AP1000一回路系统及设备.ppt

1,AP1000一回路系统及设备,2,西屋先进压水堆AP1000,概述设计特点一回路系统燃料元件设计主要系统设备安全特性,3,AP1000是西屋公司开发的一种双环路1000MW的压水堆核电机组，是AP600的延伸保持了AP600的基本设计：堆芯尺寸基本不变，采用非能动的安全系统，其设计与性能特点满足用户要求文件（URD）的要求西屋公司在开发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。,AP1000的总体概况,4,设计1984年EPRI开始发展一项中等规格的600MW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。通用公司然后撤出了向美国核管会（NRC）的设计证明申请。,先进非能动压水堆AP600概述,5,设计是依靠自然能力设计核电站以提高安全性的技术虽然AP600是与如今的大型核电站不同，它尽可能使用已证明的轻水堆技术和已经测试通过的系统组件。它的设计依靠自然能力如应急冷却水的对流、重力作用，减少如今保证电站安全的泵、阀门、应急柴油机等其它组件改进的自动安全特征AP600整合了改进的自动安全特征。它在安全壳内反应堆压力容器上部设计了几个大型的应急冷却水池。在紧急情况下，压力和重力作用使水流入压力容器内以冷却堆芯。,先进非能动压水堆AP600概述,6,设备非能动设计充分得以减少尺寸，设备和组件。相比现在的电站，AP600只需要50%的建筑容积，50%的阀门，80%的管道，35%的大型泵和70%的控制电缆建造简单和小尺寸极大地减少了建设工期，比目前的美国核电站建设得更快（标准化、模块化）由于很多系统和子系统在工厂而不用到电站装配，它的建设时间只需要3-4年,先进非能动压水堆AP600概述,7,先进非能动压水堆AP600概述,目前,世界上64%反应堆是轻水堆，而67%的压水堆采用西屋技术,AP600建立在西屋公司超过30年的压水堆运行经验上。AP600是一种简单、安全、经济的60MWe压水堆，它具有更先进的安全功能和更简化的电厂结构，这有利于电厂的建造、运行和维修。AP600的设计理念集中在改进电厂的运行和维修，为此，AP600大大简化了电厂的系统结构、简化了系统及其部件的维修数目，特别地，简化的技术规格书也大大降低了对简化安全系统的监察要求。,8,AP600的主要参数,9,AP1000概述,为了适应电力用户日益增长的电网规模，提高经济性方面的竞争力，西屋公司在AP600的基础上推出了AP1000。2002年3月28日西屋公司向美国NRC提交了AP1000的认证申请AP1000的设计完全建立在AP600已论证技术基础之上，是AP600的“放大”。AP1000基本上保留了AP600核岛底座的尺寸，并在AP600的基础上作了如下设计改进：增加堆芯长度和燃料组件的数目；加大核蒸汽供应系统主要部件的尺寸；适当增加反应堆压力壳的高度；采用125的蒸汽发生器，每环路为50万kW；采用大型密封反应堆主泵（装备有变速调节器）；采用大型的稳压器；增加安全壳的高度；增加某些非能动安全系统部件的容量,10,AP1000概述,它沿用了AP600的标准化、模块化的技术路线，大量简化系统设备以及利用非能动的安全特征，保持了AP600的设计结构和安全特性，具有更高的成本竞争能力AP1000的整个系统布局与AP600基本一致，而堆芯结构、压力容器尺寸、蒸汽发生器大小、安全壳的规模等与AP600有所不同设计了事故状态下的非能动安全保护系统，在压力壳下部有一个堆芯熔化物收集装置，如发生反应堆熔堆事故，其自身的安全保护措施足以控制事故影响，核电站周围的居民不需要撤离。