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：

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（1）设备冷却水系统（RRI）：反应堆冷却剂泵的冷却管线，控制棒驱动机构通风冷却器管线，停堆冷却系统热交换器管线；

（2）核岛冷冻水系统（DEG）

（3）仪表用压缩空气分配系统（SAR）；

（4）核取样系统（REN）：所有管线直至包括第I阶段隔离时没有隔离的管线，在事故发生后为反应堆冷却剂取样所需的那些管线；

此外，

（1）安全壳压力信号低于第I阶段压力信号值（1.3bar）大于1.2bar时，对安全壳内大气监测系统（ETY）发生作用；

（2）安全壳压力信号在相当于第I阶段和第II阶段的隔离信号之间时：1.9bar，对主蒸汽系统（VVP）发生作用；

（3）安全壳气体高放射性信号对安全壳大气监测系统（ETY）和核岛排气及疏水系统（RPE）发生作用。

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图1 安全壳隔离系统隔离阀的典型配置

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