AP1000核电厂的安全壳设计

核电厂的安全壳设计

1 引言

为了在电厂简化、安全性、可靠性、投资保护和电厂成本方面提供重大的、可度量的改进,AP1000采用非能动安全系统。安全壳是实现上述改进的一个关键设施。它不仅提供了防止裂变产物释放的高度完整、低泄漏率的屏障，其表面还承担将安全壳空气中的热量排到大气中去的传热功能。安全壳内部结构连同非能动堆芯冷却系统(PXS)和严重事故缓解设施一起设计。本文介绍了API000安全壳容器设计、建造、事故后特征和严重事故性能。此外，本文也讨论了放射性释放模式，假设条件以及安全壳短期和长期性能。

2 AP1000 安全壳设计概述

AP1000安全壳是一个自由直立的圆柱形钢制容器，带有椭球形的上封头和下封头。钢制安全壳容器被完全包容在一个混凝土屏蔽体中，该厂房提供了对外部危害(如飞射物)的防护，并限制中子、γ射线、散射照射对电厂工作人员和公众的辐照。

如图l 所示，API000设计保留了和AP600相同的直径，但其高度比AP600增加了7.8 m ，从而增加了自由空间。此外，与AP600相比，AP1000通过增加容器壁的厚度和使用SA738型B 级材料提高了安全壳的设计压力。AP1000安全壳容器的一些重要参数与AP600的比较见表l。如表中所示，圆柱形容器大部分的钢壁标称厚度是4.445cm，局部位置较厚，如设备闸门处。最低一层圈柱形壳体的壁厚增加到4.762 cm，以便为预埋件过渡段中的腐蚀情况留有裕度。封头是椭球形的，厚度为4.127cm，主直径为39.624m，而高度为11.468m。

安全壳容器由5个主要结构模块组装建造而成，每个模块都由预先成型的、喷好漆的钢板制成。为了进一步减少安全壳内的组装活动，这些模块包含环形加强筋、吊环梁、设备闸门、人员空气闸门、贯穿件组件和其它附件，其中包括非能动安全壳冷却系统(PCS)空气挡板的支撑和水分配溢流口的固定板。

安全壳容器的设计使其能支撑环吊及其载荷，并考虑了蒸汽发生器的更换。

表1 AP1000/AP600 安全壳参数比较

2.1 设备和人员闸门

安全壳有2个设备闸门，其内径为4.877 m。1个设备闸门在操作平台高度，标高为41.5 m，另1个在标高32.9 m处，它可以使设备从路线通道进入安全壳。设备闸门由带有球形凸向的圆柱形套管拴接在安全壳容器内侧的压力密封的盘形封头组成。2 个设备闸门中的每1个都带有1台电动绞车和1个自备电源，自备电源可以从其存放位置移动闸门并安装在闸门通道中。

人员空气闸门有2个，它们分别置于2个设备闸门附近。每个空气闸门有2个串列布置的门，这2个门在机械上联锁，以防止2个门同时打开，在1个门打开之前，另1个门完全关闭。可以使用专门的工具和规程将联锁旁路。

设备闸门的设计能使安全壳内部升高的压力作用在闸门的球形凸面上，而封头处于承压状态。通过1个环形空间为每个闸门提供双重密封，该环形空间能承接密封泄漏试验的压力。设备闸门和空气闸门的通道周围是钢制圆柱体，该通道通过屏蔽厂房从安全壳容器径向延伸到辅助厂房，安全壳容器支撑这些闸门组件。

2.2 贯穿件

机械贯穿件包括燃料输送贯穿件和机械管道贯穿件。这些贯穿件的总体设计特点与它们的工作状态相一致。例如，主蒸汽管道和给水管道包含有尽量减小作用于安全壳容器管道载

荷的波动管，以及保护波动管并防止刚好在压力容器外面发生管道破裂时使安全壳环形空间过度升压的保护管道。较小的启动给水和蒸汽发生器排污管线贯穿件不要求装波纹管，但要求包含保护管道。典型的管道贯穿件使用1个与工艺管道连在一起的波纹端头，它被焊接到安全壳贯穿件套管上，焊缝对于在役检查是可达的。

燃料输送管焊接到贯穿件套管上，而安全壳边界是在换料通道端处有双垫圈的盲板。膨胀波纹管提供换料操作期间的水密封，并调节安全壳容器、安全壳内部结构和换料厂房之间的移动差。

电气贯穿件一般通过直径为305mm或457mm的安全壳接管，而且这些贯穿件要安装得便于进行泄漏试验。

3 建造

安全壳容器由3.65m×11.58m、预先成型的、喷好漆的钢板建成，这些钢板焊在一起制成5个大的结构模块:下封头，3个圆柱段和上封头。这些结构模块在靠近核电厂核岛区的3个组装区制造。多个组装区使得可以在3个模块上同时进行工作。当模块制成时，将用重型起重机(如lampson1500 起重机)将每个安全壳模块吊起送到它的最终位置。

安全壳容器封头和3个圆柱环在堆厂房外现场组装具有总体上的优点，因为许多关键路径上的活动能不受干扰地同时进行。每个结构模块都安装好附件、闸门、桥型远道、管道、孔道、支撑，甚至钢筋和模板，因而减少了在拥挤的安全壳区域内的活动。其它的优点包括:

a. 材料和设备的吊装搬运都在地面上进行;

b. 工作站是固定的，并且很容易提供许多必要的对恶劣天气的防护;

c. 大大改善了工作的进出通道和支持设施;

d. 总体上减少了人力、施工时间和成本。

美国和日本的建造公司已经审查了安全壳的制造设计，并且已经确认安全壳容器的建造能较好地满足经论证的制造经验。安全壳容器高度的增加影响很小，因为没有增加结构模块数量，最重的安全壳模块也没有大的改变。容器圆柱段上部环形段保留了3 板层和环吊支撑(700 t) o AP1000要求现场组装焊缝数与AP600相比没有变化，都要求4个环状焊缝以连接5 个结构模块。增加钢板厚度和用SA738钢代替SA537钢对焊接性能没有明显影响。现在， SA738

是建造商日常使用的常规材料。

4 事故后的性能

AP1000安全壳的设计能包容任何假想的设计基准事件，包括反应堆冷却剂系统环路管道或主蒸汽管道发生双端剪切断裂时释放的质量和能量，并且不超过其设计压力。此外，钢制安全壳体与非能动安全壳冷却系统一起发生作用，能在事故后限制和迅速降低安全壳的温度和压力。该传热功能也能降低安全壳大气中的裂变产物浓度，而安全壳的钢壳及其贯穿件的高度完整性也阻挡了裂变产物向环境的释放。

4.1 降低压力和温度

在假想的设计基准事件以后，由于大量的质量和能量释放到安全壳自由空间中，使得安全壳的压力和温度迅速增加。钢制安全壳壳体被安全壳大气加热，通过冷凝蒸汽从安全壳大气移出热能，并将热能传送到安全壳外表面的PCS 冷却流体中(水和空气)。因此，在事故后以及其它设计基准和停堆事件后，带有PCS系统的安全壳起着安全相关的最终热阱作用。

对于AP1000，最严重的安全壳压力设计基准事故是假想的冷段双端剪切断裂(DECLG)。对于这个事故，计算得到的安全壳峰值压力是3.99bar(57.8 psi g)，它出现在始发事件后的23 min。通过安全壳壳体的传热也有效而迅速地降低安全壳内的压力和温度。正如图2 和图3 所示，安全壳压力在5.5h 内降低到约1.65 bar(24 psi g)。在24h 时安全壳压力约为1.52 bar(22 psi g)，而安全壳温度是104℃。安全壳内大气和外部环境压力差的迅速减小将有助于限制放射性物质向环境的释放，因为这时裂变产物从安全壳向外部环境泄漏的驱动力迅速减小。

