1、核反应堆安全学,第二章 核电厂安全设计,杨燕华 上海交通大学核科学与工程学院 2009年8月,第二章 核电厂安全设计,2.1 核电厂基本设计原则 2.2 核电厂安全设计要求的改进 2.3 核电厂安全系统,2.1 核电厂安全设计原则,核电厂安全设计原则,安全设计总原则 辐射安全准则 基本设计原则 基本设计准则 质量保证,核电厂安全设计总原则,纵深防御基本安全原则 多级防御 多道屏障 单一故障准则 设计基准事故准则,安全原理,系统设备的可靠性设计准则,第一道防线预防事故（预防） 设计偏安全 质量保证系统 安全标准 第二道防线监测事故（监测） 检测和纠正偏离正常运行状态 保护装置、系统 安全裕量（多
2、重、设备分级） 第三道防线防止事故扩大（保护） 多道屏障 专设安全措施 停堆系统 第四道防线缓解事故（缓解） 严重事故管理 第五道防线应急计划（应急） 居民屏蔽、撤退、供给药物,安全设计中的多级防御,第一道防线预防事故(预防),目的 对事故的预防 设计要求 精心设计、建造和运行核电厂，防止发生故障 使放射性物质始终处于设计许可的位置并受到监控 核电厂的设计必须是稳妥的和偏于安全的 电厂各系统、各设备不能出现不允许的差错或故障 管理要求 建立周密的程序，严格的制度和必要的监督 建立一整套质量保证和安全标准 按严格的质量标准、工程实践经验以及质量保证程序进行设计、制造、安装、调试、运行和维修 工作
3、人员的要求 加强对核电站工作人员的教育和培养,第二道防线监测事故(监测),目的 防止运行中出现的偏差发展成为事故 这是考虑到即使在核电厂的设计、建造和运行中采取了各种措施，电厂仍然可能会发生故障。 提供工程系统，防止事件演变成事故 设计要求 设置可靠保护装置和工程系统 它们的功能是探测妨碍安全的瞬变，完成适当的保护动作 这些系统必须按保守的设计实践设计 必须留有足够的安全裕量并应配有重复探测、检查和控制手段 各种测试仪表必须具备较高的可靠性。 运行管理要求 必要时启用由设计提供的安全系统和保护系统 防止设备故障和人为差错酿成事故,第三道防线防止事故扩大（保护）,目的 限制事故引起的放射性后果
4、通过提供工程系统缓解事故，是对于前两道防御的补充 它专门用于对付那些几乎不可能发生但从安全角度又必须加以考虑的各种事故。 限制和尽量减少放射性释放量 设计要求 配置必需的专设安全设施，以便对付预期假想事故 保证多道屏障的完整性 确保停堆系统的可靠性 运行管理要求 启用核电站安全系统 加强事故中的电站管理 防止事故扩大，保护安全壳厂房,第四道防线缓解事故（缓解）,目的 针对设计基准可能已被超过的严重事故 保证放射性释放在尽可能低的程度 保护包容功能 设计要求 制定事故管理规程(SAM) 制定防止事故进展的补充措施和规程 制定减轻严重事故后果的措施 运行管理要求,第五道防线应急计划（应急）,目的
5、万一发生极不可能发生的事故，并且有放射性外泄，启用厂内外应急响应计划 在严重事故工况下保护厂外公众免受过量的辐射 努力减轻事故对居民的影响 运行管理要求 每个核电厂均应制订应急计划 能对附近居民实行屏蔽、疏散、供给药物 并对食物进行封锁，使损害降到最小限度,多道屏障,燃料芯块 元件包壳 一回路压力边界 安全壳 放射性保护区,防止放射性物质外泄的四道屏障,安全壳,单一故障准则,定义某部件出现故障时，它的功能能保证 安全系统的冗余原则 多样性原则 失效安全原则 独立性原则,单一故障准则,满足单一故障准则的设备组合 在其任何部位发生单一随机故障时，仍能保持所赋于的功能。 由单一随机事件引起的各种继发
6、故障，均视作单一随机故障的组成部分 采用多样性原则能减少某些共因故障或共模故障，从而提高某些系统的可靠性,共因故障 由特定的单一事件或起因导致若干装置或部件功能失效的故障,设计基准事故准则,最大可信事故 以设计基准事故为基础的安全评价确定论评价法 以概率风险理论为核电站安全评价概率安全评价,基于纵深防御的思想,基于风险的思想,设计基准事故,阻止事故的发展 设置专设安全设施 专设安全设施的设计基准 最大假想事故（最大可信事故） 具有最大可信的，在特定范围内可能发生严重后果的事故 认为若能防范最大假想事故，其他事故必能防范 设计基准事故（Design Based Accident） 设计基准以内的
