第一篇：GB_T 9225-1999_核電廠安全系統可靠性分析一般原則

GB/T 9225-1999 核電廠安全系統可靠性分析一般原則

基本信息

【英文名稱】General principles of reliability analysis for nuclear power plant safety systems 【標準狀態】現行 【全文語種】中文版 【發布日期】1988/6/6 【實施日期】1999/12/1 【修訂日期】1999/4/26 【中國標準分類號】F83 【國際標準分類號】27.120.20

關聯標準

【代替標準】GB 9225-1988 【被代替標準】暫無

【引用標準】GB 13284-1998,GB/T 7163-1999

適用范圍&文摘

暫無

第二篇：核電廠主要生產系統要點

核電廠主要生產系統

核電廠的分類的主要依據是反應堆堆型，按堆型分類世界上已投入運行的核電廠有以下幾種：

1）壓水堆核電廠

這種核電廠的優點是：反應堆的結構簡單，功率密度高；汽輪機不帶放射性，勿需采取防護措施。

這種核電廠的缺點是：系統復雜，設備多；為得到較高的蒸汽參數，反應堆及一回路設備都要在很高的壓力下工作，使其設計、制造困難。

1950年美國海軍把推進動力研究集中在壓水型反應堆上，1954年魟魚號核潛艇下水。隨后，美國壓水型反應堆由于陸上核電廠的建設，并得到了迅猛發展。

2）沸水堆核電廠

這種核電廠的優點是：系統簡單（只有一個回路，設備少。無蒸汽發生器、穩壓器、主泵及一回路主管道等）；在反應堆壓力低的情況下可獲得相對高的蒸汽參數。

這種核電廠的缺點是：反應堆結構復雜，功率密度低；汽輪機帶有放射性，要采取防護措施。

沸水堆核電廠發展的很快，1960年美國第一座示范性沸水堆核電廠投入運行以后，目前單機最大功率已達1300MW。

3）重水反應堆核電廠

這種核電廠的優點是：用天然鈾作燃料，提高了鈾資源的利用率，降低了燃料的成本；采用壓力管，省去技術復雜、制造困難、價格昂貴的壓力殼；能不停堆換料。

這種核電廠的缺點是重水昂貴，發電成本高。

1956年，加拿大建成了實驗性的重水堆核電廠，后來又建造了電功率為540MW和750MW的重水堆核電機組。

4）石墨氣冷堆核電廠

這種核電廠的優點是：用天然鈾作燃料成本低；獲得的蒸汽參數高，且為過熱蒸汽。這種核電廠的缺點是：功率密度小，反應堆體積龐大；燃料裝量大，燃耗淺，自耗功大，發電成本高。

前蘇聯自第一座核電廠開始，一直在設計、建造石墨水冷堆核電廠，并在國內建造了一批功率為1000MW的這種核電機組。

5）快中子堆核電廠

這種核電廠的優點是：可使對輕水堆來說是核廢料的U238，變成可用的核燃料，大大提高鈾資源的利用率。

這種核電廠的缺點是：鈉的腐蝕性強，對設備、管道的材料要求高；鈉在空氣中會燃燒，在水中會爆炸－鈉水反應，故危險性大。

快中子堆是最有發展前途的核電廠。因為它是一種增殖堆，能大量利用“核廢料”。1951年美國實驗快堆首次從核反應堆發電點亮4個燈泡。雖然世界上發達的國家已建成10多座快中子堆核電機組，但均為實驗性的原型堆，尚有許多技術問題有待解決。

到2008年7月份，我國有9臺壓水堆核電機組、2臺重水堆核電機組在商業運行，有16臺壓水堆核電機組、1臺高溫氣冷堆核電機組以及一座實驗快堆正在建設中。目前世界上最先進的第三代壓水堆是美國AP1000和法國與德國聯合開發的歐洲先進堆EPR，我國將分別在山東海陽、浙江三門和廣東臺山建設這兩種機組。

1壓水堆核電廠系統構成

壓水堆核電廠是以壓水反應堆將裂變能轉換為熱能發電的，是目前世界上選用最多的堆型。壓水堆核電廠是以高壓欠熱水作為慢化劑和冷卻劑，一回路高壓高溫水通過蒸汽發生器使二回路水生成蒸汽送到汽輪發電機進行發電。圖1.2-1為壓水堆核電廠系統原理圖。

圖1.2－1 壓水堆核電廠系統原理圖

每臺壓水堆機組都由反應堆－蒸汽發生器－汽輪機－發電機－穩壓器－主泵組成。

1、一回路系統及主要設備

一回路系統又稱為反應堆冷卻劑系統，一回路內的高溫高壓含硼水流經反應堆堆芯，吸收堆芯核裂變放出的熱能；進入蒸汽發生器，通過蒸汽發生器傳熱管壁，將熱能傳給蒸汽發生器二回路側；再被反應堆冷卻劑泵送入反應堆。如此循環往復，構成封閉環路。

現代商用壓水堆核電廠反應堆冷卻劑系統主要由反應堆、冷卻劑泵（以后簡稱主泵）、蒸汽發生器、穩壓器和主管道組成。反應堆冷卻劑系統一般有二至四條并聯在反應堆壓力容器上的封閉環路，每一條環路由一臺蒸汽發生器、一臺或兩臺反應堆冷卻劑泵及相應的主管道組成。

反應堆冷卻劑系統示意圖見圖1.2-2。

圖1.2-2 壓水堆核電廠反應堆冷卻劑系統示意圖

反應堆主要由壓力容器、堆內構件、堆芯和控制棒驅動機構組成； ? 反應堆壓力容器工作在高壓(15.5MPa左右)、高溫、含硼酸水介質和放射性輻照的環境條件下，不僅用于支撐和包容堆芯和堆內構件，還作為一回路冷卻劑的重要壓力邊界，起著防止裂變產物逸出的作用。? 堆內構件主要用于堆芯部件的支承、對中和導向；引導冷卻劑流入流出堆芯；為堆芯內儀表提供支承和導向；保護壓力容器，延長其壽命。它主要包括上部堆內構件和下部堆內構件兩大部分。

? 堆芯（反應堆活性區）的主要作用是建立和維持可控鏈式核裂變反應，將燃料核裂變產生的能量大部分轉換成熱能，并將熱能傳遞給一回路冷卻劑。

? 控制棒驅動機構是核反應堆安全的重要動作部件，通過它的動作，帶動控制棒組件在堆芯上下抽插，以實現反應堆的啟動、功率調節、剩余反應性補償和停堆操作。控制棒驅動機構主要包括內部鉤爪組件、驅動軸組件、耐壓殼組件、磁軛線圈組件和位置指示組件等部件。

主管道將冷卻劑從反應堆壓力容器傳送到蒸汽發生器，然后輸送到主泵，再由主泵增壓打回反應堆壓力容器。每個環路上的主管道段包括熱管段（反應堆壓力容器到蒸汽發生器部分）、過渡管段（蒸汽發生器至主泵部分）、冷管段（主泵至反應堆壓力容器部分）。

主泵作用是為反應堆冷卻劑提供驅動壓頭，保證足夠的冷卻劑流量通過堆芯，把反應堆產生的熱量送至蒸汽發生器。現代壓水堆核電廠采用最廣泛的是立式、單級軸封泵。

蒸汽發生器是壓水堆核電廠一回路和二回路之間的樞紐，它將反應堆產生的熱量傳遞給二回路，將二回路的給水變成蒸汽，推動汽輪機做功。同時，蒸汽發生器又是分割一回路和二回路介質的屏障，占一回路壓力邊界面積80%左右的蒸汽發生器傳熱管壁厚一般只有1mm左右，是一回路壓力邊界中最薄弱的部分，在運行中極易發生泄漏。因此，蒸汽發生器的質量和性能對于核電廠的安全性和經濟性十分重要。目前我國除田灣核電站采用臥式蒸汽發生器外，其它電站均采用立式U型管自然循環蒸汽發生器。

反應堆冷卻劑系統還設有穩壓與卸壓系統，該系統通過波動管線與主管道連接，由穩壓器、卸壓箱、穩壓器波動（膨脹）管線、穩壓器噴淋管線、穩壓器安全閥、蒸汽排放管線以及汽－氣混合物排放管線等部件組成。

