【核电站】安全壳喷淋系统 EAS
§1.3.2 安全壳喷淋系统 EAS
一、概述
安全壳喷淋系统（EAS）是压水堆核电厂专设安全设施之一。当压水堆发生严重事故时，它可使安全壳降温和降低压力，以确保最后一道屏障—安全壳的完整性。
二、系统功能
主要功能：
在一回路失水或安全壳内主蒸汽管道破裂的事故工况下，使安全壳内的温度和压力保持在可承受值内，以保证安全壳的完整性。
辅助功能：
（1） 带走在主回路失水事故时散布在安全壳内的气载裂变产物（尤其是碘）。
（2） 扑灭反应堆冷停堆时安全壳发生的火灾。（当其它灭火方法失灵时）
（3） 在冷停堆时，如果换料水箱内温度高于40℃，该系统可将换料水箱内介质冷却。
（4） 发生LOCA后约15天，如果低压安注泵失效，可利用H4规程使用EAS系统
EAS系统还用来疏导堆芯余热，它是专设安全设施中唯一带有冷源的系统。
三、系统描述
系统的设置是冗余的，由两个系列A、B组成，采用两个系列供电（即EAS001PO由LHA供电，EAS002PO由LHB供电等），并且两个系列的设备进行了实体（物理）隔离，但有部分共用设备。
每一个喷淋系列包含一个地坑、一台喷淋泵、一台化学添加剂喷射器、一台热交换器、位于安全壳拱顶下的两组喷淋集管及有关的阀门、管道、仪表等。
每个系列设置有两个关联的安全壳隔离阀，以便当其中一个阀门损坏时，该系列的喷淋功能仍能保证。这样设计的目的是为了满足单一故障准则要求，从而确保喷淋系统的安全功能。
1、 系统的部分参数
（1） 喷淋水质
硼浓度 2200±100 ppm
水温 5—40 ℃
PH 9.5—9.7
（2） 喷淋泵
额定流量（直接喷淋） 850 m3/h
总扬程 131 m.H2O
额定流量（再循环喷淋） 1058 m3/h
总扬程 119 m.H2O
要求的NPSH（再循环喷淋） 0.5 m.H2O
最大入口压力（泵停运）
0.56 Mpa.a
最高入口温度 120 ℃
零流量下的总扬程 <200 M m.H2O
转速 1500 rpm
最大耗用功率（再循环喷淋） 450 KW
（3） 喷淋热交换器
喷淋水侧（再循环最大值）
流量
最高入口温度 1014 m3/h
120 ℃
RRI侧
流量
最高入口温度 1920 m3/h
45 ℃
（4） 化学药剂添加箱
有效容积 10 m3
总容积 11 m3
浓度（重量） 30% NaoH
最小流量 0
最大流量 6 m3/h
轴输入功率 66 KW
（5）喷淋管及喷头
安全壳是一个带有拱顶的预应力混凝土的圆筒形构筑物，它的内表面有一层金属衬板。安全壳能承受的温度136 ℃，压力是5.025 bar.a
四条环形喷淋管（每个系列两条）以堆厂房中心线为中心固定在安全壳的拱顶上，共有506只喷头，两个系列的喷头数分别为252和254只。喷出水滴平均直径为0.27 mm。在布置和定位时已考虑了每一系列能覆盖安全壳内的全部面积。
（6）再循环地坑
地坑位于堆厂房环廊区域内，标高－3.5m。地坑的过滤系统由大碎片栏污栅（为两个系列和RIS进水口公用）、每根进水管上的三道过滤筛网和飞射物防护罩构成。过滤系统的上部设有人孔，每次换料期间检查。
安全壳地坑的主要功能
① 收集安全壳内的泄漏水和喷淋水，保证坑内液面有一定高度，防止泵因为旋涡而吸收空气，从而保证水泵的正常运行。
② 地坑上有拦污栅，起过滤作用，防止杂物进入地坑。
2、 喷淋信号
EAS启动信号来源有两个，一是自动信号，一个是手动信号，即：
— 安全壳压力太高（HI 4，即0.24 MPa）；
— 手动控制。
需要说明的是：
（1） 安全壳的压力由ETY系统的4个探测量（ETY 101，102，103，104 MP），按2/4原则触发保护动作；
（2） 由安全壳压力太高，触发的自动喷淋信号的手动复位（解锁）可以立即进行；
（3） 安全壳的压力保护定值及由此触发的主要保护动作下表；
安全壳压力保护信号
信号 压力定值Mpa（绝对） 触发的主要保护动作
HI 1 0.12 报警信号
隔离ETY
HI 2 0.13 安注启动
安全壳第一阶段隔离
紧急停堆
汽机脱扣
应急柴油发电机启动
主给水泵跳闸
主给水隔离阀
ASG 启动
HI 3 0.19 主蒸汽管道隔离
HI 4 0.24 紧急停堆
安全壳第二阶段隔离
喷淋系统启动
—应急柴油发电机启动
（4） 为防止喷淋系统的意外手动启动，对于每个系列均设置两个按钮。这两个按钮必须同时按下，才能触发EAS的一个系列动作。
3、 系统运行
1、备用状态
机组正常运行时，安全壳喷淋系统应该处于备用状态（试验期间除外），等待启动信号。
备用状态系统的主要特征有： — RWST到喷淋泵入口之间的阀门（即001/002 VB）保持开启状态；001 BA出口管隔离阀125 VR开启。
— 下列阀门均关闭：
·安全壳隔离阀（007/008/009/010 VB）
·地坑到喷淋泵吸水口间的阀门（013/014 VB）
·化学添加物回路隔离阀（145/146 VR）
·热交换器冷却水侧RRI的阀门（RRI 035/036 VN）
·试验回路阀门（126 VR）
·试验阀131/132/133/134 VB
