第三章 AP1000反应堆冷却剂系统2016综述
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安全系统综述及其与EPR关键措施对比
AP1000安全系统综述AP1000安全系统综述AP1000安全系统设计理念如下：•安全系统非能动化•降低维修要求•简化安全系统配置•减少安全支持系统•减少安全级设备及抗震厂房•提高可操作性本文不考虑传统安全系统，只对非能动安全系统作介绍。
一．AP1000非能动安全系统简介AP1000非能动安全系统的优点可概括如下:(1)极大地降低了人因失误发生的可能性非能动安全系统不需要操纵员的行动来缓解设计基准事故，减少了事故发生后，由于人为操作错误而导致事件升级的可能性。
AP1000在事故条件下允许操纵员的不干预时间高达72 h，而对于已经运行的第二代或二代+核电厂，此不干预时间仅为10^30 mina(2)大大地提高了系统运行的可靠性非能动安全系统利用自然力驱动，提高了系统运行的可靠性，而不需要采用泵、风机、柴油机、冷冻水机或其他能动机器，减少了因电源故障或者机械故障而引起的系统运行失效。
由于非能动安全系统只需少量的阀门连接，并能自动触发，同时这些阀门遵循“失效安全”的准则，在失去电源或接收到安全保护启动信号时开启。
(3)取消了安全级的交流应急电源非能动安全系统的启动和运行无需交流(AC)电源，AP1000的设计取消了安全级的应急柴油发电机组。
AP1000非能动安全系统子系统如下：•非能动堆芯冷却系统•非能动安全壳冷却系统•非能动主控制室应急可居留系统•非能动裂变产物去除系统•非能动氢复合子系统•非能动反应堆压力壳防熔穿系统二．非能动堆芯冷却系统AP1000的非能动堆芯冷却系统(PXS)由非能动堆芯余热排出系统和非能动安全注人系统两部分组成。
PXS的主要作用就是在假想的设计基准事件下提供应急堆芯冷却，为此，PXS具有以下功能:·应急堆芯余热排出·RCS应急补水和硼化·安全注入·安全壳内pH值控制PXS安全相关功能的设计基于以下考虑(设计基准):<1> 即使在发生设计基准事件同时伴随不太可能的最大极限单一故障事件时，PXS也有多重的部件来执行其安全相关的功能。
第三章 反应堆冷却剂系统和设备
3-1 反应堆冷却剂系统
2．压力调节系统 为了保证反应堆冷却剂系统具有好的冷却能力，应 当将堆芯置于具有足够欠热度的冷却剂淹没之中。核 电厂在负荷瞬变过程中，由于量测系统的热惯性和控 制系统的滞后等原因，会造成一、二回路之间的功率 失配，从而引起负荷瞬变过程中一回路冷却剂温度的 升高或降低，造成一回路冷却剂体积膨胀或收缩。 水经波动管涌人或流出稳压器，引起一回路压力升高 或降低。当压力升高至超过没定值时，压力控制系统 调节喷淋阀．由冷管段引来的过冷水向稳压器汽空间 喷淋降压；若压力低于设定值，压力控制系统启动加 热器，使部分水蒸发，升高蒸汽压力。
3-5 稳压器
二、稳压器分类 按原理和结构形式的不同，稳压器分为两类， （1）气罐式稳压器：容积大，易腐蚀，淘汰 （2）电加热式稳压器：大都采用 三、稳压器本体结构（电） 结构图 现代压水堆核电厂普通采用电加热式稳压器。 这种稳压器是一个立式圆柱形高压容器。其典型 的几何参数为高13m，直径2.5m，上下端为半 球形封头，总容积约40m2，净重约80t。立式 安装在下部裙座上。
第3章 反应堆冷却剂系 统和设备
动力工程系 余廷芳
主要内容
3-1 反应堆冷却剂系统 3-2 反应堆本体结构 ----------系统设备 3-3 反应堆冷却剂泵 3-4 蒸汽发生器 3-5 稳压器
3-1 反应堆冷却剂系统
一、系统的功能
反应堆冷却剂系统又称为一回路系统，其主要功能 是： (1)在核电厂正常功率运行时将堆内产生的热量载出， 并通过蒸汽发生器传给路工质，产生蒸汽，驱动汽轮 发电机组发电。 (2)在停堆后的第一阶段，经蒸汽发生器带走堆内的衰 变热。 (3)系统的压力边界构成防止裂变产物释放到环境中的 一道屏障。 (4)反应堆冷却剂作为可溶化学毒物硼的裁体，并起慢 化剂和反射层作用。 (5)系统的稳压器用来控制一回路的压力，防止堆内发 生偏离泡核沸腾，同时对一路系统实行超压保护。
