AP1000第三代核电站安全壳氢控制系统
AP1000第三代核电站采用非能动的预防和缓解严重事故的措施
AP1000第三代核电站采用非能动的预防和缓解严重事故的措施
第三代核电 2009-09-25 22:19 阅读15 评论0
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AP-1000采用非能动的预防和缓解严重事故的措施,主要有：
1 设置熔融堆芯滞留设施，在发生堆芯融化事故时，堆腔淹没系统将水注入堆内的同时，也注入压力容器外壁与堆坑绝热层之间的空间，以冷却从堆芯落到压力容器下封头上的堆芯熔融物，保证下封头不被熔穿，使堆芯熔融物保持在反应堆压力容器内，避免堆芯熔融物与安全壳混凝土底板发生放热反应，这样来防止安全壳底板直接受热破损和蒸汽爆炸的发生。
2 在一回路设置非能动安全注射系统和多级的非能动自动泄压系统（ADS），当事故时安全注射、泄压，以防止高压熔堆。
AP-1000多级自动泄压系统的特征是除了稳压器上已有的三组安全泄压阀外，ADS第4级还设有大容量的自动爆破开启的阀门（爆破阀squib valve），以保证非能动泄压。
3 设置非能动的安全壳冷却系统（PCS），事故时依靠钢安全壳外壁气流通道的空气对流和冷却水蒸发，带走安全壳内的热量，防止安全壳内超温超压。
冷却水的水箱设在安全壳头顶上，水依靠重力
下流。
4 设置非能动的堆芯冷却系统（PXS），利用一回路再循环水的自然对流和换料水箱内水的热
容量来排出堆芯余热。
5 在安全壳内设置氢点火器和氢复合器来防止氢气燃爆。
AP1000核电厂事故下安全壳氢气浓度控制
AP1000核电厂事故下安全壳氢气浓度控制【摘要】在核电厂发生事故情况下，锆包壳与水或水蒸气发生化学反应产生大量氢气，可能在安全壳内引起氢气爆燃或爆炸，形成较大的压力载荷，对安全壳的完整性构成极大威胁。
AP1000具有专设的安全壳氢气控制系统可限制安全壳内大气中的氢气浓度。
【关键词】AP1000；安全壳氢气浓度；控制 Hydrogen Concentration Control of Ccontainment after an Accident in AP1000 Nuclear Power Plant ZHANG Zheng-ge（Sanmen Nuclear Power Co.，Ltd.，Sanmen Zhejiang 317112， China）【Abstract】In the event of a nuclear power plant accident， the chemical reaction of water or water vapor and zircaloy cladding produces a large amount of hydrogen， hydrogen may cause deflagration or explosion in the containment. And the formation of greater pressure load will be a great threat on the integrity of containment. AP1000 has the engineered Containment Hydrogen Control System to limit the concentration of hydrogen in the atmosphere of containment.【Key words】AP1000； Concentration of hydrogen in containment； Control0 前言在核电厂发生严重事故情况下，锆包壳与水或水蒸气发生化学反应产生大量氢气，可能在安全壳内引起氢气爆燃或爆炸，形成较大的压力载荷，对安全壳的完整性构成极大威胁。
浅谈AP1000核电厂保护和安全系统PMS操作平台CommonQ_丛曦宇
6、Common Q电源
Common Q系统的电源是一个19英寸，带插入式模件的组件，不
同 输出电 压 的 模件 都 可 以使 用。电源系统 的 交流 输入 是10 0 ~14 0 V或
200~260V，频率47~63Hz。电源能满足交流220V、频率50Hz的应用要
求。
所有的电源组件都封装成插件式模件插在一个固定标准19英寸
在改动过程中的通道就由MTP旁路。可利用预先编程好的对话框来输
入和验证设定值、常量，对话框将输入和验证分离，以缓解可能的操作
错误。
修改组态:通过MTP，能够装载新的或者修改过的组态。
图形 功 能 : M T P显 示系统 的图形 功 能包 括 柱 状图、静态 文 本对
象、动态数据对象等。
趋势功能:MTP显示的趋势显示功能在任意轴向上（时间轴或数
社,2008. [2]Westinghouse AP1000 Design Control Document Rev.16Chapter 2. [3]刘子介.Common Q在AP1000PAMS中的应用.电气技术,2010年第3期. [4]ABB-CE,CENPD-396-P,mon qualified platform.
