第二章核電廠安全設計-wenkub.com
2025-01-06 08:59 本頁面
【正文】 RWST VCTV521B V512AV104AV104BBATPB BATPAV528A過濾器V224B V224AV233B V233AV234BV235BV236BV234AV235AV236AV006主泵軸封APRZA環(huán)冷段B環(huán)冷段V237A V238A V239AV237B V238B V239BV012V008主泵軸封BV467AV462AV467BV462B再生熱交換器上充泵 A上充泵 B硼酸貯存箱 B 硼酸貯存箱 A 換料水箱 容積控制箱硼酸駁運泵 B 硼酸駁運泵 A化容 上充SCVIC8本底V461A V461BV528BV216A V216B秦山一期秦山一期2023ppm大亞灣核電站安注系統(tǒng)ACCAV03B V03ASump A Sump BV01A V01BBV24CV24IV24LV24FV24JV24GV24DV24ASRHV11ASRHV11BSRHV02BSRHV02ASRHV04ASRHV04BSRHV05BSRHV05ARHExBV50BRHExAV50ARHRPARHRPBV28AV28CV28EV28GV28BV28FV28DV28HV35CV35DV35AV35BA1A2B1B2V40AV40BV41AV41BSRHV28BSRHV28ARWSTMISSILEBARIERAV02B V02AV34AV34BV34CV34D安全殼外安全殼內安全殼外安注箱B換料水箱安注箱AHPISLPIS高壓安注p~100pa低壓安注p~10pa安注箱p~60pa秦山一期安注系統(tǒng)模擬圖（秦山一期安注系統(tǒng)模擬圖（ ECCS））l 高壓注射l 中壓注射l 低壓注射應 急水箱CANDU應急堆芯冷卻系統(tǒng)（應急堆芯冷卻系統(tǒng)（ ECCS））大亞灣核電站化容系統(tǒng)7000ppmBSump壓力調節(jié)系統(tǒng)216。核電廠安全系統(tǒng)核電廠安全系統(tǒng)v 先進核電站安全系統(tǒng)v 反應堆控制與保護功能v 核電廠主要安全系統(tǒng)AP600核電廠安全系統(tǒng)AP1000安全系統(tǒng)設計理念EPR核島布置特點 ：?4個安全子系統(tǒng)，每個安全系統(tǒng)都可以獨立完成安全功能?每個安全系統(tǒng)有相互獨立的廠房?采用堆芯熔融物擴展區(qū)，防止安全殼底部融穿?雙層安全殼 內層：預應力混凝土 外層：鋼筋混凝土堆芯熔融物擴展區(qū)安全廠房反應堆廠房EPR廠房布置瀏覽特點 ：?防飛機撞擊? 主控室在兩廠房之間? 安全廠房的兩個分開布置，兩個有足夠厚的墻? 兩個應急柴油機分開布置? 防震? 底部混凝土 6m厚主控室乏燃料廠房應急柴油機EPR電廠布置核電廠主要安全系統(tǒng)v 反應堆正常運行調節(jié)系統(tǒng)v 反應堆安全保護系統(tǒng)v 專設安全保護設施v 化學與容積控制系統(tǒng)正常運行調節(jié)系統(tǒng)安全保護系統(tǒng)反應堆控制與保護功能反應堆正常運行調節(jié)系統(tǒng)作 用 ：縱深防御第一層 ?EnergyCP1300兩環(huán)路– 每環(huán)一臺蒸汽發(fā)生器和兩臺主泵? 日本三菱的 NP21，歐洲的 ERP和俄羅斯的 WWER1500四環(huán)路– 每環(huán)一臺蒸汽發(fā)生器和一臺主泵v 采用全范圍數(shù)字化控制系統(tǒng)– 顯著提高可靠性– 改善人因工程– 避免誤操作v 施工建設模塊化以縮短工期– 縮短工期有效辦法之一– 改變傳統(tǒng)的把單項設備逐一運往工地安裝方式，向模塊化方問發(fā)展– 以設計標準化和設備制造模塊化的方式盡可能在制造廠內（條件較工地好）組裝好，減少現(xiàn)場施工量以縮短工期? ABWR機組已成功地采用了這種技術? AP1000采用模塊化設計、建造技術，工期可縮短為 48個月? 德國、美國、南非正在研究設計的高溫氣冷堆，也往模塊化方向發(fā)展第四代核能系統(tǒng)的開發(fā) 核燃料熱工安全余量 ≥15％v 經(jīng)濟性能與聯(lián)合循環(huán)的天然氣電廠相競爭– 機組可利用率 ≥v 安全性滿足 URD文件要求 美國 80％的機組都要申請延壽– 延壽后的發(fā)電成本可降低到 /kWh第三代核電機組的技術要求v 第三代核電機組的基本要求– 滿足 《 用戶要求文件 》 （ URD）或者 EUR文件為設計要求– 具有預防和緩解嚴重事故措施– 經(jīng)濟上能與天然氣機組相競爭的核電機組及其反應堆– 如 AP1000、 EPR、 SBWR 等v 第三代核電機組的設計原則– 在第二代核電機組已積累的技術儲備和運行經(jīng)驗的基礎上，針對其不足之處，進一步采用經(jīng)過 開發(fā)驗證可行 的新技術– 顯著改善其安全性和經(jīng)濟性，滿足 URD文件或 informed《新建核電廠設計中幾個重要安全問題的技術政策》 ,2023采用計算機的控制和保護系統(tǒng)v 硬件和軟件可靠性要求– 若 安全重要系統(tǒng) 的功能與所采用的計算機系統(tǒng)的可靠性有關，? 應制定開發(fā)和試驗計算機硬件和軟件的 相應標準? 在系統(tǒng)的 整個壽期 ，特別是軟件開發(fā)的 全過程中加以實施– 整個開發(fā)過程應當有適當?shù)?質量保證大綱– 采用計算機的系統(tǒng)的可靠性應 與安全重要系統(tǒng) 的可靠性要求相適應– 應使用 相互補充 的 開發(fā)手段 (包括分析和試驗 )和 驗證手段 來確認達到了所要求的 可靠性v 硬件和軟件的質量和審查要求– 當采用計算機的系統(tǒng)應用于 保護系統(tǒng) 中時，應使用 最高質量和實踐效果最好 的硬件和軟件。v 概率安全分析是目的– 確認核電廠有一個平衡的設計，以保證 某個設施或始發(fā)事件 對核電廠 總的風險貢獻 不會過大，或有顯著的不確定性；– 確認核電廠參數(shù)小的 偏離 不會導致核電廠性能 嚴重異常– 提供 嚴重堆芯損壞概率 的評價和需要場 外早期響應的大量放射性釋放 的風險評價，以確認與 概率安全目標 的一致性– 提供 外部災害事件 發(fā)生概率及其后果的評價– 確認通過系統(tǒng)設計的 改進 或運行規(guī)程的 修改 能夠 降低嚴重事故 發(fā)生頻度和減輕其后果– 評價核電廠 應急規(guī)程 的充分性v 要求– 在不同的設計階段，和為了不同的目的，可以 分步完成 概率安全分析工作，如? 概
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