AP非能动安全系统
AP1000非能动安全系统
AP1000非能动安全系统AP1000 设计的革命性变化在设计理念上，这就是采用非能动方式简化安全系统。
核电站安全系统有能动安全和非能动安全之分，其区别在于这些系统的安全功能的实现是否依赖外界的电能或动力以及人员的操作。
当前运行中核电站的安全系统大都是能动的。
非能动安全概念是20世纪80年代提出的一种旨在提高核电站安全性和可靠性的新概念。
非能动安全系统安全功能依靠状态的变化、储能的释放或自主的动作来实现，如利用流体被加热或蒸发、冷却或冷凝而产生的密度差形成驱动压头或位差形成的重力压头，无需任何外部动力，在事故工况下，实现应急堆芯冷却和安全壳喷淋，导出堆芯和安全壳内的热量，确保安全壳的完整性。
在保留现有核电站的主要工艺技术的基础上，非能动安全概念的引入，使核电站安全系统的设计发生了根本的变化。
这种非能动安全系统不仅简化了专设安全设施，而且可以减少人员干预而可能产生的误动作，改善了人机关系，提高了核电站的安全性。
这一设计理念的更新，还使核电厂成本显着下降。
正是基于这种设计理念，西屋公司推出AP600和AP1000类型电厂。
一、非能动堆芯冷却系统AP1000非能动堆芯冷却系统包括非能动余热去除系统和安全注入系统。
与传统压水堆应急堆芯冷却系统相比，AP1000非能动堆芯冷却系统除了具有安全注射和应急硼化的功能外，还具有堆芯应急衰变热导出和安全壳pH 值控制的功能，替代了传统压水堆辅助（应急）给水系统和安全壳喷淋系统的部分功能。
在反应堆冷却剂系统中，引入一个非能动热交换器。
当冷却剂泵失效时，水流自然循环到该热交换器，后者将热量载带到安全壳内的换料水箱（IRWST）。
传热过程无需动力。
当IRWST达到饱和时，向安全壳大气蒸发，非能动安全壳冷却系统动作，冷凝水沿壳壁流回环料水池，可以实现长时间的堆芯冷却。
安全注入系统由两台堆芯补给水箱（CMT）、两台安全注射箱和IRWST 组成，连接于反应堆冷却剂环路并充满硼水，注射依靠重力和气体储能的释放。
AP1000非能动安全特性与传统压水堆的事故响应对比
AP1000非能动安全特性与传统压水堆的事故响应对比作者：张堃来源：《中国科技纵横》2014年第09期【摘要】 AP1000采用了比传统压水堆更为先进的非能动安全设计理念。
本文着重阐述了非能动技术在三门核电专设安全设施中的应用，以设计基准的LOCA事故为例，与传统核电站的事故响应进行比较，直观展现非能动技术在保障电厂安全方面的优越性。
【关键词】 AP1000 非能动专设安全设施 LOCA1 AP1000安全系统的非能动设计理念AP1000是具有代表性的全球第三代核电压水堆型，最具特色的是其安全系统的非能动设计理念。
对于传统核电厂来说，专设安全设施主要包括安全注射系统、停堆冷却系统、安全壳喷淋系统、安全壳消氢系统、辅助给水系统、安全壳隔离系统等。
另外，大多数专设安全设施的运行需要厂用水系统、设冷水系统、设备间通风等安全辅助系统的支持，而安全相关系统中的许多设备，如泵、风机、电加热器等的运行又都需要安全级的交流电源提供动力电源。
一般情况下，这些安全相关系统的电源可从厂外电源、厂内发电机以及应急柴油发电机获得，但如果发生了日本福岛核事故这样的包括应急柴油发电机失效在内的丧失全厂交流电源事故，除了安注箱系统（中压安注系统）可使用外，其它能动的专设安全系统和安全辅助系统均处于不可用状态。
尽管有柴油机辅助给水泵作为最后的手段向蒸发器供水，通过蒸发器大气释放阀的排汽，使主冷却剂进行自然循环冷却，但因为停冷系统不可运行，电厂的最终状态也只能维持在中间停堆状态，堆芯冷却仍然存在潜在威胁，安全性仍存在一定风险。
而AP1000的专设安全设施最大限度的采用加压气体、重力流、自然循环流以及对流等自然驱动力，而不是泵、风机或柴油发电机等能动部件。
在发生设计基准事故之后，即使在72小时内无操纵员行动、无厂内外交流电源、无厂用水和设冷水、无通风供暖空调（HVAC）等安全辅助系统的支持，也能自动的建立和维持堆芯冷却，保持安全壳的完整性。
AP1000_资料介绍
所有关于AP1000AP1000的设计理念在传统成熟的压水堆核电技术的基础上，安全系统采用“非能动” 设计理念。
“非能动安全系统” 利用自然物理现象-重力、自然循环(蒸发、冷凝和密度差）以及气体蓄能驱动流体流动，带走堆芯余热和安全壳的热量，不需要外部能源。
非能动设计理念已有实际应用，技术是成熟的。
非能动设计理念的引入，使核电站的设计发生了根本的变化：● 系统配置简化，安全支持系统减少，安全级设备和抗震厂房大幅减少，安全等级和质保等级降低，应急动力电源和很多动力设备被取消，大宗材料需求明显降低；● 预防和缓解事故和严重事故的操作简化;● 安全性能显著提高；由于设计简化、系统简化、工艺布置简化、施工量减少、工期缩短、运行和维修简化等一系列效应，最终使AP1000在安全性能显著提高的同时，经济上也具有较强的竞争力。
AP1000总体概括及特点1. 总体概况AP1000是西屋公司开发的一种双环路1000 MW的压水堆核电机组，其主要特点有：采用非能动的安全系统，安全相关系统和部件大幅减少、具有竞争力的发电成本、60年的设计寿命、数字化仪空室、容量因子高、易于建造(工厂制造和现场建造同步进行)等，其设计与性能特点满足用户要求文件（URD）的要求。
西屋公司在开发AP1000之前，已完成了AP600的开发工作，并于1998年9月获得美国核管会（NRC）的最终设计批准（FDA），1999年12月则获得NRC的设计许可证，该设计许可证的有效期为15年。
屋公司投入了大量人力，通过大量的实体试验和众多听证与答辩来确保其设计的成熟性。
AP1000基本上保留了AP600核岛底座的尺寸，但也作了适当的设计改进以提升AP1000的先进性和竞争力：增加堆芯长度和燃料组件的数目；加大核蒸汽供应系统主要部件的尺寸；适当增加反应堆压力壳的高度；采用△125的蒸汽发生器；采用大型密封反应堆主泵（装备有变速调节器）；采用大型的稳压器；增加安全壳的高度；增加某些非能动安全系统部件的容量；增加汽轮机岛的尺寸和容量等。
浅谈AP1000核电厂保护和安全系统PMS操作平台CommonQ_丛曦宇
6、Common Q电源
Common Q系统的电源是一个19英寸，带插入式模件的组件，不
同 输出电 压 的 模件 都 可 以使 用。电源系统 的 交流 输入 是10 0 ~14 0 V或
200~260V，频率47~63Hz。电源能满足交流220V、频率50Hz的应用要
求。
所有的电源组件都封装成插件式模件插在一个固定标准19英寸
在改动过程中的通道就由MTP旁路。可利用预先编程好的对话框来输
入和验证设定值、常量，对话框将输入和验证分离，以缓解可能的操作
错误。
修改组态:通过MTP，能够装载新的或者修改过的组态。
图形 功 能 : M T P显 示系统 的图形 功 能包 括 柱 状图、静态 文 本对
象、动态数据对象等。
趋势功能:MTP显示的趋势显示功能在任意轴向上（时间轴或数
社,2008. [2]Westinghouse AP1000 Design Control Document Rev.16Chapter 2. [3]刘子介.Common Q在AP1000PAMS中的应用.电气技术,2010年第3期. [4]ABB-CE,CENPD-396-P,mon qualified platform.
