AP1000核电机组冷却水系统用板式热交换器
AP1000核电厂反应堆冷却剂系统布置设计
Ａｂ ｓ ｔ ｒ ａ ｃ ｔ： ＡＰ １ ０ ０ ０ ｎｕｃ ｌ ｅ ａ ｒ ｐｏ ｗｅ ｒ ｐｌ ａ ｎ ｔ ｒ ｅ ｐｒ ｅ ｓ ｅ ｎｔ ｓ ａ ｄ ｖａ ｎｃ ｅ ｄ ｔ ｈｉ ｒ ｄ ｇｅ ｎｅ ｒ ａ ｔ ｉ ｏ ｎ ｎｕ ｃ ｌ ｅ ａ ｒ ｐ ｏ ｗｅ ｒ ｔ ｅ ｃ ｈｎｏ ｌ ｏ ｇｙ． Ｔｈｅ ｒ ｅ ａ ｃ ｔ ｏ ｒ ｃ ｏ ｏｌ ａ ｎ ｔ ｓ ｙｓ ｔ ｅ ｍ ｌ ａ ｙｏ ｕｔ ｄ ｅ ｓ ｉ ｇ ｎ ｎｏ ｔ ｏ ｎ ｌ ｙ ｓ ａ ｔ ｉ ｓ ｆ ｉ ｅ ｓ ｔ ｈｅ
ｒ ｅ ｑｕｉ ｒ ｅ ｍｅ ｎｔ ｏ ｆ ｓ ｙｓ ｔ ｅ ｍ ｆ ｕｎｃ ｔ ｉ ｏｎ， ｂｕ ｔ ａ ｌ ｓ ｏ ｃ ｏ ｎｓ ｉ ｄｅ ｒ ｓ ｕｆ ｆ ｉ ｃ ｉ ｅ ｎｔ ｌ ｙ ｔ ｈｅ ｒ ｅ ｑｕ ｉ ｒ ｅ ｍｅ ｎｔ ｏｆ Ａ ＬＡ ＲＡ ， ｉ ｎ－ｓ ｅ ｒ ｖｉ ｃ ｅ ｉ ｎｓ ｐｅ ｃ ｔ ｉ ｏ ｎ ｆ ｏ ｒ ｎ ｕｃ ｌ ｅ ａｒ ｍ ｅ ｃ ｈａ ｎｉ ｃ ａ ｌ ｃ ｏ ｍ ｐｏ ｎｅ ｎｔ ｓ ． ｍｏ ｄｕ ｌ ｅ ｄｅ ｓ ｉ ｇ ｎ ｃ ｒ ｉ ｔ ｅ ｒ ｉ ａ ａ ｎ ｄ ｃ ａ ｌ ａ ｍｉ ｔ ｙ ｐｒ ｏ ｔ ｅ ｃ ｔ ｉ ｏ ｎ ｆ ｒ ｏｍ ｉ ｎ ｔ ｅ ｒ ｎａ ｌ ｌ ｙ ｇ ｅ ｎｅ ｒ ａ ｔ ｅ ｄ． Ｔｈｅ ｃ ｏ ｍ ｐａ ｃ ｔ ｌ ａ ｙｏ ｕｔ ｄｅ ｓ ｉ ｇ ｎ
浅述AP1000核电厂设备冷却水系统
科技信息2012年第35期ＳＣＩＥＮＣＥ＆ＴＥＣＨＮＯＬＯＧＹＩＮＦＯＲＭＡＴＩＯＮ0总体概述设备冷却水系统属于核岛14个系统，主要设备布置于常规岛汽机厂房的第一跨内；系统由核岛负责，布置由常规岛设计；布置需严格按照系统要求设计，系统验证布置设计是否能保证其系统功能的实现。
1系统描述设备冷却水系统（Component Cooling Water System ），简称CCS 系统。
类似于火力发电厂的汽机房闭式循环冷却水系统，通过CCS 换热器被厂用水系统（SWS ）冷却，从而不断将核岛设备散热带出。
它的介质是除盐水，除盐水管道连接至CCS 膨胀水箱，对其进行补水和水位调节。
CCS 包括两台CCS 泵、两台CCS 换热器、一台CCS 膨胀水箱、一台化学加药箱、一台辐射监测器装置和相关的管道、阀门、控制设备和仪表，系统流程如图1所示。
设备冷却水系统是放射性系统和外界之间的屏幕，执行如下非安全相关的纵深防御功能：1）在正常停堆、换料和半管运行时，为正常余热排除系统的热交换器及泵提供冷却；2）为化学和容积控制系统补给泵的小流量热交换器提供冷却；3）为乏燃料池热交换器提供冷却。
设备冷却水系统执行的其他非安全相关的功能如下：1）提供放射性物质向环境泄露的屏障；2）提供厂用水向一回路安全壳系统和反应堆系统泄露的屏障；3）为支持核电厂运行所正常运行所需的各种非安全相关设备提供冷却；4）在非能动余热排出热交换器运行时，向RNS 热交换器提供冷却水，以冷却安全壳内置换料水箱的水；5）在非能动堆芯冷却系统缓解事故后的核电厂恢复运行期间，向RNS 系统提供冷却水带走堆芯热量。
2设备描述2.1设备冷却水热交换器设备冷却水热交换器为板式热交换器，两台设备冷却水热交换器为正常运行热负荷提供了多重性。
在核电厂停堆冷却时，为了达到设计要求的冷却速率需运行两台热交换器，如果只运行一台热交换器将延长核电厂的停堆冷却时间。
在核电厂正常运行时，任一台设备冷却水热交换器可以和任一台设备冷却水泵组合运行。
AP1000核电技术特点介绍
AP1000核电技术特点介绍2009-03-23 17:20AP1000是西屋公司开发的一种两环路1000MWe的非能动压水反应堆核电。
与传统的PWR安全系统相比，非能动安全系统要简单得多，它们不需要现有核电站中那些必不可少、种类繁多的安全支持系统，如相关的安全级交流电源、HVAC（加热、通风、空调系统）、冷却水系统以及安装这些部件的抗震厂房。
非能动安全系统的采用和系统的简化，减少了运行人员的操作。
通过这些设计改进，AP1000机组的安全性得到了显着的改进，其堆芯熔化概率3×1.0×10-7/堆年，远低于URD要求的1.0×10-5/堆年，进一步将AP600“非能动”理念引入压水反应堆设计，使得设计大大简化、安全性提高、投资有所降低、设计与性能特点满足用户要求文件（URD）的要求。
AP1000的设计满足用户对具有非能动安全性能的先进轻水堆的要求（URD），具有第三代先进轻水堆的简单性、安全性、可靠性和经济性的特点。
