1、第四章 非能动堆芯冷却系统,Passive Core Cooling SystemPXS,非能动主控制室应急可居留系统,安全壳氢气控制系统,AP1000非能动安全系统,非能动安全系统,非能动堆芯冷却系统,4.1 概述,非能动堆芯冷却系统（PXS)组成：1）非能动余热排出系统(Passive Residual Heat Removal System,PRHRS)2）非能动安全注入系统(Passive Safety Injection System),非能动堆芯冷却系统功能,应急堆芯余热排出：当常规堆芯衰变热排出通道（功能）丧失时，提供热量排出功能。RCS 应急补水和硼化：当化容系统(CVCS)无
2、效或功能不足时，提供补水和硼化。安全注入:对各种LOCAs提供足够的堆芯冷却。安全壳内pH 值控制:通过化学添加，建立安全壳内流体的合适条件以支持放射性的保持和防止设备腐蚀。,系统优点,极大地降低了人因失误发生的可能性；大大地提高了系统运行的可靠性；取消了安全级的交流应急电源。,7,传统核电站,组成,两个堆芯补水箱(Core MakeupTank,CMT)两个安注箱(Accumulator，ACC)安全壳内置换料水箱(In-containment Refueling Water Storage Tank,IRWST);非能动余热排出热交换器pH 调节篮(pH Adjustment Basket
3、s);自动降压系统阀门喷洒器(Sparger)相关的管道、阀门和仪器,49,非能动余热排出系统,入口管线从热管段顶部引出，通过与第四级自动降压系统ADS-4相连接的三通管上的一个通道，然后管路一直向上到达靠近热交换器入口的高点。,PRHR HX的入口管线处于常开状态，并且与热交换器上封头相连。,在非LOCA事件时，非能动余热排出热交换器将应急排出堆芯余热。该热交换器由一组连接在管板上的C 型管束和布置在上部(入口)和底部(出口)的封头组成。,PRHR HX 的入口管线与RCS热管段相连接，出口管线与蒸汽发生器的下封头冷腔室相连接，它们与RCS热管段和冷管段组成了一个非能动余热排出的自然循环回路
4、。,出口管线上设有常关的气动阀，它在空气压力丧失或者控制信号触发下才会打开。PRHR HX的布置(带一个常开的入口电动阀和常关的出口气动阀)使其中充满了RCS 的冷却剂并处于和RCS一样的压力。,热量是怎么传到安全壳外的？,IRWST能一直为PRHR HX提供冷却吗？,PRHR HX 的设计要求：自动触发PRHR HX为RCS提供冷却，从而防止RCS水经由PZR的安全阀释放（满溢）；与PCS相连的PRHR HX完全能够去除堆芯余热。在36个小时，能将RCS的温度降至215.60C。36个小时后，常规余热排出系统将能替它的功能。,对比说明,传统压水堆发生类似事故时，只能通过布置在安全壳外的安全级
5、别的辅助给水泵给SG供水，并通过SG带走停堆后的堆芯余热。如果此时再叠加辅助给水系统或者SG本身的部分不可用故障，则必然将导致一回路温度、压力进一步升高，可能造成稳压器安全阀打开，从而造成放射性释放的扩大。拥有PRHRS的AP1000就不会发生此类风险，它除了可以通过启动给水系统（类似传统压水堆辅助给水系统）向SG供水带走余热之外，还可以通过PRHR HX来带走余热，这保证了AP1000在发生此类事故时不会导致一回路状态的恶化而有开启稳压器安全阀的风险。,非能动安全注入系统(Passive Safety Injection System),70.8m33400-3700ppm,4.9MPa N
6、22600ppm,2092m32600ppm,49,在非 LOCA 的情况下，当正常补给系统不可用或补水不足时，两个堆芯补水箱可对 RCS 进行补水和硼化；在 LOCA 情况下可对 RCS 进行安全注入。,功能,在非 LOCA 的情况下，当正常补给系统不可用或补水不足时,压力平衡管线阀门在备用状态常开,出口管线，阀门由失压、失电或控制信号触发,为什么常开?,为什么不常开?,在冷管段或压力平衡管线发生大LOCA时,防止ACC的水由于堆芯被旁路而倒流入CMT.,止回阀作用?,在LOCA 的情况下，当冷管段排空时,如果发生主蒸汽管道断裂事故，非能动安全注入系统会如何动作？分析：事故发生后，反应性变化