要指出的是，图2 和图3 描述了安全分析评估的结果。最大安全壳压力的计算中考虑了较大的保守性，其中包括:

a. 保守假设的高衰变热水平；

b. 保守假设的安全壳内低热阱；

c. 保守假设的安全壳内表面和外表面上的低热传输；

d. 保守假设的安全壳外部的PCS低的水流量和淋湿面积；

e. 不考虑安全壳外冷却水的热去除作用；

f. 假定外部水和空气温度保持在它们的最大的安全允许值不变:

g. 保守假设RCS 大的质量和能量释放。

在事故后的长期阶段(几天后)，安全壳压力将随着衰变热的减少而降低。安全壳和安全壳内的安全设备在这些条件下运行将不存在问题。表2给出了几个最严重的设计基准事故安全分析的概要结果。

通常事故后，即使大LOCA 事故后，释放到安全壳中的放射性剂量微乎其微。然而，如果发生如PRA所考虑的多重失效，则有可能使堆芯损坏，以致有相当多的放射性释放到安全壳中。在这种情况下，希望安全壳的压力降低到接近环境大气压力。因为这种情况对应于一个PRA 系列，因此现实的分析假设是适合的。类似预计的长期安全壳的压力也应用现实假设进行了计算，见表3 。如果冷却水流量在72h 增加到PCS 最小流量22.7 m3/h 以上，也能够达到较低的压力。这些低压力和低温度与在堆芯熔化事故后将电厂带到安全、稳定状态的目标是一致的。

表2 最严重设计基准事故下安全壳压力变化概要结果

表3 双端剪切断裂LOCA后预计的安全壳压力变化

同时需要指出的是，有几个非安全设施可用来进一步降低安全壳的压力和温度。这些系统包括正常余热排出系统和安全壳风机冷却器。因为这些设施不是安全相关设施，因此在设

计基准安全分析中它们并没有被考虑。

AP1000 安全壳设计和PCS设计有几项显著的优点，包括:

a. 安全壳冷却与堆芯冷却是相互独立的，因此不会发生可能引起堆芯熔化的共模失效；

b. 安全壳冷却更加可靠。PCS触发仅仅需要打开3个触发阀门中的1个，3个阀门中的2个是故障开启的气动阀，而另一个是电动阀。该设计提供了3 重冗余性和2种多样性；

c. 几种备用水掘通过管道供安全壳使用，包括除盐水和消防水。一些临时水源，如消防车，也能方便地连接到安全壳；

d. PCS仅仅通过空气冷却就能提供足够的热量排出能力，这可以防止安全壳超压事故，进一步降低放射性大量释放的可能性；

e. 电厂设计大大简化，因为PCS运行不依靠复杂的电源网络(交流或直流)、冷却水系统或HVAC 系统；

f. 与应用安全壳喷淋系统和安全壳外水循环系统冷却安全壳以缓解严重事故的核电厂相比，AP1000 放射性释放到环境的可能性大大降低。这也是为什么EUR不允许严重事故工况下安全壳水在安全壳外循环的原因。

4.2 事故后泄漏控制

设计基准剂量计算假定在事故期间从AP1000安全壳的泄漏率保持在最大安全允许的泄漏率值0.1%/d不变。为了计算主控室和厂外的设计基准剂量，该泄漏假定直接进入环境大气。这些假设是很保守的，因为:

a. 安全壳壳体具有高度的完整性，坚固的钢容器有4.44 cm 厚。连接钢板的焊缝按ASME 要求检查，保证其没有泄漏；

b. 尽量减少了通过贯穿件泄漏的可能性。AP1000的贯穿件比采用能动安全设施和轴密封泵的核电厂少得多(约50%)。此外，根据运行经验仔细选择了隔离间。最后，AP1000使用少很多的安全壳HVAC 吹扫管线和高度完整性的隔离阀，减少了泄漏的机会。在现役核电厂中，吹扫管线的泄漏已成为一个问题；

c. 非能动安全壳冷却系统的空气冷却仅仅用于安全壳操作平台标高以上的部分，这一段没有能直接泄漏到大气的贯穿件。在操作平台以上有2个贯穿件：1个是设备闸门，另l个

是人员闸门。这2个闸门被包容在焊接到安全壳上的钢制圆柱体中并延伸到辅助厂房。从这些圆柱体的任何泄漏都通过这些闸门直接进入辅助厂房，而防止其直接进入大气；

d. 其它的所有安全壳贯穿件都位于操作平台的下面。这部分安全壳环形空间与环境大气密封。这样，安全壳的任何放射性泄漏将首先进入辅助厂房；

e. 正常情况下，辅助厂房HVAC系统是运行的，并且可以减少放射性向大气的释放。但是，该系统不是安全相关系统，安全许可证申请时并未考虑它们的功能。即使不考虑HVAC 的运行，辅助厂房通过提供滞留衰变和吸收放射性物质表面也能有效降低放射性的释放。因此，与AP1000 许可证申请文件的报告相比，由于在这些文件中没有考虑上述的衰变和放射性排除功能，实际的主控室和厂外的剂量将有所降低。因为在不考虑辅助厂房非安全相关的HVAC 运行的情况下，这种衰变功能和放射性排除功能仍然存在。

f.在不到6h 内，安全壳的压力降低到约4ο%设计压力，实际上在技术上可以证明这时安全壳的泄漏率相应减小。然而，进行AP1000剂量估算时，事故后24h内使用的是设计基准泄漏率。

4.3 机械掘项和剂量估算

对于设计基准剂量计算，AP1000应用基于风险重要PRA堆芯熔化系列的机械源项。该源项假设腆的形态中有较高份额的粒子腆。非能动安全壳冷却系统的运行增强了放射性自然排除机理，从而迅速降低了该源项释放后安全壳中的放射性水平。因此，AP1000不需要设置安全HVAC系统来收集和处理泄漏到安全壳环形空间和辅助厂房的泄漏，也不需要设计基准的安全壳喷淋系统。要指出的是，为了在PRA 堆芯熔化系列中可能的使用，提供了一个有限流量的、仅用于注射的喷淋能力，但在设计基准分析或在PRA评估中，未考虑该喷淋系统。对由LOCA 引发的堆芯熔化事故后的厂外剂量已进行了分析，其总的辐照剂量当量(TEDE)在

10CFR50.34 中规定的25 rem指标值以内，见表40。

表4 假想LOCA，随后堆芯熔化事故的厂外放射性后果

5 严重事故分析

最有效的严重事故缓解方案是防止电厂可能发生的事件发展到堆芯损坏。AP1000内部事件产生的堆芯损坏概率是2.4×10-7/ 堆·年，这个低概率论证了非能动核电厂提供的对反应堆堆芯多样化和多重的保护。然而，AP1000安全壳及其内部结构的设计已经考虑了严重事故的发生及其事故行为。在实现安全壳高度的抗损坏能力因而将放射性释放到公众的可能性降低到最小的方面，这些结构起着总体性的作用。美国NRC已经审查了AP1000方案，并已经承认简化应急计划是可行的。一些最重要的安全壳严重事故特征将在下面讨论。

5.1 确保安全壳冷却

在正常工况下， AP1000高度完整性的钢制安全壳壳体表面是由自然循环空气帮助下的水膜蒸发的综合效应冷却的。正如上面4.1 节所讨论的，这导致安全壳大气的温度和压力迅速降低。在超设计基准事故中，假设没有水用于安全壳外表面冷却，安全壳压力将超过其设计压力；但最佳估算分析表明，PCS仅仅依靠自然循环冷却空气运行也能提供足够的热排出能力，从而防止安全壳超压损坏。在本分析过程中，假定操纵员没有手动引人PCS水流量，没有触发来自辅助PCS水贮存箱到安全壳表面的水源，也没有使用消防系统柴油机驱动泵引人备用水源或厂外水源。

