AP1000核电厂反应堆冷却剂系统布置设计

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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第三代反应堆系统介绍精讲

AP1000是AP600的扩大容量版，其设计保留了AP600的主要特点，同
时运用了一些已经验证的技术
AP1000的反应堆采用西屋成熟的Model314技术，该技术已成功地用
于比利时Doel-4、Tihange-3和美国South Texas Project电站上。
采用西屋公司三环路反应堆压力容器
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非能动安全系统
AP1000的设计特点
由于非能动安全系统的采用，在万一发生事故时堆芯冷却及安全壳减压等，不依靠泵之类的能动设备，仅依靠所谓重力下降自然循环压缩气体膨胀力的自然力便可实现
由于没有能动设备所以取消了要求纵深防御安全系统的交流电源设备、应急用柴油发电机等，
由于取消了依靠泵的驱动力的安全系统设备系统得到了简化
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AP1000的设计特点
高安全水平
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AP600的高安全性（CDF对比）
19
AP1000的设计特点
简化的系统结构及设备
20
AP1000比标准1000MW压水堆的结构简化
1000MW 压水 AP1000
减少
堆
泵
280
180
36％
ASME阀门
2800
1400
50％
ASME管道系统
33500
采用西屋Performance+燃料组件
AP1000的反应堆冷却系统为二环路设计，每个环路通过冷却剂管道联
接有一台大容量蒸汽发生器和两台密封式的冷却剂泵，此外冷却系统上还联接有一台稳压器。
采用经验证的△125蒸汽发生器，其设计源自西屋-CE，已用于
South Texas Project-1、-2和Arkansas-2等机组

AP1000核电机组冷端设计优化研究

AP1000核电机组冷端设计优化研究
根据国家产业政策,大批核电项目开工在即,与常规火电不同,核电站具有带基本负荷的特点,因此为了使核反应堆热功率最大限度转换为电站的有用功率,提高机组经济性,要求核电站常规岛汽轮发电机能得到最大输出功率。

冷端系统在核电厂的整个热力循环中起着冷源作用,并对核电厂整体经济性影响很大,因此对冷端系统进行优化研究具有重要的现实意义。

本文在分析研究核电站冷端系统基本原理的基础上,分别对汽轮机低压缸、凝汽器以及冷却塔的性能计算进行了研究;在综合考虑机组投资、运行费用及收益等因素的基础上,采用年费用最小法,针对某滨海核电厂址条件,在不考虑冷却水温升限制、冷却水温升不大于8℃和不大于7℃时,对三缸四排汽单背压、双背压和四缸六排汽单背压、三背压机组进行了冷端设计优化计算,分析了不同冷却水温升限制对不同型式机组经济性的影响。

针对某南方内陆核电厂址条件,分别对三缸四排汽单背压、双背压和四缸六排汽单背压、三背压机组进行了冷端设计优化计算,并对年费用最小的四缸六排汽三背压机组冷端配置方案进行了敏感性分析,得到了最佳冷端配置方案。

上述结果可为滨海及内陆核电站确定冷端最优方案提供参考。

AP1000核电系统详细介绍

2009年3月23日星期一
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三，反应堆冷却剂系统一RCS
冷段处冷却剂的流量17886 m3/hr（20.25 m/s）热段处冷却剂的压力15.50 MPa 冷段处冷却剂的压力15.93 MPa 冷段内径559 mm 热段内径787 mm 冷段壁厚65 mm 热段壁厚83 mm 主管道材料（控氮不锈钢）SA-376 （316LN）
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四，非能动堆芯冷却系统一PXS
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四，非能动堆芯冷却系统一PXS
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四，非能动堆芯冷却系统一PXS
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四，非能动堆芯冷却系统一PXS
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四，非能动堆芯冷却系统一PXS
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三，反应堆冷却剂系统一RCS
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三，反应堆冷却剂系统一RCS
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三，反应堆冷却剂系统一RCS
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三，反应堆冷却剂系统一RCS
FLOW流R量ES限T制R器ICTOR STEAM蒸N汽O接Z管ZL嘴E SMEACN二OWN次AD侧YA检R修Y 人孔
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四，非能动堆芯冷却系统一PXS
PXS非能动堆芯冷却系统设计参数 1，补给水箱2只～设计压力：17.1MPa ～设计温度：343℃ ～总容积：70.8m3×2 ～硼浓度：3500PPm 2，非能动热交换器1个～设计压力：17.1MPa ～设计温度：343℃ ～热交换面积：476m2 （低效率） 3，安注箱2只～正常运行压力：4.8MPa ～总容积：56.6 m3×2 ～正常运行水容积：48.1 m3 ～正常运行气容积：8.5 m3 4，安全壳内置换料水箱1只～总水容积：2131 m3 ～硼浓度：2700PPm

AP1000反应堆冷却剂系统主要设备安装技术

ａｄｖａｎｃｅｄｐａｓｓｉｖｅＰｗＲ（ＡＰ１０００），ｔｈｅｉｎｓｔａｌｌａｔｉｏｎｌｏｇｉｃａｎｄｓｅｑｕｅｎｃｅｏｆｒｅａｃｔｏｒｖｅｓｓｅｌ，ｒｅａｃｔｏｒｃｏｏｌａｎｔ
ＺＵＯＸｕｅ— ｂｉｎｇ，ＣＨＥＮＪｉｎｇ－ｊｉｎｇ，ＺＨＡＮＧＪｉｎ—ｄｏｎｇ，ＤＡＩＳｈｕａｉ，ＺＨＥＮＧＤｏＮｕｃｌｅａｒＰｏｗｅｒＥｎｇｉｎｅｅｉｒｎｇＣｏｍｐａｎｙ，Ｈａｉｙａｎｇ２６５１１６，Ｃｈｉｎａ）
Ｉ类、质量Ａ０引言
、质保Ｉ级，其设计、制造、安
装都有严格的要求
。
ＡＰＩＯ００作为第三代先进压水堆，技术虽然先进，但作为世界上首次建造的新堆型，设计的成熟
１系统组成与设计功能
性、完善性还有待进一步的验证，且没有类似的参考电站可以借鉴。反应堆冷却剂系统作为核心系统，与常规的二代压水堆型核电技术相比，本体特
关键词：ＡＰ１０００；反应堆冷却剂系统；压力容器；蒸汽发生器；安装
中图分类号：ＴＨ４９；ＴＬ３５文献标识码：Ｂ文章编号：１００１ — ４８３７（２０１３）１１ — ００６２— ０８

