核能发电技术 主讲：韩奎华 山东大学能源与动力工程学院

4.3专设安全设施 4.3.1 概述 4.3.2 安全注入系统（RIS） 4.3.3 安全壳喷淋系统（EAS） 4.3.4氢控制系统 4.3.5 辅助给水系统（ASG） 2019/5/17 专设安全设施

4.3.1 概述 1.专设安全设施的范围 安全注入系统（RIS） 安全壳喷淋系统（EAS） 辅助给水系统（ASG） 安全壳隔离系统（EIE） 安全壳内大气监测系统（ETY） ※其他一些系统协助专设安全设施完成安全功能，或者为专设安全设施的良好运行提供必要的条件。 (1)通风；(2)供给冷却水；(3)排出余热；(4)提供能源 2019/5/17 专设安全设施

任何情况下，三道屏障中的任何一道破坏，不会引起其它屏障的破坏。 2. 设计准则 （1）屏障的独立性 任何情况下，三道屏障中的任何一道破坏，不会引起其它屏障的破坏。 （2）多重性原则 每一系统内的重要设备都是冗余的，支持系统分属不同系列，满足单一故障准则 2019/5/17 专设安全设施

关键设备都有应急措施，失电时处于安全状态。 （4）按设计基准事故确定设备能力 — 燃料包壳峰值温度低于1200℃； （3）设备的可靠性 关键设备都有应急措施，失电时处于安全状态。 （4）按设计基准事故确定设备能力 — 燃料包壳峰值温度低于1200℃； — 氢气产生量低于假想总量的1%； — 安全壳内压力低于设计值（0.52MPa）； — 可允许失去正常电源。 2019/5/17 专设安全设施

下面列举了专设安全设施在一些典型事故中所起的作用 （1）一回路小破口事故 破口当量直径9.5-25mm 3. 专设安全设施的作用 下面列举了专设安全设施在一些典型事故中所起的作用 （1）一回路小破口事故 破口当量直径9.5-25mm RCP泄漏量很小时，RCV上充即可补偿 泄漏量较大时，投入RIS，限制稳压器水位和压力降低 投入ASG，保证排出堆芯余热，使RCP尽快降温降压 蒸汽发生器的蒸汽通过GCT排入冷凝器或大气 ※ GCT — 汽轮机旁路排放系统 2019/5/17 专设安全设施

投入RIS，防止堆芯裸露，保证燃料元件的完整性 安全壳隔离，防止放射性物质泄漏到安全壳以外 投入EAS，保证安全壳的完整性 （2）一回路大破口事故 破口当量直径大于345mm，属于设计基准事故 投入RIS，防止堆芯裸露，保证燃料元件的完整性 安全壳隔离，防止放射性物质泄漏到安全壳以外 投入EAS，保证安全壳的完整性 2019/5/17 专设安全设施

启动RIS向RCP注入高浓度硼酸溶液，防止堆芯重返临界 启动ASG排出堆芯余热，直至RRA投入为止 （3）二回路大破口事故 主给水管道大破口事故 投入ASG，排出堆芯余热 蒸汽管道断裂事故 启动RIS向RCP注入高浓度硼酸溶液，防止堆芯重返临界 启动ASG排出堆芯余热，直至RRA投入为止 如果破口在安全壳内，启动EAS以保证安全壳完整性 为避免蒸汽发生器排空，进行蒸汽管道隔离 2019/5/17 专设安全设施

发生概率大于1次/堆年，放射性后果不超过1/1000mSv，该类工况不会导致保护系统动作 第一类—正常运行和瞬态运行 发生概率大于1次/堆年，放射性后果不超过1/1000mSv，该类工况不会导致保护系统动作 电站的正常启动、停闭和稳态运行 在允许限度内带有燃料包壳缺陷或蒸汽发生器泄漏等的极限运行 允许范围内的运行负荷瞬变 2019/5/17 专设安全设施

发生概率10-2次/堆年~ 1次/堆年，放射性后果不超过1/1000mSv，该类工况反应堆安全停闭，燃料包壳保持完整性，系统压力不超设计值 第二类—常见故障 发生概率10-2次/堆年~ 1次/堆年，放射性后果不超过1/1000mSv，该类工况反应堆安全停闭，燃料包壳保持完整性，系统压力不超设计值 反应堆启动或功率运行时控制棒组件失控提升 控制棒组件落棒 硼失控稀释 部分失去冷却剂流量 失去正常给水 给水温度降低 2019/5/17 专设安全设施