·EAS/RIS连接管隔离阀041/042/043/044
— NaOH溶液的搅拌泵（003 PO）间断运行（即每8小时运行20分钟）。
电站正常运行时，从安全壳地坑到喷淋泵的逆止阀之间的管内是被长期地充满水的，目的是防止在喷淋泵入口管道内形成空气腔。
化学药剂回路中，从阀门145 VR／146 VR到喷射器001 EJ／002 EJ的一段管道内是被长期的充满水的，目的是在喷淋系统启动中，防止空气从喷射器进入到喷淋泵的进口管。
EAS 001 PO、002 PO和PTR水箱之间所有阀门都是开启的，因此安全壳隔离阀上游的管道均充满水，但安全壳隔离阀是关闭的，以防喷淋泵事故启动引起的误喷淋。
2、直接喷淋阶段
喷淋信号产生时，喷淋系统启动。若此时换料水箱RWST的水位不低于LOW 3定值，则EAS回路以“直接喷淋”方式启动，即喷淋水由喷淋泵从换料水箱抽取。
该阶段的配置主要特征有：
— 两台喷淋泵（EAS 001/002 PO）启动；
— 安全壳隔离阀开启（07/08/09/010 VB）；
— 热交换器（001/002 RF）冷却水侧的RRI阀门开启，即热交换器投入。
EAS系统是自动启动，泵电机的启动时间为3S，15S内达到额定特性，5分钟后，化学添加剂
由喷射器注入，安全壳隔离阀在21S内开启，因此对泵来讲不会引起零流量问题。在启动期间，如果化学添加剂处于“低”水位，145、146 VR完全关闭时，另外需注意，NaOH注入回路的投入有5分钟延迟，即145/146 VR延迟5分钟开启。
核电站字母代码说明_图文
核电站字母代码说明
系统代码（三字码） 设备功能代码（二字码） 厂房和构筑物代码 核电站字母代码说明 2/47 1 系统的三字母代码和名称 MAIN PLANT DIVISIONS 电厂主要功能类别 A Feedwater Supply 给水供应 C Condenser (Condensation – Vacuum – Circulating water) 凝汽器（冷凝 — 真空 — 循环水） D Ventilation – Handling Equipment – Communications – Lighting 通风 — 装卸设备 — 通讯 — 照明 E Containment 安全壳 G Turbine Generator 汽轮发电机 J Fire Protection (detection – fire fighting) 消防（探测 — 火警） K Instrumentation and Control 仪表和控制 L Electrical Systems 电气系统 P Pits 各种坑、池 R Reactor 反应堆 S General Services 公用系统 T Waste Treatment 三废处理 V Main Steam 主蒸汽 X Auxiliary Steam Production 辅助蒸汽生产 注意：每个系统后面所给出的机组号仅是给出供参考（参考电站三核） 核电站字母代码说明 3/47 系统代号 机组号 中/英文名称 ABP 3，4 Low pressure Feedwater Heater 低压给水加热器系统 ACO 3，4 Feedwater Heaters Drain Recovery 给水加热器疏水回收系统 ADG 3，4 Feedwater Deaerating Tank and Gas Stripper 给水除气器系统 ADS# 3，4 LV AC Network 380V (ET Building) 低压交流电源（380V）系统（ET厂房） AET 3，4 Feedwater Pump Turbine Gland 主给水泵汽机轴封系统 AGM 3，4 Motor Driven Feedwater Pump Lubrication 电动主给水泵润滑油及调节油系统 AGR 3，4 Feedwater Pump Turbine Lubrication Control Fluid 主给水泵汽机润滑油及调节油系统 AHP 3，4 High Pressure Feedwater Heater 高压给水加热器系统 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 APU 3，4 Feedwater Pump Turbine Drain 主给水泵汽机疏水系统 ARE 3，4 Feedwater Flow Control 给水流量控制系统 ASG 3，4，8 Auxiliary Feedwater 辅助给水系统 ATE 3，4 Condensate Polishing Plant 凝结水净化处理系统 # 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 机组号 中/英文名称 CAR 3，4 Turbine Exhaust Water Spraying 汽机排气口喷淋系统 CET 3，4 Turbine Gland 汽机轴封系统 CEX 3，4 Condensate Extraction 