第四章 AP1000反应堆结构设计(杜圣华)

启动和停堆，调节反应堆的功率，抑制氙振荡。在事故工况下快速下插，短时期内紧急停堆，以保证反应堆安全。
设计准则：中子吸收体最高中心温度低于熔点，棒表面不发生体积沸腾棒包壳在压力，高温下必须自立控制棒包壳长期使用不发生蠕变坍塌棒内气体压力低于冷却剂工作压力
控制组件在规定步跃及快插次数下应保持完整性控制棒及导向管水力缓冲应吸收其能量，减少对导向管冲击力控制组件必须具有互换性，并在抽插过程中抽插力在设计限值内在事故工况下控制组件所产生的变形，不影响反应堆的紧急停堆功能
图4.1.5 控制棒组件
图
4.1.6
图
4.1.7
表4.4控制组件参数：
每束控制棒数吸收体下部材料
外径长度上部材料外径长度包壳材料包壳厚度棒外径
黑体棒 24
Ag-In-Cd 8.53mm 1500mm B10（19.9%） 8.53mm 2610mm 304不锈钢
0.47 9.68
表4.1 国外四种型号高性能燃料组件参数比较
项目
类型
几何尺寸：
栅元排列
燃料棒直径mm
燃料棒数
中子测量管数
导向管数
棒栅元距cm
组件间距cm
组件边长cm
芯块直径mm
芯块高度mm
燃料棒长度cm
结构材料：
包壳材料
导向管材料定位格架材料搅混格架材料端部格架材料上、下管座材料
AFA－3G
17×17 9.5 ×0.57
包壳周向弹性加塑性拉伸应变不超过1% 燃料棒包壳累积应变疲劳因子低于设计应变疲劳寿命包壳均匀腐蚀深度或磨蚀深度小于包壳壁厚的 10% 燃料组件承受I、II类工况下流体引起振动，压力波动流动不稳定引起作用燃料组件为控制棒提供通道，缓冲和冲击燃料组件为容纳相关组件并提供足够冷却燃料组件在堆内能承受横向和轴向载荷，其变形在限值之内不发生失稳