7、事故 事故的发生可能性 根据社会可接受的程度 将事故分成了可信与不可信,预防事故的基本措施,设计上对放射性泄出物的纵深防御原则 固有安全性和故障安全原则 安全组合的单一故障准则 安全系统的多重性和多样性原则 保守的设计 严格的厂址要求 严格的质量保证 ,保守的设计,可靠的设备,辐射安全准则,剂量表述准则 风险相关准则 源项相关准则,核电厂基本设计原则,大部分体现在：法规核动力厂设计安全规定 ，HAF102 -5.8 系统和部件的可靠性设计单一故障准则 冗余性原则（多样性原则） 多样性原则 独立性原则 故障安全原则（失效安全原则） 定期试验、维护、检查的措施 固有安全性的设计原则 运行人员操作优
8、化的设计 运行经验的系统反馈,冗余性原则,又称多重性原则 适用于安全系统 内容 设计中留有冗余度，即系统是双重或多重配置的，单一部件的失效不会使整个系统失去功能 作用 一套设备出现故障或失效是可承受的，不致于导致功能的丧失 例 在某一特定功能可由任意两台泵完成之处，设置三台或四台泵。为满足多重性要求，可采用相同的或不同的部件。,多样性原则,多样性 为执行某一确定功能 设置多重部件或系统 这些部件或系统具有不同属性 获得不同属性的方式 采用不同的工作原理 不同的物理变量 不同的运行条件 使用不同制造厂的产品,独立性原则,独立性 为了提高系统的可靠性，防止发生共因故障或共模故障，系统安全系统各个冗
9、余支之间，通过功能隔离或实体分隔，实现系统布置和设计的独立性。 （1）保持多重系统部件之间的独立性； （2）保持系统中各部件与假设始发事件效应之间的独立性例如，假设始发事件不得引起安全系统或安全功能的失效或丧失 （3）保持不同安全等级的系统或部件之间适当的独立性； （4）保持安全重要物项与非安全重要物项之间的独立性。 功能隔离 为防止线路或系统的功能受到相邻线路或系统的运行方式或故障的影响所采取的措施。独立性可在系统设计中通过功能隔离或实体分隔实现。,故障安全原则,又称失效安全原则 内容 核电厂安全极为重要的系统和部件的设计，应尽可能贯彻故障安全原则 易于损坏的安全相关电气或机械部件，设计必须
10、遵循失效安全的原则 寿命短的设备，设计必须是失效安全原则 控制系统失效应能引起停堆 核系统或部件发生故障时，电厂应能在毋需任何触发动作的情况下进入安全状态 作用 任何失效或故障应使电厂的状态趋于安全 例 控制系统的故障应自动地引起停堆 重要的阀门在断电时自动关/开，处于安全状态,定期试验、维护、检查的措施,为使核电厂安全有关的重要构筑物、系统和部件保持其执行功能的能力，应在核电厂的寿期内对它们进行标定、试验、维护、修理、检查或监测。,固有安全性设计原则,设计上要充分采用固有安全性 固有安全性能在异常工况下使堆内链式反应自动趋于中止或有效地带走堆芯热量 比如，在压水堆设计中 负反应性温度系数和多
11、普勒系数的自然安全性 靠重力、蓄压势和承压构件等非能动安全性,运行经验的系统反馈,人因的影响 在异常工况下，操纵员若能采用正确的行动，对未明情况下反应堆安全可作出重要的贡献 操纵员若未能作出正确的判断即动用安全设施或采用了错误的应对措施，对核安全是很大的威胁。 人为差错导致的后果 核电运行史上发生的异常事件(从较小事件直至严重事故) 的最重要教训之一，它们经常是人的错误操作或干预的结果。 统计表明，人为差错是系统失效的主导因素。 运行经验的系统反馈 吸取教训总结经验，运行经验的系统反馈有利于改进系统设计和运行规程,运行人员操作优化的设计,从安全观点出发，厂区人员的工作场所和工作环境必须按人机工
