核电厂系统与设备-55 安全壳隔离系统
《核电厂系统与设备》课后习题答案及复习提纲
注：本资料主要针对《核电厂系统及设备》臧希年编著第2版清华大学出版社2011年7月；笔者根据所学知识及综合一些其它资料汇编而成，分为课后习题解答与复习提纲两部分；本资料仅供读者作些参考，由于笔者知识有限，有些知识难免存在一些偏差，请批评指正。
2014年2月16日星期日第一部分：课后习题参考答案（2、3、4、5、7、8）第二章压水堆核电厂1.从电能生产的观点看，压水堆核电厂有哪些部分？各自有什么作用？答：从电能生产的角度看，压水堆核电厂分为核岛与常规岛，核岛利用核能生产蒸汽，常规岛利用蒸汽生产电能。
2.从热力循环的观点看，压水堆核电厂由几个回路组成？各自的作用是什么？答：压水堆核电厂主要由反应堆冷却剂系统（简称一回路），蒸汽和动力转换系统（又称二回路），循环水系统组成。
一回路生产蒸汽，二回路与三回路将蒸汽的热能转换为推动核汽轮机组转动的机械能。
3.核电厂的厂址须满足什么要求？答：应考虑三个方面①核电厂的本身特性。
核反应堆是一个强大的放射源，核电厂的热功率决定了反应堆内的放射性的总储量，在相同的运行条件下，堆内放射的总量与功率成正比。
②厂址的自然条件与技术要求。
应尽可能地避免或减少自然灾害（如地震，洪水，及灾难性气象条件）造成的后果，并应利于排出的放射性物质在环境中稀释③辐射安全要求。
⑴辐射安全应符合国家环境保护，辐射防护等法规和标准的要求⑵将核电厂设置在非居民区⑶考虑厂址周围的人口密度和分布。
4.核电厂主要有哪些厂房？核电厂主要有反应堆厂房（即安全壳），燃料厂房，核辅助厂房，汽轮机厂房和控制厂房。
5.解释名词：多道屏障，纵深防御，单一故障准则多道屏障：在所有情况下保证绝对控制过量放射性物质对外释放，核电厂设置了三道屏障，只有这三道屏障全部被破坏才会释放大量的放射性物质。
纵深防御：将安全有关的所有事项置于多重防御之下，在一道屏障失效后还有另一道屏障来弥补。
单一故障准则：当系统中某一部件不能执行其预定功能安全功能时，并不影响整个系统功能的执行。
核岛主要辅助系统..
Nuclear Power Plant System and Equipment
核岛主要辅助系统
1
2
压水堆核电厂一回路辅助系统分类
一回路辅助系统 是核电厂核岛的重要组成部分。它
不仅对反应堆动力装臵的正常运行是不可缺少的，而 且在事故情况下，为核电厂提供必要的安全措施。在
任何情况下，它都能使反应堆安全地停堆，并能把核
• 控制轴向功率偏差
• 控制R棒（温度调节棒）位在调节带内
• 保证停堆深度
（4） 反应性慢变化的控制措施
加硼
稀释
除硼
22
下泄
002BA
030VP
排出含硼水V升
TEP
下泄
002BA
030VP
排出含硼水V升
TEP
上充
注入纯水V升
REA
上充
注入硼酸V升
REA
稀释
下泄
030VP
002BA
硼化
下泄
TEP 除硼段
废气处理系统、固体废物处理系统等。
6
本章（教材第四章）仅介绍第一类： 一回路辅助系统（RCV、REA、RRA） 辅助冷却水系统（RRI、SEC 、PTR）
7
化学容积和控制系统
一、RCV系统的主要功能：
1、容积控制 2、化学控制
3、反应性控制
8
1、容积控制
（1）一回路水容积变化的原因
水容积随温度的变化而变化（热工学角度看）
不可避免的泄漏(一号密封、主泵2#轴封等） （水力学角度看）
（2）水容积变化的影响
一回路水容积变化→稳压器水位的变化
9
容 积
•
1.4m3/1000kg
专设安全设施
12/28/2023
2
还涉及：安全壳、安全壳消氢系统、和应急电 源等。
12/28/2023
3
二、核安全及其三要素
核安全设施：就是在核设施设计、制造、运营 及停役期间为保护核电厂工作人员、居民和 环境免受可能旳放射性危害所采用旳全部措 施旳总和。这些措施涉及：
（1）保障全部设备正常运营，控制和降低对 环境旳放射性废物排放；
第五章 专设安全设施
12/28/2023
1
一、专设安全设施旳内容 （p163）
