8.1 概 述

8.1.1 运行工况分类及其安全准则

在电站运行期间，有些事件可能对反应堆的安全产生影响，按照事件所造成放射性后果和发生的概率，通常将压水堆的运行工况分为四类。

第一类——正常运行和运行瞬态。发生概率大于1次/堆年，放射性后果不超过1/1000mSv。放射性后果是以一个标准人在隔离区边界内侧2小时所接受的最大照射剂量来衡量的。该类工况不会导致保护系统动作，它包括：

——电站的正常启动、停闭和稳态运行；

——在允许限度内带有燃料包壳缺陷或蒸汽发生器泄漏等的极限运行；

——允许范围内的运行负荷瞬变。

第二类——常见故障。发生概率在10-2次/堆年到1次/堆年，放射性后果不超过1/1000mSv。这类工况下，保护系统应使反应堆安全停闭，燃料包壳保持其完整性，系统压力不超过设计值。它包括：

——反应堆启动或功率运行时控制棒组件失控提升;

——控制棒组件落棒;

——硼失控稀释;

——部分失去冷却剂流量;

——失去正常给水;

——给水温度降低;

——负荷过份增加;

——失去外电源;

——一回路卸压;

——主蒸汽系统卸压;

——功率运行时安注系统误动作;

——汽轮发电机组故障等。

第三类——不常见事故。指某个特定的反应堆在整个寿期内可能发生的事故，发生概率在10-4次/堆年到10-2次/堆年之间，放射性后果不超过5mSv。这类事故有：

——一回路系统管道小破裂；

——二回路系统蒸汽管道小破裂；

——燃料组件误装载而投入运行；

——满功率运行时一个控制棒组件失控抽出；

——稳压器一个安全阀意外打开并卡死在开启位置；

——放射性废气，废液事故释放等。

第四类——极限事故。指的是那些发生概率相当小，但后果可能比较严重的事故，发生概率在10-6次/堆年到10-4次/堆年之间，放射性后果不超过150mSv。属于这一类的事故有：

——一回路主管道断裂，堆芯失去冷却的失水事故；

——二回路蒸汽管道大破裂；

——蒸汽发生器管子断裂；

——一台主泵转子卡死；

——主给水管道断裂；

——弹棒事故；

——燃料操作事故等。

为了防止核裂变产物释放到核电站周围环境，设有三道相继的屏障使裂变产物与周围环境隔离。它们是燃料元件包壳、一回路压力边界和安全壳。

出于包容放射性产物的考虑，在各种运行工况下应遵循以下安全准则。

第一类工况：燃料包壳不应受到任何损坏，不应要求起动任何保护系统或专设安全设施。

第二类工况：燃料不应受到任何损坏。任何屏障不应受到损坏。采取纠正措施后机组应能重新起动。

第三类工况：一些燃料元件可能损坏，但其数量有限。一回路的功能和安全壳的完整性不应受到影响。

第四类工况：可能有些燃料元件损坏，但其数量仍有限，专设安全设施应能保持其持久性功能和完整性。

8.1.2 核安全及其三要素

核安全就是在核设施设计、制造、运行及停役期间为保护核电厂工作人员、公众和环境免受可能的放射性危害所采取的所有措施的总和。这些措施包括：

（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）预防故障或事故的发生；

（3）发生的故障或事故的后果。

这些措施包括设备、人员及组织管理三方面的内容，即核安全取决于设备的可用性、人的行为、工作组织与管理的有效性。

核电厂安全的总目标是建立并维持一套有效的防护措施，以保证电站工作人员、公众和环境免遭放射性危害。对此，有两个解释性目标，其中辐射防护目标是控制放射性照射程度，而技术安全目标是防止发生事故，减少严重事故发生的后果及其概率。

对于核电厂而言，满足三大要素的要求，核安全就能得到保证。核安全作三要素是：反应性控制、堆芯冷却和放射性产物的包容。

三要素是保护核电厂工作人员、公众和环境免受放射性危害的根本。为实现核安全的目标，在正常运行工况、故障或事故工况下，都要保证这三方面功能的实现。

8.1.3 专设安全设施的功能

根据核安全三要素的要求，在核电站的设计中确定了一系列的安全功能，实现了这些安全功能就能满足安全要求。专设安全设施的设计就是实现这些安全功能的重要手段。这些设施在配置上应用了纵深防御的概念（三道屏障），并相应规定了安全限值。

