核电基础知识(授课讲稿)21901.docx

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1、核电基础知识第一节 反应堆物理基础一 原子和原子子核1 原子的基本本概念世界上任何何物质都都是由原原子组成成的。原原子是进进行化学学反应的的最小单单位。电子质子中子图1-1 原子结构示意图原子是由质质量相对对较大、体体积较小小位于原原子中心心的原子子核和绕绕其高速速运转的的轨道电电子组成成。在所有稳定定原子中中，轨道道电子数数等于核核内质子子数，原原子作为为一个整整体是不不带电的的。当原子得到到或失去去电子，便便会得到到或失去去负电荷荷。呈负负电性或或正电性性的原子子称为离离子。2 原子核的基基本概念念原子核由AA个核子子组成（AA是核内内的核子子数，又又称质量量数），其其中有ZZ个带有有正电

2、荷荷的质子子（Z是是原子序序数，即即原子核核中质子子的数量量）和NN个（NN表示核核内中子子数，NN=A-Z）电电中性的的中子。任何一个原子核X都可用符号来表示，例如，2，8，146等等。实际上，只要简写为，它已足以代表一个特定的核素。原子、原子子核、质质子、中中子、电电子等微微观粒子子的质量量非常小小，不方方便用克克或千克克作其质质量的单单位。一一般用原原子质量量单位（uu）来表表示微观观粒子的的质量。对对原子来来说就是是原子量量。1uu是一个个碳-112原子子质量的的十二分分之一即即1.6660556110-227Kgg。质子子的静止止质量为为1.00072276uu，中子子的静止止质量为

3、为1.00086665uu，电子子的静止止质量为为0.00005548558u。一一个质量量数为AA的原子子其原子子量近似似为A。原子核带正正电，电电荷量为为Zee。原子核周围围的电子子是按一一定规律律分层排排列的，层层之间具具有能量量的差别别。质子和中子子在结合合成原子子核的过过程中要要损失一一部分质质量（质质量亏损损），这这部分质质量以能能量的形形式（EE=mmc2）释释放出来来。反之之，要使使原子核核内质子子中子分分开，必必须施加加与之相相等的能能量，此此能量叫叫结合能能。由于能量和和质量有有内在的的联系，在在原子物物理学中中，经常常用能量量来表示示其质量量，如11u对应应的能量量为93

4、31.55MeVV。二 原子核的放放射性原子核内具具有特定定数目的的质子和和中子并并处于同同一能态态的一类类原子称称为核素素。某种种元素有有多少种种同位素素就有多多少种核核素。核核素有的的稳定，有有的不稳稳定。不不稳定的的原子核核，总是是自发地地以释放放出粒子子（、n）或或光子的的形式释释放能量量以逐步步达到稳稳定状态态，这个个过程称称为衰变变。在衰变过程程中放出出粒子和和光子的的现象叫叫放射性性。具有放射性性的核素素叫放射射性核素素。原子子序数大大于844的核素素都有放放射性。所有的由一一个或多多个放射射性核素素构成的的物质叫叫放射源源。三 核裂变 裂变现现象的发发现，引引起了人人们极大大的

5、注意意。这不不仅是因因为在裂裂变过程程中释放放出巨大大的能量量，而且且在裂变变过程中中都伴随随着中子子的发射射。这些些中子将将使裂变变自动地地继续下下去，形形成链式式反映，从而使原子能大规模利用成为可能。 在没有有外来粒粒子轰击击下，原原子核自自行发生生裂变的的现象叫叫自发裂裂变，而而在外来来粒子轰轰击下，原原子核才才发生裂裂变的现现象成为为诱发裂裂变。1 自发裂变自发裂变的的一般表表达式 在自发裂变变刚发生生的瞬间间满足如如下的关关系：AA=A11A22；Z=Z1+Z2，即即粒子数数守恒。其其中，AA1、AA2和ZZ1、ZZ2分别别为裂变变产物的的质量数数和电荷荷数。自发裂变能能Qf,s =

