核电厂主控室可居留系统的优化
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。
CPR1000主控室可居留性设计改进
（）提供有毒或有害气体 的防护 。假如 出现有毒或有害气 ３
体 释放 的险睛 ，电厂会 出现相应 的报警 ，主控室空调系统能够 以全回风方式运行 ，并配备足够 的 自救 呼吸装置 。 （） 防止外界放射性空气及烟雾等侵入控制室范 围。在应 ４
方案 ，由于其前 身是法 国 ２ Ｏ世纪 ７ 年代开发 的设计 产品 ，控 ０
主控室可居留性 系统功能的实现具体体现在以下几个方面： （）控制室可居 留区域范围（ Ｒ ） １ Ｃ Ｅ 能承受地震 、洪水 、台 风 、龙卷风等 自然现象及外部飞射物的冲击 。 （）具备足够的辐射防护措施 。在正常工况下 ，控制 室可 ２ 居 留区域 内工作人员 的受照剂量在 国家相关法规标准要求的限
Ｄｅ ｉｎ ｄｆｃ ｔｏ ｆＲｅ ｉ ｉ ｇ Ｆ ａ ｕ ｅ ｏ ｓｇ Ｍｏ ｉ ａｉ ｎ ｏ ｓｄ ｎ ｅ ｔ ｒ ｆＣＰＲ ０ ０ Ｍａ ｔ ｒＣｏ ｔｏ ｏ ｉ １ ０ ｓｅ ｎ ｒ ｌＲｏ ｍ
ＺＨ【 Ａｏ ａ ．Ｌ１ ｉ ｏ－ｓ Ｈ ｉ Ｕ Ｘ ａ ｈｕａ ｎｇ
Ｃ Ｒ１ ０ 主控 室可居 留性设 计改进 Ｐ ００
赵 海 。刘 晓 爽
（ 中广核 工 程 设 计 有 限 公 司 ，广 东 深圳 ５ ８４ ） １ｏ ５
【 要】 摘 文章参 照 Ｒ Ｉ ９ 及 瓜 Ｅ ＿ ８０ 主控 室可居 留性的要 求 ，通过对 Ｃ Ｒ１０ 主控 室可居 留性 系统 Ｇ ．６ Ｉ Ｇ ０ 对 Ｐ． ０ ０ 的分析 研 究，针 对其 可居 留区域 范围过 大 、微 正压无 法平稳 维持 、应 急通风 系统 不独 立等 问题 ，提 出改进 方案 ， 确保在 事故 工况下主控 室的 可居 留性 。 【 关键词】 主控宣；可居留性；可居留区域；微正压 【 中圈分类号 】９ ２ 【 Ｘ １． ９ 文献标识码 】 【 章编号 １ ７＝ ６８２ｌ）８Ｏ７ — ３ Ａ 文 １ ４ ０８（ＯＯ １一 ｏ４ ０ ６
精细化管理在某核电项目主控室部分可用专项的实践
精细化管理在某核电项目主控室部分可用专项的实践摘要：DCS是集散控制系统，作为核电厂的神经中枢，用于实现对核电厂重要系统与设备的控制与监视功能，直接影响整个机组的安全稳定运行。
主控室部分可用节点的实现，标志着核电厂主系统的系统调试工作已具备开展条件，是后期NCC、冷试等重大节点的必要前提。
主控室部分可用作为关键节点之一，需要从全局层面对项目关键路径进行系统性分析和优化。
关键词：精细化管理；进度控制；DCS；一、实施背景世界三代核电技术竞争激烈，需要不断提升华龙一号工程建设质量、优化建设工期、提高机组经济性，助推华龙工程批量化建设。
DCS是集散控制系统，作为核电厂的神经中枢，用于实现对核电厂重要系统与设备的控制与监视功能，直接影响整个机组的安全稳定运行。
主控室部分可用节点的实现，标志着核电厂主系统的系统调试工作已具备开展条件，是后期NCC、冷试等重大节点的必要前提。
该项目1、2号机组DCS涉及6个平台，且其中5个平台为三新设备，在供货、安装和调试阶段可能存在不少制约进度和质量的潜在风险；同时，受新冠疫情等一系列因素影响，需要从全局层面对项目关键路径进行系统性分析和优化。
主控室部分可用作为关键节点之一，需项目团队牵头组织各方，发挥“大团队”优势，统一各方思想和步调，提升项目推进效率。
二、内涵和主要做法项目团队为保证主控室部分可用节点顺利实现，按照设备全周期设备可靠性管理的要求，深度参与主控室部分可用节点相关设备的设计输入、设备供货、厂房准备、上电调试等重要环节工作。
同时，相关通风、通讯、消防等支持系统投用，备件/材料的到货也需按节点按期完成。
项目团队细化落实“目标导向、精准发力、价值创造、创新驱动”的管理原则，合理运用精细化管理方法和管理工具，与各部门及协作单位融核联建，精准发力，协作共赢，偏差监督，严控节点过程质量。
（一）质量提升，以解决DCS重大技术问题为突破，保证设备可靠稳定运行1、解决非安全级DCS控制柜I/O卡件供电与通讯设计问题项目团队人员在跟踪非安全级DCS平台LOT1部分的机柜测试中，发现非安全级DCS平台控制柜的I/O卡件供电设计和通讯设计不满足单一故障准则，单块I/O卡件背板故障将导致对应列下游的其他卡件同时故障，存在导致机组非停或者大瞬态的风险。
核电厂辐射控制区出入监测系统的改进优化
集中通过和大型车辆通过时,存在对环境本底的
随着信息化技术的发展,结合辐射安全管理
屏蔽,探测器会测到较低的本底,在人群和车辆离
的需求,整合辐射工作剂量及其它相关数据建设
开探测器后,屏蔽作用消失,环境本底恢复,这时
剂量大数据平台成为一种发展趋势。 目前,各电
仪器会产生误报警; 另一种常见的误报警是车辆
厂和平台公司对此均进行了部分探索,但还是存
机组也都在积极探索建立清洁控制区。
清洁控制区对污染监测的要求也大大提高。
与传统核电站在控制区出入口设置 C1 门测量 γ
污染、C2 门测量 β 污染的方式不同,采用清洁控
制区模式的核电站,C1 门通常设置在反应堆厂房
气闸门出入口测量 β 污染,C2 门设置在控制区出
监测。 对于 控 制 区 出 入 口 已 经 设 置 C1 门 的 电
Radiation Control Area of Nuclear Power Plant
Fu Can
( CGN Huizhou Nuclear Power Co. , Ltd, Huizhou, Guangdong, 516338)
统、TLD 动态配发系统的数据通讯,系统自动审验
效率,降低了运营成本。
图 3 传统和自动配发方式流程比较图
4 改进设备指标性能,提高辐射管控水平
核电厂出入辐射监测系统中的设备在实际应
用中,存在一些问题。 较为常见的故障 包 括 C2
门探测器的故障率偏高、行人 / 车辆的误报警等。
随着新型探测器技术和数字化信号处理技术的发
污染监测仪需要人工推行测量,效率偏低,污染普
查效果较差。 研制带地面 β 污染测量的机器人,
不间断的对监测场所进行测量,将极大提升污染
核电工程管理基础培训测试题(含答案
核电工程管理基础培训“AP1000先进非能动型压水堆核电厂”讲座测试题1．压水堆核电厂安全设计的三项原则要求是什么？答：（1）必须提供安全停堆手段，使在运行状态中和事故工况期间及事故工况后的反应堆安全停堆，并使之保持在安全停堆状态。
（2）必须提供排出余热的手段，使停堆后（包括事故工况停堆后）从堆芯排出余热。
（3）必须提供减少放射性物质释放的可能性的手段，并保证任何释放在运行状态期间低于规定限值，在事故工况期间低于可接受限值。
2．压水堆核电厂设计所考虑的四种工况都是什么？答：工况Ⅰ——反应堆正常运行和正常运行瞬态；工况Ⅱ——中等概率事故；工况Ⅲ——稀有事故；工况Ⅳ——极限事故。
3．AP1000设计所采用的非能动安全系统，主要包括哪些系统？答：主要包括：（1）非能动堆芯冷却系统；（2）非能动xx冷却系统；（3）主控室可居留系统；（4）xx隔离系统。
4．AP1000与M310型堆主回路中蒸汽发生器结构布置有哪些变化？答：AP1000型采用2台蒸汽发生器的双回路对称设计，每台蒸发器下封头冷却剂出口端直接安装两台全密封的屏蔽泵，泵送冷却剂返回反应堆。
5．非能动堆芯冷却系统（PXS）利用哪三种水源，通过安注维持堆芯冷却？答：三种水源是：堆芯补给水箱（CMT）、安全箱和安全壳内换料水贮存箱（IRWST）的水。
6．哪件设备为非能动余热排出热交换器（PRHRHX）提供热阱？（或非能动余热排出热交换器导出的衰变热传到哪里去了？）答：安全壳内换料水贮存箱（IRWST）为非能动余热排出热交换器提供热阱。
