核电站系统与设备
核电站的仪器设备和自动化控制系统有哪些
核电站的仪器设备和自动化控制系统有哪些关键信息项：1、核电站的主要仪器设备类型及功能核反应堆及相关组件蒸汽发生器主泵稳压器安全壳控制棒驱动机构燃料组件2、自动化控制系统的组成部分监测与数据采集系统控制逻辑与算法执行机构与驱动装置人机界面与监控终端3、仪器设备与自动化控制系统的协同工作方式信号传递与交互控制策略与响应机制故障诊断与报警处理4、维护与保障措施定期检测与校准备件管理与更换技术培训与人员资质应急响应与预案11 核电站的主要仪器设备111 核反应堆及相关组件核反应堆是核电站的核心设备，通过可控的链式核反应产生大量热能。
相关组件包括燃料元件、堆芯结构材料、控制棒等。
燃料元件通常由浓缩铀制成，在反应堆内发生裂变反应释放能量。
堆芯结构材料用于支撑和固定燃料元件，保证反应堆的物理结构稳定。
控制棒用于调节反应堆的反应性，控制核反应的速率。
112 蒸汽发生器蒸汽发生器的作用是将反应堆产生的热能传递给二回路的水，使其产生蒸汽。
蒸汽发生器通常采用管式换热器的形式，一回路的高温高压水在管内流动，将热量传递给管外的二回路水，使其蒸发成蒸汽。
113 主泵主泵用于驱动一回路冷却剂在反应堆和蒸汽发生器之间循环流动，以带走反应堆产生的热量。
主泵通常为大功率、高可靠性的离心泵，需要具备在高温、高压和放射性环境下长期稳定运行的能力。
114 稳压器稳压器用于维持一回路系统的压力稳定。
当一回路系统的压力升高时，稳压器内的电加热器停止工作，喷淋阀打开，释放蒸汽，降低压力；当压力降低时，电加热器启动，加热水产生蒸汽，提高压力。
115 安全壳安全壳是核电站的最后一道安全屏障，用于防止放射性物质泄漏到环境中。
安全壳通常为预应力混凝土结构，内部设有喷淋系统、通风系统等，以保证在事故情况下能够有效地控制放射性物质的扩散。
116 控制棒驱动机构控制棒驱动机构用于控制控制棒在反应堆内的插入和抽出，从而调节反应堆的反应性。
控制棒驱动机构通常采用电磁驱动或液压驱动的方式，需要具备高精度、高可靠性和快速响应的能力。
核电设备
三.规范标准
1.采用规范标准的原则
－中国的法规、条例和规定必须遵照执行 －结合国情，参照大亚湾核电站使用的法国RCC 系列标准和其他国家标准 －适当采用中国国家标准和核工业标准
2.实际规范标准应用情况 2.
（1）国家颁布的法律、法规、条例规定。如环 境保护法、锅炉压力容器安全监察暂行条例、 核安全法规和导则等。 （2）法国规范标准 ① RCC系列 RCC-P、 RCC-M、 RCC-E、 RCC-G、 RCC-I、 17 RCC-C、
11
（2）电气设备的安全分级 若电气设备和部件涉及安全功能和事故后保护公 众的系统，则定为IE级。 未列入IE级的设备用NC表示 四种电气设备鉴定程序 －标准鉴定程序 －K3鉴定程序 －K2鉴定程序 －K1鉴定程序
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4.抗震分级
（1）所有与安全有关的机械和电气设备，包括 安全1、2、3级和LS级机械设备及IE级电气设 备都有抗震要求，定为抗震1类设备 （2）部分设备和部件虽无核安全要求，但按其 重要性必须验证其抗震能力的也可定为抗震1 类 （3）抗震1类的机械设备和部件分三类： －1I类：在安全停堆地震（SSE）下必须保持结 构完整性和密闭性 －1F类：在安全停堆地震（SSE）下要求保持功 能的专设安全设施及其支承系统的非能动部件 －1A类：在安全停堆地震下要求完成动作确保事 故后安全功能的能动设备
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6.质量保证等级
（1）质量保证等级分为：Q1、Q2和Q3级，无质 量保证要求的为QNC级。 （2）各级要求： Q1－遵照HAF003和相应导则中的全部要求，制 定实施质保大纲，满足合同等采购文件中的质 保要求。 Q2－遵照HAF003和相应导则中的绝大部分要求， 制定和实施质保大纲程序（质保手册），并满 足合同等采购文件中的质保要求。 Q3－制定和实施质保工作程序和细则，并满足合 同等采购文件中的质保要求。