6、TY11(Z11,A11)+TTY2(Z2,A2)由能量守恒恒可以导导出：Qf,s =m(Z,AA)C22-mm(Z11,A1)+mm(Z22,A2)CC2和 Qf,s =B(ZZ1,AA1)+B(ZZ2,AA2)-B(ZZ,A)自发裂变发发生的条条件：QQf,ss 0，即即两裂片片的结合合能大于于裂变核核的结合合能。2 诱发裂变能够发生自自发裂变变的核素素不多，大大量的裂裂变过程程是诱发发裂变，即即当具有有一定能能量的某某粒子轰击靶靶核A时时，形成成复合核核。复合合核一般般处于激激发态，其其激发能能超过它它的裂变变位高垒垒高度时时，那么么核裂变变就会立立即发生生。诱发裂变中中，中子子诱发裂裂

7、变是最最重要的的。这是是由于中中子与靶靶核没有有库仑势势垒，能能量很低低的中子子就可以以进入核核内使其其激发而而发生裂裂变。裂裂变过程程又有中中子发射射，可以以形成链链式反应应。第二节 核动力厂反反应堆一 核反应堆的的基本工工作原理理自续链式裂裂变反应应是核反反应堆的的物理基基础。当当一个燃燃料核俘俘获一个个中子产产生裂变变后，平平均可放放出2.5个中中子，即即第二代代中子数数目要比比第一代代多。粗粗粗看起起来链式式反应自自续下去去是不成成问题的的，但实实际情况况并非如如此。下下面以热热中子反反应堆为为例加以以讨论。热堆的堆芯由燃料、慢化剂、冷却剂及各种结构材料组成的，因此堆芯中的中子不可避免

8、的有一部分被非裂变材料吸收。此外，还有一部分中子要从堆芯泄漏出去。即使是被裂变材料吸收的中子也只有一部分能引发裂变、产生下一代中子，其余的引发俘获反应，不产生中子，因此，下一代中子数不一定比上一代多。 核反应堆堆内链式式反应自自续进行行的条件件可以方方便的用用有效增增殖系数数K来表表示。它它的定义义是：K=（系统统内中子子的产生生率）/（系统统内中子子的消失失率）系统内中子子的消失失率系系统内中中子的吸吸收率系统内内中子的的泄漏率率只要知道了了系统的的宏观截截面和中中子通量量，中子子的产生生率和吸吸收率就就可以计计算出来来。若堆芯的有有效增殖殖系数KK=1，则则堆芯内内中子的的产生率率等于中中

9、子的消消失率，堆堆芯内的的链式反反应将以以恒定的的速率不不断进行行下去，也也就是说说链式反反应过程程处于稳稳定状态态，此时时反应堆堆的状态态称为临临界状态态。二 核反应堆的的主要类类型 目前，在在以发电电为目的的的核能能动力领领域，世世界上应应用比较较普遍或或具有良良好发展展前景的的，主要要有压水水堆（PPWR），沸沸水堆（BBWR），重水堆（PHWR），高温气冷堆（HTGR）和快中子堆。下表是5种核反应堆的基本特征：堆型中子谱慢化剂冷却剂燃料形态燃料富集度度压水堆热中子H2OH2OUO23%左右沸水堆热中子H2OH2OUO23%左右重水堆热中子D2OD2OUO2天然铀或稍稍加浓缩缩高温气冷堆

10、堆热中子石墨氦气(Th，UU)O22或UCC7%-200%快堆快中子无液态钠（U，Puu）O2215%-220%下表为世界界核电机机组类型型统计表表（截止止到20006年年1月225日）1 压水堆(PPWR)压水堆最初初是美国国为核潜潜艇设计计的一种种热中子子堆堆型型。四十十多年来来，这种种堆芯得得到了很很大的发发展，经经过一系系列的重重大改进进，已经经成为技技术上最最先进的的一种堆堆型。压水堆核电电站采用用稍加浓浓缩的铀铀作为核核燃料，燃燃料芯块块中U-2355的富集集度约33。核核燃料是是高温烧烧结的圆圆柱型二二氧化铀铀陶瓷燃燃块。柱柱状燃料料芯块被被封装在在细长的的锆合金金包壳管管中构成

