核电汽机旁路系统(GCT)
根本原因分析（RCA）在设备管理中的应用
根本原因分析（RCA）在设备管理中的应⽤根本原因分析技术（root cause analysis，RCA）就是上个世纪末国际维修保障领域经常使⽤的⼀种⽤于缩减装备维修范围的有效⼯具。
⼀、RCA的基本概念IOWA州⽴⼤学质量管理学院认为，很多公司在设备发⽣故障后，都能够很快修复，但难以发现故障的根本原因，所以此故障会再次发⽣。
根本原因分析技术是⼀个发现和消除这些原因的过程，只有当这个根本原因被发现和消除后，这个问题才能够被彻底解决。
美国能源部1992年发布的《根本原因分析指南》(DOE—NE—STD—1004—92）中，把根本原因定义为：指⼀种原因，当这种原因被纠正以后，将会防⽌此类事故或者类似事故的再次发⽣。
根本原因并不是仅仅导致这次事件发⽣的原因，⽽是在⼀个更为⼴阔的范围内对可能发⽣的其他事故还存在着影响的原因。
根本原因最基本的特征应该是从逻辑上能够被识别并能够被纠正。
可能会有⼀系列的原因都能够被识别，从⼀个导致另⼀个，但是这⼀系列的原因应该能够被追溯到最基本的，并且能够被识别和纠正的原因。
在我国⼤亚湾核电站的建设和运⾏过程中，由美国PⅡ (performance improved international)公司提供了RCA⽅法，该公司把RCA定义为：通过⼀整套系统化、逻辑化、客观化和规范化的分析⽅法，找出设备故障的机理和根本原因。
并通过制定合理的纠正措施彻底消除这些根本原因，从⽽恢复设备功能，防⽌同样或类似故障重复发⽣的⼀种解决设备故障问题的分析技术。
⼆、RCA的实施过程尽管不同机构在RCA定义的表述上有所区别，但其核⼼内容却⼤致相同。
这些机构所推荐的RCA实施过程也存在着⼀些差别。
这⾥以美国能源部5003 Order 5000.3A《事故报告和操作信息的处理》为基本依据来说明 RCA的实施过程。
1. DOE Order 5000.3A中规定的根本原因分析步骤(1)数据收集。
在事故发⽣以后，应⽴即开展根本原因分析的数据收集，以防丢失。
核电站字母代码说明_图文
APA
3，4
Motor – Driven Feedwater Pump 电动主给水泵系统
APD
3，4
Start – up Feedwater System 启动给水系统
APG
3，4
Steam Generator Blowdown 蒸汽发生器排污系统
APP
3，4
Turbine – Driven Feedwater Pump 汽动主给水泵系统
# 这是第二章中所述的系统标识和名称规则中的一个例外。
核电站字母代码说明
4/47
系统代号 CAR CET CEX CFI CGR CPA CRF CTE CVI DAA DAI DAM DEG DEL DMA DME DMH
机组号
中/英文名称
3，4 3，4 3，4 3，4 3，4 3，4 3，4 3，4 3，4
Closed – Circuit Television 闭路电视系统
Site Communication System 厂区通讯系统
Control Room Air Conditioning 主控制室空调系统
Cable Floor Ventilation 电缆层通风系统
Electrical Building Smoke Exhaust 电气厂房排烟系统
Instrumentation and Control
K
仪表和控制
Electrical Systems
L
电气系统
Pits
P
各种坑、池
Reactor
R
反应堆
S
General Services 公用系统
Waste Treatment
T
三废处理
核电三字经
