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，如果能碰巧解决你现在面临的问题，希望能够帮助到您。

华龙一号在能动安全的基础上采取了有效的非能动安全措施 ，以可有效应对动力源丧失的非能动安全系统作为经过工程验证 、高效
、成熟、可靠的能动安全系统的补充
，提供了多样化的手段满足安全要求， ，是当前核电市场上接受度最高的三代核电机型之一 。

非能动安全壳热量导出系统配置有三个冷却水箱
，共三千吨左右的水装量，作为严重事故后安全壳内释热的最终热阱
。在安全壳内设置12个换热器 ，换热面积共一千多平方米。

蒸汽发生器二次侧非能动排热系统与非能动安全壳热量导出系统共用一个换热水箱，并在水箱内设置管壳式换热器 。

应急堆芯冷却系统还设置了非能动安全注入水箱
。当反应堆冷却剂系统压力降到低于一定值时
，安全注入水箱自动向反应堆冷却剂系统注入含硼水以保证堆芯的冷却。

作为应急堆芯冷却系统的纵深防御补充手段，非能动堆腔注水系统配置了一个堆腔注水冷却水箱 ，水箱装有2200多吨水
，在发生严重事故时通过向堆腔注入冷却水，冷却压力容器外表面来导出堆芯衰变热 。

非能动安全壳消氢系统有几十台非能动氢气复合器 ，一旦发生事故
，可以通过催化剂限制安全壳内的氢气浓度在燃烧和爆炸限值以下
。

由于这些安全系统的非能动设计理念及配备的高位换热水箱，华龙一号机组可以满足事故后72小时不干预原则 ，非能动安全系统在设计基准事故或超设计基准事故甚至严重事故时会自动投入运行
，分别执行预防堆芯熔毁 、堆芯融毁后保证压力容器的完整性
、提供蒸发器二次侧冷却、保证安全壳不超温超压 、消除氢气爆燃及爆炸风险等安全功能。 这个问题包含两个信息，安全壳为什么设置双层 ，大容积安全壳有什么好处 。

国内在役的大部分核电机组均采用单层安全壳设计
，安全壳既要承担事故情况下内压的作用，也要承担厂房外部可能的各种灾害作用。华龙一号为了达到更高的安全性 ，更好的实现对放射性物质的密封，在研发之初就决定采用双层安全壳设计
，实现内
、外壳的功能分离：内壳主要作用是抵御各种事故下及可能的严重事故下内部的高温高压，外壳主要作用是抵御包括飞机撞击在内的各种外部灾害的作用 ，保护内壳及其内部结构不受影响
。另外
，安全壳增加一层壳体，也可以更好的起到对于环境和人员的辐射屏蔽作用。

而安全壳设置大自由容积可以保证安全壳具有更好的事故耐受能力 。在极端的失水事故或者二回路破口事故情况下 ，大量质能释放至安全壳
，会造成安全壳内的升温升压，压力峰值距离安全壳设计值越远 ，对于安全壳完整性的威胁就越小
。华龙一号安全壳内部的大自由容积
，可以保证在最恶劣的设计基准事故情况下，安全壳内的压力峰值距离安全壳设计压力至少具有10%的裕量 ，增强了安全壳作为最后一道密封屏障的安全性。另外
，在严重事故情况下，如果作一极端假定 ，燃料包壳发生百分之百的锆-水反应，由于安全壳的大自由容积以及设置有安全壳非能动消氢系统
，产生的氢气在安全壳内空间的平均体积浓度不会超过10%，也就可以避免发生氢气爆炸的风险 。 作为日本福岛核事故之后设计定型的新堆型 ，华龙一号充分考虑了福岛核事故的经验反馈
，具有充足的能力抵御类似福岛的核事故
。

核电厂依靠反应堆中核反应释放的裂变能进行发电。如果反应堆停堆，核反应中止 ，核燃料会继续产生余热
，仍然需要外部电源维持一回路和二回路的水循环，将堆芯余热导出 ，防止堆芯过热熔毁 。这是保证核安全的一个重要目标
。福岛核事故的直接原因正是核电厂失去了所有的交流电源（即所谓的全厂断电事故）
，其中外电网被地震破坏，作为备用交流电源的应急柴油发电机被海啸淹没。由于堆芯余热无法导出 ，最终导致堆芯熔毁
，压力容器被熔穿 。另一方面，燃料元件包壳与水蒸气反应产生的氢气在反应堆厂房内聚集 ，最终发生氢气爆炸破坏了反应堆厂房，造成放射性物质向环境的大量释放
。因此
，包容放射性物质是核安全的另一个重要目标。