穩壓與卸壓系統的主要功能是建立并維持一回路系統的壓力；運行期間補償一回路冷卻劑因溫度變化引起的容積變化，限制一回路壓力因溫度變化引起的波動，避免冷卻劑在反應堆內沸騰，并控制一回路升、降壓速度。整個壓水堆冷卻劑系統共用一臺穩壓器，通過波動管和一個環路的熱管段相連。穩壓器有氣罐式和電加熱式兩種，現代壓水堆核電廠普遍采用電加熱式穩壓器。

2、主要的安全系統

核電廠的安全系統的功能是限制事故發生后的后果，為一些重大的事故提供必要的應急冷卻措施，并防止放射性物質的擴散。主要的安全系統包括余熱導出系統、應急堆芯冷卻系統、安全殼、安全殼隔離系統、安全殼噴淋系統、安全殼消氫氣系統、蒸汽發生器輔助（應急）給水系統、重要用戶中間冷卻水系統、應急電源等。這些安全保護系統均采用獨立設備和冗余布置，備有事故電源，安全系統可以抗地震和在蒸汽－空氣及放射性物質的惡劣環境中運行。簡單介紹如下：（1）余熱導出系統

余熱導出系統主要功能是把反應堆停堆后的余熱熱量從反應堆冷卻劑系統中傳遞出去。

余熱導出系統主要由余熱交換器、余熱排出泵以及有關管道、閥門和運行控制所必需的儀器儀表組成。該系統正常運行時，反應堆冷卻劑從主管道熱段流向余熱排出泵，通過余熱交換器傳熱管再返回主管道冷段，熱量則通過余熱交換器傳遞到設備冷卻水系統中。

（2）應急堆芯冷卻系統

應急堆芯冷卻系統主要功能是在出現某些事故時，通過注入含中子吸收物質（硼）的冷卻劑，冷卻堆芯并提供附加停堆能力。應急堆芯冷卻系統主要由安注箱、安注泵、離心上充泵、余熱排出泵、換料水貯存箱、硼注射箱及有關的閥門、管道組成。

（3）安全殼

安全殼是用于容納反應堆冷卻劑系統和某些安全重要系統的設備，在運行時對冷卻劑系統的放射性輻射進行屏蔽，限制泄漏；在一回路或二回路發生泄漏事故時，承受內壓并限制泄漏。安全殼還具有抵抗外部事件（颶風、飛射物撞擊）保護反應堆的能力。

安全殼底部用鋼筋混凝土底板封閉，主體由預應力混凝土穹頂封閉的立式預應力混凝土筒體構成，內側覆有起密封作用的碳鋼襯里。

（4）安全殼隔離系統

安全殼隔離系統為貫穿安全殼的流體系統提供了隔離手段，將事故后可能釋放到安全殼中的任何放射性都包容在安全殼內，保證安全殼泄漏率不超過規定的限值。

安全殼隔離系統主要由安全殼隔離閥和相關管道組成。在某些事故情況下，當安全控制系統發出隔離信號時，這些隔離閥快速關閉，防止放射性物質向周圍環境釋放。另外，在主蒸汽管道發生破裂時，還能及時隔離蒸汽發生器，防止反應堆冷卻劑系統過冷或安全殼超壓。

（5）安全殼噴淋系統

該系統的功能是維持安全殼內壓力。某些事故發生后，當安全殼內的壓力上升到一定限值，安全殼噴淋泵啟動，把含有硼和氫氧化鈉的溶液向安全殼內均勻地噴淋，在降低安全殼內溫度和壓力的同時，溶解安全殼內的放射性碘，減少放射性物質向環境釋放的可能性。

安全殼噴淋系統主要由安全殼噴淋泵、噴淋總管道、噴淋添加劑箱、液體噴射器和若干隔離閥及為保證系統運行所需的管道、儀器儀表組成。

（6）安全殼消氫系統

該系統的設計是基于美國三哩島事故經驗反饋的結果。三哩島事故中，由于氫氣大量聚集在安全殼頂部，最后引起氫爆炸，進一步惡化了事故后果。安全殼消氫系統的主要功能是，在發生冷卻劑失水事故時，降低安全殼內氫氣的含量，防止氫爆。

該系統主要由氫復合器、若干風機、過濾器和相關管路組成。（7）蒸汽發生器輔助（應急）給水系統。

在二回路的主給水失去的事故情況下，該系統投入使用，向蒸汽發生器供應足夠的給水來排出一回路系統的熱能。另外，在某些情況下，如小破口失水事故等，該系統也投入使用。

該系統主要由輔助給水泵、除氧水箱、除鹽水貯存箱、調節閥、截止閥和相應的管道組成。該系統投入運行時，輔助給水泵將除氧水箱或除鹽水貯存箱中的水打入蒸汽發生器中，保持蒸汽發生器的水位能夠淹沒傳熱管，防止事故的進一步擴大。

（8）重要設備中間冷卻水系統。

該系統的主要功能是向反應堆裝置、主泵、反應堆裝置的輔助系統、安全系統提供冷卻水并導出熱量。

（9）應急電源

核電廠每臺機組都安裝有應急柴油發電機組，正常運行時處于熱備用狀態，一旦發生失電事故，要求該系統在十幾秒時間內啟動，自動帶上負荷，為反應堆安全系統提供驅動力。

系統的主要設備是應急柴油發電機組。

3、核輔助系統

核輔助系統主要包括化學和容積控制系統、反應堆和乏燃料冷卻和處理系統、三廢系統、通風空調系統和核測量控制系統等。

（1）化學和容積控制系統 該系統主要作用有：

? 在所有運行工況下維持反應堆冷卻劑系統的物質平衡和水質； ? 貯存與供應除鹽除氧水及氫氧化鋰與聯氨，調節一回路水化學工況； ? 貯存并向安全注入系統和反應堆及乏燃料水池冷卻和處理系統提供不同濃度值的硼酸溶液，控制反應堆反應性； ? 向穩壓系統供噴淋水，向主泵密封供水并沖洗軸封； ? 向穩壓器和余熱系統泄壓閥充水；

? 凈化溶解在一回路冷卻劑中的離子態雜質，凈化以晶體狀態存在于一回路冷卻劑中的放射性腐蝕物，保證在燃料元件表面沒有沉淀物，降低一回路設備和管道的放射性污染水平；

? 處理各種工況下從一回路引出的含硼水，供應高、低濃度硼酸溶液，凈化硼酸溶液等等。

? 此外，化學和容積控制系統還起著安全功能。在事故情況下，化學和容積控制系統可向反應堆冷卻劑系統供給含硼酸的冷卻劑。化學和容積控制系統主要有下泄、上充兩大子系統。

下泄系統從主回路冷段管道抽出冷卻劑，通過下泄控制閥流向再生熱交換器，再通過下泄孔板流向下泄熱交換器，通過調節閥進入下泄離子交換器（俗稱混合床離子交換器）、陽離子交換器、下泄過濾器等進行凈化和過濾，最終流到容積控制箱，并在容積控制箱內完成載熱劑的除氧。

下泄系統主要由再生熱交換器、下泄孔板、下泄熱交換器、混合床離子交換器、陽離子交換器、容積控制箱和相關的閥門、管道組成。

上充系統從容積控制箱內取冷卻劑，由上充泵打回反應堆冷卻劑系統。上充系統主要由上充泵和相關的閥門、管道組成。

另外，化學和容積控制系統還包括冷卻劑補給和化學物質添加系統、一回路冷卻劑凈化和處理系統等。

冷卻劑補給和化學物質添加系統主要由化學水箱、硼水貯存箱、化學試劑補給箱、加藥泵、硼酸過濾器、硼注射箱和相關的閥門、管道等部件組成。（2）反應堆和乏燃料水池的冷卻和處理系統

與火電廠不同，核電廠使用過的燃料不會立即運出，將被從堆芯轉至乏燃料水池。在那里被冷卻和降低放射性水平。反應堆和乏燃料水池的冷卻和處理系統的主要功能是降低乏燃料水池內燃料元件的剩余熱量；在所有工況下導出乏燃料水池內乏燃料余熱，充注乏燃料水池；在換料和停堆檢修時，不能利用余熱排出系統時，可利用輔助冷卻系統來冷卻堆芯；堆芯換料時排空反應堆豎井、堆內構件及水封閘板間腔室或向其充水，保持乏燃料水池的水質并降低放射性；在發生事故時，它向反應堆安全殼噴淋系統和安全注入系統提供足量的硼酸溶液。