核电三字经A给水供应ABP 低压给水加热器系统ACO 给水加热器疏水回收系统ADG 给水除氧器系统AET 主给水泵汽轮机轴封系统AGM 电动主给水泵润滑油系统AGR 主给水泵汽轮机润滑、调节油系统AHP 高压给水加热器系统APA 电动主给水泵系统APG 蒸汽发生器排污系统APP 汽动主给水泵系统APU 主给水泵汽轮机疏水系统ARE 主给水流量调节系统ASG 辅助给水系统C凝汽器（冷凝、真空、循环水）CAR 汽轮机低压缸排汽口喷淋系统CET 汽轮机轴封系统CEX 凝结水系统CFI 循环水过滤系统CFM 凝汽器精滤系统CGR 循环水泵润滑油系统CPA 阴极保护系统CPP 凝结水净化处理系统（没安装）CRF 循环水系统CTA 凝汽器管清洗系统CTE 循环水处理系统CVI 凝汽器真空系统D通讯、装卸设备、通风、照明DAA 冷、热机修理车间和仓库电梯DAB 办公楼电梯DAI 核岛厂房电梯DAM 汽轮机厂房电梯DEB 办公楼冷、热水系统DEG 核岛冷冻水系统DEL 电气厂房冷冻水系统DMA BOP装卸搬运设备DME 主开关站装卸搬运设备DMH BOP区域内的各种起吊设备DMI 混凝土桶长期存放用的装卸搬运设备DMK 核燃料厂房装卸搬运设备DMM 汽轮机厂房机械装卸设备DMN 核辅助厂房装卸搬运设备DMP 循环水泵站装卸搬运设备DMR 反应堆厂房装卸搬运设备DMW RX外部龙门架，WX、DX、LX和核废物辅助厂房装卸搬运设备DNH 正常照明系统DSI 厂区保安系统DSH 应急照明系统DTL 闭路电视系统DTV厂区通讯系统DV A 冷机修理车间和仓库通风系统DVC 主控室通风系统DVD 柴油机房通风系统DVE 电缆层通风系统DVF 电气厂房排烟系统DVG 辅助给水泵房通风系统DVH 上充泵房应急通风系统DVI 核岛设备冷却水泵房通风系统DVK 核燃料厂房通风系统DVL 电气厂房主通风系统DVM 汽轮机房通风系统DVN 核辅助厂房通风系统DVP 循环水泵站通风系统DVQ 核废物辅助厂房通风系统DVS 安全注入和安全壳喷淋泵电机房通风系统DVT 除盐水车间通风系统DVV 辅助锅炉和空压机房通风系统DVW安全壳环廊房间通风系统DVX 润滑油输送装置厂房通风系统DWA 热修理车间和仓库通风系统DWB 餐厅通风系统DWE 主开关站通风系统DWG 其它BOP厂房通风系统（UA等）DWL 热洗衣房通风系统DWN 厂区试验室通风系统DWR 应急保安楼通风系统DWS 重要厂用水泵站通风系统（SEC泵房）DWX 油和润滑油脂贮存房通风系统（FC泵房）DWY 制氧站通风系统DWZ 制氢站通风系统E安全壳EAS 安全壳喷淋系统EAU 安全壳仪表系统EBA 安全壳换气通风系统EPP 安全壳泄漏监测系统ETY安全壳内大气监测系统EVC 反应堆堆坑通风系统EVF 安全壳内空气净化系统EVR 安全壳连续通风系统G汽轮发电机GCA 汽轮机和给水停运期间的保养系统GCT 汽轮机旁路系统GEV 输电系统GEW 主开关站-超高压母线（400/500KV）配电装置GEX 发电机励磁和电压调节系统GFR 汽轮机调节油系统GGR 汽轮机润滑、顶轴、盘车系统GHE 发电机密封油系统GPA 发电机和输电保护系统GPV 汽轮机蒸汽和疏水系统GRE 汽轮机调速系统GRH 发电机氢气冷却系统GRV 发电机氢气供应系统GSE 汽轮机保护系统GSS 汽轮水分离再热器系统GST 发电机定子冷却水系统GSY 同步并网系统GTH 汽机轮润滑油处理系统GTR 汽轮发电机遥控系统J消防（探测、火警）JDT 火警探测系统JPD 消防水分配系统JPH 汽轮机油箱消防系统JPI 核岛消防系统JPL 电气厂房消防系统JPP 消防水生产系统JPS 移动式和便携式消防系统JPT 变压器消防系统JPU 厂区消防水分配系统JPV 柴油发电机消防系统K仪表和控制KBS 热偶冷端盒系统KCO 常规岛共用控制系统KDO 试验数据采集系统KIR 松动部件和振动监测系统KIS 地震仪表系统KIT 集中数据处理系统KKK 厂区和办公楼出入监视系统KKO 电度表和故障滤波器系统KME 试验仪表系统KPR 应急停堆盘系统KPS 安全监督盘系统KRG 总控制模拟系统KRS 厂区辐射气象监测系统KRT 电厂辐射监测系统KSA 警报处理系统KSC 主控室系统KSN 核辅助厂房——就地控制屏和控制盘系统KSU 应急保安楼控制台系统KZC 