为了在福岛核事故这样的全厂断电情况下也能实现导出堆芯余热和包容放射性物质的安全目标，华龙一号在能动设计的基础上增加了非能动的事故处理措施 。非能动系统的优点就是不依赖电源 ，而是利用重力、温差 、密度差这样的自然驱动力实现流体的流动和传热等功能。同时作为福岛事故后的新增改进
，华龙一号还设置了移动电源和移动泵，作为实现堆芯余热排出目标的最终手段
。

假设发生全厂断电事故（即外电网和应急柴油发电机全部失效） ，在确保主泵轴封完整性的前提下
，华龙一号的一回路将建立自然循环，将堆芯余热传递至蒸汽发生器一次侧。这时可通过辅助给水系统向蒸汽发生器二次侧供水 ，带走一回路热量 。为了保持主泵轴封完整性
，可由专门的小型柴油发电机或者移动柴油发电机向主泵提供轴封水，或者选择断电即可实现停机密封的主泵
。此外二次侧非能动余热排出系统也可投入投入使用 ，冷凝水在重力作用下注入蒸汽发生器
，提供二次侧补水。这些措施使得华龙一号能够在全厂断电情况下建立起稳定可靠的一、二回路循环排出堆芯余热 。

如果以上措施失效，华龙一号可采用应急补水方案 ，在充分卸压的情况下，利用核岛消防系统对一
、二回路直接补水
，甚至利用厂内其他水源以及移动设备（消防车或移动泵）实现对一、二回路的补水
。

在实现包容放射性物质的安全目标方面，华龙一号首先采用了具有很大容积的双层安全壳 ，其自由容积比日本福岛核电厂的安全壳容积增大了一个数量级
，能够更好地包容严重事故情况下的气体释放。安全壳氢气监测系统可在严重事故后实时连续监测安全壳内的氢气浓度，并将结果传输至主控制室 、应急指挥中心 。安全壳可燃气体控制系统利用非能动催化氢复合器系统 ，将安全壳大气中的氢浓度减少到安全限值以下
，从而避免发生氢气爆炸
。非能动安全壳热量导出系统可利用自然循环降低安全壳内的温度和压力。如果仍然不能阻止安全壳内压力的上升，可投入安全壳过滤排放系统 ，通过有计划
、有控制的过滤排放降低安全壳超压的风险 。

在福岛事故中
，除了堆芯熔毁和放射性物质外泄，还有很多其他情况 ，比如：乏燃料水池丧失冷却能力
，一度引起了对乏燃料裸露的担忧；现场应急条件恶劣、主控室丧失可居留性；应急工作面临着多机组同时发生严重事故，长时间全场断电和缺乏外界支援的复杂局面
。华龙一号也采取了针对性措施 ，防止类似的情况发生：乏燃料水池改进了冷却和检测能力，提供了事故条件下的应急补水手段和液位连续监测仪表；提高了严重事故条件下的主控室 、应急控制中心
、运行控制中心的可居留性和可用性；制定了多机组事故的应急响应方案
，从人力、物力 、管理等方面保证两台机组同时进入应急状态的响应能力；非能动系统容量和移动设备运行能力均满足72小时的要求，厂内水源也满足两台机组堆芯与乏燃料水池同时出现严重事故情况下的72 小时用水需求 ，因此能够在事故发生之后的至少72小时内实现“电厂自治 ”而内无需任何外界援助。

上世界90年代
，为了解决三哩岛和切尔诺贝利核电站的严重事故的负面影响，世界核电业界集中力量对严重事故的预防和缓解进行研究和攻关 ，美国和欧洲先后出台了“先进轻水堆用户要求
”文件
，即URD文件（Utility Requirements Document）和“欧洲用户对轻水堆核电站的要求”，即EUR文件（European Utility Requirements Document） ，进一步明确了预防与缓解严重事故
、提高安全可靠性和改善人因工程等方面的要求 。国际上通常把满足URD或EUR文件的核电机组称为第三代核电机组。

