第四章非能动堆芯冷却系统ppt课件

1、第四章 非能动堆芯冷却系统;非能动平安系统非能动平安系统非能动平安注射系统非能动平安注射系统非能动主控制室应急可居留系统非能动平安壳冷却系统非能动平安壳冷却系统平安壳氢气控制系统平安壳氢气控制系统非能动余热排出系统非能动余热排出系统AP1000非能动平安系统非能动平安系统;4.1 概述PXS(Passive Core Cooling System , PXS)由非能动余热排出系统(Passive Residual Heat Removal System , PRHRS)和非能动平安注入系统(Passive Safety Injection System)两部分组成。优点：极大地降低了人因失误发

2、生的能够性；大大地提高了系统运转的可靠性； 取消了平安级的交流应急电源;2021-12-31;6 Existing Plants;VENTSOVERFLOWCLHLPRESSURIZERIRWSTCOREREACTORVESSELSTEAMRCPGEN.FOHXPRHRSTAGE 4ADSSTEAM LINEFEEDWATERLINECONTAINMENTCONDENSATEM ;MMMM(1 OF 2)IRWSTSCREENCLHLN2PRESSURIZERIRWSTACCUM. (1 OF 2)COREREACTORVESSELCORE MAKEUPTANK (1 OF 2)#3#2#1F

3、AIREFUELCAVITYFORNSSPARGERSMRNSPUMPSLOOPCOMPART.RECIRCSCREEN(1 OF 2)MDVI CONN.(1 OF 2)PRHRHX(1 OF 2)ADSSTAGES 1-3(1 OF 2)ADSSTAGE 4(1 OF 2)PUMPSCONTAINMENTMMMMMM;PXS 的平安功能:4.1 概述应急堆芯余热排出：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 应急补水和确化：当化容系统(CVCS)无效或功能缺乏时，提供补水和硼化；.平安注入:对各种LOCAs提供足够的堆芯冷却平安壳内pH 值控制:经过化学添加，建立平安

4、壳内流体的适宜条件以支持放射性的坚持和防止设备腐蚀;4.2 系统描画PXS(Passive Core Cooling System , PXS)为抗震I类、平安相关系统，其功能要可以满足一切的预期运转事件缓解的要求并符合单一缺点准那么。PXS 在设计基准事件下可以为堆芯提供足够的冷却。在失去交流电源的同时发生假想的单一缺点情况下， IE 级的直流电源和 UPS 系统提供保证供电。PXS 设备布置在平安壳内。PXS的系统特点的系统特点;4.2 系统描画组成两个堆芯补水箱(Core MakeupTank , CMT) 两个安注箱(Accumulator，ACC) 平安壳内置换料水箱(In-con-

5、tainment Refueling Water Storage Tank , IRWST) ;非能动余热排出热交换器pH 调理篮(pH Adjustment Baskets) ;相关的管道、阀门和仪器自动降压系统阀门喷洒器(Sparger)管路、阀门以及相应的仪表;4.2 系统描画;4.2.1 非能动余热排出系统;4.2.1 非能动余热排出系统在非LOCA事件时，非能动余热排出热交换器将应急排出堆芯余热。该热交换器由一组衔接在管板上的C 型管束和布置在上部(入口)和底部(出口)的封头组成。;4.2.1 非能动余热排出系统PRHR HX 的入口管线与RCS热管段相衔接，出口管线与蒸汽发生器的下

6、封头冷腔室相衔接，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。;4.2.1 非能动余热排出系统入口管线从热管段顶部引出，经过与第四级自动降压系统ADS-4相衔接的三通管上的一个通道，然后管路不断向上到达接近热交换器入口的高点。;PRHR HX的入口管线处于常开形状，并且与热交换器上封头相连。4.2.1 非能动余热排出系统;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翻开(Fail Open , FO 表示)。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)使其中充溢了RCS 的冷却剂并处于和RCS一样的压力。4.2.1 非能动余热排出

7、系统;4.2.1 非能动余热排出系统;4.2.1 非能动余热排出系统;4.2.1 非能动余热排出系统;4.2.1 非能动余热排出系统;4.2.1 非能动余热排出系统PRHRHX 的设计要求：的设计要求：自动触发自动触发PRHRHX为为RCS提供冷却，从而防止提供冷却，从而防止RCS水经由水经由PZR的平安阀释放满溢；的平安阀释放满溢；与与PCS相连的相连的PRHRHX完全可以去除堆芯余热。完全可以去除堆芯余热。PCCS可以在可以在36个小时，内将个小时，内将RCS的温度降至的温度降至420F215.60C。36个小时后，常规余热个小时后，常规余热排出系统将能替它的功能。排出系统将能替它的功能。