控制区出入监测系统L电气系统LAH 230V直流电系统（LAA/B）LBH 125V直流电系统（LBA/B/C/D/E/F/G/J/K/L/M/N/ P）LCH 48V直流电系统（LCA/B/C/D/K/L/M）LDA 30V直流电系统LGH 6.6KV配电系统(LGA/B/C/D/E/I/M/R)LHH 6.6KV应急配电系统(LHA/B/P/Q/T)LHZ 380V交流发电机组(EC厂房)LKH 380V交流电系统(LKA~Z)LLS 水压试验泵发电机组系统LLH 380V应急交流电系统(LLA/B/C/D/E/F/G/H/I/J/M/N/P/O/R/W/Z) LMH 220V交流电配电系统(LMA/C/D)LNA 220V交流重要负荷电源系统(LNA/B/C/D)LNF 220V交流不间断电源系统(LNF/K/L/M/P)LSA 试验回路系统LSI 厂区照明系统LTR 接地系统LYS 蓄电池试验回路系统P各种坑和池PMC 核燃料装卸贮存系统PTR 反应堆水池和乏燃料水池的冷却和处理系统R反应堆RAM 控制棒驱动机构电源系统RAZ 核岛氮气分配系统RCP 反应堆冷却剂系统RCV 化学和容积控制系统REA 反应堆硼和除盐水补给系统REN 核取样系统RGL 控制棒控制系统RIC 堆芯测量系统RIS 安全注入系统RPE 核岛排气和疏水系统RPN 核仪表系统RPR 反应堆保护系统（RPA/B）RRA 余热排出系统RRB 硼回路加热系统RRC 反应堆控制系统RRI 设备冷却水系统RRM 控制棒驱动机构通风系统S公用系统SAP 压缩空气生产系统SAR 仪表用压缩空气分配系统SAT 公用压缩空气分配系统SBE 热洗衣房清洗去污系统SDA 除盐水生产系统SEA 生水系统SEC 重要厂用水系统SED 核岛除盐水分配系统SEH 废油和非放射性水排放系统SEK 常规岛废液排放系统SEL 常规岛废液贮存排放系统SEN 辅助冷却水系统SEO 电厂污水系统SEP 饮用水系统SER 常规岛除盐水分配系统SES 热水生产和分配系统SGZ 厂用气体贮存和分配系统SHY 氢气生产和分配系统SIR 化学试剂注入系统SIT 给水化学取样系统SKH 润滑油和油脂贮存系统SLT 更衣室通风系统SRE 放射性废水回收系统（核岛，机修车间，厂区试验室）SRI 常规岛闭路冷却水系统STR 蒸汽转换系统SV A 辅助蒸汽分配系统SVE 运行前试验用蒸汽分配系统T三废处理TEG 废气处理系统TEP 硼回收系统TER 废液排放系统TES 固体废物处理系统TEU 废液处理系统V主蒸汽VVP主蒸汽系统X 辅助蒸汽XCA 辅助蒸汽生产系统（辅助锅炉）XCE 运行前试验用蒸汽生产系统XPA 辅助锅炉燃油系统。
650MW核电机组凝汽器单侧冷却下汽机旁排投运分析
650MW核电机组凝汽器单侧冷却下汽机旁排投运分析严瀚;丁剑阳;顾洪波【期刊名称】《科技视界》【年(卷),期】2015(000)017【摘要】Based mainly on the introduction to the structure of GCT-C bypass valve and pressure &temperature reducing device as well as the thermal process at Qishan 2-1/2, this paper analyzes whether the related thermal parameters can still meet the condenser design requirements in case of loss of a train of Circulating Water (CRF), that is a train of condenser cooling water is lost and the turbine bypass is put into operation under the condition of unilateral cooling.%本文主要通过对中核运行2厂1/2号650MW核电机组的GCT-C旁排阀及减温减压装置热力过程的介绍，分析在失去一列CRF水时，即凝汽器在失去一列冷却水，在单侧冷却的情况下汽机旁排投运，此时相关热工参数是否仍能满足凝汽器设计要求。
