初期火灾。
此外，建筑物的疏散通道应保持畅通，确保人员能够迅速、顺利地撤离。
2. 安全标识安全标识是告知人们有关安全信息的重要手段。
它以图形、文字等形式展示，向人们传达安全警示和指导。
各类场所都应根据需要设置合适的安全标识，以提醒人们注意安全事项，防止发生意外。
3. 监控设备监控设备用于监测和录像，可以及时发现和记录异常情况。
它广泛应用于公共场所、企业、住宅小区等地方。
通过设置监控设备，可以提高安全防范能力，预防和打击各类违法犯罪行为。
三、设备检修安全制度的重要性设备检修安全制度是指在设备维护和检修过程中，制定并遵守的一系列安全规范和要求。
建立设备检修安全制度，能够确保操作人员的安全，防止设备维修过程中发生意外事故。
四、设备检修安全制度的要点1. 培训与资质设备维修操作人员应具备相关的培训和资质证明。
他们需要掌握设备的使用和维修知识，并了解相关的安全规范和操作要求。
只有具备相关资质的人员才能够进行设备检修和维护工作。
2. 检修前的准备工作在设备检修前，应进行一系列的准备工作。
首先，需要彻底了解设备的使用说明书和安全要求。
其次，需要检查设备周围的安全环境，确保没有可燃物和易燃物质。
最后，还需要检查和准备好必要的检修工具和设备。
3. 安全措施的实施在进行设备检修时，必须采取必要的安全措施。
例如，操作人员应佩戴符合安全标准的个人防护装备，如手套、护目镜、防护服等。
检修现场也应设置明显的警示标识，提醒他人注意安全。
第5章专设安全设施
5.2.2 系统原理图
硼注入箱旁路管线 增压管线
安全注射系统原理流程
安全注射系统设有两套安全注射管系：
安全注射箱、安全注射泵；
安全注射箱管系，在安全注射箱内储有一定容积的高硼水， 并用氮气充压，使注射箱内维持恒定的压力。当一回路系统 一旦发生大破裂事故，其压力低于安全注射箱的压力时，安 全注射箱内的硼水就通过止回阀自动注入一回路系统。 安全注射泵管系，当一回路系统因发生破损事故而压力下降 至一定值时，安全注射泵就自动启动，将换料水箱内的硼水 注射至一回路系统，换料水箱内的硼水被汲完后，安全注射 泵可改汲从一回路系统泄漏至安全壳底部的地坑水，使硼水 仍能连续不断地注入一回路系统冷却堆芯。
一、核岛主要系统
5.6.1概述
5.6 可燃气体控制系统
一、核岛主要系统
5.6.2系统的描述
5.6 可燃气体控制系统
Ø 功能为：
一、核岛主要系统
5.7 辅助给水系统ASG
5.7.1 系统的功能
在主给水系统的任何一个环节发生故障时，作为应急手 段向蒸汽发生器二次侧供水，使一回路维持一个冷源， 排出堆芯剩余功率，直到余热排出系统允许投入运行为 止。 在下列情况下，代替主给水系统向蒸汽发生器供水 蒸汽发生器投入前的充水 机组启动时（RRA退出至热备用阶段） 机组停堆后的热停堆（如果ARE不可用）
限制喷淋的硼酸对设备的腐蚀—添加NaOH提高pH值
反应堆厂房发生火灾时，可手动喷淋灭火。
5.4.2 系统原理图
实验管线
喷淋隔离阀
安全壳喷淋系统原理流程
在安全壳的上部设有相当数量的喷淋头，当安全壳内由 于发生主管道破损事故而蒸汽压力升高时，安全壳喷淋 系统的泵就自动启动，将换料水箱内的硼水和NaOH贮箱 内供除碘用的NaOH溶液一起汲入，以一定比例混合，再 由喷淋头喷入安全壳内。当换料水箱的水被用尽后，喷 淋泵可改汲安全壳内的地坑水。此时，地坑水先由设备 冷却水冷却后再重新喷淋至安全壳内。
现场安全设施及作业安全管理规定范文