第二类—常见故障 负荷过分增加 失去外电源 一回路卸压 主蒸汽系统卸压 功率运行时安注系统误动作 汽轮发电机组故障 2019/5/17 专设安全设施

某个特定的反应堆在整个寿期可能发生的事故发生概率10-4次/堆年~ 10-2次/堆年，放射性后果不超过5mSv 第三类—不常见故障 某个特定的反应堆在整个寿期可能发生的事故发生概率10-4次/堆年~ 10-2次/堆年，放射性后果不超过5mSv 一回路系统小破口 二回路蒸汽管道小破口 燃料组件误装载而投入运行 满功率运行时一个控制棒组失控抽出 稳压器一个安全阀意外打开卡死在开启位置 放射性废气，废液事故稀释 2019/5/17 专设安全设施

发生概率相当小，后果可能比较严重的事故，能发生的事故发生概率10-6次/堆年~ 10-4次/堆年，放射性后果不超过150mSv 第四类—极限故障 发生概率相当小，后果可能比较严重的事故，能发生的事故发生概率10-6次/堆年~ 10-4次/堆年，放射性后果不超过150mSv 一回路主管道断裂，堆芯失去冷却的失水事故 二回路蒸汽管道大破裂 蒸汽发生器管子断裂 一台主泵转子卡死 主给水管道断裂 弹棒事故 燃料操作事故 2019/5/17 专设安全设施

安全准则 第一类工况：燃料包壳不应受到任何损坏，不应要求启动任何保护系统或专设安全设施 第二类工况：燃料不应受到任何损坏。任何屏障不受损坏。采取纠正措施后机组能够重新启动 第三类工况：一些燃料可能损坏，但数量有限。一回路功能和安全壳的完整性不应受影响 第四类工况：可能有一些燃料元件损坏，但数量仍有限，专设安全设施应能保持其持久性功能和完整性 2019/5/17 专设安全设施

当RCP发生失水事故或二回路汽水回路发生破裂或失效时，确保堆芯热量的排出和安全壳的完整性，限制事故的发展，减轻事故的后果。 专设安全设施的作用 当RCP发生失水事故或二回路汽水回路发生破裂或失效时，确保堆芯热量的排出和安全壳的完整性，限制事故的发展，减轻事故的后果。 反应堆的热工安全性 第三道安全屏障的完整性 — 防止放射性物质扩散到环境中 2019/5/17 专设安全设施

专设安全设施功能 防止放射性物质扩散，保护环境，保护公众和电站工作人员的安全 当电站出现二、三类事故时，保证反应堆余热排除并尽可能地限制裂变产物的包容设备及系统的损坏 发生失水事故时向堆芯注入含硼水 阻止放射性物质向大气释放 阻止安全壳中氢气的浓度 向蒸汽发生器事故供水 2019/5/17 专设安全设施

※ 只要满足核安全三要素，核安全就能得到保证 ※ 核安全三要素是保护核电站工作人员、公众和环境免受放 射性危害的根本 反应性控制 堆芯冷却 放射性产物的包容 ※ 只要满足核安全三要素，核安全就能得到保证 ※ 核安全三要素是保护核电站工作人员、公众和环境免受放 射性危害的根本 2019/5/17 专设安全设施

4.3.2 安全注入系统（RIS） 安全注入系统的功能 一回路小破口或二回路蒸汽管道破裂时，向RCP补水，重新建立稳压器水位； 一回路大破口时，向堆芯注水，重新淹没并冷却堆芯，限制燃料温度上升； 二回路蒸汽管道破裂时，向RCP注入高浓度硼酸溶液，补偿反应性变化，防止堆芯重返临界。 2019/5/17 专设安全设施

辅助功能 换料停堆期间，低压安注泵用来为反应堆水池充水； 进行RCP系统的水压试验；— 用水压试验泵 在失去全部电源时为主泵提供轴封水；— 用水压试验泵 再循环注入阶段，低压安注泵从安全壳地坑吸水，RIS在安全壳外的管段成为第三道屏障的一部分。 2019/5/17 专设安全设施

系统描述 ※ 非能动系统 —— 系统投入不依赖外部能源而是依靠自身蕴含的能量 2019/5/17 专设安全设施

1.高压安全注入系统（HHSI） 一回路系统破口而使压力降到11.9MPa，或者主蒸汽管道发生破裂使冷却剂温度明显降低时，向堆芯注入高浓硼酸水 利用RCV的上充泵作为高压安注泵（RCV001~003PO） 1台浓硼酸注入箱 - RIS004BA 硼酸再循环回路 硼注入缓冲箱RIS021BA，硼酸再循环泵RIS021PO、022PO 吸水管线 注入管线 2019/5/17 专设安全设施