該系統主要由輸水泵、冷卻器、排水泵、集流母管和排水管線組成。（3）三廢處理系統 ①廢氣處理系統

廢氣處理系統主要是用來控制排放廢氣中放射性惰性氣體和氣溶膠的含量，使氣體流出物的放射性含量符合國家規定的排放定值。通過吸附或壓縮貯存的方式使廢氣中放射性物質在特定的容積內自然衰變，測得廢氣的放射性合格后，通過過濾、除碘、空氣稀釋后排向煙囪，達到保護環境的目的。

②廢液處理系統

廢液處理系統對含有放射性的液體廢物進行處理，保證向環境排出的廢液達到排放標準。它通過蒸發或過濾的方式對廢液進行放射性分離，得到的低于排放濃度限值的液體可直接向環境排放，而得到的少量放射性濃縮液或過濾后的放射性廢樹脂采用水泥固化、深埋的處理方式，以達到保護環境的目的。

③固體廢物處理系統

固體廢物處理系統對核電站產生的放射性固體廢物（廢中子測量通道、放射性污染的廢檢修工具、更換下來的放射性高效過濾器、個人防護用品、被放射性污染的建筑材料和保溫材料、液體廢物固化體燈）進行處理。通常采用分揀、減容、固定、固化等辦法使放射性固體廢物形成易運輸，易加工、性能穩定的物體，以便于在后處置場對其進行后處理。

有些電站三廢處理系統還包括硼回收系統、放射性廢液排放系統以及流水排放系統等。

（4）通風空調系統 通風空調系統的主要功能是為重要設備和人員提供足夠的冷卻能力和空氣循環的能力，保證重要設備的正常運行，保持或改善人員的工作環境，并降低事故情況下放射性外泄的可能性。

通風空調系統一般有控制棒驅動機構風冷系統、反應堆堆坑的通風系統、安全殼內的連續通風系統、安全殼內的空氣凈化系統、核燃料廠房通風系統、核輔助廠房通風系統、汽輪機廠房通風系統、主控室空調系統、上充泵房應急通風系統、輔助給水泵房通風系統、主要廠用水泵站通風系統、廢物輔助廠房通風系統、安全注入和噴淋泵電機房通風系統等。

（5）核測量控制系統

為了預防事故的發生，保證反應堆在既定參數下安全穩定運行，就必須監測反應堆中核裂變的情況，并給予必要的干預手段進行調整。

用于監督如堆功率、堆周期、中子通量分布等情況的系統統稱為核測量系統。用于調節的系統稱為核控制調節系統，核電廠控制調節系統包括堆功率調節系統、穩壓器控制系統、蒸汽發生器水位控制系統和蒸汽排放控制系統等。

4、常規島系統

壓水堆核電廠的常規島部分主要包括二回路系統（汽輪機發電機系統）、循環水系統、電氣系統及廠用電設備。

核電廠常規島的系統和設備與火力發電廠相類似，主要區別在于：（1）核電廠常規島系統某些設備和系統也涉及核安全要求，因此，對制造、安裝和運行等有更高的要求；

（2）核電廠的主蒸汽采用中參數的濕蒸汽，壓力和溫度較低，為了獲得大功率，只能增加主蒸汽的流量，因此核電廠的主蒸汽流量比火力發電機組大。由于二回路溫度壓力較低，其壓力邊界的選材與常規火電站不同。

（3）由于中參數濕蒸汽經汽輪機高壓缸做功后，濕度提高，核電廠汽輪機在熱循環中增加了汽水分離再熱系統，這是核電廠與火力發電廠在常規島部分的明顯不同之處。

2重水堆系統簡介

加壓重水反應堆（PHWR）是由加拿大經多年研究發展而成，它采用天然二氧化鈾作為燃料，重水D2O作為慢化劑和冷卻劑。燃料元件置于水平設置的壓力管內，反應堆兩端面各有一臺裝換料機，可實現不停堆換料。反應堆的控制采用垂直插入的多種中子吸收反應性控制裝置來完成。我國目前秦山三期有兩臺CANDU6加壓重水堆核電機組（728MWe）正在運行。

PHWR堆主要由慢化劑系統、一回路熱傳輸系統、停堆冷卻系統、專設安全系統、安全支持系統和供電系統等組成。

慢化劑系統在低溫低壓下運行并單獨冷卻，它與一回路熱傳輸系統冷卻劑完全隔離。在慢化劑系統重水中會產生相當大量的氚。氚的放射性較強，其經濟價值也很高，從經濟和安全性考慮，都要對氚進行嚴格的監測。

一回路熱傳輸系統的最主要特點是用幾百根壓力管在堆芯內容納高壓冷卻劑，而不是一個單一的壓力容器。在600 MWe－PHW反應堆中的分為兩個獨立的“8”字形冷卻劑環路，每個環路包括兩臺泵，四個集管（兩個入口集管和兩個出口集管），兩臺蒸汽發生器和大量熱傳輸支管和燃料通道，見圖1.2－3。

圖1-5 加壓重水反應堆流程圖 停堆冷卻系統在停堆后為燃料和一回路熱傳輸系統提供冷卻，并在低溫條件下持續長期運行。該系統主要由位于反應堆一端的一臺泵和一臺蒸汽發生器組成，兩個熱傳輸回路的入口集管和出口集管之間互相連接。

專設的安全設施有：1號停堆系統、2號停堆系統、應急堆芯冷卻系統和安全殼系統等。

? 1號停堆系統主要采用28根鎘棒加載，鎘棒受重力作用并在彈簧輔助下落入堆芯。在要求停堆時，這系統切除吸收棒抓鉤的供電，使吸收棒落入慢化劑中。

? 2號停堆系統通過6個水平放置的管嘴迅速將硝酸釓濃溶液注入慢化劑，2號停堆系統獨立于1號停堆系統，功能上具有多樣性，實體位置是隔離的。

? 應急堆芯冷卻系統由三個階段組成，高壓階段利用氣體壓力將水從位于反應堆廠房外的水箱注入堆芯；中壓階段用應急堆芯冷卻系統的回收泵將位于反應堆廠房內的噴注水箱的水注入堆芯；低壓階段用泵將已收集在反應堆廠房地坑的水經應急堆芯冷卻熱交換器注入堆芯。

? 安全殼系統由帶環氧樹脂內襯的混凝土安全殼結構（包括自動觸發的噴注系統和空氣冷卻器的熱阱），過濾排風系統，出入氣密閘門，安全殼延伸部分和自動觸發的安全殼隔離系統組成。

安全支持系統包括應急供水系統、應急供電系統、廠用水系統、儀表空氣系統和第一組供電系統。這些輔助設施置于廠區內較遠的區域，作為其它系統的備用系統，尤其是地震時。應急供水系統在應急狀態下，向一回路熱傳輸系統、二次側冷卻回路、應急堆芯冷卻系統熱交換器供水。應急電源向應急水供給泵和閥供電，此外，它作為替代電源，向應急堆芯冷卻泵和某些應急堆芯冷卻系統閥門以及操作員在第二控制區遠距離控制的其它安全和控制系統供電。

供電系統分為4級：I、II、III和IV級，系統級別與斷電有關。專設安全系統，設備保護和工藝考慮對供電允許斷電和可接受斷電提出了不同要求。在安全線路設計中采用專門的措施，來保證任一安全系統內所有通道之間被隔離。這種隔離措施適用于設備間，電纜布線和電力供應。此外，對于安全相關的線路，在反應堆廠房內采用兩路分隔的電纜線路。3高溫氣冷堆系統簡介

高溫氣冷堆是一種安全性好、可用于高效發電和高溫供熱的先進核反應堆，是國際核領域第四代核能系統中六種備選堆型之一。目前在我國山東省正在建設高溫氣冷堆示范工程（簡稱HTR－PM）。