ap1000核电厂闭式冷却水系统复配缓蚀剂方案设计

收稿日期:2019-12-23基金项目:大型先进压水堆及高温气冷堆核电站2018Z X 06001001作者简介:鲍一晨(1986 ),男,上海人,高级工程师,硕士研究生,现主要从事核电站水化学与防腐工作第40卷第1期核科学与工程V o l .40 N o .12020年2月N u c l e a r S c i e n c e a n d E n g i n e e r i n gF e b .2020A P 1000核电厂闭式冷却水系统复配缓蚀剂方案设计鲍一晨,石秀强,刘晓强(上海核工程研究设计院有限公司,上海200233)摘要:核电厂闭式冷却水系统正常运行工况下通常处于含氧水介质环境中,系统主要结构材料中的碳钢和铜合金在该环境下均有明显的腐蚀倾向㊂A P 1000核电厂使用了复配缓蚀剂方案进行闭式冷却水系统的防腐控制,但是相关设计并未给出具体的组分配比㊂针对该问题,应用多种试验方法研究了35ħ冷却水中亚硝酸钠(N a N O 2)㊁钼酸钠(N a 2Mo O 4)与甲基苯并三氮唑钠(T T A -N a )复配物对S A 106G r B 钢和黄铜的缓蚀性能㊂结果表明,N a N O 2和N a 2M o O 4复配后对SA 106G rB 钢产生了明显的协同效应,在p H 为10的水中最优化浓度比为3.2ʒ1(m g /L M o O 42-ʒm g /L N O 2-);在该配方中加入T T A -N a 后,T T A 分子与黄铜表面的化学吸附能够同时隔绝表面的阳极和阴极反应,当浓度比为3.2ʒ1ʒ0.7(m g /L M o O 42-ʒm g /L N O 2-ʒm g /L T T A )时即可达到极佳的缓蚀效果㊂氯离子的影响研究表明复配方案对m g/L 氯离子有一定的相容性,能够提升S A 106G r B 和黄铜的破钝电位;氯离子对碳钢的缓蚀机制没有显著影响,但会使黄铜表面T T A 的吸附机制发生一定程度的变化㊂通过该复配方案的研究为A P 1000核电厂闭式冷却水系统缓蚀剂配方的设计和优化提供了技术支持㊂关键词:缓蚀剂;极化曲线;阻抗谱;协同效应;氯离子中图分类号:T L 349文章标志码:A文章编号:0258-0918(2020)01-0122-08A P 1000核电厂闭式冷却水(C C W )系统正常运行工况下通常处于低温含氧水介质环境中㊂C C W 主要结构材料中的碳钢和铜合金在该环境下均有明显的腐蚀倾向,如果腐蚀不能得到有效控制则可能导致设备提前失效;腐蚀产物的迁移沉积也可能影响热交换器的换热效率,甚至引起管道堵塞从而停机;铜的腐蚀产物一旦迁移沉积在不锈钢换热器表面还可能引起不锈钢换热管的应力腐蚀破裂[1]㊂实践中通常采用操作简单㊁见效快的添加缓蚀剂的方法缓解腐蚀问题,亚硝酸盐㊁钼酸盐㊁磷酸盐㊁重铬酸盐等均是核电站常用的缓蚀剂[2],然而这些缓蚀剂在单独使用时可能会引起环境排放限制㊁毒性/致癌性㊁富养微生物㊁高浓度导致的高昂维护费用等问题㊂为了达到良好的缓蚀效果,同时兼顾环保和卫生要求,高效㊁低毒的复配缓蚀剂是发展趋势㊂根据E P R I 闭式冷却水导则[1],其中一种适用于铁基管系的复配缓蚀剂即亚硝酸盐/钼酸盐组合:亚硝酸钠作为氧化剂能够为钼酸盐成膜提供所需的氧化环境,促进F e -M o O 4-F e 2O 3的形成[3,4]㊂组合使用亚硝酸盐和钼酸盐还能够产生一定的协同效应[5],从而两种复配物的浓度相比单独使用时都有所降低,因此更易满足排放和生物效应方面的要求㊂另一方面,由于常用的如钼酸盐㊁亚硝酸盐等阳极缓蚀剂对铜及铜合金不具缓蚀效果抑或效果不佳,因此还需要同时添加铜合金缓蚀剂,如苯唑类型缓蚀剂[6],甲基苯221并三氮唑钠(T T A-N a)等㊂T T A作为一种环境友好缓蚀剂,不仅能够有效抑制碳钢的腐蚀,也能够与铜原子之间形成极强的配位键从而形成牢固的保护膜,苯环上的非极性甲基基团也能够增加成膜后表面的疏水性[7],这些效果都使唑类化合物成为了极佳的铜缓蚀剂㊂为了确定适用于A P1000核电站闭式冷却水系统的N a N O2㊁N a2M o O4和T T A-N a复配缓蚀剂方案,针对缓蚀剂各组分相应的浓度进行配比试验以获得兼顾缓蚀效率和经济性的复配方案㊂这不但能够为核电站辅助系统水化学设计提供技术支撑,也能够获得系统材料腐蚀及缓蚀效率的真实数据,有利于指导电厂运行实践㊂1试验试验材料分别为碳钢S A106G r B(成分详见A S T MA106/A106M)和黄铜,黄铜成分为:w Z n38.81%,w C r0.030%,w P0.031%, w N i0.031%,w S i0.042%,w F e0.120%,余量为C u㊂分别加工成电化学试验试样:试验端面为10mmˑ10mm;和挂片浸泡试验试样: 50mmˑ20mmˑ2mm㊂所有试样均打磨至2000目砂纸并用除盐水清洗㊁乙醇脱脂㊂电化学试样用树脂封装在P P R管中,露出试验端面㊂试验用N a N O2,N a2M o O4和T T A-N a 试剂浓度均归化为名义浓度,在本文中仅给出相应的归化浓度比,即10-6N O2-ʒ10-6 M o O42-ʒ10-6T T A㊂N O2-试验浓度分别为:1,10,20,30;M o O42-试验浓度分别为:3.2,9.3,14,20;T T A试验浓度分别为:0.1,0.7,2㊂试验介质为除盐水,加热并维持在35ħ,溶液分别以N a OH调至p H9.5㊁10㊁10.5以评估p H对缓蚀剂使用效率的影响㊂氯离子影响试验组中加入N a C l,维持C l-处于10ˑ10-6左右㊂电化学测试试验中使用上海辰华仪器的C H I660D电化学工作站进行电化学动电位极化曲线的测定;使用P r i n c e t o n I n s t r u m e n t s的P A R V e r s a S t a t3F电化学工作站进行电化学阻抗谱(E I S)的测定㊂挂片浸泡试验试样称重使用S a r t o r i u s I n t e c的C P A225D电子天平,精度0.01m g㊂动电位极化曲线测定扫描范围为E c o r r ʃ0.25V S C E或最高至E c o r r+1.25V S C E,扫描速率为0.6V/h;E I S测定振幅为10m V,频率从0.1H z至10000H z㊂电化学测试前,试样先进行阴极极化处理以去除空气中表面成膜的影响,随后浸泡约8h,待开路电位稳定后进行后续测试㊂对于浸没试验,相应的腐蚀取样周期分别为24h㊁72h㊁120h㊁168h以及336h㊂2结果首先分别对N a N O2和N a2M o O4进行S A106G r B钢缓蚀的单组分试验,极化曲线如图1所示㊂由图可见两种缓蚀剂均表现为阳极钝化型缓蚀剂,当添加浓度达到一定程度后,均表现出较好的缓蚀效率(I E),I E值均超过了90%,继续提高浓度,I E值提升不显著㊂从阳极极化曲线部分可看出,相对而言, M o O42-能够降低维钝电流密度,而N O2-能够降低临界钝化电流密度㊂图1 S A106G r B在单独添加N a N O2或N a2M o O4溶液中的极化曲线F i g.1 P o l a r i z a t i o n c u r v e s o f S A106G r