安全壳系统
哈尔滨工程大学科技成果——核电站安全壳过滤排放系统(EUF)
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。
AP1000安全壳系统
isolation valves隔离阀
配水堰系统
Water distribution bucket水 Containment air baffle安全壳空气挡板
分配器
6/15/2010
Ancillary WST辅助贮水箱
内部材料
-15-
FigS. y5s.t2e-m1
Containment Hi-2 pressure (6.2 psig) opens PCCWST
内部材料
-8-
Containment
Vessel安全壳容器
Bottom head is em-bedded in
concrete on inside & outside下封头 外侧和内侧埋在砼中
Watertight seals on top of
concrete砼顶部有防水密封
Inorganic zinc coating except for
动安全壳冷却系统的空气吸入口石园柱体顶部
Annular space w/ baffle to direct air flow as part of PCS operation带空气导流板
的环形空间
Watertight seal between upper & middle annuli上环带与下环带间有防水密封
leakage of fission products to the environment. 降低安全壳压力以 降低裂变产物外逸至环境的驱动力。
6/15/2010
内部材料
-14-
Fig. 5.2-1
2864 m3
Key Components:主要部件：
PCCWST
安全壳喷淋系统调试用临时地坑装置设计
结合厂房实际构造 ， 初 步规划该 Ｉ 临时地坑 用碳钢板 预制 ８个
． ．
２ ０ ０。 ６ Ｏ ０ （ 现 场调
．
整） ２ ０ ０．
１ ． ８ ｍ高的临时闸 门 ， 与安 全壳 环 廊共 同组 成 ， 将过 滤器 围在 其 中。为了保证临时地坑的作用与功能 ， 临时闸门必须密封不漏水 。
同时能将过滤器包括在临时地坑范围之内。 不允许 在安全壳上 打孔 的限制 ， 其 固定方式 不能 采用地 脚 螺栓 ， 梯 口人员进 出的要求 ， 而是采用 了螺杆调节 固定的方式 。
２ ） 分 散组 合型闸门。分 散组合 型闸 门其 尺 寸与整 体式 Ｌ型
螺杆调节的形式非常巧妙 。其借用 钢管作 为固定支 撑 ， 焊 接 闸门一致 ， 但其两扇 闸门（ 一扇矩 形闸门与一扇梯形 闸门 ） 之间不 而是通过 与墙体连 接类 似 的方式 ， 通过 角钢使 用 螺栓 在与墙体贴合的角 钢上 ； 中间部分 使用螺 杆及 配套螺 母 ， 作为 支 进行焊接 ， 撑钢管的调节装置 。在 闸 门安装 之前 ， 螺母 应处 于较松 位 置 ， 便 进行 固定和连接 。 于闸门就位和调整 ； 闸门就 位后 ， 即可调节 螺母位 置 ， 对 钢管形 成
安全壳介绍
• 安全壳图示：
• 安全壳钢衬里：
• 福建福清核电厂的安全壳钢衬里是一层6mm的钢板密 封层，材料为20HR钢，用于保证安全壳的密封性。除 在建造阶段及对于飞射物撞击作用等特殊工况外，钢衬 里不得作为受力构件。根据EJ/T 926-95规定，钢衬里 必须满足：
a) 衬里必须锚固与安全壳混凝土内，但锚固点之间的局部 弯曲变形应不受阻碍；
• 在预应力安全壳中，事故压力荷载是由大量的双向预应力 钢束承受的，因此，安全壳结构不会出现脆性破坏，设计 压力也可不受限制，受力比较安全可靠。此外，不少的安 全壳还采用不灌浆无粘接的预应力配筋，便于对预应力钢 束作定期的检查和补张拉以及作必要的更换。因此自70年 代以后，在世界各国的轻水堆和重水堆核电站建设中普遍 采用。（80万千瓦核电站的预应力安全壳约需混凝土
图一：