凝结水抽取系统 CFI 3，4 Circulating Water Filtration 循环水过滤系统 CGR 3，4 Circulating Water Pump Lubrication 循环水泵润滑系统 CPA 3，4 Cathodic Protection 阴极保护系统 CRF 3，4 Circulating Water 循环水系统 CTE 3，4 Circulating Water Treatment 循环水处理系统 CVI 3，4 Condenser Vacuum 凝汽器真空系统 DAA 8 BOP Elevator System BOP电梯系统 DAI 3，4 ，8 Nuclear Island Building Elevators 核岛厂房电梯
国家核安全局公布的16起事件
—4—附件核电厂人员行为导致的典型运行事件一、多个核电厂人员违反程序误操作导致的运行事件1.宁德核电厂现场操作人员误开阀门导致排气烟囱总β活度短时超化学技术规范限值运行事件2016年8月30日，宁德核电厂4号机组处于功率运行模式。现场操作人员跟踪硼回收系统（TEP）除气器（4TEP002DZ）状态时，发现除气器压力偏高，在未通知主控人员且无操作指令的情况下，未依据泄压操作程序开启排含氢废气隔离阀（4TEP430VY），而是凭经验在辅助控制室两次错误开启排含氧废气隔离阀（4TEP426VA），导致含氢废气排向废气处理系统（TEG）含氧子系统，经TEG风机进入核辅助厂房通风系统烟囱，触发烟囱排气低量程惰性气体β活度一级、二级报警，违反最终安全分析报告中关于特殊排放的安全承诺。事件发生后，当班值违规补写临时操作指令单，且营运单位并未在第一时间向我局或地区监督站报告该事件，事件原因仍在进一步调查中。2.宁德核电厂化学人员取样错误导致稳压器液相硼浓度失去定期监测的运行事件2016年9月6日，宁德核电厂2号机组处于功率运行模式。在进行核取样系统阀门内漏处理过程中，隔离经理查询最近一次稳压器液相定期取样记录时，发现稳压器液相取样阀近期无开启记录。—5—经进一步查询得知，自2016年8月15日，稳压器液相取样阀无开启记录。经查，化学人员在进行取样过程中，开启了化学和容积控制系统除盐床取样阀，导致稳压器液相硼浓度取样错误，自2016年8月15日后失去定期监测，违反了化学与放射化学技术规范的相关规定。排查发现，1、4号机组也存在稳压器液相硼浓度失去定期监测的类似问题。3.阳江核电厂调试人员误操作公用机组防火分区风门动作按钮导致已运行机组碘排风回路不可用的运行事件2016年5月25日，阳江核电厂3号机组处于功率运行模式，4号机组处于热态功能试验准备阶段。调试人员在进行4号机组安全壳环廊通风系统（DVW）逻辑试验时，因未遵守多机组相互影响工作管理的相关规定，在未经核实情况下，主观认为3、4号机组之间的数字化仪控系统（DCS）通讯没有建立，通过4号机组主控操作公用机组防火分区风门动作按钮（8SFZ520KG）发出关闭指令，导致3号机组碘排风回路风门关闭，碘排风回路全部不可用，产生DVW随机第一组I0，违反运行技术规范。4.宁德核电厂维修人员误拔通讯柜光纤插头导致电站计算机信息和控制系统（KIC）不可用的运行事件2016年5月1日，宁德核电厂3号机组处于功率运行模式。工作人员在处理主控制室系统（KCS）A列通讯柜Ⅱ系CPU（COM-A-Ⅱ系）与堆芯监测机柜B系CPU通讯故障时，由于工作文件包不完善、重复工作过程验证失效及风险分析不足等原因，在插拔Ⅱ系光纤插头进行故障定位过程中，误拔临近的I系CPU光纤插头，导致4个—6—操纵员站及A列安全级显示单元操作功能丧失，违反运行技术规范。5.防城港核电厂操纵人员误操作防火分区风门动作按钮导致DVW碘排风回路全部不可用的运行事件2016年4月25日，防城港核电厂1号机组处于功率运行模式。由于计划准备不充分、调试人员未执票作业、操纵员缺乏质疑的态度及试验程序不完善等原因，在执行1号机组防火挡板关闭能力及关闭指示灯试验过程中，1、2号机组核辅助厂房通风系统（DVN）和2号机组DVW部分防火挡板未预期正常关闭，主控操纵人员在未经机组长同意情况下，仅与调试人员简单沟通后，错误的通过防火分区风门动作按钮（9SFZ520KG）发出关闭指令，1号机组DVW系统回路阀门关闭，导致碘排风回路全部不可用，违反运行技术规范。6.岭澳核电厂维修人员漏拆接线导致主控制室空调系统（DVC）碘回路不可用的运行事件2016年4月2日，岭澳核电厂2号机组处于功率运行模式。机械专业人员持工作票对风门（L2DVC066VAF）进行维修，为了独立进行该风门的功能验证，要求仪控人员配合拆除其他相关风门接线。由于现场空间狭窄，且存在视觉盲区，仪控人员在工作中漏拆接线，导致在模拟风门关闭信号时，DVC系统风门（040/160/061/066VAF）意外关闭，碘回路不可用，违反运行技术规范。二、多个核电厂人员误碰导致的运行事件7.田湾核电站搭设脚手架人员误碰汽轮机调节油系统泄油阀触发停堆的运行事件2016年9月11日，田湾核电站2号机组处于满功率运行模式。