当RCP系统发生失水事故或二回路旳汽水回 路发生破裂或失效时，必须确保反应堆紧 急停堆、堆芯热量旳排出和安全壳旳完整 性，限制事故旳发展和减轻事故旳后果。
5.1 安全注入系统（RIS）
5.2 安全壳喷淋系统（EAS）
5.3 辅助给水系统（ASG）
7 000μg／g
15
□ 泵出口设置了一种最小流量旁路管线，在正 常运营期间此最小流量经轴封水热互换器冷 却后再循环到泵旳吸入口。三台泵共用旳最
小流量旁路管线装有两只隔离阀，当接到安
全注入信号时关闭这两个阀门。
（2）注入管线
HHSI泵可经过四条管线将含硼水输送到 RCP 系统。
①经过浓硼酸注入箱旳管线 这条管线由安注信
□ 在正常停堆期间，当一回路绝对压力低于 7.0 MPa时，关闭此隔离阀，预防安注箱向 RCP注入硼水。
□ 两机组共用旳水压试验泵（9RIS0llPO）除 用于一回路水压试验外，也用来从换料水箱 向安注箱充水。另外，在全厂断电旳事故情
12/况28/下202，3 试验泵还用于提供主泵旳轴封水。 26
□ 气动隔离阀 RIS136，138，139和 140VB在用水压试验泵给中压安注箱充水 时才打开。
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。
路漫漫其悠远
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。
路漫漫其悠远
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。
核电厂系统与部件的核安全分级概述
核电厂系统与部件的核安全分级概述1. 引言核电厂是一种重要的能源发电设施，其运行过程中的核安全至关重要。
核安全包括核设施的设计、运行和废弃物处理等方面，是确保核电厂运行安全可靠的重要工作。
在核电厂系统和部件中，根据其对核安全的重要性，进行了不同层次的分级，以确保各个层级的核设施满足相应的核安全要求。
本文将对核电厂系统与部件的核安全分级进行概述。
2. 核电厂系统与部件的分类核电厂由多个系统和部件组成，根据其功能和特点，可以将其分为以下几个大类：2.1 主系统主系统包括核反应堆系统、蒸汽发生器系统、蒸汽轮机系统等，是核电厂发电的核心部分。
这些系统对核电厂的运行稳定性和核安全性起着至关重要的作用。
2.2 支持系统支持系统包括供电系统、通风系统、冷却系统等，为核电厂系统的正常运行提供各种支持服务。
这些系统对核电厂的连续运行和事故处理起着重要的辅助作用。
2.3 安全系统安全系统包括冷却系统、防护系统、控制系统等，是核电厂对核事故和突发事件做出响应和处理的重要手段。
这些系统对核电厂的安全性具有至关重要的影响。
2.4 辅助系统辅助系统包括消防系统、废物处理系统、辐射监测系统等，为核电厂的运行提供额外的服务和支持。
这些系统对核电厂的环境保护和废物处理起着重要的作用。
3. 核安全分级概述核安全分级是根据不同系统和部件对核安全的重要性和风险程度进行等级划分的过程。
核安全分级不仅有助于确定安全设施和设备的要求，还有助于优化核设施的设计和安全管理。
3.1 核安全分级原则核安全分级的原则主要包括以下几点：•风险评估：对核电厂系统与部件进行风险评估，确定其对核安全的重要性和风险程度。
•安全功能：对不同系统与部件的核安全功能进行评估和划分，以保证核电厂的正常运行和响应能力。
•设备独立性：确保设备独立性，避免设备之间的相互影响和故障传播。
•安全管理：建立完善的安全管理体系，确保不同分级的核设施符合相应的核安全要求。
3.2 核安全分级层次核安全分级主要分为以下几个层次：3.2.1 第一级别第一级别是针对对核安全最为重要的主系统进行划分，包括核反应堆系统、蒸汽发生器系统等。
核电厂系统与设备复习资料
组成：堆芯（燃料组件、堆芯功能组件）；堆芯支撑结构；反应堆压力容器；控制棒传动 机构。
(1) 堆芯结构： 分区装料的优点与缺点：
1. 燃料组件： A. 燃料元件：