（1）HHSI的吸水管线 正常管线：与低压安注泵出口连接的增压管线。 备用管线：直接从换料水箱来的吸水管线，低压安注泵失效时使用 ※出现安注信号后，RCV001~003PO从容控箱来的吸水管线隔离 ※低压安注泵运行时，换料水箱与高压安注泵之间连接管道上的逆止阀关闭 2019/5/17 专设安全设施

（2）HHSI的注入管线 1 - 通过浓硼酸注入箱RIS004BA的管线 由安注信号启动，将浓度7000μg/g的硼酸注入RCP冷段 2 - 硼注入箱旁路管线 在硼注入箱管线发生故障时使用，正常情况下关闭 3 - 两条并联的热段注入管线 在冷、热段同时注入阶段时使用使用 4 - 硼酸再循环回路 防止硼注入箱RIS004BA中的硼酸结晶 2019/5/17 专设安全设施

高压安注系统流程 ① ④ ② ② ③ ① 2019/5/17 专设安全设施

2019/5/17 专设安全设施

（2）低压安全注入系统（LHSI） 由两条独立流道组成，每条流道有一台低压安注泵 反应堆正常运行时，两台低压安注泵不运行 吸水管线 直接注入阶段：通过两条独立管线从换料水箱抽水 再循环阶段：通过两条独立管线从安全壳地坑抽水 注入管线 热管段注入 冷管段注入 2019/5/17 专设安全设施

低压安注系统流程 ① ② 2019/5/17 专设安全设施

2019/5/17 RCP系统流程图 专设安全设施

（3）中压安全注入系统 由三个蓄压安注箱组成，分别接到三个冷却环路的冷管段 安注箱内含硼水浓度2400μg/g，用4.2MPa氮气覆盖 安注箱的隔离由每条注入管线上的两个串联的逆止阀保证 RCP系统压力降低到安注箱压力以下时，由氮气压将含硼水注入RCP冷段，能在短时间内淹没堆芯 每个安注箱能提供淹没堆芯所需容积的50％ 正常停堆期间，当RCP的压力低于7MPa时，关闭隔离阀（RIS001~003VP），防止安注箱向RCP注入硼水 2019/5/17 专设安全设施

中压安注系统流程 2019/5/17 专设安全设施

2019/5/17 专设安全设施

主要设备 1. 高压安注泵（RCV001，002，002PO） 即RCV的上充泵，详见第四章 2. 低压安注泵（RIS001、002PO） 布置在燃料厂房，是带诱导轮的立式单级离心泵，电机和机械密封由RRI提供冷却； 失去外电源且厂用电不可用时，由应急柴油发电机供电 最小流量：100m3/h 最小流量下压头：150~180m水柱 额定流量：850m3/h 额定流量下压头：92~102m水柱 进口绝对压力（最大）0.56MPa 进口温度（最大）120℃ 2019/5/17 专设安全设施

两端带半球形封头的圆筒形压力容器，容积3.4m3； 入口装有喷雾器，将硼酸以360°的扇形喷入箱内； 3. 硼酸注入箱(RIS004BA) 两端带半球形封头的圆筒形压力容器，容积3.4m3； 入口装有喷雾器，将硼酸以360°的扇形喷入箱内； 箱内设置加热器，防止硼酸结晶；由REA供应高浓 度硼酸。 4. 硼注入缓冲箱 (RIS021BA) 为硼注入箱的再循环回路提供缓冲能力，容积0.55m3 ； 装有电热器、搅拌器和带粗滤器的漏斗，防止硼酸析出。 2019/5/17 专设安全设施

两端带半球形封头的圆筒形压力容器，容积47.7m3 箱内充填用加压氮气覆盖的含硼水 正常温度/压力：40℃/4.235~4.270MPa 5. 安注箱（ RIS001、002、003BA） 布置在反应堆厂房 两端带半球形封头的圆筒形压力容器，容积47.7m3 箱内充填用加压氮气覆盖的含硼水 正常温度/压力：40℃/4.235~4.270MPa 正常容器液体容积：33.2m3 2019/5/17 专设安全设施

布置在核辅助厂房，每台泵安装在一个隔间内 全密封、离心式泵，泵轴承由泵送的流体润滑 6. 硼酸注入箱再循环泵（RIS021、022PO） 布置在核辅助厂房，每台泵安装在一个隔间内 全密封、离心式泵，泵轴承由泵送的流体润滑 为使泵保持在高于硼溶解度限值的温度，隔间环境用电加热器加热 备用泵用除盐水充满并连续加热，以备需要时能迅速启动 2019/5/17 专设安全设施

7. 水压试验泵（9RIS011PO） 布置在核辅助厂房 两个机组共用，是双缸、液动、往复式泵 由9RIS111PO、112PO两台泵组成，其中一台是增压泵 在水压试验中使RCP升压，也用于安注箱充硼水 出口压力：4.7~24MPa 流量：0~6m3/h 进口最大温度/压力：40℃/0.2MPa 2019/5/17 专设安全设施

