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_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。
华龙一号能动与非能动安全系统介绍
５结语
本文从实际出发，针对高速公路超载超限问题，提出了运
作者简介：李淼（１９８２一），男，河北唐山人，工程硕士，工程师 研究方向：交通机电工程。 机电信息２０１６年第１２期总第４７４期
５７
万方数据
Ｐቤተ መጻሕፍቲ ባይዱＳ揪ｉ ；疑水收
注功能分离，上充泵不再执行安注功能。安注功能由２台中压 安注泵和２台低压安注泵实现，中压安注泵与低压安注泵独 立，不需低压安注泵进行增压。同时取消安注管线上浓硼注入 箱、硼酸再循环回路，简化系统，提高系统可靠性。 在非能动功能上，仍设置３台中压安注箱，用于在事故后 以非能动方式快速向堆芯注入大量含硼水，防止堆芯裸露，以 保证堆芯的完整性。
５结语
华龙一号采用能动与非能动相结合的安全技术，根据ＰＳＡ 分析结果，降低了内部事件和外部事件ＣＤＦ和ＬＲＦ，确保了 ＣＤＦ＜１Ｅ一６／堆年、ＬＲＦ＜１Ｅ一７／堆年安全目标的实现，满足三 代核电站设计安全标准。歹
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４ （上接第５５页）
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［参考文献］ ［１］中国核动力研究设计院．华龙一号能动和非能动安全系统设
Ｙｉｎｇｙｏｎｇ ｙｕ
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华龙一号能动与非能动安全系统介绍
易飞顾传俊
（福建福清核电有限公司，福建福州３５０３００）
摘要：对华龙一号采用的４套能动与非能动相结合的安全系统进行了简要介绍。
关键词：华龙一号；能动；非能动；安全系统
０
引言
“华龙一号”是在我国３０余年核电科研、设计、建造和运行
经验的基础上，充分借鉴国际三代核电技术先进理念，吸收福 岛核事故经验反馈，采用国际最高安全标准研发设计的三代 核电机型。华龙一号采用１７７组燃料组件、单堆布置、双层安全 壳，创新提出了“能动与非能动相结合”的安全理念。本文将简 要介绍华龙一号采用的４套能动与非能动相结合的安全系统。
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。
AP1000第三代反应堆系统介绍精讲
45
14
88
房
附加产房 10
10
总数
122
99
55
276 23
建筑模块
管道模块
机械设备模块
24
AP1000的设计特点
25
AP1000建造进度图
26
AP1000 建造进度表
27
建造成本
AP600有很高成本竞争能力，发电成本预 计为1300～1500＄/kW，低于“用户要求” 1475＄/kW
610 1933 315.6C 1058
1090 3400 323.9C 1505
1.484
1.447
15.8
13.6
17X17
17X17
145
157
3658
4267
34
AP600
堆芯直径/mm
3361
反应堆压力容器内径 4000 /mm
线功率/（kW/m）
13.45
控制棒/灰棒
45/16
蒸汽发生器传热面/m2 6967.7
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。
3
先进非能动压水堆AP600概述
设计
1984年EPRI开始发展一项中等规格的600 MW的新型核电站，其目的在于将核电站进行 简化并减少成本和提高安全性。这些非能动设 计提高了核电站的性能，操纵性，稳定性等
开发
1996年两个小型电站设计的版本发展出来， 分别是西屋公司的AP600和通用公司的简型 沸水堆。
非能动安全系统可靠性评估方法初步研究
失 ，二次 侧传 热 能 力 降低 ，冷 却 剂 负 反应 性 增
大 ，堆芯 功率 缓 慢 下 降 ，７ ｓ时 控 制 棒 下 落 停 ２ 堆 ，堆 芯功率 迅速下 降 ，直到 安全停 堆 。 由图 ３ （ ） （ ） （ ）可见 ，Ｐ Ｈ ｂ Ｃ ｄ Ｒ Ｒ投 人后 ，
２ １ 年 第 １期 ０２
Ｎ Ｏ． １ ２ ２ ． ０１
核 安 全
Ｎｕ ｅａ Ｓａ ｅ ｙ ｃｌ ｒ ｆｔ