第三代核电机型是一种“改良型 ”或“改进型
”设计
，同第二代相比，第三代核电站提高了安全性和经济性 ，缩短了建造周期
，简化了运行维修，降低了环境影响
。

“改良型”的第三代堆型广泛采用“非能动 ”的设计概念 ，利用固有的热工水力特性，简化安全系统的设计
，使核电站安全功能不再依赖泵、风机等能动设备的运行，大幅减少设备数量 、厂房规模和运行维修工作量 ，从而提高了核电机组的安全性和经济性。

“改进型
”的第三代核电站的设计采用简单性
、实体隔离、多样性和冗余原则
，并着重考虑了严重事故的预防和缓解措施，例如高压熔堆 、低压熔堆、蒸汽爆炸
、氢气消除、堆芯捕集和安全壳内热量排除等 。

华龙一号设计全面平衡地贯彻了核安全纵深防御原则和设计可靠性原则 ，创新性地采用“能动与非能动相结合的安全设计理念”
，以可有效应对动力源丧失的非能动安全系统作为经过工程验证 、高效
、成熟、可靠的能动安全系统的补充，提供了多样化的手段满足安全要求
。华龙一号“能动与非能动相结合的设计理念 ”充分汲取福岛核事故经验反馈 ，无论是对设计基准事故还是严重事故
，应对手段的多样性都得到了保证，满足《核安全与放射性污染防治“十二五”规划及2020年远景目标》 、《福岛核事故后核电厂改进行动通用技术要求（试行）》和《“十二五
”期间新建核电厂安全要求（征求意见稿）》 ，具有很高的安全性和技术先进性。

在提高电厂经济性方面采取了大量措施
，如电厂设计寿命60年，采用18个月换料方案 ，设计可利用率大于90%等，使其与国内外其他三代核电厂相比具有很好的经济性和市场竞争力 。 （1）海啸

地震海啸的形成要具备三个条件：

1）地震要发生在海底且地壳需大范围的急剧垂直升降；

2）地震强度需在6.5级以上且震源深度小于50km；

3）地震发生海区的海水需达到足够深度
，一般要在1000m以上
。

我国沿海各海区中，渤海平均水深约为20m ，黄海
、东海平均水深均在100m之内
，距发生地震海啸要求水深在1000m以上的条件相差甚远；南海绝大部分6级以上的地震都集中在台湾南部和菲律宾一带，受外海岛链（台湾岛、南沙群岛 、西沙群岛等）阻挡作用导致海啸波能量的衰减 ，至中国海区已大大减少。近年来发生的印尼海啸
、日本海啸均未对中国沿海构成破坏性影响 。

根据“福岛核事故”后国家核安全局、中国地震局及国家海洋局联合开展的中国沿海可能最大海啸研究
，南部海域可能最大海啸高度约为2m，其它海区可能最大海啸高度小于1m ，该量值的海啸其破坏程度远小于由天文潮和风暴潮共同作用导致的外部洪水影响（一般影响水位高度在5m以上）
。

（2）外部洪水事件的组合

根据我国核电选址开展的水文研究
，滨海核电厂址外部洪水位主要是由天文潮引起的高水位与风暴潮引起的增水两部分组成，在此水位的基础上考虑与风暴潮增水同一事件引起的台风浪 ，以此作为核电厂设计中设防的设计基准洪水事件；内陆核电厂址外部洪水主要是由极端降雨 、水库溃坝
、积雪、冰堵 、水坝人为操作失误等事件引起的
，选取其保守组合作为核电厂设计中设防的设计基准洪水事件。以上设计基准洪水事件发生的概率约为百万年一遇，其设防标准远高于民用堤防工程所考虑的百年一遇洪水事件 。

（3）洪水设防

华龙一号核电厂对洪水的设防主要考虑以下四个方面：

1）将厂址地坪标高设置在上述设计基准洪水位之上 ，即将核电厂建在足够高的地方，避免洪水淹没厂址
。

2）建造永久性的外部防洪屏障
，如防波堤、护岸等。

3）在核电厂运行期内，每隔10年对核电厂的防洪能力进行重新评价 ，包括水文资料的更新和确保外部防洪屏障的有效性 。

4）与地方海洋
、气象、防灾管理部门建立预警和应急联动机制
，制定合理可行的防洪预案，储备充足的防洪物品 ，定期开展防洪演练。 2014年11月
，国家能源局同意福建福清5 、6号机组工程调整为“华龙一号 ”技术方案，这意味着“华龙一号
”终于迎来了“路条”
。