核电站简介和物项分级
到目前为止，核电站的燃料元件、泵、蒸汽发生器、稳压 器、压力容器的设计，正向标准化、系列化的方向发展。 核电站的研究工作，主要是为了进一步提高其安全性和经 济性。有关各国在这方面都有庞大的研究计划，并开展广 泛的国际合作。民用压水堆核电站从它诞生以后，一直是 最安全的工业部门之一，它已经成为一种成熟的堆型。
冷却剂从蒸汽发生器的管内流过后，经过一回路循环泵又 回到反应堆。一回路循环泵又称主泵。包括压力容器、蒸 汽发生器、泵、稳压器的整个系统，是一回路的压力边界。 它们都安置在如图4-6的安全壳内，称之为核岛。 蒸汽发生器内有很多管子（见图4-7）。管子外为二回路 的水。一回路的水流过蒸汽发生器管内时，将携带的热量 传给二回路里的水，从而使二回路水变成280℃左右、6～ 7MPa的高温蒸汽。所以在蒸汽发生器里，－回路与二回路 的水在互不接触的情况下，通过管壁发生了热交换。蒸汽 发生器是分隔并连结一、二回路的关键设备。从蒸汽发生 器出来的高温蒸汽，通过高压汽轮机后，一部分变成了水 滴。经过汽水分离器时水滴被分离出去，剩余的蒸汽进入 低压汽轮机继续膨胀，推动叶轮转动。。
反应堆堆芯
堆芯组成
堆芯由燃料组件、控制棒组件和堆芯相关组件等构成。 大亚湾核电厂堆芯由157个尺寸相同、截面为正方形的燃料组件排列 而成 初次（首炉）装料时，堆芯有三种不同富集度的燃料组件，并分区 布置，即：52个富集度为3.1%的燃料组件组成第3区，放在堆芯四周； 52个富集度为2.4%的燃料组件＼混合交错布置, 53个富集度为1.8%的燃料组件∕组成第2和第1区 (见图2 堆芯 燃料组件布置)
容器内径/mm 法兰外径/mm 进、出口接管之间的最大距离/mm 法兰到底封头全高/mm
3989 4674 6378 10335 13208
核电厂系统与设备
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备
• 能动的安全性 必须依靠能动设备（有源设 备），即需由外部条件加以保证的安全性。
• 后备的安全性 指由冗余系统的可靠度或阻 止放射性物质逸出的多道屏障提供的安全 性保证。
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核电厂系统与设备
• 固有安全性定义为：当反应堆出现异常工况 时，不依靠人为操作或外部设备的强制性干 预，只是由堆的自然安全性和非能动的安全 性，控制反应性或移出堆芯热量，使反应堆 趋于正常运行和安全停闭。
水送到高压安注泵入口，或当泵出口压力高
于一回路压力时直接注入一回路。
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核电厂系统与设备
安全注入系统的主要参数
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备
安注启动信号
• 高压和低压安注系统的触发信号由反应堆 保护系统给出。如果自动控制电路故障， 可由控制室手动启动。
• 中压安注系统不需要外电源或启动信号就 能快速响应。当反应堆冷却剂压力低于安 注箱的压力时就开始向一回路系统的冷段 注水，保证快速冷却堆芯。
• 手动启动。
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备
启动信号触发后的保护动作
安注信号除立即启动RIS系统执行安注过程外， 还实施下列保护动作，包括：
• 反应堆紧急停堆（实际上应已停堆，这里是为 了确认），汽轮机脱扣；
• 启动应急柴油发电机； • 隔离主给水系统（ARE），并停运主给水泵； • 启动电动辅助给水泵；
核电厂系统与设备
路漫漫其悠远
2020/11/19
核电厂系统与设备
1 核反应堆的安全系统
• 在核电厂的设计、建造和运行过程中，必须 坚持和确保安全第一的原则。三哩岛和切尔 诺贝利两次重大事故的发生，使人们对反应 堆安全性提出了更高的要求。提出应以固有 安全（Inherent Safety）概念贯穿于核电厂 设计安全的新论点。
核电站操纵员取照考试习题集——系统及设备
接管区上壳段特点是：
