AP非能动安全系统
AP1000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。
AP1000非能动安全特性与传统压水堆的事故响应对比
AP1000非能动安全特性与传统压水堆的事故响应对比作者：张堃来源：《中国科技纵横》2014年第09期【摘要】 AP1000采用了比传统压水堆更为先进的非能动安全设计理念。
本文着重阐述了非能动技术在三门核电专设安全设施中的应用，以设计基准的LOCA事故为例，与传统核电站的事故响应进行比较，直观展现非能动技术在保障电厂安全方面的优越性。
【关键词】 AP1000 非能动专设安全设施 LOCA1 AP1000安全系统的非能动设计理念AP1000是具有代表性的全球第三代核电压水堆型，最具特色的是其安全系统的非能动设计理念。
对于传统核电厂来说，专设安全设施主要包括安全注射系统、停堆冷却系统、安全壳喷淋系统、安全壳消氢系统、辅助给水系统、安全壳隔离系统等。
另外，大多数专设安全设施的运行需要厂用水系统、设冷水系统、设备间通风等安全辅助系统的支持，而安全相关系统中的许多设备，如泵、风机、电加热器等的运行又都需要安全级的交流电源提供动力电源。
一般情况下，这些安全相关系统的电源可从厂外电源、厂内发电机以及应急柴油发电机获得，但如果发生了日本福岛核事故这样的包括应急柴油发电机失效在内的丧失全厂交流电源事故，除了安注箱系统（中压安注系统）可使用外，其它能动的专设安全系统和安全辅助系统均处于不可用状态。
尽管有柴油机辅助给水泵作为最后的手段向蒸发器供水，通过蒸发器大气释放阀的排汽，使主冷却剂进行自然循环冷却，但因为停冷系统不可运行，电厂的最终状态也只能维持在中间停堆状态，堆芯冷却仍然存在潜在威胁，安全性仍存在一定风险。
而AP1000的专设安全设施最大限度的采用加压气体、重力流、自然循环流以及对流等自然驱动力，而不是泵、风机或柴油发电机等能动部件。
在发生设计基准事故之后，即使在72小时内无操纵员行动、无厂内外交流电源、无厂用水和设冷水、无通风供暖空调（HVAC）等安全辅助系统的支持，也能自动的建立和维持堆芯冷却，保持安全壳的完整性。
AP1000_资料介绍
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。
浅谈AP1000核电厂保护和安全系统PMS操作平台CommonQ_丛曦宇
6、Common Q电源
Common Q系统的电源是一个19英寸，带插入式模件的组件，不
同 输出电 压 的 模件 都 可 以使 用。电源系统 的 交流 输入 是10 0 ~14 0 V或
200~260V，频率47~63Hz。电源能满足交流220V、频率50Hz的应用要
求。
所有的电源组件都封装成插件式模件插在一个固定标准19英寸
在改动过程中的通道就由MTP旁路。可利用预先编程好的对话框来输
入和验证设定值、常量，对话框将输入和验证分离，以缓解可能的操作
错误。
修改组态:通过MTP，能够装载新的或者修改过的组态。
图形 功 能 : M T P显 示系统 的图形 功 能包 括 柱 状图、静态 文 本对
象、动态数据对象等。
趋势功能:MTP显示的趋势显示功能在任意轴向上（时间轴或数
社,2008. [2]Westinghouse AP1000 Design Control Document Rev.16Chapter 2. [3]刘子介.Common Q在AP1000PAMS中的应用.电气技术,2010年第3期. [4]ABB-CE,CENPD-396-P,mon qualified platform.