B i n s o l u t i o n sw i t h N a N O2o r N a2M o O4s e p a r a t e l y321对两种缓蚀剂进行浓度配比试验,各浓度配比下的极化曲线如图2所示㊂当N a2M o O 4图2 S A106G r B在不同浓度M o O42-与N O2-配比下的极化曲线F i g.2 P o l a r i z a t i o n c u r v e s o f S A106G r B i n s o l u t i o n s w i t h v a r i o u s c o n c e n t r a t i o n s o f M o O42-a n d N O2-处于较低浓度时,加入较小浓度的N a N O2,自腐蚀电位就显著升高,自腐蚀电流也相应减小,协同效应明显㊂对于给定的M o O42-浓度,持续升高N O2-的浓度不一定能获得更高的I E,如3.2_1组的I E为98.4%而3.2_ 20的I E则跌至97.9%(自腐蚀电流密度约增加30%);9.3_10组的I E为98.1%而9.3_30的I E则跌至97.1%(自腐蚀电流密度约增加50%)㊂添加N O2-后临界钝化电流密度均大幅降低,表明N O2-能为含M o O42-的钝化膜提供了氧化性环境从而为成膜提供了便利,但是过多的N O2-似乎会降低M o O42-的缓蚀性能㊂对每一组配比均进行E I S测量,从每个M o O42-浓度水平下挑选I E(以R p进行计算)最大的配比组进行比较,如图3所示㊂由图可见,所有配比组下高频部分均出现了一小段容抗弧,中频部分则表现为压缩半圆环的形貌,低频部分则表现为线性发展的W a r b u r g阻抗形貌㊂以等效电路R(Q(R(Q (R W))))进行拟合,这些配比下的I E值分别为:20_1(99.4%)㊁3.2_1(99.2%)㊁14_30(98.3%)和9.3_20(98.2%),而拟合所得两个常相位角元件的n值均接近0.9,也表明容抗弧特征并不显著㊂当M o O42-浓度处于最小和最大值时,获得的I E均高于其他配比组㊂结合极化曲线的结果,综合考虑剂量经济性,选定3.2_1组为S A106G r B缓蚀剂最佳配比组㊂图3 S A106G r B在不同浓度M o O42-与N O2-配比下的N y q u i s t图F i g.3 E I S n y q u i s t p l o t s o f S A106G r B i n s o l u t i o n s w i t hv a r i o u s c o n c e n t r a t i o n s o f M o O42-a n d N O2-421随后对选定的复配方案进行p H 影响分析,结果如图4所示㊂p H 10和p H 10.5的自腐蚀电流密度均小于<130n A /c m 2,而pH 9.5的自腐蚀电流密度则超过了300n A /c m 2㊂E I S 的结果则表明三种p H 情况下没有显著差异㊂图4 S A 106G r B 在3.2_1复配方案下不同p H 的影响F i g .4 P o l a r i z a t i o n c u r v e s a n d n y qu i s t p l o t s o f S A 106G r B i n (3.2_1)i n h i b i t o r s o l u t i o n sw i t h d i f f e r e n t p H l e v e l s针对三种不同p H 还进行了浸没试验(图5),腐蚀失重结果表明p H 9.5和p H 10.5的腐蚀速率接近,p H 10的腐蚀速率略高,但有可能是脱膜操作带来的误差所导致(从pH 9.5失重数据点前几个点可以看出后期脱膜可能未脱尽),因此综合以上结果,最终选定p H 10为缓蚀剂适用p H ㊂对于黄铜,通常认为无机缓蚀剂的效果较差而有机唑类缓蚀剂效果极佳,这主要是因为其包含的氮原子上的自由电子对能够与铜原子紧密结合[7]㊂从图6中也可看出,当向图5 S A 106G r B 在不同p H 的3.2_1复配方案下的腐蚀失重结果F i g .5 W e i g h t l o s s o f S A 106G r B e x po s e d i n d i f f e r e n t pH s o l u t i o n s w i t h 3.2_1M o O 42-_N O 2-M o O 42-_N O 2-的复配物中添加微量(0.1)的T T A 后自腐蚀电流就显著减小,当浓度达到0.7后,继续添加直至浓度为2时自腐蚀电流也未明显减小;而无论添加T T A 的浓度为多少,其自腐蚀电位都没有显著变化,阳极和阴极极化部分曲线形式也未有显著变化,这表明T T A 的作用机理与M o O 42-_N O 2-复配物的阳极钝化型机理不同,其更能同时阻碍阳极和阴极过程㊂从E I S 的N y qu i s t 图中可以看出,相比S A 106G r B ,黄铜的缓蚀测定结果在高中频段容抗弧的特征更为显著㊂同样以等效电路R (Q (R (Q (R W ))))进行拟合,发现常相位角元件的n 值随着T T A 浓度的增加从0.6逐渐增加至1,这表明随着T T A 浓度的提升,黄铜表面的保护膜也覆盖得更为充分,对传荷的阻碍效果更佳㊂针对T T A 复配方案,也进行了黄铜的腐蚀浸没试验,从浸没试验的腐蚀失重结果(见图7)也可以看出0.7_T T A 对于黄铜的缓蚀已较充足,某些时间点下的失重情况甚至略优于T T A _2时的腐蚀失重㊂考虑到脱膜称重带来的误差,可以认为T T A 浓度0.7和2对于黄铜的缓蚀性提高没有显著区别㊂521图6 黄铜在3.2_1复配方案下不同T T A 浓度的影响F i g .6 P o l a r i z a t i o n c u r v e s a n d n y qu i s t p l o t s o f b r a s s i n i n h i b i t o r s o l u t i o n s w i t h d i f f e r e n t T T A l e v e ls图7 黄铜在3.2_1复配方案下不同T T A浓度对腐蚀失重的影响F i g .7 W e i g h t l o s s o f b r a s s e x po s e d i n d i f f e r e n t T T A l e v e l s o l u t i o n s w i t h 3.2_1M o O 42-_N O 2-在确定M o O 42-ʒN O 2-ʒTT A 最佳配方为3.2ʒ1ʒ0.7后,对氯离子的影响(尤其在点蚀进行了相容性研究㊂在10ˑ10-6C l -添加下,S A 106G r B 的极化曲线和N y qu i s t 点图如图8所示㊂M o O 42-_N O 2-的加入使得破钝电位从-581m V S C E 提升至747m V S C E ,T T A 的加入也未对缓蚀性能造成显著的负面效应,两条极化曲线几乎重合㊂E I S 的测量结果则表明在含C l -的溶液中未添加T T A 的复配物阻值更大,添加T T A 后,溶液中未加入氯离子和加入氯离子情况下的阻值变化趋势与极化曲线一致,T