AP1000反应堆功率控制系统分析
AP1000反应堆功率控制系统分析作者：张俊来源：《科技传播》2016年第17期摘要本文详细分析了AP1000反应堆功率控制系统在高、低功率水平下的反应堆功率控制、轴向功率分布的控制，总结了AP1000反应堆功率控制系统的特点，提出了今后运行过程中可能的风险和相应的建议。
关键词反应堆功率水平；功率分布；控制棒；控制中图分类号 TL3 文献标识码 A 文章编号 1674-6708（2016）170-0214-02反应堆功率控制系统是核电厂的核心控制系统之一，其主要功能是实现对反应堆功率的自动控制，包括整个反应堆的功率水平控制以及反应堆内的轴向功率分布控制。
本文将从高功率模式下的平均温度控制、低功率模式下的反应堆功率控制，反应堆轴向功率分布控制等方面来详细分析AP1000的反应堆功率控制系统的控制方式和特点。
1 AP1000反应堆功率水平控制1.1 高功率水平下的反应堆功率水平控制高功率（15%FP～100%FP）水平下，通过两个偏差信号之和得到的总偏差信号来向控制棒控制逻辑柜输出控制棒移动速度和移动方向信号，通过调节M棒组维持反应堆冷却剂的平均温度和功率水平一致。
这两个偏差信号分别是：温度偏差信号和功率偏差信号。
温度偏差信号为主偏差信号，是汽机功率转化得到的参考温度信号与测得的高选反应堆冷却剂平均温度信号之差；反应堆冷却剂平均温度由热段和冷段测量温度来决定，参考温度在零负荷至满负荷范围内，随着汽轮机负荷线性增加。
功率偏差信号是汽机输出功率信号与测量核功率信号之差。
该输入控制信号能改善系统的响应，减少系统的瞬态峰值，因此可以提高控制子系统的控制性能。
1.2 低功率水平下的反应堆功率水平控制低功率控制模式（3%FP～15%FP）主要是启动和停堆时使用，其控制偏差由功率偏差形成，即操纵员设定的功率给定值与反应堆外核测功率之差，用以控制控制棒的移动方向和速度。
该模式下，汽轮机解列，蒸汽旁路排放系统用于调节反应堆冷却剂的温度，操纵员可以输入核功率整定值、以及变化到目标功率水平的时间，使核功率按照设定的速率线性变化，达到期望的核功率。
AP1000三代核电反应堆冷却剂泵屏蔽电机的技术特点
AP1000三代核电反应堆冷却剂泵屏蔽电机的技术特点本反应堆冷却剂系统是借鉴了国外的先进技术设计而成的，其设计理念包括两个并联环路，每个环路上都包括两个冷段主管道、一个蒸汽发生器以及一条热段主管道构成，并且还有两台主泵，其以并联的方式存在，在热管段也有一台稳压器。
该蒸汽发生器是呈倒U状的。
1 该屏蔽电机的优势APl000反应堆冷却剂泵（以下简称主泵）是一种单级、单吸、无轴封、高转动陨量、立式离心屏蔽电泵，用于输送高温、高压反应堆冷却剂。
泵由泵壳、叶轮和导叶组成，泵吸入口竖直向下，吸入管直接与蒸发器下封头焊接；排出口为水平切线方向.吐出管与系统主管道焊接。
图1为主泵结构示意图。
APl000主泵由泵和屏蔽电机两部分组成.电机置于泉下部。
泵的叶轮直接装于电机转子轴仲端，即与电机同轴。
泵壳与电机壳体采用特殊的机械密封结构用主螺栓连接组成一密封的整体.构成反应堆冷却剂压力边界，整个机组没有外露的旋转都分。
为使电机推力轴承承受一个适当的载荷。
叶轮在设计时进行特殊考虑，使其在运行时产生一个向上的轴向力以平衡转子自重。
该屏蔽电机优势是非常明显的，其结构紧凑，并且在运行过程中不会产生泄露，所以具有较高的安全性，设备的结构情况见图2。
虽然这种设备具有较高的成本，但是该设备在运行过程中比较稳定可靠，不需要进行太多的维护工作，所以综合看来效益还是比较可观的，现在不仅在核电站有所应用，很多核动力潜艇也开始应用这种屏蔽电机。
这种AP1000屏蔽电机在保留了自身的优势同时，也进行了一些改进，弥补了其中的一些缺陷。
