壓水堆核電廠演示幻燈片

第2章壓水堆核電廠9/1/20231基本知識(shí)9/1/20232核電站核電站是利用核分裂(NuclearFission)或核融合(NuclearFusion)反應(yīng)所釋放的的能量產(chǎn)生電能的發(fā)電廠。目前商業(yè)運(yùn)轉(zhuǎn)中的核能發(fā)電廠都是利用核分裂反應(yīng)而發(fā)電。核電站主要分為兩部分：核島：利用原子核裂變生產(chǎn)蒸汽的部分（包括反應(yīng)堆裝置和一回路系統(tǒng)）常規(guī)島：利用蒸汽發(fā)電的部分（包括汽輪發(fā)電機(jī)系統(tǒng)）。燃料核電站使用的燃料一般是放射性重金屬：鈾、钚。9/1/20233現(xiàn)在使用最普遍的民用核電站大都是壓水反應(yīng)堆核電站。工作原理是：用鈾制成的核燃料在反應(yīng)堆內(nèi)進(jìn)行裂變并釋放出大量熱能；高壓下的循環(huán)冷卻水把熱能帶出，在蒸汽發(fā)生器內(nèi)生成蒸汽，推動(dòng)發(fā)電機(jī)旋轉(zhuǎn)。9/1/202341、核燃料：在反應(yīng)堆中使用的裂變物質(zhì)及可轉(zhuǎn)換物質(zhì)稱(chēng)為核燃料。核燃料中必須是：①含有鈾-235、鈾-233、钚-239三種易裂變核素中的一種或二種；②能夠產(chǎn)生裂變并釋放裂變能。2、易裂變核素：任何能量的中子都能引起核裂變的核素稱(chēng)為易裂變核素，如鈾-235、鈾-233，钚-239三種核素。一些核燃料的基本定義9/1/202353、可轉(zhuǎn)換核素：由于能量大于1MeV以上的中子能夠引起鈾-238，釷-232轉(zhuǎn)化，所以稱(chēng)這兩種核素為可裂變核素。鈾-238，釷-232可分別轉(zhuǎn)化為钚-239及鈾-233所以又將它們稱(chēng)為可轉(zhuǎn)化核素。

4、一次核燃料和二次再生核燃料：在三種易裂變核素中，由于鈾-235是存在于天然礦物中的，所以叫一次核燃料。而鈾-233和钚-239是用人工方法制造得到的，所以又稱(chēng)為二次再生核燃料。

9/1/20236鏈?zhǔn)搅炎兎磻?yīng)

當(dāng)中子與裂變物質(zhì)作用而發(fā)生核裂變反應(yīng)時(shí)，裂變物質(zhì)的原子核通常分裂為兩個(gè)中等質(zhì)量數(shù)的核(稱(chēng)為裂變碎片)。與此同時(shí)，還將平均地產(chǎn)生兩個(gè)以上的新的裂變中子，并釋放出蘊(yùn)藏在原子核內(nèi)部的核能。在適當(dāng)?shù)臈l件下，這些裂變中子又會(huì)引起周?chē)渌炎兺凰氐牧炎?，如此不斷繼續(xù)下去，這種反應(yīng)過(guò)程稱(chēng)為鏈?zhǔn)搅炎兎磻?yīng)。9/1/20237慢化劑慢化劑，又稱(chēng)中子減速劑。在一般情況下，可裂變核發(fā)射出的中子的飛行速度比被其它可裂變核的捕獲的中子速度要快，因此為了產(chǎn)生鏈?zhǔn)椒磻?yīng)，就必須要將中子的飛行速度降下來(lái)，這時(shí)就會(huì)使用中子減速劑對(duì)慢化劑的要求是對(duì)中子有較高的散射截面和低的吸收截面。石墨中的碳元素，以及水中的氫元素都能起到慢化作用。9/1/20238通常用于熱中子反應(yīng)堆慢化劑的有三種材料輕水（H2O）輕水是含氫物質(zhì)，慢化能力大，價(jià)格低廉，但吸收截面較大，對(duì)金屬有腐蝕作用，易發(fā)生輻照分解。重水（氘，D2O）重水的吸收截面小，并可發(fā)生（γ，n）反應(yīng)而為鏈?zhǔn)椒磻?yīng)提供中子；缺點(diǎn)是價(jià)格昂貴，還要細(xì)心防止泄漏損失、污染和與氫化物發(fā)生同位素交換。石墨石墨吸收截面稍大于重水，但價(jià)格便宜，又是耐高溫材料，可用于非氧化氣氛的高溫堆中。鈹、碳?xì)浠衔锏?。鈹?shù)穆芰Ρ仁茫盟髀瘎┛煽s小堆芯尺寸，但鈹有劇毒、價(jià)格昂貴、易產(chǎn)生輻照腫脹，故使用受到限制。9/1/20239沸水堆（BoilingWaterReactor，縮寫(xiě)為BWR