结论: AP1000 钢制安全壳具有可靠、多样、非能动的冷却特征，同时有多重、多样、以能动为备用的水源，因而与其它任何安全壳设计相比，其因超压而损坏的可能性要小得多。

5.2 堆芯碎片在反应堆压力容器内的滞留

堆芯碎片在反应堆压力容器内的滞留(IVR)是AP1000核电厂设计中严重事故管理的一个重要对策。使反应堆冷却剂系统卸压并通过自动或手动淹没反应堆堆腔。反应堆压力容器壁被冷却，并使其应力降至最低以避免压力容器损坏。熔融的燃料保留在反应堆压力容器中，从而避免了压力容器外堆芯碎片对安全壳完整性的威胁。

AP1000 安全壳内部结构，加上反应堆压力容器反射金属热绝缘的专门安排和设计，以及非能动堆芯冷却系统和自动卸压系统的运行，能确保(自动或手动)淹没反应堆压力容器腔，使反应堆冷却剂系统卸压，并使反应堆压力容器下部外表面得到冷却。

AP1000 的IVR能力在参考文献2，3和4中进行了详细分析。IVR 提供了纵深防御手段，并使AP1000在不使用复杂而昂贵的结构以及对严重事故缓解设施(这些设施在电厂运行寿期

内很可能不会使用)没有维修要求的情况下能够缓解严重事故。

5.3 压力容器外严重事故行为

管理压力容器外严重事故行为的主要对策是，通过保持堆芯熔融碎片在反应堆压力容器中而防止其进入安全壳，这在5.2 节中已讨论。这是AP1000 核电厂改进设计方面的一个重要优点。即使在极不可能的压力容器损坏、大部分熔融堆芯进入反应堆堆腔的事故中，AP1000 安全壳也满足美国NRC对压力容器外蒸汽爆炸和熔融堆芯与混凝土相互作用的要求。该设计原理满足美国、日本、英国和俄罗斯的安全监管当局的要求。

(1) 压力容器外蒸汽爆炸

对于AP600 已经进行了压力容器外蒸汽爆炸的包络性分析，并且该分析已为美国NRC 所接受。同样的分析也已用于AP1000 ，因为AP1000 反应堆压力容器外部的几何形状、失效时的碎片构成和超热以及反应堆压力容器与AP600 基本上是相同的。

该分析假定反应堆压力容器的下封头整体损坏，大量的熔融碎片喷涌到安全壳中。分析表明，由于蒸汽爆炸反应堆腔结构将受到重大毁坏，但安全壳完整性没有受到破坏。

(2) 熔融堆芯与混凝土反应

AP1000已对熔融堆芯与混凝土的相互作用进行了包络性分析。分析检验了2种压力容器损坏模式，2 种模式导致不同的熔融物扩散特征:压力容器整体损坏，碎片迅速释放并散布到整个堆腔:另一种模式是压力容器局部损坏，导致熔融碎片淬冷并堆积在反应堆压力容器下面。分析也检验了2种不同的混凝土成分。没有考虑压力容器外碎片床的水冷却。分析的结果证明，安全壳结构保持裂变产物滞留能力远远超过24h，不会由于不凝气体的生成出现安全壳超压破裂。

(3) 安全壳排气

安全壳排气作为严重事故管理导则(SAMG)的一部分，是严重事故管理的对策之一。

AP1000 安全壳排气被认为是一个不可能的缓解行动，因此在AP1000 PRA 分析中未作考虑。然而，为了满足美国NRC 对安全壳性能的管理要求，已进行的确定论分析证明，在不能缓解的安全壳升压事件中，可以通过有效的安全壳排气来防止放射性向环境不受控制的释放。

(4) 氢气控制

AP1000通过以下方式实现氢气控制:当氢气产生时，通过自动卸压系统(ADS)4 级阀门释放氢气，在安全壳主要隔间中和安全壳的空气棍合，然后在低浓度时在遍布安全壳的蓄电池燃氢器中燃烧。在严重事故中，氢气释放到安全壳，反应堆冷却剂系统(RCS)卸压，从而到安全壳的蒸汽流量减少。在安全壳下部隔间热蒸汽和氢气的释放以及在上部隔间非能动堆芯冷却系统壳体上安全壳空气的冷却和冷凝，促进了在安全壳中的强自然循环，因而使氧气进入回路隔间并使其燃烧。安全壳中的氢混合物局部是可燃的，释放的氢气在燃氢器中燃烧，大部分氢气在靠近释放源的隔间里烧掉。在参考文献2中描述了在点燃器蓄电池运行时间内燃氢器效率的MAAP4分析。

如果在严重事故序列期间假定燃氢器失效，AP1000 全壳能承受堆芯燃料包壳100% 氧化产生的氢全部燃烧。对于压力升高时触发氢气完全燃烧，安全壳压力保持在ASME C 级工况的要求之内。发生燃爆转变(DDT)的可能性极小，因为即使在非能动安全壳最低事故后压力时，在蒸汽浓度升高时整个氢浓度小于13%。

在靠近安全壳壁的安全壳内换料水贮存箱(IRWST) 排气口处作为扩散火焰的氢燃烧，已被假想为非能动核电厂可能的严重事故安全壳失效的模式。针对这种失效模式，AP1000采用了纵深防御的对策缓解在IRWST 通风口的扩散火焰。ADS系统4级运行为从堆芯释放氢气到回路隔间提供了阻力很小的路径，氢在和安全壳壳体隔离的回路内燃烧。在ADS 系统4级失效的事件时，通过ADS系统1，2和3级放出的氢气沿回路隔间和换料通道壁的立管从IRWST排出，释放的氢气也远离安全壳壳体。当ADS运行使IRWST升压时立管打开，并保持在开启位置。沿着安全壳壁的排气口有l个提高的开启压力，而当卸压时关闭。

6 结论

在AP600安全壳的基础上，西屋公司改进了API000安全壳容器设计，设计时强调尽量减少相对于原AP600核电厂的布置和土建结构的变更。

AP1000安全壳的建造安装方式与AP600相同，没有增加大的结构模块数量或现场环焊数量，在最大模块重量上也没有大的增加。

AP1000安全壳通过PCS系统提供适当的传送热量到环境的能力，使其在最严重的假想设计基准事故后限制安全壳的压力小于设计压力，并迅速降低安全壳压力以限制安全壳的泄漏。

由于AP1000有高度完整性的钢制安全壳压力容器和改进的安全壳贯穿件(数量减少，阀

门更好)，AP1000与目前运行的压水堆核电厂(泄漏率O.1%/d) 或能动型压水堆电厂(有高的

安全壳泄漏设计和更多的安全壳贯穿件)相比，AP1000更容易实现O.1%/d 的设计泄漏率。

AP1000 钢制安全壳具有可靠、多样、非能动的冷却特征，同时有多重、多样、以能动

为备用的水源，因而与其它任何安全壳设计相比，其因超压而损坏的可能性要小得多。

AP1000 安全壳设计己经考虑了严重事故行为，并且提供了管理严重事故的完备良好的

方法。

参考文献

[1] AP1000 design control document, Revision 8, Chapter 15 , December 2003 (Rev 0

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[2] AP1000 probabilistic risk assessment，Revision 5, December 2003 (Rev 0 sent to NRC March 2002)

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[6] Advanced light water reactor utility requirements document, Volume III , ALWR passive plant, Revision 8, 1999