HHSI泵、硼注入箱、鹏注入再循环泵、鹏注入缓冲箱和水压试验泵布置在核辅助厂房 8.设备布置 安注箱布置在反应堆厂房 LHSI泵布置在燃料厂房 HHSI泵、硼注入箱、鹏注入再循环泵、鹏注入缓冲箱和水压试验泵布置在核辅助厂房 2019/5/17 专设安全设施

安注过程 1. 冷段直接注入阶段 利用RCP冷却剂正常运行时的流向，使换料水箱的硼酸溶液尽快注入堆芯 接到“安注”信号，立即自动执行以下动作： 启动No.2高压安注泵； 开启高压安注泵与换料水箱的隔离阀，关闭与容控箱的隔离阀(RIS012/013VP）； 开启硼酸注入箱前后隔离阀(RIS032~035VP)，隔离其再循环回路； 2019/5/17 专设安全设施

隔离上充管路及上充泵最小流量管线，隔离容控箱（RCV033/034VP)； 开启中压安注箱隔离阀(RIS001/002/003VP)； 开启低压安注泵与换料水箱(RIS075/085VP) 、高压安注泵的隔离阀(RIS077/078VP) ； 启动两台低压安注泵，开阀(RIS132~135VP) 、(RIS051/052VP) ； RCP压力低于4.2MPa时，中压安注系统投入； RCP压力低于1.0MPa时，开始低压安注； 换料水箱出现低水位信号时，进入再循环过渡阶段。 2019/5/17 专设安全设施

换料水箱水位与贮水量的关系 MIN1 正常水位 MIN2 低水位 MIN3 低-低水位 水位 （距箱底） 15.3m 5.9m 2.1m 2019/5/17 专设安全设施

再循环过渡阶段 换料水箱出现低水位信号时，进入再循环过渡阶段； 如低压安注泵流量小于300m3/h，自动打开低压安注泵通向地坑的最小流量管线； 隔离通往换料水箱的最小流量管线，防止再循环阶段地坑的高放射性液体污染换料水箱； 安注情况没有改变。 2019/5/17 专设安全设施

2. 再循环阶段 换料水箱出现低-低水位信号且安注信号继续存在时，自动转入再循环阶段； 低压安注泵与换料水箱隔离，从安全壳地坑中取水; 切换动作： 低压安注泵吸入端接地坑的阀门开启； 证实阀门开启后，隔离换料水箱； 开始从地坑吸水进行再循环。 2019/5/17 专设安全设施

3. 冷、热段同时注入 蒸汽携带硼酸的能力很低； 再循环阶段，长期冷段注入会使压力容器内硼浓度不断增大，导致燃料元件表面出现硼结晶，影响传热； 主流改从热管段注入，流体反向流过堆芯，则从破口中流出的水可将浓硼酸带走； 将安注从冷段注入切换到冷段和热段同时注入的时间，是在事故后12.5小时； 以热段注入流量为主，冷段注入只通过旁路阀门进行。 2019/5/17 专设安全设施

冷、热段同时注入阶段的切换 关闭低压安注泵向冷段注入的主通道阀门RIS061、062VP 打开高压安注向冷段注入旁路管与阀门RIS029、036VP，关闭主阀门RIS034、035VP 打开高压安注向热段注入的阀门RIS021，023VP 关闭RCV083、084VP（主泵轴封水管线） 关闭RCP泵轴封水注入管线 2019/5/17 专设安全设施

RIS的启动信号 [ 安注信号可由下面任一信号触发 ] 稳压器压力低（11.9MPa）； 两台蒸汽发生器蒸汽流量高且蒸汽管道压力低； 两台蒸汽发生器蒸汽流量高且冷却剂平均温度低； 两个主蒸汽管道压差大（0.7MPa）； 安全壳压力高（0.13MPa）； 手动启动。 2019/5/17 专设安全设施

安注信号触发的其他保护动作 反应堆紧急停堆 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 启动RRI泵和SEC泵 启动上充泵房应急通风系统（DVH） 以小流量启动EBA，将DVK切换到碘过滤器 将DVW切换到碘过滤器 触发安全壳隔离（阶段A） ※EBA安全壳换气通风系统，DVK核燃料厂房通风系统，DVW汽轮机厂房通风系统 2019/5/17 专设安全设施

