核电历史回顾和第三代先进堆型简析.docx

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核电历史回顾和第三代先进堆型简析

核电历史回顾和第三代先进堆型简析

摘要回顾了核电发展历史，论述了第三代核电厂的发展背景和设计要求，简单分析了几种第三代先进堆型的设计特点。

关键词代核电厂先进堆型

AbstractThepaperlooksbackthedevelopmenthistoryofthenuclearpower,explainsthedevelopmentbackgroundofthethirdgenerationnuclearpowerplantanddesignrequirements,andanalyzesthedesigncharacteristicsofseveraltypicalthirdgenerationadvancedreactortypes.

KeywordsGenerationNuclearPowerPlantAdvancedReactorTypes

1核电发展历史、现状和趋势

从第一座核电站建成至今已有50年的历史，在经历了20世纪60年代末～80年代中期核电大发展以后，由于1979年美国三里岛事件和1986年前苏联切尔诺贝利事件的影响，核电的发展活着界范围内受到严重的挫折。

也正因为这些事件，给了人们对核电有更多的反思，并为21世纪迎来核电在更高水平上的发展奠定了坚实的基础。

20世纪50～60年代可视为核电发展初期。

这时期核电主要集中在美、苏、英、法和加拿大少数几个国家中，西德和日本由于二次大战后巴黎协定禁止其在战后10年内进行核研究，因此核能技术应用起步较晚。

这阶段发展的堆型可分为3种情况，一是参军用生产堆或军用动力堆转型改造过来，二是一些商用核电厂堆型的原型机组，第三则是研究探索进程中建造的一些堆型。

这阶段典型的核电机组堆型包括：

英国和法国建造的一批“美诺克斯”天然铀石墨气冷堆（GCR），前苏联初期建造的轻水冷却石墨慢化堆（LGR），美国初期建造的压水堆（PWR）和滚水堆（BWR），加拿大初期建造的天然铀重水堆和美国和前苏联初期建造的快中子增殖堆。

这一阶段建造的核电厂可称为第一代核电厂，这一代核电厂有以下一些一路点：

（1）建于核电开发期，因此具有研究探索的实验原型堆性质。

（2）设计比较粗糙，结构松散，虽然机组发电容量不大，一般在300MW之内，但体积较大。

（3）设计中没有系统、规范、科学的安全标准作为指导和准则，因此存在许多安全隐患。

（4）发电本钱较高。

目前，这一代核电厂大体已退役（约50台机组），这些初期开发、研究的堆型，有些成了第二代重点发展的商业核电厂堆型，如轻水堆（PWR，BWR）、改良型气冷堆（AGR）、高温气冷堆（HTGR）、CANDU重水堆和液态金属冷却快中子增殖堆（LMFBR），还有一些由于那时条件所限未能发展，但其设计思想已成为第三代乃至第四代先进堆的选用堆型，如采用自然循环方式和非能动安全的滚水堆（ESBWR）和快中子堆和熔盐反映堆等。

目前正在运行的绝大部份商用核电厂划归为第二代核电厂，这一代核电厂主如果依照比较完备的核安全法规和标准和肯定论的方式考虑设计基准事故的要求而设计的。

实际上，这种划分是相对的。

它既是在第一代堆型（如20世纪60年代初投运的PWR电厂，英法等国的天然铀石墨气冷堆电厂）基础上的改良和发展，与此刻的第三代核电厂的设计概念也有交叉。

目前运行的许多核电厂，特别是三里岛事件后设计的核电厂已进行了许多根本性的改良，考虑了许多严重事故的对策，也引入了一些非能动安全设计。

因此，第二代核电厂只是一个包络的概念，而非绝对的划分。

第二代核电厂主要有PWR、BWR、加拿大AECL开发的天然铀压力管式重水堆（CANDU堆）、前苏联开发的石墨水冷堆（LGR）、改良型气冷堆（AGR）和高温气冷堆（HTGR）和钠冷快堆。