—7—在二回路现场大修准备工作中，承包商搭设脚手架人员误碰汽轮机调节油系统泄油阀（2MAX30AA502），触发甩负荷信号，机组降功率至40%FP。随后现场操纵员关闭该泄油阀，调节油压恢复，汽轮机主调节阀开启，随即引起主蒸汽压力迅速降低，触发“二回路主蒸汽管线破口（AA14）”停堆保护信号，反应堆自动停堆。8.防城港核电厂清洁人员误碰主蒸汽隔离阀触发停堆的运行事件2016年8月4日，防城港核电厂2号机组完成50%FP功率平台的调试试验，在按计划升功率过程中，因前期多个核岛厂房未最终移交、风险防范措施和安全风险评估不到位、技术交底不充分、工作票授权时限存在不足等原因，清洁人员对主蒸汽隔离阀（2VVP001VV）所在区域进行清洁时，误碰阀门的“关”限位开关，导致阀门关闭，引发1号蒸汽发生器蒸汽流量下降、压力升高、水位下降，相继出现蒸汽发生器低水位信号和汽水失配信号，两个信号叠加触发自动停堆保护信号，反应堆自动停堆。9.昌江核电厂操纵员误点击蒸汽凝汽器排放系统（GCT-C）阀门转换按钮导致控制棒落棒的运行事件2016年7月29日，昌江核电厂2号机组处于热停堆模式。在拆除主蒸汽管线调试用临时压力仪表过程中，操纵员根据工作票要求将GCT-C阀门置于手动全关状态，由于风险分析和防范措施不到位等原因，操纵员误点击GCT-C阀门转换按钮，导致GCT-C阀门转变为自动控制状态。在投运主蒸汽管线压力仪表后，仪表读数大幅上升，GCT-C阀门开启，相继出现一回路平均温度低低信号和主蒸汽流—8—量高信号，两个信号叠加触发安全注入系统动作，控制棒全部落入堆底。10.宁德核电厂运行人员误碰48V直流电源系统配电盘开关产生多个随机第一组I0的运行事件2016年6月14日，宁德核电厂4号机组处于功率运行模式。在按计划解除隔离操作时，由于未严格执行关键敏感区域的工作要求、开关设计缺陷等原因，运行人员误碰身后48V直流电源系统配电盘按钮，造成配电开关跳闸，380V应急交流系统（LLD）失去控制电源，由LLD母线供电的电动阀无法按要求动作，导致产生低压安注系统一列不可用、至少一个参与高压安注直接注入功能的阀门不可用、至少一个参与安注双端注入功能的阀门不可用、一列安全壳喷淋系统（EAS）不可用、EAS系统氢氧化钠注入回路、安全壳隔离阀不可用和防误稀释的一个通道不可用等多个随机I0，违反运行技术规范。11.阳江核电厂检修人员误碰DVC碘回路入口风门动作机构导致碘过滤功能不可用的运行事件2016年4月13日，阳江核电厂1号机组处于功率运行模式。在执行DVC系统检修时，由于未按工作指令要求检修、现场空间狭小及防护措施不到位等原因，工作负责人在攀爬过程中误碰DVC系统碘回路入口风门（DVC089VAF）动作机构，风门关闭，DVC系统碘过滤功能全部不可用，人为产生第一组I0，违反运行技术规范。12.防城港核电厂施工人员打磨、焊接作业误触发多个感烟探测器报警导致DVW碘排风回路全部不可用的运行事件2016年1月19日，防城港核电厂1号机组处于功率运行模式，—9—2号机组处于安装、调试阶段。施工人员在对2号机组连接厂房进行打磨、焊接作业时，由于施工人员作业不规范、风险分析不充分、隔离防护措施不当及防火区完整性管理不足等原因，导致粉尘扩散至相邻的1号机组核辅助厂房，触发火灾探测系统多个感烟探测器报警，导致DVW防火阀关闭，DVW碘排风回路全部不可用，违反运行技术规范。三、经验反馈落实不到位造成的运行事件13.福清核电厂DVC碘过滤器回路风机动力电缆接线错误导致碘过滤器回路不可用的运行事件2015年8月，我局印发《关于2015年度上半年核电厂建造和调试质量事件与问题的通报》（国核安函〔2016〕76号），对核电厂发生多起电缆未端接或接线错误导致系统不可用事件进行了通报，并要求各营运单位加强排查和经验反馈工作。2016年8月23日，福清核电厂2号机组处于功率运行模式。工作人员执行DVC系统碘吸附器性能试验过程中，碘过滤器回路风量不能达到要求，经检查发现碘过滤器回路风机动力电缆接线错误，且碘过滤器回路不可用时间超出运行技术规范规定的3天维修期限。14.昌江核电厂调试设计变更未及时经验反馈至2号机组导致停堆的运行事件2016年6月24日，昌江核电厂2号机组处于功率运行模式。因1号机组调试期间设计变更未及时经验反馈至2号机组、DCS供货商对主给水窄量程流量表超量程质量位设置了上限和下限触发等原因，在功率由15%FP升至30%FP过程中，主给水窄量程流量表超出—10—主给水流量表量程上限，产生主给水流量信号质量位信号，触发蒸汽发生器主给水流量低信号，叠加核功率大于30%FP信号，导致反应堆自动停堆。15.红沿河核电厂运行人员操作不当导致一回路压力超出“压力和温度运行许可图”（P-T图）范围的运行事件2016年2月24日，红沿河核电厂1号机组处于余热排出系统冷却正常停堆（NS/RRA）模式。操纵员在执行定期试验（T1LHS001）中停运了一台余热排出系统（RRA）泵（H1RRA001PO），但试验结束后未恢复其运行，且未反馈相关人员。在后续的一回路灭汽腔后快速冷却降温过程中，操纵员在风险分析不充分的情况下启动H1RRA001PO，导致一回路冷却速率过大，水体积收缩，一回路压力快速下降，超出P-T图范围约46秒，违反运行技术规范。16.宁德核电厂施工人员多次误碰阀门传动钢缆导致应急柴油发电机组日用燃油罐排空的运行事件2016年1月14日，宁德核电厂4号机组处于维修停堆模式。由于阀门传动钢缆布置设计存在缺陷、作业前风险分析及辨识不足、作业空间狭小、现场风险防护措施以及经验反馈不到位等原因，施工人员误碰应急柴油发电机组日用燃油罐（LHP102BA）排油阀传动钢缆，排油阀开启，导致日用燃油罐排空，应急柴油机组不可用。调查发现，宁德核电厂曾多次发生误碰排油阀传动钢缆导致日用燃油罐排空的情况。