12、效学原则进行设计,剂量表述准则,根据美国联邦法规10CFRl00的定义，核电站分为三个区域 隔离区 (EAB) ：厂区周围的管辖区域 低人口密度区 (LPZ) ：隔离区的外围 到居民中心的距离(DPC)：至少应等于从反应堆到低人口密度区外边界距离的1.3 倍，若涉及大城市，这个距离必须更大一些 我国 隔离区:半径在500m左右 低人口密度区:半径为510公里,事故后两小时内，位于隔离区边界处的个人所受全身剂量不应超过0.25 SV，且甲状腺经受的碘照射剂量不超过3 Sv；,事故后无限长时间内，位于低人口密度区外边界处的个人所受全身剂量不应超过0.25Sv，且甲状腺经受的碘照射剂量不超过3Sv,
13、风险相关准则,提出：美国的安全目标 核电厂周围由核事故造成急性死亡的人均风险，不应超过美国人值常可能遭受的各种其他事故下急性死亡总风险的0.1 核电厂附近居民因核电厂运行而遭受癌症死亡的风险不应超过由其他原冈造成的 癌症死亡总风险的0.1 应用局限 风险相关准则涉及社会其他风险，需要有可靠而充分的统计数据 计算方法本身的不定性也很大 因而目前还未用作正式的管理准则,源项相关准则,提出：意大利、瑞典的安全目标 对核电厂事故设定一个放射性物质释放总量的限值，而不管这些事故的发生概率大小。 在95置信度下严重事故工况下核电厂向环境释放的放射性物质总量，除惰性气体外，不应超过堆芯放射性总装量的0.1。
14、 满足这一准则的核电厂的严重事故不会造成早期死亡，也不会有不能承受的土地污染后果 应用局限 相当于假定释放量大于限值的那些事故，实际上是不可能发生的，或者说是不允许发生的,基本设计准则,通用设计准则 核设备安全分级,通用设计准则,与核电厂有关的设计建造还有专门的准则、标准和规则。 美国60年代按纵深防御原则提出的设计准则，是各国准则的基础。 美国相关核电的法规中包括有“通用设计准则(GDC)”，定性地描述了基本安全要求。GDC共五十余条，按内容可以分成六大组。,通用设计准则,美国相关核电的法规中包括有“通用设计准则(GDC)”,核设备安全分级,不同的具备因其对安全的重要程度和功能不同，质量要求
15、也有所区别，所以核电厂的构筑物、设备、系统要作安全分级 分四个不同的安全级列 安全l，2，3级的系统和设备必须考虑防火和抗震,核设备安全分级表,质量保证,质量保证的任务是 确保设计工作执行了指定的质量要求 确保加工和和组装按设计规格进行 确认进行了试验，验证有关的部分满足技术规格要求 确认电厂是按预定规则运行和维护的,2.2 核电厂安全设计原则的改进,新建核电厂设计中几个重要安全问题的技术政策,2002 核动力厂设计安全规定HAF102,2004,核电厂安全设计原则的改进,严重事故管理 概率安全分析方法的应用 核电厂设计管理 经验证的工程实践 主控室人机接口 采用计算机的控制和保护系统,新建核
16、电厂设计中几个重要安全问题的技术政策,2002,严重事故管理,国内现有法规 2004年前对严重事故的对策没有提出很具体的要求 2004年颁发的“核动力厂设计安全规定”提出了法规要求 政策的改进 随着国际上对核安全，尤其是严重事故对策要求的提高，我国在2003年国家核安全局颁发的新建核电厂设计中几个重要安全问题的技术政策中首次特别强调了对严重事故的管理要求 2004年颁发的“核动力厂设计安全规定”以法规的形式作出了要求 目前要求针对新建电厂,新建核电厂严重事故管理要求,使用概率论方法、确定论方法并结合合理的工程判断来确定可能导致严重事故的重要事故序列 对照一套准则审查这些事件序列，以确定哪些严重
17、事故应该给予考虑 对于所选定的事件序列，应该评价设计和规程能否修改来减少其发生的可能性和减轻其后果。如果这些修改合理可行，就应该付诸实施 应考虑核电厂的全部设计能力，包括可能在超出规定的功能和预期的运行工况下使用某些系统（安全系统和非安全系统），和使用附加的临时系统，使严重事故返回到受控状态或减轻它们的后果。应证明这些系统在预期环境条件下可以起到这些作用 对于多堆厂址，可以考虑使用其它机组可用的手段和可能的支持，前提是不会危害其他机组的安全运行 对有代表性的和主导性的严重事故，应该制定相应的事故管理规程,新建核电厂设计中几个重要安全问题的技术政策,2002,概率安全分析方法的应用,定位 概率安