专设安全设施是指这样一些系统，在事故发生以后，确保反应堆紧急停闭、堆芯余热的排出和安全壳的完整性，以便事故的发展和减轻事故的后果。大亚湾核电站的专设安全设施包括：安全注入系统（RIS），安全壳喷淋系统（EAS），辅助给水系统（ASG），安全壳和安全壳隔离系统（EIE）。

具体来讲，专设安全设施的功能是：

（1）防止放射性物质扩散，保持环境，保护公众和电站工作人员的安全；

（2）当电站出现第三、四类事故时，保证反应堆余热的排出并尽可能地裂变产物包容设备及系统的损坏；

（3）发生失水事故时，向堆芯注入含硼水；

（4）阻止放射性物质向大气释放；

（5）阻止安全壳中氢气浓集；

（6）向蒸汽发生器事故供水。

8.2 安全注入系统（RIS）

安全注入系统(RIS)的流程如图8.1所示。它由高压安注，中压安注和低压安注三个子系统组成。

高压安注和低压安注为能动注入子系统，具有足够的设备和流道冗余度，即使发生单一能动或非能动故障，仍能保证运行安全的可靠性和连续的堆芯冷却。中压安注为非能动注入子系统，它包括三条单独的安注箱排放管线，每条连接到一个冷却剂环路的冷段上。

8.2.1 RIS的主要功能

RIS的主要功能如下：

（1）在一回路小破口失水事故时，或在二回路蒸汽管道破裂造成一回路平均温度降低而引起冷却剂收缩时，RIS用来向一回路补水，以重新建立稳压器水位。

（2）在一回路大破口失水事故时，RIS向堆芯注水，以重新淹没并冷却堆芯，燃料元件温度的上升。

（3）在二回路蒸汽管道破裂时，向一回路注入高浓度硼溶液，以补偿由于一回路冷却剂连续过冷而引起的正反应性，防止堆芯重返临界。

8.2.2 系统组成

1. 高压安注子系统

图8.2 高压安注回路

在一回路出现小泄漏或二回路蒸汽管道破裂引起一回路温度和压力下降到一定值时，立即投入高压安注子系统，以补偿泄漏并注入浓硼酸溶液。该子系统包括以下主要设备：

（1）高压安注泵（RCV001，002，003PO）

高压安注泵即RCV系统的三台上充泵。在电厂正常运行时，它们作为RCV系统上充泵用于正常充水，其中一台运行、一台备用、一台在维护。在事故工况下，如图8.2所示，转入RIS系统，由两台泵运行（一台泵在维护），在当时一回路压力下，从换料水箱通过硼注入箱向一回路注水。

图8.1  安全注射系统

图8.2 高压安注回路

高压安注泵为卧式多级离心泵，其额定流量为34m3/h，额定流量下的总压头为1767m水柱，轴输入功率（最大）650KW。

（2）硼注入箱（RIS004BA）

硼注入箱位于高压安注泵的出口，使用容积3.4m3。正常运行时它充满硼浓度为7000ppm的硼酸溶液。在事故情况下，根据安注信号打开隔离阀，由高压安注泵将硼溶液注入一回路冷段。

为防止箱内7000ppm溶液产生硼结晶，硼注入箱绝热并由电加热器加热，保持适宜温度。

（3）硼注入箱再循环泵（RIS021/022PO）

为了保持硼注入箱内温度和硼浓度均匀化，设有由再循环泵和缓冲箱组成的再循环回路。再循环泵为全密封三级离心泵，其额定流量4.6m3/h，功率8.8KW。一台泵连续运行，一台泵备用。泵设在绝热套内由电加热器加热。为了在需要时能迅速起动，备用泵也充满水并连续加热。

（4）缓冲箱（RIS021BA）

硼酸缓冲箱为硼注入箱再循环回路提供缓冲能力。其容积0.55m3，与大气相通。缓冲箱装有两套电加热器、一个搅拌器和一个带过滤器的漏斗，能在硼浓度降低时加硼，与硼注入箱相连的再循环管线均由电加热器加热，防止回路中硼结晶。