现场安全设施及作业安全管理规定范文一、概述为确保现场作业的安全性和顺利进行，有效地预防和控制事故的发生，保护员工的生命安全和财产安全，特制定以下现场安全设施及作业安全管理规定。
本规定适用于公司生产现场各类作业的安全管理。
二、现场安全设施规定1. 安全警示标识的放置现场安全设施的首要任务是提醒员工及时防范潜在的危险。
各类安全警示标识应根据不同作业的特点和危险性进行放置，以便员工能够及时识别和理解安全提示。
2. 紧急救援设施的设置为保证作业过程中的突发事件的应急救援，现场应设置相应的紧急救援设施。
包括但不限于：急救箱、泡沫灭火器、安全疏散通道、应急照明等设施。
这些设施的数量和布局应能满足现场作业的实际需求。
3. 机械设备的安全符合规范现场作业中使用的机械设备必须符合国家相关法规和标准。
设备的安装、使用、检修和报废等各个环节必须按照规范进行操作，保证设备的安全性能和可靠性。
4. 防护设施的设置根据作业环境的不同，需要设置相应的防护设施来保障员工的安全。
如危险化学品作业区域应设置化学药品防护室、防护柜等设施；高处作业区域应设置防护栏杆、安全网等设施。
这些设施的建设和使用应符合国家安全规范和标准。
三、作业安全管理规定1. 作业前的安全准备在进行任何作业之前，必须做好相应的安全准备工作。
首先，要对作业区域进行检查，排除潜在的风险因素；其次，要提前做好作业计划，并告知作业人员相关注意事项和安全措施；最后，核实和准备好作业所需的安全设备和防护用品。
2. 作业期间的安全控制在作业期间，必须严格按照安全操作规程进行作业，确保每个环节都符合安全要求。
若发现异常情况或有危险的行为，必须立即停止作业并报告上级领导。
3. 作业后的安全整理作业结束后，必须对作业区域进行清理和整理工作。
尤其是涉及危险品的作业，要进行相应的处理和储存，确保不对环境和他人造成安全隐患。
四、违规处罚对于违反现场安全设施及作业安全管理规定的行为，将根据违规行为的严重程度给予相应的处罚。
第三节 核反应堆安全系统( 专设安全设施)
4.辅助给水泵容量
两台电动泵50%容量,一台汽能：包容放射性物质的最后屏障 例:三哩岛事故
安全壳喷淋系统: 功能:1.通过凝结蒸汽,降低压力 2.消除放射性核素,降低放射性水平(除碘) (安全壳放射性物质主要有碘、有机碘、气溶胶、惰性气体)
工作过程:
1.喷淋阶段 例:失水事故或蒸汽发生器管道破裂 安注信号与安全壳高压信号－－安全壳喷淋信号 －－喷淋泵动作－－打开喷淋泵隔离阀-喷淋 视需要打开NaOH添加隔离阀 2.再循环阶段 换料水箱低水位－－关闭换料水箱隔离阀 －－喷淋泵从地坑吸水
3.2.3 辅助给水系统
1. 主给水不能工作时，为蒸发器提供给水；
2. 反应堆启动或停闭时，在低功率情况下有效控制给水流量；
特点： 1. 连接方式
安全壳内/外
2. 辅助给水水源
第一水源-辅助给水箱(除盐) 第二水源-重要厂用水(除盐) 如有二回路除氧水箱
3. 辅助给水泵形式
主给水与辅助给水联锁 电动泵(启动快)/汽动泵(启动慢)
第三节 核反应堆安全系统
3.2 专设安全设施 3.2.1 安全注射系统
作用：异常状况下保证堆芯冷却，事故后对堆芯提供长期冷却
系统组成： 高压安注系统 中压安注系统 低压安注系统
工作过程：
1.安全注射信号的产生： 稳压器低压 安全壳内高压 两条蒸汽管道出口高压差 蒸汽管道高流量与低压相符 2.事故工况： 失水事故 蒸汽大量流失 3. 运行 直接注射阶段 再循环注射阶段
《专设安全设施》课件
了解现代安全监控系统的特点和功能，帮助提 高场所的安全性。
安全设施的选择和设计要点
1 场所特点考虑
