AP1000反应堆冷却剂系统
变频器在第三代AP1000核电站反应堆冷却剂泵变频系统上的应用
泵 ） 。其 设 计 消 除 了轴 密封 ］
式 主 泵 上 可 能 发 生 的 因全 厂 断 电 或 轴 封 损 坏 造 成 冷 却 剂
式 不 同 ，泵 的 吸 入 口直 接 焊 在 蒸 汽 发 生 器 椭 球 形 下 封 头
电机 定子
径 向轴 承
运行所需 的 ６ Ｈ ０ ｚ电 源 ，使 之 在 设 计 转 速 下运 转 。
３ 主 泵 变频 器 主 要 技 术 特 点
图 ２ 主 泵 变频 器 系统 单 线 图
推 力轴承
冯 雪 王 佳 承
（ 国核 自仪 系统工程 有 限公 司 ， 海 ２ ０ ３ ） 上 ０ ２ ３
摘
对我 国 第 三 代 大 型 先 进 压 水 堆 Ａ １ ０ Ｐ ０ ０反 应 堆 冷 却 剂 泵 变频 系 统 的 工 作 电路 和 反 应 堆 冷 却 剂 泵 的 工 作 特 性 作 了介 绍 ， 点说 明 了 变频 器 系统 结 构和 技 术 特 点 。 重 关 键 词 ： 应 堆 冷 却 剂 泵 ， 频 器 ， 术 反 变 技
动 的安 全 设 计 ” 如 重力 理 论 、 ， 自然 循 环 等 ， 比传 统 的压 水 堆 核 电
入 侧 配 置一 台 高 压进 线 断路 器
Ｋ ， １ 出线 侧 配 有 两 台 核 级 高 压
断路器 Ｋ ２和 Ｋ 以 确 保 在 必 ３， 要 时 能 够 可 靠 地 断 开 变 频 器 与
热屏 飞 轮
径 向轴承
电机转 子
为 ６ Ｈ ， 以变 频 器 不 仅 用 于 ０ ｚ所 ＡＰ ０ ０主泵 启 动 ， 同 时 还 将 １０
AP1000非能动核电站技术简介
AP1000 设计目标
1、在 600 MWe 的基础上提高电厂的功率以降低成本； 2、在核电站批量建造后，建造成本降到 $900-1000/千瓦，以获得在美 国电力市场的竞争能力； 3、保持 AP600 的目标和设计细节； 4、在 AP600开发研究的成果 “框架” 内增加功率/容量； 5、保持“成熟设备”的可信度； 6、保持成本估计,建造进度和模块化建造等方面的原有基础； 7、保持 AP600 的安全执照许可证基础； 8、满足美国核安全管理委员会对“先进的非能动安全系统核电厂”的 要求； 9、接受 AP600 政策质询。
AP1000堆芯燃料管理
首炉堆芯燃料装载
●先进燃料装载方式（续） ➣ D，E和F区的燃料棒二端各有 203.2mm的低富集度区,以提 高燃料的有效利用。此外，E 和F高富集度区燃料组件内的 燃料棒有4种不同富集度，以 展平组件内功率分布。作为 例子，左图为E区燃料组件内 4种富集度燃料棒和可燃毒物 在组件内的布置。 ➣由于先进燃料装载技术以及用 WABA可燃毒物代替硼玻璃， 与传统的三区装载方式相比, 首炉堆芯的燃料成本将节约 6%。
Fit Data AP1000 $10.4
$10.2
$10.0
$9.8
$9.6
$9.4
$9.2
➣ AP1000采用 18个月长周 期平衡换料,相对年换 料制(12个月换料),电 厂的可利用率提高约 3.5%，并且由于换料次 数的减少，降低了电厂 运行人员的放射性辐照 剂量。 ➣ AP1000堆芯平均卸料达 到50 GWD/MTU的高燃耗。 目前运行压水堆的平均 卸料燃耗一般为3340GWD/MTU。由于燃料 的发电成本随燃耗加深 而降低（见左图），所 以采用高燃耗管理策略 可降低燃料的发电成本，
RCS系统
AP1000反应堆冷却剂系统（RCS）包括：反应堆压力容器（RPV），包括控制棒驱动机构安装接管和堆芯测量探头贯穿件；反应堆冷却机泵（RCP）。
共4台屏蔽电机泵（Canned Motor Pump），每台蒸汽发生器下部都与两台泵相连接，即每个环路由两台泵驱动；蒸汽发生器（SG）包容反应堆冷却剂的部分，包括SG的水室下封头（Channel Head）、管板（Tubesheet）和传热管束（Tubes）；稳压器（PRZ）以及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（Surge Line）；安全阀（Safety Valves）和1～3级自动降压系统（ADS）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；与通往辅助系统的支持系统之间相互连接的管道及其支承。
RPV在堆芯顶部以下的位置没有贯穿孔，这样排除了RPV泄漏导致失水事故的可能性。
堆芯在压力容器内的位置尽量靠下，这样可以减少失水事故再淹没时间。
由于入口接管嘴高于出口接管嘴，这种设计允许堆芯在不卸料的情况下进行主泵检修（只要入口管，即反应堆主管道冷管段排空），而且有利于实现半管（Mid-Loop）运行。
一体化顶盖组件（IHP）由多个独立的设备组成，从而简化了反应堆的换料操作。
在停堆换料期间，反应堆压力容器顶盖组件的整体操作，减少了停堆时间和个人辐射剂量。