11、成燃料元元件，这这些燃料料元件以以矩形点点阵排列列为燃料料组件。几几百个组组件拼装装成压水水堆的堆堆芯。压水堆的冷冷却剂是是轻水。轻轻水不仅仅价格便便宜，而而且具有有良好的的热传输输性能。所所以在压压水堆中中，轻水水不仅作作为中子子的慢化化剂，同同时也作作为冷却却剂。轻轻水的明明显缺点点是沸点点低，而而要使热热力系统统有较高高的热能能传输效效率，必必须提高高冷却剂剂的系统统压力使使其处于于液压状状态。所所以压水水堆是一一种使冷冷却剂处处于高压压状态的的轻水堆堆。压水水堆冷却却剂入口口水温在在300左右，堆堆内压力力15.5MPPa。下下图为压压水堆的的热力系系统示意意图。压水堆核电电站的最最显

12、著的的特点是是结构紧紧凑，堆堆芯的功功率密度度大。由由于水中中的氢原原子核与与中子相相当，每每次碰撞撞时，中中子损失失的能量量最多。因因此，在在各种慢慢化剂中中，水的的慢化能能力最强强。同时时水也是是良好的的冷却剂剂，它比比热大，导导热系数数高，在在堆内不不易被活活化，不不容易腐腐蚀不锈锈钢、锆锆等结构构材料。所所以用水水作慢化化剂和冷冷却剂。压水堆核电站另一个特点是基建费用低、建设周期短。压水堆核电电站的主主要缺点点是两个个：第一一，由于于水的沸沸点低，必必须采用用高压的的压力容容器，导导致压力力容器的的制造难难度和制制造费用用的提高高。第二二，必须须采用有有一定富富集度的的核燃料料。2 沸

13、水堆在压水堆核核电站中中，一回回路的冷冷却剂通通过堆芯芯时被加加热，随随后在蒸蒸汽发生生器中将将热量传传给二回回路的水水使之沸沸腾产生生蒸汽。那那么可不不可以让让水在堆堆内沸腾腾产生蒸蒸汽呢。沸沸水堆正正是为回回答这个个问题而而衍生出出来的。下图是沸水堆的示意图： 与压压水堆相相比，沸沸水堆有有以下几几个优点点：l 直接循环。核核反应堆堆产生的的蒸汽直直接引入入汽轮机机，推动动汽轮发发电机组组发电。这这是沸水水堆与压压水堆最最大的区区别。沸沸水堆核核电站省省去一个个回路，不不再需要要稳压器器和蒸汽汽发生器器。l 工作压力可可以降低低。获得得与压水水堆同样样的温度度，只需需加压到到7MPPa左右

14、右。l 堆芯出现空空泡。沸沸水堆堆堆内有气气泡。运运行经验验的积累累表明，在在任何工工况下慢慢化剂空空泡系数数均为负负值，空空泡的负负反馈是是沸水堆堆的固有有特性，它它使反应应堆更加加稳定。与压水堆相相比，沸沸水堆有有以下几几个缺点点：l 辐射防护和和废物处处理较复复杂。l 功率密度比比压水堆堆小。水水沸腾后后密度降降低，慢慢化能力力减弱。3 重水堆重水堆是指指用重水水(D22O)作作慢化剂剂的反应应堆。按按结构分分，重水水堆可以以分为压压力管式式和压力力壳式。采采用压力力管式时时，冷却却剂可以以与慢化化剂相同同也可以以不同。压压力管式式重水堆堆又分为为立式和和卧式两两种。压压力壳式式只有立立

15、式，冷冷却剂与与慢化剂剂相同。重水堆核电电站的主主要特点点是：l 可以采用天天然铀作作为核燃燃料。重重水的慢慢化能力力仅次于于轻水，但但吸收热热中子的的几率要要比轻水水低两百百多倍，可可以直接接使用天天然铀作作为核燃燃料。l 比轻水堆更更节约铀铀。约比比轻水堆堆节约220。l 可以不停堆堆更换核核燃料。l 重水堆的功功率密度度低，同同样功率率的重水水堆的堆堆芯体积积比压水水堆大110倍左左右。l 重水费用昂昂贵，约约占重水水堆基建建投资的的1/66以上。4 高温气冷堆堆高温气冷堆堆是以气气体作为为冷却剂剂的气冷冷堆。高高温气冷冷堆有很很广阔的的发展前前景，但但在技术术上还没没有到达达成熟的的阶