1)维护和测试面板（MTP）。一个Common Q安全系统通道有一个
MTP。通过MTP，能够执行监视、纠正性维修、修改设定值、旁路一个
通道，初始化自动测试以及显示详细的系统诊断信息。MTP也能够向
AC160处理器模件装载组态。MTP还具有图形和趋势功能。
修改设定值:MTP能在电厂运行时改变设定值和“可寻址”常量，
72小时内，不需要操作员采取任何手动干预动作，大大减少人因错误，
AP1000明显优于EPR，其功能实现的操作平台为Common Q。
AP1000和EPR两种核电技术的比较
AP1000和EPR两种核电技术的比较1、AP1000和EPR的安全系统采用了两种完全不同的设计理念AP1000安全系统采用“非能动”的设计理念，更好地达到“简化”的设计方针。
安全系统利用物质的自然特性：重力、自然循环、压缩气体的能量等简单的物理原理，不需要泵、交流电源、1E级应急柴油机，以及相应的通风、冷却水等支持系统，大大简化了安全系统（它们只在发生事故时才动作），大大降低了人因错误。
“非能动”安全系统的设计理念是压水堆核电技术中的一次重大革新。
EPR安全系统在传统第二代压水堆核电技术的基础上，采用“加”的设计理念，即用增加冗余度来提高安全性。
安全系统全部由两个系列增加到四个系列，EPR在增加安全水平的同时，增加了安全系统的复杂性。
核电站安全系统的设计基本上属于第二代压水堆核电技术，是一种改良性的变化。
2、AP1000和EPR的安全性的比较由于AP1000和EPR的安全系统采用了两种完全不同的设计理念AP1000 和E PR的安全性有较大的差别。
AP1000在发生事故后的堆芯损坏频率为5.0894×10-7/堆年比EPR的1.18×10-6 /堆年小2.3倍，大量放射性释放概率为5.94×10-8/堆年也比EPR的9.6×10-8/堆年小1.6倍（而且AP1000采用的设备可靠性数据均比较保守）；核电站发生事故后，AP1000操作员可不干预时间高达72小时，而EPR为半小时；AP1000 在发生堆芯熔化事故时，能有效地防止反应堆压力容器（第二道屏障）熔穿，将堆芯放射性熔融物保持在反应堆压力容器内，使放射性向环境释放的概率降到最低；而EPR不防止反应堆压力容器熔穿，堆芯放射性熔融物暂时滞留在堆腔内，然后采取措施延缓熔融物和安全壳（第三道屏障）底板的混凝土相互作用，防止安全壳底板熔穿。
AP1000的人因失误占堆熔频率的7.74%，共因失效占堆熔频率的57%，而EP R分别为29%和94%，AP1000 明显优于EPR。
AP1000非能动安全相关系统综述
1）在LOCA事故时，能 在有限的几分钟时间间 隔内向堆芯注射十分大 的安注流量。 2）在事故情况下，反 应堆冷却剂系统压下降 到低于安注箱的氮气压 力（50大气压）时，两 只串连的止回阀开启， 硼水靠氮气压力注入反 应堆冷却剂系统。
内置换料水箱
1）在LOCA事故时，能 在很长时间间向堆芯注 射较小的安注流量。 2）内置换料水箱位置 高于反应堆和反应堆冷 却剂系统。 在事故情 况下，根据驱动信号自 动打开爆破阀，依靠位 差产生的重力向反应堆 注水，冷却堆芯
自动降压系统
在假想事故发生后，自动降压系统的阀门必须打开 后，堆芯冷却系统（PXS）才能运行为堆芯提供应急 冷却
安全壳PH值控制系统 值控制系统 安全壳
在安全壳内设有PH调节篮，篮中装有颗粒状的磷酸 三钠（TSP），篮子位置低于事故后最小的淹没水位。 因而在发生事故时，水到达篮子，溶解磷酸三钠，控 制安全壳内PH值在7.0—9.5之间，减少空气中放射 性碘含量。
主控室应急可居留性系统(VES) 为主控室(MCR) 在 一次电厂事故以后提供新鲜空气、冷却和增压。 在接收到主控室高辐射信号以后, VES系统自动启动 运行, 隔离正常的控制室通风通道并开始增压。一旦 系统开启运行, 所有功能都完全是非能动的。VES 空 气气源来自一组压缩空气贮存箱。 VES 也使主控室保持在一个略为正压的状态下, 以尽 量减少周围区域内气载污染物的渗入。
2只，每只容积为56.6m3，内装2600ppm的含硼水
内置换料水箱： （执行低压 低压安全注射功能） 内置换料水箱： 低压 ）
1只，容积为2092 m3 ，内装2600－2900ppm的含硼水
第四个水源
堆芯补水箱
1）在LOCA事故时，能在 较长时间间隔内向堆芯注 入较大的安注流量 2）在发生不包括LOCA事 故的情况下，当正常补水 系统不可用或不足时，堆 芯补水箱为反应堆冷却剂 系统提供紧急补水和硼化。 3）堆芯补水箱位置高于反 应堆和反应堆冷却剂系统。 在事故情况下，根据驱动 信号自动打开下泄注射管 的气动阀，依靠位差产生 的重力向反应堆注水，冷 却堆芯
AP1000核电厂关于重要非安全相关系统的监督管理
AP1000核电厂关于重要非安全相关系统的监督管理从上世纪90年代起，为排除美国三哩岛、苏联切尔诺贝利核电厂严重事故的负面影响，全球核电业界集中力量对核电安全性进行了研究，美国和欧洲先后开发出以“先进轻水堆”（ALWR）为主要特点的第三代核电技术。
第三代核电技术存在更安全、更经济、核废料少等优点，目前在世界上也是刚起步。
经过多方面的评审论证，中国引进被称为最选进的第三代核电技术的美国西层公司的AP1000设计，并将在浙江三门建设世界首座AP1000核电厂。
AP1000设计包含了许多现有核电厂不同的设计特点，其中最重要的是全面采用了非能动安系统。
了解AP1000核电技术与国内已较好常握的第二代或二代加压水堆核电技术的差异，将有助于更好地控制AP1000技术，以建设和运行好这种新型核电厂。