【总页数】2页(P219-220)【作者】严瀚;丁剑阳;顾洪波【作者单位】中核核电运行管理有限公司，浙江海盐314300;中核核电运行管理有限公司，浙江海盐314300;中核核电运行管理有限公司，浙江海盐314300【正文语种】中文【相关文献】1.三门核电汽机旁排阀异常过开问题分析与处理 [J], 翁佳磊2.某核电厂甩孤岛瞬态下汽机旁排响应仿真分析 [J], 宋凯3.300MW机组汽机旁路系统调试及投运分析 [J], 凌默侬4.汽机辅助设备投运前及投运中的试验方法及运行维护 [J], 范斌;黄红5.线性试验凝汽器旁排闭锁信号(C7)非预期触发分析 [J], 王宏阳;齐宝源因版权原因，仅展示原文概要，查看原文内容请购买。
650MW核电机组凝汽器单侧冷却下汽机旁排投运分析报告
650MW核电机组凝汽器单侧冷却下汽机旁排投运分析-机电论文650MW核电机组凝汽器单侧冷却下汽机旁排投运分析严瀚丁剑阳顾洪波（中核核电运行管理有限公司，浙江海盐314300）【摘要】本文主要通过对中核运行2厂1/2号650MW核电机组的GCT-C 旁排阀及减温减压装置热力过程的介绍，分析在失去一列CRF水时，即凝汽器在失去一列冷却水，在单侧冷却的情况下汽机旁排投运，此时相关热工参数是否仍能满足凝汽器设计要求。
关键词GCT-C；汽机旁排；单侧冷却；热力分析Turbine Bypass Valve Operation Analysis under the Condition of Unilateral Cooling for 650MW Nuclear Power CondenserYAN han DＩＮＧJian-yang GＵHong-bo(CNNC Nuclear Power Operations Management Co.，Ltd.，Haiyan Zhejiang 314300，China)【Abstract】Based mainly on the introduction to the structure of GCT-C bypass valve and pressure temperature reducing device as well as the thermal process at Qishan 2-1/2, this paper analyzes whether the related thermal parameters can still meet the condenser design requirements in case of loss of a train of Circulating Water (CRF), that is a train of condenser cooling water is lost and the turbine bypass is put into operation under the condition of unilateral cooling.【Key words】GCT-C；Turbine bypass；Unilateral cooling；Thermal analysis作者简介：严瀚（1981—），男，上海人，本科，工程师，核电厂运行工作。
福清5、6号核电机组汽轮机旁路系统(TSC)仪控设计
福清5、6号核电机组汽轮机旁路系统(TSC）仪控设计【摘要】本文简要描述了福建福清5、6号核电机组汽轮机旁路系统（TSC）的仪控设计,从功能描述、系统配置、运行模式、控制逻辑和蒸汽旁路阀结构等各个方面对TSC仪控设计中主要涉及的内容进行阐述，同时也为下一步设计工作指明方向。