由于切尔诺贝利事故，俄罗斯、乌克兰等国关闭了一批同堆型的LGR机组，对正在运行的13台LGR机组进行了相应的整治和改造，同时决定停止再建此堆型的核电厂。

改良型气冷堆是在天然铀石墨气冷堆基础上改良而成，由于其经济竞争力差，英国也停止了该堆型的发展，并向第三代气冷堆——高温气冷堆方向发展。

目前已建成的几座钠冷快堆核电机组由于一些技术问题未解决，大部份处于长期停闭状态。

因此，目前运行和在建的第二代核电厂中占优势的堆型是PWR、BWR和重水堆，别离占目前总机组数的60%、19%和11%。

由于三哩岛和切尔诺贝利事故的发生暴露了第二代核电厂设计中的一些根本性弱点，核电界在认真反思的基础上，提出了新的安全理念、安全方式和安全要求，开发了一批具有更高安全性、更好经济性的第三代堆型，并为了挑战核能发展面临的几方面问题（经济竞争力、核电安全性、核燃料利用率、核废物处置及核武器扩散），提出了将在21世纪30年代后发展的第四代核电概念和一些初选堆型。

目前，一些第三代堆型在安全上、设计上已趋成熟，估计本世纪30年代以前将是第三代核电厂重点发展的时期，也是第三代核电厂和第二代核电厂并存的时期。

2三哩岛和切尔诺贝利事故

事故简介

1979年3月28日，美国刚投产3个月的三哩岛核电厂2号机组发生轻水堆核电厂历史上最严重的事故。

该事故是由丧失主给水（II类事件）引发的，由于经历一系列故障和人误的迭加（包括阀门误关闭辅助给水不可用，稳压器卸压阀卡开，操纵员关闭安注系统和所有主泵等）致使堆芯严重损坏，堆芯熔融物达数千吨，大量放射性裂变产物进入安全壳，一些放射性物质经由各类途径泄漏至环境，但释放到环境中的放射性物质由于安全壳的屏障作用相对较少。

切尔诺贝利核电厂是原苏联1000MW的石墨慢化滚水冷却的压力管式反映堆型机组（LGR）。

该堆型的设计中存在着明显的缺点，特别是过慢化设计使它可能具有正的温度反映性系数和由于反映堆体积庞大（高7m，直径12m）使氙-135引发的不稳定性使该堆的控制变得很复杂。

而很低的控制棒插入速度（m/s）使得紧急停堆系统难以跟踪快速瞬变。

这次事故是由4号机组年度计划停堆检修所作的一项实验触发的。

实验进程中一系列违背技术规格书和运行规程的操作，如断开应急堆芯冷却系统、提升的控制棒数超出运行规程的限制、切断停堆保护信号、实验工况使反映堆积累大量氙毒、并使堆功率降到正温度反映性系数区域等。

正的温度反映性系数致使功率上升，功率上升致使氙浓度降低，二者释放过大的正反映性使反映堆达到超瞬发临界，功率急剧上升致使反映堆瞬时损坏，发生了核电历史上最严重的事故。

事故除摧毁反映堆厂房外，还使大量的放射性物质向环境释放。

事故的教益

（1）核电必需将核安全放在首位，这不可是为了保护公众和环境，也是为了保护核电投资者和核工业界自身。

一旦发生类似事件，几十亿投资瞬息会化为灰烬，还需投入巨额资金处置善后工作。

这两起事故使核电发展进入低潮期达20年之久，而且停止了美国B&W公司的PWR堆型和原苏联RBMK-1000堆型的继续建造和发展。

（2）反映了肯定论方式和所采用的单一故障准则的局限性。

第二代核电厂花费很大精力用于应对最大假想设计基准事故（如PWR失水事故），包括制定准则，设置安全设施层层设防。

但两次事故表明，最严重的事故有时是由许多（非单一）小故障，包括单一故障未考虑的人误事件迭加引发的。

因此，概率安全分析（PSA）作为肯定论补充的必要性显得更为重要。

（3）核电厂必需具有固有安全性，应尽可能采用非能动安全设计。

切尔诺贝利事件就是因为该堆型在低功率时有正反映性系数而缺乏固有安全性引发了恐怖的功率“暴走”的超瞬发临界事故；而三哩岛事故则主要由于一系列能动装置的故障和人误而致使的。

（4）新建核电厂设计除考虑设计基准事故外，还必需考虑严重事故对策。

核电厂设计的安全水平必需提升，原来对第二代核电厂要求堆熔概率小于10-4/堆年已不适应核电发展对安全的要求，因为目前运行机组已近500台，按10-4/堆年要求意味着平均每20年就要发生一次堆熔事件，这是公众和环境不能接受的。