4.3.3 安全壳喷淋系统（EAS） 安全壳是阻挡来自燃料的裂变产物及一回路放射性物质进入环境的最后一道屏障 在发生LOCA或安全壳内蒸汽管道破裂时，安全壳内压力和温度升高，会威胁到安全壳的完整性 设置安全壳喷淋系统的目的，是通过喷淋冷水以冷凝安全壳内的蒸汽，使温度和压力降低到可接受水平，确保安全壳的完整性 2019/5/17 专设安全设施

系统功能 在发生LOCA或安全壳内蒸汽管道破裂时，安全壳内压力和温度升高，安全壳喷淋系统的功能就是通过喷淋冷水以冷凝安全壳内的蒸汽，使温度和压力降低到可接受水平，确保安全壳的完整性。 2019/5/17 专设安全设施

带走安全壳内大气中的气载裂变产物 — NaOH与I反应 限制喷淋的硼酸对设备的腐蚀 — 添加NaOH提高pH值 辅助功能 带走安全壳内大气中的气载裂变产物 — NaOH与I反应 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— 作为消防系统 在冷停堆工况下，可用于冷却换料水箱内的水； 在LOCA后15天，EAS泵可作为低压安注泵的备用； 再循环喷淋时，EAS在安全壳外的管段成为第三道屏障的一部分 2019/5/17 专设安全设施

EAS系统描述 1.系统组成 每台机组由两条相同的喷淋管线组成，分为A、B系列； 每个系列保证100%的喷淋功能，两个系列相互备用。 吸入管线 喷淋管线 化学添加剂注入回路 2019/5/17 专设安全设施

吸入管线 直接喷淋阶段 从换料水箱取水 再循环喷淋阶段 从安全壳地坑取水 2019/5/17 专设安全设施

喷淋管线 每条喷淋管线包括： 一台喷淋水泵 [ EAS001PO/002PO ] 一个化学添加剂喷射器 [ EAS001EJ/002EJ ] 一台热交换器 [ EAS001RF/002RF ] 两条位于安全壳顶部的喷淋集管 2019/5/17 专设安全设施

2. 化学添加剂注入回路 化学添加剂箱 [ EAS001BA ] 内装NaOH溶液10m3，由溢流管与大气相通 搅混泵 [ EAS003PO ] 提供NaOH以吸附空气中的挥发性碘 2NaOH+I2=NaI+NaIO+H2O 2019/5/17 专设安全设施

安全壳喷淋系统流程 2019/5/17 专设安全设施

2019/5/17 专设安全设施 安全喷淋系统

设有最小流量循环管线，在定期试验时用于将泵出口流体送回到换料水箱 3. 喷淋泵 设备代码：EAS001PO、002PO 安装于核燃料厂房地下室的竖井中 立式电动离心泵，每台可保证100％的喷淋功能 设有最小流量循环管线，在定期试验时用于将泵出口流体送回到换料水箱 额定流量：直接喷淋-850m3/h，再循环喷淋- 1050m3/h 额定压头：直接喷淋-131m水柱，再循环喷淋-115m水柱 2019/5/17 专设安全设施

在再循环喷淋时，用于降低来自安全壳地坑水的温度 卧式、水平直通管式热交换器 管侧：喷淋水 壳侧：设备冷却水 4. 喷淋水热交换器 设备代码：EAS01RF、02RF 在再循环喷淋时，用于降低来自安全壳地坑水的温度 卧式、水平直通管式热交换器 管侧：喷淋水 壳侧：设备冷却水 2019/5/17 专设安全设施

固定在安全壳顶部，中心位于反应堆厂房中轴线上； 喷淋集管上共有506只喷嘴，两个系列分别为252和254只； 5. 喷淋管 共有4个环形喷淋集管，每个系列2个； 固定在安全壳顶部，中心位于反应堆厂房中轴线上； 喷淋集管上共有506只喷嘴，两个系列分别为252和254只； 喷嘴直径9.5mm，水滴平均直径0.27mm，最大1.4mm。 6. 喷淋试验管线（最小流量循环管线） A列：131、133VB；B列：132、134VB 定期试验时，将喷淋泵出口的流体送回到换料水箱。 2019/5/17 专设安全设施

收集安全壳内的泄漏水和喷淋水，以便再循环使用 安全壳地坑过滤系统 7. 安全壳地坑 位于反应堆厂房环廊区域内 收集安全壳内的泄漏水和喷淋水，以便再循环使用 安全壳地坑过滤系统 一台大碎片拦污栅 [ EAS004FI ] —— 阻挡直径大于5mm的大碎片 四台过滤器 [ EAS005、006FI，RIS005、006FI ] —— 阻挡直径大于0.25mm颗粒物，避免喷嘴堵塞 2019/5/17 专设安全设施