关键词汽轮机旁路系统；蒸汽旁路阀；仪控设计0引言福建福清5、6号核电机组采用我国完全自主知识产权的三代核反应堆，属于三环路百万千瓦级核电站。
汽轮机旁路系统（排冷凝器部分）作为福清5、6核电厂中的重要系统，其作用是当发生汽轮机负荷速降时（例如甩负荷、汽轮机脱扣），反应堆的功率不能像汽轮机负荷的变化那样快，会瞬时出现堆功率与汽轮机负荷的不匹配，此时需要将汽轮机旁路系统投用，将多余蒸汽排放到凝汽器中为反应堆提供一个“人为”负荷，消耗反应堆产生的多余蒸汽。
1福清5、6号机组汽轮机旁路系统（凝汽器部分）功能描述福清5、6号核电项目中，汽轮机旁路系统（凝汽器部分）简称为TSC，其主要功能如下：1）在电厂发生超过10%的阶跃降负荷瞬态或5%FP/Min的线性降负荷瞬态或者直接甩负荷到厂用电（最高允许甩掉100%的外部电网负荷）的情况下，通过将反应堆产生多余蒸汽排放至凝汽器从而避免出现反应堆紧急停堆或者蒸汽大气释放阀及主蒸汽安全阀的开启，从而重新建立起电厂一、二回路的热平衡。
2）在出现某些工况下出现汽轮机跳机，反应堆不至于停堆。
3）在电厂热停堆工况下，通过TSC的投用，使得反应堆一回路温度冷却到可以投用余热排出系统的水平，从而继续导出反应堆余热。
2TSC系统仪控设计2.1系统配置TSC系统设置12个蒸汽旁路控制阀，每个旁路阀搭配了一个手动的隔离阀。
旁路阀中的六个安装在凝汽器A的旁路管线上，其余六个安装在凝汽器B的旁路管线上。
需要说明的是，由于凝气器容量的提升，接受蒸汽的能力也在扩大，传统核电堆型设置的旁路蒸汽到除氧器的功能在本项目中已经取消。
反应堆控制原理
▪ 2.抵消过剩反应性
▪ 如果要反应堆在稳定状态下工作，必须保持K有效等 于1。也就是说必须维持反应堆处于临界状态。但 是，如果一个堆建成时正好是临界，那么它就不能
维持多久，因为燃料的消耗、裂变产物的积累会使 K有效降低。因此建造一个反应堆应根据所要求的运 行期限，第一次装入堆内的裂变燃料远比最小临界 质量多得多，这样，反应堆在开始时， K有效＞1， 需要用控制棒、固体可燃毒物等来抵消这部分过剩
移动含有中子吸收 体的控制棒束 在堆芯中的位置
“灰棒”的棒束
黑棒束
8根Ag-In-Gd吸收棒 和16根不锈钢棒组成
24根Ag-In-Cd吸收 棒组成
压水堆
▪ 压水堆核电站采用以稍加浓缩的铀作为核燃 料、加压轻水作为慢化剂和冷却剂的热中子 核反应堆堆型。
反应堆控制原理
▪ 为保证反应堆能安全可系地运行，必须具备一整套 相适应的控制保护系统，去执行下列任务：
反应性。以后随着运行过程逐步地将控制棒提出，
来释放过剩反应性，到运行周期末需换料，并向堆 内补进新燃料。
▪ 3.维持功率水平
由于运行时的各种原因，会使反应堆功率偏 离指定值。为了维持一定功率水平，用控制 库的自动调节来抵消各种引起功率波动的因
素。
▪ 4.保证堆的安全
反应堆在运行过程中可能会发生事故或出现 某种紧急情况，控制保护系统应能快速动作， 及时制止事故的发生和发展，以保证反应堆 安全。
∑s慢化剂的宏观散射截面 ∑a为慢化剂的中子吸收截面。
▪ 好的慢化剂小仅应该具有较大的慢化能力， 还应该具有较大的慢化比。在几种常用慢化 剂中，水的慢化能力最强，故用水作为慢化 剂的反应堆芯体积可以做得较小。但水的慢 化比最小，这是因为它的中子吸收截面较大， 所以水堆必须用浓缩铀作为燃料。
核电站反应堆冷却剂系统讲义
核电站反应堆冷却剂系统讲义核电站反应堆冷却剂系统讲义本讲义是针对⼀回路及相关辅助系统的学习。
所包含的内容主要分三个⽅⾯：⼀回路主回路系统（RCP），⼀回路辅助系统（RCV、REA 、RRA、PTR），核安全系统（RIS、EAS、ASG）等。
故我们的学习应该从这三⽅⾯⼊⼿分系统的掌握。
本教材在详细介绍OJT206所涉及的系统的基础上结合现场有关操作使⼤家对OJT206的知识有⼀个全⾯的了解。
第⼀章、反应堆冷却剂系统（RCP）反应堆冷却剂系统是核电站的重要关键系统。
它集中了核岛部分除堆本体外对安全运⾏⾄关紧要的主要设备。
反应堆冷却剂系统与压⼒壳⼀起组成⼀回路压⼒边界，成为防⽌放射性物质外泄的第⼆道安全屏障。