7、？需要对一回路充入什么？一回路所需的流体在哪个设备里？,LOCA 事故下对 RCS 进行非能动安全注入,在长时间内提供相对高流量的安注；在数分钟短时间里提供相当高流量的安注；提供更长时间的低流量安注；上述三个水源安注结束，安全壳被淹后，安全壳系统成为最终的长期冷却热阱。,水源,（3）,LOCA 事故下四种水源的水是如何注入到 RCS的？,ADS4启动时打开,自动降压系统,ADS 由四级降压阀门组成。第1、2、3 级降压管线各有两套，形成两组多重布置，每一组由1、2、3级相互并联的三条管线构成，每条管线具有串联的两个常关的阀门。每一组均与稳压器安全阀并联，并与稳压器顶部接管相连。,从第1级到第3
8、级的管线出口通过一个共同的降压管线与位于IRWST中的一个喷洒器(Sparger)相连。第二组第1 到3 级ADS 的管线相同。,1、2、3 级ADS 阀门分成两组，每组阀门分别位于不同的标高并且由一块钢板分隔开来。在排放管道上备有真空断路器用以防止ADS阀门开启后水锤现象的发生。真空断路器限制了由于排放管道上蒸汽冷凝造成的减压，从而限制了当 ADS 阀门开启后流体从安全壳内置换料箱回流的可能性。,调研：真空断路器？,两条第四级降压管线分别与反应堆两个环路的热管段相连接。每一条降压管线又分别由两条相互并联的管线构成多重布置(共有4 条管线)，每条管线有串联的两个阀门，一个常开而另一个常关。当发
9、生假想事故工况后，为了运行非能动堆芯冷却系统需要开启自动降压系统的阀门，从而为反应堆堆芯提供应急冷却。第一级降压阀也可被用来排出稳压器蒸汽空间中的非冷凝气体。,第 1 级ADS 为10.16 cm 的电动阀，第 2 和第3 级ADS 为20.32cm 的电动阀，1、2 和 3 级ADS 阀门均为直流电驱动的球阀。1、2 和 3 级隔离阀是常关的闸板阀。,电动阀,闸板阀,第四级 ADS 为 35.6 cm 的爆破阀和常开直流电动阀，两阀串联。两个串联的阀门使任何一个ADS 阀门误动作而导致RCS 误降压的可能性降到最低。第4 级阀门采用互锁的设计，以确保反应堆冷却剂系统压力降低到一定水平后才能够
10、开启。爆破阀特点是:在电厂正常运行时保持零泄漏，而在事故条件下能够可靠地开启，且不会出现误关闭。,第4 级ADS 直接和 RCS的热管段顶部相连，并且直接向 SG 所在的隔间里喷放。,1 到 4 级的ADS 阀门的触发逻辑基于四取二的CMT水位探测信号是否达到开启的设定值。前 3级自动降压控制阀的开启速度设计的相对较慢。在每一级的开启过程中，隔离阀在控制阀打开之后打开。因此，ADS 触发和控制阀触发之间有一定的时间延迟。操纵员能够以一定的开度来人工开启第一级的阀门，这样能够实现一个可控的 RCS降压过程。,安全壳pH控制,通过使用装有颗粒状磷酸三钠的pH 调节篮，可以控制安全壳内事故后地坑水的
11、pH 值。篮子位置低于事故后最小的淹没水位，当水到达篮子时化学添加物被溶解。篮子置于至少高于地面1 t的地方，从而减小安全壳内溢水情况下溶解磷酸三钠的可能性。磷酸三钠的设计能够确保地坑水的pH 值维持在7.0-9.5 的范围内。最小的pH 值应能减少在安全壳地坑内辐射分解的元素碘，从而减少水中有机碘的生成，最终减少安全壳内空气中的碘含量和厂外的辐射剂量。在地坑水淹期间，安全壳混凝土中浸出的氯化物有可能影响长期冷却时系统中的设备，而化学添加剂有利于降低不锈钢设备潜在应力腐蚀开裂的可能性。,设备描述,两个堆芯补水箱(CMT)是带有半球形上下封头的立式圆柱形碳钢容器并内衬不锈钢。放置于安全壳内 32