设计压力：5.20bar 设计温度145℃ 2019/5/17 专设安全设施 安全壳结构图

需要用喷淋泵代替低压安注泵、或者用低压安注泵帮助EAS完成其冷却功能时，该连接管线打开。 8. EAS与RIS的连接管线 喷淋水热交换器出口到低压安注泵入口； — 管线1：手动隔离阀 EAS041、043VB — 管线2：手动隔离阀 EAS042、044VB 需要用喷淋泵代替低压安注泵、或者用低压安注泵帮助EAS完成其冷却功能时，该连接管线打开。 9. 设备布置 EAS系统设备中除喷淋集管和部分关到位于反应堆厂房外，其他均位于核燃料厂房。 2019/5/17 专设安全设施

系统运行 1. EAS的待命状态 机组正常运行时，EAS系统处于待命状态，搅拌泵间断投运； 通往换料水箱管线上的阀EAS001、002VB处于开启状态； 地坑吸水管线隔离阀013、014VB正常关闭； 安全壳隔离阀007、010VB关闭，防止喷淋泵事故启动误喷淋； 其上游管道内长期充满水，防止喷淋泵入口管道内形成空气腔； 化学添加剂注入回路与喷淋回路隔离。 2019/5/17 专设安全设施

安全壳压力用ETY的4个压力探测器测量，采用4取2逻辑； 2.安全壳喷淋信号 安全壳压力用ETY的4个压力探测器测量，采用4取2逻辑； 安全壳压力达到阈值，由反应堆保护系统触发喷淋。 2019/5/17 专设安全设施

安全壳压力信号 安全壳内的绝对压力 触发操作 1.4bar 汽轮机脱扣 备用柴油机启动 安全注入 安全壳隔离阶段A 主给水跳闸 主给水隔离 辅助给水启动 1.9bar 主蒸汽管道隔离 2.4bar 反应堆事故停堆 安全壳隔离阶段B EAS启动 柴油机启动 2019/5/17 专设安全设施

关闭126VB，打开125VR；关闭145、146VR，禁止开启 停止搅拌泵003PO；开启RRI035、036VN 3.直接喷淋阶段 喷淋信号启动后，以下操作同时自动进行： 打开PTR001、002VB；关闭0013、0014VB 启动001、002PO；关闭131、132、133、134VB 打开安全壳隔离阀007、008、009、010VB 关闭126VB，打开125VR；关闭145、146VR，禁止开启 停止搅拌泵003PO；开启RRI035、036VN 5分钟后，打开145、146VR，注入NaOH溶液 每个系列以814m3/h含硼水、14t/hNaOH溶液喷入安全壳 2019/5/17 专设安全设施

直接喷淋持续约20分钟，换料水箱水位达到MIN3（2.1m）时，黄色报警；如安全壳喷淋信号存在，转向再循环喷淋； 4. 再循环喷淋阶段 直接喷淋持续约20分钟，换料水箱水位达到MIN3（2.1m）时，黄色报警；如安全壳喷淋信号存在，转向再循环喷淋； 从安全壳地坑吸水，喷淋水热交换器投入； 从直接喷淋切换到再循环喷淋，可以自动也可以手动； 事故后再循环喷淋阶段可能延续几个月，以导出RCP释放到安全壳内的热量； 锆-水反应产生的氢气，当安全壳内浓度达到1%~3%时，启动ETY（安全壳大气监测系统）的氢复合装置进行消氢。 2019/5/17 专设安全设施

其他运行 1.作为RIS系统应急备用 在发生LOCA事故15天后，如果低压安注泵失效，可用EAS喷淋泵提供安注水。此时EAS和RIS都处在再循环阶段，高压安注泵已停运。 主要操作（以系列A为例）： 隔离低压安注泵与地坑和高压安注泵之间的管线 关闭EAS喷淋管线 打开EAS与RIS的连接管线 此后喷淋泵从地坑吸水，经热交换器冷却后，通过RIS低压安注管线注入一回路冷段。 2019/5/17 专设安全设施

在发生LOCA事故15天后，如果喷淋泵失效，可用RIS 低压安注泵帮助EAS系统完成冷却。 主要操作： 将低压安注管线转向冷段注入后，确认EAS013VB开启 关闭EAS喷淋管线 打开喷淋泵旁路管线EAS045VB，以减少压力损失 打开EAS与RIS的连接管线 此后低压安注泵从地坑的EAS吸水口吸水，经热交换器冷却后，通过RIS低压安注管线注入一回路冷段。 2019/5/17 专设安全设施

3.喷淋泵试验 主要操作 确认喷淋泵与NaOH 箱、地坑和安全壳之间的隔离阀已关闭，热交换器冷却水已隔离，然后打开EAS试验管线上的隔离阀，启动喷淋泵，从PTR001BA吸水，经热交换器和试验管线 ，将水送回PTR箱。 上述操作完成后，进行喷射器实验。在验证125VR已关闭后，打开126VR，再打开145VR,喷射器从PTR1BA吸水，与喷淋泵主水流混合，经热交换器和试验管线，将水送回PTR水箱 2019/5/17 专设安全设施

