AP1000第三代核电站非能动堆芯冷却系统PXS.doc

《AP1000第三代核电站非能动堆芯冷却系统PXS.doc》由会员分享，可在线阅读，更多相关《AP1000第三代核电站非能动堆芯冷却系统PXS.doc（4页珍藏版）》请在淘文阁 - 分享文档赚钱的网站上搜索。

1、AP100第三代核电站非能动堆芯冷却系统PXS第三代核电 2009-09-29 19:23:43 阅读152 评论0 字号：大中小 AP100第三代核电站非能动堆芯冷却系统PXS简介：1. PXS最主要的功能是在假想基准事故情况下为堆芯提供应急冷却。为实现这一主要功能，在设计上需执行下列一些功能：1）堆芯衰变热应急导出2）RCS应急补给和硼化3）安全注射4）安全壳pH 值控制在设计上，PXS的运行不需要使用泵、交流电源等能动设备，只依靠重力注射、压缩气体膨胀等非能动设备和工艺。2. 传统压水堆的堆芯应急冷却系统主要指安全注射系统，安全注射系统又分为高压安注、中压安注和低压安注。对于M310 堆

2、型的设计，高压安注和化容系统（非专设安全系统）上充功能共用高压安注泵，此外还包括一个硼酸再循环回路。传统压水堆的应急堆芯冷却系统大部分都是采用能动的设备，如：电动泵、电动阀等，中压安注采用非能动的方式，与AP1000 相同，均采用氮气加压，靠压缩氮气将冷却水注入堆芯。3. 从PXS的功能来说，不仅有安全注射功能，相当于传统PWR的安注系统，还有堆芯衰变热导出功能，相当于传统PWR 的应急给水功能（AP1000 没有应急给水系统）。PXS还执行安全壳pH 值控制，在传统的PWR 中，安全壳pH 值控制是由安全壳喷淋系统实现的，AP1000 没有设置专用的安全壳喷淋系统。因此，PXS还兼有传统的P

3、WR 应急给水和安全壳喷淋系统的部分功能。4. 传统压水堆核电站专设安全设施通用的设计准则主要有：1）设备必须高度可靠，以便在需要投入时能够按设计要求充分发挥其功能。即使在发生所假想的最严重地震时，专设安全设施仍能发挥其应有的功能。2）系统要有多重性。一般应设置两套以上执行同一功能的系统，并且最好要按不同的原理设计以体现其多样性，这样即使出现单个系统设备故障也不至于影响系统安全功能的发挥，同时也避免了共因故障使系统安全功能失效。3）系统必须各自独立。原则上不共用其他系统设备或设施。对重要的能动设备还必须进行实体隔离。4）系统应能定期检查。在核电站寿期内，即使在反应堆正常运行的情况下，也要能对系

4、统及其设备的性能进行检验，使其始终保持应有的功能。5）系统必须备有可靠电源。在发生断电事故时，备用电源应在规定的时间内达到额定的输出功率。作为备用电源的柴油发电机组也应具有独立性、多重性和可检查性等特点。执行安全功能的仪器设备断电时应处在安全状态。6）系统必须具有充足的水源（及其他动力源）。要在发生失水事故的情况下，自始至终都能满足使堆芯冷却和安全壳降压所必须的水量。AP1000 设计基本上遵照上述通用的设计准则，如：部件冗余、高可靠性、系统各自独立、能够进行定期检查、足够的水源等。但由于采用非能动系统的特点，减少了对电源等支持系统的依赖，没有设置应急柴油发电机，但设置有余的厂内安全相关IE

5、级直流电源和UPS系统。5. PXS是抗震I 类、安全相关系统。PXS主要设备有：1）2 个堆芯补水箱（CMT）2）2 个安注箱（accumulator)3）1 个安全壳内置换料贮水池（IRWST）4）1 台非能动余热导出热交换器(PRHR HX)5）PH 调节吊篮6）相应的管道，阀门，仪表及其它相关设备7）ADS 阀门和喷淋器是RCS 的一部分，也提供重要的非能动堆芯冷却功能8）冗余的厂内安全相关IE 级直流电源和UPS 系统6. 非能动余热排出系统热交换器PRHR HX1）PRHR HX通过从冷却剂回路的热管段引出的入口管线（通过第4级ADS管线的一条）与RCS相连，出口与SG的冷腔室相连

6、（主泵的吸入端部分）。入口管线是常开的，入口管线连接到热交换器管道入口部分的最高点，另一端连接在冷却剂回路热管段的顶部。入口管线的正常水温比下卸管线的高。PRHR HX的入口管线上具有常开的电动阀，出口管线上具有常闭的气动阀。出口管线上的气动阀，该阀只有在丧失空气压力或有触发信号时才打开。2）热交换器的布置可以保证其在主回路压力下充满冷却水，且其水温与IRWST 内的水温相同，这样可以确保在电厂运行期间热力驱动头的建立与保持。3）热交换器位于反应堆冷却剂回路上方，这样以便于在主泵不可用的情况下，建立自然循环。热交换器管路的布置允许其在主泵运行的情况下使用。当主泵运行时，在热交换器中产生同自然循