16、段。5 快中子堆快堆，是堆堆芯中核核燃料裂裂变反应应主要有有平均能能量为00.1MMeV以以上的快快中子引引起的反反应堆。快堆是一种种增殖堆堆，从某某种意义义上来说说，是一一个既生生产电能能，又生生产核燃燃料的反反应堆。三 压水堆核反反应堆本本体结构构和主系系统压水堆核电电站主要要由核岛岛和常规规岛组成成。压水水堆核电电站核岛岛的四大大部件是是堆芯、蒸蒸汽发生生器、稳稳压器和和主泵。压水堆的核核燃料是是高温烧烧结的圆圆柱形二二氧化铀铀陶瓷燃燃块，称称之为燃燃料芯块块。燃料料芯块中中铀-2235的的富集度度约3，一个个一个地地重叠的的放在锆锆4合合金管内内。这种种合金管管称之为为燃料元元件包壳壳

17、。锆管管两端由由端塞，燃燃料芯块块完全封封闭在锆锆金属管管内，构构成细而而长的燃燃料元件件。见图图：压水水堆燃料料元件棒棒。密封封的燃料料元件构构成了包包容放射射性物质质的第一一道安全全屏障。这这些燃料料元件用用定位隔隔架定位位，组成成燃料组组件。将将一百多多根燃料料组件组组装在一一起，构构成了压压水堆的的堆芯。 图：压水水堆燃料料元件棒棒 图：压水堆堆压力容容器内结结构图由燃料组件件组装成成的堆芯芯放在一一个很大大的压力力容器内内。压水水堆的最最关键的的设备之之一是压压力容器器，它是是不可更更换的。控制棒束由由上部插插入堆芯芯，在压压力容器器顶部有有控制棒棒束的驱驱动机构构。作为慢化剂剂和冷

18、却却剂的轻轻水，由由压力容容器侧面面进来后后，经过过吊篮和和压力容容器之间间的环形形下降段段，再从从底部下下腔室进进入堆芯芯。冷却却水通过过堆芯后后，温度度升高，密密度降低低，再从从堆芯上上部流经经上腔室室流出压压力容器器。这些高温的的堆芯冷冷却水从从压力容容器上部部离开反反应堆后后，经过过热管段段，进入入蒸汽发发生器。冷冷却剂从从蒸发器器的U形形传热管管内一次次侧流出出后，将将热量传传递给传传热管外外流动的的二次侧侧工质。此此后冷却却剂流出出蒸发器器，经过过回路中中间管段段流到主主泵，经经过主泵泵升压后后，通过过冷段又又流到反反应堆，形形成封闭闭的冷却却剂在其其内往返返循环的的冷却剂剂回路系

19、系统（也也称一回回路系统统）。由于体积膨膨胀及其其它原因因，在密密闭回路路内冷却却剂的压压力会波波动，从从而使反反应堆的的运行工工况不稳稳定。因因此，在在反应堆堆压力容容器出口口和蒸发发器之间间的一回回路热管管段安装装有稳压压器。稳稳压器是是一个高高大的空空心圆柱柱体。下下部为水水，通过过浸泡在在饱和水水下的电电加热器器产生蒸蒸汽并浮浮升到稳稳压器的的上部空空间，利利用蒸汽汽的弹性性来维持持核反应应堆冷却却剂的稳稳定压力力。第三节 AP10000的系系统特点点1 AP10000概况况西屋公司在在开发AAP10000之之前，已已完成了了AP6600的的开发工工作，并并于19998年年9月获得得美

20、国核核管会（NRC）的最终设计批准（FDA），1999年12月则获得NRC的设计许可证，该设计许可证的有效期为15年。 为了适应电电力用户户日益增增长的电电网规模模，提高高经济性性方面的的竞争力力，西屋屋公司在在AP6600的的基础上上推出了了AP110000。20002年3月28日西屋公公司向美美国NRRC提交交了APP10000的认认证申请请。A10000是一种双双环路110000 MWW的压水水堆核电电机组，AP110000的设计计完全建建立在 AP6600已已论证技技术基础础之上，是AP6600的的延伸，保持了了AP6600的的基本设设计：堆堆芯尺寸寸基本不不变，采用非非能动的的安全系