）以沸騰輕水為慢化劑和冷卻劑并在反應(yīng)堆壓力容器內(nèi)直接產(chǎn)生飽和蒸汽的動(dòng)力堆。壓水堆（PressurizedWaterReactor，縮寫(xiě)為PWR

）壓水反應(yīng)堆利用輕水（普通水H2O）作為冷卻劑和中子慢化劑。

沸水堆與壓水堆同屬輕水堆，都具有結(jié)構(gòu)緊湊、安全可靠、建造費(fèi)用低和負(fù)荷跟隨能力強(qiáng)等優(yōu)點(diǎn)。它們都需使用低富集鈾作燃料。反應(yīng)堆9/1/202310重水堆（HeavyWaterReactor，縮寫(xiě)為HWR

）以重水作慢化劑的反應(yīng)堆。重水的中子吸收截面小，慢化性能好，中子利用率高，故可以直接利用天然鈾作為核燃料?？於眩‵astReactor，縮寫(xiě)為FR）由快中子引起裂變的反應(yīng)堆。即引起裂變的初級(jí)中子的平均能量>100Kev。就用途而言，一般情況下快堆不僅用于動(dòng)力發(fā)電，也用于增殖，將可裂變核素轉(zhuǎn)化成易裂變核素，如鈾-238轉(zhuǎn)化為钚-239，故又稱(chēng)快增殖堆（fastbreederreactor)?？於岩话悴捎靡簯B(tài)金屬鈉作載熱劑，故又稱(chēng)鈉冷快堆（sodium-cooledfastreactor）。反應(yīng)堆9/1/202311目前，世界上已商業(yè)運(yùn)行的核電站堆型，如壓水堆、沸水堆、重水堆、石墨氣冷堆等都是非增殖堆型，主要利用核裂變?nèi)剂?，即使再利用轉(zhuǎn)換出來(lái)的钚-239等易裂變材料，它對(duì)鈾資源的利用率也只有1~2％，但在快堆中，鈾-238原則上都能轉(zhuǎn)換成钚-239而得以使用，但考慮到各種損耗，快堆可將鈾資源的利用率提高到60~70％。9/1/202312反應(yīng)堆的分類(lèi)9/1/2023132.1概述9/1/202314核電站工作原理9/1/2023159/1/202316壓水堆核電站構(gòu)成核島：在核島中的系統(tǒng)設(shè)備主要有壓水堆本體，一回路系統(tǒng)，以及為支持一回路系統(tǒng)正常運(yùn)行和保證反應(yīng)堆安全而設(shè)置的輔助系統(tǒng)反應(yīng)堆蒸汽發(fā)生器主蒸汽管燃料廠房廢燃料池相應(yīng)系統(tǒng)與設(shè)備常規(guī)島主要包括汽輪機(jī)組、二回路系統(tǒng)及發(fā)電機(jī)等，其形式與常規(guī)火電廠類(lèi)似。配套系統(tǒng)9/1/202317核島系統(tǒng)一回路主系統(tǒng)由反應(yīng)堆、主泵、穩(wěn)壓器、蒸汽發(fā)生器和相應(yīng)管道組成。反應(yīng)堆外殼是一個(gè)耐高壓容器，通常稱(chēng)為壓力容器或壓力殼，其內(nèi)安裝著由許多核燃料組件構(gòu)成的堆芯。一回路主系統(tǒng)由2~3個(gè)環(huán)路對(duì)稱(chēng)地并聯(lián)在壓力容器接管上構(gòu)成，每個(gè)環(huán)路有一臺(tái)主泵和一臺(tái)蒸汽發(fā)生器。