核电厂运行管理AP1000与常规二代压水堆的比较

AP1000核电厂与二代压水堆核电厂
堆芯冷却系统的比较
1.概述
对于所有核电厂而言，当反应堆出现严重的瞬态或者事故之后最重要的就是将反应堆维持在安全停堆状态，将它产生的余热有效的进行导出，并限制放射性向环境的释放，这就是著名的核安全三原则。

为了保证这些原则不被违反，人们在每一个反应堆建造之初就详细设计了相关的系统（我们称之为专设安全设施）用于保护反应堆的安全，这其中最重要的系统就是堆芯冷却和余热排出系统。

虽然对于不同的反应堆，这些系统的设备和运行原理不尽相同，但是我们根据这些系统运行的动力源不同，可以将它们分为能动系统和非能动系统两大类。

目前世界上正在商业运行的核电机组所采用的堆芯冷却和余热排出系统大多属于能动系统，即需要依靠安全交流电源来驱动泵、风机等设备用于输送、循环冷却剂等流体并最终将反应堆余热导出。

AP1000作为第三代核电机组的代表，它采用的是非能动的堆芯冷却和余热排出系统，即这些系统仅仅依靠自然力如重力、压缩气体等我们每天所依赖的简单物理原理，不需要泵、风机或者其它机械转动设备，只要一些阀门开启之后就可以将非能动堆芯冷却和余热排出系统连成一体，执行其堆芯保护功能，这与二代机组相比有了很大的不同和改进。

2.二代反应堆的一些弊端
通过对二代反应堆的堆芯冷却和余热排出系统的比较，我们可以知道它主要依靠能动设备的多样化和冗余来保证其设计功能能够实现，但是这也造成了以下一些弊端：
a.投资高，设备维护工作量大。

由于传统压水堆为了保证系统运行的可靠性，增加了大量的设备冗余（3台高压安注泵，4台辅助给水泵，2台低压给水泵，大量的电动阀），这个提高了电厂的建设成本，同时由于这些设备均为安全相关设备，需要定期进行性能试验（试验周期半个月到3个月之间），给电厂运行人员增加了很大的工作负担，并且许多在长期的反复试验当中也易被损坏而造成损失。

b.二代压水堆的能动设备基本布置在安全壳外，使得这些设备可用性容易受到外界因素的影响。

同时，由于这些设备位于安全壳外，增加了安全壳贯穿件的数量。

经统计，传统压水堆仅堆芯冷却和余热排出系统就有12个安全壳贯穿件。

而我们知道，安全壳贯穿件的数目越多，对安全壳完整性的威胁就越大。

c.在二代压水堆的当中，除了中压安注子系统之外，其余均为能动设备，并且在系统运行的过程当中系统需要多次借助电动阀等能动设备改变在线才能将事故引导至最终的稳定状态，这就提高了发生人因和设备故障的概率。

d.当二代压水堆发生非冷却剂严重丧失事故时，如前文所述，二代压水堆在正常余热排出系统投入前主要依靠辅助给水系统来带走余热，如果此时发生叠加故障而导致辅助给水或SG不可用，则一回路将不可避免的超温超压而开启稳压器安全阀，向安全壳释放放射性冷却剂，导致放射性的扩散。

所以，传统压水堆在发生此类事故时缺少一个备用的余热排出途径。

e.二代压水堆的堆芯冷却和余热排出系统当中，部分管道含有浓硼酸（主要是硼酸箱及其管道），浓度在7000至9000PPM之间，在常温下极易附着于管道表面结晶而堵塞管道，因而需要长期投运电加热器用于保温而防止结晶。

f.AP1000的堆芯冷却和余热排出系统在设计的时候大量采用了非能动技术，从而避免了二代压水堆的上述弊端，增加了系统的可靠性。

3.二代压水堆与AP1000堆芯冷却和余热排出系统的不同过程
1.AP1000非能动堆芯冷却系统的动作过程
总结非能动堆芯冷却系统的动作过程，可以将其分为四个阶段：
a. 两台CMT提供较长时间较大的注射流；
b. 两台安注箱在数分钟内提供非常大的注射流；
c. 一个IRWST提供很长时间较小的注射流；
d. 三个水源完成注射后，受淹的安全壳成为长期的水源，由自然循环提供堆芯的再循环冷却。

在以上这四个过程当中，有可能需要一次性动作的阀门或设备主要有：1.自动卸压系统（ADS）的6个直流电动卸压阀、4个爆破卸压阀；2.非能动堆芯冷却系统（PXS）的2个CMT出口气动隔离阀、4个安全壳内换料水箱（IRWST）出口爆破隔离阀、4个安全壳再循环爆破隔离阀。