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《核电厂系统与设备复习资料》
组成：下端塞；锆合金包壳；UO2 芯块；氧化铝块；因科镍弹簧；上端塞；充 气孔。
作用：产生核裂变并释放热量的部件。 燃料包壳：防止核燃料与反应堆冷却剂接触，以避免裂变产物逸出造成放射性
制室、应急柴油发电机厂房、汽轮发电机厂房等。 (2 )三废区: 主要由废液储存、处理厂房、固化厂房、弱放废物库、固体废物储存库、
特种洗衣房和特种汽车库等组成。 (3 )供排水区: 主要由循环水泵房、输水隧洞、排水渠道、淡水净化处理车间、消防站、
高压消防泵房、排水泵房等组成。 (4 ) 动力供应区: 主要由冷冻机站、压缩空气及液氮储存气化站、辅助锅炉房等组成。 (5 ) 检修及仓库区: 包括检修车间、材料仓库、设备综合仓库及危险品仓库等。 (6 ) 厂前区: 包括电厂行政办公大楼及汽车、消防、保安及生活服务设施。 3、核岛厂房主要有反应堆厂房、核辅助厂房、燃料厂房、主控制室等。 反应堆厂房与汽轮机厂房的相对位置有两种形式: 一种是汽轮机厂房与反应堆厂房 呈L形布置, 另一种是汽机厂房与反应堆厂房呈T形布置。L形布置方法厂房布局紧凑, 占地少, 特别是由几个单元机组并列时, 汽机厂房可以合在一起, 以减少汽机厂房内 重 型吊车台数, 若端部再接维修车间, 则设备检修更为方便。图 2 .8 为 L 形布置的 双机组 核电厂平面布置图。但是, 这种布置, 在汽轮机厂房与反应堆厂房之间需设置 防止汽轮机飞车时叶片对安全壳冲击的屏障。采用 T 形布置方式时, 汽轮机叶片飞射 方向不会危及反应堆厂房, 但厂房面积相对大些。 4、其循环水系统的标高布置, 是确定厂区标高的两个重要因素之一。这两个因素是: (1 ) 厂区地坪的标高应位于千年一遇的最高潮位以上; (2 ) 将凝汽器布置在适当标高位置上, 使得循环水回路中有适当的虹吸效应, 并使核
核电厂系统及设备思考题
核电厂系统及设备思考题1.一回路系统的作用如何？为什么一回路要设计成若干并联支路？2.现代压水堆核电厂一回路的主要参数如何（压力、冷却剂的出口温度，堆芯冷却剂温升，堆芯出口冷却剂过冷度，一回路压力）？3.大亚湾核电厂蒸汽发生器二次侧工质在蒸发器内循环的驱动力是什么？4.什么是循环倍率？循环倍率大小对传热、传热管腐蚀、汽水分离效果有何影响？5.核电厂主要厂房及其包容的重要设备。
6.简述电加热式稳压器的工作原理。
7.稳压器的程序水位确定时要考虑哪些因素？8.在稳压器满水时如何调节一回路系统压力？9.什么是比转数？比转数数值与泵特性的关系。
10.反应堆冷却剂泵设计上是如何解决冷却剂沿泵轴的泄漏问题的？11.核电厂的主泵的比转数范围大约是多少？其特性曲线有何特点？对于一回路水力设计有何影响？12.什么是泵的工作点？选择工作点时应注意什么？13.为什么循环水设计系统中采用虹吸原理可以降低费用？14.什么是泵的特性曲线？解释不同类型叶轮泵的特性曲线变化规律与泵启动时相关操作的关系。
15.核电厂正常停堆后堆芯余热排到环境的排热途径（顺次列出经由的系统）。
16.一回路设备布臵上堆芯与蒸发器的相对位臵有那些考虑？17.什么叫脆性转变温度？辐照对压力容器材料的脆性转变温度有何影响？为了保证反应堆压力容器的安全运行，在设计和运行规程上都采取了哪些措施？18.化容系统的作用是什么？19.画出化容系统正常下泄和上充系统图，注明主要设备名称，说明它们的作用。
20.容积控制箱的作用是什么？为什么容控箱的气空间要保持一定的氢分压？21.上充泵的作用如何？它有哪些运行方式？各运行方式下从何处汲水，升压后排往何处？22.化容系统在净化段有哪些除离子床？这些除离子床作用如何？其运行方式如何？23.降低一回路硼浓度有哪些措施？各在什么情况下使用？24.一回路冷却剂中为什么要添加硼酸，氢氧化锂？25.在一回路加热升温过程中为什么加联氨？什么温度范围适宜？26.为什么要设臵余热排出系统？单靠蒸汽发生器能否将反应堆冷却至冷停堆（压力<3MPa，冷却剂平均温度≤93oC）？27.余热排出系统的运行参数范围（对大亚湾核电厂）如何？