1、AP1000的非能动安全设计在现有核电厂和改进型轻水堆中，许多安全相关系统设计为能动系统。
与这些核电厂设计不同，AP1000压水堆的设计全面采用非能动安全系统来缓解事故。
非能动安全系统执行安注、余热导出以及安全壳冷却功能，其驱动全部依靠自然循环，包括重力、对流以及贮存的能量。
这些系统中无泵类设备，阀门是仅需电池供电的气动阀或使用压差的止回阀，并且除有限的供安全相关隔离功能（如安全壳隔离）的系统外，一切能动安全设计均为非安全相关。
此外，AP1000的设计也包括了一些用于供给电厂安全纵深防御的反应堆冷却剂补充和热导出的非安全相关的能动系统。
这些系统在电厂发生瞬态和严重事故时作为第一道防线，避免非能动安全系统不必要的频繁动作，减轻对非能动系统的压力。
美国电力研究院（EPRI）编制的ALWR用户要求文件（URD）的设计准则之一就是，要求不需要操纵员的动作或场外支持，由所有非能动系统在设计基准事情后72h后执行其非安全系统（能动系统）给安全系统补充或直接承担堆芯和安全壳热量导出的功能。
遵守URD的要求，可能用来供纵深防御能力的能动系统包括：化容控制系统、反应堆停堆冷却系统和备用给水系统、燃料水池冷却系统，以及支持这些系统运行的有关系统和结构，包括非安全级的备用柴油发电机、设备冷却水系统。
最新AP1000安全系统综述及其与EPR关键措施对比汇总
A P1000安全系统综述及其与E P R关键措施对比AP1000安全系统综述AP1000安全系统综述AP1000安全系统设计理念如下：•安全系统非能动化•降低维修要求•简化安全系统配置•减少安全支持系统•减少安全级设备及抗震厂房•提高可操作性本文不考虑传统安全系统，只对非能动安全系统作介绍。
一．AP1000非能动安全系统简介AP1000非能动安全系统的优点可概括如下:(1)极大地降低了人因失误发生的可能性非能动安全系统不需要操纵员的行动来缓解设计基准事故，减少了事故发生后，由于人为操作错误而导致事件升级的可能性。
AP1000在事故条件下允许操纵员的不干预时间高达72 h，而对于已经运行的第二代或二代+核电厂，此不干预时间仅为10^30 mina(2)大大地提高了系统运行的可靠性非能动安全系统利用自然力驱动，提高了系统运行的可靠性，而不需要采用泵、风机、柴油机、冷冻水机或其他能动机器，减少了因电源故障或者机械故障而引起的系统运行失效。
由于非能动安全系统只需少量的阀门连接，并能自动触发，同时这些阀门遵循“失效安全”的准则，在失去电源或接收到安全保护启动信号时开启。
(3)取消了安全级的交流应急电源非能动安全系统的启动和运行无需交流(AC)电源，AP1000的设计取消了安全级的应急柴油发电机组。
AP1000非能动安全系统子系统如下：•非能动堆芯冷却系统•非能动安全壳冷却系统•非能动主控制室应急可居留系统•非能动裂变产物去除系统•非能动氢复合子系统•非能动反应堆压力壳防熔穿系统二．非能动堆芯冷却系统AP1000的非能动堆芯冷却系统(PXS)由非能动堆芯余热排出系统和非能动安全注人系统两部分组成。
PXS的主要作用就是在假想的设计基准事件下提供应急堆芯冷却，为此，PXS具有以下功能:·应急堆芯余热排出·RCS应急补水和硼化·安全注入·安全壳内pH值控制PXS安全相关功能的设计基于以下考虑(设计基准):<1> 即使在发生设计基准事件同时伴随不太可能的最大极限单一故障事件时，PXS也有多重的部件来执行其安全相关的功能。
AP1000第三代反应堆系统介绍精讲
45
14
88
房
附加产房 10
10
总数
122
99
55
276 23
建筑模块
管道模块
机械设备模块
24
AP1000的设计特点
25
AP1000建造进度图
26
AP1000 建造进度表
27
建造成本
AP600有很高成本竞争能力，发电成本预 计为1300～1500＄/kW，低于“用户要求” 1475＄/kW
610 1933 315.6C 1058
1090 3400 323.9C 1505
1.484
1.447
15.8
13.6
17X17
17X17
145
157
3658
4267
34
AP600
堆芯直径/mm
3361
反应堆压力容器内径 4000 /mm
线功率/（kW/m）
13.45
控制棒/灰棒
45/16
蒸汽发生器传热面/m2 6967.7
西屋公司在开发AP1000之前，已完成了AP600 的开发工作，并于1998年9月获得美国核管会 （NRC）的最终设计批准（FDA），1999年12 月则获得NRC的设计许可证，该设计许可证的有 效期为15年。
3
先进非能动压水堆AP600概述
设计
1984年EPRI开始发展一项中等规格的600 MW的新型核电站，其目的在于将核电站进行 简化并减少成本和提高安全性。这些非能动设 计提高了核电站的性能，操纵性，稳定性等
开发
1996年两个小型电站设计的版本发展出来， 分别是西屋公司的AP600和通用公司的简型 沸水堆。
AP1000 非能动安全系统
Characteristics of Passive Core Cooling System
The passive core cooling system operates without pumps or power sources. PCCS的运行无需泵的驱动也无需电源（交 流）。
Processes such as gravity and expansion of compressed gases are relied on. 依靠诸如重力和压缩气体的膨胀过程来驱 动PCCS工作。
3