因此必需考虑成立在新的安全理念基础上的新的堆型。

新堆型必需在提升安全水平的基础上同时提升经济性能。

3第三代先进轻水堆的设计要求

为了总结核电发展的经验和教训，进一步提高电站的安全性能和运行性能，同时提高电站的经济性，1983年开始，美国电力研究院（EPRI）在美国核管理委员会（NRC）支持下，经连年尽力于1990年为第三代轻水堆核电厂制定了一个明确完整的用户要求文件（URD）。

考虑到统一的欧洲对能源市场的客观要求，进一步提高轻水堆的竞争力和改良公众及政府对核电的可接受性，欧洲主要电力公司编制了欧州用户要求文件（EUR），并于1994年公布了第一版。

EUR与URD结构上有不同，但主要内容上大体相似。

EUR已用于法德合作的欧洲压水堆（EPR），欧洲非能动式压水堆（EPP）和欧洲简化滚水堆（ESBWR）核电厂的设计。

除URD和EUR外，日本和韩国也别离制定了本国的用户要求文件JURD和KURD，总的来讲，这些要求文件的大体内容均参考并类似于URD。

中国核安全当局于2021年发布了核安全政策白皮书“新建核电厂设计中的几个重要安全问题的技术政策”，对我国新建核电厂设计一系列安全问题提出了与世界先进核电国家相类似的要求。

4几种主要第三代先进堆型简析

依照URD和其它相关文件要求，近10年来世界主要核电国家开发了一系列第三代核电堆型，这些堆型按其设计特征可分为改良型和革新型两类。

本文主要介绍和分析目前普遍关注的3种第三代核电堆型（AP-1000、EPR、ABWR）的设计特点。

AP1000

AP1000是美国西屋公司开发的一种双环路1117MWe的第三代先进型PWR机组，它是1999年12月取得NRC设计许可证的AP600型机组设计逻辑上的延伸。

AP1000尽可能保留AP600的设计，特别是高水平非能动安全系统的设计，并通过提高功率输出水平，降低发电本钱。

AP1000具有以下一些设计特点：

（1）AP1000设计采用了既先进又成熟的技术，因此既具有先进性，又具有安全和靠得住性，因为：

AP1000反映堆采用西屋成熟的Model314技术，该技术已成功用于比利时Doel和美国SouthTexasProject等核电厂。

采用了西屋先进的IFBA燃料组件，该组件已普遍用于西屋的PWR。

反映堆冷却剂泵采用全密封泵（屏蔽泵），该泵40连年来已有1300台以上的成功应用记录。

（2）采用非能动的安全系统，主要包括：

非能动堆芯冷却系统。

该系统通过利用3个非能动水源（堆芯补水箱、安注箱和安全壳内换料水贮存箱）和2套100%能力的非能动余热热互换器执行堆芯余热排出、安全注入和卸压功能。

这一系统的设计取消了第二代PWR机组中一些系统（如应急给水系统、余热排出系统、安注系统等）上的许多泵，也使一些系统（如化容系统、设备冷却水系统、应急交流电源系统等）取得简化并部份降格为非安全相关系统。

非能动安全壳冷却系统。

AP1000采用双层安全壳，内层是钢制安全壳。

在事故情况下，钢制安全壳容器自身提供传热表面将热量从安全壳内导出，排入大气，以有效冷却安全壳，并使压力迅速下降。

传热是通过两层安全壳间空气的自然循环，而空气的冷却则借助于靠重力从安全壳屏蔽厂房顶部水箱中流出的水的蒸发。

由于该系统的设计取消了第二代PWR中的安全壳喷淋系统，原来由安全壳喷淋去除安全壳内放射性悬浮物和放射性碘的功能，在AP1000中是依托沉淀和沉积等自然进程实现的。

