AP1000与M310堆型余热排出系统的差异分析

核 动 力 工 程
Nuclear Power Engineering
第30卷 第6 期（增刊）
2 0 0 9年12月
V ol. 30. No.6(S2) Dec. 2 0 0 9
文章编号：0258-0926(2009)06(S2)-0011-05
AP1000与M310堆型余热排出系统的差异分析
王建伟
（中广核工程有限公司，广东深圳，518124）
摘要：介绍了美国西屋公司推出的三代堆型AP1000中正常余热排出系统（RNS ）和M310堆型余热排出系统（RRA ）的设计特点；分析了余热排出系统在这2种堆型中的主要差异。

通过对比这2种堆型中余热排出系统的比较，从工艺系统角度对M310堆型的RRA 系统进行局部改进，提高了系统的可靠性和安全性。

关键词: 余热排出系统；压水堆；设计特点 中图分类号：TL353 文献标识码：A
1 引 言
压水堆核电厂运行时，反应堆产生的热量由反应堆冷却剂系统（RCP ）通过蒸汽发生器（SG ）传递至汽轮机主蒸汽系统。

停堆后，堆芯的衰变热在很长一段时间内仍需要带出，否则会导致堆芯冷却剂沸腾或者更严重的事故发生。

停堆初期几个小时内，堆芯余热仍可由SG 通过主蒸汽系统以蒸汽形式排放，但是当反应堆冷却剂降至一定的压力和温度时，堆芯余热的排出只能通过余热排出系统来完成[1]。

美国西屋公司设计的三代压水堆型AP1000中，余热排出功能分别由非能动余热排出系统和正常余热排出系（RNS ）来执
行。

非能动余热排出系统是AP1000中非能动堆 芯冷却系统的一个子系统，在非大破口失水事故（LOCA ）且SG 不可用时，执行应急衰变热导出的功能，属于专设安全设施的一部分[2]。

本文仅就AP1000中RNS 与传统压水堆型M310中的余热排出系统（RRA ）作比较，分析比较两系统在各自堆型中的设计差异。

2 AP1000的RNS 设计和流程介绍
三代压水堆型AP1000中，RNS 的主要设备布置在安全壳外，系统流程见图1[3]。

RNS 由2个并联系列的设备组成，
每个系列
图1 RNS 流程简图
Fig. 1 Flow Diagram for RNS Process
收稿日期：2009-11-17；修回日期：2009-12-12
核动力工程 V ol. 30. No. 6(S2). 2009 12
由1台正常余热排出泵、1台正常余热排出热交换器组成。

2个系列共用1根来自RCP的吸水母管和排水母管。

此外RNS还包括系统运行所必需的管线、阀门和仪表。

RNS泵从RCP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。

在安全壳内，RNS两个系列的吸入母管上设有1个安全阀，为RCP提供低温超压保护功能，减小了位于安全壳外的RNS部件超压的危险。

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两端都设有旁路管线，用来调节冷却过程中的降温速率和控制冷却剂温度。

冷却剂经热交换器后汇总，进入安全壳内，然后一分为二，与2条压力容器直接注入管线相连，一起进入RCP。

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。

该管线上设有1个常开阀门和孔板，在停堆冷却期间，操作人员可以关闭这些阀门以提高流经RNS热交换器的冷却剂循环流量，从而减少RCP的冷却时间。

另外，在安全壳内RNS泵的排放母管上还引出一条到化学和容积控制系统（RCV）下泄热交换器的管线和一条到安全壳内换料水箱的管线。

在安全壳内RNS泵的吸入母管上同样有1条来自RCV净化回路下游的回水管线和安全壳内换料水箱的管线。

在安全壳外泵的排放母管上还引出1条与乏燃料池冷却系统相连的管线，在安全壳外泵的吸入母管上有1条来自乏燃料池的管线和一条来自运输容器装载池的管线。

3 M310中RRA的设计和流程介绍
M310堆型中，RRA整体布置在安全壳内，系统流程见图2[3]。

为满足单一故障准则，RRA设计成2个并联系列，每个系列由1台余热排出泵和1台余热排出热交换器及相应的管道、阀门及仪表等组成。

系统的入口管线连接到反应堆冷却剂2环路（LOOP2）的热段，而返回管线通过安注箱的注射管线连接到反应堆冷却剂1环路和3环路（LOOP1和LOOP3）的冷段。

RRA与RCV下泄管线的连接可以对RCP进行化学和容积控制。

在堆芯燃料完全卸出的情况下，通过RRA 泵上游的RRA-PTR接管可利用PTR（RRA的备用）来代替RRA对RCP进行冷却。

图2 RRA流程简图
Fig. 2 Flow Diagram for RRA Process
王建伟：AP1000与M310堆型余热排出系统的差异分析 13
在RRA排出口上的一条RRA-PTR接管在换料结束后，被用于将反应堆换料水池的水输送到换料水箱。