12、.6 m标高的层面上。CMT 高于 DVI 管线，而 DVI 管线布置在靠近热管段底部的标高处。在电厂正常运行期间，化容系统通过 CMT 上的连接管可以远距离调节硼的浓度并对它进行补水。将定期对 CMT 进行取样以检查硼浓度。,堆芯补水箱,2011.12月14日5时3分，秦皇岛哈电重装承制的海阳核电1号机组首台堆芯补水箱(CMT)水压试验一次成功,堆芯补水箱是总长为7730.8mm，罐体直径4725.5mm，净重138.045吨，设计压力为17.1MPa,每台容积为70.8m3。海阳核电1号机组堆芯补水箱(CMT)于1月23日在哈电重装正式开工，生产制造共历时11个月。,4.3 设备描述4.3
13、.1 堆芯补水箱,两个安注箱(ACC)为碳钢并内衬不锈钢的球形水箱。位于安全壳内的地面上，CMT的下方。ACC 连接到DVI 管线上。在正常运行期间，ACC 通过两个串联的止回阀与RCS 隔离。当RCS 的压力降到低于ACC 压力时，止回阀打开，硼水靠气压注入RCS。止回阀的打开是ACC向堆芯安注所需的唯一动作。,安注箱,2010年6月12日，上海电气电站设备有限公司为三代AP1000堆型依托项目三门核电1号机组制造的首台安注箱竣工并在制造现场发运。标志着我国AP1000主要核安全设备开始交付安装。,49,安全壳内置换料水箱(IRWST)是一个大体积并内衬不锈钢的水箱，放置在安全壳内运行平台的
14、下面。作为安全壳内的一个整体结构建造，与钢制安全壳容器隔开。IRWST 的容量足以满足以下需求:在正常换料期间淹没换料腔室;LOCA事故后保证长期冷却模式下所需要的安全壳水位;以及保证PRHR HX 的运行。换料水箱的水装量考虑了安注期间DVI 管线破裂的保守泄漏量。IRWST 与正常余热排出系统相连，这样换料水箱和RCS/换料腔室的水可以实现相互流动，通过乏燃料池冷却系统提供净化和取样，通过化容系统可以远距离地调节硼浓度。同时，正常的余热排出系统能够为IRWST 提供冷却。,内置换料水箱,4.3 设备描述4.3.3 内置换料水箱,水箱参数,水箱参数,水箱参数,PH值调节蓝,PXS 使用pH
15、调节篮控制安全壳地坑的pH值。篮子由矩形不锈钢钢丝网组成，使磷酸三纳(TSP)容易与水接触。四只调节篮总容积为15.9 m3，其中装磷酸三纳(TSP)的总质量至少保持在12492kg，颗粒状的磷酸三纳在事故后能提高安全壳内硼水的pH 值至少到7.0。在电厂长期运行后，颗粒状的磷酸三纳因为吸收了潮气可能会结成团体块。如果磷酸三纳结块，磷酸三纳的溶解时间接近3 小时。因为篮子的结构，并且其位置处于事故后再循环流通位置，预期篮子内的TSP 能与地坑水很好地混合。篮子的设计易于TSP 的更换。,非能动余热排出热交换器,非能动余热排出热交换器(PRHR HX)由人口和出口封头及与其相连的C 型立式传热管
16、束组成。,4.3 设备描述4.3.5非能动余热排出热交换器,在意大利制造的三门核电站1号机组非能动式余热排出换热器,2012年3月1日，中国首台AP1000核电非能动余热排出热交换器于在广州南沙研制成功，并发运至山东海阳核电站。,2012年3月26日，吊装（三门）。PRHR HX属核一级设备，外形尺寸为5791.2mm x 2235.2mm x 7594.6mm，重量为42.757吨，设备表面材质为不锈钢，属于AP1000核电最重最大的热交换器,吊装过程,安全壳内置换料水箱滤网 和安全壳再循环滤网,作用：防止LOCA 期间碎片进入堆芯并堵塞堆芯冷却流道。（1）设计准则：NRC 导则RG-1.8
17、2a.每一功能设有独立的大滤网。b.滤网均处于安全壳淹没水位以下。每一滤网具有垃圾拦污栅/架、细滤网和碎片挡板。c.地面和滤网之间有一定的倾斜。d.排水不直接冲向滤网。e.滤网可以承受事故负荷和飞射碎片。.滤网的通流面积需保守考虑堵塞裕量(为保证非安全级的正常余热排出泵的运行，从IRWST 吸入口到地坑再循环管线，都要考虑相适应的滤网尺寸)。,g.要对系统和滤网的运行特性进行评估。h.滤网具有坚实的上盖。安全壳再循环滤网设有保护板，其位置在不高于滤网上方一英尺的地方，保护板相对滤网向前延伸不少于10 t(3.048 m)，向侧方向延伸不少于7 t(2.134 m)。保护板的大小与通过垃圾拦污栅