主控室可滞留系统和安全壳隔离系统也通过非能动安全设计和设施实现其功能。

（3）反映堆冷却剂系统设计改良：

采用2台蒸汽发生器的双回路对称设计，该设计具有投资省、容易布置、占据空间少、运行靠得住性高和便于维修等长处。

压力容器下封头无贯穿孔，因此堆芯上平面以下无大的开孔，大大减少了失水事故和堆芯袒露的概率。

另外，设计使压力容器外表面在发生堆熔事故时起到排出堆芯熔融物热量的作用，以阻止熔融物熔穿压力容器。

由于采用全密封的屏蔽泵，不需要第二代PWR普遍采用的冷却剂泵轴封设计，既消除难以避免的轴封泄漏（小失水事故），也省去了为保证轴密封所用复杂的设计和设备。

蒸汽发生器采用西屋公司标准的F型技术，运行经验表明该型蒸汽发生器具有很高的运行靠得住性，传热管堵塞率低于1根/台年。

对于同样功率水平的PWR，AP1000稳压器水容量增加50%，改善了其瞬态响应的能力。

（4）采用了先进的全数字化仪控系统设计，并将连年来人因研究功效用于整个仪控和主控室设计，改善了可运行性和减少运行过失的可能性。

（5）设计改良大大简化了AP1000核电厂，减少了电厂的系统和设备。

分析表明，与第二代PWR相较，阀门减少了50%，泵减少了35%，管道减少20%，加热通风和冷却设备减少20%，抗震建筑物体积减少45%，电缆减少30%。

（6）AP1000堆芯熔化概率为3×10-7/堆年，比此刻的PWR电厂低2个数量级，而比URD要求也低1个多数量级。

（7）由于设计简化，对称布置，和大量的模块化设计，估计建造周期（从浇灌第一罐混凝土到堆芯燃料装载）只需36个月。

（8）估计AP1000系列建造的第3台机组隔夜造价为1100$/kW，而发电本钱在美分/kW以下。

欧洲压水堆（EPR）

EPR是法马通公司和西门子公司于1991年一路开发的，目前该项目纳入法马通ANP公司。

EPR属于第三代改良型PWR，它的性能设计目标是基于或高于法、德现有大型PWR核电厂所达到的最高水平，遵循EUR的相关要求，因此既有成熟性，也具有先进性。

EPR主要设计性能特点有：

（1）EPR整体安全设计方案遵循法、德联合制定的“未来PWR核电厂通用安全方案的建议”，采用肯定论方式与概率论方式相结合的双重策略：

第一，在电厂设计时利用肯定论设计基准，改良事故预防办法，减少严重事故的发生概率。

第二，采用正确的处置办法，减缓严重事故的后果。

由于设计中成功采用以上策略，使堆芯熔化概率降低到10-6/堆年以下，并能实此刻发生严重事故时核电厂周围不需要采取人员撤离或迁移的场外应急响应办法。

（2）EPR机组的设计热功率为4250MWt，电功率为1500～1600MWe，设计寿命60年，燃料组件241个，燃料活性段长度4200mm，燃料设计燃耗为60000MWD/tU，采用双层安全壳（一次安全壳为预应力混凝土，二次安全壳为钢筋混凝土）。

（3）反映堆冷却剂系统主要部件体积大于此刻运行的PWR机组。

较大的压力容器可以容纳较大的堆芯，以降低功率密度，增加热工安全裕量；同时降低压力容器内壁处快中子注量率，延长压力容器利用寿命，加大稳压器和蒸汽发生器二次侧容积改善电厂对瞬态的响应能力。

（4）核电厂重要安全系统及其支持系统（安全注入、应急给水、部件冷却、应急电源）设计有4个冗余系列，并别离安装在4个独立的区域，每一个系列与反映堆冷却剂系统的一个环路相连。