（5）通向RCP系统的注入管线

高压安注泵可通过四条管线将含硼水输送到RCP系统。

1）通过硼注入箱的冷段注入管线

这条管线由安注信号投入运行。用高压安注泵将换料水箱中的水通过硼注入箱注入RCP环路冷段，并将浓硼溶液带入以便迅速向堆芯提供负反应性。

正常运行时硼注入箱的隔离阀和RCP系统的隔离阀是关闭的，在接到安注信号时都开启。

2）硼注入箱旁通管线

这个管线在通过硼注入箱管线发生故障情况下使用，其隔离阀由控制室手动操作。该管线注入RCP冷段。与隔离阀并联的阀门带有节流孔板，允许在与热段注入的同时小流量注入冷段。

3）热段的高压注入管线

这些管线是在长期再淹没阶段时使用，而且对中等破口和小破口都需要这些管线。这两条管线并联设置，每条管线为注入两个热段供水。因此，该管线允许单一能动或非能动故障。隔离阀分别由A、B两个系列供电，这些阀的正常处于关闭状态并由控制室手动操作。

4）高压安注泵入口到低压安注泵出口的连接管线

在直接循环阶段，高压安注泵通过低压安注泵从换料水箱吸水。在再循环期间，地坑水经低压安注泵增压后供给高压安注泵。

2. 中压安注子系统

中压安注子系统主要由三个安注箱组成，为非能动安全系统，不用安注信号启动。如图8.3所示，三台安注箱（RIS001/002/003BA）分别连到RCP系统的三个冷段。每个安注箱总容积47.7m3，内充33.2m3 2000ppm的含硼水，用加压至42.75～45.30bar.a的氮气覆盖。

图8.3 中压安注回路

在RCP压力降到安注箱压力以下时，由氮气将含硼水压入RCP冷段，在最短时间内淹没堆芯，避免燃料棒熔化。每个安注箱能提供淹没堆芯50％容积的含硼水。

每条管线设置串联的两只止回阀和一只手控电动隔离阀。隔离是由两个串联的逆止阀来保证。电动隔离阀正常运行时是打开的，当正常升压、降压和停堆期间一回路压力低于安注箱压力时，用此隔离阀闭锁注入系统。

为了对安注箱止回阀进行泄漏试验，提供了试验管线。每个安注箱装有一只安全阀。使用水压试验泵（9RIS011PO）可以从换料水箱向安注箱充水并调节其水位。

水压实验泵为双缸往复式泵，水力回路包含两个泵的闭式回路，为了防止泵汽蚀，主泵用另一个泵增压。试验泵最大流量为6m3/h，最大流量下总压头为240bar。

试验泵是两机组共用，除用于一回路水压试验外，也用来从换料水箱向安注箱充水。此外，在上充泵停运的情况下，试验泵还能提供主泵的轴封水。

3. 低压安注子系统

如图8.4所示，低压安注系统由两条流道组成。在电站正常运行期间，泵的进出口电动隔离阀是打开的，以使低压安注泵接到安注信号能迅速启动，从换料水箱抽水进行循环。当RCP系统压力低于低压安注泵压头时开始向RCP系统冷段或冷段和热段同时注入。当换料水箱出现低水位信号时，转为从安全壳地坑抽水进行再循环。它能保证高压和中压安注系统功能的连续性，冷却堆芯。

（1）低压安注泵（RIS001/002PO）

低压安注泵为立式单级离心泵，装有机械密封和球型止推轴承，传动轴由两个轴颈轴承制导，轴颈轴承和机械密封由泵的流体润滑。电机和机械密封热交换器由设备冷却水系统（RRI）冷却。

图8.4 低压安注子系统

低压安注泵额定流量850m3/h，额定流量时最大总压头102m水柱，轴输入功率355KW。正常时处于备用状态，安注信号产生时，两台低压安注泵同时启动并投入运行。

（2）低压注入管路

每台低压安注泵的出口通过隔离阀接到高压安注泵吸入联箱上，为高压安注增压，防止汽蚀。

冷段注入管线的电动隔离阀正常是打开的，在长期再淹没阶段开始时被关闭。

热段注入管线的隔离阀正常是关闭的，在再淹没阶段开始时打开。此时允许向冷段同时注入小流量。

如果低压安注泵在冷却剂系统压力高于泵的关闭压头情况下运行，则通过换料水箱的小流量再循环管线提供最小流量保护。在进行低压安注泵试验时，也使用这条管线。

各条注入管线上的止回阀起RCP第二道隔离阀的作用，并保护低压安注系统免受高压安注系统的超压及隔离安全壳。

8.2.3 安全注入控制信号

高压和低压安注系统由反应堆保护系统（RPR）响应冷却剂丧失和蒸汽管道破裂事故所产生的信号自动启动。如果自动控制电路故障，可由控制室手动启动。即使厂外电源丧失，所有电动启动器（水压试验泵除外）由柴油发电机应急供电。