AP1000 的主要性能特点是系统简化、非能动安全、数字化仪控和模块化建造，主要设计目标包括：机组额定电功率：≈1000MWe电站设计寿命：60年堆芯损坏频率：＜1.0×1E-5/堆年严重事故下大量放射性物质释放至环境的频率：＜1.0×1E-6/堆年换料周期：18个月另外，AP1000的设计目标还包括从设计、认证、建设、运行、检测和维修等方面提供一个尽可能简化的核电站。
模块化建设由于初投资大，因此核电发电成本对建设期的长短非常敏感，现有核电站的建设期太长就成为新建核电站在财务上的主要障碍之一。
为此，AP1000将实行一种新的建设模式——虚拟建造技术和模块式建设方式。
虚拟建造技术是利用虚拟现实技术的思想将三维工厂设计技术与施工进度计划管理结合在一起，以实现对AP1000的建造进行可视化计划编制和可视化进度仿真及优化的一项新技术。
采用这项技术，有可能大幅度地提高核电厂施工现场的平行施工能力和工作效率，实现模块化设计和模块化施工，达到缩短AP1000施工工期的目的。
福岛事故对AP1000核电厂厂用水系统设计的启示
福岛事故对AP1000核电厂厂用水系统设计的启示摘要:对AP1000中厂用水系统(Service Water System, SWS)系统的重要性和先进性进行了比较性论述,并阐述了SWS系统故障对核电厂的影响,最后针对福岛事故的教训,给出了SWS设计改进建议。
关键词:核电厂AP1000 厂用水系统(SWS) 福岛事故设计改进1 厂用水系统简介厂用水系统是一个非安全相关的系统,无论在电厂正常运行还是在事故工况,该系统都将设备冷却水(Component Cooling Water System,CCS)传输的热量带出。
2 SWS系统对AP1000核电厂安全的影响2.1 AP1000核电厂SWS系统的优越性某些建造年代较早的核电厂,设备冷却水系统(RRI)向核岛内各热交换器供水,并将其热负荷通过重要厂用水系统(Essential Service Water System SEC)传到海水中[1]。
而在AP1000核电厂中,则是CCS系统将核岛构筑物、系统和部件产生的多余热量以及冷停堆过程的衰变热首先传递至设在常规岛的换热器,然后再由SWS系统送至大海或冷却塔。
两者主要区别在于:(1)AP1000的SWS系统均为非安全相关系统,而早期核电厂的SEC则是安全相关的系统,显然前者的建造和运行成本更低。
(2)由于AP1000的非能动设计,SWS系统可以比SEC系统更加简单,只需要两台100%容量的厂用水泵即可,而SEC系统则需要4台安全相关的水泵[2]。
2.2 SWS系统故障对AP1000核电厂的运行影响在电厂功率运行期间,如果两台厂用水泵发生故障,CCS热交换器冷却功能立即受到影响。
CCS升温将导致反应堆冷却剂泵(RCP)定子温度报警,如果SWS没有及时恢复,则四台反应堆冷却剂泵停止运行,反应堆事故停堆保护。
在这种情况下,衰变热通过反应堆冷却剂系统自然循环排出堆芯。
可见SWS对核电厂的正常运行有着重要影响。
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。
浅析核电主泵的发展以及各代主泵的特点
浅析核电主泵的发展以及各代主泵的特点摘要：本文简要介绍了核电站主泵的发展以及各代主泵的优缺点，包括新型三代核电屏蔽式主泵的主要特点。
关键词：核电主泵屏蔽引言从1954年前苏联成功建成世界第一座5兆瓦的实验性核电站到现在100万千瓦的先进压水堆核电站，民用核电站已经发展了三代。
虽然其设计理念和电站结构都有很大的改动，但作为核电站心脏的主泵，其核心设备的地位一直未曾动摇。
1.二代主泵的特点一代核电站为实验堆，本文暂且不论。
在商用核电站中，从二代到二代加的核电站机组，都是采用带轴封的单级离心主泵。
以秦山二期100D主泵为例，该主泵从西班牙ENSA采购，是一台立式带飞轮的单级离心泵。
该主泵的轴封采用串联的三级密封，第一层密封为可控液膜密封，第二层为压力平衡摩擦端面型密封，第三层为机械摩擦端面双效应型密封。
该主泵的主要优点是效率高，但同时，其缺点也是显而易见的。
首先，核岛内必须多增两套管路，一套轴封注水/冷却水管路和一套轴封泄露水回收管路，他们的泄露或失效都会导致核岛内核泄漏。
轴封水温度检测、压力检测、液位检测和流量检测系统都是为了轴封专设的监测单元，增加了系统复杂性和操控难度。
其次，不论采用多先进的轴封，其固有的特性决定了存在轴封失效的可能，一旦失效，将会对主泵乃至整个核电站造成严重的影响。