HTR－PM采用兩堆帶一機的設置，即電站由兩座反應堆組成，每座反應堆接一蒸汽發生器，每座反應堆有獨立的二回路系統，包括：給水泵、給水調節閥、給水隔離閥、主蒸汽隔離閥和主蒸汽安全閥。兩座反應堆共用蒸汽－電力轉換系統，包括：啟動-停堆回路、汽輪機/發電機系統等，見圖1.2－4。

圖1.2－4 高溫堆核島系統圖 整個電站由一回路系統、專設安全設施、儀控及劑量監測系統、電力系統、輔助系統、蒸汽電力轉換系統等組成。

一回路系統由反應堆和蒸汽發生器及主氦風機組成，反應堆和蒸汽發生器及主氦風機分別布置在反應堆壓力容器、蒸汽發生器殼體兩個壓力容器內，其間用熱氣導管殼體相連接，構成“肩并肩”的布置方式，安裝在混凝土屏蔽艙室內。

專設安全系統主要有包容體系統、余熱排出系統、隔離系統、蒸汽發生器事故排放系統。

核島輔助系統主要包括燃料裝卸與貯存系統、一回路壓力泄放系統、氦凈化與氦輔助系統、氣體采樣與分析系統、屏蔽冷卻水系統、設備冷卻水、廠用水、放射性廢物處理、反應堆廠房通風空調系統等。

儀、控及劑量監測系統主要包括主控制室和備用停堆點、反應堆保護系統、反應堆控制系統、核測量系統、過程測量系統、地震監測系統、輻射和劑量監測系統、主控制室報警系統、核島通信系統、核島信號接地系統等。

HTR－PM 電力系統由廠外電力系統和廠用電系統組成。AP1000核電站簡介

AP1000是美國西屋電氣公司設計開發的一種兩環路1000MWe的非能動壓水反應堆核電站，是當今世界上最先進的“第三代”核電技術的代表。它的主要性能特點是系統簡化、非能動安全、數字化儀控和模塊化建造。它在全世界第一次將進一步提高核電的安全性和經濟性很好的統一起來，在批量建設的條件下，在經濟性上具有與傳統火電相比的競爭能力。

下面對AP1000的幾個主要系統及模塊化建造進行簡單的介紹：

1、AP1000反應堆冷卻劑系統

AP1000反應堆冷卻劑系統的主要功能與傳統壓水堆核電站的功能要求相同，因而兩者的設計基準、主要設備的安全分級、制造質量要求、抗震要求以及選材方面的考慮也基本相同。但由于AP1000安全系統的非能動化，降低了冷卻劑系統及其相連系統的某些安全功能的要求，因而在冷卻劑系統及其設備的設計上均有許多不同的特點。

AP1000一回路由2個環路組成，每一個環路由一臺蒸汽發生器、一條熱段主管道、兩條冷段主管道和兩臺主泵組成，另有一臺穩壓器連接到其中一個環路的熱管段，見圖1.2－5所示。

1）反應堆壓力容器

AP1000反應堆壓力容器是基于西屋公司三環路壓力容器的設計改進而成，由上封頭、上筒體、下筒體、過渡段、下封頭組成，采用低合金鋼（SA－508 Grade3 Class1）鍛件和板材制造，筒體壁厚203mm，內部帶有5.6mm厚的奧氏體不銹鋼（308L）堆焊層。下封頭、過渡段、下筒體和上筒體焊接在一起。下封頭上沒有貫穿件，堆芯中子測量儀表從上封頭引入，減少了下封頭貫穿件失效引起的堆芯損壞風險。此外，為了簡化反應堆換料過程，AP1000采用一體化堆頂結構。

2）反應堆冷卻劑泵

主泵采用無軸封泄漏的屏蔽式主泵，入口直接焊接在蒸汽發生器底部，出口連接到冷段主管道上。這種結構設計取消了主泵與蒸汽發生器之間的冷卻劑管道，降低了環路的壓降，簡化了蒸汽發生器、泵和管道支承系統。并且由于沒有軸密封裝置，消除了因軸密封失效導致失水事故的可能性，從而大大提高了安全性，也減少了泵的維修工作量。

圖1.2－5 AP1000一回路布置 泵電機是一個立式、水冷、鼠籠感應式電機，通過螺栓與主泵殼體法蘭連接，不需要其它支撐結構。主泵的水力部件（包括葉輪、擴壓片以及與擴壓片相連的結構）直接安裝在電機單元上，中間沒有聯軸器，檢修屏蔽泵時隨同電機模塊一同拆卸。

屏蔽式主泵相對于傳統的軸封式主泵，在維持反應堆冷卻劑系統壓力邊界完整性方面具有獨到的技術優勢，能夠顯著減少核電站失水事件的發生頻率。AP1000屏蔽式主泵結構圖，見圖1.2－6。

3）蒸汽發生器

AP1000采用2臺典型的直立式帶有一體化汽水分離器的倒U型管自然循環蒸汽發生器，傳熱面積接近125000ft2（11500m2），垂直支撐由單根立柱承擔。

AP1000蒸汽發生器的主要技術特點有以下幾點：

? 蒸汽發生器的U型傳熱管采用三角形排列，三葉狀孔（梅花孔）支撐板

圖1.2－6 主泵結構圖 改進了防振條工藝；

? U型傳熱管采用鎳－鉻－鐵合金690熱處理管；

? 管板上的傳熱管采用全深度液壓脹管，最大限度地防止二回路水進入傳熱管與管板之間的縫隙；

? 蒸汽發生器在全揮發處理二次側水化學條件下運行； ? 采用一體化的汽水分離器；

? 采用橢圓形的一次側下腔室，便于機器人工具進出和維護保養。? 蒸汽發生器下封頭直接與兩臺主泵的殼體相連接 4）主管道

AP1000反應堆冷卻劑系統有兩個環路，每個環路上有1條內徑為31寸的熱段管道和2條內徑為22寸的冷段管道；其中一個環路上接有1條螺旋形穩壓器波動管線。

與傳統壓水堆相比，AP1000主管道的設計在安全方面有兩個較突出的優點： ? 穩壓器波動管的布置更加合理，有利于減少影響主管道壽命的熱分層現象。

? AP1000反應堆冷卻劑系統應用了LBB（先漏后裂）設計準則，其設計理念更加先進，簡化了一回路的支撐設計，不僅有利于在役檢查，而且有利于防止大失水事故的發生。

5）穩壓器

AP1000穩壓器采用傳統壓水堆成熟技術，結構簡單，由直立式筒體和上下封頭組成，容積增大到約59m3。由于穩壓器容積率增加，AP1000相應的瞬態響應能力增強，可以減少停堆事件發生頻率，并有利于限制事件發展。

2、AP1000非能動安全系統

AP1000的非能動安全系統主要包括應急堆芯冷卻系統、安注和自動降壓系統、余熱排出系統和安全殼冷卻系統等。

與傳統的壓水堆安全系統相比，非能動安全系統要簡單得多，它們不需要現有核電站中那些必不可少、種類繁多的安全支持系統，如相關的安全級交流電源、冷卻水系統以及安裝這些部件的抗震廠房。非能動安全系統的采用和系統的簡化，減少了運行人員的操作。通過這些設計，AP1000機組的安全性得到了顯著的改進，其堆芯熔化概率為3×10-7/堆年，遠低于美國核電用戶要求文件（URD）要求的1×10-5/堆年。

非能動設計大幅度減少了安全系統的設備和部件，與同樣容量的傳統核電站設備相比，AP1000 的閥門、管道、電纜、泵、抗震廠房容積分別減少了50％、83％、87％、36％和56％，節省了所需的大宗材料和現場勞力。

3、安全殼系統

AP1000的安全殼為雙層結構，外層為預應力混凝土，內層為鋼板結構。安全殼及內部結構剖面圖見圖1.2－7。

AP1000與當前運行電站相比，安全殼機械貫穿件的數量大大減少，正常隔離閥處于關閉狀態的比例更高。正常打開的隔離閥也是故障自動關閉的。

圖1.2－7 安全殼

4、儀表和控制系統

AP1000儀控系統采用成熟的數字化技術設計，通過多樣化的安全級、非安全級儀控系統和信息提供、操作避免發生共模失效。主控室采用布置緊湊的計算機工作站控制技術，人機接口設計充分考慮了運行電站的經驗反饋。