18、全分析方法是确定论方法的辅助和补充，应该在核电厂设计中得到应用。 概率安全分析是目的 确认核电厂有一个平衡的设计，以保证某个设施或始发事件对核电厂总的风险贡献不会过大，或有显著的不确定性； 确认核电厂参数小的偏离不会导致核电厂性能严重异常 提供严重堆芯损坏概率的评价和需要场外早期响应的大量放射性释放的风险评价，以确认与概率安全目标的一致性 提供外部灾害事件发生概率及其后果的评价 确认通过系统设计的改进或运行规程的修改能够降低严重事故发生频度和减轻其后果 评价核电厂应急规程的充分性 要求 在不同的设计阶段，和为了不同的目的，可以分步完成概率安全分析工作，如 概念设计阶段可以完成简化的概率安全分析
19、 工程设计阶段则完成完整的概率安全分析,新建核电厂设计中几个重要安全问题的技术政策,2002,核电厂设计管理,核电厂设计管理的目的 保证安全重要构筑物、系统和部件具有适当的性能、技术规格和材料成分，以保证它们的安全功能和核电厂安全运行 保证能够满足营运单位的要求，并切实考虑了运行核电厂人员的能力和限制 对设计单位内部管理的要求 设计单位应保证各级人员受过适当的培训，具有合格的技术水平 在设计的各个部门之间，及与用户、供货商、建造者和合同商之间，都建立了良好的接口 制定并严格执行了有效的程序，来审查、校核和批准所有的安全相关设计 建立了良好的安全文化 设计单位与核电厂之间的关系 设计单位应提供足
20、够的设计信息，以保证核电厂的安全运行、维护，并允许以后可能的设计修改 设计单位也应推荐将纳入核电厂管理和运行规程(如运行限值和条件等)的实践 对设计方法的要求 设计管理应在确定论方法的基础上考虑概率安全分析的结果 保证设计是经过反复迭代、不断完善的过程 切实考虑了事故的预防和缓解 对设计可靠性的要求 设计管理应该保证充分采用了合理的设计措施，充分吸取了运行、退役的实践经验，所产生的放射性物质的活度和体积都尽可能小 对设计审查的要求 营运单位在将设计提交核安全当局审查前，应保证安全评价已经过独立于设计的人员或单位的验证,新建核电厂设计中几个重要安全问题的技术政策,2002,经验证的工程实践,设计
21、应用的标准与规范的要求 安全重要构筑物、系统和设备的设计应该遵照经批准的最新的或当前应用的标准和规范 要评价和确定标准和规范是否适用、恰当和充分，并进行必要的补充和修改，以保证它们的最终质量与所需的安全功能相适应 对使用未被批准过的设计或设施的要求或者与现有工程实践有差别 需要用适当的研究结果来证明其足够安全 在投入使用前应完成足够的试验 在运行中还要适当监测，以证明达到预期的性能 运行经验的应用 设计中应该充分考虑已有核电厂的运行经验和相关的研究成果,新建核电厂设计中几个重要安全问题的技术政策,2002,主控室人机接口,人因问题 在整个设计过程中应充分考虑人因问题 包括运行、试验和维修等人员
22、 人机接口 在可能发生人机关系的各个方面都应提供改进的人机接口，以减少人员发生差错可能性 应充分重视运行经验反馈 人机工效学 应充分应用人机工效学原理，合理设计系统及其自动控制功能，减少运行人员的负担 应为运行人员提供足够的和易于管理的信息，使运行人员能够清楚地了解核电厂所处状态，包括严重事故状态 在需要运行人员干预前，应为运行人员留有足够的宽容时间,新建核电厂设计中几个重要安全问题的技术政策,2002,采用计算机的控制和保护系统,硬件和软件可靠性要求 若安全重要系统的功能与所采用的计算机系统的可靠性有关， 应制定开发和试验计算机硬件和软件的相应标准 在系统的整个寿期，特别是软件开发的全过程中