应急堆芯冷却系统由4个非能动集水箱和4个高压/低压安注系统组成。

安注系统利用安全壳内换料水贮存箱，并从反映堆冷却剂系统冷、热双端注入，避免了回流和热管段长期注入的现象。

另外，在低压安注管线上装有热互换器，以使EPR电厂在设计基准事故下不需要利用喷淋系统。

应急给水系统由4个完全分离和独立的系列组成，每一个系列由1个应急给水箱、1台应急给水泵和相应的管道、阀门组成，给水别离注入1台蒸汽发生器。

各类正常和应急水源的冗余度和多样性保证二次侧排热的靠得住性。

电厂设置4套供核岛在正常和应急情况下利用的独立安装的电源，而常规岛所有的电源独立安装在常规岛厂房内。

4台应急柴油机在设计和制造中采用多重设备，以使其中的2台可作为另2台的备用，以保证必然的靠得住性水平。

在二次侧排热能力完全丧失的罕有事故中，可通过安注系统在一回路以“给—排”方式排除一次侧的能量。

（5）EPR设计考虑了严重事故预防和减缓的手腕和办法，其中包括：

依托余热排出系统的靠得住性，辅以稳压器卸压阀的卸压办法，避免高压堆芯熔化。

EPR稳压器至少安装3个卸压通道，每一个通道由2个安全阀组成，保证其超压保护的靠得住性。

卸压的同时，排除安全壳直接加热的危险。

设计时考虑预防堆芯熔融物与混凝土彼此作用以减少氢的产生量，并通过氢复合器和氢燃烧器减少氢在安全壳中积聚造成高载荷氢爆的危险。

尽可能减少冷却熔穿压力容器的堆芯熔融物的喷淋水量，避免蒸汽爆炸危及安全壳的完整性。

在反映堆坑外设计了一大块空间（面积约150m2）作为堆芯熔融物的扩散腔室，以避免堆芯熔融物与混凝土的彼此作用。

堆坑与扩散腔由高熔点材料覆盖的钢板通道相连。

扩散腔室与安全壳内换料水贮存箱用泵相连，以便长时间淹没、冷却扩散的熔融物。

另外，由喷淋系统组成的专用安全壳排热系统限制安全壳压力的增加。

EPR采用圆筒状的双层安全壳，其中第一层安全壳设计压力为MPa，有足够的裕度包容严重事故的后果，上述设计也保证使安全壳的压力不超过设计压力。

利用维持负压的双层安全壳的环形空间，搜集所有的泄漏物，避免任何密封（包括贯穿件密封）的旁路，保证尽可能少的放射性物质释放到环境中去。

（6）采用先进的全数字化仪控设计和主控室设计，保护系统为四重冗余结构，采用“2/4”逻辑，具有高的靠得住性。

先进滚水堆

ABWR是目前唯一有运行电厂和通过运行考验的第三代先进型核电厂，其除具有BWR的特点和长处，如直接循环、大的负空泡反映性系数、采用流量+控制棒调节功率方便、快捷外，还具有以下整体特征：

（1）ABWR设计的重大改良之一是将原GE公司BWR安装在压力容器外侧的反映堆冷却剂再循环泵改成安装在压力容器内部的内置泵，实现了核蒸汽供给系统的一体化设计。

该设计使得压力容器在堆芯部位以下无大口径管嘴，保证LOCA事故发生后无堆芯袒露风险，大大降低了堆芯熔化概率。

（2）ABWR采用并改良了经验证的电机驱动和水力驱动相结合的电动—水力微动控制棒驱动系统（FMCRD），提高了正常运行反映性控制的精度和紧急停堆的快速、靠得住性。

（3）ABWR的应急堆芯冷却系统（ECCS）分3个区设置了3套独立的、冗余的、符合多样性要求的子系统，各区子系统配备独立的供电、控制保护和其它支持系统，保证了事故条件下应急堆芯冷却系统抑制和减缓事故后果的靠得住性和有效性。

（4）ABWR带有弛压水池的抑压式安全壳设计能保证在发生失水事故或严重事故时，通过弛压水池的非能动式设计有效抑制安全壳内压力的上升，洗涤破口流量中夹带的裂变产物，并为ECCS系统提供重要的靠得住水源。

ABWR安全壳设计为减缓严重事故及其减轻放射性释放后果提供了重要的有效的保障。

（5）ABWR的仪表和控制系统（I&C）采用全数字化技术和容错结构，有助于ABWR电站安全、高效、靠得住运行。

（6）ABWR采用控制栅元堆芯设计和运行方案，即在ABWR运行期间，仅由少部份固定的控制棒（一般少于总控制棒数的1/10）组成的一个控制棒组在堆芯内移动来补偿整个运行寿期内的反映性转变。

该设计减少了由于控制棒组迭换和控制棒插入或抽出对功率散布的扰动，简化了运行，提高了运行的靠得住性和安全性。

（7）ABWR可采用通过改变流量的谱移控制运行方式，即在循环初期到中期降低堆芯流量，以使空泡份额增加，中子谱变“硬”，促使钚的生成和积累，而在循环末期，增加堆芯流量，空泡份额减少，使中子谱变“软”，促使已积累的钚“燃烧”，以取得可利用的反映性，从而增加燃料的利用率。