,11,AP1000的总结构图,12,一般压水堆的总体结构图,13,AP1000（与AP600比较）,14,AP1000设计特点,AP1000是AP600的扩大容量版，其设计保留了AP600的主要特点，同时运用了一些已经验证的技术AP1000的反应堆采用西屋成熟的Model314技术，该技术已成功地用于比利时Doel-4、Tihange-3和美国SouthTexasProject电站上。采用西屋公司三环路反应堆压力容器采用西屋Performance+燃料组件AP1000的反应堆冷却系统为二环路设计，每个环路通过冷却剂管道联接有一台大容量蒸汽发生器和两台密封式的冷却剂泵，此外冷却系统上还联接有一台稳压器。采用经验证的125蒸汽发生器，其设计源自西屋-CE，已用于SouthTexasProject-1、-2和Arkansas-2等机组采用已用于海军和西屋公司在运商用堆上的大型密封电动泵相对于同容量的在运核电机组，稳压器加大了50%的水装量，以改善瞬态响应特性AP1000由于采用了非能动的安全系统，主回路管道数量相比于同容量的在运核电机组减少了70%,15,AP1000设计特点,安全系统:AP1000采用双层安全壳，并保留了AP600的非能动安全系统的构架非能动堆芯冷却系统非能动安注系统非能动的余热导出系统非能动的安全壳冷却系统,16,AP1000设计特点,净电功率为1090MWe，核蒸汽热功率为3145MWe；允许蒸汽发生器10的管子堵塞非能动安全系统，72小时无操作员动作下能为堆芯和安全壳提供冷却AP1000的安全水平与AP600基本相当，满足NRC的安全要求AP600堆芯破损频率是1.7107/堆年，放射性大量释放的频率为1.8108/堆年；NRC的安全要求分别是1104/堆年和1105/堆年职业辐照剂量低于0.7人Sv/堆年,17,AP1000设计特点,电厂总可用率大于93，包括强迫停堆和计划停堆，每年的非计划停堆小于一次；电厂可以承受汽轮机100甩负荷（在不停堆的情况下）；简化的建造、运行和维修，更少的安全和非安全部件，并采用更加优良的材料；电厂设计寿命60年（不更换反应堆压力容器），而其他主要设备（包括蒸汽发生器）都可更换；改进电厂主要设备，例如燃料元件、蒸汽发生器、冷却剂泵、汽轮机，都采用现有电厂中比较成熟的设备。能够满足更加苛刻的运行条件,18,AP1000的设计特点,高安全水平,19,AP600的高安全性（CDF对比）,20,AP1000的设计特点,简化的系统结构及设备,21,AP1000比标准1000MW压水堆的结构简化,22,AP1000电厂布局与目前压水堆比较,23,AP1000的设计特点,模块化设计,24,建筑模块,管道模块,机械设备模块,25,AP1000的设计特点,26,AP1000建造进度图,27,AP1000建造进度表,28,建造成本,AP600有很高成本竞争能力，发电成本预计为13001500/kW，低于“用户要求”1475/kWAP1000比AP600的总成本增加11，功率提高了66，发电成本大大降低AP600的建造周期缩短到36个月，AP1000周期缩短到32个月,29,AP1000的设计特点,非能动安全系统包括：两台蓄压式安注箱两台全压式堆芯补水箱（CMT）一个非能动余热排出热交换器主系统自动减压阀安全壳内换料水箱（IRWST）风冷或水冷的钢制安全壳,30,非能动堆芯冷却系统（PXS）,31,AP1000的设计特点,这一设计取消了应急给水系统、余热排出系统、硼再循环系统、安注系统和基本公用水系统上的许多泵，并可使设备冷却水系统、冷水系统、通风空调系统、安全壳风冷器、应急交流电源、乏元件贮存池冷却系统和化容系统获得简化并降格为非安全级系统。,32,非能动安全系统AP1000的设计特点,由于非能动安全系统的采用，在万一发生事故时堆芯冷却及安全壳减压等，不依靠泵之类的能动设备，仅依靠所谓重力下降自然循环压缩气体膨胀力的自然力便可实现由于没有能动设备所以取消了要求纵深防御安全系统的交流电源设备、应急用柴油发电机等，由于取消了依靠泵的驱动力的安全系统设备系统得到了简化另外由于事故时运行操作的简化通过人机因素控制事故扩大的失败因素得到了减少,33,34,AP1000/AP600参数,35,36,37,AP1000的主要设备差别,堆芯方面的主要差别是增加了12个燃料组件，增加了燃料元件的长度，并增加了控制棒的数目加长了压力容器的高度，由于堆芯变重，AP1000增加了压力容器支撑板的厚度。