HAF003核电厂质量保证安全规定

核安全法规 HAF003（91） 核电厂质量保证安全法规 （1991年7月27日国家核安全局令第1号发布 1991年修改） 本规定是中华人民国核电厂安全法规的第四部分 本规定自一九九一年七月二十七日起实施 本规定由国家核安全局负责解释

目录 第一章引言 (3) 1．1 概述 (3) 1．2 围 (3) 1．3 责任 (4) 第二章质量保证大纲 (4) 2．1 概述 (4) 2．2 程序、细则及图纸 (5) 2．3 管理部门审查 (5) 第三章组织 (6) 3．1责任、权限和联络 (6) 3．2 单位间的工作接口 (6) 3．3 人员配备与培训 (7) 第四章文件控制 (7) 4．1 文件的编制、审核和批准 (7) 4．2 文件的发布和分布 (7) 4．3文件变更的控制 (7) 第五章设计控制 (8) 5．1 概述 (8) 5．2 设计接口的控制 (8) 5．3 设计控制 (8) 5．4 设计的变更 (8) 第六章采购控制 (9) 6．1 概述 (9) 6．2 对供方的评价和选择 (10) 6．3 对所购物项和服务的控制 (10) 第七章物项控制 (10) 7．1 材料、零件和部件的标识和控制 (10) 7．2 装卸、贮存和运输 (11) 7．3维护 (11) 第八章工艺过程 (11) 第九章检查和试验控制 (11) 9．1 检查大纲 (11) 9．2 试验大纲 (12) 9．3 测量和试验设备的标定和控制 (12) 9．4 检查、试验和运行状态的显示 (13) 第十章对不符合项的控制 (13) 10．1概述 (13) 10．2 对不符合项的审查和处理 (13) 第十一章纠正措施 (14) 第十二章记录 (14) 12．1质量保证记录的编写 (14) 12．2 质量保证记录的收集、贮存和保管 (14) 第十三章监查 (15) 13．1 概述 (15) 13．2 监查的计划安排② (15)

核电厂安全壳隔离阀密封性检测与分析

核电厂安全壳隔离阀密封性检测与分析 文章结合某核电厂安全壳隔离阀密封性试验，介绍了直接测量法的试验原理、操作方法和验收标准，通过贯穿件隔离阀密封性检测实例对试验的实际操作过程进行了阐述，并对试验结果进行了具体的分析和研究 标签：安全壳；隔离阀；密封性试验 1 概论 某核电厂反应堆安全壳是一座由钢筋混凝土底板、立式预应力混凝土筒壁和准球型预应力混凝土穹顶三部分组成的封闭预应力混凝土结构。反应堆安全壳是为防止核反应堆在运行或发生事故时放射性物质外逸的密闭容器，也称反应堆保护外壳。核电站反应堆发生事故时会大量释放放射性物质，安全壳作为最后一道核安全屏障，能防止放射性物质扩散污染周围环境。同时，也常兼作反应堆厂房的围护结构，保护反应堆设备系统免受外界的不利影响，它是一种体态庞大的特种容器。 安全壳内外系统管道的连通是通过机械贯穿件来实现的，贯穿件套筒按要求有不同的直径和厚度，以适应所连接的设备及由它们所传递的机械载荷，贯穿件的套筒焊在一块较厚的环形板上，该环形板则焊在安全壳的钢衬里上。机械贯穿件在安全壳内外两侧根据具体情况分别设置隔离阀门，以保证安全壳的密闭性。 安全壳密封性试验的目的是模拟一回路失水事故工况下，验证安全壳的整体密封性。安全壳密封性试验可以分为A类、B类、C类。其中A类试验是指安全壳整体的密封性试验，B类试验是指设备闸门、人员闸门、燃料通道和电气贯穿件的密封性试验，C类试验是指安全壳上所有的机械贯穿件试验，即贯件壳内外隔离阀的密封性试验。一般来说，C类局部密封性试验在每次换料冷停堆时进行，仅有个别十分可靠的机械贯穿件密封性试验每5个换料周期或10个换料周期进行一次。 2 试验原理和方法 直接测量法是安全壳隔离阀密封性试验的一种检测方法，流量补充法和流量收集法，都采用局部加压方式。试验对象为安全壳内外两侧隔离阀以及位于隔离阀和安全壳之间的支路阀门。试验时，气源通过局部检漏仪向隔离阀和边界阀门之间的管道内充压，由施加压力的方向与隔离阀在执行安全功能时受压方向相同，压力达到安全壳设计压力并稳定后，在保持压力不变的情况下，局部检漏仪通过向管道内补充的气体流量与压力的关系计算出隔离阀的泄漏率，并在显示屏中直接给出结果，单位为Nm3/h。流量收集法试验介质一般为水，试验方法相同，采用液态检漏仪加压，可以在试验阀门下游较低点通过容器收集方法确定该阀门的泄漏率。具体检测方法如下：

安全壳的泄压排气参考文本

安全壳的泄压排气参考文 本 In The Actual Work Production Management, In Order To Ensure The Smooth Progress Of The Process, And Consider The Relationship Between Each Link, The Specific Requirements Of Each Link To Achieve Risk Control And Planning 某某管理中心 XX年XX月

安全壳的泄压排气参考文本 使用指引：此安全管理资料应用在实际工作生产管理中为了保障过程顺利推进，同时考虑各个环节之间的关系，每个环节实现的具体要求而进行的风险控制与规划，并将危害降低到最小，文档经过下载可进行自定义修改，请根据实际需求进行调整与使用。 1.1 核安全与安全文化 1.1.1 核安全 所谓核安全，就是指在核设施设计、制造、运行及停 役期间为保护工作人员、公众和环境免受可能的放射性危 害，所采取的措施的总和。主要包含三方面的内容：（1） 保障所有设备正常运行，控制和减少对环境的放射性废物 排放；（2）预防故障和事故的发生；（3）限制发生的故 障核事故的后果。 核电厂安全目标有三个，第一个实质上是核安全的总 目标，其余两个是解释总目标的辅助性目标，分别涉及到 辐射防护和安全的技术方面。这三个安全目标并不是互相 独立的，而是相互关联，以确保安全目标的完整性。

核电厂安全总目标为：在核电厂内建立并维持一套有效的防护措施，以保证人员、社会及环境免遭放射性危害。两个辅助性目标是指：①辐射防护目标，即确保在正常运行时核电厂及从核电厂释放出的放射性物质引起的辐射照射保持在合理可行尽量低的水平，并确保事故引起的辐射照射的程度得到缓解。这就要求在正常情况下具有一套完整的辐射防护措施，在事故情况下(预期运行事件)有一套减轻事故后果的措施，包括厂内和厂外的对策，以缓解对工作人员、居民及环境的危害。②技术安全目标，即有很大把握预防核电厂事故的发生；对于核电厂设计中考虑的所有事故，甚至对于那些发生概率极小的事故都要确保其放射性后果。 1.1.2 核电厂的安全性 核电厂的安全性．应能切实可靠地保障电厂周围的居民和核电厂工作人员的安全，即：