4.用EAS冷却换料水箱内的水 在停堆工况下，如果PTR001BA内水温超过40℃，可用EAS系统冷却，其主要操作与喷淋泵相似，只是热交换器冷却水阀RRI035VN/036VN要打开。 2019/5/17 专设安全设施

4.3.4 氢控制系统（ ） 系统功能 净化安全壳内大气，即把安全壳内气体抽出，过滤后通过烟囱排出，限制安全壳内放射性气体体积分数过高，实现对安全壳内大气的间断更新，同时用来保持安全壳内部压力低于最大规定值。 在失水事故时，对安全壳内大气取样分析氢体积分数，防止局部过高，利用风机使安全壳内大气循环混合；控制安全壳内大气氢体积分数保持在足够低的水平，防止大气中氢体积分数达到4.1%，保证安全壳结构和密封的完整性；利用氢控制系统气体复合装置将氢、氧气体复合。 2019/5/17 专设安全设施

系统组成与流程 1. 系统组成和流程 两条平行的管线组成（一条正常运行，一条备用） 管线从安全壳上部穹顶抽风。每条管线与安全壳外侧进出管上均设有两个密封的蝶阀供安全壳隔离用。 100%容量的电动风机使空气从安全壳顶部通过返回管路，引导空气返回到安全壳的下部，形成安全壳内大气再循环混合。 风机的进出口管两侧各设有管嘴，使用一部可移动的取样装置，使之能通过两个管嘴间循环的空气小旁通流量取得气体样品。 2019/5/17 专设安全设施

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主要设备工作原理 1.外部氢复合装置 两台外部氢复合装置分别贮藏于两个机组的燃料厂房中； 失水事故时，将两台装置全部安放在事故机组的燃料运输罐吊装大厅内（厂房标高0m），与氢控制系统风机进出口两端管嘴相接； 气体依次经过压缩机、加热（320 ℃ ）、催化、冷却和除水，空气再返回安全壳内； 安全壳内大气氢体积分数达到1%-3%时，氢复合装置启动，投入2h之内，返回安全壳气体中氢体积分数即降低至0.1%。 2019/5/17 专设安全设施

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2. 内部热力氢复合器 全封闭设备，置于安全壳内。 由入口预热段、加热复合段和混合室组成。 空气靠自然对流流过入口百叶窗进入预热段，经过直管护套型电加热器使空气余热，提高氢复合器的效率，同时蒸发空气可能携带的微小水滴。余热的空气流过控制空气流量的孔板进入加热段，空气被加热到620-760 ℃，氢和氧发生复合生成水，从而出去氢气。空气离开加热段后进入装置顶部的混合室，与安全壳内较冷的空气混合使热空气温度小江，然后返回安全壳。 2019/5/17 专设安全设施

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系统运行 1.安全壳内气体放射性检测 安全壳内3个保健物理监测点； 核事故时，有其中1个测点和设在核辅助厂房烟囱上的测点给出保护动作信号，分别指令氢控制系统A系列安全壳隔离阀自动关闭和氢控制系统B系列安全壳隔离阀自动关闭； 2019/5/17 专设安全设施

2.安全壳内压力检测 安全壳内有4个压力信号检测点，失水事故时，能给出安全壳压力保护信号，这些保护信号阈值和保护动作为：0.12MPa，低通风流量呵呵保健物理监测系统隔离；0.14MPa，安注和安全壳第一个阶段隔离；0.19MPa主蒸汽系统隔离；0.24MPa安全壳喷淋和安全壳第二阶段隔离。 2019/5/17 专设安全设施

4.3.5 辅助给水系统（ASG） 系统功能 ※在此阶段，堆芯导出的热量通过蒸汽发生器产生蒸汽，蒸汽排入冷凝器或向大气排放 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。 ※在此阶段，堆芯导出的热量通过蒸汽发生器产生蒸汽，蒸汽排入冷凝器或向大气排放 2019/5/17 专设安全设施

在核电厂正常运行时的作用 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 机组停堆后的热停堆 从热停堆至余热排出系统投入前的RCP冷却阶段 为REA水箱提供除盐除氧水 2019/5/17 专设安全设施

系统描述 1. 系统组成和流程 给水回路（每个机组各有一套） 一台辅助给水贮存箱，两台电动辅助给水泵，一台汽动给水泵，三条给水管线 A系列：两台电动给水泵[2×50％]，由应急电源供电 B系列：一台汽动给水泵[100%]，由主蒸汽系统旁路供汽 除氧装置（两个机组共用） 一台除氧器，两台循环泵，一台再生式热交换器 两台循环泵由应急电源供电，相互备用 2019/5/17 专设安全设施