更高流量和更大转动惯量的的冷却剂泵。,38,AP1000一回路系统的描述,一回路冷却系统压力容器主冷却剂泵蒸汽发生器稳压器主管道,39,系统参数,AP1000是一座双环路压水堆电厂采用双层安全壳结构。其核蒸汽热功率为3145MW，净电功率为1090MW。一回路系统运行压力15.5MPa二回路蒸汽压力7.15MPa。反应堆冷却剂温度290-326，换料周期18-24个月。,40,一回路冷却剂系统,AP1000有两个冷却剂环路，每个环路包括一个蒸汽发生器、两台并联布置的屏蔽泵代替传统的一台轴封泵、一个热管段和两个冷管段。冷却剂泵直接安装在蒸汽发生器底部，节省了冷却剂泵与蒸汽发生器之间的连接管道。压力容器两个热管段分别通往两个蒸汽发生器，从每个蒸汽发生器经两个冷却剂泵之后由两条冷管段回到压力容器稳压器管道连接在某一条热管段。四个冷却泵，每个蒸汽发生器分配两个泵,防止轴封LOCA事故提高了反应堆的安全性和可维修性。,41,AP1000一回路系统简化图,42,一般压水堆一回路系统,43,AP1000一回路系统,44,AP1000一回路系统,45,堆芯及本体结构,燃料燃料棒燃料组件控制组件可然毒物中子源组件压力容器,46,堆芯结构关键参数比较,47,堆芯结构概要描述,AP1000的燃料组件由264根燃料棒以1717的方式排列而成。组件中心在导管中放置堆芯测量仪器，此外，还在组件其它24个部位布置导管。导管与燃料组件的顶端管嘴和底端管嘴相连，并为燃料栅格提供支撑。按照在堆芯组件中的位置不同，导管可分为控制棒组件（RCCAs），灰棒簇组件（GRCAs），中子源组件和离散的可燃吸收体（BA）组件。,48,堆芯结构概要描述,在燃料组件方面增加中间定位格架的数目，这样不仅可以增大燃料元件包壳厚度与外径的比值，还可以减少燃料棒的弯曲；端部支撑格板改为裙式结构，改善了组件的机械强度；由销钉定位改为下部插入堆芯下栅板固定；各栅板的角上采用小圆弧过渡，方便装卸料；中间定位格架采用锆合金，减少中子的有害吸收,49,堆芯结构概要描述,燃料元件采用浓缩铀，为圆柱形芯块式的管状棒。与1717Robust、1717XL型的燃料组件结构相比，在AP1000的燃料棒组件中，燃料芯块下有额外的气隙包壳材料采用ZIRLO，对冷却剂、燃料、裂变产物的腐蚀有很强的抵抗能力。反应堆使用约为15.5MPa的轻水作为冷却剂和慢化剂。硼在慢化剂和冷却剂中作为中子吸收体。,50,堆芯结构概要描述,AP1000的一项改进是采用不锈钢作为中子屏蔽层降低了燃料循环成本，延长了反应堆的寿命，降低了中子泄漏，提高了堆芯中子的有效利用，因此AP1000可采用更低富集度的燃料。同时，降低了中子对压力容器的破坏，使AP1000的设计寿命达到60年。相对传统反应堆来说，使用中子屏蔽层和低功率密度燃料可以使AP1000的燃料循环成本降低15%20%。,51,堆芯结构概要描述,另一项堆芯设计改进是采用“灰棒”控制棒代替电站日常运行中采用改变硼浓度的方法。“灰棒”组件由24根小棒组成，其中的20根小棒由不锈钢制造，剩余的4根小棒则是银铟镉外加不锈钢包壳。灰棒的使用，避免了电站每天需要上千加仑的水改变硼浓度的做法，大大提高了反应堆的调节效率。而且，与硼相关的设备（例如泵、阀门和管道）都得到了简化。,52,燃料系统设计描述,燃料棒是浓缩的铀包含ZIRLO材料、以圆柱的形式组成的管状棒。与17x17Robust,17x17XL相比，AP1000的燃料棒组件中，燃料芯块下有额外的气隙，这样不会发生包壳变形情况。