1)维护和测试面板（MTP）。一个Common Q安全系统通道有一个
MTP。通过MTP，能够执行监视、纠正性维修、修改设定值、旁路一个
通道，初始化自动测试以及显示详细的系统诊断信息。MTP也能够向
AC160处理器模件装载组态。MTP还具有图形和趋势功能。
修改设定值:MTP能在电厂运行时改变设定值和“可寻址”常量，
72小时内，不需要操作员采取任何手动干预动作，大大减少人因错误，
AP1000明显优于EPR，其功能实现的操作平台为Common Q。
三代核电技术AP1000与EPR简介
AP1000与EPR简介1.AP1000与EPR简介1.1AP1000西屋公司在已开发的非能动先进压水堆AP600的基础上开发了AP1000。
2002年3月，核管会已经完成AP1000设计的预认证审查（Pre-certification Review），AP600有关的试验和分析程序可以用于AP1000设计。
2004年12月获得了美国核管会授予的最终设计批准。
AP1000为单堆布置两环路机组，电功率1250MWe，设计寿命60年，主要安全系统采用非能动设计，布置在安全壳内，安全壳为双层结构，外层为预应力混凝土，内层为钢板结构。
AP1000主要的设计特点包括：（1）主回路系统和设备设计采用成熟电站设计AP1000堆芯采用西屋的加长型堆芯设计，这种堆芯设计已在比利时的Doel4号机组、Tihange3号机组等得到应用；燃料组件采用可靠性高的Performance+；采用增大的蒸汽发生器（D125型），和正在运行的西屋大型蒸汽发生器相似；稳压器容积有所增大；主泵采用成熟的屏蔽式电动泵；主管道简化设计，减少焊缝和支撑；压力容器与西屋标准的三环路压力容器相似，取消了堆芯区的环焊缝，堆芯测量仪表布置在上封头，可在线测量。
（2）简化的非能动设计提高安全性和经济性AP1000主要安全系统，如余热排出系统、安注系统、安全壳冷却系统等，均采用非能动设计，系统简单，不依赖交流电源，无需能动设备即可长期保持核电站安全，非能动式冷却显著提高安全壳的可靠性。
安全裕度大。
针对严重事故的设计可将损坏的堆芯保持在压力容器内，避免放射性释放。
在AP1000设计中，运用PRA分析找出设计中的薄弱环节并加以改进，提高安全水平。
AP1000考虑内部事件的堆芯熔化概率和放射性释放概率分别为5.1×10-7/堆年和5.9×10-8/堆年，远小于第二代的1×10-5/堆年和1×10-6/堆年的水平。
简化非能动设计大幅度减少了安全系统的设备和部件，与正在运行的电站设备相比，阀门、泵、安全级管道、电缆、抗震厂房容积分别减少了约50%，35%，80%，70%和45%。
AP1000非能动安全相关系统综述
1）在LOCA事故时，能 在有限的几分钟时间间 隔内向堆芯注射十分大 的安注流量。 2）在事故情况下，反 应堆冷却剂系统压下降 到低于安注箱的氮气压 力（50大气压）时，两 只串连的止回阀开启， 硼水靠氮气压力注入反 应堆冷却剂系统。
内置换料水箱
1）在LOCA事故时，能 在很长时间间向堆芯注 射较小的安注流量。 2）内置换料水箱位置 高于反应堆和反应堆冷 却剂系统。 在事故情 况下，根据驱动信号自 动打开爆破阀，依靠位 差产生的重力向反应堆 注水，冷却堆芯
自动降压系统
在假想事故发生后，自动降压系统的阀门必须打开 后，堆芯冷却系统（PXS）才能运行为堆芯提供应急 冷却
安全壳PH值控制系统 值控制系统 安全壳
在安全壳内设有PH调节篮，篮中装有颗粒状的磷酸 三钠（TSP），篮子位置低于事故后最小的淹没水位。 因而在发生事故时，水到达篮子，溶解磷酸三钠，控 制安全壳内PH值在7.0—9.5之间，减少空气中放射 性碘含量。
主控室应急可居留性系统(VES) 为主控室(MCR) 在 一次电厂事故以后提供新鲜空气、冷却和增压。 在接收到主控室高辐射信号以后, VES系统自动启动 运行, 隔离正常的控制室通风通道并开始增压。一旦 系统开启运行, 所有功能都完全是非能动的。VES 空 气气源来自一组压缩空气贮存箱。 VES 也使主控室保持在一个略为正压的状态下, 以尽 量减少周围区域内气载污染物的渗入。
2只，每只容积为56.6m3，内装2600ppm的含硼水
内置换料水箱： （执行低压 低压安全注射功能） 内置换料水箱： 低压 ）
1只，容积为2092 m3 ，内装2600－2900ppm的含硼水
第四个水源
堆芯补水箱
1）在LOCA事故时，能在 较长时间间隔内向堆芯注 入较大的安注流量 2）在发生不包括LOCA事 故的情况下，当正常补水 系统不可用或不足时，堆 芯补水箱为反应堆冷却剂 系统提供紧急补水和硼化。 3）堆芯补水箱位置高于反 应堆和反应堆冷却剂系统。 在事故情况下，根据驱动 信号自动打开下泄注射管 的气动阀，依靠位差产生 的重力向反应堆注水，冷 却堆芯