1) 有 4 个整体冲压成型的接管Φ850，是反应堆冷却剂四个环路上的出口接管（热管
段）；
2) 有 2 个接管Leabharlann 250，是 2 个中压安注箱接管；
3) 有 1 个接管Φ250，是仪表接管； 4) 在上壳段外表面上焊有 2 个套管，用于测量运行时容器外表面的温度。
5) 在上壳段内表面上焊有隔流环，用于将反应堆压力容器和堆芯吊篮间的环形流道分
田湾核电厂操纵人员取照考试复习题集
系统和设备
第二章 核电厂系统和设备
目录
2.1 一回路系统和设备 2.2 主要工艺及辅助系统 2.3 安全系统 2.4 废物处理系统 2.5 二回路系统及设备
2.6 电气系统
2－2 2－25 2－44 2－52 2－57 2－72
2—1
田湾核电厂操纵人员取照考试复习题集
1) 由于反应堆冷却剂平均温度变化比较大，就要求一回路具有很大的体积变化补偿能 力（稳压器），使一回路压力补偿问题变得严重了；
2) 对于具有负温度系数的压水堆，在功率提升中要求有较大的控制棒位移，以进行反应 性补偿。
画出一回路运行的各标准状态图。
画出一回路系统的流程简图，并标出主要设备的名称。
2—2
一回路降温速率不超过 30℃／h，这就提供了足够的安全系数。
稳压器建立汽腔前稳压器的升温速率为≤20℃／h，建立汽腔后为≤30℃／h，这是限制升、 降温过程中对反应堆压力容器产生的热应力和冷却剂压力所产生的应力之和不超过设计 允许值。
当发生蒸汽发生器传热管破裂时，降温速度为≤60℃／h。
反应堆压力容器接管区上壳段和接管区下壳段的特点是什么？
为什么在压水堆核电厂必须保证一回路水有足够的过冷度？
第七章 压水堆核电站的二回路系统及设备
压力为 198 bar .a 。氮气的膨胀力使隔离阀关闭。为开启阀门，设有一套汽动油压泵液压系 统，产生名义压力为 329 bar .a 液压油进入液压油缸活塞的下部，克服氮气的压力和开启阻
①在汽水分离再热器后、低压缸前的进汽管道上装设快速截止阀； ②提高分压缸压力，减少管道尺寸，将汽水分离器和蒸汽再热器做成一体；
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③完善汽轮机和管道的疏水系统，减少水膜厚度和积水。
7.2.2 大亚湾核电站的汽轮机
大亚湾核电站的汽轮机是由英国 GEC 公司制造的双分流、中间再热、四缸六排汽、冲
图 7.6 大亚湾核电站汽轮机热力系统图 动纯凝式汽轮机，共有四十个压力级和七级非调整抽汽，其热力系统如图 7.6所示。四个转 子各自的轴承支承，相互通过刚性联轴器连为一体，并且#3 低压转子有刚性联轴器与发电 机转子相连，组成汽轮机发电机组轴系。高压转子的前端接有一短轴，其上装有主油泵和超 速危急保安器(或称危急遮断器)。推力轴承位于高压缸与#1 低压缸间的轴承座内。电动盘车 装置位于机组轴系尾部的励磁机后。
力使阀门开启，见图 7.2。快速关阀是由快速排泄液压油缸活塞下部的油液实现的。 控制分配器用于关闭主蒸汽隔离阀。它们由电磁阀操纵。当电磁阀通电时，分配器开启，
将液压油缸活塞下部的液体通过常开隔离阀排出，主蒸汽隔离阀在氮气压力作用下迅速关 闭。两条排油管线是冗余的，单独一条管线就足以使阀门在 5 秒内关闭。
横向阻尼器。主蒸汽隔离阀上游的管道上装有 7 只安全阀，一个大气排放系统接头和一个向 辅助给水泵汽轮机供汽的接头。大气排放系统接头和辅助给水泵汽轮机供汽接头之所以要接 在主隔离阀的上游，是考虑到当二回路故障蒸汽隔离阀关闭时大气排放系统和辅助给水系统 还能工作。
核电站主设备结构及工作原理概述
核电站主设备结构及工作原理概述核电站的主要设备包括核反应堆、蒸汽发生器、汽轮机和发电机。
其工作原理是利用核裂变反应产生的热能来驱动蒸汽发生器产生高温高压的蒸汽，然后通过汽轮机和发电机将蒸汽的热能转化为电能。
核反应堆是核电站的核心设备，它通过控制核裂变反应来产生热能。
核燃料棒中的核燃料在受到中子轰击后发生核裂变，释放出大量热能。
通过控制核反应堆中的中子流量和燃料的放置位置，可以调节核反应堆产生的热能。
蒸汽发生器是核电站中的重要设备，它通常与核反应堆紧密相连，通过核反应堆释放的热能来加热其中的水，产生高温高压的蒸汽。
这些蒸汽会被输送到汽轮机中，驱动汽轮机转动。