AP1000非能动安全系统
非能动余热排出系统
非能动安全注射系统
非能动安全系统
非能动安全壳冷却系统
非能动主控制室应急可居留系统
安全壳氢气控制系统
AP1000 Passive Core Cooling System
➢ Characteristics of PXS ➢ Safety Functions ➢ PRHRHX Design Basis ➢ Emergency Makeup & Boration Design
①IRWST是一个大型的，具有不锈钢内衬的水箱，位于安全壳内 运行甲板下方。
②IRWST是AP1000C级设备，其设计符合抗震I类要求。
③IRWST的底部在RCS回路高度上方，这样换料硼溶液在充分卸 压后可以通过重力排入RCS。
④IRWST通过两个DVI管连入RCS。
⑤出口安装在IRWST顶部。
⑥这些出口在正常运行期间通常是关闭的，以将水气和放射性气 体维持在水箱内，防止碎片从安全壳运行甲板进入水箱。
表PXS 自动触发信号
PRHR HX 触发 任一SG中窄量程低水位，延时 + 低 SFW流量后 任一SG中宽量程低水位
非能动安全先进核电厂AP1000问答
第二章1、反应堆堆芯的组成（哪些组件构成）燃料组件、控制棒组件、中子源组件、可燃毒物组件、阻力塞组件2、简述燃料组件的组成（17*17， 24+1，格架（底部、顶部、中间、搅混）及格架的材料）17X17方阵构成燃料组件、包括264 根燃料棒、24 根控制棒导向管、1根中央测量管、14 层结构格架（10+4）：包括顶部格架、底部格架、8层中间格架和四层中间搅混格架及一层保护格架进行支撑。
中间搅混格架放置在高热流密度区域，以利于混流。
保护格架又叫P-格架，主要起到阻止异物进入的作用。
结构格架与导向管相连。
底部结构格架和保护格架通常由防腐性、高强度的Ni-Cr-Fe合金制成。
顶部格架由Ni-Cr-Fe合金或ZIRLO制成。
其余结构格架和中间搅混格架由 ZIRLO制成。
注：选用ZIRLO材料是考虑到其固有的低中子俘获截面。
3、控制棒组件分类（调节棒组（机械补偿控制棒组、轴向偏移控制棒组）、停堆棒组；黑棒组和灰棒组（12+12））控制棒束可以分成调节棒和停堆棒。
调节棒组用于当反应堆运行条件改变，即功率和温度改变时，补偿运行过程中的反应性变化。
停堆棒组用于反应堆停堆。
黑棒的价值基本保持不变(特别是对热中子的吸收)。
调节棒分为轴向偏移控制棒和补偿棒。
轴向偏移控制棒，只有一组，由9束控制棒组件组成，用于轴向功率分布控制。
补偿棒共有六组，用于补偿由于温度、功率、和瞬时氙毒变化所引起的反应性变化。
停堆棒共有四组，每组有8束控制棒组件，用于快速停堆。
4、灰棒功能（p38, 调功率，替代改变硼浓度的负荷调节方法）①灰棒吸收中子的能力低于黑控制棒，用于在30%额定功率以上的负荷跟踪。
灰棒由驱动机构传动，进出堆芯来改变功率，以适应电网负荷变化。
②代替过去用改变冷却水的硼浓度来跟踪负荷的方法。
改变硼浓度会产生废水，采用灰棒可减少废水量。
第三章1、AP1000反应堆冷却剂系统的组成①反应堆压力容器(Reactor Pressure Vessel，RPV)，包括控制棒驱动机构安装接管②反应堆冷却剂泵(Reactor Coolant Pump，RCP)③蒸汽发生器(Steam Generator，SG)④稳压器(Pressurizer，PRZ)包括与其相连接通往一条反应堆冷却剂主管道热管段的波动管线⑤安全阀(Safety Valves) 和自动降压系统(Automatic Depressurization System，ADS)的阀门；⑥反应堆压力容器顶盖(上封头)上的排气管道(Reactor Vessel Head Vent)和排气管道隔离阀(Head Vent Isolation Valves)；⑦上述主要部件之间相互连接的管道及其支承；⑧与通往辅助系统和支持系统之间相互连接的管道及其支承。
浅析AP1000 非能动安全系统技术特点
Science and Technology &Innovation ┃科技与创新2018年第14期·95·文章编号：2095－6835（2018）14－0095－02浅析AP1000非能动安全系统技术特点李国壮（华北水利水电大学，河南郑州450000）摘要：AP1000作为近年来发展迅速且技术较为成熟的先进三代堆型，其非能动安全系统的应用也是人们所密切关注的，同时我国已经引进4台AP1000堆型核电站，并在2018-04得到了装料批准。
由此可见，我国也在通过引进新技术来对原有堆型进行更新和发展。
首先简要介绍AP1000非能动安全系统的设计理念，其次浅析其针对不同的堆芯事故又有怎样的技术特点，从其经济性和安全性两方面解析非能动安全系统在现在第三代核电站的应用及将来可能的发展方向，最后提出“非能动安全系统必须与能动系统相结合”这一观点。
关键词：AP1000；非能动安全系统；技术特点；断电事故中图分类号：TM623.8文献标识码：A DOI ：10.15913/ki.kjycx.2018.14.0951绪论AP1000是西屋电气公司以AP600为基础，改进研发的非能动先进压水堆，经历了十余年的设计、制造、审核和评估，最终于2004-09正式发布“最终安全评估报告”。
非能动安全技术作为先进压水堆核电站的主要特点，受到了核电发达国家的重视，欧洲的EPP1000、日本的SPWR 、俄罗斯的WWER1000等都有非能动安全系统的应用。
除此以外，目前在现役核电站中也采用了非能动安全技术，比如中压安全注射箱（ACC ）等。