压水堆入门问答题与答案
绪论
1. 核能发电具有哪些优点？
特点1：核能具有很高的能量密度
特点2：核电是清洁的能源
特点3：核能是极为丰富的能源
特点4：核电在经济性具有竞争力
特点5：核电的安全性具有保障
2. 简述压水堆核电站的基本组成？
核岛——反应堆冷却剂系统、一回路辅助系统、辅助冷却水系统、专设安全设施、排出物的处理与排放
核辅助系统：化学和容积控制系统、硼和水补给系统、余热排出系统、反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统、设备冷却水系统
常规岛——蒸汽系统、给水加热系统、汽轮机辅助系统、常规岛冷却水系统、除盐水分配系统
电气系统——发电机及其辅助系统、输配电及其保护系统、厂用电系统
3. 压水堆核电站如何将核能转化成电能？
1、反应堆：将核能转变为热能（高温高压水作慢化剂和冷却剂）；
2、蒸汽发生器：将一回路高温高压水中的热量传递给二回路的给水，使其变为饱和蒸汽，在此只进行热量交换，不进行能量的转变；
3、汽轮机：将饱和蒸汽的热能转变为高速旋转的机械能。
4、发电机：将汽轮机传来的机械能转变为电能。
4. 核岛厂房主要有哪些？分别布置哪些系统？
1. 反应堆厂房
反应堆厂房又称安全壳，主要布置一回路系统设备（反应堆、主泵、蒸汽发生器、稳压器等）以及部分专设安全系统和核辅助系统
2. 燃料厂房
主要有乏燃料水池，用以贮存堆芯中卸出的乏燃料。厂房背面紧邻换料水箱，贮存反应堆换料所需的含硼水
3．核辅助厂房
主要布置主控制室和各种仪表控制系统及其供配电设备，另外蒸汽发生器的蒸汽管道和给水管道也穿过该厂房
此外，核岛还有柴油发电机厂房、连接厂房、、副主给水贮存箱
5. 常规岛主要有哪些厂房？分别布置哪些系统？
核岛厂房主要有汽轮厂房和辅助间以及联合泵站所组成。
汽轮厂房布置有二回路及其辅助系统飞主要设备，如汽轮机、发电机、冷凝器、除氧器、给水泵等
联合泵站位于循环冷却水的进口处，其内主要设置循环水泵和旋转滤网，为汽轮机的冷凝器提供冷却水源
核电站字母代码说明【范本模板】
核电站字母代码说明
系统代码（三字码)
设备功能代码（二字码）
厂房和构筑物代码 核电站字母代码说明 2/49
1 系统的三字母代码和名称
MAIN PLANT DIVISIONS
电厂主要功能类别
A Feedwater Supply
给水供应
C Condenser （Condensation – Vacuum – Circulating water)
凝汽器（冷凝 — 真空 — 循环水）
D Ventilation – Handling Equipment – Communications – Lighting
通风 — 装卸设备 — 通讯 — 照明
E Containment
安全壳
G Turbine Generator
汽轮发电机
J Fire Protection （detection – fire fighting）
消防（探测 — 火警）
K Instrumentation and Control
仪表和控制
L Electrical Systems
电气系统
P Pits
各种坑、池
R Reactor
反应堆
S General Services
公用系统
T Waste Treatment
三废处理
V Main Steam
主蒸汽
X Auxiliary Steam Production
辅助蒸汽生产
注意：每个系统后面所给出的机组号仅是给出供参考(参考电站三核）
核电站字母代码说明 3/49
系统代号 机组号 中/英文名称
ABP 3，4 Low pressure Feedwater Heater
低压给水加热器系统
ACO 3，4 Feedwater Heaters Drain Recovery
核安全有关定义
核安全有关定义
核安全（NUCLEAR SAFETY）
确保核设施的正常运行，预防或减少事故后果。以保护现场工作人员，居民和环境免受辐照损伤。
设计基准事故（DESIGN BASIS ACCIDENT）
针对按已定的设计准则而设计的电站的事故工况。例如失水事故（LOCA），蒸汽发生器传热管破裂事故（RTGV）等
（Accident conditions against which the nuclear power plant is designed
according to established design criteria ）