核电站通常把核反应堆、反应堆冷却剂系统及相关辅助系统合称为核蒸汽供应系统。
⼤亚湾压⽔堆电站⼀回路冷却剂系统由对称并联到压⼒壳进出⼝接管上的三条密封环路构成。
每条环路由⼀台冷却剂主泵、⼀台蒸汽发⽣器以及相应的管道、阀门组成。
整个⼀回路共⽤⼀台稳压器以及与其相当的卸压箱。
反应堆冷却剂系统的压⼒依靠稳压器的电加热元件和喷雾器⾃动调节保持稳定。
⼀、RCP系统的主要安全功能和要求RCP系统的主要功能是利⽤主泵驱使⼀回路冷却剂强迫循环流动，将堆芯核燃料裂变产⽣的热量带出堆外，通过蒸汽发⽣器传给⼆回路给⽔产⽣蒸汽，冷却剂在导出堆芯热量的过程中冷却堆芯，防⽌燃料元件棒烧毁。
压⼒壳内冷却剂还兼作堆芯核燃料裂变产⽣的快中⼦的慢化剂和堆芯外围的中⼦反射层。
冷却剂⽔中溶有硼酸，因此堆内含硼冷却剂⼜可作为中⼦吸收剂。
根据⼯况需要调节冷却剂中含硼浓度，可配合控制棒组件⽤以控制、补偿堆芯反应性的变化。
系统内的稳压器⽤于控制⼀回路冷却剂系统压⼒，以防⽌堆芯产⽣偏离泡核沸腾。
当⼀回路冷却剂系统压⼒过⾼时，稳压器安全阀则能实现超压保护。
当发⽣作为第⼀道安全屏障的燃料元件棒包壳破损、烧毁事故时，RCP系统的压⼒边界可作为防⽌放射性物质泄漏的第⼆道安全屏障。
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汽机旁路系统()一．系统功能1．功能汽机旁路系统是为了适应机组的启停及事故处理的需要而设置的，该系统能为一回路提供一个人为负荷。
汽机旁路系统的主要功能是在汽轮发电机突然减负荷或在汽轮机脱扣情况下，排走蒸汽发生器内产生的过量的蒸汽，避免蒸汽发生器安全阀动作；在热停堆和最初冷却阶段，排出由裂变产物和运转主泵所产生的剩余释热和显热，直至余热排出系统RRA投入使用。
它由凝汽器蒸汽排放系统及大气蒸汽排放系统组成。
(1)凝汽器蒸汽排放系统(GCTc)在凝汽器蒸汽排放系统投入工作时，可起到如下作用：(I)允许核电厂接受突然的负荷下降(直至甩全负荷)，而不引起反应堆紧急停闭和不触发打开蒸发器安全阀；(II)允许在一定条件下汽轮机脱扣时不引起反应堆紧急停堆；(III)允许反应堆接受大于额定功率的阶跃变化和每分钟负荷变化大于额定功率的线性变化；(W)反应堆紧急停闭期间(a)防止反应堆冷却剂过热和打开蒸发器的安全阀和排放阀(b)导出反应堆冷却剂系统的贮热和剩余热量，使反应堆冷却剂的平均温度达到零负荷温度(V)允许手动控制电厂，使反应堆从热停堆冷却到投入工作；(W)允许在汽轮机启动前使二回路暖管，在控制棒手动运行范围内(一)逐步实现汽轮机带负荷。
2大气蒸汽排放系统()在凝汽器蒸汽排放系统不能用时，提供一个人为的负荷，并具有如下的功能：ID允许将反应堆冷却剂系统冷却到余热排出系统能够投入工作的工况点；(I)控制蒸发器压力为零负荷时的值，并维持反应堆冷却剂的平均温度在热停堆的温度上；(I)允许避免打开蒸发器的安全阀，而且在它们E经满足运行要求时能及时关闭。
3．安全功能(1)保护反应堆冷却剂系统防止一回路过热和二回路超压蒸汽发生器的安全阀与核安全有关，而蒸汽排放系统与核安全无关。
导出汽机负荷突然变化所产生的多余的蒸汽，就使反应堆冷却剂系统得到有效的冷却，从而保护反应堆冷却剂系统，防止一回路过热和二回路超压。
(2)保护反应堆冷却剂系统防止过冷由于蒸汽管道的破裂则产生与负荷突然下降的相反的效应，二回路导出更多的热量，反应堆冷却剂则会过冷。
为了避免此时出现阀门的意外打开导致冷却剂进一步冷却则应闭锁有关的阀门。
注意：万一失去了电力和控制空气的动力，则必然引起大气排放阀和凝汽器排放阀的关闭。
(3)安全停堆安全停堆对应于反应堆在次临界下的余热的导出和放射性物质的释放是满足在假想事故瞬态下可以接受的要求。
万一蒸汽排放系统损坏，则依靠蒸发器安全阀导出剩余发热。
因而凝汽器排放系统和大气排放阀不必有这样安全作用的要求。
但是大气排放系统应有如下的安全要求，即万一蒸发器管子断裂时限制放射性的扩散。