即使只考虑正常的损耗，在核电站整个寿期内也需要多次更换，不利于核电站的长期稳定运行。
而且，由于主泵位于核岛内，处于高辐射区，维修人员每次维修所接受到的放射剂量也是一个不容忽视的问题。
2.三代主泵的特点上世纪80年代的前苏联切尔诺贝利和美国三里岛核泄漏事故发生后，大众越来越关注核电站防止核泄漏以及电站安全运行的能力。
在核电技术沉寂了近40年后，美国西屋公司研发出了新一代的核电技术--AP1000核电技术。
AP1000核电站采用非能动技术，即其安全系统完全不依赖外部能量，能够利用自然界的能量如势能、气体膨胀和密度差引起的对流、冷凝和蒸发来完成安全功能的技术。
AP1000PXS系讲义统主要设备介绍
概述
主要设备
非能动余热排出热交换器(PRHR HX) 堆芯补水箱(CMT) 安注箱(ACC) 安全壳内置换料水箱(IRWST) pH调节篮 鼓泡器
非能动余热排出热交换器
PRHR HX 描述
- U型管式热交换器 - 数量：1个 -管内径0.75英寸 -竖直部分接近18英尺长 -进/出口温度： 297.2°C/ 92.8°C - 入口（上端）连接至RCS热管段 - 封头选用碳钢制造
堆芯补水箱(CMT)
入口管嘴
CMT补给水由CVS提供，
补给管线位于水箱一侧（刚
好在下封头上方）。选择这
种布置的原因是因为当CMT
部分或全部充满热的、稀释 的反应堆冷却剂时，它使
注水管嘴人Leabharlann 盖CMT从注射运行状态中的恢
复最优化。
支承柱基板
出口管嘴
堆芯补水箱(CMT)
CMT 描述
➢CMTs位于安全壳内，在连接到反 应堆容器的DVI管线上方（地面标 高上方107英尺），接近热管底部 标高 ➢下封头有支柱支撑，便于在役检 查时接近CMTs。在地面标高处， 设有1英尺高的圆环防止水溢出进 入下面ACC或阀门隔间 ➢堆芯补水箱位于安全壳内，二次 屏蔽墙外。这样布置便于维修和检 查
- 抗震I类、A级设备 - 689根C形管 - 55根，8%堵管裕量， - 位于IRWST内 - 出口（下端）连接至SG冷端水室 - 传热管由inconel690制成 - RCS和IRWST的接触面衬有不锈钢衬 里
非能动余热排出热交换器
非能动余热排出热交换器
非能动余热排出热交换器
PRHR HX 基本功能
AP1000PXS系统主要设备介绍
概述
AP1000的非能动堆芯冷却系统(PXS)由 一个非能动余热排出热交换器(PRHR HX)、 两个堆芯补水箱(CMTs)、两个安注箱、和 一个安全壳内置换料水箱(IRWST)组成。 PXS系统其他的设备包括安全壳内置换料水 箱滤网、安全壳再循环管线、和一个装有 能在事故后调整pH值化学物质的调整篮。
AP1000非能动余热排出热交换器导热能力分析
图1 PRHR HX 自然循环示意图
热交换器中的压力与反应堆冷却剂系统（RCS）压 力相同，以防止在热交换器最初启动时发生水锤现 象，热交换器中的水温与 IRWST 中的水温相同， 这样在电厂运行期间就可以建立并保持自然循环驱 动压头。
IRWST 的 位 置 高 于 反 应 堆，PRHR HX 入 口 管 线 与 RCS 1环 路 的 主 管 道 热 段 相 连 接， 入 口 管 路上装有一个常开的电动阀。出口管线与蒸汽发生 器（SG）冷段腔室相连接，出口管线上有两个并联 常关气动阀。反应堆正常运行时，一旦收到安全驱 动信号，出口管路上的两个气动阀自动打开。由于 PRHR HX 和反应堆之间存在着位差和温差，因此 气动阀打开后即产生反应堆冷却剂的自然循环流， 其方向与主泵产生的强制流方向相同。主泵脱扣前， 主泵能同时为 PRHR HX 提供强制流。主泵停止后 反应堆的衰变热继续由自然循环方式传至换料水箱。
AP1000 PRHR HX 自 然 循 环 试 验 验 证 了 PRHR HX 触发后在自然循环工况下带走堆芯衰变 热的能力，本文通过分析试验方法及试验过程中的 电厂数据，包括 PRHR HX 入口、出口温度，流道 压力、流量等参数，共421组试验数据（总时长7分 钟，间隔1秒），计算结果表明，PRHR HX 具有足 够的导热能力，大于设计预期，能带走堆芯衰变热。
试验方法充分考虑了试验目的的需要，利用堆 芯衰变热验证 PRHR HX 的导热能力，具有可行性， 并从电厂安全角度确保了机组状态可控，以及在执 行性上具有可操作性。
4 PRHR HX 换热量计算和分析
3 PRHR HX 自然循环试验方法评估与分析 3.1 试验简介
试验目的在于验证在正常运行温度下非能动余 热排出热交换器（PRHR HX）可以依靠自然循环排 出堆芯裂变产物衰变热的能力。先决条件是机组满 功率正常运行。