汽轮机是由叶片转子组成的装置，其工作原理类似于蒸汽机。
高温高压的蒸汽进入汽轮机后，会使叶片转子旋转，转动过程中的动能会被转化为机械能。
最后，汽轮机会驱动发电机转动，将机械能转化为电能。
发电机是核电站中的电能转化设备，其工作原理是通过电磁感应现象将汽轮机产生的机械能转化为交流电能。
这样，核电站中产生的热能最终被转化为电能，供应给城市和工业使用。
总的来说，核电站的主要设备结构包括核反应堆、蒸汽发生器、汽轮机和发电机，它们之间通过热能转化和电能转化的方式相互配合，最终实现了核能资源的有效利用，为社会提供清洁能源。
核电站是一种能够将核能资源转化为电能的设施，是当今世界上最为关键的能源供应形式之一。
核电站的主要设备通过精密的协调工作，达到高效地能量转换。
以下将详细介绍核电站主设备的工作原理和结构，并分析核电站在电能生产中的重要作用。
首先，核反应堆是核电站的核心设备，其结构一般由包含燃料棒的反应堆压力容器、控制系统和反应堆冷却系统组成。
核反应堆内的燃料棒通常使用铀235等核裂变材料，当受到中子轰击后，会产生核裂变反应。
这些核裂变反应会释放出大量的热能，从而加热周围的原生水。
控制系统能够调节燃料棒的位置和中子通量，以维持核反应的稳定。
蒸汽发生器是核电站中的关键组件，其结构包括两个相互连接的容器，在其中热交换管道负责将核反应堆释放的热量传导给其周围的水。
核电设备名词及主要系统简介
核电设备名词及系统简介1、装备制造业名词：RCC-M 来源：发改委RCC-M是法国《压水堆核岛机械设备设计和建造规则》的简称，由法国核岛设备设计和建造规则协会（AFCEN）为规范法国压水堆核电站机械设备设计和建造而编制，已被法国政府采纳，是法国核电标准RCC系列的一个分支。
RCC系列（RCC-C、RCC-E、RCC-M、RCC-MR和RSE-M五部分）规范标准的原始基础是美国轻水堆核电标准，法国在20世纪70年代初期引进了美国西屋公司的90万千瓦级核电机组技术，启动了压水堆核电发展计划，按照美国ASME－III等标准陆续建成一批90万千瓦级核电机组。
为适应法国核安全管理的要求并根据工业实践经验和业主（EDF）对制造和检测的要求，法国相关部门对引进的标准增设了相关的附加规定。
此后，法国相关部门又把附加规定与设计和建造标准全部收集到一套完整的文件中。
这就是RCC系列标准的由来。
自1980年10月出版第一版以来，应法国国内及国外项目建设的需要，AFCEN不断对RCC-M进行升级或补遗，截至目前最新版本2007版，共计有7个版本。
RCC-M是针对不同核电项目建设而不断进行升级的。
在RCC-M标准的使用过程中，世界上任意一家使用方均可提出修改要求。
AFCEN定期举行小型会议（每年10～20次），由50～100个会员参加，综合考虑各种情况和问题，如法规和涉及标准的变化、国际范围内管理要求的更新以及工业发展情况等对RCC-M标准进行更新。
RCC-M主要用于安全级设备，在法国和其他国家（如中国）供买卖双方在合同签订时作为依据性文件使用。
RCC-M中所给出的规则主要借鉴了"ASME锅炉及压力容器规范"第III卷核动力装臵设备（NB、NC、ND、NG、NF）各篇的有关内容，并吸收了法国在工业实践中取得的成果。
RCC-M所给出的制造和检验规则是法国本身核工业实践经验的具体体现，这些规则是法国对外出口技术的承诺。
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二回路蒸汽管道破裂时，向RCP注入高浓度硼酸溶液，补 偿反应性变化，防止堆芯重返临界。
2020/4/30
专设安全设施
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辅助功能
换料停堆期间，低压安注泵用来为反应堆水池充水； 进行RCP系统的水压试验；— 用水压试验泵 在失去全部电源时为主泵提供轴封水；— 用水压试验泵 再循环注入阶段，低压安注泵从安全壳地坑吸水，RIS在安
电站的正常启动、停闭和稳态运行 在允许限度内带有燃料包壳缺陷或蒸汽发生器泄漏等的极
限运行 允许范围内的运行负荷瞬变