1)维护和测试面板（MTP）。一个Common Q安全系统通道有一个
MTP。通过MTP，能够执行监视、纠正性维修、修改设定值、旁路一个
通道，初始化自动测试以及显示详细的系统诊断信息。MTP也能够向
AC160处理器模件装载组态。MTP还具有图形和趋势功能。
修改设定值:MTP能在电厂运行时改变设定值和“可寻址”常量，
72小时内，不需要操作员采取任何手动干预动作，大大减少人因错误，
AP1000明显优于EPR，其功能实现的操作平台为Common Q。
AP1000和EPR两种核电技术的比较
AP1000和EPR两种核电技术的比较1、AP1000和EPR的安全系统采用了两种完全不同的设计理念AP1000安全系统采用“非能动”的设计理念，更好地达到“简化”的设计方针。
安全系统利用物质的自然特性：重力、自然循环、压缩气体的能量等简单的物理原理，不需要泵、交流电源、1E级应急柴油机，以及相应的通风、冷却水等支持系统，大大简化了安全系统（它们只在发生事故时才动作），大大降低了人因错误。
“非能动”安全系统的设计理念是压水堆核电技术中的一次重大革新。
EPR安全系统在传统第二代压水堆核电技术的基础上，采用“加”的设计理念，即用增加冗余度来提高安全性。
安全系统全部由两个系列增加到四个系列，EPR在增加安全水平的同时，增加了安全系统的复杂性。
核电站安全系统的设计基本上属于第二代压水堆核电技术，是一种改良性的变化。
2、AP1000和EPR的安全性的比较由于AP1000和EPR的安全系统采用了两种完全不同的设计理念AP1000 和E PR的安全性有较大的差别。
AP1000在发生事故后的堆芯损坏频率为5.0894×10-7/堆年比EPR的1.18×10-6 /堆年小2.3倍，大量放射性释放概率为5.94×10-8/堆年也比EPR的9.6×10-8/堆年小1.6倍（而且AP1000采用的设备可靠性数据均比较保守）；核电站发生事故后，AP1000操作员可不干预时间高达72小时，而EPR为半小时；AP1000 在发生堆芯熔化事故时，能有效地防止反应堆压力容器（第二道屏障）熔穿，将堆芯放射性熔融物保持在反应堆压力容器内，使放射性向环境释放的概率降到最低；而EPR不防止反应堆压力容器熔穿，堆芯放射性熔融物暂时滞留在堆腔内，然后采取措施延缓熔融物和安全壳（第三道屏障）底板的混凝土相互作用，防止安全壳底板熔穿。
AP1000的人因失误占堆熔频率的7.74%，共因失效占堆熔频率的57%，而EP R分别为29%和94%，AP1000 明显优于EPR。
AP1000非能动安全相关系统综述
1）在LOCA事故时，能 在有限的几分钟时间间 隔内向堆芯注射十分大 的安注流量。 2）在事故情况下，反 应堆冷却剂系统压下降 到低于安注箱的氮气压 力（50大气压）时，两 只串连的止回阀开启， 硼水靠氮气压力注入反 应堆冷却剂系统。
内置换料水箱
1）在LOCA事故时，能 在很长时间间向堆芯注 射较小的安注流量。 2）内置换料水箱位置 高于反应堆和反应堆冷 却剂系统。 在事故情 况下，根据驱动信号自 动打开爆破阀，依靠位 差产生的重力向反应堆 注水，冷却堆芯
自动降压系统
在假想事故发生后，自动降压系统的阀门必须打开 后，堆芯冷却系统（PXS）才能运行为堆芯提供应急 冷却
安全壳PH值控制系统 值控制系统 安全壳
在安全壳内设有PH调节篮，篮中装有颗粒状的磷酸 三钠（TSP），篮子位置低于事故后最小的淹没水位。 因而在发生事故时，水到达篮子，溶解磷酸三钠，控 制安全壳内PH值在7.0—9.5之间，减少空气中放射 性碘含量。