7．采用非能动设计之后，有哪几个辅助系统降为非安全相关系统？答：有六个系统，它们是：（1）设冷水系统；（2）重要厂用水系统；（3）启动给水系统；（4）仪表压空系统（5）冷冻水系统；（6）加热暖水系统。
8．AP1000设计采用了简单的“非能动原理”所利用的自然驱动力指的是什么？答：指的是：重力，自然循环，自然对流或压缩气体的贮能等。
核电站自动化控制系统的优化研究
核电站自动化控制系统的优化研究随着科技的不断进步和发展，核电站在当今社会的能源结构中占据着举足轻重的地位。
而核电站的自动化控制系统的稳定性和效率直接关系到核电站的安全生产和运行。
因此，对核电站自动化控制系统进行优化研究显得尤为重要。
本文将针对核电站自动化控制系统的优化研究进行探讨，旨在为核电站的安全稳定运行提供参考和借鉴。
一、核电站自动化控制系统的工作原理核电站自动化控制系统是由控制器、执行器、传感器和通信网络构成的复杂系统。
控制器负责监测和控制核电站的各个过程和参数，执行器根据控制器的信号执行相应的操作，传感器用于采集各种过程参数的信息并传输给控制器，而通信网络则建立了各个部件之间的通信渠道。
核电站自动化控制系统通过这些部件相互配合实现对核电站运行过程的自动化控制。
二、核电站自动化控制系统的优化方向1. 优化控制算法：针对核电站自动化控制系统中的控制算法进行优化，提高系统的响应速度和稳定性，以保证核电站的安全运行。
2. 优化传感器设计：改进传感器的设计和安装位置，提高采集数据的精确度和准确性，从而提高控制系统对核电站运行状态的监测能力。
3. 优化通信网络：加强通信网络的稳定性和可靠性，提高数据传输效率和安全性，保障控制系统的信息传递畅通无阻。
4. 优化执行器性能：优化执行器的性能和响应速度，确保控制系统能够实现对核电站操作的准确控制，提高系统的操作效率。
三、核电站自动化控制系统优化的关键技术1. 基于模型预测控制：通过建立数学模型对核电站运行进行预测和优化调度，实现系统的自动控制。
2. PID控制算法优化：对核电站控制系统中的PID控制算法进行优化，提高系统的控制精度和稳定性。
3. 神经网络控制算法应用：应用神经网络控制算法对核电站自动化控制系统进行优化，提高系统的智能化水平。
4. 遗传算法优化：利用遗传算法对核电站自动化控制系统中的参数进行优化调整，提高系统的性能和效率。
四、核电站自动化控制系统优化的技术难点1. 多变量控制：核电站自动化控制系统中涉及多个控制变量，如何实现多变量控制的优化仍然是一个技术难点。
核电厂BOP集控运行优化分析
核电厂BOP集控运行优化分析摘要：我国核电厂经历了30多年的技术发展，机组容量和设备性能都取得了极大发展，但核电厂的BOP辅助系统没有一体化集中控制室，也没有使用DCS数字化仪控平台，设计采用分散在各个BOP子项厂房的PLC控制系统，各自独立控制工艺运行。
海南核电在华龙一号实现了BOP集控运行设计，现场无人值守，降本增效，集中管理，节省人力，进一步提高电厂的自动化、智能化和集控水平。
关键词：BOP辅助系统；集中控制；DCS；无人值守0 引言火电厂主辅系统一体化DCS设计已近十年，设计成熟。
2020年以前的华龙一号核电厂主控室及BOP现场值班室的设计，和国内其他核电站几乎一样，集中控制的程度不高，存在现场值班室众多、分散管理的情况，导致需要的值班人员较多，较大的增加了人力成本。
本文主要介绍华龙一号核电厂BOP辅助系统采用集控运行的设计方案，有利于实现“现场无人值守”。
在集中控制室值班的情况下，有利于运行值班人员的集中安排，同时可大幅减少值班人员，达到节约运行成本、减少人因失误的目的。
根据本项目的优化成果，BOP辅助系统集控运行方案将在后续华龙核电机组上将成为标准配置。
1 核电厂BOP辅助系统的问题1.1 值班室分散导致人数较多核电厂BOP子项中各个辅助系统单独采用PLC控制，存在值班室分散问题。
值班室分散问题导致运行人员无法集中监控现场工艺设备，必须配备4-8人员负责BOP辅助系统现场巡检和操作，运行人员分散在各个BOP厂房也导致无法灵活统筹安排人员。
1.2 控制系统分散导致造价高控制系统分散导致造价高，每个BOP厂房都要配置值班室、办公桌椅、打印机、通讯电话等设施，导致成本相对较高。
BOP厂房一个SEA系统仪控造价在500万元左右，而BOP集控设计将十多个控制系统设计集成在同一DCS平台，整体造价大约在600万元，降本增效十分明显。
1.3 设备品牌繁多导致备件种类多原先的BOP辅助系统各自厂家独立供货，因此控制系统的设备品牌繁多，有西门子、ABB、罗克韦尔等等，导致备件种类多。
“华龙一号”核电厂的辐射防护最优化设计
㊀第41卷㊀第1期2021年㊀1月㊀辐㊀射㊀防㊀护Radiation㊀ProtectionVol.41㊀No.1㊀㊀㊀Jan.2021华龙一号 核电厂的辐射防护最优化设计毛亚蔚,米爱军,王晓亮,刘新建,陈巧艳,邱㊀林,高桂玲(中国核电工程有限公司,北京100840)摘㊀要:辐射防护最优化是核电厂辐射防护设计中的关键问题之一㊂本文结合国际原子能机构(IAEA )提出的辐射防护最优化设计策略,围绕核电厂辐射防护最优化设计过程中的设计目标㊁设计内容与评估㊁确保持续改进等几个方面对华龙一号核电厂的辐射防护优化设计进行了概述,对华龙一号设计中涉及的辐射源项优化㊁辐射分区优化㊁事故后辐射防护设计优化㊁职业照射剂量评价㊁环境排放设计优化等方面开展的工作进行了介绍㊂辐射防护最优化原则在 华龙一号 (HPR1000)的设计工作中得到了有效的贯彻与执行㊂关键词:华龙一号;辐射防护最优化;最优化策略中图分类号:TL75;TL364文献标识码:A㊀㊀收稿日期:2020-05-26基金项目:中国核工业集团 龙腾2020 科技创新计划三代核电技术升级项目(KY1606)㊂作者简介:毛亚蔚(1974 ),女,1996年本科毕业于西安交通大学能源与动力工程学院核能与热能专业,2002年硕士毕业于美国密歇根大学核能与辐射科学系,研究员级高级工程师㊂E -mail:maoyw@1㊀最优化策略国际原子能机构(IAEA)‘基本安全原则“(SF-1)[1]原则5:防护的最优化要求 必须实现防护的最优化,以提供合理可行的最高安全水平 ,为确定是否处于可合理达到的尽量低水平,必须事先(采用分级方案)对正常运行㊁异常工况或事故工况所造成的所有这类危险进行评定㊂核电厂设计的基本安全目标是在与之相关的所有活动中建立并保持对放射性危害的有效防御,以保护人与环境免受放射性危害㊂为实现此基本安全目标,核电厂的辐射防护设计必须保证在所有运行状态下厂内的辐射照射或由于该设施任何计划排放放射性物质引起的辐射照射低于规定限值,且可合理达到尽量低㊂同时还应采取措施减轻任何事故的放射性后果[2]㊂显然设计在满足工作人员与公众剂量限值与约束值的同时,应当充分考虑最优化原则的应用㊂IAEA 在其安全导则NS -G -1.13[3]中给出了辐射防护最优化的工作策略,如图1所示㊂1986年9月,潘自强院士在‘辐射防护“第6卷第5期发表了‘辐射防护最优化 当前辐射防护研究的主要课题“一文[4],深入探讨了辐射防护最优化的基本概念,提出辐射防护纲要和最优图1㊀核设施设计的辐射防护最优化策略[3]Fig.1㊀Strategy for the optimization of radiationprotection in the design of a nuclear facility [3]化方法与参数,将核电站辐射防护设计的最优化与运行辐射防护最优化等问题作为当时防护工作领域急需解决的部分关键课题㊂时至今日,伴随我国核工业数十年的安全高效发展,核电厂的设计也经历了海外引进与自主研发同步推进的艰苦奋斗历程,在充分总结二代核电厂设计与运行经验的基础上,辐射防护最优化原则在我国完全具备独立自主知识产权的三代压水堆 华龙一号 