23、加以实施 整个开发过程应当有适当的质量保证大纲 采用计算机的系统的可靠性应与安全重要系统的可靠性要求相适应 应使用相互补充的开发手段(包括分析和试验)和验证手段来确认达到了所要求的可靠性 硬件和软件的质量和审查要求 当采用计算机的系统应用于保护系统中时，应使用最高质量和实践效果最好的硬件和软件。 应使整个开发过程(包括设计修改、试验和调试)系统地形成文件和便于审查。 为了确认采用计算机系统的可靠性，应由独立于设计者和供货商的专家进行审查,新建核电厂设计中几个重要安全问题的技术政策,2002,核电站安全设计的改进和发展,对第二代核电机组的改进 第三代核电机组的技术要求 第四代核能系统的开发,对第
24、二代核电机组的改进,改进机组运行性能 优化堆芯核燃料换料方案等，以降低运行成本 改进安全系统，加强运行管理，提高安全文化，减少停堆次数和异常事件出现次数 采用“风险引导的在役检查”（Risk informed inservece inspection RIISI），完善核电维修技术 通过这些改进使核电机组的可利用率从70年代初的60左右提高到了现在的约90 发挥机组设计裕量，提高额定功率 运行经验数据进行分析，相对确定设计时的不确定性，发挥裕量设计 采用更高精度的检测仪表，发挥由于考虑仪表误差而留的安全裕量 在保证安全指标的前提下提高机组额定功率 美国己有五十多座机组都通过这些改进使额定功率得
25、到不同程度的提高 延长机组寿期 现有核电机组一般设计寿命是40年 NRC制定了管理导则，已审批通过了六个核电站的机组寿命延至60年, 美国80的机组都要申请延寿 延寿后的发电成本可降低到1.88美分/kWh,第三代核电机组的技术要求,第三代核电机组的基本要求 满足用户要求文件（URD）或者EUR文件为设计要求 具有预防和缓解严重事故措施 经济上能与天然气机组相竞争的核电机组及其反应堆 如AP-1000、EPR、SBWR等第三代核电机组的设计原则 在第二代核电机组已积累的技术储备和运行经验的基础上，针对其不足之处，进一步采用经过开发验证可行的新技术 显著改善其安全性和经济性，满足URD文件或 E
26、UR文件和 NUSS建议法规的要求 同时，应能在 2010年前后进行商用核电站的建造,第三代核电机组的技术特点,安全性满足URD文件要求 堆芯熔化事故概率1.010-5堆年 大量放射性释放到环境的事故概率1.010-6堆年 因此，应有预防和缓解严事故的设施。核燃料热工安全余量15 经济性能与联合循环的天然气电厂相竞争 机组可利用率 87% 设计寿命为60年 建设周期不大于54个月 采用非能动安全系统 利用物质的重力，流体的对流，扩散等天然原理，设计不需要专设动力源驱动的安全系统，以适应在应急情况下冷却和带走堆芯余热的需要 系统简化，设备减少，又提高了安全度和经济性 单机容量大型化 美国西屋公司
27、AP-1000型机组为100万千瓦电功率 法国EPR机组为150万170万千瓦电功率 日本三菱正在设计170万千瓦NP-21型压水堆核电机组 俄罗斯正在设计150万千瓦的WWER型第三代核电机组 日本东芝和日立正在设计170万千瓦沸水堆 ABWR-,第三代核电机组的技术特点,压水堆一回路采用偶数环路 使安全系统的布置合理，容易实现冗余系统的相互隔离和独立性 美国AP-1000两环路，韩国 CP-1300两环路 每环一台蒸汽发生器和两台主泵 日本三菱的NP-21，欧洲的ERP和俄罗斯的WWER-1500四环路 每环一台蒸汽发生器和一台主泵 采用全范围数字化控制系统 显著提高可靠性 改善人因工程
28、避免误操作 施工建设模块化以缩短工期 缩短工期有效办法之一 改变传统的把单项设备逐一运往工地安装方式，向模块化方问发展 以设计标准化和设备制造模块化的方式尽可能在制造厂内（条件较工地好）组装好，减少现场施工量以缩短工期 ABWR机组已成功地采用了这种技术 AP-1000采用模块化设计、建造技术，工期可缩短为48个月 德国、美国、南非正在研究设计的高温气冷堆，也往模块化方向发展,第四代核能系统的开发,“第四代国际核能论坛” Generation IV Nuclear Energy Intertional Forum，简称GIF 美国、英国、瑞士、南非、日本、法国、加拿大、巴西和阿根廷，欧盟先进性