能动部件（ACTIVE COMPONENT）
需要依靠外力输入，如机械运动，电能供给等，从而完成其功能的部件叫能动部件。如：泵，风机，继电器，传感器等。
非能动部件（PASSIVE COMPONENT）
不需外力输入即可完成其功能的部件叫非能动部件。如：热交换器，容器，电器柜等。
共模故障（COMMON CAUSE FAILURE）
由于单一的特定事件或原因而引起的一系列设施或设备的故障叫共摸故障。如：火灾，设计错误等。
（The failure of a number of devices or components to perform their
functions as a result of a single specific event or cause ）
安全系统（SAFETY SYSTEM）
安全相关的系统，用于反应堆停运或堆芯余热导出，或限制事故的后果。如：安注系统（RIS），安全壳喷淋系统（EAS）等。
保护系统（PROTECTIVE SYSTEM ）
包括所有电气，机械设备和线路，从传感器到执行机构的输入端，用于产生保护信号的系统。如：RPR
（A system which encompasses all electrical and mechanical devices and
压水堆核电厂：反应堆冷却剂系统(RCP)(84页)
1 1. 引 言
压水堆核电厂的组成如图0-1所示。通常可以分为三大部分：
1． 核的系统和设备部分，又称核岛；
2． 常规的系统和设备部分，又称常规岛；
3． 电气系统和设备。
核岛由以下几部分组成:
（1） 反应堆及一回路主系统和设备（主管道、冷却剂主泵、蒸汽发生器、稳压器及卸压箱等）；
（2） 一回路主要辅助系统：如化学和容积控制系统（RCV）、余热排出系统(RRA)、硼和水补给系统（REA）等。
（3） 专设安全设施系统：如安注系统（RIS）、安全壳喷淋系统（EAS）等。
（4） 与安全壳相关的通风系统：如安全壳换气通风系统（EBA）、大气监测系统（ETY）等。
（5） 三废系统：如废液处理系统（TEU）、硼回收系统（TEP）等。
（6） 其它系统：
核岛系统中的反应堆、一回路主系统和设备以及余热排出系统安置在安全壳内，核岛系统的其余部分的大部分设备安装在安全壳外的核辅助厂房内。
压水堆核电厂的常规岛包括那些与常规火力发电厂相似的系统及设备，主要有：
（1） 蒸汽系统:如主蒸汽系统（VVP）、汽水分离再热系统（GSS）等；
（2） 给水系统:如凝结水系统（CEX）、除氧器系统（ADG）等；
（3） 汽机及其辅助系统:如汽轮机润滑、顶轴和盘车系统（GGR）
（4） 外围系统:如核岛除盐水分配系统（SED）、循环水处理系统（CTE）等。
电气部分是电厂的一个重要组成部分，它主要包括以下系统及设备：
a) 发电机及其辅助系统，如发电机定子冷却水系统（GST），发电机励磁和电压调节系统（GEX）等。
b) 厂内外电源系统，如LGA，LGB，LLA，LNA等。
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图 0-1 压水堆核电厂的组成
3 1.1 反应堆冷却剂系统（RCP）
本章介绍600MWe压水堆核电厂反应堆冷却剂系统的功能，系统内主要设备（压水反应堆、蒸汽发生器、冷却剂主泵、稳压器及卸压箱）的作用及组成，反应堆冷却剂系统与辅助系统的联系及其运行原理。
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。
核电站320教材 反应堆水池和乏燃料水池冷却和处理系统(PTR)
反应堆水池和乏燃料水池冷却和处理系统（PTR）
5.1.1 系统的功能
PTR系统对反应堆水池和乏燃料水池进行冷却、净化、充水和排水。
1．冷却功能
(1) 系统冷却乏燃料水池中的燃料元件，导出其剩余释热；
(2) 机组在换料或停堆检修，RRA系统不可用，且一回路已经打开的情况下，PTR系统作为RRA系统的应急备用，冷却堆芯，导出其余热。
2．净化功能
(1) 净化去除乏燃料水池中的裂变产物和腐蚀产物，限制乏燃料水池的放射性水平；
(2) 过滤清除反应堆水池和乏燃料水池水中的悬浮物，以保持水中良好的能见度。
3．充、排水功能
(1) 系统向反应堆水池和乏燃料水池充以硼浓度为2100µg/g的硼水，使水池有足够的水层，为操作人员提供良好的生物防护；
(2) 保证乏燃料处于次临界状态；
(3) 实施除乏燃料贮存池外其它水池的排水。
4．为安全注入系统和安全壳喷淋系统贮存必要的硼水。
5.1.2 系统的组成
系统由反应堆水池、乏燃料水池、换料水箱和它们所连结的冷却、净化、充水和排水回路组成。系统流程如图5.1所示。
图5.1 反应堆水池和乏燃料水池冷却和处理系统流程简图
1．反应堆水池
反应堆水池位于反应堆厂房内，池面标高为20m,总水容积为1310m3。它分为两个部分：
(1) 换料腔（或称为堆腔），该水池位于反应堆压力容器的正上方，池底标高为10.862m，容积为520m3；