中压安注系统不需要外电源或启动信号就能快速响应。当反应堆冷却剂压力降到低于安注箱的压力时就开始向冷却剂系统的冷段注水，保证快速冷却堆芯。

安注系统通过以下信号启动：

——稳压器压力低低（119bar.a）

——两台蒸汽发生器蒸汽流量高（>定值20%）且主蒸汽压力低（35.5bar.a）

——两台蒸汽发生器蒸汽流量高（>定值20%）且一回路低平均温度低（Tavg＝284℃）

——蒸汽管道间主蒸汽压差高（ΔP＝7bar） 

——安全壳压力高（1.3bar.a）

——手动安注信号。

一经接收到安注信号，就立即触发以下自动动作：

——反应堆紧急停堆

——汽机脱扣

——启动应急柴油发电机

——启动安全注入系统

——隔离主给水系统（ARE）并停运汽动主给水泵

8.2.4 安注过程

1. 冷端直接注入阶段

这一阶段是利用一回路冷却剂正常运行时的流向，使换料水箱的水和浓硼溶液尽快地注入堆芯。

当接到安注信号后冷段直接注入的过程如下：

(1)启动第二台上充泵（即高压安注泵）；

(2)打开换料水箱与高压安注泵之间的阀门（RIS012/013VP）；

(3)打开硼酸注入箱RIS004BA前后的隔离阀RIS032/033/034/035VP，隔离硼酸注入箱的再循环回路；

(4)隔离化学容积控制水箱（RCV002BA），即关闭RCV033/034VP；

(5)确认中压安注箱隔离阀（RIS001/002/003VP）的开启；

(6)确认低压安注泵与换料水箱之间的隔离阀（RIS075/085VP）已开启，打开低压安注泵出口通往高压安注泵入口的连接阀（RIS077/078VP）；

(7)启动两台低压安注泵，打开低压安注泵零流量管线上的阀门RIS132/ 133/144/145VP；确认低压安注泵与安全壳地坑之间管线上阀门RIS051/052VP关闭。

当一回路压力低于安注箱压力时，中压安注系统开始注入。

当一回路压力降到10bar以下时，低压安注流量开始进入一回路冷端。

在直接注入阶段换料水箱中的水位不断下降，其水位与贮水量的对应关系如下：

表8.1 换料水箱水位信号

2. 安注再循环阶段

当换料水箱出现低－低水位信号（MIN3：2.1m）而且安注信号继续存在时，安注转入再循环阶段。切换动作是：低压安注泵吸入端接地坑的阀门（051/052VP）开启，在证实接地坑的两个阀门开启后隔离换料水箱，即关闭075/085VP，开始从地坑取水进行再循环。

由于蒸汽带走硼酸的能力很小，长期停留在冷端注入再循环阶段会使压力容器内硼浓度不断增大，导致燃料元件表面出现硼酸结晶，将影响燃料元件的传热。

为了防止硼结晶，要把安注从冷端注入切换到冷端和热端同时注入。切换的时间是在事故发生后12.5小时。冷热端同时注入时，以热端注入流量为主，而冷端注入只通过旁路阀门进行，此时主阀门关闭。冷热端同时注入起到反冲洗和搅拌作用，可使压力容器内硼酸浓度接近于地坑内的硼酸浓度。

切换过程如下：

1）打开低压安注通向一回路热端注入管道的阀门063/0VP；

2）关闭低压安注向冷端注入的主通道阀门061/062VP，打开主通道阀门的小流量旁路阀030/031VP；

3）打开高压安注向热端注入的阀门021/023VP；

4）关闭高压安注向冷端注入的主通道阀门034/035VP，打开旁路管线阀门029/036VP；

以后每24小时切换一次，冷端注入—冷热端同时注入相间进行，以保证压力容器内硼酸浓度低于硼的饱和溶解度。

伴随安注信号的一个自动动作是安全壳第一阶段隔离CIA，其目的是当一回路中出现破口时，参与对裂变产物的屏蔽。CIA信号产生后，将同时关闭位于安全壳贯穿管道上的一批阀门。原则上这些阀门的关闭短期内不会导致安全壳内重要设备的损坏，目的是防止放射性物质通过这些管道扩散到安全壳外侧的系统中去。