8、;4.2.1 非能动余热排出系统对比阐明对比阐明传统压水堆发生类似事故时，只能经过布置在平安壳外的平安级别的辅助给水泵给SG供水，并经过SG带走停堆后的堆芯余热。假设此时再叠加辅助给水系统或者SG本身的部分不可用缺点，那么必然将导致一回路温度、压力的进一步升高，能够呵斥稳压器平安阀翻开，从而呵斥放射性释放的扩展。所以，对于拥有PRHR的AP1000就不会发生此类风险，它除了可以经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，还可以经过PRHR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形状的恶化而有开启稳压器平安阀的风险。 ;4.2.2 非能动平安注入系统(

9、Passive Safety Injection System)在非 LOCA 的情况下，可对 RCS 进展补水和棚化，在 LOCA 情况下可对 RCS 进展平安注入。;4.2.2 非能动平安注入系统(Passive Safety Injection System);4.2.2 非能动平安注入系统(Passive Safety Injection System);4.2.2 非能动平安注入系统(Passive Safety Injection System);4.2.3 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构成两组多重布置，每一组由1 、 2 、 3级

10、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。每一组均与稳压器平安阀并联，并与稳压器顶部接纳相连。;4.2.3 自动降压系统两条第四级降压管线分别与反响堆两个环路的热管段相衔接。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。当发生假想事故工况后，为了运转非能动堆芯冷却系统需求开启自动降压系统的阀门，从而为反响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。;4.2.3 自动降压系统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

11、道上备有真空断路器(Vacuum breaker) 用以防止ADS阀门开启后水锤景象的发生。真空断路器限制了由于排放管道上蒸汽冷凝呵斥的减压，从而限制了当 ADS 阀门开启后流体从平安壳内置换料箱回流的能够性。;4.2.3 自动降压系统第 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。;4.2.3 自动降压系统第 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 级隔离阀是常关的闸板阀。;4.2.3 自动降压系统第四

12、级 ADS 为 35. 6 cm 的爆破阀和常开直流电动阀，爆破阀与常开直流电动阀按串联的方式布置。每一个排放通道有两个串联的阀门，阀门串联的布置使任何一个ADS 阀门误动作而导致RCS 误降压的能够性降到最低。第4 级阀门采用互锁的设计，以确保反响堆冷却剂系统压力降低到一定程度后才可以开启。;4.2.3 自动降压系统从第1级到第3级的管线出口经过一个共同的降压管线与位于IRWST中的一个喷洒器(Sparger) 相连。第二个的第1 到3 级ADS 的管线同样具有本人共同的入口、出口和喷洒器。;4.2.3 自动降压系统第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

13、里喷放。;4.2.3 自动降压系统第4 级ADS 控制阀门采用爆破阀，其特点是:在电厂正常运转时坚持零走漏，而在事故条件下可以可靠地开启，且不会出现误封锁。;4.2.3 自动降压系统;4.2.3 自动降压系统自动降压阀在触发后自动开启，并在自动降压过程中坚持开启形状。1 到4 级阀门在不同的CMT水位开启，安注或破口失水均能引起CMT水位下降。第2 和3 级的阀门在前一级阀门开启后延迟一段时间再开启。这个依次开启的过程提供了可控的RCS 降压。 1 到 4 级的ADS 阀门的触发逻辑基于四取二的CMT水位探测信号能否到达开启的设定值。头 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

14、启过程中，隔离阀在控制阀翻开之后翻开。因此， ADS 触发和控制阀触发之间有一定的时间延迟。支配员可以以一定的开度来人工开启第一级的阀门，这样可以实现一个可控的 RCS降压过程。;4.2.4 平安壳pH控制经过运用装有颗粒状磷酸三纳(TSP)的pH 调理篮，可以控制平安壳内事故后地坑水的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，从而减小平安壳内溢水情况下溶解TSP 的能够性。TSP 的设计可以确保地坑水的pH 值维持在7.0-9.5 的范围内。最小的pH 值应能减少在平安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