07核电厂堆芯的安全设计

07核电厂堆芯的安全设计 3、2、3二氧化碳由于二氧化碳的密度和中子吸收截面均较小，其温度和压力变化对反应性的影响可以忽略。 3、3慢化剂慢化剂的选择和燃料在慢化剂中的配置，应以中子经济性最佳化的需要（及由此引起的燃料耗用量最佳化的需要）和满足工程上的要求为依据。主要堆型采用轻水、重水或石墨作为慢化介质。 3、3、1轻水轻水在压水堆和沸水堆中都同时用作慢化剂和冷却剂。这两种功能不能机械地分割。因此 3、2和 3、2、1中关于添加剂、反应性特性、辐照效应等方面的讨论对二者都适用的。 3、3、2重水在重水冷却和慢化的压力管型反应堆中，慢化剂和冷却剂之间有排管容器的排管和压力管把慢化剂和冷却剂分隔开。有时，慢化剂可能含有可溶性中子吸收剂，用于反应性控制或停堆后的反应性抑制。慢化剂还用于冷却各种反应堆构件，如排管容器本身，仪表支承结构、反应性控制装置及其导向管。尽管压力管和排管破裂的可能性极小，但不能完全排除此种可能。发生爆管致使重水冷却剂射入慢化剂区域时，部分慢化剂被冷却剂所取代。如慢化剂中含有吸收剂而冷却剂不含吸收剂，发生上述替代时堆芯反应性就有可能上升。停堆系统的设计必须提供手段使得在发生这一事故时仍能保持停堆状态。反应堆的结构设计中必须考虑慢化剂的流动和温度（例如水力、温差等）的影响。在重水冷却和慢化的压力容器型反应堆中，堆芯区的慢化剂与冷却剂由冷却通道分隔。然而，冷却剂和慢化剂回路可根据电厂的运行工况（如功率运行或余热排出）分隔或连通。在功率运行时，慢化剂通过少量压力补偿孔和冷却剂连通，慢化剂的运行压力和冷却剂相同，而温度则低于冷却剂。慢化剂温度系由一个独立的高压冷却系统保持，在余热排出运行工况下，冷却剂和慢化剂互相连通，两者的压力、温度或液体毒物浓度均无差异。在重水慢化剂中，氚的比放射性会积累得很高，因此慢化剂系统的设计中必须考虑当慢化系统出现大破口时氚化重水释放的可能性。对慢化剂的辐照分解需要采取措施，以控制腐蚀并防止爆炸，详细的讨论见HAD102/08。在某事故工况下，压力管型反应堆中慢化剂具有储存衰变热的能力。

核电厂安全分析

Regulatory Document RD–310 Safety Analysis for Nuclear Power Plants February 2008

CNSC REGULATORY DOCUMENTS The Canadian Nuclear Safety Commission (CNSC) develops regulatory documents under the authority of paragraphs 9(b) and 21(1)(e) of the Nuclear Safety and Control Act (NSCA). Regulatory documents provide clarifications and additional details to the requirements set out in the NSCA and the regulations made under the NSCA, and are an integral part of the regulatory framework for nuclear activities in Canada. Each regulatory document aims at disseminating objective regulatory information to stakeholders, including licensees, applicants, public interest groups and the public on a particular topic to promote consistency in the interpretation and implementation of regulatory requirements. A CNSC regulatory document, or any part thereof, becomes a legal requirement when it is referenced in a licence or any other legally enforceable instrument.

压水堆核电厂钢制安全壳设计建造规范-编制说明

国家标准 《压水堆核电厂钢制安全壳设计建造规范》 编制说明 （征求意见稿） 标准编制组 2019年12月

压水堆核电厂钢制安全壳设计建造规范 一、任务来源及计划要求 本标准按照国家重点研发计划课题“基础通用与其它关键技术标准研究”（课题编号2017YFF0208004）任务书的要求以及与核工业标准化研究所签订的合同（合同编号为ISNI-KY-24-2019）内容进行编写。本标准由上海核工程研究设计院有限公司主编。 按照下达的计划，本标准计划于2019年12月31日前完成征求意见稿；于2020年3月31日前完成送审稿；于2020年6月30日前完成报批稿。 二、标准编制组组成 本标准由上海核工程研究设计院有限公司主编，编制组成员组成如下，详见表1。 表1：标准编制组成员名单 三、编制过程 3.1 总体过程 本标准的制定过程主要分为前期准备、征求意见稿编写阶段、送审稿编写阶段和报批稿编写阶段。 3.2 前期准备（2017年7月-2018年12月） 主要任务是成立标准编制小组，明确分工要求，分解工作任务、文件收集和调研分析、明确标准编制的进度控制。 在前期准备阶段成立标准编制小组和明确工作任务后，开展调研和文件收集工作。根据依托项目实施经验，确定了本标准编制的主要依据为ASME 规范NE 分卷，并参考国内压力容器设计规范（GB 150-2011）。此外还参考了相关的SRP 及RG导则进行规范的编制工作。

根据核电标准体系研究的前期工作分析结果，确定本标准的最初框架结构为：前言、目次、范围、术语和符号、总论、材料、设计、制造和安装、检测、试验、超压保护和附录。之后根据多次讨论和修改进行了必要的调整。 3.3 征求意见稿编写（2019年1月-2019年12月） 编制组在对参考文件进行详细分析的基础上，结合我国现状起草了本标准的工作组讨论稿，并在院内征求了专家意见。在具体章节编写过程中，对于标准内容的定位和合理安排问题征求了有关专家的意见，最终形成本标准征求意见稿。 3.4送审稿编写（2020年1月-2020年3月） 待广泛征求行业内的专家意见后，标准编写组将根据收到的专家意见对征求意见稿再进行深入地讨论，并对征求意见稿进行修改，按要求形成并提交送审稿。 3.5 报批稿编写（2020年4月-2020年6月） 届时根据标准《压水堆核电厂钢制安全壳设计建造规范》送审稿的审查情况，标准编写组将根据审查意见修改送审稿，完成了报批稿编写。 四、标准现状分析 我国监管机构国家核安全局批准出版的《核动力厂设计安全规定》（HAF 102-2016）和《核电厂反应堆安全壳系统的设计》（HAD102/06-1990），从法规和导则层面提出了核电厂安全壳系统和结构设计所需满足的要求，即要求在核电厂寿期内可能发生的所有荷载条件下，应保持安全壳结构的完整性和限制安全壳的泄漏。 因此，本标准在国内首次系统提出了钢制安全壳用材料技术要求、钢制安全壳设计技术要求和钢制安全壳建造技术要求。用于指导压水堆核电厂钢制安全壳设计、建造、试验和验收。 五、标准制修订背景和原则 5.1标准制修订背景 我国是从AP1000技术引进时，开始接触钢制安全壳这种设备，在之前的核电机组中，我国没有采用过钢制安全壳这种形式，国内相关法规及标准都未有涉及。当前我国第三代先进非能动核电站如依托项目（AP1000）、后续项目和示范项目（国和一号），都采用钢制安全壳设计。钢制安全壳是压水堆核电厂事故发生后的最后一道安全屏障，其功能包括余热排出及放射性废物的包容。在事故工

初步设计深度要求

3 初步设计 3．1 一般要求 3．1．1 初步设计文件。 1 设计说明书，包括设计总说明、各专业设计说明。对于涉及建筑节能设计的专dk，其设计说明应有建筑节能设计的专项内容； 2 有关专业的设汁图纸； 3 主要设备或材料表； 4 工程概算书； 5 有关专业计算书(计算书不属于必须交付的设计文件，但应按本规定相关条款的要求编制)。 3．1．2 初步设计文件的编排顺序。 1 封面：项目名称、编制单位、编制年月； 2 扉页：编制单位法定代表人、技术总负责人、项目总负责人和各专业负责人的姓名，并经上述人员签署或授权盖章； 3 设计文件目录； 4 设计说明书； 5 设计图纸(可单独成册)； 6 概算书(应单独成册)。 3．2 设计总说明 3 2 1 工程设计依据。 1 政府有关主管部门的批文，如该项目的可行性研究报告、工程立项报告、方案设计文件等审批文件的文号和名称； 2 设计所执行的主要法规和所采用的主要标准(包括标准的名称、编号、年号和版本号)； 3 工程所在地区的气象、地理条件、建设场地的工程地质条件； 4 公用设施和交通运输条件； 5 规划、用地、环保、卫生、绿化、消防、人防、抗震等要求和依据资料； 6 建设单位提供的有关使用要求或生产工艺等资料。 3. 2．2 工程建设的规模和设计范围。 1 工程的设计规模及项目组成； 2 分期建设的情况； 3 承担的设计范围与分工。 3. 2．3 总指标。 1 总用地面积、总建筑面积和反映建筑功能规模的技术指标； 2 其他有关的技术经济指标。 3．2．4 设计特点。 1 简述各专业的设计特点和系统组成； 2 采用新技术、新材料、新设备和新结构的情况。