浅谈AP1000核电厂安全级仪控系统
浅谈AP1000核电厂安全级仪控系统1 概述AP1000核电厂采用了全数字化仪控系统，其中保护和安全监测系统（PMS）属于安全级，其余均为非核安全级。
PMS系统为电厂提供反应堆停堆、专设安全设施、核级数据处理三大主要功能。
PMS系统直接关系到核电站的安全运行，是AP1000机组中最为重要的仪控系统，因此该系统现场安装的全过程需要高度关注。
2 PMS安装工程分类及施工要点PMS系统安装的实体工作可分解成三大类：处理机柜、电缆与光缆、中子探测器。
2.1 处理机柜PMS总共包含39个DCS（集散控制系统）标准机柜，尺寸约为700*750*2300（宽*深*高），按照功能分为NIC（核仪表子系统柜）、BCC（双稳态逻辑处理器柜）、ILC（符合逻辑处理器柜）、MTP（检修试验柜）、QDP（核级数据处理子系统柜）、SVC（爆破阀控制子系统）、SOE（顺序事件记录柜）。
PMS机柜按照不同的安全序列分别布置在辅助厂房内的6个房间内，成排布置。
PMS属于精密电子设备，对安装环境的要求高，温度必须控制在10℃～25℃、相对湿度控制在20%～75%、空气中无粉尘和腐蚀性气體。
AP1000首堆工程中，现场参照ASME NQA-1的标准，在PMS房间建立了增强的Ⅲ级清洁区，不仅对进入人员、进入材料、区域内的焊接、切割、打磨等动火作业加以控制，还专门设置了临时空调、除湿机、吸尘器等设施改善安装环境。
PMS机柜的安装过程大体包括五个步骤：（1）卸车。
按照核电厂物项分类原则，有抗震要求的PMS机柜属于B类物项，卸车时应十分注意机柜顶部吊耳的受力均衡性，以防止机柜结构变形。
为此，首堆工程中采用了一种方形平衡梁，并与其他辅助吊具一起进行了150%静载试验；（2）引入房间。
PMS机柜要求竖直搬运，但受限于厂房内门洞高度，通过时需要倾斜。
此时应注意倾斜时必须确保柜门在两侧而不至于受压变形。
首堆工程中专门设计了一种翻转运输小车，为提高厂房内搬运效率；（3）调平。
AP1000与EPR专设安全系统的差异性比较和分析
AP1000与EPR专设安全系统的差异性比较和分析摘要：以美国西屋公司开发的先进压水堆（AP1000）和法德两国联合开发的欧洲压水堆（EPR）为典型代表的第三代核电技术都在专设安全系统的设计上进行了革新或改进，旨在提高核电站的总体安全水平和可利用率。
本文简要介绍了AP1000和EPR专设安全系统的组成和特点，比较了两者之间的差异，并分析了这些差异对于核电站安全、设备可靠性及成本控制的影响。
关键词：核电站；AP1000；EPR；专设安全系统；差异性自20世纪90年代开始，为了消除广大公众因切尔诺贝利核事故带来的对核能利用的疑虑，提高核电应用的安全性和经济性，世界核电界集中力量对核电站专设安全系统和严重事故的预防与后果缓解进行了研究，美国和欧洲先后提出了符合“用户要求”[1-2]的概念，并在此基础上，开发了安全性、经济性更好的第三代核电技术。
第三代核电技术通过采用非能动安全系统或增加安全系统冗余度、增设缓解严重事故后果的工程措施以及应用数字化仪控系统等先进技术，降低核电站的严重事故风险，实现更高的安全目标，使核电技术向更安全、更经济的方向发展。
第三代核电技术问世以后，受到全球核电用户的普遍关注，包括中国在内的一些国家已经选用或准备选用第三代核电技术进行新的核电机组建设。
第三代核电技术以美国西屋公司开发的先进压水堆（AP1000）和法德两国联合开发的欧洲压水堆（EPR）为典型代表。
AP1000在传统成熟的两环路压水堆核电技术的基础上，引入安全系统非能动化理念。
与传统的压水堆安全系统相比[3]，非能动安全系统更加简单，它们不需要现有核电站中那些种类繁多的安全支持系统，使核电站安全系统的设计发生了革新性的变化。
EPR 主要以法国N4核电站和德国Konvoi核电站为考，充分吸收了法国和德国多年核电设计、建造和运行经验，通过渐进式的模式改进安全系统的设计，提高核电站的总体安全水平和可利用率。
1AP1000专设安全系统的组成和特点与传统核电站相比，APl000的非能动安全系统在电厂安全性和投资保护方面有了重大的提高，无需操纵人员行动或交流电支持即可建立并长期维持堆芯冷却和安全壳的完整性。
AP1000核电厂事故情况下安全壳的氢气控制
Science &Technology Vision 科技视界0引言2011年3月11日,日本发生强烈地震,并引发海啸,位于福岛县的福岛第一核电站反应堆停堆后,在丧失厂外电源的同时柴油机被水淹,导致丧失所有交流电源。
反应堆失去冷却,堆芯过热,燃料烧毁,大量氢气释放到反应堆厂房内,氢气浓度超过安全限值,4台机组接连发生反应堆外厂房爆炸,第三道安全屏障被破坏,导致放射性物质释放到环境中。
