AP1000第三代核电站专设安全设施

AP1000第三代核电站专设安全设施

第三代核电 2009-09-29 19:23 阅读37 评论0

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1. 专设安全设施的作用是在反应堆冷却剂系统（RCS）发生放射性裂变产物释放事故时，使事故得到控制、

缓解和终止，使得对公众的放射性释放水平在应用的或导则要求的限值以下，保护公众安全。

2.传统的压水堆设计中，专设安全设施一般包括下列9 类：

（1）安全壳（Containment）

（2）安全壳喷淋系统（Containment Spray System）

（3）安全壳空气纯化及净化系统（Containment Air Purification and Cleanup Systems）

（4）安全壳隔离系统（Containment Isolation System）

（5）安全壳内可燃气体控制系统（Containment Combustible Gas Control System）

（6）应急堆芯冷却系统（Emergency Core Cooling System）

（7）辅助给水系统（Auxiliary Feedwater System）

（8）安全系统冷却水系统（Component Cooling Water System and Service Water System）

（9）可居留性系统（Habitability System）

3. AP1000 专设安全设施简化为6 类：

（1）安全壳

（2）非能动安全壳冷却系统（Passive Containment Cooling System-PCS）

（3）安全壳隔离系统（Containment Isolation System）

（4）非能动堆芯冷却系统（Passive Core Cooling System-PXS）（5）主控室应急可居留系统系统（Main Control Room Emergency Habitability System）

（6）裂变产物控制系统（Fission Product Control System）

4. AP1000 设计与传统的压水堆设计相比的最大不同点在于AP1000 使用非能动（Passive）的安全系统来减缓设计工况中预期有可能发生的意外事故，提高电站的安全性。非能动系统只依靠自然力，例如：重力、自然循环、压缩空气等，而不需要使用其它能源才能动作的设备，如：泵、风扇、柴油机、冷却器、

或其它转动机械等。

5. AP1000专设安全设施中应用的金属材料：与含硼水接触的部件由不锈钢或相同抗腐蚀材料制造或镀层，在专设安全设施中使用的因科镍合金仅限于合金690，合金690 用作焊材或隔离覆层。使用合金690地方不与反应堆冷却剂接触，使用因科镍合金主要考虑到抗腐蚀和热膨胀系数的关系。