另外，一体化顶盖组件也减少了其相关部件在安全壳内的搁置空间。
IHP组成：围筒组件；吊装系统；驱动机构（CRDM）抗震支承结构；电缆支承结构；电缆。
IHP实现包括控制棒驱动机构电源、棒位数字指示器以及堆芯测量装置等组件电缆的快速插接与断开，使得在其内的各个部件无需单独进行连接和断开。
冷却围筒是位于RPV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磁轭线圈提供冷却气流通道。
IHP也可以使冷却围筒快速拆开。
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。
AP1000一回路系统设备
3
1.反应堆（2）
反应堆主要包括以下部件： —堆芯 —堆内构件 —压力容器 —控制棒驱动机构 —一体化上封头 —堆芯仪表系统等
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3.化学和容积控制系统（2）
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3.化学和容积控制系统（3）
容积控制原理
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3.化学和容积控制系统（4）
化学控制原理
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3.化学和容积控制系统（5）
反应性控制原理 —加硼，在补水泵吸入口注入预先规定数量 的硼酸溶液。在正常功率运行时，为了将调 节棒组调整到正常使用范围；或者，反应堆 停运时，为了增加停堆深度，需进行加硼操 作。 —稀释，用等量的除盐水代替一部分一回路 冷却剂的硼水。
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4.正常余热排出系统（2）
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4.正常余热排出系统（3）
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4.正常余热排出系统（4）
正常余热排出系统的投入前主要包括两大项 操作 —硼浓度的调整：防止在余热排出系统内硼 浓度低于RCS的硼浓度情况下误稀释一回路； —升压和加热：避免压力和热冲击，以保护 余热排出系统的泵和热交换器。
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1.反应堆（6）
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1.反应堆（7）
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1.反应堆（8）
燃料组件主要设计参数： 燃料组件设计 17x17 燃料组件数量 157 每个燃料组件中燃料棒数量 264 包壳厚度 （mm） 0.57 燃料棒外径（mm） 9.50 燃料芯块长度（mm） 12.6 燃料组件长度（m） 4.80 核裂变原料 铀235，浓集度2.35%-4.8%
AP1000设备冷却水系统的可靠性模型
关于AP1000设备冷却水系统的任务可靠性建模摘要：本文通过对AP1000的设备冷却水系统（Component Cooling Water System，CCS）的不同工况下的任务剖面分析，建立设备冷却水系统的任务可靠性框图以及相应的数学模型。
关键词设备冷却水系统任务剖面可靠性框图数学建模1 引言AP1000的设备冷却水系统（Component Cooling Water System，CCS）作为非安全相关系统，不执行事故缓解功能。
但其设计初衷就体现IAEA的纵深防御设计理念，旨在减少导致堆芯损伤的事件。
对于若干可能发生的事件，包括设备冷却水系统在内的非安全系统会自动启动，从而减少安全相关系统的不必要启动和运行。
设备冷却水系统设有两条机械设计，每条系列有一台泵和一台热交换器。
两条系列共用出口总管和入口总管。
出口总管有一根支管通向安全壳，向反应堆冷却剂泵和下泄热交换器等设备提供冷却水，另有支管分组通向安全壳外的其他设备。
2 系统功能及技术特点设备冷却水系统的非安全相关功能包括：1）提供放射性液体释放至环境的屏障；2）提供厂用水泄漏至安全壳和反应堆系统的屏障；3）为各非安全设备提供冷却水，以保证电厂的正常运行；4）非能动余热排出系统热交换器动作后，为正常余热排出系统热交换器提供冷却水，以冷却内置换料水箱的水；5）在非能动堆芯冷却系统缓解事故后的恢复阶段，向正常余热排出系统的热交换器提供冷却水，以冷却堆芯。