4. 核电厂的设计安全要求

第四章核动力厂的设计安全要求 第一节核动力厂安全目标 一、安全目标 总的安全目标是在核动力厂中建立并保持对放射性危害的有效防御，以保护人员、社会和环境免受危害。 总的核安全目标由辐射防护目标和技术安全目标所支持，这两个目标互相补充、相辅相成，技术措施与管理性和程序性措施一起保证对电离辐射危害的防御。 辐射防护目标是保证在所有运行状态下核动力厂内的辐射照射或由于该核动力厂任何计划排放放射性物质引起的辐射照射保持低于限值并且合理可行尽量低，保证减轻任何事故的放射性后果。 技术安全目标是采取一切合理可行的措施防止核动力厂事故，并在一旦发生事故时减轻其后果。对于在设计核动力厂时考虑过的所有可能事故，包括概率很低的事故，要以高可信度保证任何放射性后果尽可能小且低于规定限值。并保证有严重事故后果的事故发生的概率极低。 安全目标要求核动力厂的设计和运行使得所有辐射照射的来源都处在严格的技术和管理措施控制之下。 二、安全目标的实现 辐射防护目标不排除人员受到有限的照射，也不排除法规许可数量的放射性物质从处于运行状态的核动力厂向环境的排放。 在设计核动力厂时，要进行全面的安全分析。此种安全分析要考察以下内容，（1）核动力厂所有计划的正常运行模式。（2）发生预计运行事件时核动力厂的性能。（3）设计基准事故。（4）可能导致严重事故的事件序列。 在分析的基础上，确认工程设计抵御假设始发事件和事故的能力，验证安全系统和安全相关物项或系统的有效性，以及确定应急响应的要求。 尽管采取措施将辐射照射控制在合理可行尽量低，并将能导致辐射来源失控事故的可能性减至最小，但仍然存在发生事故的可能性。这就需要采取措施以保证减轻放射性后果。这些措施包括，（1）专设安全设施。（2）营运单位制定的厂内事故处理规程。（3）国家和地方有关部门制定的厂外干预措施。

AP1000安全壳系统

5.1 安全壳结构
Section 5.1: Containment Structure
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Containment Building (Containment Vessel) Purposes 安全壳厂房(安全壳容器)的用途
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Houses & supports RCS and related systems & some ESF systems. systems .包容和支承反应堆冷却剂系统及其相关系统 包容和支承反应堆冷却剂系统及其相关系统， ，以及专设安全设施系统 以及专设安全设施系统。 。 Provides shielding for core & RCS during normal ops ops. . 正常运行时， 正常运行时 ，为堆芯和反应堆冷却剂系统提供屏蔽防护 为堆芯和反应堆冷却剂系统提供屏蔽防护。 。 Contains the release of airborne radioactivity during a design designbasis accident. accident. 在发生设计基准事故时， 在发生设计基准事故时 ，包容气态放射性 包容气态放射性。 。 Integral part of the passive containment cooling system (PCS), which prevents exceeding containment design pressure following a designdesign-basis accident. accident.作为非能动安全壳冷却系统的整体部分 为非能动安全壳冷却系统的整体部分， ， 防止在发生设计基准事故时安全壳超压。 防止在发生设计基准事故时安全壳超压 。
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保证核电厂安全有哪些管理措施(最新版)

( 安全管理 ) 单位：_________________________ 姓名：_________________________ 日期：_________________________ 精品文档 / Word文档 / 文字可改 保证核电厂安全有哪些管理措 施(最新版) Safety management is an important part of production management. Safety and production are in the implementation process

保证核电厂安全有哪些管理措施(最新版) 管理措施之一——健全的国家监管机构 国家监管机构对核电厂实行全寿期监督管理，即从选址、设计、建造、调试、运行、直到退役和废物处理处置的各个环节。 我国民用核设施的核安全监督管理主要由国家核安全局负责。 管理措施之二——制定和完善核安全防护法规体系 国家有关部门发布实施核电厂厂址选择、设计、运行、质量保证、辐射防护和废物管理等安全规定以及辐射防护基本标准等，形成一整套比较完整的核安全、辐射防护法规标准体系。 管理措施之三——实行核设施安全许可证制度 核电厂在不同阶段，其营运单位要向国家核安全主管部门提交相应的报告。经审评，在条件完全符合国家有关规定后才颁发许可证。营运单位只有获得这些许可证后才能开展相应的工作。 管理措施之四——严密的质量保证体系

核电厂有严密的质量保证体系。对选址、设计、建造、调试、运行直至退役等各个阶段的每一项具体活动都有单项的质量保证大纲，并严格执行。 另外，还实行内部和外部监查制度，监督检查质量保证大纲的实施情况，确认起到应有的作用。例如，在建造阶段，要对设备进行监造，对施工进行监理。在运行阶段，要进行预防性检修、在役检查和定期试验，以保证机组的系统和设备的状态符合技术规范。 管理措施之五——对参与单位和人员严格要求 国家对参与核电厂建设的单位，甚至小到零部件制造单位，都要经审查合格后，方可开展相应的活动。 国家对参加核电厂工作的人员的选择、培训、考核和任命有严格的规定。以操纵员为例，要求选择基本素质好、有一定学历和工作经验的人员，经过课堂、核电厂模拟机和核电厂实际运行培训，再通过国家级的考试，领到操纵员执照后，才能上岗。上岗工作以后，还要定期考查和再培训，保证在工作岗位上的人员都合格。 管理措施之六——极其严密的安全保卫系统

AP1000核电厂的安全壳设计

核电厂的安全壳设计 1 引言 为了在电厂简化、安全性、可靠性、投资保护和电厂成本方面提供重大的、可度量的改进,AP1000采用非能动安全系统。安全壳是实现上述改进的一个关键设施。它不仅提供了防止裂变产物释放的高度完整、低泄漏率的屏障，其表面还承担将安全壳空气中的热量排到大气中去的传热功能。安全壳内部结构连同非能动堆芯冷却系统(PXS)和严重事故缓解设施一起设计。本文介绍了API000安全壳容器设计、建造、事故后特征和严重事故性能。此外，本文也讨论了放射性释放模式，假设条件以及安全壳短期和长期性能。 2 AP1000 安全壳设计概述 AP1000安全壳是一个自由直立的圆柱形钢制容器，带有椭球形的上封头和下封头。钢制安全壳容器被完全包容在一个混凝土屏蔽体中，该厂房提供了对外部危害(如飞射物)的防护，并限制中子、γ射线、散射照射对电厂工作人员和公众的辐照。 如图l 所示，API000设计保留了和AP600相同的直径，但其高度比AP600增加了7.8 m ，从而增加了自由空间。此外，与AP600相比，AP1000通过增加容器壁的厚度和使用SA738型B 级材料提高了安全壳的设计压力。AP1000安全壳容器的一些重要参数与AP600的比较见表l。如表中所示，圆柱形容器大部分的钢壁标称厚度是4.445cm，局部位置较厚，如设备闸门处。最低一层圈柱形壳体的壁厚增加到4.762 cm，以便为预埋件过渡段中的腐蚀情况留有裕度。封头是椭球形的，厚度为4.127cm，主直径为39.624m，而高度为11.468m。 安全壳容器由5个主要结构模块组装建造而成，每个模块都由预先成型的、喷好漆的钢板制成。为了进一步减少安全壳内的组装活动，这些模块包含环形加强筋、吊环梁、设备闸门、人员空气闸门、贯穿件组件和其它附件，其中包括非能动安全壳冷却系统(PCS)空气挡板的支撑和水分配溢流口的固定板。 安全壳容器的设计使其能支撑环吊及其载荷，并考虑了蒸汽发生器的更换。