5、模塊化建設

核電廠的模塊化設計是將核電廠的整體系統結構，包括它們的支撐和部分土建結構，根據其組成的特點，切割成若干可以在工廠中進行加工制造的模塊，如設備模塊，管道模塊，結構模塊，土建模塊等，將這些模塊在工廠完成預制，然后利用各種交通工具將其運抵現場，實施安裝。模塊化建設能夠有效地降低核電廠的建設造價，縮短建設周期，提供經濟性。

AP1000在建造中大量采用模塊化建造技術。模塊建造是電站詳細設計的一部分，整個電站共分4種模塊類型，其中結構模塊122個，管道模塊154個，機械設備模塊55個，電氣設備模塊11個。模塊化建造技術使建造活動處于容易控制的環境中，在制作車間即可進行檢查，經驗反饋和吸取教訓更加容易，保證建造質量。平行進行的各個模塊建造大量減少了現場的人員和施工活動。

通過與前期工程平行開展的按模塊進行混凝土施工、設備安裝的建造方法，AP1000的建設周期大大縮短至60個月，其中從第一罐混凝土到裝料只需36個月。EPR核電系統簡介

EPR 是法馬通和西門子公司聯合開發的第三代壓水堆核電站。EPR保持了壓水堆技術的延續性，采納了法、德兩國最新投入運行的N4和Konvoi反應堆所應用的新技術，與傳統的壓水堆型相比，它達到了法國核安全局對未來壓水堆核電站提出的核安全標準，并提高了核電的經濟競爭力，EPR的電廠效率能達到36%～37%，發電成本將比N4系列低10％。

EPR為單堆布置四環路機組，電功率1525MWe，設計壽命60年。EPR為雙層安全殼設計，內層為直徑46.8米、高度57.5米的預應力混凝土，外層采用加強型的鋼筋混凝土殼抵御外部災害，內、外層的厚度都是1.3米，內外之間為環行空間，相距1.80米。內層安全殼帶有防泄漏的金屬襯里覆面。2.6米厚的安全殼可抵御墜機等外部侵襲。EPR主設備包括:一臺反應堆壓力容器、四臺蒸汽發生器、四臺主泵、一臺穩壓器以及相互之間連接的主管道。

1、反應堆壓力容器

EPR反應堆壓力容器由頂蓋、筒體和球形下封頭組成，設計壽期60年，由鍛造的鐵素體鋼16MND5制造，重409t，長11m，直徑約6m，環形鍛件，無縱向焊縫，活性區無焊縫。大型焊縫的數量和幾何尺寸減少，上部筒體為整體鍛件機加工而成，法蘭與接管段殼體是一體的，法蘭與接管段之間焊縫減少再加上管嘴可調節式設計，這樣就增加了管嘴到堆芯頂部的垂直距離，因此在假設冷卻劑喪失下，操縱員將有更多時間應對堆芯裸露危險。壓力容器下部有堆芯高度的圓筒形部分、過渡段及球形下封頭組成。因為堆芯內儀表由壓力容器頂部上封頭引入，因此下封頭沒有任河貫穿件通過。整個內表面堆焊奧氏體不銹鋼覆蓋層，為減少腐蝕產物放射源項，規定堆焊材料的殘余鈷含量低，小于0.06%。在設計壽期末RPV材料延脆性轉變溫度RTNDT要求仍低于30℃。壓力容器的設計便于在役檢查期間進行無損檢驗，特別是其內表面是可接近的，允許從內部對焊接接頭進行100%的目視及超聲波檢查。

2、蒸汽發生器

EPR也采用U形管束立式蒸汽發生器，裝備有自然循環熱交換器及軸向節能器。單位重量約539t，長約25m，直徑約6m。蒸汽發生器下封頭采用一體鍛制而成。EPR蒸汽發生器增加了熱交換面積并采用軸向節能器，因而飽和蒸汽壓力能夠達到7.8MPa，而且電廠效率能達到36%～37%。管束材料采用因科鎳690合金，鈷含量平均值低于0.015%，管束圍板由18MND5鋼制成的。

3、穩壓器

EPR穩壓器重150t，長14m，直徑3m。所有的穩壓器邊界部件，除加熱器貫穿件外，都是鐵素體鍛鋼制成，并有兩層堆焊覆面。鋼的等級同反應堆壓力容器。加熱器貫穿件采用不銹鋼材料，焊接材料為因科鎳合金。穩壓器由一組焊在本體上的支架支撐。側向的限制器可以防止穩壓器在假想地震或事故中發生擺動。EPR在穩壓器封頭和閥門之間設有一層樓板，便于加熱器更換并降低閥門維修時的輻射劑量。

EPR 穩壓器設計壽命60年。

4、主泵

EPR有4個輸熱環路，在每個環路中的冷管段上均安裝有一臺主泵。反應堆主泵是N4反應堆主泵的增強型，其特點是葉輪末端安裝了靜液壓軸承，因此軸線振動水平非常低。

增加了新的安全裝置“停車密封”作為軸密封的備用。軸密封以靜密封作為備用，一旦泵停止運行并且泄漏管線關閉時，停車密封就關閉。它在所有各級軸密封系統逐級失效情況下或同時失去設備冷卻水和用于密封的化容注入水情況下，保證軸的密封性能。

5、主管道

EPR主管道材質采用奧氏體超低碳不銹鋼；主管道為Z2CN19.10型，主管道尺寸為Φ780×76mm；波動管為Z2CND18.12型，波動管尺寸為Φ325.5×35mm。管道的焊接工藝實施了重大改進，使用軌道窄間隙TIG焊接技術得到均勻的圓周焊縫。使用自動TIG機焊接，大大減少了焊接金屬體積并提高了焊接質量。奧氏體與鐵素體部件之間的雙金屬焊通過因科鎳52直接自動焊接進行。輔助及儀表管線通過接管、支管及管接頭與主管道連接。大的接管與主管道采用整體鍛制，小的接管焊在主管道上，化容系統的接管與主管道采用整體鍛造，目的在于提高抗熱疲勞能力。

第三篇：核電廠輻射監測系統發展趨勢.

核電廠輻射監測系統發展趨勢 雙擊自動滾屏

發布者：秘書處 發布時間：2009-7-1 閱讀：660次 核電廠輻射監測系統發展趨勢 劉 杰

（西安核儀器廠）

[摘要] 本文概述了核電廠輻射監測系統儀表及其主要單元部件的功能和用途、系統配置、國內外技術發展狀況和差距；為適應國家快速發展核電的節奏以及實現核電裝備制造國產化要求，提出了以自主研發、自主創新與引進技術、消化吸收再創新相結合的產品研發思路。1 輻射監測系統簡介

核電站與其它種類電站的主要差別是核反應堆運行中伴有核輻射產生，所以輻射監測系統是核電站必不可少的組成部分。系統所獲取的輻射變化信息對保護工作人員免受輻照、保護環境及保證核電站安全運行有重要作用，對分析核電廠的故障和事故具有重要價值。

核電廠的輻射測量主要涉及輻射監測、保健物理、實驗室分析測量、環境監測等。其中，本文重點闡述的輻射監測系統可分為區域輻射監測、排出流輻射監測及工藝輻射監測，通過測量輻射水平的高低實現對核電站屏蔽完整性、設備工作狀態、人員受照劑量的有效監測和控制，從而最終保證核電站的安全運行，防止任何超劑量事故發生。

輻射監測系統通常由若干各自獨立的測量道、中央計算機系統及應用軟件等構成；各測量道包含相互連接的各種功能部件（探測裝置、處理和顯示單元等）。核電廠輻射監測系統通常分為三個層次：即輻射探測、數據測量和顯示以及中央 數據采集和管理。

核輻射的探測對象主要包括區域γ放射性監測、氣載氣溶膠α、β放射性監測、惰性氣體β、γ放射性監測、放射性碘γ監測以及液體（水）γ放射性監測等，根據現場的不同監測對象（所關注的射線、核素或介質）、安全級別和輻射水平，所選用的輻射探測器種類、監測道設備安全等級（安全級和非安全級）和量程范圍會各不相同，所以，在現場安置的輻射測量道應具有適應現場要求的良好的物理指標和性能，能可靠、準確、及時地反映現場輻射水平的變化。2 輻射監測儀表技術應用現狀及前景