(2) 堆内构件贮存池，该水池与换料腔相连，池底标高为7.5m，容积为790m3。
这两个水池之间用气密封挡板隔开，可单独进行充排水。机组正常运行时，反应堆水池是不充水的。
只有在换料，反应堆压力容器封头需要打开的情况下，反应堆水池才予充水。水池满水的水位标高为19.5m。
2．乏燃料水池
乏燃料水池位于燃料厂房内，池面标高也是20m，总水容积为1800m3，它分为四个部分: (1) 燃料输送池：水容积为235m3，池底标高为7.5m,池底有一个连接燃料厂房和反应堆厂房堆内构件贮存池的传递通道，乏燃料由换料机从反应堆吊出后，由运输小车将其穿过传递通道，送入燃料输送池。
系统名称和分类
123第一个字母代表了系统的主要功能A 给水供应C 凝汽器D 通风 －吊装设备－照明系统E 安全壳G 蒸汽发电机J 防风K 仪表和控制L 电气系统P 地坑，池R 反应堆S 总服务T 废物处理V 主蒸汽X 辅助蒸汽Y 临时试验设备第二个字母明确了系统规则或者系统类型M 吊装设备V 通风N 正常照明系统S 安全系统A 230V直流电供应B 125伏直流电供应C 48伏直流电的供应K 380伏交流电的正常供应L 380伏交流电的安全供应
第三个字母表明系统的位置（如L＝LX厂房或者区别前两个字母相同的不同系统
1RCP●反应堆冷却剂系统 2RCV●化学和容积控制系统 3REA●反应堆硼和水补给系统 4RIS●安全注入系统 5RRI●设备冷却水系统 6TEP●硼回收系统 7TES●固体废物处理系统 8TEU●废液处理系统 9VVP●主蒸汽管道系统 10APG◆蒸汽发生器排污系统 11ASG◆辅助给水系统 12DVN◆核辅助厂房通风系统 重系统
一般系统13EAS◆安全壳喷淋系统 14EPP◆安全壳泄漏监测系统 15ETY◆安全壳内大气监测系统 16EUF◆安全壳过滤排放系统 17EUH◆安全壳消氢系统 18EVF◆安全壳内空气净化系统 19GCT◆汽轮机旁路系统 20JPD◆消防水分配系统 21JPI◆核岛消防系统 22JPL◆电气厂房消防系统 23JPP◆消防水生产系统 24JPV◆柴油发电机灭火系统 25KCO◆电站过程控制机柜系统 26KIC◆电站计算机信息和控制系统 27KIR◆松动部件和振动监测系统 28KIS◆地震仪表系统 29KRT◆电厂辐射监测系统 30KSC◆主控制室系统 31KSN◆核辅助厂房一就地控制室和过程控制机柜系统 32LLS◆水压试验泵汽轮发电机组 33LLS◆水压试验泵汽轮发电机组 34LSA◆试验回路系统 35LYS◆1-4 蓄电池试验回路 36PMC◆核燃料装卸和贮存系统 37PTR◆反应堆换料水池和乏燃料水池的冷却和处理系统 38RAZ◆核岛氮气分配系统 39REN◆核取样系统 （热试验室） 40RGL◆棒控及棒位系统 41RIC◆堆芯仪表系统 42RPE◆核岛疏水排气系统 43RPN◆核仪表系统 44RPR◆反应堆保护系统 45RRA◆余热排出系统 46RRB◆硼水加热系统 47SAP◆压缩空气生产系统 48SAR◆仪表用压空分配系统 49SAT◆公用压空分配系统 50SBE◆放射性洗衣房和去污系统 51SEC◆重要厂用水系统 52SED◆中性除盐水贮箱及分配系统 53SEL◆常规岛废液排放系统 54SEO◆生活污水及雨水排水兼处理系统 55SEP◆饮用水系统 56SER◆偏碱性除盐水贮箱及分配系统 57SES◆热水生产及分配系统 58SIR◆化学药剂注入系统 59SRE◆厂区放射性废水回收系统 60SVA◆辅助蒸汽分配系统 61TEG◆废气处理系统 62TER◆核岛废液排放系统 63KME◆性能试验数据采集系统 64KPR◆应急停堆盘系统 65ADS△低压交流380V系统(ET厂房)66ARE△给水流量控制系统 67DEG△核岛厂房冷冻水系统 68DEL△电气厂房冷冻水系统 69DMK△燃料厂房吊装设备 70DMN△核辅助厂房吊装设备 71DMR△反应堆厂房吊装设备 72DMW△反应堆厂房外部龙门架、连接厂房房间、柴油机房、核废物辅助厂房和电气厂房 73DND△柴油机房正常照明系统 74DNK△燃料厂房正常照明系统 75DNL△电气厂房正常照明系统 76DNN△核辅助厂房正常照明系统 77DNQ△固化桶贮存库正常照明系统 78DNR△反应堆厂房正常照明系统 79DNW△连接厂房正常照明系统 80DSD△柴油机房应急照明系统 81DSK△核燃料厂房应急照明系统 82DSL△电气厂房应急照明系统 83DSN△核辅助厂房应急照明系统 84DSQ△固化桶贮存库正常照明系 85DSR△反应堆厂房应急照明系统 86DTL△闭路电视系统 87DTV△厂区通信系统 88DVC△主控制室空调系统 89DVE△电缆层通风系统 90DVF△电气厂房排烟系统 91DVG△辅助给水泵房通风系统 92DVH△上充泵房应急通风系统 93DVI△设备冷却水房间通风系统 94DVK△核燃料厂房通风系统 95DVL△电气厂房主通风系统 96DVQ△固化桶贮存库通风系统 97DVS△安全注入和安全壳喷淋泵电机房通风系统 98DVW△安全壳环廊房间通风系统 99DWL△热洗衣房通风系统 