AP1000反应堆由美国西屋公司设计,其设计不仅满足美国联邦法规10CFR50.44和10CFR 50.34(f)中对氢气监测和控制的要求,同时也满足我国国家核安全局在2004年颁布的修订后的《核动力厂设计安全规定》(HAF102),和《核动力厂运行安全规定》(HAF103)中针对严重事故下可能会发生氢爆的设计考虑。
AP1000安全壳氢气控制系统,依靠其特有的设计,在发生设计基准事故和严重事故时,即使出现丧失全部交流电源,也不会导致反应堆第三道安全屏障损坏,保障安全壳的完整性。
1事故时氢气的来源及危害安全壳内发生事故后,可能由于以下原因产生氢气:燃料包壳的锆水反应、水的辐照分解、结构材料的腐蚀、冷却剂系统中溶解氢气的释放,堆芯熔融物与混凝土的反应。
在发生LOCA 或者严重事故后,安全壳巨大空间内的H 2与O 2,根据H 2浓度的不同,会产生两种不同的反应。
一种为燃烧,当H 2浓度达到4%的燃烧下限时,H 2与O 2发生燃烧;另一种为爆炸,爆炸是传播速度超过声速的燃烧,当高浓度的H 2和O 2充分混合后就会发生爆炸。
但是氢气燃烧浓度与水蒸气的浓度有关,水蒸气相当于H 2燃烧的惰化剂,水蒸气的浓度越大,燃烧或者爆燃的所需要的H 2浓度就越大。
在AP1000安全壳内,发生LOCA 后的水蒸气环境下,氢气的燃烧模式取决于混合气体的浓度,初始条件和边界条件。
在氢气产生的地方,氢气没有与氧气混合,此时氢气燃烧发生扩散火焰;在氢气源的下游,氢气浓度增加同时与氧气混合,此时就可能发生爆燃。
AP1000核电厂氢气控制措施
ｍｏ ｒ ｅ ｓ ｔ ｒ ｉ ｃ ｔ ｒ ｅ ｑ ｕ ｉ ｒ ｅ ｍｅ ｎ ｔ ｓ ｏ ｆ ｔ ｈ ｅ ｐ ｒ ｅ ｖ ｅ ｎ ｔ ｉ ｏ ｎ ａ ｎ ｄ ｍｉ ｔ ｉ ｇ ａ ｔ ｉ ｏ ｎ ｍｅ ａ ｓ ｕ ｒ ｅ ｍｅ ｎ ｔ ｓ ｏｒ ｆ ｓ ｅ ｖ ｅ ｒ ｅ ａ ｃ ｃ ｉ ｄ ｅ ｎ ｔ ｓ ｉ ｎ ｎ ｕ ｃ ｌ ｅ ａ ｒ ｐ ｏ ｗｅ ｒ ｐ ｌ ａ ｎ ｔ ｓ ．Ｔ ｈ ｅ ｓ ｅ ｒ ｅ ｑ ｕ ｉ ｒ ｅ ｍｅ ｎ ｔ ｓ ａ ｒ ｅ ｔ ｏ ｌ ｉ ｍｉ ｔ
第三代压水堆核电站AP1000简介1
– 下部堆芯支撑板
AP1000的RCS主要特点
在RCS中增设了多级自动降压系统，确保非能动堆芯冷却系统 运行，实现高、中、低压阶段的安注功能。 冷却剂管道采用4进2出的布置，即每一环路有两条冷管段和一 条热管段。适应于采用屏蔽泵、有利于泵的维护及半管运行。 采用屏蔽电机泵作为反应堆冷却剂泵。具有较高的运行寿命和 可靠性，减少维修工作量，消除了因轴封水失效或全厂断电情 况下冷却剂泄漏的潜在根源，提高了电厂的安全性和可用率。 加大了稳压器的容积，提高了RCS承受瞬态工况的能力，减少 了非计划停堆次数。 采用一体化顶盖技术，取消了堆芯下部（压力容器底部）贯穿 件，将压力容器泄漏的可能性降至最低，降低堆芯裸露风险。
AP1000主要特点---简化
系统、设备、厂房等物项减少－－降低电厂建造成本
设备、厂房数量比较
项目 安全级阀 各类泵 安全级管道 电缆 抗震厂房容积 单位 (只) (台) (m) (106× m) (m3) 1000MW 参考电站 2844 280 33528 2.77 359773 AP1000 592 180 5791 0.366 158640
AP1000非能动安全系统
非能动堆芯冷却系统
AP1000非能动安全系统
① 非能动余热排出系统
非能动余热排出系统，在电厂瞬态、事故工况下，当反 应堆正常余热排出系统失效时，利用冷热流体的密度差形 成的驱动力，自动排出堆芯的余热。（自然循环） 该系统主要设备是非能动余热排出热交换器和相连的管道、 阀门。热交换器布置在换料水箱内，可大量吸收反应堆内 的余热。 当换料水箱内的水达到饱和温度时，箱内产生的蒸汽进入 反应堆钢制安全壳，并由安全壳的壁面冷却，使凝水沿钢 壳内壁向下流，回到换料水箱内，继续作为热交换器的冷 却介质。 钢安全壳外，设有非能动安全壳冷却系统，通过给安全壳 外喷水和自然对流的空气带走CV热量，实现反应堆余热 的排出。
AP1000第三代核电站非能动堆芯冷却系统PXS
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PWR 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。
AP1000核电厂的安全壳设计
核电厂的安全壳设计1 引言为了在电厂简化、安全性、可靠性、投资保护和电厂成本方面提供重大的、可度量的改进,AP1000采用非能动安全系统。
安全壳是实现上述改进的一个关键设施。
它不仅提供了防止裂变产物释放的高度完整、低泄漏率的屏障，其表面还承担将安全壳空气中的热量排到大气中去的传热功能。
安全壳内部结构连同非能动堆芯冷却系统(PXS)和严重事故缓解设施一起设计。
本文介绍了API000安全壳容器设计、建造、事故后特征和严重事故性能。