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专设安全设施
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第二类—常见故障
发生概率10-2次/堆年~ 1次/堆年，放射性后果不 超过1/1000mSv，该类工况反应堆安全停闭，燃料 包壳保持完整性，系统压力不超设计值
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专设安全设施
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（3）设备的可靠性 关键设备都有应急措施，失电时处于安全状态。
（4）按设计基准事故确定设备能力 — 燃料包壳峰值温度低于1200℃； — 氢气产生量低于假想总量的1%； — 安全壳内压力低于设计值（0.52MPa）； — 可允许失去正常电源。
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专设安全设施
专设安全设施
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第三类—不常见故障
某个特定的反应堆在整个寿期可能发生的事故发 生概率10-4次/堆年~ 10-2次/堆年，放射性后果不 超过5mSv
一回路系统小破口
二回路蒸汽管道小破口
燃料组件误装载而投入运行
满功率运行时一个控制棒组失控抽出
稳压器一个安全阀意外打开卡死在开启位置
放射性废气，废液事故稀释
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3. 专设安全设施的作用
下面列举了专设安全设施在一些典型事故中所起的作用
（1）一回路小破口事故
破口当量直径9.5-25mm
RCP泄漏量很小时，RCV上充即可补偿
泄漏量较大时，投入RIS，限制稳压器水位和压力降低
投入ASG，保证排出堆芯余热，使RCP尽快降温降压
蒸汽发生器的蒸汽通过GCT排入冷凝器或大气
反应堆启动或功率运行时控制棒组件失控提升 控制棒组件落棒 硼失控稀释 部分失去冷却剂流量
失去正常给水
给水温度降低
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专设安全设施
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第二类—常见故障
负荷过分增加 失去外电源 一回路卸压 主蒸汽系统卸压 功率运行时安注系统误动作 汽轮发电机组故障
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核能发电技术
主讲：韩奎华 山东大学能源与动力工程学院
4.3专设安全设施
4.3.1 概述 4.3.2 安全注入系统（RIS） 4.3.3 安全壳喷淋系统（EAS） 4.3.4氢控制系统 4.3.5 辅助给水系统（ASG）
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专设安全设施
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4.3.1 概述
1.专设安全设施的范围 安全注入系统（RIS） 安全壳喷淋系统（EAS） 辅助给水系统（ASG） 安全壳隔离系统（EIE） 安全壳内大气监测系统（ETY）
※ GCT — 汽轮机旁路排放系统
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（2）一回路大破口事故 破口当量直径大于345mm，属于设计基准事故 投入RIS，防止堆芯裸露，保证燃料元件的完整性 安全壳隔离，防止放射性物质泄漏到安全壳以外 投入EAS，保证安全壳的完整性
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专设安全设施
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（3）二回路大破口事故 主给水管道大破口事故