冷却速率限值一般为多少？西屋公司核电厂与大亚湾核电厂在余热去除系统设计上有何不同？功率运行时它分布处于什么状态？28.设备冷却水系统的作用如何？它由哪些设备组成？波动水箱的作用如何？设冷水系统的压力为什么低于它冷却的系统的压力？其用户有哪些（要求能指出5个需要设备冷却水的设备，其中至少一个来自专设安全设施系统）？29.重要厂用水系统的作用如何？重要厂用水泵从何处汲水，水吸热后经何设施排往何处？为什么要向水中加氯气？30.反应堆换料水池和乏燃料水池处理和冷却系统的作用是什么？其净化及冷却由哪些回路或系统实现？31.压水堆核电厂一回路与二回路哪一个流量大？为什么？32.为什么蒸汽动力装臵的热力循环不能采用卡诺循环？理想的朗肯循环由哪些过程组成？在压水堆核电厂，上述各过程在何设备实现？33.为什么采用回热可以提高热效率？它还有何好处？回热过程动力系数实质是什么？34.核汽轮机采用再热的主要目的是什么？经汽水分离再热器进入低压缸的蒸汽是饱和汽还是过热汽？35.汽轮机的基本工作单元是什么？其组成如何？36.核汽轮机组主要特点有哪些？37.试述热力除氧器的工作原理。
第5章专设安全设施
5.2.2 系统原理图
硼注入箱旁路管线 增压管线
安全注射系统原理流程
安全注射系统设有两套安全注射管系：
安全注射箱、安全注射泵；
安全注射箱管系，在安全注射箱内储有一定容积的高硼水， 并用氮气充压，使注射箱内维持恒定的压力。当一回路系统 一旦发生大破裂事故，其压力低于安全注射箱的压力时，安 全注射箱内的硼水就通过止回阀自动注入一回路系统。 安全注射泵管系，当一回路系统因发生破损事故而压力下降 至一定值时，安全注射泵就自动启动，将换料水箱内的硼水 注射至一回路系统，换料水箱内的硼水被汲完后，安全注射 泵可改汲从一回路系统泄漏至安全壳底部的地坑水，使硼水 仍能连续不断地注入一回路系统冷却堆芯。
一、核岛主要系统
5.6.1概述
5.6 可燃气体控制系统
一、核岛主要系统
5.6.2系统的描述
5.6 可燃气体控制系统
Ø 功能为：
一、核岛主要系统
5.7 辅助给水系统ASG
5.7.1 系统的功能
在主给水系统的任何一个环节发生故障时，作为应急手 段向蒸汽发生器二次侧供水，使一回路维持一个冷源， 排出堆芯剩余功率，直到余热排出系统允许投入运行为 止。 在下列情况下，代替主给水系统向蒸汽发生器供水 蒸汽发生器投入前的充水 机组启动时（RRA退出至热备用阶段） 机组停堆后的热停堆（如果ARE不可用）
限制喷淋的硼酸对设备的腐蚀—添加NaOH提高pH值
反应堆厂房发生火灾时，可手动喷淋灭火。
5.4.2 系统原理图
实验管线
喷淋隔离阀
安全壳喷淋系统原理流程
在安全壳的上部设有相当数量的喷淋头，当安全壳内由 于发生主管道破损事故而蒸汽压力升高时，安全壳喷淋 系统的泵就自动启动，将换料水箱内的硼水和NaOH贮箱 内供除碘用的NaOH溶液一起汲入，以一定比例混合，再 由喷淋头喷入安全壳内。当换料水箱的水被用尽后，喷 淋泵可改汲安全壳内的地坑水。此时，地坑水先由设备 冷却水冷却后再重新喷淋至安全壳内。
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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。
5.5 安全壳隔离系统
5.5.2 系统设计 (1) 隔离原理
安全壳隔离系统是靠设置在贯穿安全壳的流体系统管道上的阀 门来实现安全壳隔离的。
(2)隔离阀系统分类 (A) 凡属一回路的一部分或直接与安全壳内大气相通的贯穿管 路, 或者在安全壳内未形成封闭系统的, 一般都采取在安全壳 内外各设一个隔离阀。
1 PWR专设安全设施的设计原则 2 PWR核电厂安注系统直接注入阶段和再循环注入阶段的取水
水源分别是什么? 3 压水堆核电厂具有代表性的安全壳型式? 4 PWR安全壳主要贯穿件 5 PWR专设安全设施的组成 6 PWR专设安全设施的功能 7 预应力混凝土安全壳结构与工作参数?