此外，本文也讨论了放射性释放模式，假设条件以及安全壳短期和长期性能。
2 AP1000 安全壳设计概述AP1000安全壳是一个自由直立的圆柱形钢制容器，带有椭球形的上封头和下封头。
钢制安全壳容器被完全包容在一个混凝土屏蔽体中，该厂房提供了对外部危害(如飞射物)的防护，并限制中子、γ射线、散射照射对电厂工作人员和公众的辐照。
如图l 所示，API000设计保留了和AP600相同的直径，但其高度比AP600增加了7.8 m ，从而增加了自由空间。
此外，与AP600相比，AP1000通过增加容器壁的厚度和使用SA738型B 级材料提高了安全壳的设计压力。
AP1000安全壳容器的一些重要参数与AP600的比较见表l。
如表中所示，圆柱形容器大部分的钢壁标称厚度是4.445cm，局部位置较厚，如设备闸门处。
最低一层圈柱形壳体的壁厚增加到4.762 cm，以便为预埋件过渡段中的腐蚀情况留有裕度。
封头是椭球形的，厚度为4.127cm，主直径为39.624m，而高度为11.468m。
安全壳容器由5个主要结构模块组装建造而成，每个模块都由预先成型的、喷好漆的钢板制成。
为了进一步减少安全壳内的组装活动，这些模块包含环形加强筋、吊环梁、设备闸门、人员空气闸门、贯穿件组件和其它附件，其中包括非能动安全壳冷却系统(PCS)空气挡板的支撑和水分配溢流口的固定板。
安全壳容器的设计使其能支撑环吊及其载荷，并考虑了蒸汽发生器的更换。
AP1000核电厂事故下安全壳氢气浓度控制
当发生堆芯传热恶化或者堆芯融化事故时 ．安全壳 内氢气浓 度急
容器 内的 ６６个氢气点火器 ．这些设备用于 限制安全壳 内大气中的氢 剧上升 ，根据规 程要 求 ，操纵员通过主控 室的 ＰＤＳＰ启 动氢气点火 器 ，
气浓度
点火器保持 ８７１—９２７￣Ｃ的表面温度 ．在氢气 浓度较低 的情况下点燃 氢
系统用于设计基准事故期间控制安全壳 内氢气浓度不超过 ４％：氢气 流 占主导 的区域 内 复合器采用不锈钢外壳 ，包壳顶部 和底部设 有开
点火子系统用于严重事故期间 ．氢气复合器不 足以抑 制氢气 浓度 快速 Ｅ１ 内部放置铑钒铂合金催化剂。此复合器能在 比较宽泛 的环境 温度
上升时．点燃氢气达到控制氢气浓度 的 目的。
【Ｋｅｙ ｗｏｒｄｓ］ＡＰ１０００；Ｃｏｎｃｅｎｔｒａｔｉｏｎ ｏｆ ｈｙｄｒｏｇｅｎ ｉｎ ｃｏｎｔａｉｎｍｅｎｔ；Ｃｏｎｔｒｏｌ
０ 前 言
主动点火 的理论 依据和假设是 严重事故下 安全壳 内不 可避免地
存在 随机 的点火源（如 电火花 ，电缆等），与其 如此 ，不如 在氢气“安全浓 在核电厂发生严重事故情况下 ．锆包壳 与水或水蒸气发生化学反 度 ”的范 围内利用点火器主动点燃氢气 ．使之缓慢燃烧 ．从而消除氢气 应产生大量氢气 ．可 能在安全壳 内引起氢气爆 燃或爆炸 ．形 成较大的 避免更严重 的氢气爆炸发生 ，威胁安全壳完整性 。 压力载荷 ．对安全壳 的完整性构成极大威胁 为避免大面积或局部氢
【关键词 】ＡＰＩＯ００；安 全壳氢气浓度 ；控制
Ｈｙｄｒｏｇｅｎ Ｃｏｎｃｅｎｔｒａｔｉｏｎ Ｃｏｎｔｒｏｌ ｏｆ Ｃｃｏｎｔａｉｎｍ ｅｎｔ ａｆｔｅｒ ａｎ Ａｃｃｉｄｅｎｔ ｉｎ ＡＰ１０００ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｐｏｗｅｒ Ｈ ａｎｔ ＺＨＡＮＧ Ｚｈｅｎｇ—ｇｅ
AP1000与M310
AP1000是由西屋公司开发得第三代压水堆核电站，而M310是法国珐玛公司通设计得第二代压水堆核电站。
AP1000在系统设计上大量地采用了非能动理念，大大简化了系统，减少了设备数量，提高了机组的安全性和经济性。
AP1000核岛M310核岛在系统和设备上有很大区别，本文以山东海阳核电和广东大亚湾核电为例分别从反应堆冷却剂系统、反应堆辅助系统、专设安全设施三个方面对两个机组的核岛系统设备主要区别作一对比分析。
1.反应堆冷却剂系统区别AP1000与M310的反应堆冷却系统由于同为压水堆，因此在工作原理上是一样的，但是AP1000结合了二代压水堆积累的运行和维护经验，在很多地方设计有很大的改动，如：反应堆布置，反应堆本体及压力容器、主泵等。
1.1反应堆冷却剂系统的系统设计区别AP1000的反应堆冷却剂系统采用了二环路对称布置设计，每个环路由一台蒸汽发生器，两台主泵，一条热管段管道和两个冷管段及相关仪表、系统接口组成。
其中一个环路的热管段与稳压器通过波动管相连接，用来调节系统压力。
在稳压器上接有安全阀及自动卸压系统的前三级，自动卸压系统的第四级卸压管线接在两个环路的热管段上。
正常运行时从反应堆压力容器出口流出来的冷却剂经过一条直径为78.7cm的热管段进入蒸汽发生器，经过蒸汽发生器二次侧给水冷却后由两台直接连接在蒸汽发生器冷侧腔室出口的屏蔽式水泵加压，经过两条直径为55.9cm的冷管段管道注入堆芯。