根据场所的特点和需求，选择适合的安全设施。
2 人员数量和流向
考虑人员数量和流向，合理规划安全设施的位置和布局。
3 灾害风险评估
对可能发生的灾害进行风险评估，针对性地设计相应的安全设施。
关键技术指标介绍
1. 承载能力 2. 响应速度 3. 耐久性
安全设施的承载能力对于确保场所的安全至关重 要。
安全设施的响应速度直接关系到人员的安全，需 要做到及时和有效。
安全设施需要具备一定的耐久性，能够应对长时 间的使用和环境变化。
标准化设计案例解析
通过分析标准化设计案例，我们可以了解如何根据不同场所的要求来选择和 设计合适的安全设施。
《专设安全设施》PPT课 件
在这个PPT课件中，我们将探讨专门为不同场所和环境设计的安全设施。通 过了解相关标准和法规以及关键技术指标，您将学习到如何选择和设计最合 适的安全设施，并通过标准化设计案例解析和实例分析来优化方案。
主题介绍
我们将首先介绍本课件的主题，深入探讨不同场所和环过具体实例的分析，我们将探讨安全设施的不足之处并提出优化方案来提 高场所的安全性。
相关标准和法规概述
了解相关标准和法规对于设计有效的安全设施至关重要。我们将概述这些标 准和法规的主要内容。
安全设施种类及其作用
消防设施
了解不同类型的消防设施及其在火灾预防和应 急响应中的作用。
防护设备
介绍防护设备的种类和用途，确保人员在工作 中得到适当的保护。
安全警示标识
探讨不同标识的含义以及它们在提醒人员注意 安全方面的作用。
核电站原理专设安全设施
串联设置的气动阀RIS208VP，209VP返回到 缓冲箱。
※ 正常运行时，一台连续运行而另一台备用。
※ 当安全注入启动时，再循环回路被隔离（关 闭RIS206，208，209VP）。
当RCP系统压力低于低压安注泵压头时，低压安 20注20/8/泵13 也直接向RCP系统冷段或冷、热段注入。21
□ 在冷、热段同时注入时，冷段注入流量改走 装有节流孔板的旁路管线（RIS030VP，
031VP）。
低压安注泵有以下两条吸水管线：
（1）直接注入阶段，两台低压安注泵通过两 条独立管线从换料水箱抽水；
5.4 安全壳隔离系统（EIE）×
2020/8/13
2
还包括：安全壳、安全壳消氢系统、和应急电 源等。
2020/8/13
3
二、核安全及其三要素
核安全设施：就是在核设施设计、制造、运行 及停役期间为保护核电厂工作人员、居民和 环境免受可能的放射性危害所采取的所有措 施的总和。这些措施包括：
（1）保障所有设备正常运行，控制和减少对 环境的放射性废物排放；
为非能动安全注入系统，利用预先充填的氮气压力实 现安注。
11
2020/8/13
一、高压安全注入系统（HHSI）
1、作用：由于一回路系统RCP破口而使压力降到 11.9MPa，或者主蒸汽管道发生破裂使冷却剂 平均温度明显降低时，HHSI立即向堆芯注入高 浓度硼酸水，补偿泄漏、淹没堆芯，使反应堆维 持在次临界。
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30
3.大破口失水事故
当一回路管道发生大破裂，特别是在冷却剂泵 出口和压力壳进口之间管道完全断开时，事 故的发展过程就更为迅速，1秒钟内稳压器压 力降到整定值（11．9 MPa） ，反应堆紧急 停闭并启动安全注入系统，堆内冷却剂大量 汽化，蒸汽替代了液体，空泡所产生的反应 性负效应增加了停堆深度。
专设安全设施
12/28/2023
2
还涉及：安全壳、安全壳消氢系统、和应急电 源等。