设备冷却水系统具有以下主要技术特点：1）通过可靠和故障冗余的方式执行运行功能，系统满足单一故障原则；2）系统有足够大的波动容量，在30min内不采取任何措施可承受11.36 m³/h 的内漏和外漏；3）系统不执行安全功能，故布置在汽轮机厂房；4）采用板式热交换器，设冷水从热交换器的一侧流过，厂用水从热交换器的另一侧流过；5）维持热交换器中的设冷水压力高于厂用水压力，防止厂用水泄漏至系统中；在安全壳内的运行压力高于安全壳设计压力，避免安全壳气体向系统的泄漏。
AP1000详细介绍
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6.厂用水系统（1）
系统功能：
在各种运行模式下带走设备冷却水系统的热 量
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6.厂用水系统（2）
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6.厂用水系统（3）
表 3.6.1 不同运行模式下厂用水的额定流量和热负荷 SWS 泵 正 常投入台数 1 2 2 2 CCS 泵 和热交换 器 正常运行 (满负荷) 电站冷却 换料 (全堆芯卸出) 电站启动 支持安全停堆 和乏燃料冷却 的 最 小 量 （SWS 系统供 水 温 度 90.5oF (32.5oC) 1 2 2 2 额定流量 10,800 gpm (2453 m3/hr) 21,600 gpm (4906 m3/hr) 21,600 gpm (4906 m3/hr) 21,600 gpm (4906 m3/hr) 热传输 90.4 x106 Btu/hr (26.5 MW) 303 x106 Btu/hr (88.7 MW) 73.9 x106 Btu/hr (21.6 MW) 76.1 x106 Btu/hr (22.3 MW)
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1.反应堆（8）
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1.反应堆（9）
控制棒设计参数： 控制捧（黑捧）： —53束，每束24根 —吸收材料：银-铟-镉合金封包在不锈钢管 内 灰棒： —16束，每束24根 —吸收材料： 12根银-铟-镉合金，12根为不 锈钢材料
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1.反应堆（10）
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1.反应堆（11）
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1.反应堆（12）
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1.反应堆（13）
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2.反应堆冷却剂系统（1）
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2.反应堆冷却剂系统（2）
主要功能： 反应堆冷却剂压力边界的完整性 堆芯冷却和反应性控制 反应堆冷却剂系统压力控制 过程监控 自动降压功能
AP1000与M310堆型的主要区别
M310 反应堆压力容器上有3 个堆芯出口接管和3 个堆芯入口接管， 没有安注接管。AP1000反应堆压力容器上有2 个堆芯出口接管、4 个 10 堆芯入口接管，2 个直接安注接管。
80 % 、85 % 、35%和45 % 。直接降低了投资成本，也使初因事件
发生的频率大为减少，降低了堆芯熔化频率和大剂量释放频率。
• 发生设计基准事故后72小时内，操纵员无需采取动作；72小时以外，
3
仅需操纵员简单的动作和少量的厂外援助。
反应堆系统
2.1 反应堆系统
• AP1000的堆芯设计基本上保持了传统PWR堆芯设计的思想。在堆
• AP1000 核设计所采用的计算机程序是最新版本的二代核设计程序
包。与早期的二代核设计程序包没有本质区别。
• 从第一循环开始就实现18 个月高泄漏装载并逐渐过渡到平衡循环的
18 个月低泄漏装载。
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反应堆系统
2.1 反应堆系统
（3）热工水力设计 堆芯热工水力设计的总目的是提供足够的与堆芯发热相匹配的热
月换料设计值22.2%接近。
主冷却剂系统
2.2 主冷却剂系统
• AP1000的主冷却剂系统由2个环路组成，每个环路由一台蒸汽发生
器、一条热段主管道、两个冷段主管道和两台主泵组成，另有一台 稳压器连接到其中一个环路的热管段。
• M310 主冷却剂系统由3 个环路组成，每个环路有1 台蒸汽发生器，
1 台主泵，1条热段管道，1 条冷段管道，1 条连接主泵和SG 的连 接管道。