100DWS△重要厂用水泵房通风空调系统 101EBA△安全壳换气通风系统 轻系统102EVC△反应堆堆坑通风系统 103EVR△安全壳连续通风系统 104JDT△火警探测系统 105LAA△220V不间断直流电源系统、逆变电源系统 106LBA△直流电源及配电系统－A系列 107LBB△直流电源及配电系统－B系列 108LBC△第一保护组逆变电源系统 109LBD△第二保护组逆变电源系统 110LBE△第三保护组逆变电源系统 111LBF△第四保护组逆变电源系统 112LBG△直流电源系统（NX） 113LBP△125伏直流电源系统 114LCA△机组48伏直流电源系统－A系列 115LCB△机组48伏直流电源系统－B系列 116LCD△公用48伏直流电源系统 117LHA△6.6KV交流应急配电系统－A系列 118LHB△6.6KV交流应急配电系统－B系列 119LHP△6.6KV交流应急电源系统－A系列 120LHQ△6.6KV交流应急电源系统－B系列 121LHT△6.6KV交流应急电源切换及连接系统 122LKA△核岛厂用设备（380V交流供电系统） 123LKB△核岛厂用设备（380V交流供电系统） 124LKC△核岛厂用设备（380V交流供电系统） 125LKD△核岛厂用设备（380V交流供电系统） 126LKE△核岛厂用设备（380V交流供电系统） 1278LK△核辅助厂房厂用设备（380V交流供电系统） 128LKJ△核辅助厂房厂用设备（380V交流供电系统） 129LKP△P热洗衣房低压交流系统（380V交流供电系统） 130LKS△废物处理辅助厂房设备（380V交流供电系统） 131LLA△380伏交流应急供电系统 A系列 132LLB△380伏交流应急供电系统 B系列 133LLC△380伏交流应急供电系统 A系列 134LLD△380伏交流应急供电系统 B系列 135LLE△380伏交流应急供电系统 A系列 136LLF△核岛辅助厂房照明A列 137LLG△A系列柴油发电机组辅助设备 138LLH△核岛辅助厂房照明B列 139LLI△380伏交流应急供电系统 A系列 140LLJ△380伏交流应急供电系统 B系列 141LLM△核岛照明 142LLN△380伏交流应急供电系统 A系列 143LLO△380伏交流应急供电系统 B系列 144LLW△B系列柴油发电机组辅助设备 145LMA△220伏交流正常电源和配电系统 146LNA△220伏交流不间断电源系统 147LNC△220伏交流不间断电源系统 148LND△220伏交流不间断电源系统 149LNE△220伏A系列交流不间断电源和配电系统 150LNF△220伏交流不间断电源系统（辅助厂房） 151LNP△220伏交流不间断电源及配电系统 152LRT△大修期间再供电系统 153LTR△接地系统 154RAM△棒电源系统 155RRM△控制棒驱动机构通风系统 156SLT△更衣室通风系统 157LCC△机组解列用的48V直流电源系统 158LCE△48伏直流电源系统 159LDA△30伏直流电源系统 160LNB△220伏交流不间断电源系统
安全壳喷淋系统电动头底座轴承散架原因分析96
安全壳喷淋系统电动头底座轴承散架原因分析
摘要:对某电厂安全壳喷淋系统（EAS）阀电动头止推轴承散架事件进行分析，确认根本原因是电动头远传机构制造存在偏差，导致远传机构与电动头连接法兰面存在间隙使电动头底座轴承重载运行。根据根本原因制定了检查行动，杜绝了同类电动头轴承散架事件的再次发生。
关键词:电动头；止推轴承；磨损；间隙；轴承散架
安全壳喷淋系统（EAS）是在事故情况下将安全壳内压力和温度降低至可接受的水平，以保持安全壳的完整性。EAS系统在反应堆冷停堆时能用于消防，在冷却剂丧失事故（LOCA）期间能降低安全壳内的气载放射性水平。 EAS001VB是反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统（PTR）安注大罐与安注泵之间的隔离阀。平时开启，事故情况下安注大罐水被抽入安全壳厂房，在安注大罐抽空后转由地坑抽水喷淋时，该阀门须保持关闭，防止EAS喷淋泵气蚀损坏[1]。
1 故障描述
2011年2月28日，某电厂进行反应堆保护系统A列试验（T3RPA035）时发现3EAS001VB无法开启。检查发现3EAS001VB电动头力矩保护动作，拆开电动头与阀门远传机构连接部位进一步检查，发现电动头底座上止推轴承散架，保持架挤成碎片，轴承室磨损产生金属粉末。现场轴承散架如图1、图2所示。
2 原因分析
2.1 电动头底座功能及结构介绍
阀门为平行闸板阀，保持常开状态，系统压力较低，管线无振动。电动头只在操作阀门时动作，转速为61 r/min，每次操作时间为50 s，属短时工作制，电动头通过远传机构驱动阀门，远传机构与阀门为花键连接，花键能“轴向”滑动释放来自阀杆上推力。电动头底座与远传机构为联轴器连接，因远传花键已释放阀门上推力，所以电动头底座部位不会受到来自阀门的轴向上推力。同时在电动头底座也设计有止推轴承，阻挡来自阀门向上的额定推力而保护电动头。