• 钢筋混凝土安全壳 为了降低钢安全壳的造价， 60年代初美国首先采用了带有薄的碳钢衬里的钢 筋混凝土单层安全壳，它由内径超过30米的圆筒 壳和半球顶组成（图2 [钢筋混凝土安全壳]）。沸 水堆核电站的安全壳尺寸较小，形状较为复杂， 筒壁多为锥壳与圆筒壳的组合结构。为了能承受 事故压力和温度作用，钢筋混凝土安全壳必须采 用排列很密的粗钢筋。这种壳的表面虽易开裂， 但由于它比较经济，目前仍被采用。
• 图二：
• 预应力混凝土安全壳 60年代中期首先应用于法国的EL4 核电站,其后在美国、加拿大等国迅速推广并有所发展。 大致经历了三个阶段：①第一代预应力混凝土安全壳的特 点是采用扁穹顶，筒壁环向预应力钢束由六个扶壁锚固， 所用钢束的极限承载力较低，筒壁施加的预压应力较高。 ②第二代也采用扁穹顶，但筒壁扶壁减少到三个，单根钢 束的承载力增大一倍，由于充分发挥普通钢筋的作用，筒 壁的预压应力有所降低。③第三代则把扁穹顶改为半球顶， 省去了传统的环梁，改善了安全壳结构的受力性能。穹顶 的预应力钢束也与筒壁的竖向钢束合而为一，因而比第二 代更经济合理。目前有的国家还在探索比第三代预应力安 全壳更为先进的结构形式，把环向锚固扶壁减少到两个， 以改善受力性能和减少总钢束数。有的国家在加紧研究无 衬里的预应力双层安全壳等新形式，以求得更加经济合理 的效果。
核电厂安全壳内大气监测系统的运行方式
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。
安全壳介绍概述.
• 福建福清核电安全壳形式： • 安全壳多数为顶部为球型的圆柱体预应力钢筋混 凝土建筑物。内衬6mm的钢板密封层，目前国际 上主要的安全壳都属于这种结构。福建福清核电 厂的反应堆安全壳是一座由钢筋混凝土底板、立 式预应力混凝土筒壁和准球型预应力混凝土穹顶 三部分组成的封闭预应力混凝土结构。安全壳为 后张法施工的预应力钢筋混凝土结构，内侧有钢 衬里，形成一个圆柱状的密封空腔。安全壳内径 为37米，外径38.8米，筒身厚度为0.9米，筒身表 面为6mm厚的碳钢衬里，筒身部分由后张拉系统 用水平和垂直钢绞束产生预应力。标准段筒身高 度为45.75m，外圆周上均匀布置四个扶壁柱（扶 壁柱与筒身高度一致）。
• 在预应力安全壳中，事故压力荷载是由大量的双向预应力 钢束承受的，因此，安全壳结构不会出现脆性破坏，设计 压力也可不受限制，受力比较安全可靠。此外，不少的安 全壳还采用不灌浆无粘接的预应力配筋，便于对预应力钢 束作定期的检查和补张拉以及作必要的更换。因此自70年 代以后，在世界各国的轻水堆和重水堆核电站建设中普遍 采用。（80万千瓦核电站的预应力安全壳约需混凝土 14000米，预应力钢束近1000吨，施工期约需2～3年。）
• 安全壳的作用： • 安全壳是核电站的第三道安全屏障，在正常运行 时或失水事故（LOCA）造成的温度和压力下， 保证释放到环境的放射性物质在允许的限制内。 安全壳能够承受龙卷风、地震、海啸等自然灾害， 能承受外来飞击物的冲击，无论在以上各种恶劣 环境条件下，安全壳应具有良好的密封性和承受 失水事故压力的结构抗力。
• 安全壳的要求： • 根据《中华人民共和国核行业标准》EJ/T 926-95 规定，安全壳的设计必须满足强度和密封性的要 求：
• 安全壳的结构和类型： • 按照安全壳层数的区别，可分为单层安全壳和双 层安全壳。双层安全壳起密封作用的还是内层， 外层主要是防飞击物的撞击，保证反应堆堆芯的 安全。反应堆运行时安全壳内外层之间为负压， 即使内壳有泄漏时，放射性物质也不至于向外泄 漏。所以双层安全壳比单层更安全，缺点就是成 本相对较高。
核电站反应堆安全壳结构系统全寿期检测评价关键技术-中冶集团
附件3《核电站反应堆安全壳结构系统全寿期检测评估关键技术》项目简介核电站安全壳是核反应堆的保护结构，是继核燃料包壳、一回路压力边界之后的最后一道安全屏障，其功能是当一回路管道发生破裂、造成失水事故（LOCA）时，将事故中的裂变产物限制和消除在其内部,防止放射性物质不受控制的扩散到周边环境中。
因此,安全壳系统在整个服役寿期内的整体性和密封性是核电站安全环保运行的重要保障。