中國核電從上世紀80年代開始起步，到現在建成并投入商業運行的共有11臺機組，其中3臺機組主要是靠我們的技術力量完成的，其中一臺機組是秦山一期30萬千瓦的原型堆，該堆型已出口巴基斯坦4臺機組（包括已發電的兩臺機組和正在建設中的C-2核電項目），另兩臺機組是秦山二期的2臺60萬千瓦機組，在這3臺機組中，除少部分技術較復雜且價值較高的輻射監測儀表采用國外產品外（如事故及事故后類儀表、PIG監測儀等），其它大部分的輻射監測系統儀表設備均采用了國產的產品；而另外的8臺機組可以說全部或絕大部分采用了國外的輻射監測儀表產品，國產輻射監測儀表和設備屈指可數。

根據國家大力發展核電的戰略部署，到2020年我國核電運行裝機容量將達到4000萬千瓦，占屆時全部發電裝機容量的4％左右，這意味著為核電裝備制造企業帶來了巨大的發展機遇。然而因近年來關于中國核電發展的技術路線之爭，也對核電產業鏈下游的裝備制造企業帶來了無所適從之感，缺乏從核電發展總體方面的宏觀引導，在一定程度上無法把握儀控設備的設計及系統構建的技術發展方向，并且對已有的技術模式可能會喪失有效的延續性；加之，國內裝備制造企業的技術基礎、科研能力、資金支持就相對薄弱，裝備制造企業的產品研發活動似乎只能缺乏前瞻性地被動進行。

從國家核電發展的技術路線來看，我國投入商業運行的11個核電機組，除秦山一期的原型堆外，其它機組采用了整體引進國外技術或“仿造”的模式，加上國內特殊的市場環境，這使得國外進口的核裝備技術和產品，在相當一段時期內都具備很大的市場空間。由于國內核行業尚未建立和形成以企業為核心的創新發展機制，核電產業鏈下游的裝備制造企業，只能依靠自身能力，在缺乏支持的科研條件下滾動發展，這也就是為什么從實驗室分析、在線監測、保健物理以及環 境監測等各類國外核輻射測量產品在國內大行其道，而國內具有一定科研生產能力的核儀器制造企業的市場空間變得越來越小。

近年來，盡管國內輻射監測儀表技術隨著核電建設步伐的加快而有較快的發展，各科研院所、企業紛紛研發新產品，填補了不少單機產品空白，但總體來說，輻射監測儀表在產品覆蓋面、標準化程度、系統構建等方面還存在較大差距。由于市場的開放，在歷年來國內的核電工程項目及各類核設施輻射監測系統設備的招投標過程中，國內企業都遭遇了來自國外供貨商的激烈競爭，同時國內也涌現了不少國外產品的代理商和貿易公司，使國內有一定技術基礎和技術能力的企業，無論在市場和技術方面都陷入兩難的境地，中國核電亟需建立以企業為主體的技術發展與創新體系。3 輻射監測技術發展趨勢

輻射監測技術隨著科技的進步也產生了巨大的飛躍，從70年代簡單的模擬率表形式，經過幾十年的發展，當今的核電站輻射監測技術已步入充分體現“用戶化”概念的數字化網絡監測系統。3.1系統主要部件 3.1.1 探測裝置

在傳統探測方法的基礎上（如電離室探測器、閃爍探測器等），新型的半導體探測器（如PIPS型硅探測器等）將更加廣泛地運用到輻射監測儀表的探測裝置中；由于采用新工藝和新材料，探測裝置的外型尺寸將會大幅縮小，鉛屏蔽減小甚至可以去除，便于集成在輻射監測現場的“一體化”機架中；可通過多種方式對探測器工作性能進行檢查（包括光測試、電測試、探測器內置源、溫度傳感器等），無需外部檢查源裝置。3.1.2 就地處理單元（LPU）

就地處理單元（LPU）是輻射監測系統的核心部件，它與探測器相連，給探測器供電并獲取來自探測器輸出的模擬測量信號，通過其內置的合適的算法，以所需的單位（Gy/h，Bq/m3等）給出輻射測量值以及輸出報警和故障信息、存儲歷史值和歷史事件、譜的產生和存儲、對外模擬量/數字量輸入輸出、RS-485網絡連接等功能。

就地處理單元（LPU）在硬件上具有很強的互換性，根據探測器的不同，通過寫入不同的特定算法，適用于不同的應用和監測對象。但每種算法都具有一些共性特征，如計數死時間的動態修正、本底的靜態或動態補償、數據平滑功能等。系統應用軟件包含：“數據采集和管理軟件”、“維護和設置軟件”、“譜分析處理軟件”、“仿真軟件”等。

由此看出，應用于未來批量投產的百萬千瓦級壓水堆核電站的輻射監測系統，通過采用高性能核探測裝置、智能化的處理和顯示部件單元，運用先進的數字化網絡技術及功能強大的應用軟件，可以以簡單、靈活的方式構建系統，體現系統數字化和用戶化、部件模塊化和標準化、易于安裝、維修和維護的特點。4 核儀器產業發展思路

首先，企業自身應堅持自主創新與引進技術、消化吸收和再創新相結合，加強內部合作。根據國家核電建設的“以我為主、中外合作、引進技術、推進國產化”的原則，作為核電裝備制造企業，應堅持自主創新，而科技創新離不開國際合作，只有這樣才能使核電裝備制造企業在核電大發展的機遇中步入快車道。

“M-2036數字化就地處理箱”是由西安核儀器廠自主研制和開發的應用于核電站輻射監測系統的一種技術先進、性能可靠的就地處理顯示裝置，它可與多種探測裝置相連接組成各種輻射監測通道，各監測通道通過該設備聯網以后，可以方便地組成規模不等的輻射監測系統。

該項目科研自2006年3月正式啟動，通過了由上級主管部門及設計院組成的評審組的設計方案評審，之后完成了兩臺科研樣機的加工、調試工作；從2007年初開始，進行了小批量6臺樣機的加工、組裝和調試，并分別與6臺不同型號的輻射監測儀探測裝置連接，先后進行了環境試驗、電氣安全性試驗、電磁兼容性試驗、磨損試驗、耐輻照試驗、振動試驗、熱老化試驗、地震試驗以及由第三方進行的1E級輻射監測儀表軟件驗證和確認。試驗證明，該產品的所有結構設計和電路設計達到了規定的目標和技術要求，目前該產品已投入批量生產。

電磁兼容性設計在以往類似的產品中未能很好地解決，在該產品研制過程中，設計中采取了各種措施來解決該難點問題，包括：機箱采用EMC機箱；對易感受電磁

核儀器產品的研究起點和技術水平，并實現產業化。同時也建議行業主管部門給予核儀器產業更大力度的政策引導，相關行業協會可以起到橋梁作用，拉進國內科研院所、院校的間距離，建立有效的合作共贏機制，使國內各核儀器相關單位，能以國家大力發展核電為契機，實現跨越式、可持續發展。

第四篇：核電廠設備安全分級

第四節 核電廠設備安全功能及分析

核電廠的系統、設備和構筑物對于電廠安全的作用比一般常規系統設備和構筑物更大，因而提出了設備的安全功能以及按其對安全的重要性分級的概念。這種安全功能分級稱為“安全等級”。劃分安全等級的目的是提供分級設計標準。對于不同安全等級的設備規定不同的設計、制造、檢驗、試驗的要求。這樣既提高了核電廠安全性，又避免了對某些設備要求過嚴的現象。

安全功能及分析方法

核電廠安全的基本目標是限制居民和核電廠工作人員在電廠所有運行工況和事故工況下所受到的射線照射。

為保證必要的安全性，執行安全功能的系統執行下列功能：

為安全停堆和維持其安全停堆狀態提供手段；

為停堆后從堆芯導出余熱提供手段；

在事故后為防止放射性物質的釋放提供手段，以確保事故工況之后的任何釋放不超過容許極限。

為實現上述要求，國際原子能機構在安全導則50-SG-D1中，我國國家核安全局在1986年發布的安全導則[2-５]中均規定了20種安全功能項目。主要內容有：在完成所有停堆操作后，將反應堆維持在安全停堆狀態；將其它安全系統的熱量轉移到最終熱阱；維持反應堆冷卻劑壓力邊界的完整性；限制安全殼內的放射性物質向外釋放等。