美国核管会,10 CFR Part 50, Appendix A,核电厂设计总则

美国核管会，10 CFR Part 50, Appendix A，核电厂设计总则 Appendix A to Part 50--General Design Criteria for Nuclear Power Plants Table of Contents ?Introduction ?Definitions o Nuclear Power Unit o Loss of Coolant Accidents o Single Failure o Anticipated Operational Occurrences CRITERIA

Introduction Pursuant to the provisions of § 50.34, an application for a construction permit must include the principal design criteria for a proposed facility.

The principal design criteria establish the necessary design, fabrication, construction, testing, and performance requirements for structures, systems, and components important to safety; that is, structures, systems, and components that provide reasonable assurance that the facility can be operated without undue risk to the health and safety of the public. These General Design Criteria establish minimum requirements for the principal design criteria for water-cooled nuclear power plants similar in design and location to plants for which construction permits have been issued by the Commission. The General Design Criteria are also considered to be generally applicable to other types of nuclear power units and are intended to provide guidance in establishing the principal design criteria for such other units. The development of these General Design Criteria is not yet complete. For example, some of the definitions need further amplification. Also, some of the specific design requirements for structures, systems, and components important to safety have not as yet been suitably defined. Their omission does not relieve any applicant from considering these matters in the design of a specific facility and satisfying the necessary safety requirements. These matters include: (1) Consideration of the need to design against single failures of passive components in fluid systems important to safety. (See Definition of Single Failure.) (2) Consideration of redundancy and diversity requirements for fluid systems important to safety. A "system" could consist of a number of subsystems each of which is separately capable of performing the specified system safety function. The minimum acceptable redundancy and diversity of subsystems and components within a subsystem, and the required interconnection and independence of the subsystems have not yet been developed or defined. (See Criteria 34, 35, 38, 41, and 44.) (3) Consideration of the type, size, and orientation of possible breaks in components of the reactor coolant pressure boundary in determining design requirements to suitably protect against postulated loss-of-coolant accidents. (See Definition of Loss of Coolant Accidents.) (4) Consideration of the possibility of systematic, nonrandom, concurrent failures of redundant elements in the design of protection systems and reactivity control systems. (See Criteria 22, 24, 26, and 29.)

核电厂安全知识点参考文本

核电厂安全知识点参考文 本 In The Actual Work Production Management, In Order To Ensure The Smooth Progress Of The Process, And Consider The Relationship Between Each Link, The Specific Requirements Of Each Link To Achieve Risk Control And Planning 某某管理中心 XX年XX月

核电厂安全知识点参考文本 使用指引：此安全管理资料应用在实际工作生产管理中为了保障过程顺利推进，同时考虑各个环节之间的关系，每个环节实现的具体要求而进行的风险控制与规划，并将危害降低到最小，文档经过下载可进行自定义修改，请根据实际需求进行调整与使用。 核电厂潜在的危险性：1）核电厂存在大量的放射性物 质2 反应堆停闭后会长时间释放衰变热3)反应堆存在大量 的高温高压水4）反应堆功率可能迅速升高。 核安全文化的定义：安全文化是在于单位和个人中的 种种特性和态度的总和，他建立在一种超出一切之上的观 念，即核电厂的安全问题由于他的重要性得到应有的重 视。 特性：安全文化的有形导出、安全文化主动精神。 实质：在电厂内建立一整套科学严密的规章制度和组 织体系，在核电厂内营造人人自觉关注安全的氛围，通过 培训，提高员工的知识技能，培养员工尊章守纪的自觉性 和良好的工作习惯，从而提高人员绩效和核电厂的安全性

能。 人品特性：质疑的工作态度、严谨的工作方法、相互交流的工作习惯。 自我检查是一种极高人员绩效的工具，常用方 法:STAR”stop停止、think思考、act行动、review检查。 监护：指两名操作人员同时检查将要进行的操作的正确性。 安全文化评价的方法：人员访谈、行为观察、文件查阅。 我国核安全法规体系分为：国家法律、国务院行政法规、部门规章、指导性文件、参考性文件。 核电安全许可证：核电厂厂址安全审查安全批准书、核电厂建造许可证、核电厂首次装料批准书、核电厂运行许可证、核电厂退役批准书、操作员执照、高级操作员执

压水堆核电厂安全壳隔离系统(EIE)

安全壳隔离系统（EIE） 一、作用 安全壳隔离系统（EIE）用在事故发生时，放射性裂变产物有可能从堆芯释放出来的情况下，确保安全壳的密闭。 隔离装置的目的是应保持安全壳封闭体整体的完整性，保证在正常运行和事故发生时安全壳的完整。或将有缺陷的系统与其压力源隔离。 二、系统的描述 安全壳隔离系统（EIE）使用以下类型的隔离阀门。及其配置情况（见图1.3.3-1）：（1）安全壳内侧一只手动闭锁阀，外侧一只手动闭锁阀。 （2）安全壳内侧一只自动隔离阀，外侧一只手动闭锁阀。 （3）安全壳内侧一只手动隔离阀，外侧一只自动隔离阀。 （4）安全壳内侧一只自动隔离阀，外侧一只自动隔离阀。 （5）安全壳内侧一只止回阀，外侧一只自动隔离阀或手动闭锁阀（仅用于进入管线）（6）安全壳外侧两只自动隔离阀或手动闭锁阀（仅用于安全壳内闭合管线） 在各隔离阀之间的管段中，当阀门关闭时，由于留在其中液体的热膨胀可能会形成超压，一般是在绕过安全壳内隔离阀的反向管线上放置止回阀或泄压阀进行超压保护。 三、系统的运行 安全注射时，安全壳第I阶段隔离，对以下系统发生作用： （1）安全注射系统（RIS）：试验管线； （2）化学和容积控制系统（RCV）：下泄管线，轴封水回程管线和上充管线； （3）反应堆硼和水的补给系统（REA）：补充水分配管线； （4）核岛排气及疏排水系统（RPE）：反应堆冷却剂排放管线，工艺排水管线，地面排水管线，含氢排放管线； （5）设备冷却水系统（RRI）：稳压器泄压箱和过剩下泄热交换器管线； （6）蒸汽发生器排污系统（APG）； （7）安全壳内大气监测系统（ETY）； （8）核岛氮气分配系统（RAZ）； （9）核取样系统（REN）：除反应堆冷却剂取样所需管线外的所有管线。 安全壳喷淋系统启动时，实施第II阶段隔离，对以下系统发生作用： 152