T A 的加入未改变表面钝化机制,但使缓蚀效率略有下降,这有可能是由于T T A 对金属表面的覆盖在一定程度上阻碍了两种缓蚀阴离子在新鲜金属表面的吸附,从宏观腐蚀行为而言,这一影响是极其微弱的,因此不应认为T T A 的加入对于碳钢的腐蚀有显著的不利影响㊂图8 C l -对S A 106G r B 在含缓蚀剂溶液中腐蚀性能的影响F i g .8 P o l a r i z a t i o n c u r v e s a n d n y qu i s t p l o t s o f S A 106G r B i n i n h i b i t o r s o l u t i o n s w i t h C l-621黄铜缓蚀工况中添加氯离子的影响分析如图9所示㊂氯离子的加入并未显著影响自腐蚀图9 C l -对黄铜在含缓蚀剂溶液中腐蚀性能的影响F i g .9 P o l a r i z a t i o n c u r v e s ,n y qu i s t p l o t s a n d B o d e pl o t s o f b r a s s i n i n h i b i t o r s o l u t i o n s w i t h C l -电流密度,反而使电流密度从295.4n A /c m 2减小至183.1n A /c m 2,这表明C l -的加入可能促进了T T A 保护膜的覆盖㊂而其破钝电位也从约0.0m V S C E 提升至1208m V S C E ,甚至略高于未添加氯离子时候的破钝电位(1144m V S C E ),虽然后者的维钝电流密度更低一些㊂从N y qu i s t 图中发现加入氯离子后阻值大幅下降,这与极化曲线中阴极极化和阳极极化下电流密度增加一致,这些数据点分布特征发生了显著变化:在低频部分出现了显著的容抗弧而偏离了原先更接近的W a r b u r g 阻抗部分,表明氯离子的加入影响了T T A 在C u 表面的吸附,缓蚀效率不但受到T T A 的影响,也受到了氯离子在C u 表面分布的影响㊂从相位角B o d e 图上可以看出,添加缓蚀剂后,特征峰明显往高频端移动,当加入C l -后,特征峰也略向右偏移,且相比未添加C l -的数据点在低频部分的相位角更小,表明受传质控制的影响更小,且在0.2H z 附近可观测到有略凸起的小特征峰,这与N y qu i s t 图中低频部分出现的容抗弧特征是对应的,也表明C l -的加入综合极化曲线的结果,推测C l -在C u 表面的吸附在破坏表面钝化的同时反而更有利于T T A 的吸附㊂3 讨论N a N O 2和N a 2M o O 4对于碳钢管系而言都是良好的阳极钝化型缓蚀剂,在中性或碱性环境中缓蚀效率更好[8-10],尤其当介质中含有C l -时,碱性环境将有利于缓蚀离子与金属表面的钝化结合[11]㊂当联合添加M o O 42-_N O 2-后,这类缓蚀剂复配方案往往能呈现显著的协同效应[3]㊂M o O 42-呈弱氧化性,因此通常需要添加足量或配合其他强氧化剂使用以助其形成并维持牢固的钝化膜[8]㊂N O 2-作为强氧化剂不但能够帮助形成难溶钝化膜同时也能够修复膜损伤[3,12]㊂A l -R e -f a i e 等学者曾报道M o 和N 均是优先附着于钝化膜的最上层,M o O 42-会与受保护金属相互络合而N O 2-则易被还原为N 2[9]㊂这可能是单独使用这两种缓蚀剂时,M o O 42-的阳极极化电流要高于N O 2-下阳极极化电流的原因㊂需要注意的是在本研究中,高浓度的M o O 42-_N O 2-组合不一定能带来高缓蚀率,考虑经济因素,最佳配比为3.2ʒ1(M o O 42-ʒN O 2-),推测过多地增加N O 2-浓度,其还原产物N 2可能会通过π键与碳721钢表面形成N-F e膜从而与M o O42-竞争吸附由此降低缓蚀效率[9]㊂Z h o u Y.等[5]也指出N O2-相比M o O42-更能抑制点蚀的形成,然而若在N O2-溶液中已形成了点蚀,则相比M o O42-溶液,N O2-不能有效阻碍点蚀的发展(再钝化)㊂各类复配方案下E I S测试结果中低频端W a r b u r g阻抗特征较为显著,表明缓蚀性能受到浓差极化控制的影响㊂T T A的加入对于碳钢的缓蚀机制没有显著影响,虽然其在碳钢表面的全面覆盖可能会阻碍N O2-和M o O42-与基体表面F e的反应,尤其当溶液中存在C l-时,可能会给缓蚀性能带来轻微的不利影响㊂对于黄铜缓蚀剂T T A,杂环原子(N)的存在有利于改善有机分子的缓蚀性能[4,7,13],这主要是由于C u原子的空d轨道能够与提供电子的杂质原子形成配位键,而唑环上的N1和N3原子能够与2个C u+成键而平行吸附于铜表面,从而形成了牢固的化学吸附膜㊂从试验结果来看,对于黄铜缓蚀T T A浓度似存在一个阈值(接近0.7归化浓度),超过该限值继续添加T T A甚至达3倍时对于缓蚀率的增长并无显著帮助㊂根据M a h b u b o o r等人的研究[15],相比铜表面,T T A更易于吸附于C u+表面并且能够同时抑制阳极和阴极反应,由此亦可推测试验中获得的T T A浓度阈值可能与表面初始C u2O的生成量有关㊂这一现象在添加C l-后尤为显著,相关研究也表明卤素杂质添加能够通过促进有机分子与金属表面吸附而提升缓蚀率[16]㊂T r o m a n s等[17]比较了含C l-溶液中B T A和T T A的缓蚀性能,指出C l-对增强T T A的吸附更为显著,其使微观溶解机制从传质控制过程向传荷控制过程改变㊂图9(b)㊁(c)也表明,C l-加入后低频端容抗弧形貌更显著,原先低频段传质控制过程特征也几乎消失,传荷控制特征显著,两个容抗弧/时间常数也表明电极表面除电极电位以外还有一个状态变量与法拉第电流密度有关,很可能就是表面生成的C u+分布㊂C l-的加入为C u T T A的化学吸附提供了新的通道,其促使表面C u的氧化,形成C u C l2,间接促进了C u+与T T A的结合,从而使宏观缓蚀率有所提升㊂4结论(1)N a N O2和N a2M o O4对S A106G r B 钢的缓蚀性有显著的协同效应,低浓度组分配比即可获得极佳的缓蚀率,两种配方均为阳极钝化型缓蚀剂,但是当提高组分浓度后,并不一定能够获得更高的缓蚀率㊂(2)T T A-N a是黄铜的绝佳缓蚀剂,其复配入N a N O2和N a2M o O4组分并不会对碳钢的缓蚀产生负面影响㊂T T A的加入量存在一个阈值,该阈值与黄铜初始表面氧化状态有关㊂(3)复配组分最佳配比为3.2ʒ1ʒ0.7 (M o O42-ʒN O2-ʒT T A),最佳使用p H环境为p H10㊂复配缓蚀剂对C l-有较好的相容性,且C l-的加入能够促进黄铜表面T T A的吸附㊂参考文献[1]S e l b y K.A.C l o s e d C o o l i n g W a t e r C h e m i s t r y G u i d e l i n e[R].E P R I,U S A,2004,1007820,R e v.1. 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AP1000反应堆冷却剂系统主设备安装技术研究