棒内气压保持一定值，以免造成燃料与包壳径向扩大,53,燃料组件结构,燃料组件结构底部筒口BottomNozzle顶部筒口TopNozzle导套管和仪器管（GuideThimblesandInstrumentTube）栅格组件grids,顶部筒口,底部筒口,栅格组件,54,堆内控制组件,控制棒组件53组控制棒组件两类功能：控制和停堆总长度考虑：提到最高点时，下端仍留在导套管里。,55,堆内控制组件,灰棒组件16组,56,堆内控制组件,可燃毒物组件氧化铝和碳化硼弥散在锆合金管里,57,AP1000燃料组件设计参数表,58,AP1000燃料组件设计参数表,59,AP1000反应堆压力容器,压力容器四个接口是冷却剂入口，另两个接口是冷却剂出口。出口直径也比入口直径大，一个出口的流量与两个入口的流量相当。测量仪器贯穿在压力容器的顶部。AP1000压力容器的隔热设计可以将主系统中的热损失降到最低。,60,压力容器比较,61,压力容器关键参数对比,62,压力容器结构和特征描述,压力容器由圆柱形筒体和半球形下封头、可移动法兰连接的上封头组成。圆柱形筒体分为上壳和下壳。AP1000的压力容器属于A级，因此它的设计和建造都满足ASMECode,SectionIII,Class1要求。下封头都用低合金钢制造。上封头包括外壳顶盖法兰和外壳顶盖圆顶。为减少照射脆化的影响，限制了对铜、镍和磷的使用量。在可移动法兰连接的上封头上有69个穿透，为控制棒驱动机构提供路径，另外还有42个穿透用于各种堆芯内的测量仪器,63,压力容器结构和特征描述,压力容器长度约12米，内径为4米，总重约417吨，表面为0.5厘米厚的不锈钢。该压力容器的设计目标是压力容器在15.5MPa和343.3的条件下可以到达60年的使用寿命。影响寿命的主要因素是下壳的辐照退化。出于安全考虑，堆芯底部没有贯穿。下封头内半径约为1.98米。上封头内半径为1.97米,64,压力容器结构和特征描述,AP1000压力容器的保温设计可以将主系统中的热损失降到最低。在可能性极低的超基准事故中，反应堆堆腔被水淹没，使热量通过容器外表面的沸腾换热从堆芯碎片中移出。,65,压力容器结构和特征描述,允许水在保温层和压力容器间自由流动；允许与压力容器接融而产生的水蒸汽从压力容器周围漏出；隔热体支撑结构和隔热面板可以为水和水蒸汽建立结构通路。隔热面板要保证使保温层和压力容器之间存在不小于5厘米的间隙。,66,冷却剂泵设计目标,AP1000的冷却剂泵为堆芯提供足够的冷却剂流量，保证了DNBR不会超过安全分析的极限值泵的转动惯量是由飞轮提供的，它能保证在减速的情况下提供足够的冷却剂流量；它还能够在失去厂外电时，在堆冷却剂系统内提供自然循环效应在最严重的飞轮的失效情况下，泵的压力边界能够保证反应堆冷却系统的压力边界,AP1000屏蔽泵,67,AP1000冷却剂泵描述,泵具有高密度飞轮和高惯性转子，在减少功率的阶段仍能维持冷却剂的流量，并且在地震时失去厂内外用电的情况下仍能维持运转飞轮包括两个独立的组件，上飞轮件在发动机与泵叶轮之间，下飞轮件在止推轴承下面，在组件的周围是些发动机端盖的厚壁、热屏凸缘等,68,AP1000冷却剂泵描述,AP1000冷却剂泵是具有高惯性、高可靠性、低维护、高度密封与蒸汽发生器的两个出口管嘴分别直接相连该泵为立式离心泵，发动机的定子和转子都密封在罐中，可以承受整个系统的压力，由于其密封设计，能承受超基准工况。泵自身还装有振动监控系统，提供高振动警报。系统读出设备包括：预告报警、高振动情况报警及输出数据的分析仪器。,69,冷却剂泵关键参数对比,70,冷却剂泵对比分析,与普通压水堆主冷却泵相比：泵倒置安装在每个蒸发器下封头的出口管嘴上，有利于检查、维修和更换定子和转子都装在防腐蚀的密封罐里保证了定子绕组和转子绕组免收冷却剂的腐蚀密封设计能承受超基准工况,71,冷却剂泵安全考虑,压力边界完整性在定子罐失效的工况下，电机终端可构成压力边界的一部分。