主控室应急可居留性系统(VES) 为主控室(MCR) 在 一次电厂事故以后提供新鲜空气、冷却和增压。 在接收到主控室高辐射信号以后, VES系统自动启动 运行, 隔离正常的控制室通风通道并开始增压。一旦 系统开启运行, 所有功能都完全是非能动的。VES 空 气气源来自一组压缩空气贮存箱。 VES 也使主控室保持在一个略为正压的状态下, 以尽 量减少周围区域内气载污染物的渗入。
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。 3）堆芯补水箱位置高于反 应堆和反应堆冷却剂系统。 在事故情况下，根据驱动 信号自动打开下泄注射管 的气动阀，依靠位差产生 的重力向反应堆注水，冷 却堆芯
AP1000核电厂关于重要非安全相关系统的监督管理
AP1000核电厂关于重要非安全相关系统的监督管理从上世纪90年代起，为排除美国三哩岛、苏联切尔诺贝利核电厂严重事故的负面影响，全球核电业界集中力量对核电安全性进行了研究，美国和欧洲先后开发出以“先进轻水堆”（ALWR）为主要特点的第三代核电技术。
第三代核电技术存在更安全、更经济、核废料少等优点，目前在世界上也是刚起步。
经过多方面的评审论证，中国引进被称为最选进的第三代核电技术的美国西层公司的AP1000设计，并将在浙江三门建设世界首座AP1000核电厂。
AP1000设计包含了许多现有核电厂不同的设计特点，其中最重要的是全面采用了非能动安系统。
了解AP1000核电技术与国内已较好常握的第二代或二代加压水堆核电技术的差异，将有助于更好地控制AP1000技术，以建设和运行好这种新型核电厂。
1、AP1000的非能动安全设计在现有核电厂和改进型轻水堆中，许多安全相关系统设计为能动系统。
与这些核电厂设计不同，AP1000压水堆的设计全面采用非能动安全系统来缓解事故。
非能动安全系统执行安注、余热导出以及安全壳冷却功能，其驱动全部依靠自然循环，包括重力、对流以及贮存的能量。
这些系统中无泵类设备，阀门是仅需电池供电的气动阀或使用压差的止回阀，并且除有限的供安全相关隔离功能（如安全壳隔离）的系统外，一切能动安全设计均为非安全相关。
此外，AP1000的设计也包括了一些用于供给电厂安全纵深防御的反应堆冷却剂补充和热导出的非安全相关的能动系统。
这些系统在电厂发生瞬态和严重事故时作为第一道防线，避免非能动安全系统不必要的频繁动作，减轻对非能动系统的压力。
美国电力研究院（EPRI）编制的ALWR用户要求文件（URD）的设计准则之一就是，要求不需要操纵员的动作或场外支持，由所有非能动系统在设计基准事情后72h后执行其非安全系统（能动系统）给安全系统补充或直接承担堆芯和安全壳热量导出的功能。
遵守URD的要求，可能用来供纵深防御能力的能动系统包括：化容控制系统、反应堆停堆冷却系统和备用给水系统、燃料水池冷却系统，以及支持这些系统运行的有关系统和结构，包括非安全级的备用柴油发电机、设备冷却水系统。
最新AP1000安全系统综述及其与EPR关键措施对比汇总
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。
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PRESSURIZER
OVERFLOW STEAM LINE
PRHR HX
IRWST
STEAM GEN.