的设计工作中得以有效的贯彻与执行㊂㊃1㊃㊀辐射防护第41卷㊀第1期华龙一号核电厂的辐射防护优化设计即是遵循此策略,基于基本的设计方案,确定设计目标,结合运行经验所建立的辐射与化学数据库,开展个人和集体剂量评价,在最优化审查与开展代价利益分析的基础上,不断地评估反馈修改设计以达到最优化的设计目的㊂2㊀设计目标值设计目标值的确定本身即是一个反复迭代㊁确认与优化的过程,在满足法规标准限值的前提下,要结合已有核电厂的运行情况和社会经济等多方面的因素予以考虑,通过充分的调研与反复的论证,华龙一号确定的各类设计目标值列于表1㊂表1㊀华龙一号核电厂辐射防护设计目标值3㊀最优化设计内容核电厂的辐射防护优化设计是与总体设计㊁工艺系统㊁设备布置㊁安全分析等多项设计内容相关联的系统性工作,所能达到的水平,取决于总体设计要求㊂通过确定辐射防护优化设计原则及方案,辐射防护优化设计工作也将对工艺设计㊁建筑结构㊁三废系统㊁事故分析等设计内容产生直接影响㊂采用先进技术,满足先进的核安全法规与标准的三代机组 华龙一号 核电厂的总体设计方案目标包括:60年寿期㊁单堆布置㊁177堆芯㊁18个月换料㊁双层安全壳㊁一体化堆顶结构㊁能动与非能动安全系统㊁提高事故应急能力等多个方面,相对于防护设计所参考的二代加核电厂有显著变化㊂设计在参考电站经验反馈的基础之上进行持续改进,这些重大变更对辐射防护优化设计工作造成了巨大的挑战,需针对这些内容开展细致的分析评估,包括:堆芯源项,主冷却剂裂变及腐蚀活化产物源项的重新评估;反应堆厂房相关的正常㊁事故工况辐射源项分布㊁辐射场剂量水平的变化;核岛厂房辐射分区划分㊁屏蔽㊁剂量场的确定,以及人流㊁物流走向的综合调整;双层安全壳间的辐射屏蔽设计;三废系统改造及功能提升造成的环境排放源项与影响评估;严重事故相关的重要设备对事故后环境剂量评价的影响分析等㊂为此,在工程最优化设计方案中确定了五项重点工作内容㊂3.1㊀辐射源项优化设计所有的照射剂量都是与源相关的,针对核电厂这种 源 来说,如何有效地对辐射源项的产生㊁扩散㊁迁移㊁收集㊁排放加以控制,并能够准确地对源项大小及其分布与影响进行评估是防护设计的核心㊂依据新的设计对正常运行工况的堆芯源项㊁堆芯积存量㊁乏燃料组件源项和一㊁二回路的裂变㊁活化以及活化腐蚀产物开展详细的分析计算与评估工作㊂其中鉴于压水堆核电厂职业照射的80%以上来源于大修期间由系统设备表面的活化腐蚀产物沉积源项导致的外照射[7],因此,活化腐蚀产物源项的降低与控制技术成为华龙一号核电厂辐射源项优化工作的重点㊂设计中通过在秦山第二核电厂4台机组开展的专项辐射源项测量工作,结合已有二代加核电厂的运行经验反馈,系统地收集测量了停堆工况下反应堆冷却剂系统㊁化㊃2㊃毛亚蔚等: 华龙一号 核电厂的辐射防护最优化设计㊀学和容积控制系统㊁硼回收系统以及余热排出系统中具有代表性的活化腐蚀产物源项沉积位置处的沉积源项,对影响腐蚀产物产生㊁迁移和沉积的机理进行研究㊂通过一系列的测量㊁数据收集及理论分析工作,为进一步降低活化腐蚀产物的产生,在华龙一号机组的设计中严格限制了燃料组件及反应堆材料与一回路冷却剂接触部件中的Co 含量,提高蒸汽发生器传热管和稳压器电加热元件的表面光洁度要求,堆内构件在制造过程中进行钝化处理,还采用了镀铬㊁避免承插焊等技术㊂制定了严格的水化学控制规范,对运行冷却剂的pH值加以限制,在一回路中添加氢氧化锂以中和硼酸,并将pH调至最佳值(弱碱性,在300ħ时为7.2)㊂在采取源项降低与控制技术的同时,还增加系统的净化与去污能力,采用净化能力较高的过滤器和除盐器,如化容系统前过滤器RCV001FI 对0.45μm颗粒滞留率达到98%㊂辅助系统各类型除盐器采用离子交换法对放射性流体中的阴离子和阳离子的净化能力也在90%以上㊂华龙一号核电机组采用成熟经验证的技术,贯彻应用纵深防御的基本安全原则,强化系统㊁设备㊁构筑物的冗余性㊁多样性和独立性设计,通过一系列专设安全设施的系统配置优化工作,提升了机组应对设计基准事故的安全能力,同时针对高压熔堆㊁氢气和蒸汽爆炸㊁底板熔穿与安全壳晚期超压失效等严重事故现象应用能动与非能动相结合的严重事故预防与缓解措施,以从设计上实现实际消除大量放射性物质释放㊂结合这些总体技术方案与设计特征,事故后源项优化分析工作的重点之一是最佳估算方法在设计扩展工况的应用研究,设计中针对与放射性物质包容相关的双层安全壳㊁非能动安全壳热量导出系统㊁安全壳消氢和过滤排放系统开展研究,以验证和评估这些系统对事故后放射性物质的滞留和去除效果㊂建立一体化计算模型,针对二级PSA分析得到的安全壳完好㊁安全壳隔离失效㊁安全壳旁路失效㊁安全壳早期失效㊁安全壳晚期超压失效㊁安全壳过滤排放㊁安全壳底板熔穿等12种释放类及其对应的包络性事故序列,对严重事故后的热工水力行为以及裂变产物的释放进行了计算分析,给出了不同释放类下各放射性裂变产物分组向环境的释放份额随时间的变化,并对各释放类安全壳内及环境释放份额进行了比较分析,选取具有包络性与代表性的9个释放类别,同NUREG-1465源项(轻水堆事故源项)进行比较研究,确定事故后果评价释放源项㊂3.2㊀辐射分区优化辐射分区是实现ALARA原则的重要具体手段之一㊂核动力厂厂内辐射分区的目的在于有效地控制正常照射㊁防止放射性污染扩散,并预防潜在照射或限制潜在照射的范围,以便于辐射防护管理和职业照射控制,使工作人员的受照剂量在运行状态下达到合理可行尽量低的水平,在事故工况下低于可接受限值㊂辐射分区优化设计不仅能为厂内的总体布置㊁通风系统设计和屏蔽设计提供依据,同时也为核电厂的运行管理提供了一个相对规范的管理平台,对制定一些行之有效的控制措施以及对核电厂整体辐射水平的预测提供参考㊂根据‘电离辐射防护与辐射源安全基本标准“(GB18871 2002)第6.4节的辐射防护设计要求: 应把辐射工作场所分为控制区和监督区,以便于辐射防护管理和职业照射控制 ,基于原有辐射分区准则,同时借鉴国内核电厂业主单位的运行经验反馈以及国际主流三代核电厂的相关设计,修订辐射分区剂量率边界值,优化控制区的子区划分㊂对于国内已运行的二代改进型压水堆核电厂,设计阶段的辐射分区一般是能够包络机组运行状态的辐射分区㊂由于这类辐射分区采用包络性的辐射源(一般采用具有包络性设计源项DST)进行设计和评估,因此,其整体水平要高于核电厂在实际运行中的辐射水平㊂此外,二代改进型压水堆核电厂辐射分区中,其中的黄区和橙区的剂量率区间较大,在实际运行中,在这些子区中部分工作场所的剂量率水平并未达到子区剂量率区间的上限值,在这些工作场所中工作人员可能的受照剂量易被高估㊂由于各子区的剂量率区间上限值和最大工作时间是与集体剂量目标值相对应的,如果子区剂量率区间过大,则在相应子区的最大工作时间受到限制㊂如果将这些子区进行细分,在子区的居留时间也可以相对延长,增加工作安排的灵活性㊂考虑到我国运行电厂实际运行经验和设计优化的考虑,华龙一号的设计中,对控制㊃3㊃㊀辐射防护第41卷㊀第1期区子区的划分进行了合理细化,具体对比列于表2㊂表2㊀控制区子区划分对比Tab.2㊀Comparison of control area sub-zoning㊀㊀在核电厂实际运行过程中机组会处于不同的工况下,如功率运行工况和停堆换料工况㊂在不同工况下部分放射性设备将处于不同的运行状态,这必将对设备所在房间的辐射分区产生影响,因此,一种工况对应的辐射分区图难以准确㊁直观地涵盖其他工况的辐射分区情况,为准确㊁直观地反映不同工况下对应的辐射分区情况,针对那些对辐射分区影响较大的工况进行分析,分别给出对应的辐射分区图㊂华龙一号的设计中,兼顾了功率运行和停堆工况下的辐射分区优化㊂在功率运行工况下,高辐射区尽量向中心区域集中连片布置,外围尽量设置为较低的辐射分区㊂在停堆工况下,保证了工作人员主要的通行和检修区域的辐射水平尽可能低㊂功率运行和停堆工况下的辐射分区示意图分别如图2所示㊂图2㊀功率运行工况(左图)和停堆工况(右图)反应堆厂房辐射分区示意图Fig.2㊀Radiation zoning sketch of reactor building under power operation(left)and