21、系统，其设计计与性能能特点满满足用户户要求文文件（UURD）的的要求。2 AP10000的主主要设计计参数见表一3 主要系统设设计特征征l 反应堆系统统AP10000 的的堆芯由由1577 个14 英尺的的Robbustt 燃料料组件构构成，其其名义热热功率为为34000MWWt。AP110000 的堆堆芯设计计基本上上保持了了传统PPWR 堆芯设设计的思思想。在在堆芯构构造、设设计准则则、分析析方法以以及运行行保护值值的确定定等方面面，APP10000 的的设计完完全遵循循传统PPWR 的设计计理念。AP10000 的的燃料组组件是由由西屋公公司在有有实际运运行经验验的17717 XL Ro

22、bbustt 燃料料组件的的基础上上结合一一些经过过验证的的成熟技技术设计计形成。改改进设计计后的燃燃料组件件在热工工水力和和燃耗方方面的性性能得到到进一步步提高并并且更便便于维修修。对于于可燃毒毒物西屋屋公司提提供了IIFBAA 和钆钆两种建建议。AAP10000 堆芯核核设计依依据与第第二代压压水堆基基本相同同。具备备不调硼硼负荷跟跟随能力力；从初初始堆芯芯开始就就实现118 个个月长燃燃料循环环；设计计工具先先进；设设计方法法和设计计内容与与第二代代压水堆堆，相比有有一定改改进；达达到第三三代压水水堆的要要求。是是世界上上先进的的堆芯核核设计之之一。AAP10000 的堆芯芯热工水水力设

23、计计采用的的是成熟熟的可靠靠的传统统的设计计思路和和技术；西屋公公司提供供的堆芯芯功率、系系统压力力、冷却却剂流量量和温度度等数据据与堆芯芯DNBBR 裕裕量是相相互自洽洽匹配的的，这些些数据是是可信的的；APP10000 沿沿袭西屋屋的设计计传统留留有足够够的堆芯芯DNBBR 裕裕量（119%）且且满足UURD 关于155%的热热工裕量量的要求求；APP10000 降降低一次次侧温度度为保证证堆芯热热工裕量量带来了了比较大大的贡献献但导致致二次侧侧主蒸汽汽参数降降低。l 反应堆冷却却剂系统统AP10000 反反应堆冷冷却剂系系统的主主要功能能与传统统压水堆堆核电站站（如MM3100）的功功能

24、要求求相同，因因而两者者的设计计基准、主主要设备备的安全全分级、制制造质量量要求、抗抗震要求求以及选选材方面面的考虑虑也基本本相同。但但由于AAP10000 安全系系统的非非能动化化，降低低了冷却却剂系统统及其相相连系统统的某些些安全功功能的要要求，因因而在冷冷却剂系系统及其其设备的的设计上上均有许许多不同同的特点点。 两台蒸汽发发生器对对称布置置，系统统管路由由两个主主冷却剂剂环路构构成。每每个环路路的冷端端完全相相同，并并采用了了大半径径弯管使使管路流流动阻力力降低，并并为调节节冷热管管不同的的膨胀率率提供柔柔韧性。管管子整体体锻造，消消除焊缝缝，既降降低成本本，也减减少在役役检查的的工作

25、量量。管路路结构和和材料的的选择显显著降低低了管子子的应力力。 主泵采用屏屏蔽式泵泵，电机机与水泵泵共用一一根转动动轴，其其间没有有联轴器器，所有有转动部部件均被被包容在在与主回回路冷却却剂相连连通的承承压壳中中。由于于屏蔽泵泵没有轴轴封，使使主回路路成为一一个“封闭的的”系统，传传统压水水堆核电电站中的的轴封LLOCAA 事件件在APP10000 设设计中不不会发生生。另外外，主泵泵直接安安装在蒸蒸汽发生生器下封封头上，可可使泵与与蒸汽发发生器采采用同一一个支撑撑，大大大简化了了支撑系系统。 与主回路相相连的接接口减少少，压力力边界的的完整性性得到更更可靠的的保障。 在AP10000 设计中