在我国，于2009年正式动工，分别在三门、海阳、台山、田湾和阳江5处建设了AP1000机组，已经在2018-04得到了装料批准，缘于这一次对AP1000堆型的使用，其非能动安全技术也在国内受到了广泛关注。
AP1000与常规压水堆堆型最大的不同在于其专设的非能动安全系统，系统主要包括应急堆芯冷却系统、非能动安全壳冷却系统和非能动余热排出系统等[1]，非能动安全系统依靠自然的物理规律，凭借如重力、自然循环流和对流等自然力来达到保证核电站安全的目的，这样就从根本上解决了动力来源不稳定或动力暂时无法提供等问题。
AP1000核电站非能动安全系统的比较优势_叶成
堆芯损伤 概 率 （ＣＤＦ）
１×１０－５ ６．７×１０－５ １．７×１０－７ ５．０８×１０－７
大量放射释放 概 率 （ＬＥＲＦ）
１×１０－６ ５．３×１０－６ １．８×１０－８ ５．９４×１０－８
ＡＰ１０００ 安 全 性 提 高 的 一 重 要 原 因，是 由 于起到最终热阱 作 用 的 ＰＣＳ 的 创 新，ＰＣＳ 由 １ 台与安全壳屏蔽构筑物结构合为一体的储水 箱、从 水 箱 经 由 水 量 分 配 装 置 将 水 输 送 至 安 全 壳 壳 体 的 管 道 ，以 及 相 关 的 仪 表 、管 道 和 阀 门 构 成 ，如 图 １ 所 示 。
ＰＣＳ还设有 １ 个 非 能 动 安 全 壳 辅 助 水 箱 （ＰＣＣＡＷＳＴ）、２ 台 再 循 环 水 泵、１ 个 再 循 环 加 热器以及用来对贮存水加热和添加化学物的再 循环管等。 １．１ 系 统 功 能
ＰＣＳ是安全相 关 系 统，能 直 接 从 钢 制 安 全 壳容 器 向 环 境 传 递 热 量，以 防 止 安 全 壳 在 设 计 基准 事 故 后 超 过 设 计 压 力 和 温 度，并 可 在 较 长 时期 内 持 续 降 低 安 全 壳 的 压 力 和 温 度，起 到 最 终热阱的功能。
安全壳喷淋 再 循 环 的 功 能 是：在 核 电 厂 发
图 ２ 喷 淋 系 统 流 程 图［３］ Ｆｉｇ．２ Ｓｋｅｔｃｈ ｏｆ ｃｏｎｔａｉｎｍｅｎｔ ｓｐｒａｙ ｓｙｓｔｅｍ［３］
生失水事故或安全壳内主蒸汽管道破裂事故的 后期（再循环阶 段），将 安 全 壳 再 循 环 地 坑 中 的 水经 热 交 换 器 冷 却 后 向 安 全 壳 大 气 喷 淋，以 排 走反 应 堆 系 统 的 余 热，以 达 到 维 持 安 全 壳 的 完 整性所能接 受 的 水 平。 在 失 水 事 故 后，也 能 降 低安全壳内大气的放射性水平。 ２．２ 主 要 设 备 描 述
非能动先进核电厂AP1000
中国能源报/2010年/11月/29日/第019版核电非能动先进核电厂AP1000核科学与技术专业博士刘志弢以逸待劳“非能动”AP1000设计最大的特色是采用了非能动安全系统。
非能动，就是利用自然界物质固有的规律来保障安全，即不需要泵、交流电源、应急柴油机等外界能动动力驱动，而是利用物质的重力、惯性以及流体的自然对流、扩散、蒸发、冷凝等原理，在事故应急时冷却反应堆厂房（安全壳）并带走堆芯余热。
按这种思路的设计，既简化了系统、减少了设备和部件，又大大提高了安全性。
AP1000核电厂较传统二代核电厂的阀门减少50%，水泵减少35%，安全级管道减少80%，抗震建构筑减少45%，电缆减少70%，厂房建筑和设备配置也都大幅减少。
因而在建造时能够缩短工期，节约成本，在核电厂正常运行期间能够减少试验、检查和维护的工作量。
在事故条件下，甚至失去交流电源后72小时以内无需操纵员动作，可以保持堆芯的冷却和安全壳的完整性。
大显身手“非能动”AP1000非能动安全系统包括应急堆芯冷却系统、安全注入系统、自动降压系统、非能动余热排出系统和非能动安全壳冷却系统等。
以非能动安全壳冷却系统为例，系统利用钢制安全壳壳体作为一个传热表面，事故条件下安全壳内的蒸汽在安全壳内表面冷凝，然后通过导热将热量传递到钢壳体。
受热的钢壳体外表面通过对流、辐射等，被安全壳外壁自然循环的空气和水膜带走热量。
位于安全壳屏蔽构筑物顶部的“大水箱”，能够通过重力自动对安全壳壳体实施外部喷淋冷却，并形成水膜，大水箱可以连续3天喷淋并重新补水。
又比如，AP1000的反应堆安装在由混凝土屏蔽墙和绝热层组成的堆腔内。
在万一发生反应堆堆芯熔化的严重事故时，反应堆压力容器壁被堆芯熔融物加热而急剧升温。
此时，设置在安全壳内的换料水箱靠重力自动地向堆腔注水，水经压力容器外壁和绝热层之间的流道向上流动，冷却压力容器外壁，通过自然循环将热量带走，使压力容器不被熔穿，从而使堆芯熔融物保持在压力容器内。
第三代压水堆核电站AP1000简介1
– 下部堆芯支撑板
AP1000的RCS主要特点
在RCS中增设了多级自动降压系统，确保非能动堆芯冷却系统 运行，实现高、中、低压阶段的安注功能。 冷却剂管道采用4进2出的布置，即每一环路有两条冷管段和一 条热管段。适应于采用屏蔽泵、有利于泵的维护及半管运行。 采用屏蔽电机泵作为反应堆冷却剂泵。具有较高的运行寿命和 可靠性，减少维修工作量，消除了因轴封水失效或全厂断电情 况下冷却剂泄漏的潜在根源，提高了电厂的安全性和可用率。 加大了稳压器的容积，提高了RCS承受瞬态工况的能力，减少 了非计划停堆次数。 采用一体化顶盖技术，取消了堆芯下部（压力容器底部）贯穿 件，将压力容器泄漏的可能性降至最低，降低堆芯裸露风险。
AP1000主要特点---简化
系统、设备、厂房等物项减少－－降低电厂建造成本
设备、厂房数量比较