非 能 动 安 全 系统 可 靠 性 评 估 方 法 初 步 研 究
黄 昌 蕃 ， 匡 波
（ 海 交通 大 学核科 学与工程 学 院 ，上海 上
２ ０４ ） ０ ２０
摘
要 ：非 能动 安 全 系统 可靠 性 的分 析 是 广 泛采 用非 能动 设 计 的新 一 代 核 电厂 概 率
全 系统来说 ，其可靠性评 价并非 像能 动设 备失效 那 样 ，需 考虑物理过程失 效 。系统功 能可 靠性 与
事件序列 变化过程密切 相关 ，不 同的事件 序列运
１ 前 言
非 能 动安 全 系 统 已成 为 当今 核 电发 展 的 一 个 趋 势 ，如 Ａ １ ０ 、Ａ ＷＲ 等 。Ｉ Ｅ 指 出 ： Ｐ００ Ｂ Ａ Ａ 概 率 安全 分 析 （ Ｓ Ｐ Ａ） 是 核 电 厂 设 计 和 安 全 评
行 参数 变 化 不 同 ，即使定 义 的 系 统失 效 准 则相 同 ，非 能动系统运行失效 概率及 主要 因素 可能 不
估 工 具 ，非 能 动 安 全 系 统 评 估 是 Ｐ Ａ 一 个 重 Ｓ 要 部 分 。 目前 为 止 ，对 非 能动 安 全 系统 的评
AP1000 非能动安全系统
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。
3
AP1000非能动安全系统
非能动余热排出系统
非能动安全注射系统
非能动安全系统
非能动安全壳冷却系统
非能动主控制室应急可居留系统
安全壳氢气控制系统
AP1000 Passive Core Cooling System
➢ Characteristics of PXS ➢ Safety Functions ➢ PRHRHX Design Basis ➢ Emergency Makeup & Boration Design
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。
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
AC-600非能动安全系统设计
AC-600非能动安全系统设计
柏平;谭祚
【期刊名称】《核动力工程》
【年(卷),期】1989(10)5
【摘要】本文介绍了 AC-600非能动安全系统的设计方案和设计特点,在各种事故情况下这些安全系统的运行,以及与现有压水堆核电厂专设安全设施在安全,可靠性方面的比较.
【总页数】5页(P19-23)
【关键词】非能动;核电厂;安全注射;安全系统
【作者】柏平;谭祚
【作者单位】西南反应堆工程研究设计院
【正文语种】中文
【中图分类】TM623.8
【相关文献】
1.非能动安全壳冷却系统设计研究 [J], 李军;刘长亮;李晓明
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3."华龙一号"能动与非能动相结合的安全系统设计 [J], 宋代勇;赵斌;袁霞;孙金龙;王广飞;王佳卓;范黎;吴宇翔;张雪霜
4.小型模块化反应堆非能动安全壳冷却系统设计概述 [J], 刘嘉维;刘长亮;朱京梅;曲昌明;孙超杰
5.AC-600非能动安全特性分析 [J], 张森如;谭祚;章宗耀;王建渝;柏平;李冬生
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非能动安全系统：
利用自然界的规律及工质的物理特性，如物质的重力、流体的对流、扩散等原理，设计不需要专设动力源驱动的系统（特别是安全系统），以适应在应急情况下冷却和带走堆芯余热的需要。
这样，既使系统简化，设备减少，又提高了安全度和经济性。
这是革新反应堆型的重大改进，代表了核安全发展方向。
在核电站中，任一系统的功能都靠相应的部件来实现。
在核电站中，一般将部件分为能动部件与非能动部件。
依靠触发，机械运动或动力源等外部输入而行使功能，因而能以主动态影响系统的工作过程，称能动部件。
如泵，风机，柴油发电机组等。
无需依赖外部输入而执行功能的部件称非能动部件。
非能动部件内一般没有活动部件。
如管道，孔板，换热器等。
如果某一非能动部件的设计、制造、检查和在役检查均能保证很高的质量水平，则可不必假设它会发生故障。
非能动安全性是建立在惯性原来,如泵的惰转,重力法则,如位差,热传递法则等基础上的非能动设备(无源设备)的安全性,即安全功能的实现不需要依赖外力!。