（1）屏蔽电机的主泵旋转轴本身结构较为简单，没有向外延伸的部分，所以在液体输送的过程中不会泄露，在这种情况下，即便是轴密封系统失灵，或者出现突发的断电情况，其也不会泄露冷却剂，整个核电站也因此运行更为高校。
（2）该系统中，省略了轴密封设备和相关的辅助设备，机组运行变得更为简便，大大降低了后期维护和检修泵的工作量，并且也没有联轴器这种构造，所以也就不会出现了机组对中这个问题。
AP1000第三代反应堆系统介绍精讲
45
14
88
房
附加产房 10
10
总数
122
99
55
276 23
建筑模块
管道模块
机械设备模块
24
AP1000的设计特点
25
AP1000建造进度图
26
AP1000 建造进度表
27
建造成本
AP600有很高成本竞争能力，发电成本预 计为1300～1500＄/kW，低于“用户要求” 1475＄/kW
610 1933 315.6C 1058
1090 3400 323.9C 1505
1.484
1.447
15.8
13.6
17X17
17X17
145
157
3658
4267
34
AP600
堆芯直径/mm
3361
反应堆压力容器内径 4000 /mm
线功率/（kW/m）
13.45
控制棒/灰棒
45/16
蒸汽发生器传热面/m2 6967.7
西屋公司在开发AP1000之前，已完成了AP600 的开发工作，并于1998年9月获得美国核管会 （NRC）的最终设计批准（FDA），1999年12 月则获得NRC的设计许可证，该设计许可证的有 效期为15年。
3
先进非能动压水堆AP600概述
设计
1984年EPRI开始发展一项中等规格的600 MW的新型核电站，其目的在于将核电站进行 简化并减少成本和提高安全性。这些非能动设 计提高了核电站的性能，操纵性，稳定性等
开发
1996年两个小型电站设计的版本发展出来， 分别是西屋公司的AP600和通用公司的简型 沸水堆。
第三章 AP1000反应堆冷却剂系统2016
组成
反应堆压力容器(Reactor Pressure Vessel , RPV)
包括控制棒驱动机构安装接管 反应堆冷却剂泵(Reactor Coolant Pump , RCP) 蒸汽发生器(Steam Generator , SG) 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 稳压器(Pressurizer， PRZ) 安全阀(Safety Valves) 和自动降压系统(Automatic Depressurization System , ADS)的阀门;
• 反应堆冷却剂泵的水力部 件主要是由泵壳、叶轮和 导叶等零部件组成的混流 式泵。水力部件和电机之 间由热屏隔离堆芯冷却剂 的高温。
堆芯围筒
下部构件 堆芯下支承板
堆内构件的功能
盛装燃料组件与相关组件，并为它们提供定位和预紧力； 为控制棒组件提供可靠的导向，吸收落棒冲击能； 为堆芯提供冷却剂流道和合理的流量分配，并减少冷却剂无 效泄漏； 屏蔽中子和 γ 射线，减少压力容器的辐照损伤； 为堆芯中子注量率测量和温度测量系统提供固定支承和导向； 为压力容器辐照样品监督管提供固定的位置； 为堆芯跌落提供二次支承。
堆芯测量仪表系统的测量探头提升绞盘
起吊三脚架
控制棒驱动机构风冷通风道
螺栓起吊轨道
屏蔽罩 检查门
冷却围筒是位于压力容器顶盖上方围绕在控制棒驱动机构周围的碳钢结构。在 核电厂正常运行时，冷却围筒为控制棒驱动机构电磁线圈提供冷却气流通道。
3.4 堆内构件(Reactor Internals)
系统示意图
冷却剂在冷却剂泵的驱动 下流过燃料组件，吸收了 核裂变产生的热能以后流 出反应堆，进入蒸汽发生 器，把热量传给二回路的 水，而冷却剂本身的温度 降低。从蒸汽发生器出来 的冷却剂再由反应堆冷却 剂泵送回反应堆去加热， 重复这个过程以持续进行 能量转换。一回路压力由 稳压器来维持和调节。
AP1000技术简述