8.3 安全壳喷淋系统(EAS)

8.3.1 EAS的功能

在安全壳内的反应堆一回路或二回路主管道发生破裂事故时，安全壳内的压力和温度就会升高。安全壳喷淋系统的主要作用是用喷淋水冷凝蒸汽，将安全壳内的温度和压力降低到可接受的水平，以保持安全壳的完整性，并通过热交换器排出事故时释放到安全壳内的热量。它是专设安全设施中唯一带有冷源的系统。

此外，在喷淋水中加入NaOH能降低安全壳内气载裂变产物（主要是碘）的浓度；由于NaOH与硼酸起中和作用，也能金属的腐蚀；在停堆期间，如果安全壳内发生火灾，在消防系统失效的情况下可用此系统灭火；在停堆期间，如果换料水箱温度超过40℃，可用此系统进行冷却。

8.3.2 EAS系统组成及安全壳结构特点

如图8.5所示，安全壳喷淋系统由相同的两个系列组成。每个系列能保证100％的喷淋功能，由一个地坑、一台喷淋泵、一台热交换器、一台喷射器、位于安全壳拱顶下的两组喷淋集管和有关的阀门、管道、仪表组成，其中化学添加物系统是两个系列共用的。

1. 喷淋泵（EAS001PO和002PO）

喷淋泵为立式轴筒式泵，最大功率（再循环喷淋）为490KW。

EAS一个系列运行时，喷淋泵的数据为：

直接注入喷淋：名义流量850T/h，相应扬程131m水柱；

再循环喷淋：名义流量1050T/h，相应扬程115m水柱。

2. 热交换器（EAS001RF和002RF）

为卧式、管式、直通式热交换器。喷淋水流过管侧，RRI系统的冷却水流过壳侧。其主要参数如下。

喷淋水侧：流量1014T/h，最高进口温度120℃；

RRI侧：流量1920T/h, 最高进口温度45℃。

图8.5 安全喷淋系统

3. 喷淋管及喷头

四条环形喷淋管（每个系列两条）以反应堆厂房中心线为中心固定在安全壳的拱顶上，共有506只喷头，两个系列的喷头数分别为252和254只。喷出水滴平均直径为0.27mm。系统运行时每一系列能覆盖安全壳内的全部面积。

4. 化学添加剂箱（EAS001BA）

该箱可用容积10m3，内盛重量浓度为30％的NaOH溶液，由溢流管与大气相通。为使箱内溶液均匀，设有一台搅拌泵，其额定流量为15m3/h，每8小时运行20分钟，使箱内溶液再循环。

5. 再循环地坑

地坑位于堆厂房环廊区域内，标高－3.50m。地坑的过滤系统由大碎片拦污栅（为两个系列和RIS进水口公用）、每根进水管上的三道过滤筛网和飞射物防护罩构成。过滤系统的上部设有人孔，每次换料期间进行检查。

6. 化学添加物喷射器（EAS001EJ和002EJ）

喷射器与喷淋泵并联，靠喷淋泵的回流经过喷射器时将NaOH溶液注入系统中。其进口液体流量为14T/h，动力液体流量为36T/h。每只喷射器的进水管上设有一只电动阀使NaOH注入系统与喷淋系统隔离。在直接喷淋阶段，化学添加物水箱经过约30分钟排空。

安全壳是压水堆核电站对放射性物质三道屏障的最后一道屏障，在反应堆正常运行期间，由之对冷却剂系统的放射性辐射提供生物屏蔽，并污染的气体泄漏；在一回路或二回路发生泄漏事故时，承受内压，并放射性产物的泄漏；并对外部事件（飞射物）进行防护，保护反应堆。

安全壳由底部用钢筋混凝土底板封闭、顶部用准球形的预应力混凝土穹顶封闭的立式预应力混凝土筒体构成。其内侧覆有一层6mm的碳钢衬里，防止泄漏。安全壳筒体予应力混凝土壁厚0.9m，衬里的内径37m，高为56.68m，安全壳内有效空间大约为49000m3，安全壳的构造如图8.6所示。