4 RNS与RRA的比较
在传统压水堆核电厂中，RRA都是作为安全相关系统来进行设计的，因为它在传统设计中执行部分安全相关功能。

AP1000中RNS被设计为非安全相关系统，该系统的运行不是设计基准事故的缓解所必须的，系统执行的安全相关功能仅包括：RNS贯穿安全壳管线的隔离、保持RCP压力边界的完整性和事故后向安全壳提供完好的补给水路径。

由于AP1000中的RNS与M310中的RRA 的设计参数、设备特点等非常相似，故本文仅从执行功能、布置特点及设备组成3个方面对两系统进行比较。

4.1 功能方面
4.1.1 RNS与RRA执行的相同功能
（1）停堆时RCP热量的排出：在电厂停堆期间，排出堆芯和RCP内的热量。

（2）维持冷停堆温度：在达到冷停堆工况时，能将反应堆冷却剂温度维持在冷停堆工况，并可满足换料和维修操作所需要的持续时间。

（3）循环反应堆冷却剂：在启动和停堆期间，当主泵均未投入使用时，系统内的泵能使反应堆冷却剂通过RCP和堆芯进行循环。

（4）停堆净化：在换料操作期间为RCP提供通往RCV的净化流量。

（5）低温超压保护：在反应堆换料、停堆和启动工况期间为RCP提供低温超压保护功能。

4.1.2 RNS与RRA在执行功能方面的不同
（1）在非能动余热排出热交换器运行或者是在机组正常运行需要时，AP1000的RNS可向安全壳内的换料水箱提供冷却，将换料水箱维持在合适温度。

而M310的RRA无此功能，这主要是因为换料水箱在这2种堆型中的设计特点不同。

（2）AP1000的RNS可从运输容器装载池取水向RCP提供低压补给水。

操作人员在收到自动卸压信号后，为防止第四级自动卸压阀门动作，可手动启动该系统。

如果系统可用，一旦RCP的压力降到低于RNS泵的关闭扬程时会向RCP提供补给水。

该系统从运输容器装载池向RCP提供补给水的同时也为堆芯冷却提供额外的裕量。

而M310堆型中的RRA无该项功能。

（3）AP1000的RNS具有乏燃料池的冷却功能，作为乏燃料池冷却的补充或备用。

而在M310堆型中，RRA的该项功能恰好与此相反，它在RCP被开启后，反应堆水池和乏燃料水池冷却和处理系统（PTR）的第二个冷却系列可通过RRA-PTR接管作为RRA的备用。

另外RRA可以把反应堆换料水池的水输送到换料水箱。

（4）AP1000的RNS在事故后安全壳有泄漏的工况下，具有保持安全壳内水装量的功能。

此功能的执行通过安全壳外的试验连接段来实现。

M310堆型中的RRA没有此项功能。

4.2 布置方面
4.2.1 每台热交换器流量的调节方式不同 AP- 1000的RNS是通过在每台热交换器上并联一条设有调节阀门的流量旁路管线来调节。

而在M310堆型中则是在2台热交换器的吸入母管和排放母管之间并联了一条流量旁路管线来调整流经每台热交换器的冷却剂流量。

这2种旁路管线布置方式各有优缺点：
（1）不论是何种堆型，在电厂运行前，余热排出系统在调试阶段已将两系列上热交换器的流量调节阀门开度调至合适状态，以保证正常运行时流经两系列热交换器中的冷却剂流量相同。

在M310堆型的RRA中，当停堆过程中需要调整流经热交换器的冷却剂流量以控制降温速率时，通过调整流量调节阀门，可同时相同程度地调节流经每台热交换器的冷却剂流量。

而在AP1000的RNS中，需要同时调节每台热交换器旁路管线上的流量调节阀门来控制RCP的降温速率。

从这方面讲，M310堆型的布置方式较为简化，不仅减少了阀门数量，也简化了操作。

（2）M310堆型RRA热交换器旁路管线的布置方式对系统各种工况的适应性不如AP1000。

当2个系列中的任意一台热交换器传热性能降低时，在AP1000的RNS中可单独调节发生问题的热交换器所在系列的旁路管线来减少流经该系列的冷却剂流量，同时增加流经另一系列的冷却剂流量。

而M310中RRA的布置方式不能针对这种问题作上述调整。

4.2.2 共用管道的布置不同M310堆型RRA 目前的设计中，两系列管线之间存在共用管道的
核 动 力 工 程 V ol. 30. No. 6(S2). 2009
14问题。

这样的系统设计对系统安全有不利影响；不但影响到RRA 已投入运行工况下核电厂的安全性（它的故障会引发专设安全设施的动作），同时也将影响到核电厂的经济性[4]。

而在AP1000的RNS 设计中，设计成了2个真正意义上的独立并联系列，不存在系列间共用管道的问题。

不过，M310堆型的RRA 的设计特点允许在其两个系列之间的共用管道完好的情况下，2个系列中任意 1台泵和1台热交换器同时故障。

针对这一问题，M310堆型中的RRA 可借鉴AP1000中的RNS 布置特点作适当改进（图3）。

4.2.3 卸压阀功能及位置不同在M310堆型中的RRA 系统设计中，为RCP 提供低温超压保护功能的2个并联卸压阀组布置在2台余热排出泵的排放母管上，同时该卸压阀组还能为RRA 本身提供超压保护功能。