AP1000核电机组冷却剂泵变频器特点及供电回路优化
图 ５ 预 充 电 回路
该结构 每个 Ｉ Ｇ Ｂ Ｔ所 承受的 电压应力小 ， 无需
均压 电路 ， 开 关损 耗 小 ， 输 出波形好 ， 不 存 在 因谐 波
２ ． ５ 冗 余 结构
Ａ Ｐ １ ０ ０ ０ 核 电机组 主泵变频器还采用 了冗余 的
引起的电动机 附加发热 、 转动脉矩 、 噪声 、 输 出电压
设备结构 ， 以保证其稳定与可靠 ， 主要体现如下 ：
・
５ ０・
华 电 频 器各外部 电源均具有 ２路
单 独 的供 电 回路 ， 以保证 系统 的冗 余 。
时进 行 通信 ， 对变 频 器状 态进 行实 时 监控 ， 保证 变 频
器 的稳 定运 行 。
第 ３期
肖卉 ： Ａ Ｐ １ ０ ０ ０核 电机 组 冷却 剂泵 变频 器特 点及 供 电 回路 优化
・ ４ ９・
法， 二 次侧 共含 有 １ ８个 二 次 绕 组 （ 此 处 不 考 虑 预 充 电 回路 绕组 ） ， 详 细 结构 如 图 ２所 示 。
变化 率 以及共 模 电压 问题 Ｊ 。
的三 相 ７ ５ ０ Ｖ Ａ Ｃ电源 经 整 流 桥 整 流 与 电容 滤 波 后
为 防止 变频 器 启动 过程 中突然加 压对 变频 器造 成损 坏 ， Ａ Ｐ １ ０ ０ ０核 电机 组 主泵变 频器 采用 了预 充 电 技术 ， 预 充 电 回路 如 图 ５所 示 。预 充 电 回路 包 括 ３ 组 接触 器 （ Ｍ ２， Ｍ３ ， Ｍ４ ） 和 １组 电 容 、 电阻 ， Ｍ１为 中 压进 线 路器 ， Ｍ１ ， Ｍ２ ， Ｍ ３ ， Ｍ４的初 始状 态 均 为 打开 。
AP1000与M310堆型的主要区别
•
19
专设安全设施
2.3 专设安全设施
（2）安全壳系统 AP1000安全壳设计基准与大亚湾核电站安全壳的设计基准基本相 同。安全壳峰值压力应低于设计压力。
•
AP1000 的安全壳设计，外部是屏蔽厂房（Shield Building），为混 凝土结构；内部是安全壳厂房（Containment Building），包括密封 钢壳（Containment Vessel ）及其内部构筑物。大亚湾核电站是单层 安全壳，包括预应力混凝土结构和内部密封钢衬。
反应堆系统
2.1 反应堆系统
• • • •
4
AP1000的堆芯设计基本上保持了传统PWR堆芯设计的思想。在堆 芯构造、设计准则、分析方法以及运行保护限值的确定等方面，完 全遵循传统PWR的设计理念。 燃料组件由西屋公司在有实际运行经验的17×17 XL Robust燃料组 件的基础上结合一些经过验证的成熟技术设计形成。 堆芯核设计依据与M310基本相同。具备不调硼负荷跟随能力；从 初始堆芯开始就实现18个月燃料循环；设计方法和设计内容与 M310相比有一定改进；达到第三代压水堆的要求。 堆芯热工水力设计采用成熟可靠的传统设计思路和技术；留有足够 的堆芯DNBR裕量（19%），满足URD关于15%热工裕量的要求； 降低一次侧温度为保证堆芯热工裕量带来了较大贡献，但导致二次 侧主蒸汽参数降低。
• •
AP1000 的设计依据没有什么特别，与M310基本相同。 不调硼负荷跟踪能力：第二代压水堆具有负荷跟随能力，但需要调 整可溶硼的浓度来补偿负荷跟随时瞬态氙引起的反应性变化。URD 和EUR都要求第三代压水堆具有不调硼负荷跟随能力，使核电站的 负荷跟随能力达到循环寿期的95%以上，AP1000 满足该要求。 AP1000 核设计所采用的计算机程序是最新版本的二代核设计程序 包。与早期的二代核设计程序包没有本质区别。 从第一循环开始就实现18 个月高泄漏装载并逐渐过渡到平衡循环的 18 个月低泄漏装载。
AP1000学习演讲 2
一回路取样系统PSS
• 系统功能：执行事故后安全壳隔离功能， 化学取样功能（监测系统状态）。 • 系统设备：手动取样盘GSP 取样冷却器 SCR 喷射增压器装置EWSS
• 系统运行：液体取样盘和气体取样盘 • 取样位置（正常运行）：RCS热段、稳压 器液相空间、PXS安注箱、PXS堆芯补水 箱（顶部）、PXS堆芯补水箱（底部）安 全壳内大气
AP1000学习演讲 AP1000学习演讲
演讲内容
• 3.6厂用水系统(SWS:Service Water System) • 3.7乏燃料池冷却系统(SFS:Spent Fuel Pool Cooling System) • 3.8一回路取样系统（PSS:Primary Sampling System）