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 (MSIV）:main steam isolation valves)
（C）蒸汽管线的隔离 turbine bypass valve
5.5 安全壳隔离系统
5.Байду номын сангаас.4 安全壳隔离系统运行和控制 (2) 隔离阀阶段
（D）燃料吊装事故时的安全壳隔离
5.5 安全壳隔离系统
5.5.3 系统特点
(1 ) 事故时需要关闭来保持安全壳完整性的阀门能快速 自动关闭, 安全壳隔离用的气动阀是按照气源丧失时失效于 关闭位置设计的; (2 ) 每一个事故后必须动作的自动隔离阀, 都另外装有 一个手动操作控制开关, 这些自动隔离阀的位置在主控制室 内由状态指示灯指示出来; (3 ) 位于安全壳内的隔离阀, 按照正常运行和设计基准 事故下存在的辐射、压力、温度环境条件工作而进行设计; (4 ) 隔离阀按照抗震Ⅰ类要求设计, 这些阀门能在地震 载荷作用时和作用后工作。
5.5 安全壳隔离系统
5.5.4 安全壳隔离系统运行和控制 (1) 隔离阀状态
事故发生后, 阀门的状态取决于事故时对系统的要求, 一 般来说专设安全设施系统的隔离阀应当打开或保持开启状态, 其他隔离阀大都应关闭。 隔离阀的动作都是由某些与安全有关的参数触发的信号来 启动, 这些参数主要有压力、温度及放射性水平等。
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 (MSIV）:main steam isolation valves)
（C）蒸汽管线的隔离
每台蒸汽发生器主蒸汽管线上有一只主蒸汽隔离阀和一只旁 路隔离阀。 只受蒸汽管破裂信号控制, 这些信号包括: (1 ) 高蒸汽流量并伴随低蒸汽管道压力, 或高蒸汽流量伴随 低反应堆冷却剂平均温度; (2 ) 低-低蒸汽管线压力( 3 .1 MPa) ; (3 ) 安全壳高压( 0 .19 MPa) 。
（E）安全壳喷淋和安全注入管线的隔离
安全壳喷淋和安注系统属于发生设计基准事故后继续工作 的系统, 这些管路上的隔离阀不由安全壳隔离信号控制, 而是在主控制室远距离手动操作。
课后作业
一 请写出核电厂系统与设备中英文缩略词的英文全 称和中文全称：
AFW HPSI ESA CSS MSIV
课后作业
二 简答题
(B ) 非一回路的一部分, 又不直接通安全壳大气的贯穿管道, 能符合封闭系统要求的, 则至少在安全壳外侧设一个隔离阀, 可以是封闭的或自动的, 也可以是远距离手动操作的。
5.5 安全壳隔离系统
5.5.2 系统设计
(2) 隔离分类
① 在安全壳内外侧各设一个锁闭的隔 离阀; ② 在安全壳的一侧(内或外)设自动隔离 阀, 另一侧(外或内)设锁闭的隔离阀; ③ 在安全壳内外侧各设一个自动隔离 阀; ④ 在事故后要运行而在安全壳内无法 动作的阀门, 可在安全壳外侧设两个自 动隔离阀(如安全壳大气监测系统的小 风量换气、氢复合系统) ; ⑤ 满足下列条件的, 可只在安全壳外设 一个隔离阀: a . 系统在安全壳外是封闭的; b . 系统属于专设安全设施; c . 系统中由安全壳贯穿件至阀门( 包括 阀体在内) 的一段置于一个封闭套管中 ( 如4根由安全壳地坑到低压安注和喷 淋泵汲入管道)。