功率下降能力泵具有高密度飞轮和高惯性转子，在减少功率的阶段仍能维持冷却剂的流量该能力在地震时失去厂内外用电的情况下仍能维持,72,反应堆冷却剂泵设计参数,73,蒸汽发生器,AP1000的蒸汽发生器是带干燥器的立式、U型管结构蒸汽发生器主要的设计参数都已经得到验证。主给水丧失时，由辅助给水系统向蒸汽发生器供水。,一般压水堆,AP1000,74,Delta-125立式U型管结构管子采用因科镍690合金更大的管子支撑板；改进防震机座；单列状分离器；改进的维修功能，安装、拆卸方便加强一次侧传热；,蒸汽发生器特点参考AP600,75,蒸汽发生器特点,在一次侧，冷却剂通过热管段流进主室。主室的下部为椭圆型和圆柱型部分，这种布置可以加大所有管道的通路，包括外围的管道。与球形设计相比，这种特性增强了AP1000单元的检查、替换和修理能力。冷却剂进入倒置的U型管，在流动中向二次侧传热，然后回到主室的冷管端。冷却剂通过两个冷管端流出蒸汽发生器，而冷却剂泵与冷管端直接相连。,76,蒸汽发生器特点,传热管和管道上部分隔盘使用耐腐蚀性能很好的合金因科镍690，改善了材料可焊性、腐蚀性、机械性等性能。管板一次侧镀因科镍合金给水环、辅助给水管道和一些主要分隔组件采用因科镍合金AP1000的蒸汽发生器提高工作压力到7.15MPa（普通PWR为4.56.5MPa），增强传热能力，并提高动力回路的效率,77,蒸汽发生器关键参数比较,78,蒸汽发生器特点,AP1000的格局安排对蒸器发生器的替换提供了方便：一个是在周围装切割设备完全没有阻碍的；第二个是有足够长的时间来进行焊后的热处理，而且还可以保证传热管受到热的影响最小。在AP1000中，由于给水的密度不稳定性的通过适当的设计来排除，即通过给水的下降通道和上升通道适当的压力降低来产生负的阻尼系数。在AP1000中，蒸器发生器和给水系统的组合设计消除了蒸器发生器内的水锤现象。,79,蒸汽发生器自然循环和震动考虑,蒸汽发生器的自然循环：当正常给水不能投入使用时，启动给水系统为蒸汽发生器二回路给水。启动给水系统是非安全级的系统，它提供一个非安全级的衰变余热排出源。当此系统向蒸汽发生器供水时，它靠的是自然循环将余热排出。,80,蒸汽发生器自然循环和震动考虑,正常运行时机械的和流动引起的震动：AP1000考虑了潜在的各种震动来源：一回路流动引起、二回路流动引起及机械方面引起。在运行时，由一回路流动和机械方面引起的震动时可以接受的。而由二回路引起震动而导致传热管的失效是主要的,81,蒸汽发生器安全考虑,事故下传热管的最低允许厚度：在事故下对AP1000的传热管的研究表明AP1000的传热管的最薄处也能满足事故要求，这样，在正常的腐蚀率下降低了由腐蚀引起的事故。正常的腐蚀率的计算条件是：690合金、650摄氏度的一回路冷却剂和六十年的寿命。,82,蒸汽发生器安全考虑,蒸汽发生器在线监测：蒸汽发生器设计成允许压力边界和单根传热管的监测。AP1000蒸汽发生器服役前的监测是根据ASME的条款。AP1000蒸汽发生器新特征是增强了传热管机器人的监测能力。,83,蒸汽发生器设计参数（理论值）,84,稳压器,AP1000的稳压器是立式、圆筒状的容器，上下封头为半球形。采用低合金钢制造，内表面镀以奥氏体不锈钢。,AP1000,一般压水堆,85,稳压器关键参数比较,86,稳压器描述,AP1000的稳压器体积比普通稳压器大40%左右。这种增长的体积可以加大电厂运行的弹性，减少安全卸压阀的使用。满功率稳定运行时，稳压器内部大约50%是水，50%是蒸汽。稳压器底端的电加热器将水维持在饱和温度上，并维持运行压力不变在零功率工况下，水量大约减少为原来的25%。喷淋管喷嘴以及自动卸压阀和安全阀的连接装置位于稳压器容器的顶端。喷淋的流量通过自动控制阀自动调节，也可以由控制室手工启动。,87,稳压器描述,稳压器的加热速率由稳压器中的电加热器控制。AP1000稳压器的电加热器由480V的ac系统提供动力在失去厂外电和汽轮机停转同时发生的事件中，特定的稳压器电加热器总线能够通过厂内的柴油发电机提供电源。