shutdown condition(right)㊀㊀华龙一号功率运行工况下的辐射分区是在设计源项分析的基础上,对各类放射性管道和设备进行模拟分析,得到相关区域的场所剂量率分布情况,从而确定对应场所的辐射分区㊂在核岛厂房布置设计时,在遵循 进入低辐射区时不经过高辐射区 的原则下,将高放射性设备和管道尽可能分区域集中布置,在完成初步的布置后,重新模拟分析辐射场分布情况,根据分析结果重新确定分区,并进一步调整系统布置和屏蔽体的设计㊂通过此过程的不断迭代优化,最终使得布置和屏蔽设计达到较为优化的程度,将高辐射区集中连片,中间通过迷宫墙等方式设置过渡区,形成从高辐射区到低辐射区的合理过渡,并将低辐射区如常规工作区(绿区)在满足防火分区条件下有效贯通,规划合理的人员通行方向,以便于人员的通行及应急撤离㊂华龙一号停堆工况下的辐射分区是基于停堆工况下厂房内源项分布及房间功能需求综合考虑确定的㊂停堆大修期间,房间内的剂量率主要由其内部的设备和管道包容的放射性物质造成,剂量率大小取决于放射性物质在设备中的滞留情况,这与停堆过程中机组所处状态有关㊂停堆期间的辐射源项,需要基于大量的经验反馈来确定,因此,华龙一号在停堆分区设计过程中,开展了大㊃4㊃毛亚蔚等: 华龙一号 核电厂的辐射防护最优化设计㊀量的同类型运行电厂停堆工况下辐射源项分布调查及场所剂量率测量工作,在实测运行经验反馈数据的基础上,结合华龙一号的系统设计和厂房设计特点,综合考虑厂房内系统和设备的检查㊁维修需求及人员居留需求,进行适当的系统调整和屏蔽体设置,最终确定了停堆工况的辐射分区,使得人员主要的通行和检修区域的辐射水平尽可能低㊂3.3㊀事故后工作人员的防护优化设计事故工况下,位于安全壳外的一些专设安全系统和核辅助系统处于运行状态,这些系统中可能滞留放射性气体和液体㊂基于对事故后的处理及设备维修和操作的必要性,需要进行事故后可接近性的分析㊂新建核电厂的设计,需要考虑事故后需要人员进行现场作业的区域的辐射防护设计,保证相应区域人员接近时的辐射安全㊂新建核电厂事故后辐射防护设计应结合事故后运行系统的设置以及事故规程和严重事故管理导则,对事故后需要人员执行现场操作的所有位置和通行路线的场所剂量率水平和气载放射性水平进行分析,以此作为事故后人员受照剂量能否满足法规标准要求的判断依据㊂对于事故后工作人员的受照剂量无法满足相关要求的,需要对相应的辐射防护设计进行调整㊂华龙一号在设计中,考虑到对事故的预防与缓解,设置了相应的专设安全设施,在事故中可能投入运行的还有部分辅助系统㊁辐射监测㊁取样等系统,这些系统包括安全注入系统㊁安全壳喷淋系统㊁化学和容积控制系统㊁安全壳大气监测系统㊁核取样系统㊁辐射监测系统㊁辅助给水系统㊁应急硼注入系统㊁安全壳消氢系统㊁安全壳过滤排放系统㊁快速泄压系统㊁非能动安全壳热量导出系统㊁堆腔注水系统等,这些系统中的部分会在相应的设计基准事故和严重事故工况下投入运行㊂根据事故后系统设计特点㊁运行需求和相关的事故规程以及严重事故管理导则,对事故之后需要工作人员进行现场操作的事故进行了梳理,重点分析了事故后现场操作的区域及人员通行路径的可达性,相关的设计基准事故包括LOCA㊁SGTR㊁燃料操作事故㊂根据严重事故管理导则考虑了安全壳隔离阀操作过程中的人员防护㊂华龙一号在设计中,将主要的专设安全设施布置在安全厂房,并且在设计中,通过对事故后包容放射性物质的管线的布置优化和通道屏蔽优化,对于事故后的操作区域通过屏蔽优化和远传操作设置等手段,保证了事故后操作区域的可达性㊂华龙一号的设计能够保证在发生设计基准事故和严重事故后,对于需要进行现场操作的区域㊁相应的厂房内通行路线㊁撤离路线等区域内的设备和管道内包容的辐射源项以及厂房气载放射性源项所致的人员辐射照射在法规标准要求的范围内,相关设计能够保证工作人员在事故后通行和进行相应操作时的辐射安全㊂3.4㊀职业照射剂量评价剂量评价是对辐射防护设计方案是否满足要求的衡量手段之一,也是辐射防护优化程度的评价依据㊂通过剂量评价可以对电厂辐射防护设计的优化进行定量的分析,并依据评价的结果,进行具有针对性的设计改进㊂剂量评价的内容,应当优先根据同类设计的现有电站的辐射水平的实际测量值进行剂量估算,并证明为计划运行估算的剂量低于监管部门规定的剂量约束值[8]㊂同时剂量评价的内容应当包括ALARA评审的内容,将集体剂量目标值作为衡量ALARA的重要指标进行评估㊂在华龙一号设计过程中,收集了大量我国已运行电厂的经验反馈数据,包括核电厂运行中不同的操作类别㊁不同操作类别中的具体每种操作每年的操作次数㊁每次操作的工作人数㊁每次照射时间㊁操作时的平均剂量率水平以及每个操作项目的集体剂量数据㊂集体剂量评价方法参考了NRC RG8.19[9]的推荐方法,其基本考虑包括:1)剂量评价需要对电站职业照射有潜在贡献的所有主要工作内容进行评价,这里的主要工作内容是指那些集体剂量超过0.01人㊃Sv的活动;2)进行剂量评价的目的在于尽量避免不必要的照射和降低可预见的剂量,需对与控制职业照射相关的设计㊁屏蔽㊁布置㊁流通模式㊁预期的检修和辐射源情况进行明确的说明,其目的是在设计的早期阶段进行剂量评价以有效降低工作人员的预期受照㊂设计中剂量评价考虑的主要操作类别包括:反应堆运行和监督;维修(包括日常维修和机组大修);在役检查;燃料处理操作;废物处理;其它类㊂针对华龙一号的设计特点:堆芯及系统设计可能㊃5㊃㊀辐射防护第41卷㊀第1期导致的部分阀门与管道数量增加;电站60年寿期和布置优化;一体化堆顶结构设计改进;严重事故预防与缓解措施福岛事故后相关改进;LBB(Leak Before Break破前漏)技术的应用;材料与水化学控制和系统净化设计改进等进行了专项剂量影响评估工作㊂为系统全面地开展职业照射剂量评价工作,设计人员开发了华龙一号专用的剂量评价软件ODADS/V1.0,对运行经验反馈数据进行收集㊁统计㊁分类和分析预测,评价结果表明预测的个人剂量最大值为进行蒸汽发生器检修作业的工作人员,不超过8mSv㊂结合华龙一号的设计特点对相应的操作类别考虑相应的修正因子,评价给出的华龙一号核电厂工作人员的集体剂量为0.59人㊃Sv/(堆㊃年)㊂针对事故工况下的剂量评价,由于华龙一号机组主控室实现双进风口技术改进并增加内部回风循环过滤设施后,对于考虑非过滤泄漏的设计基准事故和严重事故条件,工作人员接受的剂量均低于HAD002/01 2010规定的限值,满足主控室的可居留性要求(30d)㊂3.5㊀环境排放的设计优化环境友好性作为三代核电辐射防护最优化的一项重要指标,在华龙一号的设计和评价中得到了充分的关注与考虑㊂从主回路源项优化起始,到三废处理系统的优化设计,再到后端的评价体系和评价方法的全面综合考虑与优化,华龙一号机组达到了目前主要国家和组织对于先进压水堆排放优化的设计目标[10]㊂在我国国标GB6249 