AP1000技术简述Ap1000是非能动性压水堆核电技术。
铀燃料在反应堆中裂变产生大量热量，反应堆冷却系统1回路通过高压轻水来对反应堆冷却，吸收热量并通过蒸汽发生器传递到2回路，2回路蒸汽推动汽轮机带着发电机做功，发电。
用加压水作为慢化剂和冷却剂的反应堆叫做压水堆。
二，AP1000厂房包括核岛（Ni），常规岛（ci）和电站配套设施（BOP）；核岛包括：反应堆厂房，核辅助厂房，柴油发电机组厂房，放射性废料厂房，附属厂房为钢结构厂房。
常规岛（ci）包括：汽轮机厂房，变压器区，虹吸井等。
电站配套设施（bop）：循环水泵房，水处理厂，除盐水厂房，检修车间，开关站，模拟体厂房，培训中心以及综合楼及保卫设施。
1，反应堆厂房采用双层安全壳结构，内层是钢制安全壳，外层是钢筋混凝土筒体墙，坚固可靠，增加了安全性，降低了泄漏率。
反应堆厂房作为反应堆系统的整体部分，在假象事故工况下起包容放射性气体，在正常运行时为堆芯及反应堆冷却剂系统（RCS）提供屏蔽。
安全壳容器是非能动安全壳冷却系统的组成部分，它可以在假象设计基准事故（DBA）下有效的排除热量而使安全壳不超压，位于其内的系统有RCS,PXS,CVS的反应堆冷却剂净化部分。
2，屏蔽厂房屏蔽厂房是围绕安全壳的环形结构，屏蔽厂房也是非能动安全壳冷却系统的组成部分。
3，辅助厂房辅助厂房呈半月形围绕在屏蔽厂房的周围，核辅助厂房是除反应堆厂房外最重要的厂房，大型结构模块CA20，主控室，装卸料系统均位于该厂房。
辅助厂房的基本功能是位于安全壳之外的抗震Ⅰ类机电设备提供保护，此外还保护安全相关设备不受假想电厂内部和外部事故的后果影响。
核辅助厂房包括机械设备区域，安全壳贯穿区域；燃料运输区域；4，燃料厂房燃料厂房用于新燃料和乏燃料的储存。
5，附属厂房提供了进入发电站的主要人员通道。
它包括人员和设备进入辅助厂房核岛清洁区的通道。
6，柴油发电机组厂房共有两台想同的发电机组，在失去正常电源后，发电机组提供备用电源。
3 核岛主要系统——反应堆冷却剂系统(2)
第三章反应堆冷却剂系统第三章反应堆冷却剂系统号密封，一部分流向2号密封，第三章反应堆冷却剂系统号密封静、动环的分离，第三章反应堆冷却剂系统间内，泵对流经的液体所作的有效功率。
一回路阻力：0.6~0.8MPa第三章反应堆冷却剂系统2、烟气余热利用装置中水的流动动力问题第三章反应堆冷却剂系统串联系统并联系统现象：热启动后单侧换热器不过流；同时伴有管路震动。
表明：受热面管内水温达到了其压力所对应的饱和温度值，发生汽化2、换热器安装位置过高（25m），进口压力耗损过多；（~0.45MPa对应饱和温度147 ℃）3、换热器水管路阻力较大，流量偏小，且两侧换热器水管路第三章反应堆冷却剂系统蒸汽发生器形式⏹压水堆核电厂常用：立式U型管自然循环蒸汽发生器、卧式自然循环蒸汽发生器和立式直流蒸汽发生器。
⏹其中尤以立式U型管自然循环蒸汽发生器应用最为广泛。
第三章反应堆冷却剂系统第三章反应堆冷却剂系统⏹管束组件：是呈正方形排列的倒U型管，管束直段分布有若干块支撑板，用以保持管子之间的间距。
⏹在U型管的顶部弯曲段有防振杆防止管子振动。
⏹支撑板结构的设计，应考虑：☐二次侧流体的通过能力，流体的流动阻力☐限制流动引起的振动☐管--孔间隙中的化学物质的浓缩⏹早期支撑板：圆形管孔和流水孔结构☐导致在缝隙区出现局部缺液传热状态，因此产生化学物质浓缩。
在电厂冷态工况下，管子和支撑板之间的间隙因二者的膨涨差而扩大，腐蚀产物沉积在间隙内。
当高温时，膨胀差使间隙减小，这时管子被压凹，造成传热管凹陷及支撑板破裂第三章反应堆冷却剂系统从而将二次侧分隔为下降通道及上升通道，形成二次侧自然循环回路。
包括上封头、上筒体、下上封头呈椭球形，蒸汽出口管嘴中有若干文丘里第三章反应堆冷却剂系统第三章反应堆冷却剂系统3)汽水分离装置⏹蒸汽发生器的上部设有两级汽水分离器。
汽水混合物离开传热管束后经上升段首先进入旋叶式分离器，除掉大部分水分，然后进入第二级分离器进一步除湿。