驱动这些阀门动作的信号和动力均由蓄电池供电的直流系统来提供，并且蓄电池组可以保证这些设备在全厂失电后的24至72小时内可以正常自动动作，无需操纵员干预，这样就使得AP1000非能动堆芯冷却系统当中极少数需要一次动作的设备也具有了极大的可靠性，可视作与非能动设备具有同等的可靠性。

此外，对于非能动堆芯冷却系统，不是每一次动作都会完整的经历上述4个过程，只是在发生某些稀有事故情况下（如LOCA）才会最终过渡到安全壳再循环模式，对于大多数瞬态或事故，在情况得到有效的缓解之后就会人为中止非能动堆芯冷却系统的动作。

2.二代压水堆安注系统的动作过程
a．冷段直接注入阶段
当安注系统接收到安注信号之后，首先启动第二台高压安注泵（第一台作为
上充泵一直在运行），开启换料水箱与高压安注泵之间的阀门，开启硼注入箱前后隔离阀即开启第一条高压安注管线注入一回路冷段，将容控箱与高压安注泵隔离，低压安注泵通向高压安注泵吸水母管的连接阀开启，启动低压安注泵。

三分钟后，接通另一条高压安注管线，直接注入压力容器，以提高注入流量。

需要指出，在冷段直接注入的过程中，如果一回路的压力降到中压安注箱的定值之下（约4.65MPa），安注箱内硼水开始注入一回路，当一回路压力下降到低压安注泵出口压力之下时（约1.5Mpa.a），低压安注管线开始有硼溶液注入到RCP系统冷段和压力容器中去，同时需要关闭中压安注箱出口隔离阀，防止氮气进入一回路。

b．冷段再循环注入阶段
随着高压安注泵不断把换料水箱中的硼水注入到一回路中，换料水箱的水位持续下降。

当换料水箱的水位降到“低3”值时，如果此时仍需要安注，则需要将低压安注泵的吸水口切向安全壳地坑，即转入冷段再循环注入阶段。

主要的动作过程是：开启低压安注泵从地坑吸水的阀门，关闭低压安注泵从换料水箱吸水的阀门。

c．冷热段同时再循环注入阶段
在LOCA事故当中，由于很难确定破口的具体位置，为了防止堆芯物理现象的复杂化，在安注开始约12小时之后就开始手动切换至冷热段同时再循环注入阶段。

主要的操作为：开启低压安注泵向热段注入的阀门，关闭低压安注泵向冷段和压力容器注入的主通道阀门，开启旁路阀；开启高压安注泵向热段注入的阀门，关闭高压安注泵向冷段注入的主通道阀门并开启其旁路阀。

d．长期再循环注入阶段
安注动作24小时后，安注将转入到长期再循环注入阶段，即通过低压安注泵从安全壳地坑吸水，然后通过三台高压安注泵和两台低压安注泵将冷却剂注入堆芯，保持堆芯的负反应性以及排出堆芯产生的余热，将放射性的释放控制在安全壳内。

类似于AP1000，二代压水堆的以上安注过程也并不是每个事故发生后都会经历，事实上只有极少数稀有事故（如LOCA）等发生时才会经历完整的安注过程。

在绝大多数情况下，当事故得到有效的控制、一回路状态稳定以后，安注就会被人为中止。

同过上文比较，可以得知AP1000非能动堆芯冷却和余热排出系统只要依次通过气动阀或者爆破阀一次在线就能够达到最终的稳定状态，且不需要依靠由交流电源供电的能动设备，而二代压水堆则需要通过多个电动阀的反复在线才能适应不同安注安注阶段的需要并最终达到长期再循环状态，实现堆芯冷却，并且在整个过程当中都需要能动设备（泵和电动阀）的协助。

相比于
AP1000，传统压水堆发生故障的概率大大提高。

4.AP1000相对于传统压水堆的优势
a. AP1000非能动堆芯冷却和余热排出系统的优势
b. 非能动余热排出功能
c. 非能动特性
d. 设备布置及安全壳贯穿件
e. 硼酸结晶
f. 设备简化
AP1000的非能动堆芯冷却系统是专设安全设施的重要组成部分之一，它在简化系统设计、非能动技术的应用等方面都和AP1000的总体设计思想一脉相承，不仅大大降低了人因失误发生的可能性，提高了系统运行的可靠性和安全性，而且还明显的降低了电站的建设成本，提高了电厂的经济效益。

所以，AP1000的非能动堆芯冷却系统相对于二代压水堆的安注系统具有不可比拟的优势，是
AP1000作为第三代核电技术代表的一个突出特点。