2011[6]中对于核电厂的排放量控制值㊁液态流出物排放浓度控制值以及公众剂量约束值(0.25mSv/a)给出了具体的规定,并提出了在此基础上确定排放和剂量管理目标值的规定㊂美国NRC的10CFR50附录I[11]提出对于新建核电厂需要满足以下的要求:压水堆电站每台机组对应于气载流出物排放的优化剂量管理目标值为50μSv/a,对于一个厂址也是50μSv/a;液态流出物排放的优化剂量管理目标值为30μSv/a,厂址是50μSv/a㊂在欧洲用户文件(EUR)[12]中提出,对于包括预期运行事件的正常运行工况下,公众所受的辐射影响的目标值为每台机组10μSv/a,同时其还规定了新建压水堆核电厂的气液态流出物的排放优化目标值㊂对于英国新建核电厂址,其要求对公众辐射影响的最优化区间为0.02~0.3mSv/a[13]㊂在综合对比分析我国的审管要求㊁国际的先进指标等情况下,在华龙一号设计过程中确定了每台机组10μSv/a的优化公众剂量目标值,以作为环境排放优化的一项重要衡量指标㊂为了达到华龙一号机组的环境排放优化目标,在以下方面开展了研究和设计工作㊂(1)三废处理系统改进㊂三废系统设计中[14],在充分应用当前成熟可靠的处理工艺和技术的情况下,华龙一号的三废处理系统对废液处理系统的离子交换单元增加了絮凝注入及活性炭吸附工艺,采用可降解防护用品替代传统的防护用品并使用可降解废物处理系统进行处理,湿废物处理采用树脂湿法氧化工艺和浓缩液再浓缩高效水泥固化工艺等,并且提高了硼回收系统的处理能力以及采用了成熟的自然循环蒸发装置等国产化设备㊂对废液处理系统改进后,采用连续注入凝聚加离子交换处理技术处理工艺排水和部分超标的地面排水,同时也将Ag-110m污染废液由蒸发改为该技术处理㊂该工艺改进不但解决了Ag-110m废液难处理以及蒸发处理时对蒸发单元造成污染的问题,而且大大降低了蒸发装置的负荷,减少了浓缩液的产生量㊂改进后的三废处理系统可以满足我国当前核电厂排放量与排放浓度的审管要求㊂(2)排放源项计算的设计优化㊂在华龙一号的排放源项研发设计的起始阶段便采用了现实源项与保守源项两套代表不同运行工况源项的开发和设计思路,这一思路很好地契合了我国审管当局后续对于压水堆源项框架体系的要求[15]㊂华龙一号排放源项的计算基于核电厂的设计,同时参考了秦山二期㊁福清1㊁2号机组等的经验反馈情况,在充分借鉴成熟和受到认可的排放源项计算模式和建立方法的基础上,更加全面地参考了我国核电站的运行参数和经验,很好地反映出了我国压水堆核电厂多年来的经验累积以及我国对于源项框架体系的研究成果,并且与我国和欧美国家实际运行的排放情况进行了大量的对比验证[16]㊂经过计算,华龙一号机组保守工况下的排放源项满足我国国标GB6249 2011对于压水堆核电厂排放量和液态流出物排放浓度控制值的要㊃6㊃。
国家核安全局关于印发《海阳核电厂1、2号机组核与辐射安全非例行检查报告》的函
国家核安全局关于印发《海阳核电厂1、2号机组核与辐射安全非例行检查报告》的函文章属性•【制定机关】国家核安全局•【公布日期】2019.09.29•【文号】国核安函〔2019〕74号•【施行日期】2019.09.29•【效力等级】部门规范性文件•【时效性】现行有效•【主题分类】核与辐射安全管理正文关于印发《海阳核电厂1、2号机组核与辐射安全非例行检查报告》的函国核安函〔2019〕74号山东核电有限公司：根据《关于开展核与辐射安全非例行检查的通知》（国核安函〔2019〕21号）的统一部署，我局组织检查组于2019年5月27日至31日对海阳核电厂1、2号机组进行了核与辐射安全非例行检查。
现将检查报告印送给你公司，你公司应采取有效措施，落实检查报告中提出的各项要求，确保海阳核电厂1、2号机组运行安全。
附件：1.检查组人员名单2.受检单位人员名单国家核安全局2019年9月29日海阳核电厂1、2号机组核与辐射安全非例行检查报告检查单位名称：生态环境部（国家核安全局）受检单位名称：山东核电有限公司检查日期：2019年5月27日至31日一、检查依据（一）《中华人民共和国核安全法》；（二）《中华人民共和国环境保护法》；（三）《中华人民共和国放射性污染防治法》；（四）《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》及其实施细则；（五）《中华人民共和国核材料管制条例》及其实施细则；（六）《核电厂核事故应急管理条例》及其实施细则；（七）《民用核安全设备监督管理条例》及配套文件；（八）《放射性废物安全管理条例》；（九）《核电厂质量保证安全规定》；（十）《核动力厂设计安全规定》；（十一）《核动力厂运行安全规定》。
二、检查内容（一）核电厂质量保证体系运转情况；（二）近一年的运行事件及异常的评价和处理；（三）辐射防护；（四）环境与流出物监测；（五）放射源管理；（六）三废管理；（七）实物保护；（八）危险化学品对核安全的影响；（九）消防安全管理；（十）事故管理与应急准备。
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。
AP1000主控室应急可居留系统空气露点温度控制
骳髈髗 设备管理与维修 2019 翼9（上）
从上述计算可以看出： （1） 常压下储气罐内 41.8 m3 内空气所含水的质量是补入 的 9450 m3 空气内的水质量 3 倍左右，储气罐内露点温度不满 足要求主要原因是初始储气罐内空气含水量高。 （2）由于 VES 储气罐进入管和排气管是同一根管，所以需 要多次充排来降低储气罐空气露点温度。 （3） 根据计算露点温度为-53.9 益的空气，其绝对湿度为 17.9 mg/m3，VES 正常储气气量为 9491.8 m3，则对应储气罐内 水质量为 170 g，对应 170 毫升的水。含水量是非常小的。常压 下测得的露点温度为-56 益，对应的绝对湿度为 13.7 mg/m3，此 时 VES 储气罐内水质量为 130 mg，对应 130 mL 的水。从露点 温度-56 益升高至-53.9 益，只需 40 mL 的水进入到 VES 储气 罐空气中或者有 4.6 m3 环境空气进入到 VES 储气罐中。假设初 始 VES 储气罐内有水，则很有可能由于水的挥发导致 VES 储 气罐内空气露点温度不合格。另外系统敞口后空气进入也很有 可能导致 VES 储气罐内空气露点温度不合格。 3.2 通过充排方式降低 VES 储气罐露点温度 如果充排方案采取：排放一半体积后再补入露点温度为56 益的空气。充排一次完成后，对应 VES 储气罐绝对湿度为： （51.81+13.7）/2=32.75 mg/m3，对应的露点温度为-49.06 益，露 点温度不满足验收标准；继续一次充排，充排后对应 VES 储气 罐绝对湿度为：（32.75+13.7）/2=23.2 mg/m3，对应的露点温度 为-51.84 益，露点温度不满足验收标准；进行第三次充排，对应 VES 储气罐内绝对湿度为（23.2+13.7）/2=18.46 mg/m3，对应的 露点温度为-53.65益，露点温度不满足验收标准；进行第四次充 排，对应 VES 储气罐绝对湿度为（18.46+13.7）/2=16.08 mg/m3， 对应的露点温度为-54.7 益，露点温度满足验收标准。 由此可以看出，初次给 VES 储气罐充气，如果采用对半充 排的方案，则至少需要 4 次充排，越往后充排 1 次 VES 储气罐 露点温度下降越小。高能压空机给 VES 储气罐充气速度约 105 m3/h，排气速度与充气速度基本一致，则充排一次需要 96 h，充 排 4 次大概需要连续充排 16 d。 3.3 提高高能压空供气质量对 VES 储气罐露点温度影响 之前假设的是通过高能压空机充入露点温度为-56 益的空 气。如果首次充入压空露点温度是-62 益的空气（绝对湿度 6.1 mg/m3），充满后对应 VES 储气罐绝对湿度为 （8669伊41.8+8伊 9450伊6.1）/9491.8=44.25 mg/m3，对应的露点温度为-46.58 益； 以露点温度为-62 益的空气充排 1 次，对应 VES 储气罐绝对湿 度为（44.25+6.1）/2=25.17 mg/m3，对应的露点温度为-51.19 益； 充排 2 次，对应 VES 储气罐绝对湿度为 （25.17+6.1）/2=15.63 mg/m3，对应的露点温度为-54.94 益。由此看出，提高充气质量 后，充排 2 次的 VES 储气罐露点温度比之前空气品质的空气充 排 4 次的还要低。提高高能压空空气质量后节省了 8 d 工期。 4 控制 VES 储气罐空气露点温度措施 4.1 严控建筑安装阶段和调试阶段 VES 储气罐的保养 建筑安装阶段以及调试期间要严格遵守设备运行维护保养 要求，保证 VES 储气罐内无异常积水和锈蚀。在系统移交生产 前，要使用内窥镜到 VES 储气罐逐一检查，内窥镜从 VES 储气 罐堵头处进入，如果发现有水，使用热风进行吹扫直至无可视的
管理类《核电厂仪表及控制基础》第5单元 OCS、DCIS