项目 安全级阀 各类泵 安全级管道 电缆 抗震厂房容积 单位 (只) (台) (m) (106× m) (m3) 1000MW 参考电站 2844 280 33528 2.77 359773 AP1000 592 180 5791 0.366 158640
AP1000非能动安全系统
非能动堆芯冷却系统
AP1000非能动安全系统
① 非能动余热排出系统
非能动余热排出系统，在电厂瞬态、事故工况下，当反 应堆正常余热排出系统失效时，利用冷热流体的密度差形 成的驱动力，自动排出堆芯的余热。（自然循环） 该系统主要设备是非能动余热排出热交换器和相连的管道、 阀门。热交换器布置在换料水箱内，可大量吸收反应堆内 的余热。 当换料水箱内的水达到饱和温度时，箱内产生的蒸汽进入 反应堆钢制安全壳，并由安全壳的壁面冷却，使凝水沿钢 壳内壁向下流，回到换料水箱内，继续作为热交换器的冷 却介质。 钢安全壳外，设有非能动安全壳冷却系统，通过给安全壳 外喷水和自然对流的空气带走CV热量，实现反应堆余热 的排出。
AP1000的非能动安全壳冷却系统(PCS)加药方式改造
AP1000的非能动安全壳冷却系统（PCS）加药方式改造摘要：为防止PCS水箱内细菌和藻类的滋生，保证水箱水质，电厂需要添加30%的高浓度的过氧化氢，来维持水箱的浓度30-70ppm。
过氧化氢易于分解，只能通过频繁的加药来维持浓度，但是加药回路的设置在AP1000的系统中极其不合理。
关键词：加药；改造；过氧化氢一、系统介绍AP1000非能动安全壳冷却系统（PCS）主要功能是带走事故工况下安全壳大气的热量，发生设计基准事故丧失一回路冷却剂和主蒸汽管线破裂之后，降低安全壳温度和压力，从而减少安全壳内外之间的压力差，可以降低裂变产物向安全壳外泄露的驱动力；PCS可以为乏燃料水池补水，PCS可以作为消防系统的备用水源；同时PCS也提供安全壳相关的工艺监测功能，以及触发专设安全驱动，包括触发PCS或VFS真空破坏系统。
PCS含有两个水箱，一个是3500m3的PCCWST（非能动安全壳冷却水储存箱），用于事故后排水至安全壳的顶部，降低安全壳的热量，另一个是地面标高100英尺，体积3464m3的PCCAWST（非能动安全壳冷却辅助储存箱），主要用于事故72小时后通过再循环泵向PCCWST或者直接向冷却水分配盘提供持续4天至少22.7m3/h的补水。
本文以PCCAWST（非能动安全壳冷却辅助储存箱）加药为例，对加药方式的改进进行讨论。
二、问题描述图1 PCCAWST再循环加药回路，包括两台再循环泵，一个加药箱，一个电加热器，用于PCS的加药，传水，和调节温度。
因为该系统有着非常重要的功能，在电厂功率运行时必须满水状态，为防止水箱内细菌和藻类的滋生，保证水箱水质，电厂添加30%的高浓度的过氧化氢，维持水箱的浓度达到30-70ppm。
过氧化氢易于分解，只能通过频繁的加药来维持浓度，但是加药回路的设置在AP1000的系统中极其不合理，加药箱设计仅仅只有20L，而对于12月份的加药需求是675L，极大的增加了加药的难度和工作量。
AP1000系统简介
废气处理系统
非能动余热排出系统 非能动安全注射系统
非能动安全系统
非能动安全壳冷却系统 非能动主控制室应急可居留系统
安全壳氢气控制系统
非能动氢气控制系统
壳完整性 的氢气爆燃或爆炸。
非能动是指系统的启动操作、介质流动和运 行均靠自然力完成。 非能动部件包括：容器、热交换器、泵壳、 阀体、管道及部件的支撑件等。
• 发生LOCA（冷却剂丧失事故）后，安全壳 可能有以下原因产生氢气：
• • • • 1.堆芯温度升高后由燃料包壳的锆与蒸汽反应。 2.水的辐照分解 3.安全壳内铝和锌结构材料的腐蚀。 4.RCS反应堆冷却剂中的溶解氢（氚）。
• 当氢气释放到安全壳内时，非能动自动催化复合 器（PAR）在催化剂表面复合氢气和氧气，并由 于反应焓而在PAR内产生热量，从而进一步强化 安全壳内自然循环驱动的混合。PAR可在非常低 的氢浓度（<1%）和非常高的蒸汽浓度条件下运 行促进对流，从而抑制安全壳大气的分层。
PAR特点：
低温条件下，可实现氢气的催化“燃烧” 非常低的氢浓度（<1%）和非常高的蒸汽浓度条件下运行可促 进对流。 催化剂在不湿的条件下，只要氢、氧存在，PAR立即开始复合。 如果催化剂材料是湿的，那么PAR的启动会有短暂延迟 PAR可控制氢气浓度在<4%的范围内（基准设计）
不足：
催化剂表面会中毒，需要大的表面积； 不能有效缓解氢浓度峰值； 由于复合过程中氧气的不断消耗，一定时间以后复合效率 下降。
Advanced Passive PWR
非能动安全先进核电站
——AP1000
概述
AP1000是美国西屋公司设计研収的双环路 1000MW级压水堆。AP1000在传统压水堆核电技 术的基础上，采用“非能动”的安全系统，使其 安全性、经济性有了显著的提高。
AP1000非能动安全系统
RCP
M #1 M M #2 M M #3 M
ADS STAG ES 1-3
(1 O F 2)
C O N TAIN M EN T
SPARGERS (1 OF 2)
REFUEL C AVITY
M
P R E S S U R IZ E R
PRHR HX
M
LOOP
FAI
COMPART.
M
ADS STAGE 4 (1 OF 2)
SNPTC内部培训教材
7
49
P R E S S U R IZ E R
C O N TAIN M E N T
VENTS
CONDENSATE
M
OVERFLOW
PRHR HX
IR W S T
ADS STAGE 4
FO
HL
CL
CORE
REACTOR VESSEL
STEAM GEN.