当需要自动卸压系统动作时前三级卸压管线将蒸汽排到安全壳内换料水箱。
同时当压力仍不能按要求下降时，第四卸压阀自动打开，向安全壳排放蒸汽。
M310的反应堆冷却剂系统由反应堆和三条并联的环路组成，这些环路以反应堆为中心，呈辐射状布置。
每条环路由一台主泵，一台蒸汽发生器、一条热管段管道、一条过渡段、一条冷管道组成。
在其中一个环路的热管段通过波动管与稳压器相连接来调节一回路压力。
稳压器上部同样连有安全阀和卸压管线，当系统超压时稳压器上部的卸压管线将蒸汽排到卸压箱中。
AP1000第三代核电站数字仪控系统DCS
AP1000第三代核电站数字仪控系统DCS第三代核电 2009-09-30 19:41 阅读36 评论0字号：大中小AP1000第三代核电站数字仪控系统DCS简介：1. AP1000 仪控系统是一个先进的分散式计算机控制系统(即DCS)。
它是在已获美国NRC 许可证的AP 600 基础上又作了一些改进与发展，主要体现在反应堆保护系统的设计上, AP600 采用的是西屋已很成熟的Eagle 系统, AP1000 则提供了二套方案，一套是沿用AP600 的Eagle 方案，另一套是在此基础上改进的Common Q 系统。
由于AP600 已获得许可证，所以Common Q 在很大程度上都维持了原AP600关于I&C系统的功能要求，以使二者在硬件和软件方面能最大限度地兼容。
2. DCS 系统设备可分为二大类：一为安全级设备（1E 级），执行反应堆保护、专设安全系统驱动等功能。
一为非安全级设备（非1E 级），执行电厂控制、数据采集、显示、记录以及多样性驱动系统等功能。
3. 90 年代中：西屋在WDPF 的基础上经改进成为现在的OVATION 系统，它在常规电厂及核电站非1E 级的仪控系统中得到相当广泛的应用。
对1E 级(核安全级)系统则又开发了COMMON Q 系统（是Ea gle 的改进）。
2000 年后( ADVANT+OVATION 系统) ：西屋的核电部份和美国另一家重要的PWR 核电供应商ABB/CE 公司先后加入了英国的BNFL公司，由于ABB/CE 也是一家在核电仪控方面能力相当强的公司，它早已取得NRC 的证书，特别是它的1E 级部分(ADVANT)包含有核级堆芯计算机，可以作DNBR 和LPD的在线计算与保护。
4. 应用公司系统应用说明西屋WDPF+EAGLE21 技术改造OVATION+ COMMON QABB/CE NUPLEX80+ADVANT 韩APR1400，美PLAO西屋+ABB OVATION+ ADVANT西门子TXP+TXS田湾核电站EDF/FRA N4 N4电站FANP TXP+TXS （FANP是FRA和西门子联合公司）。
AP1000核电站安全壳内氢气控制
AP1000核电站安全壳内氢气控制AP1000核电站作为第三代反应堆，在事故情况下安全壳内氢气控制上采取了能动和非能动相结合的方式控制厂房氢气浓度。
能动控制采用蓄电池供电的了氢气点火器，非能动控制则采用催化直接化学反应的非能动氢气复合器。
通过这两种方式的设计能够在设计基准事故时，安全壳总体氢气浓度应被限制在4%以内。
发生严重事故时，控制安全壳氢气的浓度水平应与规定要求相一致。
同时由于采用了非能动设计，能够从根本上避免福岛核事故中安全壳氢气浓度控制失效而导致的氢气爆炸，保证放射性物质控制在安全壳内。
氢气控制系统主要包括3台氢气探测器，2台非能动氢气复合器和64个氢气点火器。
其中3台氢气探测器可以提供连续的安全壳氢气浓度监测和指示，为事故后监测和事故后缓解操作的运行评估提供输入信号。
一旦安全壳内氢气浓度有变化，在10秒内就能探测到氢气浓度变化的90%，在氢气浓度达到高值时在主控室和远方停堆工作站报警，提醒操纵员采取措施。
氢气探测器是非安全相关设备，由非1E级电源供电，主要用于在严重事故后，氢气浓度快速变化时，为操纵员提供及时的氢气浓度数据，探测器的工作范围是0-20%氢气浓度。
这个范围能够涵盖氢气爆燃、爆炸事故的所有氢气浓度范围。
非能动氢气复合器没有转动部件，不需要电源或其它任何支持系统，在有反应物（氢气和氧气）时自动启动。
非能动氢气复合器由一个不锈钢包壳构成，不锈钢包壳提供结构支撑，也为催化材料提供支撑。
包壳在底部和上部开口，并在催化层上部延伸而构成一个烟囱，这可产生额外的升力来增强效率和装置的通风能力。
催化材料被放置在网状加药箱内或在金属板酶催化材料上。
气体在加药箱和金属板之间的空间流动。
在运行期间，非能动氢气复合器内的气体在复合过程中被加热，通过自然对流上升。
当被加热的气体上升时，安全壳气体混合物被吸入非能动氢气复合器的底部，被加热的同时也产生水蒸气，通过安全壳大气混合处的烟囱排出。
由于在非能动氢气复合器内的反应是放热反应，催化剂的温度可能达到600℃甚至更高。