主控制室应急可居留系统启动 主蒸汽隔离 非能动余热导出系统启动 反应堆压力容器堆顶放气阀 保护（Safeguards）触发 化学和容积控制系统隔离 蒸汽发生器卸压阀隔离 正常余热导出系统隔离
主控制室 （MCR）/次专用安全盘上的专用开关
自动卸压系统第1-3级动作
自动卸压系统第4级动作 安全壳再循环启动 安全壳内换料水箱（IRWST）安全注入 反应堆压力容器堆顶放气阀 正常余热导出系统隔离
当发生火灾等灾难性事故不能在主控制室内进行停堆操作时， 可以在远程停堆室内完成核电厂的安全停闭。
主控制室的功能是提供一个抗震的、可居留的和舒适的场 所供一定数量的操纵员使用，便于这些操纵员监视和控制 电厂所有的过程。主控制室为NI、CI和BOP系统提供了集 成的人机接口资源，为操纵员提供了监控能力，响应设计 基准和严重事故工况，将电厂带回安全状态。 在主控制室内执行的主要任务包括在正常、异常和应急工 况下监视、监督、管理和控制与热工水力和能量转换过程 相关的电厂过程。主控制室为操纵员的决策过程提供支持 ，以及为与其它电厂人员联系提供便捷的方式。主控制室 还提供电厂运行人员和维修人员之间的接口资源。
开启非能动余热导出系统下泄隔离阀并 触发安全壳内换料水箱（IRWST）安全 关闭安全壳内换料水箱（IRWST）水 注入 槽隔离阀
安全壳隔离 非能动安全壳冷却系统启动
启动安全壳再循环
触发安全壳内换料水箱（IRWST）排水 至安全壳
主控制室 （MCR）/特点
➢AP1000的主控制室布局集中紧凑，设置了先进的人机接口资源，包括显 示画面(含大屏幕画面)、先进的报警系统和计算机化规程系统等，为操纵员 监视和控制电厂提供支持。主控制室中仅保留少量必需的硬接线控制开关， 用于安全系统及重大投资设备的控制。在正常运行和事故工况下，操纵员使 用统一的非安全级人机接口对安全级和非安全级的电厂设备进行监控；仅在 丧失非安全级人机接口的情况下，操纵员使用安全级人机接口监视电厂的安 全稳定运行，必要时则停闭电厂。
关于AP1000与CPR1000两者主控室通风系统的差异性分析
关于AP1000与CPR1000两者主控室通风系统的差异性分析关于AP1000与CPR1000两者主控室通风系统的差异性分析深圳中广核工程设计有限公司上海分公司王海雄胡川【摘要】在中国改进型压水堆(CPR1000)中,主控室的可居留性是由部分安全相关的主控室通风系统(DVC)来维持的.此系统不论在正常工况,还是在放射性事故工况下均投入运行.而在先进非能动压水堆(AP100o)中,主控室的应急可居留性是由安全相关的非能动的应急可居留系统(VES)维持的.在正常工况下和主控室送风管道监测到"高"放射性事故下,由非安全相关的核岛非放射性通风系统(VBS)来维持;而在主控室送风管道监测到"高高"放射性事故下,由VES来维持主控室可居留性.总的来讲,AP1000不仅降低了安全级,节省了成本,而且考虑了更严重事故,并且能抵抗更严重事故.这正是AP1000和CPR1000在主控室通风系统上的最大差别.【关键词】主控室非能动AP1000CPR1000通风系统先进非能动压水堆(AP1000)是美国西屋公司设计的第三代先进性压水堆,在我国的浙江三门和山东海阳将采用这个堆型建造两座APIO00核电厂.APIO00最大的特点就是非能动和模块化;而CPR1000是我国自主在二代压水堆基础上改进的中国改进型压水堆,在我国的大亚湾和岭澳核电厂已运行多年,在建的还有岭澳二期,红沿河,宁德,阳江等.核电厂主控室是核电厂运行的控制中心.核电厂主控室操作和控制的主要目的是要确保在正常工况下能使反应堆安全运行,在不正常工况和事故工况下能使反应堆安全停堆.所以,主控室是核电厂控制的心脏,主控室的温,湿度要保证控制室内的操作人员有良好的舒适环境.室内温度应长年保持于在20-26~C,相对湿度在30～60%范围内.室内地面到人头部的温度差不应超过,室内风速应小于0.5m/s,室内噪声要求小于45db(A).主控室的通风设计与常规设计相比有以下几点不同:事故工况下,要对室外新风进行净化处理以保证操作员的可居留性;在地震安全停堆时,系统能正常运行;发生龙卷风时,系统能对室外进行隔离;能动部件连接应急柴油发电机等等.事故工况下,核电厂主控室新风净化方式有如下几种:1.新风直通式净化处理2.新风和部分室内空气混合后净化处理3.罐装压缩空气短期供气而CPR1000采用的是第一种新风直通式净化处理,AP1000采用的是罐装压缩空气短期供气.本文主要比较的就是这两种方式的安全性和经济性.由于AP1000方案采用非能动专设安全设施的特点,AP1000的HV AC系统中,除主控室边界隔离功能及主控室进风放射性测量功能为安全相关功能外,其余功能都是非安全相关功能,因而采用的设备都是非安全级,非抗震l类设备,也不采用安全级的柴油发电机作为备用32?电源,这样就大大降低了对设备的技术要求,也降低了造价.同时,由于系统的简化和设备的减少,在实际运行过程中的费用也大大降低.CPR1000中主控室通风系统在正常运行工况下,不开启新风过滤吸附管线,而是以新风加回风循环方式运行.而在厂区受到污染情况下,才开启安全级的新风过滤吸附管线.这时,新风经除碘过滤后送入主控室,其他管线(除了正常新风进风口,厨房办公室排风机关闭)照常运行.由于在事故时,整个空调净化机组均要投入运行,这就使整个DVC的风管及设备,阀门有了更高的要求.整个DVC系统是安全相关的,包括整个新风过滤管线.在失去厂外电源时,新风处理机组,主送风机,电加热器及其他风机均应由安全级的应急柴油发电机提供备用电源.流程图见图1.图1DVC系统流程图气而在AP1000中,主控室的应急可居留性是仅由主控室应急可居留系统(VES)系统维持.在正常工况下和"高"放射性事故下,由核岛非放射性通风系统(vBs)来维持;而在"高高"放射性事故下,由VES来维持.VBS正常工况下,新风不需进行吸附净化处理;而在"高"放射性事故工况下,新风经过滤吸附,但是过滤吸附管线非安全级.VBS包括三个子系统:主控室,控制支持区HV AC子系统;1E级电气室HV AC子系统;非能动安全壳冷却系统阀门间供热和通风子系统.其中仅主控室/控制支持区HV AC子系统为主控室服务.而在"高高"放射性信号时,主控室与VBS系统隔离,主控室的可居留性完全由VES(主控室应急可居留系统)来维持.VES是由32个压缩空气罐通过压力非能动地向主控室提供通风,而主控室混凝土天花板,墙靠平时保持24℃蓄冷,维持事故后72小时期间主控室温度不高于30clC.所以整个VES提供的通风和降温都是非能动的.而在失去交流电源时,先是VBS转接到非安全级的厂内辅助柴油发电机,如果厂内交流电源不可用的时间超过十分钟,则切换到VES.流程图见图2.33?图2VBS主控室/控制支持区HV AC子系统流程图下面就AP1000的VES和VBS与CPR1000的DVC在安全级及非能动两个方面做比较:1.安全级(1)碘吸附器在厂区受到污染的情况下,DVC的新风取自受污染的室外大气,所以需要用碘吸附器来过滤吸附处理,因此新风过滤吸附承担安全相关功能,所以碘吸附器,包括整个新风过滤吸附管线都是安全级的,它的失效会直接导致进风有碘污染.VBS提供的新风也要经过过滤,但是VBS的新风过滤管线仅仅承担"高"放射性时的除碘过滤.在"高高"放射性污染时,VBS系统关闭并对主控室隔离,由VES保证主控室的新风供给和降温.VES提供的新风是储存好的压缩供气.所以VBS中的新风过滤管线是非安全级的,包括碘吸附器.图3是CPR1000中安全级的新风过滤管线,包括碘吸附器的阀门,电加热器等等.从这个比较可以看出,在碘吸附器及新风过滤管线上的设备的造价及维护成本,都会大于AP1000的核电厂中VBS 系统过滤吸附的成本.