STEAM LINE
FEEDWATER LINE
② 安注箱主要充满硼溶液，并用氮气加压。 ③ 在正常运行期间，安注箱通过两个串联的止回阀与RCS隔离。 ④ 当RCS压力降低到安注箱压力以下时，止回阀开启，硼溶液受气体压力而排
入RCS中。止回阀的机械运行是开启安注箱到堆芯的注入通路的唯一动作。 ⑤ 在RCS压力下降至安注箱静态压力以下后，安注箱提供几分钟的安注。当安
① 从IRWST至换料腔室有大型流体溢出通道，以调节PRHR HX或 ADS运行期间容积和质量的增加。
② 水箱和再循环通路都不含有能阻塞出口滤网的物质。
③ IRWST包括一个PRHR HX和两个卸压喷淋器。PRHR HX管道顶 部位于水下，向下延伸至IRWST。喷淋器也淹没在正常水位以 下。
AP1000非安全级系统的监管要求(RTNSS)探析
计标准” 从纵深防御的角度全面提高了非能动先进轻水堆事故 ７ ２ ｈ后 和 地 震 后 所 使 用 的 重 要 非 安 全 级 系统 的可 靠 性 和可 用 性 要 求 。非 能动 先 进 轻 水 堆 Ａ Ｐ Ｉ Ｏ Ｏ ０设 计 与 标 准 审 查 大 纲 的 一 致 性 评 估 是 核 安 全
Ｓ ｔ ｕ ｄ ｙ ｏ ｎ ｔ ｈｅ Ｒｅ ｇ ｕ ｌ ａ ｔ ｏ ｒ ｙ Ｔｒ ｅ ａ ｔ ｍｅ ｎｔ ｏ ｆ Ｎｏ ｎ 。 ｓ ａ ｆ ｅ ｔ ｙ Ｓ ｙ ｓ ｔ ｅ ｍＹｏ ｎ ｇ — ｈ ｕ ａ ， Ｚ Ｈ ＡＯ Ｄｅ — ｐ ｅ ｎ ｇ ， ＢＡＩ Ｊ ｉ ｎ — ｈ ｕ ａ ， ＨＥ Ｋｅ — ｙ ｕ， Ｚ Ｈ ＡＯ Ｓ ｈ ｕ — ｆ ｅ ｎ ｇ
Ａｄ ｖ ａ ｎ ｃ ｅ ｄ Ｌｉ ｇ ｈ ｔ Ｗａ ｔ ｅ ｒ Ｒｅ ａ ｃ ｔ ｏ ｒ ｓ ” ｗａ ｓ ａ ｄ ｄ ｅ ｄ ｔ ｏ Ｓ ｔ ａ ｎ ｄ ａ ｒ ｄ Ｒｅ ｖ ｉ ｅ ｗ Ｐ ｌ ａ ｎ ｆ ｏ ｒ ｔ ｈ ｅ Ｒｅ ｖ ｉ ｅ ｗ ｏ ｆ Ｓ ａ ｆ ｅ ｔ ｙ Ａｎ ａ ｌ ｙ ｓ ｉ ｓ Ｒｅ ｐ ｏ ｒ ｔ ｓ ｆ ｏ ｒ Ｎｕ ｃ ｌ ｅ ａ ｒ Ｐｏ ｗｅ ｒ Ｐｌ ａ ｎ ｔ ｓ ｂ ｙ Ｕｎ ｉ ｔ ｅ ｄ Ｓ ｔ ａ ｔ ｅ ｓ Ｎｕ ｃ ｌ ｅ ａ ｒ Ｒｅ ｇ ｕ ｌ ａ ｔ ｏ ｒ ｙ
监 管 当局 的审 查 重 点 ， 也 是 核 电 厂 设 计 的 重 要 工 作 之 一 。 首 先 介 绍 了 非 安 全 级 系 统 监 管 要 求 的演 变 历
程和实施步骤 ， 其 次评 估 了 ＡＰ １ ０ ０ ０ 设 计 与《 标准审查大 纲》 １ ９ ． ３章 要 求 的 一 致 性 ， 并进一 步从可用 性 、
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PRESSURIZER
OVERFLOW STEAM LINE
PRHR HX
IRWST
STEAM GEN.
FEEDWATER LINE
ADS STAGE 4
FO
HL
CL
RCP CORE REACTOR VESSEL
M
#1
M
M
#2
M
ADS STAGES 1-3 (1 OF 2)
CONTAINMENT
M
Characteristics of Passive Core Cooling System
The passive core cooling system operates without pumps or power sources. PCCS的运行无需泵的驱动也无需电源（交 流）。 Processes such as gravity and expansion of compressed gases are relied on. 依靠诸如重力和压缩气体的膨胀过程来驱 动PCCS工作。 A one-time valve alignment (DC electric power required) is required upon actuation.一旦收到触发信号，只需要一次性的 直流电源使阀门开启。
表PXS 自动触发信号
PRHR HX 触发 任一SG中窄量程低水位，延时 + 低 SFW流量后 任一SG中宽量程低水位 Pzr 水位高
任何CMT触发信号 ADS第一级触发信号 CMT注入触发 Pzr低压 Pzr低水位 任一蒸汽管线中低压 任一回路中RCS CL低温 安全壳高压 ADS第一级触发 安注箱注入触发 NA (没有触发部件，只有自动触发的止回阀) IRWST注入触发 ADS 第四级触发信号 安全壳再循环触发 ADS第四级触发信号 + IRWST低水位
FO
ACCUM (1 OF 2
N2
HL
CL
RNS PUMPS
DVI CONN. (1 OF 2)
CORE
M
REACTOR VESSEL
非能动堆芯冷却系统概述
非能动堆芯冷却系统（PXS）组成部分包括一个非能动余热排出 热交换器（PRHR HX），两个堆芯补水箱（CMT），两个安注 箱和一个安全壳内换料水储存箱（IRWST）。 其他PXS设备包括IRWST的滤网，安全壳再循环管线和事故后装 有pH值调整剂的篮子。 当启动补给水或化学容积补给水流量的余热排出功能不足够或不 能使用时，PXS 提供安全相关的安全注入和将RCS系统的余热排 出。PXS设备位于安全壳内部。 这个系统包括支持其运行的管道，阀门和仪器。乏燃料池冷却系 统为从CVS获取加硼水，电厂供气系统获取安注箱加压氮气补给 ，IRWST循环/净化/转移提供了连接。 为便于维护，PXS还为取样，通风，疏水提供了其他的管道连接 。 11
再循环用
引起非能动堆芯冷却系统启动事件
二回路系统热量排出增加 蒸汽发生器电动蒸汽释放阀或安全阀误开启 蒸汽系统管道破裂 二回路系统热量排出减少 失去主给水 给水系统管道破裂 冷却剂系统水量减少 蒸汽发生器管道破裂 假想冷却剂系统管道破裂引起冷却剂丧失 停堆事件 启动给水丧失 冷却剂系统压力边界完整时常规余热排出系统失效 半环运行时常规余热排出系统失效 换料腔淹没时常规余热排出系统失效
堆芯补水箱（ core makeup tank，CMT）