為了對每項功能按其對安全的重要性分級，可以采用確定論和概率論兩種分級方法。

確定論法常對那些對安全有重要作用的、其損壞會導致嚴重放射性釋放事故的系統、設備和構筑物提出各種要求。這些要求帶有強制性而不需要直接考慮損壞的幾率或減輕事故后果的作用。

概率論法則根據需要某一安全功能所起的作用幾率以及該安全功能失效的后果來評價安全重要性。此法在確定各系統、設備和構筑物的安全重要性的相對值時特別有用。

大多數國家同時采用兩種方法，通過對各種堆型所作大量假想事故分析的研究成果，可評價發生假想事故時執行某安全功能的幾率以及該安全功能失效的后果。安全分級

安全一級

安全一級主要包括組成反應堆冷卻劑系統承壓邊界的所有部件。

安全一級包括反應堆冷卻劑系統中主要承壓設備：反應堆壓力容器、主管道以及延伸到并包括第二個隔離閥的連接管道（內徑大到破損后正常補水系統不能補償冷卻劑的流失）、反應堆冷卻劑泵、穩壓器、蒸汽發生器的一次側和控制棒驅動機構的殼體。

安全一級設備選用的設計等級為一級，質量為A組。美國聯邦法規規定，必須按實際可能的最高質量標準來設計、制造、安裝及試驗。具體地說應符合美國機械工程師協會（ASME）規范第Ⅲ篇（核動力裝置部件）第一分冊中關于一級設備的規定。

安全二級

主要指反應堆冷卻劑系統承壓邊界內不屬于安全一級的各種部件，以及為執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向外釋放的各種部件。例如如下一些部件：

反應堆冷卻劑系統承壓邊界部件中非核一級設備和部件：余熱排除系統、安全注入系統及安全殼噴淋系統等。

構成反應堆安全殼屏障的設備和部件：安全殼及隔離貫穿反應堆廠房的流體系統的閥門和部件，二回路系統直至反應堆廠房外第一個隔離閥的部分，安全殼內氫氣控制監測系統及堆芯測量系統的設備和部件。

安全三級

主要指下述一些系統的設備：

為控制反應性提供硼酸的系統；

輔助給水系統；

設備冷卻水系統；

乏燃料池冷卻系統；

應急動力的輔助系統；

為安全系統提供支持性功能的設施（例如燃料、壓縮空氣、液壓動力、潤滑劑等系統設 施）；

空氣和冷卻劑凈化系統；

放射性廢物貯存和處理系統。

安全四級

核島中不屬于安全一、二、三級的設備為非核安全等級。但非核安全級的設備設計制造應按非核規范和標準中較高的要求執行，必要時，還應附加與安全的重要性相適應的補充設計要求。

兩個不同安全等級的系統的接口，其安全等級應屬于相連系統中較高的安全等級。

抗震分類

在設計上要滿足承受一定地震載荷要求的機械設備和電氣設備，被定義為抗震設備。

我國的核安全法規將抗震類別分為三類，即抗震I類、抗震II類和非抗震類（NA）。

抗震I類指的是核電廠中損壞會直接或間接造成事故工況、用來實施停堆或維持安全停堆并排除余熱的構筑物、系統和設備。抗震I類設備包括安全一級、二級、三級和LS級及1E級的電氣設備。

所有與安全有關的廠房和土建構筑物都是抗震I類的，在設計上要滿足能承受安全停堆地震載荷的要求。其它部件和設備也可按其對安全的重要程度所需抗震能力來校核。

抗震I類表明設備的設計要滿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域和廠區的地質和地震條件，分析當地地表下物質的特性的基礎上所確定的可能發生的最大地震。安全停堆地震通常取當地歷史上發生過的最大地震再加上一個適當的安全裕量后確定的。

抗震Ⅱ類表明設備的設計要滿足能承受運行基準地震（OBE）引起的載荷要求。

第五篇：城市軌道交通系統運營安全和可靠性分析

城市軌道交通

城市軌道交通系統運營安全和可靠性分析

摘 要 采用系統工程的觀點,闡述城市軌道交通系統安全性與可靠性的概念。城市軌道交通系統的運營安全和可靠性是必須面對的一個重要問題。討論了影響城市軌道交通系統運營安全和可靠性的相關因素和整體研究軌道交通系統安全性與可靠性的方法和途徑, 包括加強人員培訓、加強系統維護、提高技術裝備水平、制定應急預案、預案演練等。定義了故障、事故和突發事件的概念及其相互關系,論述了技術設備、網絡運輸能力、運營組織方案、突發事件等主要因素對運營安全和可靠性的影響。

關鍵詞 城市軌道交通、運營安全、可靠性

安全和可靠性是城市軌道交通運營中不可忽視的重要環節。“安全第一”是乘客的基本需求和首要標準,也是軌道交通運營管理永恒的主題。運營安全和可靠性水平綜合反映了軌道交通運營管理水平和運輸服務質量,是城市軌道交通系統實現順暢、高效運營的前提。高運營可靠性不僅是軌道交通運營管理追求的目標,也是滿足乘客需求、獲得良好社會和經濟效益的根本保證。雖然城市軌道交通的安全性與可靠性要遠高于其他交通方式,但由于城市軌道交通系統的運營工作牽涉到城市千百萬乘客安全正點出行,對建設和諧社會的影響重大,所以必須不斷地研究和提高整個系統的安全性與可靠性水平。城市軌道交通系統是人、機、環境三方面相互作用的包含多種專業設備的結構非常復雜的客運系統,它的安全性與可靠性不僅要在規劃、設計、建造時給予充分考慮,并且在運營管理中也要不斷研究、改進和提高;不僅要考慮單個設施(設備)的安全性與可靠性,還需要從系統的角度整體研究其安全性與可靠性問題,發現各種潛在的不安全因素和故障模式,為整個系統的安全運營管理工作和設施(設備)改造計劃提供理論依據。城市軌道交通日常運營管理中,涉及運營安全和可靠性的事件主要體現在兩方面:一是由于恐怖襲擊、自然災害、人為破壞等原因發生的火災、爆炸等災難性重大事件,造成生命和財產的重大損失。一般情況下,發生突發事件的概率很低。二是由于客流波動、技術設備故障、運營組織等原因,引起列車運行延誤、列車運行中斷等列車運行“大間隔”故障,造成乘客的出行延誤。相比較而言,故障的發生率是很高的,但是一般不會引起地鐵的安全問題,只是降低了地鐵運營的可靠性。因此,理清運營安全和可靠性的一些基本定義及其相互關系,對確立城市軌道交通系統運營安全和可靠性的對策很重要。

對于我國城市軌道交通系統的安全性與可靠性研究,目前無論是理論研究還是應用實踐層面,均尚未形成完整的體系。本文采用系統工程的觀點,闡述城市軌道交通系統安全性與可靠性的概念,探索整體研究軌道交通系統安全性與可靠性的方法,構建城市軌道交通系統安全性與可靠性工程框架以及管理組織結構和信息流程框架。

1.運營安全和可靠性的定義及相互關系

城市軌道交通運營安全和可靠性是反映地鐵系統正常運營情況的總體概念。然而從后果及造成的影響看,運營安全與可靠性則具有完全不同的內涵。運營中發生的安全問題除了造成列車運行延誤、運營生產中斷外,更重要的是涉及到人民生命財產損失、設施設備破壞等重大問題;而運營中的可靠性問題則主要涉及運營生產的穩定、運輸質量的好壞。因此,加強和提高城市軌道交通運營安全與可靠性,首先要從引起城市軌道交通運營安全與可靠性事件的原因出發,科學地對運營安全和可靠性進行定義。

影響城市軌道交通系統運營安全和可靠性的因素統稱為事件。根據其發生的原因、特點以及造成的后果和影響,可分為故障、事故和突發事件三類。當某個系統的可靠性出現下降,則容易出現故障；當故障出現后,不僅造成系統性能的下降,而且可能會導致事故的發生,即系統安全性下降。反之,當有事故發生時,系統性能會下降或無法運轉,此時的事故從可靠性角度講就是故障。