·87·NO.12 2018( Cumulativety NO.24 )中国高新科技China High-tech 2018年第12期（总第24期）1　概述一回路系统又称反应堆冷却剂系统（RCS），作用是将核反应堆芯中核裂变产生的巨大能力转化成高温高压饱和蒸汽，通过蒸汽系统传送到汽轮机转子，从而带动发电机转子高速运转来切割发电机腔室内部的磁感线进而转化为电能。

美国西屋公司设计的AP1000反应堆冷却剂系统是由环路1、环路2两条环路构成，每环路包括反应堆冷却剂泵两台、蒸汽发生器（SG）1台、冷管2段、冷却剂主管道热管1段。

其中两条环路与反应堆压力容器共同组成闭式循环回路，如图1所示。

图1　AP1000反应堆冷却剂系统通过研究RCS核心设备安装技术，对第三代先进压水堆机组建设具有重要借鉴意义。

2　RCS系统主设备简介2.1　反应堆压力容器（RPV）筒体内径Φ3990mm，筒体壁厚203mm，总高12200mm，总重273t，属于安全A级、抗震I类设备。

2.2　主管道（RCL）环路1、环路2作为构成反应堆冷却剂系统的最主要的两个环路，每个环路包括2个冷段管段、1个热段管段。

冷段内径Φ559mm；热段内径Φ787mm；冷段长6.36m，热段长4.95m。

2.3　蒸汽发生器（SG）蒸汽发生器上部直径Φ5576mm，下部直径Φ4383mm，总高24826.8mm，单台净重约624.2t，属于安全A级和抗震I类设备。

2.4　反应堆冷却剂泵（RCP）AP1000的反应堆冷却剂泵是屏蔽电机泵，属于安全A级和抗震I类设备；泵名义功率：5.22MW，总高：6.69m，总重：67.4t。

2.5　稳压器（RCS）稳压器通过波动管与主回路热段相连，每个反应堆设置一台稳压器。

设备整体呈圆柱形，外形尺寸约为Φ2775mm×13739mm，重约100t。

AP1000反应堆冷却剂系统主设备安装技术研究张　震（山东核电有限公司，山东海阳 265116）摘要：海阳核电AP1000项目是世界第一批在建第三代先进压水堆机组，采用的非能动安全系统技术具有无可比拟的先进性。

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。

第三代核电AP1000主冷却剂泵的变频设计方案探讨

项目共４台机组的建设为依托，步掌握技术先进、逐
个热腿、个冷腿、联运行的两台主泵，图１所两并如
示。主泵吸入口直接焊在蒸汽发生器椭球形下封头
冷侧水室的接口管嘴上，个泵组外壳是一回路压力整
ＡＩ０ＰＯ０压水堆设计有两个环路，个环路有一每
３月１日，国家核电技术公司与美国西屋联合体在北京签署了核岛采购及技术转让框架合同，式确定选正用ＡＯ０方案。我国将以浙江三门、东海阳两个ＰＩ０山
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２００７年１月２
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Ｄｅ．ｏ０ｃ２７
第８卷第１２期
ＥｅｔｉａｕｐｎｌｃｒｌＥｑｉｍｅｔｃ
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第三代核电Ａ１０Ｐ００主冷却剂泵的变频设计方案探讨
马习朋
可以２０年免维护。
为减小主泵启动对厂用电系统和电机的冲击，主
泵先由变频器启动升速，步加热冷却剂到２２ｏ逐３Ｃ后再切换为工频旁路开关直接送电。在一回路冷态下，冷却剂密度较热态下高约１４倍，主泵直接全电压．若
工频启动，使电机长时间超功率运行，过电流而会因图１Ａ１０Ｐ００核蒸汽供应系统ＡＩ０主泵是单级、式离心泵，用屏蔽式的ＰＯ０立采电机。全部部件，括电机转子和定子绕组（外包包均

AP1000堆型反应堆冷却剂系统主要设备安装技术

AP1000堆型反应堆冷却剂系统主要设备安装技术摘要：反应堆冷却剂系统（RCS）的主要功能是将堆芯产生的热量传递给二回路系统，同时还可进行中子慢化、反应性控制以及冷却剂压力的控制，是核电厂最重要的工艺系统。

本文详细探讨了AP1000堆型反应堆冷却剂系统的主要设备安装技术。

关键词：反应堆冷却剂系统；主设备；安装技术反应堆冷却剂系统是压水堆核电站的“心脏”，其安装技术水平直接影响核电厂的运行参数和性能，甚至影响核电站的安全性能，同时，优异的安装质量也是核电站高效运行的重要保证。