FEEDWATER LINE
ADS STAGE 4
FO
HL
CL
RCP CORE REACTOR VESSEL
M
#1
M
M
#2
M
ADS STAGES 1-3 (1 OF 2)
CONTAINMENT
M
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。 A one-time valve alignment (DC electric power required) is required upon actuation.一旦收到触发信号，只需要一次性的 直流电源使阀门开启。
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 Pzr 水位高
任何CMT触发信号 ADS第一级触发信号 CMT注入触发 Pzr低压 Pzr低水位 任一蒸汽管线中低压 任一回路中RCS CL低温 安全壳高压 ADS第一级触发 安注箱注入触发 NA (没有触发部件，只有自动触发的止回阀) IRWST注入触发 ADS 第四级触发信号 安全壳再循环触发 ADS第四级触发信号 + IRWST低水位
FO
ACCUM (1 OF 2
N2
HL
CL
RNS PUMPS
DVI CONN. (1 OF 2)
CORE
M
REACTOR VESSEL
非能动堆芯冷却系统概述
非能动堆芯冷却系统（PXS）组成部分包括一个非能动余热排出 热交换器（PRHR HX），两个堆芯补水箱（CMT），两个安注 箱和一个安全壳内换料水储存箱（IRWST）。 其他PXS设备包括IRWST的滤网，安全壳再循环管线和事故后装 有pH值调整剂的篮子。 当启动补给水或化学容积补给水流量的余热排出功能不足够或不 能使用时，PXS 提供安全相关的安全注入和将RCS系统的余热排 出。PXS设备位于安全壳内部。 这个系统包括支持其运行的管道，阀门和仪器。乏燃料池冷却系 统为从CVS获取加硼水，电厂供气系统获取安注箱加压氮气补给 ，IRWST循环/净化/转移提供了连接。 为便于维护，PXS还为取样，通风，疏水提供了其他的管道连接 。 11
再循环用
引起非能动堆芯冷却系统启动事件
二回路系统热量排出增加 蒸汽发生器电动蒸汽释放阀或安全阀误开启 蒸汽系统管道破裂 二回路系统热量排出减少 失去主给水 给水系统管道破裂 冷却剂系统水量减少 蒸汽发生器管道破裂 假想冷却剂系统管道破裂引起冷却剂丧失 停堆事件 启动给水丧失 冷却剂系统压力边界完整时常规余热排出系统失效 半环运行时常规余热排出系统失效 换料腔淹没时常规余热排出系统失效
堆芯补水箱（ core makeup tank，CMT）
①两个CMT是垂直的，圆形水箱，配有半球形上下封头。CMT使用 碳钢制造，内表面包壳为不锈钢。 ②CMT是AP1000A类设备，设计上符合抗震I类要求。CMT位于安全 壳内107英尺高的层面上。 ③CMT位于连入反应堆容器的DVI管线的上方，该反应堆容器位于 热端底部附近。 ④在正常运行期间，CMT完全充满的硼水，通过冷端压力平衡管线 维持在RCS的压力水平。由于水箱没有保温层也未被加热，故CMT 中硼水的温度基本与安全壳周围温度相等。
⑤在RCS压力下降至安注箱静态压力以下后，安注箱提供几分钟的安注。当安注
箱排空时，氮气将进入RCS。当发生冷端破裂时，预计大部分氮气会直接排出破 口。当发生热端破裂时，预计大部分氮气会通过破裂口或或ADS阀门排出。在以
上事故中，一些氮气可能通过反应堆容器，之后再通过热端的ADS阀门排出。氮
气不会阻碍堆芯冷却
安 全 壳 内 换 料 水 箱 (In-Containment Refueling Water Storage Tank, IRWST)
①从 IRWST 至换料腔室有大型流体溢出通道，以调节 PRHR HX 或 ADS运行期间容积和质量的增加。 ②水箱和再循环通路都不含有能阻塞出口滤网的物质。 ③IRWST包括一个PRHR HX和两个卸压喷淋器。PRHR HX管道顶部 位于水下，向下延伸至IRWST。喷淋器也淹没在正常水位以下。 ④IRWST的尺寸可在正常换料时提供换料腔室的注水，RCS长期冷 却模式下LOCA事故后安全壳的注水，并支持PRHR HX的运行。 ⑤安全壳内换料水箱水位和温度由指示器和警报监测。