CAP1400核电站钢制安全壳焊后热处理

CAP1400核电站钢制安全壳焊后热处理 CAP1400核电站钢制安全壳焊后热处理董永志1，2，胡广泽1，2，晏桂珍1，2，修延飞1，2 （1.山东核电设备制造有限公司，山东海阳265118；2.烟台市核电设备工程技术研究中心，山东海阳265118）摘要：基于ASME锅炉及压力容器规范第Ⅲ卷第1册NE分卷对焊后热处理的规定，结合CAP1400钢制安全壳结构形式、材质要求，确定需进行焊后热处理的焊缝范围。结合工程建造特点，对贯穿件套筒与补强板焊缝进行炉内整体热处理，筒体纵焊缝、环焊缝、补强板与筒体焊缝进行局部焊后热处理。为控制焊后热处理的变形，筒体纵焊缝采用单条或多条对称加热、筒体环焊缝及设备闸门补强板焊缝采用分段加热方式，通过试验确定局部焊后热处理的加热带宽度、隔热带宽度和厚度，保证均温带温度达到595℃～620℃的设计要求。关键词：CAP1400；钢制安全壳；焊后热处理；局部加热0 前言钢制安全壳容器（Containment Vessel，CV）是CAP1400非能动压水堆核电站实现非能动功能的关键设备之一，其设计、建造采用ASME锅炉及压力容器规范第Ⅲ卷第1册NE分卷[1]（简称ASMEⅢNE）。焊后热处理（post weld heat treatment，PWHT）是钢制安全壳容器建造过程中的关键工艺，本研究结合钢制安全壳的结构形式、建造特点和工程实际情况为制定PWHT

工艺提供指导，同时对大型储罐和设备的PWHT有一定的借鉴意义。1 钢制安全壳的结构形式与材质要求1.1 钢制安全壳的结构形式CAP1400钢制安全壳筒体内直径43 m，整体高度73.6 m。建造过程中共分为5个拼装段，依次为下封头、筒体一环、筒体二环、筒体三环、上封头，如图1所示。封头由82块厚度43 mm的瓣片拼焊而成，筒体由144张弧形板构成，其中第1圈筒体板厚度55 mm，其余11圈厚度52 mm。图1 钢制安全壳结构 Fig.1 Configuration of containment cessel 钢制安全壳共 83个贯穿件，包括46个机械贯穿件、33个电气贯穿件、2个设备闸门、2个人员闸门，其中3个机械贯穿件位于下封头，其他均位于筒体一环。19个机械贯穿件的管道或套筒外径小于或等于64 mm，参照ASMEⅢNE-3332.1规定，这部分贯穿件不需要补强；其余贯穿件套筒全部采用单独补强或联合补强的方式与壳体连接，补强板的厚度分别为80 mm、90 mm、100 mm和130 mm。贯穿件与壳体的连接形式如图2所示。1.2 钢制安全壳材质要求图2 贯穿件与壳体的连接形式 Fig.2 Welds joining nozzles or penetrations to vessel shell CAP1400钢制安全壳是实现安全壳冷却系统功能的核心设备，其独立于外部的混凝土屏蔽厂房，对钢制安全壳厚度和强度的要求较高[2]。同时，对于厚度小于等于64 mm的材

核电厂安全知识点

核电厂潜在的危险性：1）核电厂存在大量的放射性物质2 反应堆停闭后会长时间释放衰变热3)反应堆存在大量的高温高压水4）反应堆功率可能迅速升高。 核安全文化的定义：安全文化是在于单位和个人中的种种特性和态度的总和，他建立在一种超出一切之上的观念，即核电厂的安全问题由于他的重要性得到应有的重视。 特性：安全文化的有形导出、安全文化主动精神。 实质：在电厂内建立一整套科学严密的规章制度和组织体系，在核电厂内营造人人自觉关注安全的氛围，通过培训，提高员工的知识技能，培养员工尊章守纪的自觉性和良好的工作习惯，从而提高人员绩效和核电厂的安全性能。 人品特性：质疑的工作态度、严谨的工作方法、相互交流的工作习惯。 自我检查是一种极高人员绩效的工具，常用方法:STAR”stop停止、think思考、act行动、review 检查。 监护：指两名操作人员同时检查将要进行的操作的正确性。 安全文化评价的方法：人员访谈、行为观察、文件查阅。 我国核安全法规体系分为：国家法律、国务院行政法规、部门规章、指导性文件、参考性文件。 核电安全许可证：核电厂厂址安全审查安全批准书、核电厂建造许可证、核电厂首次装料批准书、核电厂运行许可证、核电厂退役批准书、操作员执照、高级操作员执照。 核电厂环境影响报告书指许可证申请者向环境保护部提交的环境影响评价文件。 核安全报告分为定期报告、不定期报告、和事故报告。 核事故应急管理的方针：常备不懈、积极兼容、统一指挥、大力协同、保护公众保护环境。应急计划是针对应急响应行动制定的文件，是其他应急文件的基础。 应急计划区：为了在核事故发生时能够及时、有效的采取保护公众的防护行动，事先在核电厂周围划出制定应急计划并做好适当准备的区域。 应急状态分级：应急待命、厂房应急、厂区应急、场外应急。 通用应急水平即又防护行动客避免的剂量。。。。隐蔽10 撤离50 典防护100 临时性避迁（第一个月30 第二个月10）（mSv）永久性在居住寿期内1Sv 核电安全的总目标是建立在核动力厂中建立并保持对放射性危害的有效防御，以保护人民和环境免受危害。用防护目标、核电技术安全目标、核电安全目标的目标的数量指标做补充。核动力厂设计的纵深防御的五个层次：1）高质量的设计、施工及运行，使偏离正常运行状态的情况很少发生、2）设置停堆保护系统和相应的支持系统，防止运行中出现的偏差发展成为事故3）设置专设安全设施，限制设计基准设计的后果，防止发生堆芯融化的严重事故4）利用特殊设计设施，进行事故管理5）场外应急设施和措施。 轻水堆核电厂普遍采用的四道实体屏障：芯块、燃料元件包壳、反应堆冷却剂系统承压边界和安全壳及安全壳系统 概率安全分析：把整个系统的失效概率通过结果的逻辑推理与他各个层次的子系统、部件及外界条件等的失效概率联系起来，从而找出各种事故发生的概率。 概率论的分析方法：1)事件树分析：建立事件树即进行功能模化，继始发事件后，把各项与安全相关的功能按失效与否逐级开展，就能得到一系列后果不同的事件序列。2）故障树分析：把系统的失效作为分析的目标，由此反推，寻找直接导致这一失效的全部因素。直至毋需再研究其发生的因素为止。 电厂的概率安全分析通常是在三个级别上进行的。一级概率安全分析确定可导致堆芯损坏的事件序列及这些序列的估算频率，可对上述弱点及防止堆芯损坏的的方法提供重要见解。二

核电厂安全壳内仪表与控制电缆的老化管理示范文本

核电厂安全壳内仪表与控制电缆的老化管理示范文 本 In The Actual Work Production Management, In Order To Ensure The Smooth Progress Of The Process, And Consider The Relationship Between Each Link, The Specific Requirements Of Each Link To Achieve Risk Control And Planning 某某管理中心 XX年XX月

核电厂安全壳内仪表与控制电缆的老化 管理示范文本 使用指引：此管理制度资料应用在实际工作生产管理中为了保障过程顺利推进，同时考虑各个环节之间的关系，每个环节实现的具体要求而进行的风险控制与规划，并将危害降低到最小，文档经过下载可进行自定义修改，请根据实际需求进行调整与使用。 摘要：在调研国际上核电厂安全壳内仪控电缆老化管 理文献资料的基础上，介绍了仪控电缆的组成及老化机 理，叙述了仪控电缆的环境鉴定、状态监测、寿命评估等 方面的内容，希望对国内开展此项工作有所帮助。 仪控；电缆；老化；安全壳；核电厂 Abstract: Based on surveying the documents of the management of ageing of in-containment instrumentation and control cables used in NPPs, this paper briefly introduces the I&C cable construction and degradation mechanism, and describes