• 4.系统运行：启动中、停堆冷却、换料中、 两列运行。启动后、正常运行、换料后、 单列运行 • 非正常情况：SWS是非安全系统，有纵深 防御和投资保护功能。SWS泵故障→CCS 热换器→主泵报警→事故停堆→RCS→SG、 TBS、SG大气阀→通过主给水泵或启动给 水补水→修SWS泵→主泵运行→RNS
乏燃料池冷却的衰变热；可对IRWST进 行冷却和净化；净化乏燃料池和换料水池 等 • 系统设备：乏燃料池冷却泵、乏燃料池冷 却热交换器、净化除盐床、过滤器等
• 系统描述：乏燃料冷却池系统是非安全相 关系统，系统由A、B两列组成，每列有一 台泵、一台热交换器、一台离子热交换器 和一个过滤器。两列共用进、出口总管。 • 系统运行：正常运行。一列运行：冷却和 净化水池，另一列：执行其他功能：水的 输送
厂用水系统SWS
• 1.系统功能：厂用水系统向位于汽轮机厂房 内的设备冷却水系统热交换器提供冷却用 的海水。冷却设冷水，为核岛设备排热提 供最终热井。 • 2.主要设备：厂用水泵（立式离心泵），厂 用水过滤器（自动反冲洗）等
AP1000核电反应堆冷却剂压力边界泄漏及其探测研究
AP1000核电/反应堆冷却剂压力边界泄漏及其探测研究摘要：AP1000核电厂反应堆冷却剂压力边界相对于传统压水堆有所简化，完整性比传统设计更加可靠，但由于采用了先漏后破技术，屏蔽电机主泵、无引漏压力边界隔离阀、无泄漏爆破阀等设备，以及与非能动专设安全设施的接口所带来的压力边界组成差异，使得AP1000反应堆冷却剂压力边界的泄漏及其探测手段相对于传统压水堆有所不同。
本文总结了AP1000反应堆冷却剂压力边界泄漏及其探测手段的特点，分析了其与美国管理导则RG 1.45的符合性，并提出了合理化建议。
1.引言反应堆冷却剂系统（RCS）的安全功能之一是维持反应堆冷却剂压力边界（RCPB）的完整性。
除RCPB失效工况外，RCS作为压力边界在电厂所有运行工况下容纳反应堆冷却剂和/或应急堆芯冷却剂，限制放射性向安全壳内释放，并阻止一次侧系统向二次侧系统和环境的泄漏。
AP1000核电厂在传统成熟的压水堆核电技术的基础上，采用非能动的安全系统。
非能动设计理念的引入和屏蔽电机式反应堆冷却剂泵的采用，使得其设计与传统压水堆反应堆冷却剂系统有很大的不同。
AP1000核电厂的RCS系统包含一台反应堆压力容器、一台稳压器和两条环路，其中每条环路由一个热段主管道、两个冷段主管道、一台蒸汽发生器以及与之直接相连的两台反应堆冷却剂泵组成。
此外，还包括自动卸压系统和反应堆压力容器顶盖放气系统。
RCS的所有设备都布置在反应堆安全壳内。
由于应用了先漏后破技术，采用了屏蔽电机主泵、无引漏压力边界隔离阀、无泄漏爆破阀等设备，以及与非能动专设安全设施的接口所带来的压力边界组成差异，使得AP1000的RCPB泄漏及其探测手段相对于传统压水堆有所不同。
本文总结了AP1000的RCPB泄漏及其探测手段，分析了其与RG1.45的符合性，并提出合理化建议，对后续设计提供支持。
2.相关规范标准AP1000的RCPB泄漏探测主要遵循美国管理导则KG 1145《反应堆冷却剂压力边界泄漏探测系统的要求》。
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 余热排出系统热态试验问题分析与解决
AP1000 余热排出系统热态试验问题分析与解决发表时间：2019-11-29T15:39:30.523Z 来源：《中国电业》2019年16期作者：余波[导读] 热态功能试验期间出现的问题进行分析并讨论相应对策。
摘要：本文主要就美国西屋公司设计的三代压水堆型APl000的余热排出系统（RNS）热态功能试验期间出现的问题进行分析并讨论相应对策。
关键词：AP1000；热态试验；纵深防御RNS系统及配置介绍RNS系统有两个序列，每一序列包括一台 RNS 泵和一台 RNS 热交换器，两列共用一条来自 RCS 的进水母管和一条返回 RCS 的出水母管。
RNS泵从RCS的热段吸入冷却剂，并将冷却剂送往与之对应的RNS热交换器中。
RNS泵出口冷却剂通过RNS热交换器将热量传递给设备冷却水。
每台热交换器的进出口都设有温度调节阀V006，用来调节冷却速率和目标温度。
热交换器旁路阀V008用于调节RNS泵的出口流量。
冷却剂经热交换器后汇总，进入安全壳内，然后一分为二，与两条压力容器直接注入管线DVI相连，一起进入RCS。
在每台热交换器的出口引出一条RNS泵的小流量循环管线，用于在RNS热交换器出口低流量时，为RNS泵提供保护。
1.RNS热态试验内容分析SM1-RNS-T1P-502(RNS热态试验程序)验证以下系统功能反应堆冷却系统（RCS）正常冷却和升温。