AP1000就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
AP1O0 0是西屋公司开发的一种两环路1000MW e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，API000机组的安全性得到了显着的改进，其堆芯熔化概率3x1.Ox 1 0-7/堆年，远低于URD要求的1.0x10—5/堆年，进一步将A P 600“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。
A AP 1 00 0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(UR D),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：^lOOOMWe4电站设计寿命：60年4堆芯损坏频率：V 1 .0X1E-5/堆年4严重事故下大量放射性物质释放至环境的频率：V1。
O X 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、检测和维修等方而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，AP1O0O将实行一种新的建设模式-一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A P10O O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AP10O0施工工期的目的。
AP1000非能动安全相关系统综述
本文由有宇的天空贡献 ｐｐｔ１。
ＡＰ１０００非能动安全相关系统综述 非能动安全相关系统综述 组员：２００８１５１９１３ 方利超 组员： ２００８１５１９０９ 孙冠宇 ２００８１５１９１５ ２００８１５１９２１ 李琪 王稳 ２００８１５１９０１ 叶欣楠 ＡＰ１０００——双环路第三代先进压水堆 双环路第三代先进压水堆 非 能 动 安 极大的降低了人因失误发生的可能性 ７２小时 小时＞＞１０￣３０分钟 小时 分钟 大大的提高了系统运行的可靠性 系统 了 运行 的 发 全 技 术 非能动安全技术 非能动余热排出系统 非能动安全注射系统 自动降压系统 安全壳ＰＨ值控制系统 非能动安全壳冷却系统 氢气控制系统 非能动主控制室应急可居留系统 非能动余热排出系统 非能动堆芯冷却系统包含一台１００％容量的非能动余热排出 换热器（ＰＲＨＲ ＨＸ）。
该换热器通过输入和输出管道连接到 反应堆冷却剂系统一环路上。
该换热器可防止电厂出现造成蒸 汽发生器给水系统和蒸汽系统发生失常的瞬态，达到了有关给 水系统丧失、给水管线和蒸汽管道破裂的安全标准。
非能动余 热排出换热器和非能动安全壳冷却系统可在无需操纵员采取行 动的情况下，提供无限的衰变热排出能力。
换料贮水箱中的水在沸腾之前可以吸收超过１ 个小时的衰变热 换料贮水箱 一旦开始沸腾，蒸汽将在钢制安全壳上凝结，经收集后可借助重力流回换料贮水箱 温 差 产 生 的 水 密 度 差 异 提供热阱 非能动安全注入系统 在非ＬＯＣＡ事故工况下，非能动安全注入系统可对反 补水和硼化 应堆冷却剂系统（ＲＣＳ）进行补水 硼化 补水 在ＬＯＣＡ事故工况下，非能动安全注入系统可对反应 堆冷却剂系统（ＲＣＳ）进行安全注入 安全注入，冷却堆芯 安全注入 堆芯补水箱 水 源 安全注入箱 内置换料水箱 淹没安全壳 非能动安全注射系统 水源 堆芯补水箱：（ 高压 高压安全注射功能） 堆芯补水箱：（执行高压 ） ２只，每只容积为７０．８ｍ３ ，内装３４００ｐｐｍ的含硼水 安全注入箱： 中压安全注射功能） 安全注入箱：（执行中压 中压 ） 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。