为了使大气排放阀即使在发生事故时也能运行，每两个大气排放阀的控制都配备有单独的压缩空气罐。
二．系统描述1．系统组成汽机旁路系统由凝汽器排放系统和大气排放系统组成，参图示（2）。
（1）凝汽器蒸汽排放系统凝汽器蒸汽排放系统由从排放总管上引出的12根管道组成，连接在蒸发器隔离阀和汽轮机入口阀门的主蒸汽管道上。
每个凝汽器有4根进汽管，每边各2根。
在每根进汽管上装有一个手动隔离阀（常开）和一个用压缩空气操纵的旁路排放控制阀。
12根蒸汽排放管进入凝汽器后与安装在凝汽器颈部的扩压器相连。
冷却水为凝结水，来自凝结水泵的出口，过了手动隔离阀后供水管分岔。
二根母管引到汽轮机凝汽器的两侧，在每根母管上安装有一个用压缩空气操纵的控制阀。
排向凝汽器的12个减压阀分为三组，第一、第二和第三组分别有三个、三个和六个减压阀。
（2）大气蒸汽排放系统大气蒸汽排放系统由四根独立的管线组成，每两根管线连接在相应的一条主蒸汽管道上，它们处在反应堆安全壳外，主蒸汽隔离阀上游，压力整定值分别为7.85MPa和8.05MPa。
在每根管线上装有一个电动隔离阀和一个气动控制阀。
每两个气动控制阀装配有一个压缩空气罐，以便在空气压缩系统失灵后仍可工作2小时（可向单阀连续供气4小时）。
气动蒸汽排放控制阀后装有一个消音器，蒸汽是通过消音器排入大气的，以降低系统的噪音水平。
2．设备说明我们知道GCT的主要功能是在汽轮发电机突然减负荷或是在汽轮机脱扣情况下，排走蒸发器内产生的过量的蒸汽，避免蒸发器安全阀动作。
在热停闭和最初冷却阶段，排出由裂变产物和运转主泵所产生的剩余释热和显热，直至余热排出系统RRA投入使用。
GCT排放容量的确定，应根据核电厂设计的不同要求，通常在50%—100%范围内，此值显著高于常规火电厂旁路系统所取的值（10—30%）。
这反映了核电厂在安全方面的特殊要求。
较大的排放容量相应于较大的处理事故排放的能力，但同时也意味着凝汽器将承受较大的蒸汽排放负荷。
尽管凝汽器传热面积不是按事故排放工况而确定的，但应在排放工况下校核凝汽器的背压值，且不应达到停机背压整定值。
秦山二期核电厂额定热功率为1930MW，蒸汽压力为6.71Mpa.a，额定流量为1072.8kg/s，GCT—c旁路系统的排放容量为85%的额定流量即911.9kg/s。
汽机旁路系统还包括一个大气蒸汽排放系统，当凝汽器发生故障，不能接受排汽时，GCT-a投入工作，以担负安全功能。
GCT—a的气动蒸汽排放阀的排放量通常为额定蒸汽流量的10—15%，其动作压力整定值介于蒸发器零负荷压力及安全阀开启压力之间。
安全阀是防止一、二回路超压的最后保护措施，其总排放量取为额定蒸汽流量的110%，但单只安全阀排放量受下列条件限制：在反应堆热停堆工况下，当一只安全阀失控开启时，不会引起反应堆所不允许的过度冷却。
因此安全阀通常取为多组分组设置，各组安全阀动作压力整定值也不相同。
（1）减压阀在6.3Mpa.a下，各个减压阀的设计排量为76.8kg/s。
第一组阀的快开时间为2.5S，第二、三组阀的快开时间为2S，所有组的调节开启时间为10S。
每个阀的排放容量为蒸汽额定流量的7.08%。
第一、二、三组阀门由12根管道连接形成凝汽器蒸汽排放系统，它们每组都分别连接到三个凝汽器，因此，在GCT 系统工作时，各个凝汽器的工作情况是一样的。
根据工作容量的需要，三个组按顺序逐个投入工作。
（2）气动蒸汽排放控制阀在每个GCT—a排放管线上都装有一个电动隔离阀和一个气动蒸汽排放控制阀，这个控制阀的工作特性：最大运行压力86bar.a最大运行温度316℃流量（76bar.a时）230t/h关闭时间20S工作压力范围0.5—9.46Mpa.a（3）消音器在上述的每个气动排放阀的管线上都配有一个消音器，以减小噪音再排向大气。