在其中一個(gè)環(huán)路上裝有一臺(tái)穩(wěn)壓器，以維持一回路運(yùn)行壓力。9/1/202318安全和輔助系統(tǒng)（按功能分3類(lèi)）(1)專(zhuān)設(shè)安全系統(tǒng):在反應(yīng)堆發(fā)生大量失水事故時(shí)可以自動(dòng)投入，阻止事故的進(jìn)一步擴(kuò)大，保護(hù)反應(yīng)堆的安全，同時(shí)防止放射性物質(zhì)向大氣環(huán)境擴(kuò)散。包括安全注入系統(tǒng)、安全殼噴淋系統(tǒng)、輔助給水系統(tǒng)和安全殼隔離系統(tǒng)。(2)核輔助系統(tǒng):保證反應(yīng)堆和一回路正常啟動(dòng)、運(yùn)行和停堆。包括化學(xué)和容積控制系統(tǒng)、硼和水補(bǔ)給系統(tǒng)、余熱排出系統(tǒng)、反應(yīng)堆和乏燃料水池冷卻和處理系統(tǒng)、設(shè)備冷卻水系統(tǒng)等。(3)三廢處理系統(tǒng):回收和處理放射性廢物以保護(hù)和監(jiān)視環(huán)境。包括廢液處理系統(tǒng)、廢氣處理系統(tǒng)和固體廢物處理系統(tǒng)。9/1/202319常規(guī)島系統(tǒng)常規(guī)島系統(tǒng)可劃分為汽輪機(jī)回路、循環(huán)冷卻水系統(tǒng)和電氣系統(tǒng)三大部分。汽輪機(jī)回路：主要設(shè)備有汽輪機(jī)、汽水分離再熱器、冷凝器、凝結(jié)水泵、低壓加熱器、除氧器、主給水泵和高壓加熱器等。這個(gè)循環(huán)回路的流程原理與火力發(fā)電廠基本相同；循環(huán)水冷卻回路：亦稱(chēng)三回路，其主要功用是向冷凝器供給冷卻水，確保汽輪機(jī)冷凝器的有效冷卻。電氣系統(tǒng)：電氣系統(tǒng)包括發(fā)電機(jī)、勵(lì)磁機(jī)、主變壓器、廠用變壓器等。9/1/2023209/1/202321核供汽系統(tǒng)：反應(yīng)堆+反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)+輔助系統(tǒng)9/1/202322反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)(ReactorCoolantSystem,RCP)（一回路Primarysystem）反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)(RCP)一般有2~4并聯(lián)在反應(yīng)堆壓力容器上的封閉環(huán)路。每條環(huán)路組成：1臺(tái)蒸汽發(fā)生器、1~2臺(tái)反應(yīng)堆冷卻劑泵、以及管道。其中一個(gè)環(huán)路熱管段與穩(wěn)壓器相連,用于RCP系統(tǒng)的壓力調(diào)節(jié)和壓力保護(hù)。