AP1000反应堆冷却剂系统主要设备安装技术
AP1000反应堆冷却剂系统主要设备安装技术
左学兵;陈晶晶;张金东;代帅;郑东宏
【期刊名称】《压力容器》
【年(卷),期】2013(000)011
【摘要】从反应堆冷却剂系统的组成和功能出发，分析了其主要设备的安装形式和技术要求。
结合非能动先进压水堆反应堆（AP1000）冷却剂系统自身的特点，并在海阳核电站实践的基础上，阐述了反应堆压力容器、反应堆冷却剂主管道、蒸汽发生器、反应堆冷却剂泵、稳压器、波动管的施工流程，为后续核电站核蒸汽供应系统大型主设备的现场安装提供一定的技术参考。
【总页数】9页(P62-69,75)
【作者】左学兵;陈晶晶;张金东;代帅;郑东宏
【作者单位】国核工程有限公司，山东海阳 265116;国核工程有限公司，山东海阳 265116;国核工程有限公司，山东海阳 265116;国核工程有限公司，山东海阳265116;国核工程有限公司，山东海阳 265116
【正文语种】中文
【中图分类】TH49;TL35
【相关文献】
1.AP1000与CPR1000核电反应堆冷却剂系统介绍及对比 [J], 张旭;安金平;肖贝
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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与CPR1000核电反应堆冷却剂系统介绍及对比
AP1000与CPR1000核电反应堆冷却剂系统介绍及对比摘要针对AP1000和CPR1000反应堆冷却剂系统的异同，笔者从反应堆冷却剂系统的系统设计、系统组成、系统设备参数等方面进行介绍、对比和总结。
关键词AP1000核电；CPR1000核电；反应堆冷却剂系统中图分类号TN914 文献标识码 A 文章编号1673-9671-(2012)081-0187-01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。
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。
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Insulation)之间排热通道依靠自然循环将RPV 内的热量排出，
非安全相关的纵深防御功能
(1 )堆芯冷却(Core Cooling) (2) 反应堆冷却系统压力控制(RCS Pressure Control) (3) 提供工艺监测(Process Monitoring)
监测所有运行工况下反应堆冷却剂压力边界内的工艺参数， 并为多样性驱动系统(Diverse Actuation System , DAS)提供所需 信号，以便多样化触发反应堆停堆和非能动安全系统。同时，
系统示意图
冷却剂在冷却剂泵的驱动 下流过燃料组件，吸收了 核裂变产生的热能以后流 出反应堆，进入蒸汽发生 器，把热量传给二回路的 水，而冷却剂本身的温度 降低。从蒸汽发生器出来 的冷却剂再由反应堆冷却 剂泵送回反应堆去加热， 重复这个过程以持续进行 能量转换。一回路压力由 稳压器来维持和调节。
3.1 系统概述
壳体包括两部分：
上壳体(接管段)
下壳体(活性段)
过渡环
半球形底封头
3.3.1 反应堆压力容器
可拆卸带法兰半球形上封头。 压力容器封头由顶盖和法兰制成。上封头为控制棒驱动机构、 堆内测量提供了安装孔和支承，为 RPV 放气管和一体化堆顶 结构提供了支承。
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
RCS系统能够排出稳压器和反应堆压力容器封头中积聚 的不可凝气体，以支持事故工况下的堆芯冷却能力。 (2)在严重事故条件下堆芯熔融物堆内滞留（In-Vessel Retention in Severe Accident Condition）
在假想的严重事故条件下，当RCS 自动降压系统运行，