安全壳设有各种供穿过安全壳管道用的机械贯穿件和穿过安全壳电缆用的电气贯穿件，贯穿件锚固在安全壳壁中。机械贯穿件有各种不同的直径和厚度，以适应所连接的设备及其传递的机械载荷，并在安全壳内外两侧设有隔离阀。安全壳贯穿件按其作用的不同分为A-J十种类型。

图8.6安全壳结构

在标高＋8.0处设有一个供人员出入的人员闸门并在标高0.00m处设有一个应急人员闸门。人员闸门是一个直径2.90m、长5.40m的圆筒。闸门构成一道密封。闸门上设有观察窗。

设备闸门位于＋20.00m标高，作为重型设备的进出口。直径7.4m的开孔用一个滑动门封住，构成一道放射性辐射屏蔽。其密封性由压紧在两块钢法兰之间的两个同心的弹性材料实心密封件来保证，密封件之间的空间用加压至5.83×103Pa（绝对）压力的空气监督密封性。

安全壳的设计压力为5.20bar.a，设计温度145℃，允许泄漏率为0.1wt％/24h。

8.3.3 喷淋信号

安全壳内设有四个压力敏感元件。如果四个中有两个敏感元件测得安全壳内压力升高，则反应堆保护系统（RPR）会自动触发下列动作。其中P＝2.4bar时，喷淋系统自动启动。

安全壳喷淋系统也可以从控制室手动启动。

表8.2 安全壳压力信号

EAS在备用状态，换料水箱与喷淋泵之间的隔离阀001/002VB保持开启状态，其它阀门（安全壳隔离阀和试验回路、地坑回路、化学添加回路的隔离阀）均关闭。化学添加箱再循环泵间歇运行。

当出现喷淋信号时，两台喷淋泵001/002PO自动启动并打开安全壳隔离阀007/008/009/010VB和热交换器001/002RF二次侧RRI供水阀，开始从换料水箱供水进行直接喷淋，使安全壳内蒸汽冷凝，达到迅速降温降压的效果。

喷淋泵启动后延时5分钟注入NaOH，以便操纵员判断EAS启动是由于一回路破口，还是二回路破口或者是误动作，从而确定NAOH的注入是否必要。

喷淋水中的NaOH能吸附空气中的挥发性碘，其反应式为：

2NaOH＋I2＝NaI＋NaIO＋H2O

经过这一反应，放射性碘以溶液形式被载带到集水坑中，最后送往TEU系统处理。

注入NaOH也可以提高喷淋水的PH值，以避免结构材料的腐蚀。

化学添加箱内的液体约在30分钟内排空。

直接喷淋阶段持续约20分钟，当换料水箱出现低－低水位信号时（MIN3：水位为2.1m），开始再循环喷淋阶段。此时打开喷淋泵与地坑间的隔离阀013/014VB，从地坑取水进行再循环，并通过热交换器将一回路释放到安全壳内的热量排向RRI系统。导出的热量包括堆芯剩余功率，一回路或二回路流体的显热，结构材料氧化放出的热量，还可能有锆水反应放出的热量。

当温度达到850℃～900℃开始锆水反应，反应式如下：

Zr＋2H2O→ZrO2＋2H2＋热量

在接近950℃时该反应相当显著，然后每升高50℃，反应速率（即反应所释放的功率）将增加一倍。在1200℃时，这种反应所产生的局部功率将等于剩余功率好几倍。在燃料包壳温度突然升高到1200℃的极端情况下，其功率将大致等于堆的额定功率。

事故后再循环喷淋阶段可能延续运行几个月，将事故释放到安全壳内的热量导出。由于喷淋流量很大，经一定时间后只运行一个系列就够了。

由于锆水反应产生氢气，当安全壳内氢浓度达到1％～3％启动氢复合装置（在ETY系统）进行消氢。

伴随喷淋信号产生的一个自动动作是安全壳第二阶段隔离CIB。与CIA相比，CIB不再考虑对安全壳内重要设备的影响，而是在CIA基础上实现除专设安全设施系统、主泵轴封水等以外的几乎所有贯穿安全壳的管线的隔离，从而实现对裂变产物的完全包容。

8.4 辅助给水系统（ASG）

8.4.1 ASG的功能

ASG作为专设安全系统，当正常给水系统（CVI、CEX、ABP、APP、ARE）失效时，ASG投入运行以排出堆芯余热，直至达到停堆冷却系统（RRA）投入运行条件为止。余热通过GCT系统排向凝汽器或排向大气。