15、减少平安壳内空气中的碘含量和厂外的辐射剂量。在地坑水淹期间，平安壳混凝土中浸出的氯化物有能够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能够性。;4.3 设备描画4.3.1 堆芯补水箱两个堆芯补水箱(Core Makeup Tanks , 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。 AP1000 的 CMT按A级设备设计，并且满足抗震1类要求。他们放置于平安壳内 32.6 m标高的层面上。 CMT 高于 DVI 管线，而 DVI 管线布置在接近热管段底部的标高处。在电厂正常运转期间，化容系统经过 CMT 上的衔接纳可以远间隔调理硼的浓度并对

16、它进展补水。将定期对 CMT 进展取样以检查硼浓度。;4.3 设备描画4.3.1 堆芯补水箱2019.12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)水压实验一次胜利堆芯补水箱是立式圆柱箱体，其总长为7730.8mm，罐体直径4725.5mm，净重.045吨，设计压力为17.1MPa,每台容积为70.8m3。作为AP1000专设平安设备，在瞬态或事故下，堆芯补水箱可以向堆芯提供应急冷却水以及向堆芯提供应急硼化以控制反响性。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，消费制造共历时11个月。;4.3 设备描画4.3.3 水箱参数;4.3

17、设备描画4.3.1 堆芯补水箱;两个安注箱(Accumulators， ACC)为碳钢并内衬不锈钢的球形水箱。安注箱为平安C 级，抗震I 类设备。它们位于平安壳内的地面上，CMT的下方。ACC 衔接到DVI 管线上。在正常运转期间，ACC 经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，止因阀翻开，硼水靠气压注入RCS。止回阀的翻开是ACC向堆芯安注所需的独一动作。4.3 设备描画4.3.2 安注箱;4.3 设备描画4.3.2 安注箱2019年6月12日，上海电气电站设备为三代AP1000堆型依托工程三门核电1号机组制造的首台安注箱开工并在制造现场发运。标志着我国A

18、P1000主要核平安设备开场交付安装。环保部北方核与辐射平安监视站对该台设备进展重点监视;4.3 设备描画4.3.3 水箱参数; 平安壳内置换料水箱(In-ContainmentRefueling Water Storage Tank , IRWST) 是一个大体积并内衬不锈钢的水箱，放置在平安壳内运转平台的下面。 IRWST 为平安C 级，抗震I 类设备。该水箱作为平安壳内的一个整体构造建造，并且与钢制平安壳容器隔开。 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方式下所需求的平安壳水位;以及保证PRHR HX 的运转。换料水箱的水装量思索了安注

19、期间DVI 管线破裂的保守走漏量。 IRWST 与正常的余热排出系统相连，这样换料水箱和RCS/换料腔室的水可以实现相互流动，经过乏燃料池冷却系统提供净化和取样，经过化容控制系统可以远间隔地调理珊浓度。同时，正常的余热排出系统可以为IRWST 提供冷却。4.3 设备描画4.3.3 内置换料水箱;4.3 设备描画4.3.3 水箱参数;4.3 设备描画4.3.3 内置换料水箱;4.3 设备描画4.3.3 内置换料水箱;4.3 设备描画4.3.3 内置换料水箱;4.3 设备描画4.3.4 PH值调理蓝PXS 运用pH 调理篮(pH Adjustment Baskets) 来控制平安壳地坑的pH值。篮

20、子由矩形不锈钢钢丝网组成，使磷酸三纳(TSP) 容易与水接触。调理篮为平安C 级，抗震I 类设备。四只调理篮总容积为15. 9 m3 ，其中装磷酸三纳(TSP) 的总质量至少坚持在27 450 Ib(12 492 kg) ，颗粒状的磷酸三纳在事故后能提高平安壳内硼水的pH 值至少到7.0 。在电厂长期运转后，颗粒状的磷酸三纳由于吸收了潮气能够会结成团体块。假设磷酸三纳结块，磷酸三纳的溶解时间接近3 小时。由于篮子的构造，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 的改换。;4.3 设备描画4.3.5非能动余热排出热交换器非能动余热排出热交

21、换器(Passive Residual Heat Removal Heat Exchanger,PRHR HX) 由人口和出口封头及与其相连的C 型立式传热管束组成.;4.3 设备描画4.3.5非能动余热排出热交换器;4.3 设备描画4.3.5非能动余热排出热交换器非能动余热排出热交换器(Passive Residual Heat Removal Heat Exchanger,PRHR HX) 由人口和出口封头及与其相连的C 型立式传热管束组成.;4.3 设备描画4.3.5非能动余热排出热交换器;4.3 设备描画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