,88,稳压器超压保护系统,与稳压器顶部相连的安全阀为冷却剂系统提供过压保护。稳压器安全阀由弹簧控制，由背压补偿自动触发第一、第二、第三级自动减压系统阀为冷却剂系统提供减压保护，在事故工况中排出稳压器中的不可冷凝气体稳压器为从冷却剂系统排出的不可压缩气体提供了空间,89,稳压器波动管和加热器,稳压器的波动管口和波动管能够承受在运行中的体积膨胀所产生的热应力在下封头与波动管连接处有一个热衬，它保护连接处受到热瞬变的影响在波动管口的上方还有一个筛子，它防止稳压器内的热任何物块进入一回路系统。,90,稳压器电加热器表,91,稳压器设计参数,92,主冷却剂管道,冷却剂系统管道由两个相同的主冷却环路构成，包括与压力容器、蒸汽发生器和冷却剂泵相连的冷却剂管道冷端、热端，还包括与冷却剂环路管道和主要设备连接的管道，采用内径为约78厘米的热端管道将冷却剂输送到蒸汽发生器,管道模块,93,主冷却剂管道,每个环路的两个冷端是完全相同的（除测量仪器和小的连接管线），并采用大弯曲半径弯管使得管路流动阻力降低。同时也补偿冷、热管段不同的膨胀率提供柔韧性。一回路的管路的材料是奥氏体不锈钢。管子是整体锻造然后经感应加热工艺弯曲形成,稳压器波动管,94,反应堆冷却剂系统管道设计参数,95,专设安全设施,专设安全设施在事故工况下防止放射性物质从反应堆冷却剂系统中泄漏出来，以保护公众安全。专设安全设施通过对这些事故实施隔离、控制、减缓、和终止，来保证释放到环境的放射性水平低于规定的剂量值。在AP1000的设计中，大部分专设安全设施采用了非能动的技术，因而具有很高的可靠性和有安全性。,96,AP1000的专设安全设施主要包括,非能动堆芯冷却系统非能动的安注系统非能动的余热排出系统安全壳系统非能动安全壳冷却系统非能动的安全壳喷淋,97,非能动堆芯冷却系统PXS,非能动堆芯冷却系统的执行不需要动力部件（如泵和交流电源），它是依赖于可靠的非能动部件和自然法则，如重力下降和压缩气体的膨胀。全压式堆芯补水箱CMT安注箱安全壳内换料水箱IRWST非能动余热排出热交换器,98,非能动堆芯冷却系统主要功能,在假想的设计基准事故的情况下提供应急堆芯冷却。当发生瞬变或事故，从化容控制系统的提供的补水丧失或者冷却不足的情况下，非能动的堆芯冷却系统响应为反应堆冷却剂系统提供补水应急堆芯衰变热排出应急补充一回路冷却剂和补充硼溶液安注,99,非能动堆芯冷却系统结构简图,100,非能动的余热排出系统,非能动的余热排出热交换器放在换料水箱内。在主泵失效时，可以靠自然循环由余热排出系统的热交换器将堆芯衰变热带走。换料水箱作为热阱。换料水箱内水吸收衰变热达到饱和温度需要几个小时，如全部水沸腾带走热量，其水量足够数天冷却之用，而且水蒸气进入安全壳冷凝后仍可回收利用。这样，操作人员有足够的时间采取恢复行动。,101,非能动余热排出热交换器,结构如图所示，由直立的“C”型管组成，上下分别为进出口非能动的余热交换器不需要泵，也不依赖于交流电源和空气水冷系统。而且蒸汽发生器压力边界的失效，如蒸汽管、给水管破口或蒸气发生器传热管破裂，也不会影响非能动余热交换器的功能。,非能动余热排出热交换器,102,引起非能动堆芯冷却系统启动事件,二回路系统热量排出增加蒸汽发生器电动蒸汽释放阀或安全阀误开启蒸汽系统管道破裂二回路系统热量排出减少失去主给水给水系统管道破裂冷却剂系统水量减少蒸汽发生器管道破裂假想冷却剂系统管道破裂引起冷却剂丧失停堆事件启动给水丧失冷却剂系统压力边界完整时正常的余热排出系统失效半环运行时正常的余热排出系统失效换料腔室淹没时正常的余热排出系统失效,103,全压式堆芯补水箱CMT,coremakeuptank:立式、圆柱形水箱，上、下头部为半球形；使用炭钢构制，内表面的包壳采用不锈钢；A级设备，满足I级地震要求；与压力容器注射管线相连，位于连接管线的上部；正常运行情况下，水箱中充满含硼水，压力维持在反应堆冷却剂系统的压力，水温与安全壳环境