在正常运行时，作为蒸汽发生器的后备水源，ASG用于：蒸汽发生器第一次充水或冷停堆时蒸汽发生器排空后的充水；在启动和一回路升温期间，热停堆时及向冷停堆过渡；RRA投入运行之前，代替主给水系统的作用。

ASG系统设有一个脱气装置，用于向ASG和REA系统的贮水箱供应除盐除气水。

8.4.2 ASG系统流程及主要设备

ASG系统设计成两个系列2×100%容量，其中一个系列由两台50％容量的电动给水泵组成，另一个系列设有一台100％容量的汽动给水泵。两个系列均由辅助贮水箱供水。另外设有一个两台机组共用的脱气装置。如图8.7所示。

图8.7 ASG系统流程图

系统的主要设备如下：

1. 贮水箱（ASG001BA）

贮水箱贮水容积为790m3，为保证箱内的水质，水在氮气覆盖下保存，正常氮气压力为0.1～0.12bar表压。

水箱的水位是不受控的，可以在高高水位和低低水位之间变化。箱内的水温由脱气器保持在7℃以上，高于50℃时报警。

贮水容积是根据几种典型事故工况下从事故开始到RRA投入整个过程中的给水需求计算出来的。

贮水箱的补水和充水可由脱气装置或由凝结水泵进行。

当从脱气器进行补水或充水时，由SER系统供水，经过脱气装置除气后供给贮水箱，必要时也可由SER系统直接充水。当贮水箱内水温低于7℃时可通过脱气器加热。

两台机组CEX系统凝水泵的出口均与脱气装置出口相连，以便用凝汽器的水作为补充水源。当ASG运行时应尽可能利用另一台机组的CEX补水，这样比较快，而且留下脱气器可供REA的供水需要。

2. 辅助给水泵

电动辅助给水泵（001PO/002PO）为多级卧式离心泵，每台有50％的额定流量（2×100T/h），该流量可以使一回路在6小时内从热停堆状态降到160～180℃。电动泵可由应急电源供电。

汽动辅助给水泵（003PO）型号与电动辅助给水泵相同，流量为200T/h。汽机是单级冲动式汽轮机，由主蒸汽管道上主隔离阀之前的3个支管供汽，只要一个支管就能满足供汽量。由控制调节阀保证速度调节。乏汽通过消音器直接排向大气。汽机在86～7.6bar的蒸汽压力范围内运行，7.6bar蒸汽压力相应于一回路可使RRA投入的温度。在额定流量（200T/h）时，汽机转速为3560转/分。电站正常运行时，汽轮机供汽管道处于预热状态。

3. 脱气装置

脱气装置为两台机组共用。主要设备包括一台脱气器（001DZ）、两台脱气给水泵（004PO，005PO）、一台再生热交换器（001EX）。

脱气装置用于：

——对SER系统的除盐水（PH=9）进行除氧后，供给两台机组的辅助贮水箱（1ASG001BA、2ASG001BA）；

——对两个贮水箱里氧含量不合格的水进行脱气再处理；

——对SED的除盐水（PH＝7）的水进行除气后，供给REA系统的贮水箱。

当脱气器不能使用而ASG贮水箱的水用完时，可用辅助给水泵直接从SER水箱取水供给蒸汽发生器。两台机组CEX系统凝结水泵的出口与脱气装置的出口相连，可用凝汽器的水作为补充水源，并在汽机旁路时可将ASG的供水送往凝汽器。

脱气装置的工作原理如下：SER或SED的除盐水在5～40℃的温度下进入再生热交换器，离开热交换器时温度为88.5～96℃之间。水从脱气器顶部喷出雾化。由水位计信号控制进水调节阀开度，保持脱氧器内的水位不变。通过调节加热蒸汽的流量来保持脱气器的工作压力为1.2bar。不凝结性气体从脱气器顶部排出，排气量为60kg/h。加热用的蒸汽来自SVA（辅助蒸汽供应系统），蒸汽在脱气器下部的管束内凝结后经过冷却的凝结水返回SVA系统，冷却器由SRI系统冷却。

经过除气后的水约105℃，由脱气给水泵经再生热交换器排向相应的贮水箱，其水温在50℃以下。脱气器的除气因子（输入含氧量/输出含氧量）为800。下载本文