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         AP1000 設計的革命性變化在設計理念上，這就是采用非能動方式簡化安全系統。核電站安全系統有能動安全和非能動安全之分，其區別在于這些系統的安全功能的實現是否 依賴外界的電能或動力以及人員的操作。當前運行中核電站的安全系統大都是能動的。非能動安全概念是20世紀80年代提出的一種旨在提高核電站安全性和可靠 性的新概念。非能動安全系統安全功能依靠狀態的變化、儲能的釋放或自主的動作來實現，如利用流體被加熱或蒸發、冷卻或冷凝而產生的密度差形成驅動壓頭或位 差形成的重力壓頭，無需任何外部動力，在事故工況下，實現應急堆芯冷卻和安全殼噴淋，導出堆芯和安全殼內的熱量，確保安全殼的完整性。在保留現有核電站的 主要工藝技術的基礎上，非能動安全概念的引入，使核電站安全系統的設計發生了根本的變化。這種非能動安全系統不僅簡化了專設安全設施，而且可以減少人員干 預而可能產生的誤動作，改善了人機關系，提高了核電站的安全性。這一設計理念的更新，還使核電廠成本顯著下降。正是基于這種設計理念，西屋公司推出 AP600和AP1000類型電廠。
　　一、非能動堆芯冷卻系統
         AP1000非能動堆芯冷卻系統包括非能動余熱去除系統和安全注入系統。 與傳統壓水堆應急堆芯冷卻系統相比，AP1000非能動堆芯冷卻系統除了具有安全注射和應急硼化的功能外，還具有堆芯應急衰變熱導出和安全殼 pH 值控制的功能，替代了傳統壓水堆輔助（應急）給水系統和安全殼噴淋系統的部分功能。在反應堆冷卻劑系統中，引入一個非能動熱交換器。當冷卻劑泵失效時，水流 自然循環到該熱交換器，后者將熱量載帶到安全殼內的換料水箱（IRWST）。傳熱過程無需動力。當 IRWST達到飽和時，向安全殼大氣蒸發，非能動安全殼冷卻系統動作，冷凝水沿殼壁流回環料水池，可以實現長時間的堆芯冷卻。安全注入系統由兩臺堆芯補給水箱（CMT）、兩臺安全注射箱和IRWST 組成，連接于反應堆冷卻劑環路并充滿硼水，注射依靠重力和氣體儲能的釋放。當正常上充水系統失效時，可應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 為堆芯提供冷卻。依靠 IRWST 提供冷卻水注入保持LOCA后期冷卻和余熱去除，和安全殼冷卻系統一起建立再循環，使堆芯保持淹沒。
　　二、非能動安全殼冷卻系統
       AP1000非能動安全殼冷卻系統與傳統壓水堆的安全殼噴淋系統的主要功能相同，其作用是發生LOCA事故或主蒸汽管破裂事故發生在安全殼內時，排出安全殼內的熱量。非能動安全殼冷卻系統以鋼安全殼作為傳熱界面，將空氣從外層屏蔽殼入口引入，通過外部環廊到達底部，在空氣折流板底部轉向180度，進入內部環廊，再沿安全殼內壁向上流動。由于內部環廊空氣被加熱和水蒸氣存在，造成內外環廊空 氣密度差，形成空氣的自然循環，空氣最終從屏蔽殼頂部煙囪排出。在安全殼頂部設有可供72小時的冷卻水貯存箱，水依靠重力向下流，在鋼安全殼弧頂和殼壁外側形成一層水膜。當安全殼內壓力或溫度過高時，系統自動開啟。由形成的水膜和空氣自然循環導出安全殼內的熱量，降低安全殼的壓力，保證安全殼不受損壞。
           三、非能動安全殼裂變產物去除系統
         AP1000在設計上沒有安全相關的安全殼噴淋系統用于去除安全殼中的裂 變產物。安全殼大氣中活性物質的去除完全靠自然的過程（如沉淀、擴散、熱遷移等）。事故后如安全殼內放射性活度升高，由防火系統提供的非能動安全殼噴淋系 統在安全殼外充氮罐的壓力作用下進行噴淋，以限制裂變產物的釋放。絕大多數非氣態活性物質最終沉積在安全殼地坑冷卻水中。非能動主控室可居留系統失去交流 電源時，主控室非能動應急可居留系統向主控室通風和充氣，維持工作人員可以繼續居留的環境至少72小時，并兼作主控室、儀表間和直流設備室的非能動熱阱。
　　四、非能動主控室可居留系統
        失去交流電源時，主控室非能動應急可居留系統向主控室通風和充氣，維持工作人員可以繼續居留的環境至少72小時，并兼作主控室、儀表間和直流設備室的非能動熱阱。