RCS水装量减少时的运行（半管水位运行）。
在RNS正常冷却&换料运行时提供到CVS的停堆净化流。
RCS真空充注时RNS运行。
针对以上功能RNS-502分为以下章节：7.1 RCS充水试验7.2 RCS升温试验7.3 RNS正常冷却试验7.4 RCS半管液位流道试验下面根据热态试验进行的时间顺序，对各章节进行总结说明。
2.1.7.4 在RCS半管液位的RNS流道试验试验方法在半管水位条件下，分别投运RNS A列、B列和双列运行，分别调节对应V008、V057至手动全关，V006至手动全开。
AP1000核电厂概述
- 对凝结水品质进行控制 凝结水系统通过与凝结水精处理系统和加药系统的协同 运行及除氧器对凝结水进行处理，保证凝结水的品质满 足电厂运行要求。 - 输送凝结水 凝结水系统将合格的凝结水按合适的流量输送至给水系 统。 - 给水加热 通过低压加热器对凝结水进行加热，以提高电厂的循环 热效率。
主给水系统
• 1999 年12 月西屋公司在已开发的非能动先进压水堆 AP600的基础上，启动了AP1000 的研究开发工作，历时 5年先后取得了NRC颁发的AP1000标准设计的最终设计 批准书和设计证书。
AP1000核电厂主要特点
• 1 AP1000核电机组上网电功率大约为1250MWe,NSSS 热功率为 3415 MWt.
• 7 与相同容量的现有压水堆相比，该电厂需要的部件更少 特别是安全级部件更少。 • 8 在无需替换反应堆压力容器的前提下，核电厂的设计寿 命为60年，压力容器60年的设计寿命本身就是一个保守
的假定。其他大型部件可以更换，包括蒸汽发生器。
• 9 用于功率转换的大型部件的设计—例如蒸汽发生器，反 应堆冷却剂泵，燃料，堆内构件，汽轮机和发电机—是基
• 系统功能 - 开始冷却水系统的功能是为闭式冷却水系统提供冷却， 通过闭式冷却水热交换器将闭式冷却水系统的热量带出， 并传递给循环冷却水系统。
闭式冷却水系统
• 系统功能 - 汽机房闭式水系统向汽机房内的与核安全无关的热交换 器提供除盐水来带走热量，在板式热交换器内将热量传 递给开式冷却水系统。
AP1000核电厂常规岛主要设备简介
辅助蒸汽系统
• 系统功能 - 辅助蒸汽系统由主蒸汽系统或辅助锅炉提供蒸汽，并将 符合要求的蒸汽分配至各辅助蒸汽用户。辅助蒸汽系统 用户主要为： 电厂热水系统； 除氧器（电厂试运行期间或除氧器失去加热蒸汽时）； 汽轮机轴封系统； 化学专业用汽； 核岛用汽； MSR、给水加热器保养用汽。
非能动安全先进核电厂AP1000问答
第二章1、反应堆堆芯的组成（哪些组件构成）燃料组件、控制棒组件、中子源组件、可燃毒物组件、阻力塞组件2、简述燃料组件的组成（17*17， 24+1，格架（底部、顶部、中间、搅混）及格架的材料）17X17方阵构成燃料组件、包括264 根燃料棒、24 根控制棒导向管、1根中央测量管、14 层结构格架（10+4）：包括顶部格架、底部格架、8层中间格架和四层中间搅混格架及一层保护格架进行支撑。
中间搅混格架放置在高热流密度区域，以利于混流。
保护格架又叫P-格架，主要起到阻止异物进入的作用。
结构格架与导向管相连。
底部结构格架和保护格架通常由防腐性、高强度的Ni-Cr-Fe合金制成。
顶部格架由Ni-Cr-Fe合金或ZIRLO制成。
其余结构格架和中间搅混格架由 ZIRLO制成。
注：选用ZIRLO材料是考虑到其固有的低中子俘获截面。
3、控制棒组件分类（调节棒组（机械补偿控制棒组、轴向偏移控制棒组）、停堆棒组；黑棒组和灰棒组（12+12））控制棒束可以分成调节棒和停堆棒。
调节棒组用于当反应堆运行条件改变，即功率和温度改变时，补偿运行过程中的反应性变化。
停堆棒组用于反应堆停堆。
黑棒的价值基本保持不变(特别是对热中子的吸收)。
调节棒分为轴向偏移控制棒和补偿棒。
轴向偏移控制棒，只有一组，由9束控制棒组件组成，用于轴向功率分布控制。
补偿棒共有六组，用于补偿由于温度、功率、和瞬时氙毒变化所引起的反应性变化。
停堆棒共有四组，每组有8束控制棒组件，用于快速停堆。
4、灰棒功能（p38, 调功率，替代改变硼浓度的负荷调节方法）①灰棒吸收中子的能力低于黑控制棒，用于在30%额定功率以上的负荷跟踪。
灰棒由驱动机构传动，进出堆芯来改变功率，以适应电网负荷变化。
②代替过去用改变冷却水的硼浓度来跟踪负荷的方法。
改变硼浓度会产生废水，采用灰棒可减少废水量。
