核电站安全系统有能动安全和非能动安全之分，其区别在于这些系统的安全功能的实现是否依靠外界的电能或动力以及职员的操纵。当前运行中核电站的安全系统大都是能 动的。非能动安全概念是20世纪80年代提出的一种旨在进步核电站安全性和可靠性的新概念。非能动安全系统安全功能依靠状态的变化、储能的开释或自主的动 作来实现，如利用流体被加热或蒸发、冷却或冷凝而产生的密度差形成驱动压头或位差形成的重力压头，无需任何外部动力，在事故工况下，实现应急堆芯冷却和安 全壳喷淋，导出堆芯和安全壳内的热量，确保安全壳的完整性。在保存现有核电站的主要工艺技术的基础上，非能动安全概念的引进，使核电站安全系统的设计发生 了根本的变化。这种非能动安全系统不仅简化了专设安全设施，而且可以减少职员干预而可能产生的误动作，改善了人机关系，进步了核电站的安全性。这一设计理 念的更新，还使核电厂本钱显着下降。正是基于这种设计理念，西屋公司推出AP600和AP1000类型电厂。
一、非能动堆芯冷却系统
AP1000非能动堆芯冷却系统包括非能动余热往除系统和安全注进系统。与传统压水堆应急堆芯冷却系统相比，AP1000非能动堆芯冷却系统除 了具有安全注射和应急硼化的功能外，还具有堆芯应急衰变热导出和安全壳pH值控制的功能，替换了传统压水堆辅助（应急）给水系统和安全壳喷淋系统的部分功 能。
在反应堆冷却剂系统中，引进一个非能动热交换器。当冷却剂泵失效时，水流自然循环到该热交换器，后者将热量载带到安全壳内的换料水箱 （IRWST）。传热过程无需动力。当IRWST达到饱和时，向安全壳大气蒸发，非能动安全壳冷却系统动作，冷凝水沿壳壁流回环料水池，可以实现长时间的 堆芯冷却。
安全注进系统由两台堆芯补给水箱（CMT）、
两台安全注射箱和IRWST组成，连接于反应堆冷却剂环路并布满硼水，注射依靠重力和气体储能的开 释。当正常上充水系统失效时，可应付小泄漏及由失水事故引起的大泄漏，CMT、安全注射水箱和IRWST为堆芯提供冷却。依靠IRWST提供冷却水注进保 持LOCA后期冷却和余热往除，和安全壳冷却系同一起建立再循环，使堆芯保持沉没。
二、非能动安全壳冷却系统
AP1000非能动安全壳冷却系统与传统压水堆的安全壳喷淋系统的主要功能相同，其作用是发生LOCA事故或主蒸汽管破裂事故发生在安全壳内时，排出安全壳内的热量。
美国AP1000核反应堆示意图
非能动安全壳冷却系统以钢安全壳作为传热界面，将空气从外层屏蔽壳进口引进，通过外部环廊到达底部，在空气折流板底部转向180度，进进内部环 廊，再沿安全壳内壁向上活动。由于内部环廊空气被加热和水蒸气存在，造成内外环廊空气密度差，形成空气的自然循环，空气终极从屏蔽壳顶部烟囱排出。在安全 壳顶部设有可供72小时的冷却水贮存箱，水依靠重力向下流，在钢安全壳弧顶和壳壁外侧形成一层水膜。当安全壳内压力或温度过高时，系统自动开启。由形成的 水膜和空气自然循环导出安全壳内的热量，降低安全壳的压力，保证安全壳不受损坏。
三、非能动安全壳裂变产物往除系统
AP1000在设计上没有安全相关的安全壳喷淋系统用于往除安全壳中的裂变产物。安全壳 大气中活性物质的往除完全靠自然的过程（如沉淀、扩散、热迁移等）。事故后如安全壳内放射性活度升高，由防火系统提供的非能动安全壳喷淋系统在安全壳外充 氮罐的压力作用下进行喷淋，以限制裂变产物的开释。尽大多数非气态活性物质终极沉积在安全壳地坑冷却水中。非能动主控室可居留系统失往交流电源时，主控室 非能动应急可居留系统向主控室透风和充气，维持工作职员可以继续居留的环境至少72小时，并兼作主控室、仪表间和直流设备室的非能动热阱。
四、非能动主控室可居留系统
失往交流电源时，主控室非能动应急可居留系统向主控室透风和充气，维持工作职员可以继续居留的环境至少72小时，并兼作主控室、仪表间和直流设备室的非能动热阱。
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