反應堆安全系統

反應堆保護系統、專設安全設施及其相關的支持系統，構成核電廠的安全系統，它是核電廠安全縱深防禦的第三層。比如一迴路輔助系統的化學和容積控制系統、餘熱排出系統；專設安全設施的安全注射系統、安全殼噴淋系統、安全殼消氫系統、安全殼通風淨化系統、安全殼隔離系統和輔助(應急)給水系統。 安全系統的設計，應滿足在任何設計基準事故情況下都能執行一切安全功能的要求，即保證反應堆安全停堆、連續的和長期的從反應堆排出餘熱、防止放射性物質非控制地向環境釋放。為了達到這些要求，根據核電廠設計和運行的經驗，安全系統的設計必須滿足一些專門的設計準則，它們是：單一故障準則、冗餘性準則、多樣性準則、故障安全準則和可靠性準則。

非能動安全系統

非能動安全系統即安全系統由重力、自然循環和儲能等自然規律造成的力量來驅動或投入運行。第三代核電AP1000中廣泛採用這種先進的設計理念。例如：

1.1餘熱排出系統

在反應堆冷卻劑系統中，引入一個非能動熱交換器，在冷卻劑泵失效時，水流自然循環到該熱交換器，後者將熱量帶到安全殼內的換料水箱，傳熱過程無需動力。

1.2 安全注射系統

反應堆安全系統

由兩台堆芯補水箱、兩台安注箱和一台位於安全殼內的換料水箱組成，連線於反應堆冷卻劑環路並充滿硼水，注射依靠重力。當正常上充水系統失效時，可應付小泄漏及由於失水事故引起的大泄漏，最終可將反應堆冷卻劑系統全部淹沒。

1.3 非能動安全殼冷卻系統

反應堆安全系統

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，將空氣從外層禁止殼入口引入，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。由於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，空氣最終從禁止殼頂部煙囪排出。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。