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。
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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