18、的水流大小成一定的比例。1.滤网通过抗震鉴定。J.滤网开口的尺寸大小能够防止由于碎片的堆积而造成堆芯冷却的阻塞。k.滤网的设计能够保证泵充分发挥性能。(AP100 0在设计上没有安全相关的泵)1.滤网采用抗腐蚀材料。m.入口的大小能够满足滤网检查的要求。n.每次换料期间均要求对滤网进行检查。,其它要求：(2)要求即使是在正常余热排出泵运行的时候，要使水流在到达滤网时速度很低，以限制较重碎片迁移至滤网。(3)在ASME 核安全A 级管线(质量A 组)上应使用金属反射绝热材料。因为这些管线的设计必须考虑承受LOCA 事故。(4)在安全壳再循环滤网附近的表面不使用涂层。这些表面是由不需要涂层的材料制
19、成。(5)IRWST 是封闭的，从而限制碎片进入IRWST 滤网。(6)安全壳再循环滤网要高于安全壳的最低位置。,(7)在开始安全壳再循环以前要有一段较长的碎片沉积时间。(8)由于API000 没有采用安全相关的泵，因此安全相关的泵吸入空气的问题将不再出现。评估结果表明常规余热排出系统泵可以在IRWST 和安全壳的最低水位情况下运行。(9)电厂必须承诺，有相应的清洁程序来防止碎片进入安全壳。10)限制通风过滤器材料和纤维制造的防火材料等的使用。因为这类材料都可能成为潜在纤维碎片的来源，这些材料只允许在不受假想喷射和水淹没以外的区域使用。,安全壳内置换料水箱滤网,通风口和溢流口常关,安全壳再循环
20、滤网(Containment Recirculation Screens)沿着环路隔间83 t(39.21 m)标高地面上的墙垂直布置。系统提供了两个分开的滤网。环路隔间地面要比安全壳内最底部的反应堆堆腔高许多11.5 t(3.51 m)。再循环滤网的底部比地面高2 t(O.61 m),从而提供围栏的功能。,4.4 非能动堆芯冷却系统的运行,4.5 非能动堆芯冷却系统的实验验证,不论是能动的还是非能动的专设安全设施,其可靠性和成熟性都是在模拟事故工况的试验台架上进行验证。在充分试验验证的基础上，利用试验结果和数据开发事故分析用的计算机软件，经核安全当局审查批准后，再用于核电厂的事故分析和专设安
21、全系统的设计，由此设计出来的专设安全系统，即认为是成熟的系统。,4.5 非能动堆芯冷却系统的实验验证,堆芯补水箱(CMT)试验装置;非能动余热排出(PRHR)试验装置;自动卸压系统(ADS)试验装置;非能动安全壳冷却试验装置;偏离泡核沸腾(DNB)试验装置;将堆芯熔融物滞留在压力容器内(IVR)的UPLU 试验装置;非能动堆芯冷却系统(全高度、高压、高温)SPES 综合试验装置;.非能动堆芯冷却系统(低压、低温)APEX 综合试验装置。,非能动安全相关的实验验证,(1)单项试验(Separate Effect Tests)非能动余热排出系统热交换器(全高度，全压力/温度，小比例热交换器/安全壳
22、内置换料水箱)实验;自动卸压系统(ADS)A 阶段(喷洒器)试验;自动卸压系统(ADS)B 阶段（1/2/3 级自动降压阀)试验;.堆芯补水箱(CMT)试验;偏离泡核沸腾(DNB)试验。与反应堆功率大小无关。因此，其实验验证成果均可用于API000 的研发和设计。,非能动堆芯冷却系统相关的实验验证,(2)综合试验(Integral Tests)1)非能动堆芯冷却系统(1/395 体积比例、全高度、高压、高温)SPES-2 综合系统试验。2)非能动堆芯冷却系统(1/4 比例、低压、低温)APEX 综合试验。,(2)综合试验(Integral Tests)该试验重点描述了反应堆冷却剂丧失事故(LOCA)初期，喷放阶段的堆芯热工水力现象，这时安全设施的响应是高压安注。,SPES-2 综合系统试验,(2)综合试验(Integral Tests)但由于AP1000 相对于AP600，反应堆容量增加，非能动堆芯冷却系统及部件的尺寸变化较大。因此，有必要针对AP1000 的要求改造原有的APEX 试验装置，重新进行针对AP1000 的非能动堆芯冷却系统综合性的整体试验，AP1000 APEX 试验。APEX-AP1000 验证试验的结果表明:在设计基准事故DBA(单一故障)条件下，不会发生堆芯裸露或燃料元件包壳超温；AP1000 的设计具有很大的安全裕度。,APEX 综合试验,