29、和竞争能力 安全性 经济性 可持续发展性 防核扩散 防恐怖袭击,超临界水冷堆（ SCWR） 非常高温气冷堆（VHTR） 熔盐堆（MSR） 纳冷快堆（SFR） 铅冷快堆（LFR） 气冷快堆（GFR）,第四代核能系统技术目标,经济性 比投资不大于1000美元kW，发电成本不大于3美分kWh，建设周期不超过三年 安全性 非常低的堆芯熔化概率和燃料破损率，人为错误不会导致严重事故，不需要厂外应急措施 可持续发展性 尽可能减少核从业人员的职业剂量，尽可能减少核废物产生量，对核废物要有一个完整的处理和处置方案，其安全性要能为公众所接受 防核扩散 核电站本身要有很强的防核扩散能力，核电和核燃料技术难于被恐怖
30、主义组织所利用，这些措施要能用科学方法进行评估 其他 要有全寿期和全环节的管理系统要有国际合作的开发机制,2.3 核电厂安全系统,核电厂安全系统,先进核电站安全系统 反应堆控制与保护功能 核电厂主要安全系统,AP600核电厂安全系统,AP1000安全系统设计理念,EPR核岛布置,特点： 4个安全子系统，每个安全系统都可以独立完成安全功能 每个安全系统有相互独立的厂房 采用堆芯熔融物扩展区，防止安全壳底部融穿 双层安全壳 内层：预应力混凝土 外层：钢筋混凝土,堆芯熔融物扩展区,安全厂房,反应堆厂房,EPR厂房布置浏览,特点： 防飞机撞击 主控室在两厂房之间 安全厂房的两个分开布置，两个有足够厚的
31、墙 两个应急柴油机分开布置 防震 底部混凝土6m厚,主控室,乏燃料厂房,应急柴油机,EPR电厂布置,核电厂主要安全系统,反应堆正常运行调节系统 反应堆安全保护系统 专设安全保护设施 化学与容积控制系统,正常运行调节系统,安全保护系统,反应堆控制与保护功能,反应堆正常运行调节系统,作 用：纵深防御第一层 预防,运行条件：所有正常和异常工况,控制裂变过程功率调节系统 有效冷却 压力调节系统 稳压器水位调节系统 給水调节系统 放射性包容,防止事故发生,反应堆安全保护系统,反应堆停堆 停堆保护系统 燃料的继续冷却 应急堆芯冷却系统 余热排出系统 裂变产物的包容 安全壳系统,作 用：纵深防御第二四层 保
32、护缓解,运行条件：当调节系统无法维持时,提供事故的缓解和安全设施,要求：任何条件下都能安全可靠停堆,设置多套停堆系统 停堆安全棒 强中子吸收溶液（硼、浓硝酸钆）,停堆系统,停堆保护信号 20多个 每个信号四个通道 2/4逻辑,主控室平面图,停堆保护信号,专设安全设施,专设安全设施的功能 安全注入系统（ECCS应急堆芯冷却系统） 辅助給水系统 余热排出系统 安全壳 安全壳喷淋 应急电源 消氢系统,秦山一期 反应堆冷却剂系统和安全壳,专设安全设施的功能,发生失水事故时，向堆芯注人含硼水 阻止放射性物质向大气排放 阻止安全壳中氢气浓集 向蒸汽发生器事故供水,大亚湾核电站安注系统,高压安注 p100p
33、a,低压安注 p10pa,安注箱 p60pa,秦山一期安注系统模拟图（ECCS）,高压注射 中压注射 低压注射,应急水箱,CANDU,应急堆芯冷却系统（ECCS）,大亚湾核电站化容系统,秦山一期 化容系统（CVCS） 模拟图,大亚湾核电站给水系统,秦山一期给水系统模拟图,燃料芯块,燃料元件包壳,压力容器,安全壳,应急堆芯冷却系统,ECCS,安全阀,安全壳喷淋,可燃气体浓度控制系统,停堆系统,防止过热破损,过压保护,防止过热过压破损,防止氢气爆炸等,多重安全屏障和安全设施的关系,通过抗震鉴定 通过环境鉴定 不可利用率小于允许值 故障时安全运行 无损在线试验 主控室可手动启动 系统相互间隔离和独立,安全设施的设计要求,