消音器设计流量（76bar，292℃）消音器最大流量（，℃）总噪音水平±2dBA（4）压缩空气罐为了保证气动蒸汽排放控制阀有效的投入工作，每两个控制阀都配备有一台相应的压缩空气罐，其特性如下：最大工作压力9.最大工作温度℃50容积3供气时间2h（5）扩压器由第一、二、三组12个减压阀连接的12根蒸汽排放管把旁路来的蒸汽排向凝汽器，而在凝汽器的颈部安装有扩压器，使旁路来的高温高压的蒸汽在其中降温降压以不致于损坏凝汽器，它在凝汽器的颈部装有多孔的节流孔板降低额定流量下的蒸汽压力至凝汽器的压力。
冷凝液通过节流孔板的喷嘴在扩压器和节流孔板之间注入到凝汽器中。
三．系统运行1．正常运行核电厂带功率稳定运行时，GCT系统是正常关闭的。
反应堆冷却剂系统的的温度由控制棒控制系统来控制。
2．特殊的稳态运行当反应堆处于热备用、热停堆、正常中间停堆状态和两相中间停堆状态RRA系统未投入的状态下，由汽机旁路系统投入导出剩余发热和冷却剂泵产生的热量。
3．特殊的瞬态运行（1）凝汽器蒸汽排放系统（I）汽轮机甩负荷在汽轮机甩负荷时，则堆芯提供的功率与汽轮机吸收的功率之间发生暂时的不平衡，因为调节棒的调节能力有限，在甩负荷幅度大于额定负荷的或高于每分钟额定负荷的逐步甩负荷时，就要投入运行。
这种汽机的甩负荷产生的冷却剂系统的热量的去除，可以弥补调节棒调节反应堆冷却剂系统温度的能力的不足，避免冷却剂的温度和压力超过其阈值。
在这样的条件下，根据反应堆冷却剂系统的冷却剂的平均温度偏差信号就可以自动调节蒸汽排入凝汽器。
这种温度偏差信号投入运行是在温度偏差大于℃而且有关阀门的逻辑信号有效时才投入。
根据这个温度偏差信号A的大小，排汽减压阀分组依次的开放直至全部打开，使系统恢复到稳定状态。
(II)带厂用电运行当负荷降到30额%定负荷的核功率时，操纵员可以调整到带厂用电运行(大约6%或8额%定负荷由汽轮机导出，其余的负荷可排向蒸汽旁路系统)。
当甩负荷幅度较大，使最终负荷低于调节棒自动调节系统的运行范围(15额%定负荷)，操纵员则在厂用电下把蒸汽排放系统由温度控制模式切换到压力模式。
(III)汽轮机脱扣反应堆不紧急停堆汽轮机脱扣()将导致在下列情况下反应堆紧急停闭：—(a)C9+P16汽轮机脱扣，且凝汽器不可用(9并伴随有核功率大于额定负荷(允许信号)6则反应堆紧急停堆。
()汽轮机脱扣，并伴随有核功率大于额定负荷(),如果同时出现下列情况之一，则延时1秒后，反应堆紧急停堆：> 有蒸汽排放闭锁信号存在；> 任一手动隔离阀无开启信号；> 无控制信号(一)℃。
否则，汽机脱扣时并不引起反应堆紧急停堆。
汽机脱扣而没有引起反应堆紧急停堆与汽机甩负荷和带厂用电运行的情况是相同的，多余的蒸汽由导出。
(W)反应堆紧急停堆反应堆紧急停堆将引起汽轮机脱扣而使得蒸汽发生器压力上升。
如果凝汽器是可用的，汽机旁路系统动作就可以避免蒸发器安全阀的动作。
反应堆紧急停堆引起汽机旁路系统的排放是由冷却剂平均温度加以控制。
参考温度是由汽轮机入口的压力转换得到的。
阀门打开的规律则是根据紧急停堆引起调节棒下插和汽机旁路系统导出的功率间的失配所确定的。
在正常的满负荷运行时，汽轮机脱扣并伴随反应堆紧急停堆，则要考虑对蒸发器的紧急供水，如果有低的平均温度信号(Tavg295.4℃)出现，则正常的给水系统要被隔离。
（2）大气蒸汽排放系统汽机旁路系统的大气排放阀的压力整定分别是78.5bar和80.5bar,所以在机组正常运行或是甩负荷和反应堆停堆情况下，凝汽器又可用，则在蒸发器出口的的蒸汽压力实际上低于此压力整定值，因而大气排放阀处于关闭位置。
如果凝汽器不可用，则旁路系统被闭锁，蒸汽发生器压力升高，控制回路打开大气排放阀并且在安全阀动作之前，允许排放大于10%的额定流量(满负荷)。
随着一回路剩余热量减少，大气排放阀逐渐关闭。
4．启动和正常停运(1)凝汽器蒸汽排放系统如果凝汽器是可用的，在机组的正常启动和正常停闭期间，我们可以用手动调节蒸汽集管的压力和给定压力之间的偏差来控制多余的蒸汽向凝汽器排放从而使机组正常的启动和停闭。
控制回路是根据蒸汽集管的压力与手动调整的压力偏差信号加以调节的。
这个偏差信号作用到第一、二组的六个减压阀上，仅当有关的逻辑信号也发生作用时，这些阀门才打开。