图3CPR1000中的新风过滤吸附管线(2)应急电源AP1000核电厂中不采用能动安全级柴油发电机,故厂内柴油发电机仅作为备用电源誊而CPR1000核电厂中,在失去厂外电源时DVC由柴油发电机A系列和B系列提供备用电源,应急柴油发电机是安全级的.同时,制冷仍然要靠冷冻机来提供冷冻水维持主控室内的温度,所34?以冷冻机也要接安全级的应急柴油发电机.而对于AP1000而言,接柴油发电机的作用只是为尽可能地减小VES系统启动的概率.如果交流电源不可用的时间超过了1O分钟,才启动VES,也就是说最后还有一道关.而VES的启动及运行,是不需要应急柴油发电机的支持,靠非能动的压差,从32个压缩空气储存罐由设计压力27.6Mpa降到0.7Mpa的压差持续不断地给主控室提供新鲜空气,满足11个人的呼吸需要.并且,制冷也不需要应急柴油发电机.所以,从以上分析,首先VBS接的柴油发电机不需要安全级,其次严重事故过后,主控室的通风和降温都是由非能动设备来保证的,所以更不需要接柴油机.这对整个核电厂而言,也是一笔不菲费用的节省.(3)风机CPR1000中DVC正常运行工况下,开启主送风机和排风机.在厂区污染情况下,开启新风过滤管线,主送风机保持运行,关闭排风机.AP1000中正常运行工况下,VBS开启送风机,回风机和排风机;探测到"高"放射性信号时,开启附加空气过滤子系统,其他基本保持不变;探测到"高高"放射性信号时,隔离VBS,开启VES,不需用风机;在72小时之后,开启主控室辅助风机,提供室外新风.所以CPR1000中所有风机除了排风机以外,其他风机都要在事故工况下运行,故均为安全级的.而AP1000中,VBS的风机不需要在"高高"放射性工况下运行,所以不是安全级;而VES中,送风是靠非能动的压缩空气压差实现的,所以不用风机.这样,AP1000的风机因为取消了安全级,所以可节省大量的成本,同时也不会降低安全性.CPRl0o0与APl000风机对照见表1.表1CPR1000与APIO00风机对照表CPR100oAPlO0o新风过滤附加风DVC主送风机排风机1排风机2排风机3送风机回风机送风机机风量60250344218609609oo374oo348506796(mS/h)电机功551.5O.75O.750.9暂缺暂缺暂缺(kW)水流量(m3/h)46.6(At=6~C)31.4(at=8.87oC)制冷量325325(kW)从表1中可以看出,CPR1000的送风机风量为60250mS/h,而AP1000送风机的风量为37400m3/h.这是因为CPR1000送风温度为14cC,而AP1000送风温度为7.2oC.APIO00送风温差的加大使得送风量减少,降低了风机的功率.冷冻水流量是因为AP1000的冷冻水进出VI水温为13.3℃和4.44cC,温差8.87oC;而CPR1000冷冻水进出口水温14℃和8℃,温差6~C;这样,温差变大,流量就减小,这对水泵和风机来讲,功率就大大减小,达到节能的效果. 综上所述,AP1000在设备和应急电源上的安全级别降低了.在CPR1000的DVC系统中,空气处理机组除加湿器以外的部分及新风过滤管线是安全相关的,空气处理机组中及新风管线上的HEPA过滤器,预过滤器,碘吸附器,冷却盘管,电加热器(除电暖器),风机;新风35?过滤管线上的所有设备阀门,以及空气处理隔离阀,风机止回阀,新风止回阀,排风机止回阀,压缩空气电动阀都是安全相关的.而AP1Ooo中的VBS只有主控室进风放射性测量和主控室边界隔离是安全相关功能,此部分设备和部件为安全相关,比如说放射性测量仪表和主控室边界隔离阀及VES是安全相关的.由此可以看出,APIO00中安全相关的设备远远少于CPR1000的设备,因而AP1000中降低了主控室通风系统中的设备制造要求,从而降低了造价.主要是因为在执行安全相关功能时,CPR1000是新风过滤管线和正常运行工况下的管线均要运行,同时设备就要有安全级的柴油发动机支持,包括空气处理机组,但排风机停运,要保持正压.所以空气处理机组中的设备都要安全相关,既能满足正常运行工况又能满足厂区污染工况.而APIO00的VBS系统在探测到"高高"放射性信号时才要求被隔离,在此之前不需要执行安全相关功能(除了主控室边界的隔离和放射性监测),而在更严重事故时VBS不需要运行,VBS设备也就不需要安全相关.而此时保证主控室可居留性的VES系统是安全相关的.而又因为VBS不运行,VES非能动,所以都不需要安全级的应急柴油发电机.设备和电源的安全级的降低,给制造和运行成本带来了很大的节省,同时又能更好地满足更严重事故时的安全要求.2.非能动非能动是指依靠状态的变化,蓄能的释放或自主的动作来实现,而无需任何外部动力,如位差形成的重力压头;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;压缩气体膨胀等.主控室应急可居留系统运用了蓄能和压缩气体膨胀两个非能动动作来保证主控室在事故后72小时内满足主控室可居留性.这样,就不需原空调系统投入运行.(1)通风事故后72小时内要满足11人的供氧并保持二氧化碳的浓度低于0.5%,那就需要新风的支持.CPR1000中新风还是通过新风过滤管线,经过碘吸附,HEPA过滤器过滤后的室外新风;而AP1000中则是通过储存好的压缩空气通过气体膨胀输送到主控室,满足可居留性人员对新风的需要.为此总共设有32个空气贮存罐.这些空气贮存罐由锻造的无缝钢管制成,无焊缝.空气贮存罐的设计压力是27.6Mpa.贮存罐总共具有的贮存容量,在最低压力23.4Mpa时,为8895m.可供给主控制室110m3/h通风空气量,相当于每人lOm3/h的流量.这样在限定11人居留情况下,除可使二氧化碳浓度保持低于0.5%体积浓度以外,还足以给主控制室加压至与其周围区域之差压达30Pa.VES系统流程图见图4.图4VES系统流程图(2)制冷CPR1000中制冷还是通过安全级的冷冻机组提供冷冻水,来给主控室降温;而AP1000中,主控室混凝土墙,天花板靠平时保持24℃的蓄冷,维持事故后72小时期间主控室温度不36?高于30℃.为了增强主控室房间顶棚的热吸收能力,在主控室围护结构内表面经选择的位置上设有金属结构,金属板垂直焊在金属结构上.这些金属板延伸到房间里面,像肋片一样,可增加室内空气对墙的热传导,如图5所示.因为钢板的热导率较大,插入钢板可使混凝土墙内的温度分布曲线下降(如图5塞所示).加了钢板以后与外界的温差就加大了.根据Q=vC3,At,蓄热量比不加钢板墙的蓄热量要大.反之,一旦室内空调停止,则加了钢板的墙体向室内释放的热量要比不加钢板的墙体也要大.综上所述,AP1000采用了非能动的设计理念,对于主控室的可居留性来讲,最重要的作用是更可靠了.首先,取消了对自身安全级设备和应急电源及安全级的冷冻系混疆土墙图5混凝土墙内予埋钢结构的作用统的依赖,包括安全级的碘吸附器,安全级的风机,安全级的冷冻机组,安全级的电源等等.这样依赖的越少,越是可靠.同时,考虑了更严重的事故.CPRIO00中事故后只有碘吸附器可过滤放射性污染的空气,而一旦碘吸附器吸附饱和了,那就失效了.而APIO00中的碘吸附器只是最后第二道关,碘吸附器失效了以后还有非能动的VES支持.而VES的压缩空气是事先储存好的,没有放射性污染的,所以,再严重的放射性事故情况下都能保证主控室有72小时的可居留性,因为它与事故污染程度没有联系.3.火灾排烟CPRIO00中主控室或控制支持区发生火灾时,DVC系统通过关闭相关防火阀来隔离房间或相关防火分区,然后打开DVF(电气厂房排烟系统)的排烟阀及风机,由DVF系统保证着火区域相对于周围区域的负压,以防烟气和有毒气体向周围房间扩散.在火灾熄灭后,排烟风机关闭,排烟阀门由手动关闭.重新开启防火阀,DVC系统再次启动.而在APIO00中,采用气体灭火剂,不再需要DVF系统排烟来保持着火区域的负压,而是通过本身系统对其他周围区域的加压来保证着火区的负压.APIO00中,当主控室或控制支持区发生火灾情况下,关闭防火防烟阀以隔离防火分区,使该子系统连接成直流模式,提供全新风至未受影响区域,并维持未受影响区域微正压.这样也达到了CPR1000中防止烟气和有毒气体向气体区域扩散的目的.灭火后再重新打开防火防烟阀,关闭回风阀以排出受影响区域内的烟雾和高温气体,打开排风阀将气体排至汽轮机厂房排气口.故APIO00省略了电气厂房排烟系统,而让主控室空调系统既承担通风降温功能,又承担排烟功能.为此,只需把新风加回风模式切换到直流模式,达到排烟的目的.同时,对未受影响区域的加压可保证其不受着火区烟气扩散的影响.这样,可减少一个系统,并节省相应的投资.通过以上分析可见,采用非能动的主控室可居留系统,通过降低设备和电源的安全级,不但节省了成本,简化了系统,而且更重要的是增加了可靠性,并能承受更严重的事故.但是,由于AP1000要求设置32个压缩空气储存罐,而且其压力高达27.6MPa,也会增加部分投资费用.不过,从总体上来讲,AP1000的设计理念,相对要比CPR1000先进了一步,在造价,安全性上也有较大改进和提高.37?。