每個(gè)環(huán)路中，位于反應(yīng)堆壓力容器出口和蒸汽發(fā)生器入口之間的管道稱(chēng)為熱段，主泵和壓力容器入口間的管道稱(chēng)為冷段，蒸汽發(fā)生器與主泵間的管道稱(chēng)為過(guò)渡段。9/1/202323RCP系統(tǒng)組成9/1/2023241.主要功能反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)(RCP)即核電站一回路的主回路，其主要功能是使冷卻劑循環(huán)流動(dòng)，將堆芯中核裂變產(chǎn)生的熱量通過(guò)蒸汽發(fā)生器傳輸給二回路，同時(shí)冷卻堆芯，防止燃料元件燒毀或毀壞。9/1/202325

2.輔助功能(1)中子慢化劑:壓水堆的冷卻劑為輕水，它具有比較好的中子慢化能力，起到慢化劑的作用，使裂變產(chǎn)生的快中子減速成為熱中子，以維持鏈?zhǔn)搅炎兎磻?yīng)。另外，它也起到反射層的作用，使泄漏出堆芯的部分中子反射回來(lái)。(2)反應(yīng)性控制:反應(yīng)堆冷卻劑中溶有的硼酸可吸收中子，因此通過(guò)調(diào)整硼溶度可控制反應(yīng)性。9/1/202326(3)壓力控制:RCP系統(tǒng)中的穩(wěn)壓器用于控制冷卻劑壓力，以防止堆芯中發(fā)生不利于燃料元件傳熱的偏離泡核沸騰現(xiàn)象。(4)放射性屏障:RCP系統(tǒng)壓力邊界作為裂變產(chǎn)物放射性的第二道屏障，在燃料元件包殼破損泄漏時(shí)，可防止放射性物質(zhì)外逸。9/1/2023272.2核電廠總體及廠房布置9/1/202328關(guān)于核電站選址有關(guān)規(guī)定文件《核電廠安全許可證件的申請(qǐng)和頒發(fā)》；《核電廠廠址選擇安全規(guī)定》；《核電廠廠址選擇中的地震問(wèn)題》；《核電廠廠址選擇的大氣彌散問(wèn)題》；《核電廠廠址選擇及評(píng)價(jià)的人口分布問(wèn)題》；《核電廠廠址選擇的外部人為事件》；《核電廠廠址選擇的放射性物資水力彌散問(wèn)題》；《核電廠廠址選擇與水文地質(zhì)的關(guān)系》；《核電廠廠址查勘》；《濱河核電廠廠址設(shè)計(jì)基準(zhǔn)洪水的確定》；《核電廠廠址選擇的極端氣象條件》；《核電廠設(shè)計(jì)基準(zhǔn)熱帶氣旋》；《核電廠的地基安全問(wèn)題》。9/1/202329核電廠選址應(yīng)考慮的因素從核安全的觀點(diǎn)考慮,核電站的廠址選擇必須是保護(hù)公眾和環(huán)境免受放射性事故所引起的過(guò)量輻射影響。要重點(diǎn)考慮：可能發(fā)生的外部自然事件和人為事件對(duì)核電站的影響實(shí)施應(yīng)急措施及有關(guān)外圍地帶的人口密度、分布及其他特征核電站正常的放射性物質(zhì)釋放等。

9/1/202330我國(guó)現(xiàn)行法規(guī)標(biāo)準(zhǔn)是采用國(guó)際原子能機(jī)構(gòu)制訂的通用標(biāo)準(zhǔn),比較嚴(yán)格,考慮因素包括：

社會(huì)、經(jīng)濟(jì)等外部自然事件：如地震、工程地質(zhì)、水文地質(zhì)、洪水和極端氣象條件、水體交換、大氣擴(kuò)散等);外部人為事件、人口分布以及應(yīng)急計(jì)劃等降低工程造價(jià),提高工程的經(jīng)濟(jì)性也是選址時(shí)重點(diǎn)要考慮的原則.9/1/202331總的方面有三個(gè)：核電廠放射特性核電廠熱功率、核燃料棒破損率、冷卻劑系統(tǒng)泄漏率、放射性廢物處理系統(tǒng)凈化能力等決定了正常運(yùn)行時(shí)放射性排放量。設(shè)計(jì)上要求在極限事故工況下放射性物質(zhì)釋放量低于國(guó)家核安全局有關(guān)規(guī)定。廠址自然條件和技術(shù)要求要考慮地質(zhì)災(zāi)害（地震、洪水等）、氣象條件（大氣擴(kuò)散能力）、水源和水文條件（靠近大的水源）、交通運(yùn)輸方便、靠近負(fù)荷中心、遠(yuǎn)離機(jī)場(chǎng)和可發(fā)生爆炸及有毒物的工廠等。9/1/202332輻射安全要求