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二、核安全及其三要素
核安全设施：就是在核设施设计、制造、运营 及停役期间为保护核电厂工作人员、居民和 环境免受可能旳放射性危害所采用旳全部措 施旳总和。这些措施涉及：
（1）保障全部设备正常运营，控制和降低对 环境旳放射性废物排放；
第五章 专设安全设施
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一、专设安全设施旳内容 （p163）
当RCP系统发生失水事故或二回路旳汽水回 路发生破裂或失效时，必须确保反应堆紧 急停堆、堆芯热量旳排出和安全壳旳完整 性，限制事故旳发展和减轻事故旳后果。
5.1 安全注入系统（RIS）
5.2 安全壳喷淋系统（EAS）
5.3 辅助给水系统（ASG）
7 000μg／g
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□ 泵出口设置了一种最小流量旁路管线，在正 常运营期间此最小流量经轴封水热互换器冷 却后再循环到泵旳吸入口。三台泵共用旳最
小流量旁路管线装有两只隔离阀，当接到安
全注入信号时关闭这两个阀门。
（2）注入管线
HHSI泵可经过四条管线将含硼水输送到 RCP 系统。
①经过浓硼酸注入箱旳管线 这条管线由安注信
□ 在正常停堆期间，当一回路绝对压力低于 7.0 MPa时，关闭此隔离阀，预防安注箱向 RCP注入硼水。
□ 两机组共用旳水压试验泵（9RIS0llPO）除 用于一回路水压试验外，也用来从换料水箱 向安注箱充水。另外，在全厂断电旳事故情
12/况28/下202，3 试验泵还用于提供主泵旳轴封水。 26
□ 气动隔离阀 RIS136，138，139和 140VB在用水压试验泵给中压安注箱充水 时才打开。
二代堆专设安全设施课件
安全问题
物理安全
二代堆专设安全设施需要具备较 高的物理安全性能，如何确保设 施的物理安全是一个重要的问题。
网络安全
随着网络技术的发展，二代堆专 设安全设施也面临着网络安全威 胁，如何确保设施的网络安全是
一个重要的问题。
人员安全
二代堆专设安全设施涉及到核能 安全，如何确保人员的安全是一
个重要的问题。
04
二代堆专设安全设施的挑战与解决方案
技术难题
技术更新快速
随着科技的发展，二代堆 专设安全设施的技术也在 不断更新和升级，需要不
断跟进和学习新技术。
技术门槛高
二代堆专设安全设施技术 涉及到多个领域，如机械、
电气、控制等，需要具备 较高的技术水平才能掌握。
技术兼容性问题
二代堆专设安全设施需要 与其他系统进行集成，不 同系统之间的兼容性问题
安全壳隔离系 统
安全壳隔离系统的作用是在事故发生时将反应堆厂房与外部环境隔离， 以避免放射性物质外泄。
该系统通常包括安全壳入口门、安全壳窗户、通风系统和清洗系统等部分。
安全壳隔离系统的设计应确保在事故发生时能够快速、可靠地关闭入口 门和窗户，并且通风系统和清洗系统能够有效地控制放射性物质的扩散。
辅助系统
02
二代堆专设安全设施种类
紧急停堆系统
紧急停堆系统是二代堆专 设安全设施中的重要组成 部分，用于在反应堆出现 异常情况时迅速停止链式 反应，防止事故扩大。
紧急停堆系统通常由控制 棒和停堆棒组成，控制棒 插入反应堆后可以迅速停 止核反应，而停堆棒则通 过吸收中子来实现停堆。
紧急停堆系统的设计应确 保在任何情况下都能快速、 可靠地动作，并且能够抵 抗外部事件的影响。
维护过程中发现的问题应及时处理，确保 设备安全可靠。