安全壳处于水淹没状态时，RPV和 RPV绝热层(RPV 从而将堆芯熔融物保持在堆内。
(3) 提供工艺监测(Process Monitoring)。
为保护安全监测系统提供所需信号，在所有电厂运行工况下用以触发反应堆自动 停堆和非能动安全系统运行。同时，便于操纵员监视系统运行，并在安全停堆运 行和事故运行期间执行必要的手动操作。
其他与取得安全许可证(执照)相关的功能
(1 ) RCS 排气(ReactorCoolant System Venting)
组成 AP1000反应堆冷却剂系统(RCS)由两条环路组成，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。
组成 RCS系统还包括稳压器、相应的连接管道(波动管)、阀门和用 于运行控制和安全触发的仪表。 所有的RCS设备都位于反应堆安全壳内。
SG 环路及 PRZ 管道连接图
3.2 RCS 的功能、设计基准和水化学
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)；
3.3.1 反应堆压力容器
AP1000 反应堆压力容器是一 个由壳体、过渡环、半球形 底封头及可拆卸带法兰半球 形上封头构成的圆柱形结构。 壳体包括两部分：上壳体 ( 接 管段 ) 和下壳体 ( 活性段 ) 。下 壳体和半球形底封头之间用 一个过渡环连接。 上壳体、下壳体、过渡段和 半球形底封头由低合金钢制 造，内部堆焊奥氏体不锈钢。
RCS 的手动卸压功能作为自动卸压的备用，可以防止多重失
效时的高压熔堆事故。
3.3
3.3.1
压 力 容 反器 应和 堆一 压体 力化 容堆 器顶 结 构
在反应堆压力容 器内部，放置堆 芯、堆芯支承结 构、控制棒及直 接与堆芯连接的 其他部件。
3.3.1 反应堆压力容器
压力容器还与一体化堆顶结构、 反应堆冷却剂管道相连接。
上壳体(接管段)。
针对任何一个图片，如何判断是进口管嘴还是出口管嘴？
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; (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;
组成
反应堆压力容器(Reactor Pressure Vessel , RPV)
包括控制棒驱动机构安装接管 反应堆冷却剂泵(Reactor Coolant Pump , RCP) 蒸汽发生器(Steam Generator , SG) 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 稳压器(Pressurizer， PRZ) 安全阀(Safety Valves) 和自动降压系统(Automatic Depressurization System , ADS)的阀门;
为操纵员提供所需信号以便通过多样性驱动系统来手动触发
反应堆停堆和非能动安全系统，作为保护和安全监测系统的 后备。
(4)反应堆冷却剂系统排气(RCS Venting)
RCS 能够通过手动有限的卸压以缓解蒸汽发生器传热管破裂 事故和协助反应堆冷却剂系统停运后的冷却。这种能力为假 想多重失效时的堆芯冷却提供支持。
第三章 AP1000反应堆冷却剂系统 (Reactor Coolant System , RCS)
功能
RCS 将反应堆系统中堆芯核裂变放出的热能转化为高温饱和
蒸汽，并输送到汽轮发电机组转化为电能(二回路系统)。
反应堆冷却剂系统压力边界为堆芯释放的放射性提供了一个 包容的屏障，并使电厂在整个运行过程中都保持其高度的完 整性。
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); 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。
AP1000 RCS布置