①两个CMT是垂直的，圆形水箱，配有半球形上下封头。CMT使用 碳钢制造，内表面包壳为不锈钢。 ②CMT是AP1000A类设备，设计上符合抗震I类要求。CMT位于安全 壳内107英尺高的层面上。 ③CMT位于连入反应堆容器的DVI管线的上方，该反应堆容器位于 热端底部附近。 ④在正常运行期间，CMT完全充满的硼水，通过冷端压力平衡管线 维持在RCS的压力水平。由于水箱没有保温层也未被加热，故CMT 中硼水的温度基本与安全壳周围温度相等。
⑤在RCS压力下降至安注箱静态压力以下后，安注箱提供几分钟的安注。当安注
箱排空时，氮气将进入RCS。当发生冷端破裂时，预计大部分氮气会直接排出破 口。当发生热端破裂时，预计大部分氮气会通过破裂口或或ADS阀门排出。在以
上事故中，一些氮气可能通过反应堆容器，之后再通过热端的ADS阀门排出。氮
气不会阻碍堆芯冷却
安 全 壳 内 换 料 水 箱 (In-Containment Refueling Water Storage Tank, IRWST)
①从 IRWST 至换料腔室有大型流体溢出通道，以调节 PRHR HX 或 ADS运行期间容积和质量的增加。 ②水箱和再循环通路都不含有能阻塞出口滤网的物质。 ③IRWST包括一个PRHR HX和两个卸压喷淋器。PRHR HX管道顶部 位于水下，向下延伸至IRWST。喷淋器也淹没在正常水位以下。 ④IRWST的尺寸可在正常换料时提供换料腔室的注水，RCS长期冷 却模式下LOCA事故后安全壳的注水，并支持PRHR HX的运行。 ⑤安全壳内换料水箱水位和温度由指示器和警报监测。
④ 『说明』：当进行IRWST注入时，需通过ADS进行主系统卸压，然后注入水以
重力排入压力容器。
蓄压箱or 安注箱（ Accumulator，ACCU）
①两个安注箱是碳钢球形水箱，内表面包壳为不锈钢。安注箱是AP1000C类设备 ，设计符合抗震I类要求。安注箱位于安全壳内，CMT下一层上 ②安注箱主要充满硼溶液，并用氮气加压。 ③在正常运行期间，安注箱通过两个串联的止回阀与RCS隔离。 ④当RCS压力降低到安注箱压力以下时，止回阀开启，硼溶液受气体压力而排入 RCS中。止回阀的机械运行是开启安注箱到堆芯的注入通路的唯一动作。
再循环滤网（Recirculation Screen）
① PXS 有两个不同种类的滤网，在 LOCA 发生后使用： IRWST 滤网
和安全壳再循环滤网。
② 这些滤网可防止碎片在LOCA事故期间进入反应堆，阻塞堆芯冷 却通道。
阀门（Valve）
① 低压差开启止回阀
② 安注箱止回阀
③ 释放阀 ④ 爆破阀
卸压喷淋器（Sparger）
① 有两个反应堆冷却剂卸压喷淋器。每个都连入一个ADS下泄封头
（三个ADS级共用），并淹没在IRWST中。每个喷淋器都有四个 向下的支臂。喷淋器支臂在 IRWST 溢出水位下的水中连入喷淋 器中心。喷淋器是AP1000C级设备，设计符合抗震I类要求。 ② 喷淋器将蒸汽分配至IRWST，从而促进更有效的蒸汽浓缩。
AP1000专设安全设施
非能动堆芯冷却系统
非能动堆芯余热排出系统 非能动堆芯安全注入系统
卸压系统（ADS系统）
安全壳和安全壳隔离系统 安全壳泄漏率试验系统
1
AP1000专设安全设施
安全壳氢气控制系统
非能动安全壳冷却系统
裂变产物泄漏控制系统
MCR应急可居住系统
2
AP1000非能动安全系统
非能动堆芯冷却系统安全相关的功能
应急堆芯余热排出 反应堆冷却剂系统应急补给和硼化 安全注入 安全壳PH值控制
12
安 全 壳 内 换 料 水 箱 (In-Containment Refueling Water Storage Tank, IRWST)
①IRWST是一个大型的，具有不锈钢内衬的水箱，位于安全壳内 运行甲板下方。 ②IRWST是AP1000C级设备，其设计符合抗震I类要求。 ③IRWST的底部在 RCS 回路高度上方，这样换料硼溶液在充分卸 压后可以通过重力排入RCS。 ④IRWST通过两个DVI管连入RCS。 ⑤出口安装在IRWST顶部。 ⑥这些出口在正常运行期间通常是关闭的，以将水气和放射性气 体维持在水箱内，防止碎片从安全壳运行甲板进入水箱。
#3
M
REFUEL CAVITY
M
CORE MAKEUP TANK (1 OF 2)
SPARGERS (1 OF 2)
PRESSURIZER
PRHR HX
IRWST
M
IRWST SCREEN (1 OF 2)
LOOP COMPART.
FAI
M
M
M
ADS STAGE 4 (1 OF 2)
RECIRC SCREEN (1 OF 2) RNS PUMPS
④ 非能动余热排除热交换器流体和进出管线温度由指示器和警报监测。
pH 调整篮（pH Adjustment basket）
①PXS使用四个pH调整篮控制安全壳地坑内pH水平。篮子由不锈钢 构成，带有一个网状头，易于与水接触。根据设计，篮子为 AP1000C类设备，符合抗震I类要求。 ②在事故后，粒状的TSP（磷酸三钠）被用于提高安全壳内硼溶液 的pH值至少至7.0。 ③由于篮子的结构，以及篮子被放置在与事故后再循环流体有传导 性的地方，因此篮子与地坑水应良性混合。篮子的设计可防止 TSP 移动。 ④电厂延伸运行后，粒状TSP由于吸收潮气可能结成固体状态。 ⑤TSP的溶解时间大约是3小时。
堆芯补水箱（ core makeup tank，CMT）
① 在正常电厂运行期间，要提供连接用于远距离调整每个CMT中硼水的硼浓度 。CMT补水由CVS提供。定期采集CMT的样本以监测硼浓度。 ② 每个CMT都有一个入口扩散器，该扩散器的设计可减轻进入 CMT的蒸汽速率 ，从而将潜在的水击作用降到最低，并减少CMT初始运行期间发生混合的总 量。 ③ CMT水位和出入管温度由指示器和警报监测。CMT水位仪器用于触发ADS。
IRWST IRWST & Containment Recirc. Screens Explosively Opening (Squib) Valves
Existing Plants
2019/2/2
SNPTC内部培训教材