22、热器;4.3 设备描画4.3.5非能动余热排出热交换器2019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胜利，并发运至山东海阳核电站。东方电气;4.3 设备描画4.3.5非能动余热排出热交换器2019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，分量为42.757吨，设备外表材质为不锈钢，清洁度等级为B级，属于AP1000核电最重最大的热交换器;4.3 设备描画4.3.5非能动余热排出热交换器吊装过程;4.3 设备描画4.3.6 平安壳内置换料水箱滤网 和平安壳再循环滤网作用： 防止L

23、OCA 期间碎片进入堆芯并堵塞堆芯冷却流道。1设计准那么：NRC 导那么RG-1.82a. 每一功能设有独立的大滤网。b. 滤网均处于平安壳淹没水位以下。每一滤网具有渣滓拦污栅/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. 滤网可以接受事故负荷和飞射碎片。.滤网的通流面积需保守思索堵塞裕量(为保证非平安级的正常余热排出泵的运转，从IRWST 吸入口到地坑再循环管线，都要思索相顺应的滤网尺寸)。;4.3 设备描画4.3.6 平安壳内置换料水箱滤网 和平安壳再循环滤网g. 要对系统和滤网的运转特性进展评价。h. 滤网具有坚实的上盖。平安壳再循环滤网设有维

24、护板，其位置在不高于滤网上方一英尺的地方，维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) 。维护板的大小与经过渣滓拦污栅的水流大小成一定的比例。1. 滤网经过抗震鉴定。J. 滤网开口的尺寸大小可以防止由于碎片的堆积而呵斥堆芯冷却的阻塞。k. 滤网的设计可以保证泵充分发扬性能。(AP100 0在设计上没有平安相关的泵)1.滤网采用抗腐蚀资料。 m.入口的大小可以满足滤网检查的要求。n. 每次换料期间均要求对滤网进展检查。;4.3 设备描画4.3.6 平安壳内置换料水箱滤网 和平安壳再循环滤网其它要求：(2) 要求即使是在正常余热排出泵运转

25、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 核平安A 级管线(质量A 组)上应运用金属反射绝热资料。由于这些管线的设计必需思索接受LOCA 事故。(4) 在平安壳再循环滤网附近的外表不运用涂层。这些外表是由不需求涂层的资料制成。(5) IRWST 是封锁的，从而限制碎片进入IRWST 滤网。(6) 平安壳再循环滤网要高于平安壳的最低位置。;4.3 设备描画4.3.6 平安壳内置换料水箱滤网 和平安壳再循环滤网其它要求：(7) 在开场平安壳再循环以前要有一段较长的碎片堆积时间。(8) 由于API000 没有采用平安相关的泵，因此平安相关的泵吸入空气的问题将

26、不再出现。评价结果阐明常规余热排出系统泵可以在IRWST 和平安壳的最低水位情况下运转。(9) 电厂必需承诺，有相应的清洁程序来防止碎片进入平安壳。10) 限制通风过滤器资料和纤维制造的防火资料等的运用。由于这类资料都能够成为潜在纤维碎片的来源，这些资料只允许在不受假想放射和水淹没以外的区域运用。;4.3 设备描画4.3.6 平安壳内置换料水箱滤网通风口和溢流口常关;4.3 设备描画4.3.6 平安壳内置换料水箱滤网;4.3 设备描画4.3.6 平安壳再循环滤网平安壳再循环滤网(Containment Recirculation Screens)沿着环路隔间83 t(39.21 m) 标高地面

27、上的墙垂直布置。系统提供了两个分开的滤网。环路隔间地面要比平安壳内最底部的反响堆堆腔高许多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。;4.3 设备描画4.3.6 平安壳再循环滤网;4.4 非能动堆芯冷却系统的运转;4.4 非能动堆芯冷却系统的运转;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平安设备,其可靠性和成熟性都是在模拟事故工况的实验台架上进展验证。在充分实验验证的根底上，利用实验结果和数据开发事故分析用的计算机软件，经核平安当局审查批准后，再用于核电厂的事故分析和专设安全系统的设计，由此设计出来的专设平安系统，即以为是成熟的系统。;4.5 非能动堆芯冷却系统的实验验证堆芯补水箱(CMT)实验安装;非能动余热排出(PRHR)实验安装;自动卸压系统(ADS)实验安装;非能动平安壳冷却实验安装;偏离泡核沸腾(DNB) 实验安装;将堆芯熔融物滞留在压力容器内(IVR) 的UPLU 实验安装;非能动堆芯冷却系统(全高度、高压、高温)SPES 综合实验安装;.非能动堆芯冷却系统(低压、低温)APEX 综合实验安装。非能动平安相关的实验验证;4