AP1000安全壳氢气控制系统分析
AP1000安全壳氢气控制系统分析张秉卓【摘要】Hydrogen control system is an important measure to protect the integrality of containment vessel during severe accident. This paper is to study and introduce AP1000 Hydrogen control system in containment vessel, and it’s aim is to explain AP1000 technique about Hydrogen control is available and credible during severe accident which satisfies third generation nuclear power safety standard.%氢气控制系统是在严重事故工况下保证安全壳完整性的重要措施之一。
该文以AP1000安全壳氢气控制系统为研究方向，介绍AP1000氢气控制系统，说明AP1000在严重事故下氢气控制有效可靠，满足第三代核电技术安全标准。
【期刊名称】《科技创新导报》【年(卷),期】2015(000)016【总页数】2页(P70-71)【关键词】氢气控制;AP1000;安全【作者】张秉卓【作者单位】山东核电有限公司山东海阳 265116【正文语种】中文【中图分类】TL482011年3月11日，日本发生9级地震引发海啸，福岛核电站进水导致失去全部电源，安全壳内氢气无法正常消除，氢气燃烧发生爆炸，导致安全壳破裂大量放射性物质外泄。
事实再次证明安全壳氢气控制在严重事故下的重要作用。
针对严重事故下安全壳内氢气风险控制，国家核安全局颁布的《核动力厂设计安全规定（HAF102）明确要求：必须充分考虑在严重事故下控制可能产生或释放的裂变产物氢和其他物质的措施。
AP1000第三代核电站专设安全设施
AP1000第三代核电站专设安全设施第三代核电 2009-09-29 19:23 阅读37 评论0字号：大中小1. 专设安全设施的作用是在反应堆冷却剂系统（RCS）发生放射性裂变产物释放事故时，使事故得到控制、缓解和终止，使得对公众的放射性释放水平在应用的或导则要求的限值以下，保护公众安全。
2.传统的压水堆设计中，专设安全设施一般包括下列9 类：（1）安全壳（Containment）（2）安全壳喷淋系统（Containment Spray System）（3）安全壳空气纯化及净化系统（Containment Air Purification and Cleanup Systems）（4）安全壳隔离系统（Containment Isolation System）（5）安全壳内可燃气体控制系统（Containment Combustible Gas Control System）（6）应急堆芯冷却系统（Emergency Core Cooling System）（7）辅助给水系统（Auxiliary Feedwater System）（8）安全系统冷却水系统（Component Cooling Water System and Service Water System）（9）可居留性系统（Habitability System）3. AP1000 专设安全设施简化为6 类：（1）安全壳（2）非能动安全壳冷却系统（Passive Containment Cooling System-PCS）（3）安全壳隔离系统（Containment Isolation System）（4）非能动堆芯冷却系统（Passive Core Cooling System-PXS）（5）主控室应急可居留系统系统（Main Control Room Emergency Habitability System）（6）裂变产物控制系统（Fission Product Control System）4. AP1000 设计与传统的压水堆设计相比的最大不同点在于AP1000 使用非能动（Passive）的安全系统来减缓设计工况中预期有可能发生的意外事故，提高电站的安全性。
浅谈AP1000核电厂保护和安全监视系统PMS操作平台Common Q
浅谈AP1000核电厂保护和安全监视系统PMS操作平台Common Q【摘要】AP1000核电厂采用了非能动安全系统，其保护和安全监测系统（PMS）用于检测核电厂的非正常工况，当发生事故工况时，执行其安全相关的功能，使核电厂维持在安全停堆状态，PMS系统用Common Q平台来实现。