由于以上特点，ABWR核电厂具有较高的安全水平和经济竞争力，主要表此刻：

（1）ABWR设计大体上能全面知足URD的主要要求。

（2）燃料破损率低于10-5，保证了反映堆冷却剂中放射性水平很低，并使常规岛设备、厂房受污染的程度维持在很低水平。

（3）ABWR堆熔概率为×10-7/堆年，安全壳失效概率为×10-9/堆年，别离比URD的要求约低2个和3个数量级。

（4）建造周期为48个月。

固然，ABWR也具有BWR特有的弱点，特别是带有放射性的反映堆冷却剂形成的蒸汽直接进入常规岛，给常规岛设备和厂房带来必然的辐照影响，增加了运行时常规岛的屏蔽要求和维修时的辐射防护办法。

混合堆概念的提出

1．改良型第二代核电厂：

"法国N4核电厂

法国的N4核电厂是一型1400MW级电功率的四环路压水堆核电厂，第一个机组ChoozB-1于1996年并网，目前有4个机组在运行。

N4的设计充分利用了法国30余座900MW级和20余座1300MW级核电厂的设计、建造和运行经验，而众所周知，这些核电厂的设计是成立在被国际普遍接受的所谓"肯定论"设计原则之上的。

随着PSA工作的进展，法国肯定了一些需要补充分析或采取办法的工况，主要的有：

-最终热阱的完全丧失（H1）；

-蒸汽发生器给水完全丧失（H2）；

-交流电源完全丧失（H3）；

-未能紧急停堆的预期瞬态（ATWT）；

-LOCA后长期运行时低压安注或安全壳喷淋的全数丧失（H4）；

-主蒸汽管道破裂，同时叠加一根或多根蒸汽发生器传热管破裂。

显而易见，由于N4核电厂在整个电厂的大体构型（configuration）上与900MW级和1300MW级核电厂并无显著不同，这些补充的工况对N4核电厂一样适用，相应的办法和改良也被N4核电厂采取。

其他的改良是停堆工况下一些事件的预防或减缓办法，如防硼稀释改良、一回路中水位运行时预防和减缓余热排出系统丧失的改良等，这些改良在900MW级和1300MW级核电厂中也已采用，国内的大亚湾和岭澳核电厂也进行了相应的改良。

N4核电厂的安全系统仍采用两个安全系列的设计，在设计上尽可能避免专设安全设施和正常运行系统的共用，如化容系统再也不兼做高压安注，而设置了安注压力较低（11Mpa）的中压安注系统，这有利于SGTR事故的处置。

辅助给水系统的每一个系列上设置一台电动泵和一台汽动泵。

为了对付全厂断电，设置了一台利用蒸汽发生器残余蒸汽的小汽轮发电机，同时可利用移动式附加电源（燃气轮机）。

N4核电厂采用了内层预应力混凝土并涂覆环氧树脂、外层钢筋混凝土的双层安全壳。

在严重事故情况下，为了维持安全壳的完整性，可以通过安全壳的测量放射性来发现安全壳的泄漏，并采取相应办法恢复安全壳的密封性（U2）；在堆芯融化物穿透安全壳底板的情况下，底部的仪表测量管道被完全密封在反映堆堆腔下部，避免放射性的过早释放（U4）；为了避免安全壳超压，设置了沙堆过滤泄压装置（U5）。

N4核电厂采用了全数字化的控制和保护系统。

N4核电厂燃料元件的平均线功率密度为cm。

"英国SizewellB核电厂

英国的SizewellB核电厂是在美国西屋公司标准核电厂系统（SNUPPS）的基础上发展而来的四环路压水堆核电厂，在设计进程中吸收了连年核电发展的经验。

SizewellB核电厂的电功率为1250MW，1995年并网发电。

在SizewellB核电厂的设计进程中，进行了普遍的肯定论分析和概率论分析，包括了核电厂减缓严重事故能力的评价，和对包括飞机坠毁等外部事件的评价。

SizewellB核电厂的安全系统包括了4列100%容量的安全注射系统（）、两列100%容量的低压安注/余热排出系统、4列100%容量的设备冷却水系统、2100%容量的电动辅助给水泵和2100%容量的汽动辅助给水泵、4列100%容量的安全壳喷淋系统和4个安注箱等，另外设置了应急补水系统，在化容系统失效时为主泵轴封和一回路提供硼水。

为了对付全厂断电，设置了4台应急柴油发电机。

SizewellB核电厂的安全壳为内层预应力混凝土覆钢内衬、外层钢筋混凝土的双层安全壳，安全壳具有较大容积使得氢气浓度得以控制，安全壳内还设有空冷器（aircooler）作为排出热量的另一种手腕。

作为严