出現(xiàn)事故時(shí)不對(duì)居民造成超過(guò)規(guī)定的危害。輻射安全應(yīng)符合國(guó)家環(huán)境保護(hù)、輻射防護(hù)等法規(guī)和標(biāo)準(zhǔn)要求。核電廠應(yīng)設(shè)在非居住區(qū)可防止廠外人為事故干擾出現(xiàn)事故可保障居民的安全隔離考慮廠址周?chē)丝诿芏群头植?/1/202333核電廠總平面布置合理區(qū)分放射性與非放射性的建筑物，嚴(yán)格分開(kāi)凈區(qū)和臟區(qū)。臟區(qū)盡可能置于主導(dǎo)風(fēng)向下風(fēng)側(cè)。滿(mǎn)足核電廠生產(chǎn)工藝流程要求，便于設(shè)備運(yùn)輸，減少?gòu)S區(qū)管線的迂回和縱橫交叉。反應(yīng)堆廠房、核輔助廠房和燃料廠房，都應(yīng)設(shè)在同一基巖的基墊層上，防止因沉降差異造成管線斷裂。布置時(shí)以反應(yīng)堆廠房為中心，核輔助廠房、燃料廠房、主控樓和應(yīng)急柴油發(fā)電機(jī)廠房圍繞在反應(yīng)堆廠房周?chē)?。?duì)雙單元核電廠也可采用對(duì)稱(chēng)布置，并共用部分核輔助廠房?？偲矫娌贾迷O(shè)計(jì)時(shí)應(yīng)考慮的原則：9/1/202334核電廠廠房分區(qū)核心區(qū)：（核島+常規(guī)島）包括：反應(yīng)堆廠房、核輔助廠房、燃料廠房、主控制室、應(yīng)急柴油發(fā)電機(jī)廠房、汽輪發(fā)電機(jī)廠房等三廢區(qū)：包括：廢液儲(chǔ)存處理廠房、固化廠房、弱放廢物庫(kù)、固體廢物庫(kù)、特種洗衣房和特種汽車(chē)庫(kù)等供排水區(qū)：包括：循環(huán)水泵房、疏水隧洞、排水渠道、淡水凈化處理車(chē)間、消防站、高壓消防泵房、排水泵房等。9/1/202335核電廠廠房分區(qū)動(dòng)力供應(yīng)區(qū)：包括：冷凍機(jī)站、壓縮空氣及液氮儲(chǔ)存氣化站、輔助鍋爐房等檢修及倉(cāng)庫(kù)區(qū)：包括：檢修車(chē)間、材料倉(cāng)庫(kù)、設(shè)備綜合倉(cāng)庫(kù)及危險(xiǎn)品倉(cāng)庫(kù)等廠前區(qū)：包括：電廠行政辦公大樓及汽車(chē)、消防、保安及生活服務(wù)設(shè)施等。9/1/2023362.3核電廠主要廠房設(shè)施9/1/202337核電廠主要廠房：反應(yīng)堆廠房（即安全殼）燃料廠房、核輔助廠房、汽輪機(jī)發(fā)電機(jī)廠房控制廠房9/1/202338放射性廢物處理廠房安全殼汽輪發(fā)電機(jī)廠房核輔助廠房核燃料廠房控制廠房9/1/2023399/1/202340安全殼9/1/202341燃料廠房燃料廠房設(shè)有儲(chǔ)存水池，用來(lái)盛放乏燃料。有大型吊車(chē)用來(lái)吊運(yùn)乏燃料和設(shè)備乏燃料池內(nèi)通常有7~9m深的水層作為屏蔽層。核輔助廠房是一個(gè)多用途的鋼筋混凝土結(jié)構(gòu)設(shè)有化學(xué)和容積控制系統(tǒng)、安全注入系統(tǒng)、設(shè)備冷卻水系統(tǒng)等輔助系統(tǒng)，以及廠房必需的空氣處理和冷卻系統(tǒng)。汽輪發(fā)電機(jī)廠房設(shè)有汽輪發(fā)電機(jī)組、凝汽器、凝結(jié)水泵、給水泵、給水加熱器、除氧器、汽水分離再熱器、以及二回路有關(guān)的輔助系統(tǒng)?？刂茝S房布置在核電廠的中心，包括：中央控制室、廠用配電和各種自動(dòng)控制設(shè)備。中央控制室內(nèi)有控制臺(tái)和控制盤(pán)繼電器室內(nèi)有各種繼電器和控制器。9/1/202342核電廠除主廠房外還有循環(huán)水泵房、輸配電廠房、以及放射性廢物處理廠房。放射性廢物處理廠房是核電廠特有的廠房。核電廠內(nèi)所有通過(guò)反應(yīng)堆及一回路系統(tǒng)排出的氣體、液體和固體廢物都要經(jīng)過(guò)處理，達(dá)到允許標(biāo)準(zhǔn)后才可通過(guò)高煙囪、下水道、排放或回收利用。9/1/2023432.4核電廠設(shè)備安全功能及分級(jí)9/1/202344核電廠的系統(tǒng)、設(shè)備和構(gòu)筑物對(duì)于電廠安全的作用比一般常規(guī)系統(tǒng)設(shè)備和構(gòu)筑物的更大，因而提出了設(shè)備的安全功能以及按安全功能對(duì)安全的重要性分級(jí)的概念。這種安全功能分級(jí)稱(chēng)為“安全等級(jí)”。劃分安全等級(jí)的目的是提供分級(jí)設(shè)計(jì)標(biāo)準(zhǔn)。對(duì)于不同安全等級(jí)的設(shè)備規(guī)定不同的設(shè)計(jì)、制造、檢驗(yàn)、試驗(yàn)的要求。這樣既提高了核電廠安全性；又避免了對(duì)某些設(shè)備要求過(guò)嚴(yán)的現(xiàn)象。9/1/2023452.4.1安全功能及分析方法