核电厂电气系统 特点 AP1000简介
BOP辅助 电气系统
照明、防雷 接地、通讯
等等
核电厂电气系统任务和结构 核电厂电气系统负荷
核电厂厂用（或辅助）电力负荷
机组运行负荷 永久性非安全负荷 安全相关负荷
对应热力回路数量以及多重或备 用设置要求，上述负荷多呈冗余 布置。
核电厂电气系统任务和结构 辅助电气系统分级
厂用电力负荷的核安全相关性质决定了核 电厂须设置1E级（安全级）和非1E级辅助 电气系统：
AP600：首次引入“非能动”概念 该概念在满足了ALWR URD的基础上，进一步简化设计、提
高安全性、降低投资，开辟了核电发展新径。非能动系统的应 用极大地减少了反应堆安全对安全支持系统及其抗震厂房的依 赖，使系统简化， 操作减少，进而安全性得到极大的提升。
AP1000 背景和特点介绍
概述
AP1000是对AP600的继承和发展
在AP600的设计概念基础上，应用ABB/CE 的System80+的某些技术，推出AP1000； 克服AP600容量小、比造价高两大弱点； 堆芯熔化概率3X1E-7/堆年，远低于URD 要求的1E-5/堆年； 设备等级降低，设备数量和所占用厂房 容积减少； 采用模块化建设和虚拟技术缩短工期， 降低财务风险。
升压变
降压变
机组
辅助电气系统
厂内直流电源
厂内 应急 交流 电源
核电厂电气系统任务和结构 辅助电气系统电源结构
500kV MT
G
开关站
220kV
DG ST
DG AT
N1E
1E
核电厂电气系统任务和结构 辅助电气系统结构
厂内应
机组
急电源
PC
MMCMCCCCC
蓄电池 电源
国家核安全局关于批准岭澳核电厂3、4号机组主控室空调系统加热器功率调整改进的通知
国家核安全局关于批准岭澳核电厂3、4号机组主控室空调系统加热器功率调整改进的通知
文章属性
•【制定机关】国家核安全局
•【公布日期】2015.10.16
•【文号】国核安发[2015]215号
•【施行日期】2015.10.16
•【效力等级】部门规范性文件
•【时效性】现行有效
•【主题分类】核与辐射安全管理
正文
关于批准岭澳核电厂3、4号机组主控室空调系统加热器功率
调整改进的通知
国核安发[2015]215号大亚湾核电运营管理有限责任公司：
你公司《关于岭澳核电厂3、4号机组主控室空调系统加热器功率调整改进的请示》（广核运〔2015〕38号）收悉。
根据《民用核设施安全监督管理条例》及其实施细则的要求，我局对你公司提交的申请文件进行了审评，认为你公司岭澳核电厂3、4号机组主控室空调系统加热器功率调整改进是可以接受的，现予批准。
你公司应严格按照我局批准的方案实施改进，确保岭澳核电厂3、4号机组运行安全。
国家核安全局
2015年10月16日。
核电厂运行领域标准体系优化研究
核电厂运行领域标准体系优化研究摘要：核电厂是当前世界上主要的清洁能源之一，其运行领域标准体系的完善和优化是保障核电厂安全运行的重要保障。
本文首先介绍了核电厂运行领域标准体系的定义和重要性，然后分析了其存在的问题，包括不完善性、过时性、局限性、不适应性和不协调性。
最后提出了核电厂运行领域标准体系优化的路径，包括完善性优化、更新性优化、拓展性优化、适应性优化和协调性优化。
关键词：核电厂；运行领域；标准体系；优化引言核电厂是一种利用核能进行发电的设施，其运行安全性一直是全球能源领域的焦点。
为了保证核电厂的安全运行，各国政府和能源企业制定了严格的标准体系，以确保核电厂的设计、建设、运行和退役等各个环节都符合安全要求。
然而，由于不同国家和地区的法律法规、技术标准和文化背景等因素的影响，核电厂标准体系存在着差异和不足。
因此，对核电厂运行领域标准体系的优化研究具有重要意义，可以提高核电厂的安全性和可靠性，保障公共安全和环境保护。
1. 核电厂运行领域标准体系概述1.1 核电厂运行领域标准体系的定义核电厂运行领域标准体系的定义，是指对核电厂运行过程中所需的各项标准进行系统化的定义和规范化的管理。
这些标准包括安全标准、环保标准、生产标准等等。
在核电厂的运行过程中，这些标准的落实对于保障核电厂的安全、稳定、高效运行具有重要的意义。
1.2 核电厂运行领域标准体系的重要性核电厂是一种具有特殊风险的能源生产方式，其安全性和可靠性至关重要。
为了确保核电厂的安全运行，需要建立完善的标准体系。
这个标准体系需要覆盖核电厂的各个方面，包括设计、建设、运行、维护和管理等。
只有建立了这样一个完善的标准体系，才能确保核电厂的安全运行，保护公众的生命和财产安全。
2. 核电厂运行领域标准体系优化需要解决的问题2.1 核电厂运行领域标准体系的不完善性核电厂运行领域标准体系的不完善性是指在核电厂运行过程中，存在着标准体系不健全、标准制定不完善等问题。
AP1000机组主控室可居留性内漏试验解析
87中国设备工程C h i n a P l a n t E n g i n e e r i ng中国设备工程 2021.04 （上）AP1000是美国西屋公司设计的三代先进非能动型压水堆，三门、海阳一期各建设了两台机组，由于来源于美国，在管理上，借鉴了美国核管会（NRC）的要求。
传统核电厂主控室一般设计为微正压，该方法可有效维持主控室压力边界完整性，美国三里岛事故之后，NRC 对美国30%的核电厂主控室执行了主控室可居留性内漏试验，发现只有一座核电厂主控室内漏数值小于执照许可，其余均存在不同程度的超标。
NRC 于2003年发了通用函件，向美国各核电厂提出了测定主控室内漏量的要求。
目前，三门、海阳四台AP1000机组顺利完成了主控室区域内漏试验，为后续开展华龙一号CAP1400主控室可居留性内漏试验积累了重要的理论和实践经验。
1 主控室区域可居留性1.1 核电厂可居留系统为保护核电厂工作人员和设备免受气载放射性和火灾的危害并使相关区域的环境温度保持在规定范围内，AP1000设置了相关系统以保证人员的可居留性和设备安全可靠运行的条件。
在电厂可居留系统中包括了主控室应急可居留系统（VES），其它可居留系统有核岛非放射性通风系统（VBS）、辐射检测系统（RMS）、主交流电源系统（ECS）和消防系统（FPS）等。
设计基准事故后，主控室（MCR）的可居留性首先要保护运行人员免受放射性危害。
AP1000设计基准事故的气载源项来源于安全壳内泄漏出来的气载裂变产物，以及假设从乏燃料池气化产生的气载裂变产物。
MCR 周围的气载裂变产物浓度是裂变产物衰减常数、安全壳泄漏率和气象条件的函数，而MCR 内的放射量除此之外，还取决于MCR 压力边界内漏量。
1.2 主控室可居留区域AP1000主控室可居留区域包括MCR 和技术支持中心(CSA)，CSA 承担了部分MCR 职能，在应急工况下向核电厂操纵员提供核电厂管理和技术支持；提供评估和诊断核电厂状态的场所，避免MCR 过于拥挤；解除操纵员承担的与电厂操作无关的通信和辅助工作等。