另外，反应堆冷却剂系统作为AP1000堆型核心系统，其设备本体特征及安装要求都有很大的改进。

一、反应堆冷却剂系统概述反应堆冷却剂系统又称为一回路系统，具有冷却堆芯、传递热量、压力条件以及超压保护等功能。

其主要设备有压力容器、蒸汽发生器、反应堆冷却剂泵、主管道、稳压器、波动管。

二、RCS系统主设备安装AP1000堆型反应堆冷却剂系统（RCS）设计位于反应堆厂房中的两个最大的结构模块CA01与CA04中，其中蒸汽发生器、稳压器和压力容器均固定在两个结构模块的混凝土基础上。

因整个结构模块设计紧凑，布局空间狭小，且所有主要设备均具有重量大、施工工艺复杂、安装精度要求高的特点，对反应堆冷却剂系统主要设备安装的要求极为苛刻。

若施工工序稍有偏差，将对安装质量造成重大影响。

因此，对主要设备的施工逻辑和安装技术进行详细而深入的研究显得尤为重要。

根据结构模块和反应堆冷却剂系统的特点，可总结出主要设备的施工逻辑。

以压力容器为系统的“心脏”，主管道为系统的“主动静脉”，严丝合密的串联蒸汽发生器与压力容器，待蒸汽发生器定位后悬挂反应堆冷却剂泵，最后，通过波动管和稳压器的组合，完成了整个反应堆冷却剂核心系统的安装。

1、反应堆压力容器（RPV）的引入安装。

在核岛反应堆厂房中心的CA04结构模块中，RPV通过其冷段管嘴下的支撑平台就位于结构模块CA04顶法兰上部的支撑上。

AP1000第三代核电站ADS系统

AP1000第三代核电站ADS系统
第三代核电 2009-09-25 22:22 阅读35 评论0
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AP1000的自动卸压系统ADS共有4级：
1. ADS第1级至第3级：AP1000 的反应堆冷却剂系统RCS稳压器除设置有2 个弹簧式稳压器安全阀外，还设置有2×3 组稳压器卸压阀组（即前3级ADS），每一组由一个电动控制阀（常闭截止阀/节流阀）和一个电动隔离阀（常闭闸阀）串联，共12台阀门，电动隔离阀布置在电动控制阀的前面。

ADS前三级阀门通过喷淋器下泄至安全壳内置换料水贮存水箱IRWST，并且设计允许其通过足够大的排泄流量，并产生一个可以接受的压力下降，以满足ADS的性能要求。

喷淋器系统的安装消除了对IRWST和其他装置不
合理的或过度的动力载荷。

2. ADS第4级：2×2 组主管道安全卸压隔离阀组，每组由一个电动闸阀（常开）与一个爆破阀Squib Va
lve串联，与RCS热管段相连。

电动闸阀布置在爆破阀的前面。

共8台阀门。

3. ADS系统共计20台阀门。

AP1000反应堆冷却剂系统2016

AP1000反应堆冷却剂系统2016介绍AP1000反应堆是美国科立尼公司开发设计的具有自动和被动安全控制的第三代反应堆，也是世界上极具竞争力的核电站之一。

在AP1000的设计中，冷却剂系统是其中一个至关重要的组成部分，它对保障核电站的安全运行和经济性都起着至关重要的作用。

冷却剂系统的功能和组成部分冷却剂系统是AP1000反应堆中的重要组成部分，它主要起到以下三种功能：•冷却反应堆核心，使燃料和反应堆组件始终处于安全温度下；•传递热能，将反应堆内的热能通过蒸汽发生器传递给锅炉发生器，进一步生产出电能；•维护安全控制，通过控制冷却剂的流量维持核反应速率并保持热能平衡。

AP1000的冷却剂系统主要由以下四个组成部分构成：反应堆液态冷却剂AP1000采用的液态冷却剂是单纯水，其主要作用是保持反应堆温度和强制冷却预警下的冷却措施。

蒸汽发生器蒸汽发生器是传递热能的关键部件，它将反应堆核心传导出来的热能引入到锅炉发生器中，发生蒸汽进一步产生电工作。

泵站泵站是冷却系统的控制中心，通过控制冷却剂的流量来维持核反应速率和保持核反应器的平衡。

储液池储液池是冷却系统的后备组件，主要作用是在冷却系统发生故障时，为反应堆提供冷却。

冷却剂系统的主要特性AP1000冷却剂系统具有以下主要特性：低压力设计AP1000冷却剂系统的设计压力为115kg/cm²，相比第二代反应堆的260-310kg/cm²设计压力，低压力的设计更加安全可靠。

高效的自动和被动安全控制冷却剂系统采用自动和被动安全控制措施，确保在故障情况下能够保证核安全。

能耗低AP1000反应堆利用中子减速器技术，使反应堆中的燃料使用率提高了20%以上，同时也使冷却剂系统能耗降低了20%以上。

AP1000反应堆的冷却剂系统在设计中具有低压力、高效率、自动和被动安全控制和低能耗等优点。

在未来的核电站建设中，AP1000的冷却剂系统有望成为主流的设计方案。

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技术手册-PT3

当来自启动给水系统的余热去除或化容控制系统的补给容量不足或不可用时，PXS提供了与安全相关的安全注射和来自反应堆冷却剂系统（RCS）的余热去除。

PXS 设备位于安全壳内。

非能动堆芯冷却系统草图2)主要功能应急堆芯余热去除应急反应堆补给/硼酸安全壳pH控制安全注射3)设备描述4)堆芯补给罐（CMT）两台CMT是垂直的，圆柱形罐，带半球形顶封头和低封头。