核電廠安全的基本目標(biāo)是限制居民和核電廠工作人員在電廠所有運(yùn)行工況和事故工礦所受到的射線輻射。為保證必要的安全性，執(zhí)行安全功能的系統(tǒng)執(zhí)行下列功能：為安全停堆和維持其安全停堆狀態(tài)提供手段；為停堆后從堆芯導(dǎo)出余熱提供手段；在事故后為防止放射性物質(zhì)的釋放提供手段，以確保事故工況之后的任何釋放不超過(guò)容許極限。9/1/202346為實(shí)現(xiàn)上述要求，國(guó)際原子能機(jī)構(gòu)在安全導(dǎo)則中，我國(guó)國(guó)家核安全局在1986年發(fā)布的安全導(dǎo)則中均規(guī)定了20種安全功能項(xiàng)目。主要內(nèi)容有：在完成所有停堆操作后，將反應(yīng)堆維持在安全停堆狀態(tài)；將其他安全系統(tǒng)的熱量轉(zhuǎn)移到最終熱阱；維持反應(yīng)堆冷卻劑壓力邊界的完整性；限制安全殼內(nèi)的放射性物質(zhì)向外釋放等。9/1/2023472.4.2安全分級(jí)安全分級(jí)的主要目的是正確選擇用于設(shè)備設(shè)計(jì)、制造和檢驗(yàn)的規(guī)范和標(biāo)準(zhǔn)。通常，確定了設(shè)備的安全分級(jí)也同時(shí)確定了設(shè)備的抗震類(lèi)別和質(zhì)保要求。構(gòu)成流體包容邊界并執(zhí)行一定安全功能的機(jī)械系統(tǒng)和流體系統(tǒng)的設(shè)備和部件被分成3種安全等級(jí)。其他承壓設(shè)備和部件定為安全四級(jí)(又稱(chēng)非安全級(jí)，用NNS或NC表示)。9/1/2023481.安全一級(jí)安全一級(jí)主要包括組成反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)承壓邊界的所有部件。安全一級(jí)包括反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)中的主要承壓設(shè)備：反應(yīng)堆壓力容器、主管道以及延伸到并包括第二個(gè)隔離閥的連接管道(內(nèi)徑大到破損后正常補(bǔ)水系統(tǒng)不能補(bǔ)償冷卻劑的流失)、反應(yīng)堆冷卻劑泵、穩(wěn)壓器、蒸汽發(fā)生器的一次側(cè)和控制棒驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)的殼體。安全一級(jí)設(shè)備選用的設(shè)計(jì)等級(jí)為一級(jí)，質(zhì)量為A組。美國(guó)聯(lián)邦法規(guī)規(guī)定，必須按實(shí)際可能的最高質(zhì)量標(biāo)準(zhǔn)來(lái)設(shè)計(jì)、制造、安裝及試驗(yàn)。9/1/2023492.安全二級(jí)安全二級(jí)主要指反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)承壓邊界內(nèi)不屬于安全一級(jí)的各種部件，以及為執(zhí)行所有事故工況下停堆、維持堆芯冷卻劑總量和排出堆芯熱量及限制放射性物質(zhì)向外釋放的各種部件。例如：反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)承壓邊界部件中非核一級(jí)設(shè)備和部件：余熱排出系統(tǒng)、安全注入系統(tǒng)及安全殼噴淋系統(tǒng)等。構(gòu)成反應(yīng)堆安全殼屏障的設(shè)備和部件：安全殼及隔離貫穿反應(yīng)堆廠房的流體系統(tǒng)的閥門(mén)和部件、二回路系統(tǒng)直至反應(yīng)堆廠房外第一個(gè)隔離閥的部分，安全殼內(nèi)氫氣控制監(jiān)測(cè)系統(tǒng)及堆芯測(cè)量系統(tǒng)的設(shè)備和部件9/1/2023503.安全三級(jí)安全三級(jí)主要指下述一些系統(tǒng)的設(shè)備：為控制反應(yīng)性提供硼酸的系統(tǒng)；輔助給水系統(tǒng)；設(shè)備冷卻水系統(tǒng)；乏燃料池冷卻系統(tǒng)；應(yīng)急動(dòng)力的輔助系統(tǒng)；為安全系統(tǒng)提供支持性功能的設(shè)施(例如燃料、壓縮空氣、液壓動(dòng)力、潤(rùn)滑劑等系統(tǒng)設(shè)施)；空氣和冷卻劑凈化系統(tǒng)；放射性廢物儲(chǔ)存和處理系統(tǒng)。9/1/2023514.安全四級(jí)(非核安全等級(jí))