A系列 2019/5/17 专设安全设施

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ASG流程 2019/5/17 专设安全设施

有效容积790m3，上部用0.11~0.112MPa氮气覆盖，水温保持在7~50℃； 2. 辅助给水贮存箱 备代码：ASG001BA 有效容积790m3，上部用0.11~0.112MPa氮气覆盖，水温保持在7~50℃； 由凝结水抽取系统、除氧装置、除盐水分配系统供水； 除氧装置来的除氧水经113、115VD进入贮存箱； 贮存箱内的水也可经114VD、005PO、165VD、166VD、153VD、001EX去除氧器再除氧或加热。 2019/5/17 专设安全设施

电动辅助给水泵 3. 辅助给水泵 电动辅助给水泵 设备代码：ASG001PO、002PO 11级卧式离心泵，异步电机通过变速齿轮驱动水泵 每台泵额定流量100m3/h，额定扬程1100m水柱 汽动辅助给水泵 设备代码：ASG003PO 8级卧式离心泵，由冲动式汽轮机驱动 额定流量200m3/h，额定扬程1100m水柱 2019/5/17 专设安全设施

采用热力除氧法，除气因子（输入含氧量/输出含氧量）为800； 4.除氧装置 设备代码：9ASG001DZ 采用热力除氧法，除气因子（输入含氧量/输出含氧量）为800； 进入除氧器的水首先在再生式热交换器中预热，温度升高到88.5~96℃； 除氧器工作压力0.12MPa，排气量105kg/h，除氧水105℃。 5. 设备布置 ASG系统设备中，两机组共用的9ASG部分位于汽轮机厂房MX，其它位于连接厂房WX。 2019/5/17 专设安全设施

系统运行 1.备用状态 机组正常运行时，ASG系统处于备用状态： 辅助给水贮存箱充水到高水位，水质合格，保持压力； 电动泵处于备用状态； 汽动泵处于备用状态； 给水流量调节阀012~017VD置于全开位置； 除氧装置根据水质情况决定是否运行。 2019/5/17 专设安全设施

ASG系统的电动给水泵或汽动给水泵可以自动启动或手动启动，除氧装置由就地操作柜投入工作。 2. 系统启动 （1）启动信号 ASG系统的电动给水泵或汽动给水泵可以自动启动或手动启动，除氧装置由就地操作柜投入工作。 一台蒸汽发生器出现低水位信号，延时8分钟同时启动电动和汽动辅助给水泵；若同时出现给水流量低信号，则不延时。 失去厂外电源时，将引起主泵转速降低，则需汽动给水泵为蒸汽发生器供水，以带出堆芯余热。因此在两台主泵转速降低到2365r／min且存在P7信号（机组功率大于10%）时，启动汽动辅助给水泵。 2019/5/17 专设安全设施

当凝结水泵供电母线失电时，延时6秒启动电动给水泵。 安注信号启动两台辅助给水泵。 如果汽动给水泵和电动给水泵都脱扣，延时5秒启动两台电动辅助给水泵（延时是为检验是否电源继电器故障）。 两台蒸汽发生器给水流量小于6% 且反应堆功率大于30% 时，产生ATWT信号（停堆保护系统拒动时增设的一信号），启动电动和汽动辅助给水泵。 2019/5/17 专设安全设施

手动启动ASG泵时，应首先启动相应的电动油泵以保证合适的润滑油压 （2）启动操作 ASG泵自动启动后，给水流量调节阀012、014、016VD和 013、015、017VD全部开启至全开位置，操纵员按下复位按钮，将这些阀门置于遥控，调整给水流量，保持蒸汽发生器正常水位 手动启动ASG泵时，应首先启动相应的电动油泵以保证合适的润滑油压 2019/5/17 专设安全设施

3. 其他运行工况 为蒸汽发生器充水 电厂启动 延长热停堆 ASG水箱补水 REA水箱补水 ※ 参见P.187 2019/5/17 专设安全设施

在热备用以下工况，均可用ASG泵给蒸汽发生器供水 防止给水泵出现超流量 ASG01BA水位报警信号 4. 系统运行注意的问题 在热备用以下工况，均可用ASG泵给蒸汽发生器供水 防止给水泵出现超流量 ASG01BA水位报警信号 失去厂外电源时，电动辅助给水泵可由应急柴油发电机供电，如果RRA在运行，则应急电源优先为RRA泵供电，ASG泵无电源 2019/5/17 专设安全设施

The End