第三章1、AP1000反应堆冷却剂系统的组成①反应堆压力容器(Reactor Pressure Vessel，RPV)，包括控制棒驱动机构安装接管②反应堆冷却剂泵(Reactor Coolant Pump，RCP)③蒸汽发生器(Steam Generator，SG)④稳压器(Pressurizer，PRZ)包括与其相连接通往一条反应堆冷却剂主管道热管段的波动管线⑤安全阀(Safety Valves) 和自动降压系统(Automatic Depressurization System，ADS)的阀门；⑥反应堆压力容器顶盖(上封头)上的排气管道(Reactor Vessel Head Vent)和排气管道隔离阀(Head Vent Isolation Valves)；⑦上述主要部件之间相互连接的管道及其支承；⑧与通往辅助系统和支持系统之间相互连接的管道及其支承。
AP1000主变压器冷却系统运行优化简析
AP1000主变压器冷却系统运行优化简析发布时间：2021-01-26T03:12:26.637Z 来源：《中国电业》（发电）》2020年第24期作者：熊波[导读] 给出了加强风险分析、人员培训和优化定期试验的建议，为机组的安全运行增加一份保障。
三门核电有限公司浙江省台州市三门县 317100摘要：本文主要从运行的角度出发，结合当前AP1000核电机组主变冷却系统运行和定期试验情况，给出了加强风险分析、人员培训和优化定期试验的建议，为机组的安全运行增加一份保障。
关键词：AP1000，主变冷却，优化建议，安全运行1简介变压器作为核电站与电网传送电能的关键枢纽，其设备的运行可靠性至关重要，而变压器冷却系统是变压器可正常运行的重要保障。
三门核电一期工程两台机组均有三台主变压器（主变），采用的是ODAF的冷却方式,即油流和空气都是强迫循环，绕组内部油流是强迫导向循环。
主变压器的冷却器共有四列，每列冷却器由一台潜油泵和三台风扇以及一个油流继电器组成。
通过转换开关，四列冷却器可以分别处于：备用、工作、停止、辅助一、辅助二这五种模式。
在“工作”模式时，冷却器系统的电源选择可用，即自动投入运行。
当变压器运行至顶层油温至某一温度或者负荷电流达到定值时，启动处于“辅助一”模式下的冷却器工作。
当油温或变压器的负荷电流达到更高的定值时，处于“辅助二”模式下的冷却器将投入运行。
当正在运行中的某台冷却器因故障退出运行，处于“备用”模式下的冷却器将被启动。
以上冷却器的启动都处于自动工作，但是各台冷却器的工作模式需要手动通过转换开关选择。
冷却器的工作电源为双电源系统，发生单电源故障时实现自动切换，但在继电器出现故障时无法自动完成电源切换，此时需要人为干预，及时将冷却器电源切换至备用电源。
本文结合当前主变运行和定期试验方式，给出相应的优化建议。
2背景对主变冷却风扇定期切换的目的是验证备用列可运行，同时由技术支持人员配合对主变散热器控制柜、接线箱进行红外成像检查，及时发现已有的故障或潜在的隐患，确保主变冷却系统能支持其安全稳定运行。
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文章编号:1000 7466(2011)05 0108 02
AP1000核电机组冷却水系统用板式热交换器
吴 捷1,范 琴2
(1.国核工程有限公司,上海 200233; 2.兰州兰石换热设备有限责任公司,甘肃 兰州730050)
摘要:介绍了AP1000核电机组中设备冷却水系统的功能、该系统用板式热交换器的结构特点及其在设计、制造方面应考虑的问题。
关键词:板式热交换器;AP1000核电技术;设备冷却水系统;设计
中图分类号:TQ051.501 文献标志码:B
Plate Heat Exchanger Applied in Cooling Water System of
AP1000Nuclear Power Plant Unit
WU Jie1,FAN Qin2
(1.State N uclear Pow er Eng ineer ing Corp.,Shanghai200233,China;
nzho u LS H eat Ex change Equipm ent Co.Ltd.,Lanzhou730050,China;)
Abstract:T he function of component co oling w ater system in AP1000nuclear pow er techno logy is descr ibed.The structure character istics of plate heat exchanger in the system and so me issues w ere considered in desig n and manufacturing.