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专设安全设施
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专设安全设施功能
防止放射性物质扩散，保护环境，保护公众和电站工作人 员的安全
当电站出现二、三类事故时，保证反应堆余热排除并尽可 能地限制裂变产物的包容设备及系统的损坏
发生失水事故时向堆芯注入含硼水 阻止放射性物质向大气释放 阻止安全壳中氢气的浓度 向蒸汽发生器事故供水
弹棒事故
燃料操作事故
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专设安全设施
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安全准则
第一类工况：燃料包壳不应受到任何损坏，不应要求 启动任何保护系统或专设安全设施
第二类工况：燃料不应受到任何损坏。任何屏障不受 损坏。采取纠正措施后机组能够重新启动
第三类工况：一些燃料可能损坏，但数量有限。一回 路功能和安全壳的完整性不应受影响
投入ASG，排出堆芯余热 蒸汽管道断裂事故
启动RIS向RCP注入高浓度硼酸溶液，防止堆芯重返临界 启动ASG排出堆芯余热，直至RRA投入为止 如果破口在安全壳内，启动EAS以保证安全壳完整性 为避免蒸汽发生器排空，进行蒸汽管道隔离
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专设安全设施
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第一类—正常运行和瞬态运行
发生概率大于1次/堆年，放射性后果不超过 1/1000mSv，该类工况不会导致保护系统动作
第四类工况：可能有一些燃料元件损坏，但数量仍有 限，专设安全设施应能保持其持久性功能和完整性
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专设安全设施的作用 当RCP发生失水事故或二回路汽水回路发生破裂或失效时， 确保堆芯热量的排出和安全壳的完整性，限制事故的发展， 减轻事故的后果。
反应堆的热工安全性 第三道安全屏障的完整性 — 防止放射性物质扩散到环境中
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核安全三要素
反应性控制 堆芯冷却 放射性产物的包容
※ 只要满足核安全三要素，核安全就能得到保证 ※ 核安全三要素是保护核电站工作人员、公众和环境免受放
射性危害的根本
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4.3.2 安全注入系统（RIS）
安全注入系统的功能
一回路小破口或二回路蒸汽管道破裂时，向RCP补水，重 新建立稳压器水位；
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专设安全设施
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第四类—极限故障
发生概率相当小，后果可能比较严重的事故，能 发生的事故发生概率10-6次/堆年~ 10-4次/堆年， 放射性后果不超过150mSv
一回路主管道断裂，堆芯失去冷却的失水事故
二回路蒸汽管道大破裂
蒸汽发生器管子断裂
一台主泵转子卡死
主给水管道断裂
※其他一些系统协助专设安全设施完成安全功能，或者为 专设安全设施的良好运行提供必要的条件。
(1)通风；(2)供给冷却水；(3)排出余热；(4)提供能源
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专设安全设施
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2. 设计准则 （1）屏障的独立性
任何情况下，三道屏障中的任何一道破坏，不会引起其它屏 障的破坏。 （2）多重性原则 每一系统内的重要设备都是冗余的，支持系统分属不同系列， 满足单一故障准则