7、环相同方向的强制流动。当主泵运行接着停机，自然循环仍能继续提供驱动压头。4）热交换器布置在IRWST中，该水箱是热交换器的热阱。5）热交换器入口管线的最高点的顶端有一个垂直的短管充当气体收集管用来避免气体的聚集。当气体在此聚集时探测器将会发出信号，通过预防装置操作员可打开手动阀就地将集聚的气体排放到IRWST中。6）PRHR HX结合PCS可以为堆芯提供无限期的冷却。当安全壳内的换料水箱水温达到饱和温度时（大约2 个小时后），蒸汽开始向安全壳排放。排放到安全壳内的蒸汽在钢壳内壁上冷凝，钢壳由PCS进行冷却。凝结水由操作平台上的安全相关的水槽收集，最后返回到IRWST。正常情况下凝结水排入安全壳

8、地坑内，但是当PRHR HX启动后，水槽排水管上的安全隔离阀就会关闭，这样的水就会直接流向IRWST。凝结水回流到IRWST，保持IRWST作为PRHR HX的永久热阱。7. PXS提供4 个安注水源：1）安注箱能够在几分钟时间内向堆芯提供非常大的安注流量；2）堆芯补水箱CMT 能够在较长的时间内提供相对较大的安注流量；3）IRWST 提供的安注流量小，但有持续的时间更长；4）安全壳是最终长期水源。当上述三个水源安注完，安全壳水淹后，安全壳将作为长期的水源。8. CMT：容积70.8立方米，设计压力169bar.1）通过一条下卸注入管线与RCS相连，另外有一条压力平衡管线和RCS冷管段相连。下

9、卸注入管线通过两个并联的常闭的气动隔离阀进行隔离，阀门只有在丧失空气压力、断电或者控制信号作用时才打开。2）连接到冷管段的压力平衡管在正常情况下保持打开状态，以保证堆芯补水箱与RCS压力一致，并且防止CMT开始注水时发生水锤。冷管段的压力平衡管一端连接在冷却剂回路冷管段的顶部，另一端连接在CMT入口附近的最高点。平衡管中的正常水温比下卸管中的水温要高一些。3）CMT底端的出口管线连接到压力容器直接安注管线。一旦接到安全保护动作信号，出口管线上两个并联的隔离阀就会打开，两个CMT同时向RCS注水。4）CMT有两种运行过程，即：蒸汽补偿注射和水的再循环。在蒸汽补偿注射过程中，蒸汽被引入堆芯补水箱以

10、补充注射到冷却剂系统中的水。蒸汽是通过连接在冷管段的压力平衡管进入堆芯补水箱的。只有在冷管段空的时候，平衡管中才能有蒸汽流动。在水的再循环过程，来自于冷管段的温度较高的水进入CMT中，而CMT中温度相对较低的水则下卸到RCS，从而改变了RCS的硼浓度，同时使得冷却剂的流量也得到了净增加。CMT的运行过程依赖于RCS运行条件，首要的是冷管段的空泡份额。当冷管段中充满水，冷管段的压力平衡管中也充满着水，注射是通过水的再循环过程完成的。如果RCS装量降低到足够引起冷管段产生空泡的程度，那么蒸汽就会通过冷管段的平衡管流向CMT。9. IRWST：容积2092立方米，设计压力0.34bar。IRWST位

11、于安全壳内RCS环路管线的上方。只有当ADS动作或发生LOCA 事故，RCS卸压后，IRWST才能向RCS进行安注。当第4级ADS信号发生时，IRWST 的安注管线上的Squib 阀自动打开。当主系统压力降低到IRWST安注压力以下时，与Squib 阀串联的止回阀打开。10. 安全壳再循环：当安注箱、CMT和IRWST注水完成后，安全壳内水淹达到相当高的水位，可以通过重力注入管向堆芯注水以建立再循环。当安全壳内水淹水位足够高时，再循环管线上的阀门打开，启动安全壳再循环冷却。当IRWST水位降到足够低时，安全壳再循环Squib 阀自动打开，为安全壳向反应堆的流体注入提供冗余的流道。11. 安全壳

12、PH 值控制：使用pH 值调节吊篮可以对事故后安全壳地坑内的水进行pH 值控制，pH 值调节吊篮内放置颗粒状的磷酸三钠（TSP）。吊篮放在事故后最低淹没水位的下方，当水位达到吊篮的位置时，化学添加剂被非能动的加入。吊篮放置在距安全壳地板至少1 英尺以上，减少溢撒到安全壳内的水误溶解化学添加剂的机会。TSP 将安全壳地坑水的pH 值保持在7.0 到9.5 之间。该化学品可以减少安全壳地坑内元素碘的辐射分解，相应地减少有机碘的水合物，最终减少安全壳内气体中的碘颗粒和厂外剂量。在安全壳淹没阶段，化学添加剂还能够减少对不锈钢构件的潜在的应力腐蚀破坏。12. 安注箱Accumulators：容积56.6立方米，设计压力54.4bar。安注箱内大部分空间充满含硼水，由氮气加压。安注箱没有保温和加热，因此，安注箱内硼水温度与安全壳环境温度大致相同。每个安注箱分别连接到一条直接安注管线上。正常运行期间，两个串联的止回阀将安注箱与RCS隔离开。当RCS压力降到低于安注箱的压力时，止回阀打开，硼水在氮气压力的驱动下注入到RCS。摘录自：非能动安全先进核电厂AP1000AP1000设计成熟度及对中广核工程适应性研究报告