2015年5月7日 ，全球首个“华龙一号 ”示范工程在福建省福清市中核集团福清5号核电机组浇下第一罐混凝土
，预计60几个月后并网发电。

2014年12月，国家能源局对广西自治区发改委
、中国广核集团公司的请示报告发出复函 ，同意广西防城港核电二期工程按2台机组论证
，采用“华龙一号
”技术方案 。

核电站又称核电厂，它指用铀、钚等作核燃料 ，将它在裂变反应中产生的能量转变为电能的发电厂
。核电厂主要以反应堆的种类相区别，有压水堆核电厂 、沸水堆核电厂
、重水堆核电厂、石墨水冷堆核电厂 、石墨气冷堆核电厂
、高温气冷堆核电厂和快中子增殖堆核电厂等。

核电厂由核岛（主要是核蒸汽供应系统）、常规岛（主要是汽轮发电机组）和电厂配套设施三大部分组成 。

核电站大体可分为两部分：一部分是利用核能产生蒸汽的核岛
，包括反应堆装置和一回路系统；另一部分是利用蒸汽发电的常规岛，包括汽轮发电机系统
。核燃料在反应堆内产生的裂变能 ，主要以热能的形式出现。它经过冷却剂的载带和转换
，最终用蒸汽或气体驱动涡轮发电机组发电 。核电厂所有带强放射性的关键设备都安装在反应堆安全壳厂房内，以便在失水事故或其他严重事故下限制放射性物质外溢
。为了保证堆芯核燃料在任何情况下等到冷却而免于烧毁熔化 ，核电厂设置有多项安全系统。

核电站除了关键设备——核反应堆外
，还有许多与之配合的重要设备 。以压水堆核电站为例，它们是主泵 ，稳压器
，蒸汽发生器，安全壳 ，汽轮发电机和危急冷却系统等
。它们在核电站中有各自的特殊功能。

主泵

主泵（RCP）如果把反应堆中的冷却剂比做人体血液的话
，那主泵则是心脏 。它的功用是在正常运行时，使冷却剂强迫循环通过堆芯 ，载出堆芯热量，然后流过蒸汽发生器传热管内侧
，将热量传给蒸汽发生器二次侧给水；事故工况下，排出堆内衰变热。

稳压器

稳压器（PRZ）又称压力平衡器 ，是用来控制反应堆系统压力变化的设备
。在正常运行时
，起保持压力的作用；在发生事故时，提供超压保护。稳压器里设有加热器和喷淋系统 ，当反应堆里压力过高时
，喷洒冷水降压；当堆内压力太低时，加热器自动通电加热使水蒸发以增加压力 。

蒸汽发生器

蒸汽发生器（SG）它的作用是把通过反应堆的冷却剂的热量传给二次回路水 ，并使之变成蒸汽
，再通入汽轮发电机的汽缸作功
。

安全壳

安全壳（Containment）用来控制和限制放射性物质从反应堆扩散出去，以保护公众免遭放射性物质的伤害。万一发生罕见的反应堆一回路水外逸的失水事故时 ，安全壳是防止裂变产物释放到周围的最后一道屏障 。安全壳一般是内衬钢板的预应力混凝土厚壁容器
。

汽轮机

核电站用的汽轮发电机在构造上与常规火电站用的大同小异
，所不同的是由于蒸汽压力和温度都较低，所以同等功率机组的汽轮机体积比常规火电站的大。

危急冷却系统

为了应付核电站一回路主管道破裂的极端失水事故（LOCA）的发生 ，近代核电站都设有危急冷却系统 。它是由安全注射系统和安全壳喷淋系统组成
。一旦接到极端失水事故的信号后，安全注射系统向反应堆内注射高压含硼水
，喷淋系统向安全壳喷水和化学药剂。便可缓解事故后果，限制事故蔓延 。注射系统：当核电站一回路系统的管道或设备发生破损事故后 ，安全注射系统用来向堆芯紧急注入高硼冷却水
，防止堆芯因失水而造成烧毁
。