【关键词】PMS；Common Q；数字化仪控一、引言AP1000是美国西屋公司开发的第三代核电站，设计采用了先进的“非能动”安全设计理念，其保护和安全监视系统（PMS）的功能包括在正常运行时的保护功能、停堆功能，以及维持安全停堆状态。
PMS系统提供了在主控制室和远程停堆工作站手动操作的功能。
发生事故后72小时内，不需要操作员采取任何手动干预动作，大大减少人因错误，AP1000明显优于EPR，其功能实现的操作平台为Common Q。
二、保护和安全监视系统操作平台——Common Q组成PMS系统都是安全级的设备，PMS系统有如下功能：1、当电厂的工况达到安全限值时提供反应堆自动停堆功能；2、提供专设安全设施驱动功能，以缓解设计基准事故的后果；3、提供指示功能，帮助操纵员评估和维持电厂的安全和周边环境的安全；4、发送信息到DDS系统，使得操纵员能够提防任何异常工况。
PMS系统用Common Q平台来实现。
该平台属1E级，所有部件也都是1E 级的，用于实现安全仪控功能，设备具有抗震I级要求。
它包括如下主要部件：1、AC160控制器AC160控制器是一个带有多通道处理能力的模件化控制器，被用来执行安全相关系统的保护算法。
处理器模件内置一个独立的看门狗计时器。
如果一个保护功能由于处理器的故障而无法实行，看门狗能够发出报警和提供通道跳闸功能。
AC160采用PM646处理器模件，包括两个32位的微处理器板：处理器部分和通讯部分。
2、输入输出模件Advant 160控制器采用S600 I/O系列输入输出模件，模件包含了各种常规的卡件。
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AP1000第三代核电站安全壳氢控制系统
第三代核电 2009-09-29 19:24 阅读22 评论0
字号：大中小
AP1000第三代核电站安全壳氢控制系统简介：
1. 安全壳氢控制系统的作用是限制安全壳内的氢浓度，以免危及到安全壳的完整性。
在发生严重事故时，假定100%的燃料包壳与水发生反应，产生大量的氢，尽管由辐照分解或金属腐蚀也产生一定量的氢气，但燃料包壳和水反应仍是最重要的。
安全壳氢控制系统使得安全壳内氢在低于燃烧限值前促进氢燃烧，防止在较高的氢浓度下燃烧，保持安全的完整性和安全相关设备也能够保持可用。
2. 氢浓度监测子系统
氢浓度监测子系统由3 个氢探测器组成，探测器布置在穹顶的上部，系统的三个探测器设置为非IE 级，提供事故后监测功能。
氢探测器由非IE 级电源供电，氢浓度在主控室内连续显示，此外，在主控室内提供氢浓度高的报警信号。
氢监测子系统具有足够宽的氢浓度监测范围，直到20%氢浓度。
3.氢复合子系统
氢复合子系统在设计上能够处理假想LOCA 事故情况下产生的氢气。
氢复合子系统由两个非安全相关非能动自动催化复合器（PAR）组成，分别布置在安全壳内操作平台（Operating Deck）上方，布置在自然对流的主上升流区。
非能动自动催化复合器结构简单，没有动作部件，不需要电源等其他支持系统，若反应物（氢和氧）存在，自动动作。
通常氢氧通过快速燃料进行复合，需要较高的温度（大于600°C）。
但如果有催化材料（如钯族材料）“催化燃烧”可以在低于°C 情况下进行。
非能动自动催化复合器使用钯或铂作为催化剂。
当催化剂在干燥状态下接触到氢气和氧气立即发生催化反应，当催化材料是湿的，也只有很短的时间延迟。
非能动自动催化复合器可以适应较大范围的环境温度、反应物浓度（富集的或贫乏的，氢氧浓度小于1%）以及蒸汽含量（蒸汽浓度可以大于50%）。
已经过验证，非能动自动催化复合器对于LOCA 事故后使安全内氢积聚减至最低是非常有效的。
4. 氢点火子系统：
使氢气在可控方式下燃料掉，防止发生爆燃可能性，爆燃导致安全壳内较大压力。
当发生事故快速产生大量氢气时，超出复合器的复合能力时，氢点火系统发挥作用。
在假想的堆芯熔化（严重事故情况下）会产生大量的氢气，极限情况100%锆燃料包壳与蒸汽反应产生氢气，该反应需要
几个小时完成，点火
器能够在氢浓度（体积比）低于10%时触发氢燃料，防止氢浓度超过限值。
氢点火子系统由64 个氢点火器组成，分布在整个安全壳内，既然氢点火器在设计上用来对付低可能性的严重事故，氢点火子系统是非IE 级的。
尽管是非IE 级，但在点火器的分布，电源供应的设计上，尽量减少安全壳或单独隔间内点火器功能的丧失，点火器被分成两个电源组，每组电源正常由厂外电供电，厂外电不可用时由厂内非重要柴油机供电，当柴油机故障时，将由非IE 级蓄电池提供大约4 小时点火器
运行之需。
点火器的布置依据氢气在安全壳内的传输和氢气燃烧的特点，安全壳内每一个封闭区域至少安装两个点火器。
氢点火器的数量和位置选择考虑了严重事故期间安全壳内氢气的行为，重点考虑氢气可能的传输
路径和氢气燃料的物理条件。
摘录自：《非能动安全先进核电厂AP1000》《AP1000设计成熟度及对中广核工程适应性研究报告。