由碳钢制成，内衬不锈钢衬里，位于107英尺地板高度，位于连接到压力容器上的DVI管线上方，位于靠近热端底部同一高度。

5)蓄压器两台蓄压器是球罐，内衬不锈钢衬里。

位于安全壳里面，在CMT下方的地板上。

收集器主要冲有硼酸水和氮气。

每个蓄压罐和DVI管道相连。

正常运行时，用串联的两个截止阀将蓄压器与RCS隔离。

6)安全壳内换料水储存罐IRWST 是大的不锈钢衬里罐，位于反应堆操作平台的下面。

罐作为反应堆内部结构的一部分，和钢制安全壳隔离。

IRWST 底部位于RCS的上面。

IRWST通过两条DVI管线和RCS相连。

IRWST顶部安有通风管。

7)非能动余热去除热交换器PRHR HX由C型管连接在一起的输入封头、输出封头组成。

PRHRHX 图8)pH 调节篮PXS使用四个调节篮来进行安全壳污水坑的Ph控制，篮子由不锈钢制造带前网。

4.11.2.非能动余热去除PXS 配有 100%容量的非能动余热去除换热器（PRHR HX）。

PRHR HX 的进/出口与RCS 回路的热/冷段分别相连，PRHR HX 在蒸汽发生器给水合蒸汽系统扰动瞬间保护电厂。

PRHR HX 满足给水丧失、给水管破裂、蒸汽管破裂的安全准则。

IRWST 为 PRHR HX 提供热井。

IRWST 的水量可保证吸收衰变余热一个小时也不致沸腾。

一旦沸腾，蒸汽便通向安全壳，蒸汽在钢制安全壳内冷凝后又回流到IRWST。

PRHRHX 与非能动安全壳冷却系统可长久地去除衰变热而无需运行人员的任何干预。

4.11.3.非能动安全壳冷却系统非能动安全壳冷却系统 PCS 为反应堆提供了最终的热井。

第三章 AP1000反应堆冷却剂系统

(2) 在压力容器的材料中降低了镍和铜的含量，把辐照脆化的影响降到最低;
(3) 尽可能地降低初始的“零塑性转变参考温度(RTNDT)”[RPV 活性区锻件材料(RTNDT为-28.9℃)]，提高压力容器材料的断裂韧性，以延长核电厂的运行寿期;
3.3 压力容器和一体化堆顶结构
3.3.1 反应堆压力容器
下壳体(活性段)
过渡环半球形底封头
3.3
3.3.1
压力容反器应和堆一压体力化容堆器顶结构
压力容器主冷却剂进出管嘴、直接注入管管嘴和堆内构件吊篮支承均位于上壳体(接管段)。
3.3 压力容器和一体化堆顶结构
3.3.1 反应堆压力容器
在设计与制造方面的改进 (1) 压力容器的堆芯下壳体(活性段)采用了环型锻件结构，取消了纵向焊缝;
上述主要部件之间相互连接的管道及其支承;
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。
3.1 系统概述
API000 RCS布置
3.1 系统概述
SG 环路及 PRZ 管道连接图
3.2 RCS 的功能、设计基准和反应堆冷却剂的水化学
3.2.1 反应堆冷却剂系统的功能
安全相关的功能 (1 )保持反应堆冷却剂压力边界(Reactor Coolant Pressure Boundary)的完整性； (2) 保持堆芯冷却和反应性控制(Core Cooling and Reactivity Control)； (3) 提供工艺监测(Process Monitoring)。
3.4.1 堆内构件的组成
下部构件堆芯下支承板
3.4 堆内构件(Reactor Internals)
3.4.2 堆内构件的功能

AP1000与CPR1000核电反应堆冷却剂系统介绍及对比-2019年精选文档

AP1000与CPR1000核电反应堆冷却剂系统介绍及对比目前，国内在建核电主要有AP1000、CPR1000、EPR1000三种堆型，在建核电以AP1000和CPR1000核电堆型为主。

AP1000和CPR1000核电各自整体特点及对比在其他文献中已有介绍，本文主要针对反应堆冷却剂系统分别对两种核电堆型进行介绍和比较。

1 AP1000与CPR1000核电反应堆冷却剂系统相同点AP1000反应堆冷却剂系统（RCS）和CPR1000应堆冷却剂系统（RCP）又称一回路系统，其主要功能是使冷却剂循环流动，将堆芯中核裂变产生的热量通过蒸汽发生器传输给二回路给水使之转化为高温饱和蒸汽，并输送到汽轮发电机组转化为电能。

同时冷却堆芯，防止燃料元件烧毁或毁坏。

冷却剂：两种核电堆型冷却剂均为轻水，它具有比较好的中子慢化能力，使裂变产生的快中子减速成为热中子维持链式裂变反应。

冷却剂中溶有硼酸可吸收中子。

压力和反应性控制：RCS和RCP系统都通过稳压器加热器和喷淋来控制系统压力，以防止系统超压和堆芯中发生不利于燃料元件传热的偏离泡核沸腾现象。

有助于防止相关安全系统的触发，增大电厂的可用率。

二者均通过改变硼溶度和控制棒位置来实现反应性控制。

放射性屏障：RCS和RCP系统压力边界均作为裂变产物放射性的第二道屏障，用来包容反应堆冷却剂同时，也可以在燃料元件包壳破损泄露时，限制放射性物质外逸到安全壳。

系统设备：RCS和RCP系统都包括蒸汽发生器、反应堆压力容器、冷却剂泵、冷却剂主管道热管段和冷管段、稳压器及与其相连的管道、排汽管路。

2 AP1000与CPR1000核电反应堆冷却剂系统差异2.1 系统设计和组成差异AP1000反应堆冷却剂系统由反应堆和相连的两条环路组成，每条环路包括一台蒸汽发生器、两台反应堆冷却剂泵以及一根冷却剂主管道热管段、两根冷管段，共同组成一条反应堆冷却剂闭式循环回路，稳压器接在其中一条环路上。

RCS还包括自动卸压系统（ADS），ADS分4级卸压子系统，包含四组按一定顺序开启的阀门以降低反应堆冷却剂系统的压力，启避免压力升到17.1 MPa，还能使非能动堆芯冷却系统投入为堆芯提供长期冷却。