核島中不屬于安全一級(jí)、二級(jí)、三級(jí)的設(shè)備為非核安全等級(jí)。但非核安全等級(jí)設(shè)備的設(shè)計(jì)制造應(yīng)按非核規(guī)范和標(biāo)準(zhǔn)中較高的要求執(zhí)行。必要時(shí)，還應(yīng)附加與安全的重要性相適應(yīng)的補(bǔ)充設(shè)計(jì)要求。兩個(gè)不同安全等級(jí)系統(tǒng)的接口，其安全等級(jí)應(yīng)屬于相連系統(tǒng)中較高的安全等級(jí)。9/1/2023522.4.3抗震分級(jí)抗震設(shè)備：在設(shè)計(jì)上要滿(mǎn)足承受一定地震載荷要求的機(jī)械設(shè)備和電氣設(shè)備。我國(guó)的核安全法規(guī)抗震類(lèi)別分為三類(lèi)，；即抗震I類(lèi)、抗震II類(lèi)和非抗震類(lèi)(NA)抗震I類(lèi)指的是核電廠中其損壞會(huì)直接或間接造成事故工況，以及用來(lái)實(shí)施停堆或維持安全停堆并排出余熱的構(gòu)筑物、系統(tǒng)和設(shè)備。9/1/202353所有與安全有關(guān)的廠房和土建構(gòu)筑物都是抗震I類(lèi)的，在設(shè)計(jì)上要滿(mǎn)足能承受安全停堆地震載荷的要求。抗震I類(lèi)表明設(shè)備的設(shè)計(jì)要滿(mǎn)足能承受安全停堆地震(SSE)引起的載荷要求。安全停堆地震是在分析核電廠所在區(qū)域和廠區(qū)的地質(zhì)和地震條件以及當(dāng)?shù)氐乇硐挛镔|(zhì)的特性基礎(chǔ)上所確定的可能發(fā)生的最大地震。安全停堆地震通常取當(dāng)?shù)貧v史上發(fā)生過(guò)的最大地震再加上一個(gè)適當(dāng)?shù)陌踩Ａ??？拐餓I類(lèi)表明設(shè)備的設(shè)計(jì)要滿(mǎn)足能承受運(yùn)行基準(zhǔn)地震(OBE)引起的載荷要求。9/1/2023542.5核電廠設(shè)計(jì)原則核電廠設(shè)計(jì)首要要求：在正常工況和事故工況下，能?chē)?yán)格控制放射性物質(zhì)，使其對(duì)人的照射減少到可接受的水平，確保工作人員和公眾安全。一般遵循的安全設(shè)計(jì)原則有：多道屏障縱深防御單一故障原則抗自然災(zāi)害輻照計(jì)量標(biāo)準(zhǔn)9/1/2023551.多道屏障第一道屏障：燃料棒包殼燃料棒可承受一定高溫（一般為1204℃），具有較高承壓能力，使放射性裂變產(chǎn)物被限制在燃料包殼內(nèi)。第二道屏障：一回路系統(tǒng)的承壓邊界