而在AP1000中，由于RNS 的设备布置在安全壳外，安全壳内外系统部件的分级不同，因此RNS 是在安全壳内外均布置一组卸压阀。

4.2.4 小流量回流管线的区别 在M310堆型的RRA 系统中，为了保护泵，在余热排出泵的吸入母管和余热排出热交换器的排放母管上设有一 条常开且无任何元件的小流量回流管线。

而在AP1000的RNS 中，为了保护泵同样在每个系列上RNS 热交换器的出口与RNS 泵的入口管线上设置了一条小流量回流管线；该管线上还设有1个阀门和1个流量孔板，在电厂停堆冷却期间，可根据情况关闭该阀门以缩短冷却时间。

不过，两者之间微小的差异主要取决于系统内泵自身 的特点。

4.3 系统2种设计中的主要设备和数量
从表1即可看出AP1000中RNS 所使用的设备均是非安全级的，而在M310中RRA 的主要设备都是核安全级的。

因此AP1000 RNS 的建造成本会明显低于M310堆型中的RRA 。

表1 RNS 、RRA 主要设备比较
Table 1 Comparison for Main Equipments of
RNS and RRA
设 备 AP1000堆型RNS
设备数量
M310堆型RRA 设备数量
安全相关的泵 0 2 非安全相关的泵 2 0 热交换器 2（非安全级）
2（安全级）
泵的吸入管线 1 1 安全壳贯穿件
2 0
5 结 论
通过对比，余热排出系统在这两种堆型中的设计差异主要取决于2种堆型的设计理念。

由于AP1000专设安全设施引入了非能动的设计理念和技术，一方面使得RNS 与RRA 相比安全级别由核安全级降为非安全级；另一方面RNS 与RRA 相比又被赋予了一些新的功能。

通过对比分析AP1000和M310堆型中余热排出系统的布置特点，提出了对M310堆型RRA 的改进建议。

（1）取消了2台余热排出泵和2台余热排出热交换器间的公用管段，将系统设计为真正意义上的2个并列系列，并在两系列间增加一条管线并设置2个电动阀门使得每台泵和热交换器可以任意组合，提高系统的可靠性和安全性。

（下转第67页）
图3 改进后的M310堆型RRA 系统图
Fig. 3 System Diagram for Improved M310 RRA Process
谢阿海：核电项目前期工作关键路径分析 67
Critical Path Analysis in Early Stage of Nuclear Power Project
XIE A-hai
(China Nuclear Power Engineering Co. Ltd., Shenzhen, Guangdong, 518124, China)
Abstract: The technical program and contract model as well as project management system and prelimi-nary design defined in the early stage of nuclear power project are the key condition impact on the quality, schedule and cost of the nuclear power project. This paper, taking the CPR1000 coastal nuclear power station as an example, analyzes the critical path in the early stage of nuclear power project for five fields, i.e. licens-ing, design and procurement, site preparation, tender of construction contracts and construction preparation, and organization.
Key words: Nuclear power project, Activities in the early stage of project, Critical path
作者简介：
谢阿海（1940—），男，研究员级高级工程师。

1965年毕业于清华大学自动控制系核反应堆控制系统专业。

现主要从事核电项目管理工作。

（责任编辑：查刚菊）（上接第14页）
（2）在改进后的RRA的2个系列上各设2组卸压阀，以使得系统为RCP提供的低温超压保护功能满足单一故障准则。

参考文献：
[1]广东核电培训中心. 900MW压水堆核电站系统与设备
[M]. 北京：原子能出版社，2007. [2] AP1000 Design Control Document(17.Rev). Westing
House（西屋电气公司）.
[3]林诚格. 非能动安全先进核电厂AP1000[M]. 北京：
原子能出版社，2008.
[4]依岩，柴国旱，张和林. 压水堆核电厂余热排出系统
设计中一些安全问题的探讨[J]. 核安全，2006(01)：56~61.
Analysis of Differences between Residual Heat Removal
Systems in AP1000 and M310
WANG Jian-wei
(China Nuclear Power Engineering Co. Ltd., Shenzhen, Guangdong, 518124, China)
Abstract:This paper introduces the design characteristics of the residual heat removal systems in AP1000 which is one kind of the third generation of reactor designed by Westing House Electric Company and M310 designed by China, and analyzes their main differences. Through the comparison of these two sys-tems, M310 RRA system is improved in terms of process system, and thus its reliability and safety are im-proved.
Key words: Residual heat removal system, Pressurized water reactor, Design characteristics
作者简介：
王建伟（1985—），男，助理工程师。

2007年毕业于山东大学热能与动力工程专业，获学士学位。

现主要从事核电厂辅助系统的设计工作。

（责任编辑：刘 君）。