安全壳系统的整体性和密封性首先取决于建造和安装的质量，必须通过严格的建造监控和先进的技术措施来保证；通过真实准确的模拟失水事故压力试验来验证安全壳的承载能力；在核电站正常运行过程中，通过精密的监控系统来确认和评估安全壳的安全裕度；通过科学的管理和全面的评估体系来保证安全壳在超过设计寿期后的继续服役。
我国核电建设是从上世纪80年代后期开始起步的，先后引进了法国、加拿大、俄罗斯和美国的技术，一直都未形成我国自己的技术体系。
导致安全壳的结构型式多样，造成了我国的核电站安全壳系统的安全检测方法种类繁多，依据标准不统一，与其他核电国家相比技术更复杂，技术指标要求更高，安全风险也更高。
根据《国家核电中长期发展规划(2005-2020年)》，核能将是我国未来能源结构调整的重要方向，核电技术自主化是必由之路。
项目组从上世纪80年代开始，历时20多年的时间，在国家科技部、北京市、冶金工业部、核工业总公司、中冶集团等各级政府和企业的大力支持下，率先开展了针对核电站安全壳系统整体性和密封性检测评估技术的研发工作。
通过对国外相关标准的认真分析和反复研究，通过大量的理论建模计算和结构模型试验，模拟高温、高湿、高压等各种复杂环境条件下影响因素分析。
先后开发出了可用于核电站反应堆安全壳系统全寿期检测评估的3大关键核心技术：1、在国内率先建立了核电站安全壳建造验收技术评价体系，解决了安全壳结构整体性和密封性检测评估的关键技术难题。
自主研发了永久性测试设备及专用的分析、评估软件；建立了基于温度、湿度、压力等多参数体系的泄漏率计算模型，自主研发了泄漏率计算评估软件。
核电厂系统与设备-55 安全壳隔离系统
本章目录
5.1 概述 5.2 安注系统 5.3 安全壳系统 5.4 安全壳喷淋系统 5.5 安全壳隔离系统 5.6 可燃气体控制系统 5.7 辅助给水系统
5.5 安全壳隔离系统
5.5.1 系统功能
(1)安全壳隔离系统为贯穿安全壳的流体系统提供隔离手段, 使事故后可能释放到安全壳中的任何放射性物质都包封在安 全壳内。 （2）在设计基准事故发生后需要安全壳隔离系统起作用, 以隔离贯穿安全壳的非安全相关流体系统, 保持安全壳密封 的完整性。
安全壳内或排放烟囱中的高放射性信号使部分系统的安全 壳隔离阀关闭, 将通向外界或辅助厂房的管道隔离, 所涉 及系统管道有:
(1 ) 安全壳换气通风系统; (2 ) 安全壳大气监测系统中小风量换气和氢复合管道; (3 ) 核岛排气疏水系统的反应堆疏水、地面排水和工艺 疏水管。
5.5 安全壳隔离系统
5.5.4 安全壳隔离系统运行和控制 (2) 隔离阀阶段
本课程课程目录
《核电厂系统与设备》
序号
教学内容
1 第1章 绪论 2 第2章 压水堆核电厂 3 第3章 反应堆冷却剂系统和设备 4 第4章 核岛主要辅助系统 5 第5章 专设安全设施 6 第6章 核电厂热力学 7 第7章 核汽轮发电机组 8 第8章 核电厂二回路热力系统
共32学时
总学时
2 4 6 4 4 2 4 2
5.5 安全壳隔离系统
5.5.4 安全壳隔离系统运行和控制 (2) 隔离阀阶段
（A） A 阶段隔离
A 阶段隔离是由任一专设安全设施动作信号( 即安全注 入信号)或从控制室手动引发的。它关闭了大部分非安全 设施系统的安全壳隔离阀。
（B） B 阶段隔离
B 阶段安全壳隔离由安全壳高压力( 0 .24 MPa) 信号或手 动引发。安全壳B 阶段隔离是最高级别的隔离。它隔离在A 阶段未隔离的非安全设施系统, 包括通往反应堆冷却剂泵的 设备冷却水系统的隔离阀, 这一信号启动安全壳喷淋系统。
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钢制安全壳Байду номын сангаас体
➢钢制安全壳壳体是一个自由直立的圆柱形钢 制容器，带有椭球形上封头和下封头。在壳 体的内外表面均设置有无机锌表层，以提高 壳体的抗腐蚀性能并提高其保湿性能。
8
设备闸门
15
欢迎提问
Thank you for your attention！
安全壳隔离信号隔离绝大多数安全壳隔离阀 ，但有些工艺管线不会被安全壳隔离信号隔 离。
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正常运行