由壓力容器、管道和設(shè)備組成，它們將高溫、高壓又帶強(qiáng)放射性的冷卻劑封閉在其內(nèi)。正常時(shí)僅允許極少量泄漏，而且泄漏水收集后送至三廢處理系統(tǒng)。第三道屏障：安全殼

安全殼，它將一回路系統(tǒng)的主要設(shè)備(包括一些輔助系統(tǒng)和設(shè)備)和主管道包容在內(nèi)。安全殼的泄漏率要嚴(yán)格控制，設(shè)計(jì)規(guī)范要求每天泄漏率要小于安全殼總?cè)莘e的千分之一。這樣，即使發(fā)生一回路主管道破裂，也只有少量放射性物質(zhì)泄漏到安全殼外。9/1/2023562.縱深防御

為了保證每一道屏障在正常情況和事故情況下的有效性，在壓水堆核電廠設(shè)計(jì)中還應(yīng)采取“縱深防御”原則，它包括三級(jí)相繼深入而又相互增援的防御體系。第一級(jí)安全防御第一級(jí)安全防御要求在設(shè)計(jì)、建造、運(yùn)行中采取各種有效措施，保證反應(yīng)堆應(yīng)具有內(nèi)在的安全特性，設(shè)備必須高質(zhì)量和可檢查性，系統(tǒng)必須有冗余度，因而任一部件失效也不會(huì)影響其正常運(yùn)行。屬于一級(jí)安全防御的內(nèi)容有：(1)反應(yīng)堆具有負(fù)的瞬