温度一样，没有绝热设计；提供了设备用于调整硼浓度，备用水源来自化容系统；,104,安注箱,2个安注箱，炭钢，内壁是不锈钢C级设备，满足I级地震要求内装含硼水，由氮气加压，温度与安全壳内环境温度一样安注箱通过一个逆止阀直接与安注管线相连出口管线上安装了一个调整流量管嘴设计了连接设备调整安注箱的水位和硼浓度氮气释放阀，以防止安注箱过压安注箱位于安全壳内二次侧防护墙外，易于维修和检测,105,安全壳内换料水箱IRWST,in-containmentrefuelingwaterstoragetank:大型的不锈钢水箱，安放于安全壳内，C级设备，满足I级地震要求水箱位于反应堆冷却剂系统上方，依靠重力对反应堆冷却剂系统进行注水水箱顶部安装了一个通风口，调节水箱压力，正常情况下关闭，以避免放射性物质进入水箱该换料水箱能提供足够的注水，以使安全壳地坑淹没到较高水位，达到再循环能力有直接的显示安装箱水位和温度系统及报警系统,106,非能动的安注系统,AP1000的应急冷却采用了非能动和无人值岗的安全概念AP1000的安全级反应堆冷却补水安全注入功能由一系列水箱完成：两个与传统设计相似的蓄压式安注箱，两个新增加的堆芯补水箱位于安全壳内的换料水箱,107,非能动的安注系统,在一回路系统出现少量泄漏情况下进行补水和在失水事故下实现安注功能。水量是靠重力压头注入堆芯。,108,非能动的安注系统,水箱在反应堆冷却剂上方，在每个堆芯补水箱顶部有两根压力平衡管线。一根接到稳压器，另一根接到反应堆冷却剂系统冷段。在瞬态过程或正常补水失效时，可以通过与稳压器相连的管道实现补水。非能动安注系统不需要高、低压安注泵，也不需要安全级/冗余的能动系统，如柴油机、冷却水系统和通风系统的支持。,109,安注系统参数比较,110,AP1000的设计采用了双层安全壳结构，内层是由独立的圆柱形钢壳以及椭圆形的封头组成，外层是抗I级地震的混凝土结构，起到辐射屏蔽的作用。设计基准事故发生以后阻止放射性外泄，另一个作用是作为安全热阱，将事故产生的热量传递到周围的环境。,安全壳系统,111,AP1000的安全壳系统主要包括：非能动安全壳冷却系统，安全壳隔离系统，安全壳氢气控制系统,安全壳系统,112,安全壳关键参数比较,113,非能动安全壳冷却系统（PCCS）功能,在假想的设计基准事故情况下降低安全壳内的温度和压力。非能动安全壳冷却系统的功能是保持安全壳的温度低于最大限值。非能动的安全壳冷凝系统在发生冷却剂失流事故(LOCA)和蒸汽管道破裂(MSLB)事故的情况下导出安全壳内空气的热量，同时它还为其他导致安全壳压力和温度大幅升高的设计基准事故提供安全相关的最终热阱。非能动安全壳冷却系统在乏燃料池长时间失去常规冷却的事故情况下对其提供补水冷却。,114,非能动安全壳冷却系统设计描述,115,系统组件描述,非能动安全壳冷却储水箱非能动安全壳冷却储水箱的隔离阀非能动安全壳冷却辅助储水箱流量控制隔板分水吊桶分水拦截系统气体流道化学补给箱循环泵再循环加热器,116,非能动安全壳冷却储水箱,安装在安全壳上方,水箱内壁由不锈钢构成；水箱容积在满足功能需求的情况下尽可能最小存储的水是去离子水；水箱的设计考虑了地震和堆芯熔融裂变碎片喷射冲击的影响该系统设计了多个测量和报警通道用于监测水箱内的水位和温度，并有一个回路用于水箱内的化学和温度控制；提供了足够的热惯性和绝热性，使系统运行不需要加热器除了提供热移除功能外，该系统还作为乏燃料水池和因地震停堆后防火水池的补充水源,117,非能动安全壳冷却储水箱的隔离阀,共有三组互相隔离的阀门，起到冗余设计的目的阀门的驱动方式有空气驱动和电动驱动，起到多样性设计的目的；阀门、泄流管道以及相关的仪器安装在阀门温度控制室(temperature-controlledvalveroom)内以防止冻结，该控制室的温度保持在50F左右,118,非能动安全壳冷却辅助储水箱,位于安全壳内地面上，圆柱形钢罐存储的是去离子水，容积