④ 『说明』：当进行IRWST注入时，需通过ADS进行主系统卸压，然后注入水以
重力排入压力容器。
蓄压箱or 安注箱（ Accumulator，ACCU）
①两个安注箱是碳钢球形水箱，内表面包壳为不锈钢。安注箱是AP1000C类设备 ，设计符合抗震I类要求。安注箱位于安全壳内，CMT下一层上 ②安注箱主要充满硼溶液，并用氮气加压。 ③在正常运行期间，安注箱通过两个串联的止回阀与RCS隔离。 ④当RCS压力降低到安注箱压力以下时，止回阀开启，硼溶液受气体压力而排入 RCS中。止回阀的机械运行是开启安注箱到堆芯的注入通路的唯一动作。
再循环滤网（Recirculation Screen）
① PXS 有两个不同种类的滤网，在 LOCA 发生后使用： IRWST 滤网
和安全壳再循环滤网。
② 这些滤网可防止碎片在LOCA事故期间进入反应堆，阻塞堆芯冷 却通道。
阀门（Valve）
① 低压差开启止回阀
② 安注箱止回阀
③ 释放阀 ④ 爆破阀
卸压喷淋器（Sparger）
① 有两个反应堆冷却剂卸压喷淋器。每个都连入一个ADS下泄封头
（三个ADS级共用），并淹没在IRWST中。每个喷淋器都有四个 向下的支臂。喷淋器支臂在 IRWST 溢出水位下的水中连入喷淋 器中心。喷淋器是AP1000C级设备，设计符合抗震I类要求。 ② 喷淋器将蒸汽分配至IRWST，从而促进更有效的蒸汽浓缩。
AP1000专设安全设施
非能动堆芯冷却系统
非能动堆芯余热排出系统 非能动堆芯安全注入系统
卸压系统（ADS系统）
安全壳和安全壳隔离系统 安全壳泄漏率试验系统
1
AP1000专设安全设施
安全壳氢气控制系统
非能动安全壳冷却系统
裂变产物泄漏控制系统
MCR应急可居住系统
2
AP1000非能动安全系统
非能动堆芯冷却系统安全相关的功能
应急堆芯余热排出 反应堆冷却剂系统应急补给和硼化 安全注入 安全壳PH值控制
12
安 全 壳 内 换 料 水 箱 (In-Containment Refueling Water Storage Tank, IRWST)
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。
#3
M
REFUEL CAVITY
M
CORE MAKEUP TANK (1 OF 2)
SPARGERS (1 OF 2)
PRESSURIZER
PRHR HX
IRWST
M
IRWST SCREEN (1 OF 2)
LOOP COMPART.
FAI
M
M
M
ADS STAGE 4 (1 OF 2)
RECIRC SCREEN (1 OF 2) RNS PUMPS
④ 非能动余热排除热交换器流体和进出管线温度由指示器和警报监测。
pH 调整篮（pH Adjustment basket）
①PXS使用四个pH调整篮控制安全壳地坑内pH水平。篮子由不锈钢 构成，带有一个网状头，易于与水接触。根据设计，篮子为 AP1000C类设备，符合抗震I类要求。 ②在事故后，粒状的TSP（磷酸三钠）被用于提高安全壳内硼溶液 的pH值至少至7.0。 ③由于篮子的结构，以及篮子被放置在与事故后再循环流体有传导 性的地方，因此篮子与地坑水应良性混合。篮子的设计可防止 TSP 移动。 ④电厂延伸运行后，粒状TSP由于吸收潮气可能结成固体状态。 ⑤TSP的溶解时间大约是3小时。
堆芯补水箱（ core makeup tank，CMT）
① 在正常电厂运行期间，要提供连接用于远距离调整每个CMT中硼水的硼浓度 。CMT补水由CVS提供。定期采集CMT的样本以监测硼浓度。 ② 每个CMT都有一个入口扩散器，该扩散器的设计可减轻进入 CMT的蒸汽速率 ，从而将潜在的水击作用降到最低，并减少CMT初始运行期间发生混合的总 量。 ③ CMT水位和出入管温度由指示器和警报监测。CMT水位仪器用于触发ADS。
IRWST IRWST & Containment Recirc. Screens Explosively Opening (Squib) Valves
Existing Plants
2019/2/2
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