26、中，与主主回路相相连的系系统主要要包括正正常余热热排出系系统和化化容系统统。这些些系统与与主回路路间至少少有两重重的隔离离设施，且且主冷却却剂压力力边界限限制在安安全壳以以内，降降低了安安全壳旁旁路风险险。 正常余热排排出系统统的设计计压力高高于传统统设计，在在安全壳壳以内的的管道设设计压力力与主回回路相同同，在安安全壳以以外管道道的极限限承载能能力不低低于主回回路运行行压力。 化容系统的的换热器器及净化化设施移移到安全全壳内，实实际上已已构成主主冷却剂剂系统的的一部分分，并由由主泵提提供驱动动压头。而而包括补补水泵等等设备在在内的其其它部分分位于安安全壳外外，正常常运行时时不需要要连续运运行

27、，间间歇期内内与主回回路隔离离。 在非能动专专设安全全设施中中，一些些管道的的隔离阀阀不再是是反应堆堆冷却剂剂系统的的压力边边界，这这类阀门门的误动动作或隔隔离失效效不会危危及到冷冷却剂压压力边界界的完整整性，例例如：堆堆芯补水水箱和非非能动换换热器的的隔离阀阀。 AP10000 压压力边界界隔离设设施除了了传统的的高可靠靠性阀门门外，如如：安全全阀和前前三级自自动卸压压阀，还还采用了了高可靠靠性的无无泄漏的的隔离边边界爆破破阀（SSquiib VValvve）。综上所述，AP1000 反应堆冷却剂系统采用了简化、安全和紧凑布置的设计，压力边界相对于传统压水堆核电站有所简化，冷却剂压力边界的完

28、整性比传统设计更加可靠。l 非能动特性性AP10000设计计与传统统的压水水堆设计计相比的的最大不不同点在在于APP10000使用用非能动动的安全全系统来来减缓设设计工况况中有可可能发生生的意外外事故。 安全功能的的实现不不依赖外外界的电电能或动动力以及及人员的的操纵。 依靠状态的的变化、储储能的释释放或自自主的动动作来实实现。如如利用流流体被加加热或蒸蒸发、冷冷却或冷冷凝而产产生的密密度差形形成驱动动压头或或位差形形成的重重力压头头。 非能动安全全系统不不仅简化化了专设设安全设设施，而而且可以以减少人人员干预预而可能能产生的的误动作作，改善善了人机机关系，提提高了安安全性，还还使核电电厂成本

29、本降低。非能动堆芯芯冷却系系统AP10000 非非能动堆堆芯冷却却系统包包括非能能动余热热去除系系统和安安全注入入系统。与与传统压压水堆应应急堆芯芯冷却系系统相比比，APP10000 非非能动堆堆芯冷却却系统除除了具有有安全注注射和应应急硼化化的功能能外，还还具有堆堆芯应急急衰变热热导出和和安全壳壳pH 值控制制的功能能，替代代了传统统压水堆堆辅助（应应急）给给水系统统和安全全壳喷淋淋系统的的部分功功能。 在反应堆冷冷却剂系系统中，引引入一个个非能动动热交换换器。当当冷却剂剂泵失效效时，水水流自然然循环到到该热交交换器，后后者将热热量载带带到安全全壳内的的换料水水箱（IIRWSST）。传传热过

30、程程无需动动力。当当IRWWST 达到饱饱和时，向向安全壳壳大气蒸蒸发，非非能动安安全壳冷冷却系统统动作，冷冷凝水沿沿壳壁流流回环料料水池，可可以实现现长时间间的堆芯芯冷却。 安全注入系系统由两两台堆芯芯补给水水箱（CCMT）、两两台安全全注射箱箱和IRRWSTT 组成成，连接接于反应应堆冷却却剂环路路并充满满硼水，注注射依靠靠重力和和气体储储能的释释放。当当正常上上充水系系统失效效时，可可应付小小泄漏及及由失水水事故引引起的大大泄漏，CMT、安全注射水箱和IRWST 为堆芯提供冷却。 依靠IRWWST 提供冷冷却水注注入保持持LOCCA 后后期冷却却和余热热去除，和和安全壳壳冷却系系统一起起