Key words:plate heat exchanger;AP1000nuclear po wer technolo gy;component cooling w ater system;design
AP1000核电技术是我国在建核电工程中应用的第三代核电技术,首批依托项目为浙江三门核电站和山东海阳核电站共4个核电机组,其设计是在传统成熟的压水堆核电技术的基础上,引入安全系统非能动理念,使核电厂安全系统的设计发生了重大变化,其核心是在设计中采用了非能动事故预防和缓解措施,简化了安全系统配置[1]。
1 机组冷却水系统
1.1 系统功能
核电站所有核岛设备都须由设备冷却水系统冷却。
因此机组冷却水系统用板式热交换器的可靠性与核岛的安全密切相关,一旦热交换器出现故障,将会导致核电机组停运,从而影响核电厂的正常运转。
AP1000核电机组冷却水系统是一个非安全相关的封闭回路的冷却水系统,它在电厂运行的各个阶段(包括停堆和事故之后)把那些可能含有放射性水的系统如反应堆冷却剂系统、化容系统、余热排除系统产生的热量排到厂用水系统。
因此它不仅为核电厂的各种设备提供可靠的冷却水,而且在放射性系统和外界环境之间建立了安全屏障。
1.2 设备冷却水热交换器
AP1000核电机组冷却水热交换器为系统的正常运行提供了多重功能,在电厂停堆冷却时,为达到设计要求的冷却速率需要运行两台热交换器。
在电厂正常运行时,任一台设备冷却水热交换器可以与任一台设备冷却水泵组合运行,从而允许另一台热交换器和设备冷却水泵退出运行(图1)。
AP1000核电机组冷却水热交换器为板式热交换器,其一侧为设备冷却水,另一侧为厂用水,热交换器的设备冷却水侧压力高于厂用水侧的压力,以防止厂用水泄漏到设备冷却水系统。
第40卷 第5期 石 油 化 工 设 备 Vo l 40 N o 5 2011年9月 P ET RO CH EM ICAL EQ U IPM EN T Sept.2011
收稿日期:2011 06 29
作者简介:吴 捷(1984 ),男,江苏宝应人,助理工程师,学士,主要从事核岛机械设备的采购与管理工作。
图1 A P1000核电机组冷却水系统热交换器流程图
2 产品技术特点
AP1000核电机组冷却水系统板式热交换器设计条件为:最大热负荷50.7MW,体积流量2680m3/h,设计压力1.38MPa,试验压力1.8M Pa,板片材料为工业纯钛,接管公称直径DN500mm,最大外型尺寸(长宽高)为4800mm1700mm3800mm。
该板式热交换器必须保证有足够的换热面积,以满足设计负荷的热交换要求。
设计时,在考虑设计热负荷、设计寿命、板片材料、运行条件以及热交换器冷侧、热侧流体特性的同时,还要考虑热交换器板片表面污垢对换热效率的影响。
该板式热交换器的结构尺寸应允许安装板片数超过设计所需的20%。
3 产品设计及制造
3.1 一般原则
(1)结构设计 在AP1000模块化设计理念下,板式热交换器的所有结构尺寸与安装位置尺寸已固定不变,因此,该板式热交换器的设计不仅要满足工艺要求,还要满足结构尺寸和安装位置的要求,特别是接管方位尺寸要和整个系统的设计方案保持一致。
(2)材料选择 AP1000核电技术遵循ASME 设计规范,因此,所有材料的选取必须满足ASME 相关规范的要求。
为此,制造厂须对产品零部件进行安全质量分级,根据安全质量分级选择材料,并对材料的各项指标和检验要求进行对比分析。
3.2 设计与制造
(1)板片设计 传热板片是板式热交换器的核心元件,冷、热流体的换热以板片为基础,它在工作时承受两侧流体的压力差,因此,板片既是传热元件又是承压元件。
板式热交换器板片的设计原则是传热系数高、压力降小和承压能力大。
由于三者不可能同时达到最优,板片结构设计时要综合考虑波纹的形状和分布、导流区和传热区的结构以及垫片槽和周边的支撑等[2]。
(2)框架设计 考虑到使用工况,设计板式热交换器框架时在活动板下方增加了设备支撑,上、下导杆表面与板片接触部分做了防止划伤和防腐的特殊处理。
此外,为方便热交换器的维护并减少拆卸,在两侧介质进口对应位置的活动板上开设了接管孔。
(3)主要生产工艺 板式热交换器的板片材料为工业纯钛,板片单板长度尺寸近3000mm,根据核电项目的制造要求,板片需一次成形,其成形精度直接关系到板片的制造工艺、热交换器的传热性能、密封以及使用效果。
为了保证板片的制造质量,结合大型换热板片的特殊性,依据GB16409!1996∀板式热交换器#第7条规定[3],笔者制订了详细的该板式热交换器大型板片制造质量控制计划和相应的检验规范,并严格按此执行,成功地完成了板片一次压制成形,板片波纹尺寸和其它质量参数完全满足设计要求。
该板式热交换器单台质量大于20t,装配有一定的难度,为此,编制了严格的框架制造与板式热交换器组装操作规程,制造厂对零件加工、组装、尺寸检查和装配等过程配置专用工装和特殊检测仪器,保证了热交换器组装一次试验合格。
4 结语
制造厂根据项目要求,在热交换器板片设计完成后先进行样机的制造与试验,样机的大小与项目产品相同,目的是从结构设计、制造工艺的可行性、过程检验与质量控制等方面进行了验证。
样机制造成功后在国家石油钻采炼化设备技术监督检验中心进行了流体阻力试验。
根据试验数据校核工艺参数,结果表明,完全满足相关技术要求。
根据样机制造的经验,完成了AP1000核电技术依托项目4台机组设备冷却水系统大型板式热交换器的制造,该板式热交换器的开发成功,为我国AP1000核电机组冷却水系统板式热交换器的设计、制造积累了宝贵的经验。
参考文献:
[1] 林诚格,郁祖盛,欧阳予.非能动安全先进核电厂
A P1000[M].北京:原子能出版社,2008.
[2] 雷国庆,张治川.板式热交换器波纹板片设计[J].石油
化工设备,2003,32(5):32 33.
[3] GB16409!1996板式热交换器[S].
(杜编)
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第5期 吴 捷,等:A P1000核电机组冷却水系统用板式热交换器。