1)故障

故障是因設備質量原因或操作不當導致設備無法正常使用,須人工干預或維修的事件,根據表現和影響程度可分為輕微故障、一般故障和嚴重故障。輕微故障可以迅速排除,一般不會影響運營可靠性；一般故障將造成短時間的列車運行秩序混亂,部分列車運行延誤；嚴重故障則會導致較長時間的運營中斷,嚴重影響系統運營可靠性。

2)事故

事故是因故障或工作人員操作不當而造成人員傷亡、設備損壞,影響可靠性

或危及運營安全的事件。事故根據其表現、影響程度與范圍,可分為一般事故、險性事故、大事故、重大事故等；按其專業性質可分為行車事故、客運組織事故、電力傳輸事故等。

3)突發事件

突發事件是指由故障、事故或其他原因(人為、環境、社會事件等)引起的、突然發生的、嚴重影響或可能影響運營安全與秩序的事件。突發事件根據其影響程度與范圍可分為一般突發事件、險性突發事件、大突發事件和嚴重突發事件等；根據其引發原因又可分為運營引發突發事件、外來人員引發突發事件、環境引發突發事件等。

事故中,有部分是由于故障引起的,突發事件中又有部分是由故障和事故所引起。一般地,故障、事故、突發事件在城市軌道交通系統日常運營過程中的發生概率有很大差別。故障可以認為是多發事件,大部分故障不會對運營安全造成很大的影響,但會影響運營的可靠性,降低運營質量。事故和突發事件發生概率較小,嚴重的事故和突發事件可以認為是小概率事件,但是事故和突發事件對運營安全造成極大危害,甚至造成重大的人員傷亡和財產損失。因此,在處置和預防不同的事件種類時,應有相應的側重點。對于一般性的故障,應側重于設備的維護與保養、運營管理的優化等；而對于可能造成重大人員傷亡和財產損失的嚴重事故或突發事件,則應側重預防和應急處置。

2.城市軌道交通系統安全性與可靠性指標

系統安全性指標可以用整個系統或某條線路的人員傷亡率和設備(設施)損失率來反映保障“乘客和員工不受傷害以及設備(設施)不遭破壞”的能力。

系統可靠性指標可以用整個系統或某條線路的運營可靠度、運營恢復度及運營利用率等來表示保障“乘客準時到達目的地”的能力

3.影響運營安全和可靠性的主要因素

1)技術設備

技術設備的日常管理和維護直接影響著系統的運營安全和可靠性。城市軌道交通系統包含了以下主要設備:線路及車站、車輛及車輛段、通信信號、供電、環控設施、售檢票以及防災監控報警設備等。只有各項技術設備協同可靠工作,才能保證列車安全高效地完成運輸任務。城市軌道交通的線路長度、站間距離相

對較短,列車種類單一,因此為了保持列車運行秩序穩定,列車運行控制系統在一定范圍內可以自動調整列車的運行狀態。城市軌道交通車站一般不設置配線,列車在車站正線上辦理客運作業,如果一列車出現故障,將直接影響到后續列車的正常運營。因此,整個軌道交通系統的設備維護和管理是十分關鍵的。

2)網絡的運輸能力

城市軌道交通系統的網絡運輸能力體現了運輸效率。提高網絡的運輸能力,可以最大程度地滿足乘客出行要求,安全高效地完成輸送任務。網絡的運輸能力主要影響軌道交通運行系統的可靠性,列車一旦發生延誤不僅會影響到自身線路的正常運行,而且會影響到網絡中其他列車的正常運行。因此,提高網絡的運輸能力,減少列車的運行延誤對提高系統運行的可靠性是很重要的。

3)運營組織方案

城市軌道交通應為乘客提供滿意的出行服務,良好的運營組織是這種供給的前提和保證。在一定的網絡結構和設備條件下,采用的運營方案應針對客流變化的情況,有利于提高網絡系統的整體運輸能力,適應客流需求,增加運營效益和運營可靠性,滿足乘客在出行安全、舒適、準時等方面的要求。

4)突發事件

除了系統本身可能影響城市軌道交通系統運營安全和可靠性的因素外,自然災害、恐怖襲擊、人為破壞等突發事件也是影響運營和可靠性的關鍵因素。這些突發事件的發生,將會造成重大的人身傷亡、財產損失以及運營中斷,產生軌道交通運營的安全問題。因此,必須加強自然災害、恐怖襲擊或人為破壞事件的預警和發生后的應急處置,最大程度地降低人員傷亡和財產損失。

4.提高運營安全和可靠性的途徑

1)建立完善安全規章，安全生產有章可循

完善安全規章制度是抓好運營安全工作的保障。規章制度是管理工作的基礎，建立科學的、完善的、全面的安全生產管理制度，使安全生產有章可循，是非常重要的。在地鐵開通運營前狠抓安全規章制度的建設，用規章制度約束員工的工作行為，為員工提供安全生產指引。在嚴格執行國家、省、市各項安全法律法規的同時，建立健全《安全生產管理辦法》、《安全獎懲辦法》、《行車組織規章》等制度和各類操作規程，涵蓋公司的各個專業、運營生產環節，使各專業的安全

生產管理都有章可循，促進公司的安全生產工作向規范化、制度化邁進。

2)加強人員培訓和系統設備的日常維護

城市軌道交通系統是一個包含土建、車輛、供電設備、通訊信號、運營管理等多學科、多專業、多工種的復雜大系統。系統的安全與可靠性貫穿了從工程的前期決策、設計、施工到運營管理等各個階段的全過程。對每個有不同崗位要求的工作人員而言,高質量地完成本崗位的工作要求,是保證軌道交通系統安全高效運營的關鍵。因此,必須加強工作人員的職業素質和道德培養。

城市軌道交通運營所依賴的交通設施,雖然采用了較高的可靠性標準,列車運行控制軟硬件系統也采用了冗余設計來增強系統工作的可靠性,但在長期復雜多變的外界因素干擾下,仍然難以保證運營設施與設備不產生功能失效,因而系統實際運營過程中發生隨機故障在所難免。為了降低故障發生率,就需要對系統的各種設施設備做好日常的維護和管理,發現問題及早解決最大程度地消除發生故障的隱患,從而保證軌道交通系統安全高效的運行。

3)提高軌道交通系統的技術裝備水平

為了保證軌道交通系統中各種設備的正常運行,減少故障、事故和突發事件的發生,應盡可能地利用最先進的技術裝備和高科技手段。如采用高技術支持的信息管理、應急處置系統等來確保各種事件發生時的信息傳輸通暢以及應對措施的有效實施；采用列車運行智能化調度系統,減少因人工疏忽所引發的各種故障或事故；采用線網綜合運營協調系統,保證網絡中各車輛的高效、安全、可靠運行。

4)建立事故處理機制，落實責任追究制度

建立健全事故處理機制，按照“四不放過”原則和“安全獎懲辦法”，定因、定性、定責，嚴格懲處，通過教育和處罰使員工吸取教訓，提高認識，增強崗位意識、責任意識和紀律意識；將“降低故障率事件率”作為一項長效工作機制專題研究，開展地鐵事故案例研究，學習先進一流的運營安全管理，博采眾長，取長補短，用“投石頭原理”防員工思想麻痹，不斷在“在平靜的水面上蕩起水花”，讓每個員工認識到任何時候都不要把安全生產形勢估計得過好，要始終保持一種危機感和憂患感；同時，轉變觀念，對發生的事故由此及彼，由表及里，透過現象看本質，從領導層、管理層上剖析深層次原因，從加強管理上，研究制定有針

對性的措施，解決安全工作中的問題，變被動管理為主動管理，變事后懲處為事前預防，不斷提高事故分析處理能力。

5.結語

城市軌道交通系統是一個牽涉到多種技術領域,由多種設備、多種硬軟件、多種設施組成的復雜系統。根據國外經驗,大型系統全面和完善的安全性、可靠性研究與應用,需要有數十年的經驗積累,并且有專門的工作部門專項負責安全性或可靠性的研究與措施的落實。我國在大力建設城市軌道交通系統的同時,必須不斷地研究和提高整個系統的安全性與可靠性。本文構建的城市軌道交通安全性與可靠性工程框架,旨在給出一種系統思想,為今后在我國城市軌道交通的建設和運營管理中研究、解決安全性與可靠性問題提供參考。

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