安全注射系统设有两套安全注射管系。一套为安全注射箱（ACC）管系，在安全注射箱内储有一定容积的高硼水 ，并用氮气充压
，使注射箱内维持恒定的压力 。当一回路系统一旦发生大破裂事故，其压力低于安全注射箱的压力时 ，安全注射箱内的硼水就通过止水阀自动注入一回路系统。另一套为安全注射泵管系
，当一回路系统因发生破损事故而压力下降至一定值时，安全注射泵就自动启动 ，将换料水箱内的硼水注射至一回路系统
，换料水箱内的硼水被汲完后，安全注射泵可改汲从一回路系统泄露至安全壳底部的地坑水 ，使硼水仍能连续不断地注入一回路系统冷却堆芯
。

在电站失去外电源情况下，安全注射泵的电源可由应急柴油发电机组自动供电。

安全壳喷淋系统

在核电站发生失水事故或二回路主蒸汽管道破裂事故时
，安全壳内充满了带放射性高压蒸汽，安全壳喷淋系统将用来降低安全壳内压力和温度 ，使放射性蒸汽凝结下来 。

在安全壳的上部设有相当数量的喷淋头
，当安全壳内由于发生主管道破损事故而蒸汽压力升高时，安全壳喷淋系统的泵就自动启动 ，将换料水箱内的硼水和NaOH贮箱内供除碘用的NaOH溶液一起汲入
，以一定的比例混合，再由喷淋头喷入安全壳内
。当换料水箱的水被用尽后 ，喷淋泵可改汲安全壳内的地坑水。此时
，地坑水先由设备冷却水冷却后再重新喷淋至安全壳内 。

在核电站断电情况下，安全喷淋泵的电源也由应急柴油发电机组自动供电
。 在核燃料和环境外部空气之间设置了四道屏障。即第一道屏障：燃料芯块核然料放在氧化铀陶瓷芯块中 ，并使得大部分裂变产物和气体产物95%以上保存在芯块内 。第二道屏障：燃料包壳
，燃料芯块密封在铅合金制造的包壳中构成核燃料芯棒错合金，具有足够的强度且在高温下不与水发生反应
。第三道屏障：压力管道和容器冷却剂系统将核燃料芯棒封闭在20cm以上的钢质耐高压系统中避免放射性物质泄漏到反应堆厂房内。第四道屏障：反应堆安全壳用预应力钢筋混凝土构筑壁厚近100cm ，内表面加有6mm的钢衬，可以抗御来自内部或外界的飞出物
，防止放射性物质进入环境 。

核电站配置的外设安全系统有以下几个方面：

①隔离系统，用来将反应堆厂房隔离开来 ，主要有自动关闭穿过厂房的各条运行管道的阀门收集厂房内泄漏物质将其过滤后再排出厂外
。

②注水系统
，在反应堆可能“失水”时，向堆芯注水 ，以冷却燃料组件避免包壳破裂。注入水中含有硼
，用以制止核链式反应 。注水系统使用压力氮气，在无电流和无人操作情况下在一定压力下可自动注水。

③事故冷却器和喷淋系统 ，用来冷却厂房以降低厂房的压力
。在厂房压力上升时先启动空气冷却（风机— 换热器）的事故冷却器;再进一步可以启动厂房喷淋系统将冷水或含翻水喷入厂房
，以降热和降压。

以上所有安全保护系统均采用独立设备和冗余布置， 均备有事故电源 ，安全系统可以抗地震和在蒸汽— 空气及放射性物质的恶劣环境中运行 。万一发生了核外泄事故
， 应启动应急计划
。应急计划的内容主要包括：疏散人员，封闭核污染区（核反应堆及核电站） ，清除核污染，以保证人身安全和环境清洁。 核电站常用的测量仪表有流量 、温度
、液体、压力四类检测仪表
，如铠装热电偶 、薄膜热电偶、液柱式
、热电偶温度计、应变式等压力表和差压计 、差压式液位计
、浮子式液位计、雷达液位计 、差压式流量计
、液体静力液位计、转子流量计 、电磁流量计等都被广泛应用于核电领域 。除了这些常规测量仪器仪表，核电领域还需要振动测量
、位移测量等机械量参数测量仪表、分析测量仪表 、硼表以及大型仪表控制系统等
。

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