31、建立再再循环，使使堆芯保保持淹没没。 非能动安全全壳冷却却系统AP10000 非非能动安安全壳冷冷却系统统与传统统压水堆堆的安全全壳喷淋淋系统的的主要功功能相同同，其作作用是发发生LOOCA 事故或或主蒸汽汽管破裂裂事故发发生在安安全壳内内时，排排出安全全壳内的的热量。 非能动安全全壳冷却却系统以以钢安全全壳作为为传热界界面，将将空气从从外层屏屏蔽壳入入口引入入，通过过外部环环廊到达达底部，在在空气折折流板底底部转向向1800 度，进进入内部部环廊，再再沿安全全壳内壁壁向上流流动。由由于内部部环廊空空气被加加热和水水蒸气存存在，造造成内外外环廊空空气密度度差，形形成空气气的自然然循环，空空气最

32、终终从屏蔽蔽壳顶部部烟囱排排出。 在安全壳顶顶部设有有可供772 小小时的冷冷却水贮贮存箱，水水依靠重重力向下下流，在在钢安全全壳弧顶顶和壳壁壁外侧形形成一层层水膜。 当安全壳内内压力或或温度过过高时，系系统自动动开启。由由形成的的水膜和和空气自自然循环环导出安安全壳内内的热量量，降低低安全壳壳的压力力，保证证安全壳壳不受损损坏。非能动安全全壳裂变变产物去去除系统统AP10000 在在设计上上没有安安全相关关的安全全壳喷淋淋系统用用于去除除安全壳壳中的裂裂变产物物。安全全壳大气气中活性性物质的的去除完完全靠自自然的过过程（如如沉淀、扩扩散、热热迁移等等）。事事故后如如安全壳壳内放射射性活度度升

33、高，由由防火系系统提供供的非能能动安全全壳喷淋淋系统在在安全壳壳外充氮氮罐的压压力作用用下进行行喷淋，以以限制裂裂变产物物的释放放。绝大大多数非非气态活活性物质质最终沉沉积在安安全壳地地坑冷却却水中。非能动主控控室可居居留系统统失去交流电电源时，主主控室非非能动应应急可居居留系统统向主控控室通风风和充气气，维持持工作人人员可以以继续居居留的环环境至少少72 小时，并并兼作主主控室、仪仪表间和和直流设设备室的的非能动动热阱。对AP10000 非能动动安全系系统的评评价AP10000 非非能动安安全系统统的设计计满足NNRC 过去的的和新近近的准则则要求，原原理简单单，系统统简化。非非能动原原理在

34、实实际中已已有应用用，如MM3100 的中中压安注注箱和一一回路的的自然循循环实际际上就是是采用非非能动原原理，因因此可以以说是经经过验证证的和成成熟的技技术。并并用PRRA 方方法进行行了定量量分析 在发生设计计基准事事故情况况下，非非能动专专设安全全系统考考虑最严严重的单单一故障障，没有有操作员员动作和和厂内外外非安全全相关电电源的情情况下可可以保持持安全停停堆722 小时时。 对于非能动动安全壳壳冷却系系统，西西屋公司司建立了了一个全全尺寸11/8 部分安安全壳试试验装置置，模拟拟LOCCA 事事故后的的工况，对对冷却水水的分配配、浸湿湿份额、表表面涂层层和灰尘尘的影响响、钢壳壳表面的的清洁等等各个方方面进行行了大量量的试验验。验证证非能动动安全壳壳冷却系系统具有有足够的的能力，满满足执照照申请的的要求。 NRC 在在审查AAP6000 时时，对非非能动安安全系统统已经进进行过详详细审查查。对AAP10000，NRCC 在这这方面提提出的问问题较少少；对提提出的问问题，西西屋公司司都进行行了解答答和澄清清。 西屋公司对对AP6600 和AP110000 的非非能动专专设安全全系统都都申请了了专利。