➢在电厂正常运行工况下，通过安全壳循环冷 却系统可以维持安全壳内的空气温度最高为 48.9°C，最低在10°C以上。正常运行期间 ，安全壳空气过滤系统（VFS）系统维持安全 壳大气压力， VFS间歇性向安全壳吸入或排出 空气，使安全壳大气压力维持在规定的限值 内。
➢ 热量导出 —事故后水蒸发时，CNS可以和PCS一起降低安全壳内的温度 和压力。
➢ 空气循环 —空气可以自由循环，从而使得安全壳内的工艺参数分布均 匀。
➢ 泄漏率试验
4
安全壳
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系统描述（1）
➢ CNS边界包括钢制安全壳壳体、电气贯穿件和机械 贯穿件、燃料传输通道、设备闸门和人员闸门、蒸 汽发生器壳侧、蒸汽发生器蒸汽侧仪表接口以及位 于安全壳内部的主蒸汽、给水和排污管线。
➢安全壳有两台设备闸门，其内径均为4.88m。 一台主设备闸门位于操作平台高度，另一台 维修闸门标高稍低，均可以使设备从该闸门 进入安全壳。
➢设备闸门均采用双层密封，以便于进行阀门 密封性试验。
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人员闸门
➢人员闸门的标高同设备闸门，即两个人员闸 门分别位于主设备闸门和维修闸门的高度。
➢人员闸门设有串联布置的两道门，这两道门 之间设有机械连锁以保证两道门不能同时开 启。在任一道门开启时，另一道门可以承受 安全壳内的设计压力或试验压力，并保证安 全壳的密封性能。
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电气贯穿件和机械贯穿件
➢普遍采用贯穿件封头或工艺管线直接焊接在 贯穿件套筒上，而贯穿件套筒直接焊接在安 全壳上。
➢燃料运输管直接焊接到贯穿件套筒上，而安 全壳边界是在换料通道端处带有双道密封圈 的盲板法兰。膨胀波纹管提供换料操作期间 的水密封。
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安全壳隔离信号
➢稳压器压力低； ➢蒸汽管线压力低； ➢Tcold低； ➢安全壳压力高； ➢手动触发安全壳隔离信号。
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主要技术参数
设计压力（bar.a） 设计容积 （m3） 正常运行时最小压力（bar.a） 正常运行时最大压力（bar.a） 正常最小环境温度（°C） 正常最大环境温度（°C） 钢制安全壳体 圆柱体直径（m） 高度（m）
5 5.83×105 0.987 1.069 10 48.9
39.6 65.6
安全壳系统(CNS)
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
➢ 完整性 —CNS是防止放射性外泄的第三道安全屏障。
➢ 隔离 —CNS提供了隔离功能，以保证压力边界的完整性，同时保 证正常运行或应急流体通过安全壳边界的能力。
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事故动作
➢事故发生时，安全壳内温度和压力升高，此 时通过PCS带出安全壳内的热量，通过安全壳 隔离阀保证安全壳的完整性，通过安全壳内 氢气控制降低氢气爆炸的可能性。此时操作 员需要监控以下内容： —确认安全壳隔离阀正确动作； —PCS水箱液位变化，确认PCS正确运行； —监测安全壳内的温度和压力； —监测安全壳内的氢气浓度。
➢ 钢制安全壳容器是安全壳系统的一个完整部分；为 非能动安全壳冷却系统的运行提供热交换面，同时 也为非能动安全壳冷却系统的空气导流板装置提供 支撑，从而可以将安全壳内的热量传递给安全相关 的最终热阱——大气。
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系统描述（2）
➢AP1000有36个机械贯穿件（包括燃料传输通 道），其中23个（包括燃料传输通道）是常 闭的，另有3个是备用的。