中国核电站cpr1000堆型二代改进型堆型研究

中国核电站cpr1000堆型二代改进型堆型研究

称重压力容器（rcs）是称重压力容器系统的重要设备。它是一个放置在堆芯上，并承受着巨大的运营压力的封闭容器，也被称为称重气的压力容器。它为堆叠、堆芯和原子能发生器提供高度完整的压力极限，以吸收沉积、堆芯和裂纹的产物。RPV是反应堆冷却剂的主要压力边界,也是防止放射性裂变产物逸出的第二道屏障。目前,中国国内运行和在建的核电站所采用的反应堆堆型有CPR1000堆型(二代改进型),AP1000堆型(非能动)等。广东大亚湾岭澳核电站(在运行)和辽宁红沿河、广东阳江、福建福清、福建宁德(在建)等项目都属于CPR1000堆型,它是法国成熟的二代改进型堆型。浙江三门、山东海阳(在建)等核电站属于AP1000堆型,其中三门1#、2#机组是美国西屋公司设计的第三代核电的典型新堆型。虽然CPR1000堆型(二代改进型)在世界范围内运行状况良好,但第三代核电技术对可靠性和安全性做了进一步的改进,其安全性和经济性都得到很大提高。本文将从进出口接管位置、下封头结构、保温层和堆顶结构等四个方面对AP1000与CPR1000RPV进行对比分析:1输入和输出连接中心的轴线位置1.1主管道上的管道1.1.1CPR1000RPV是三进三出三环路循环结构的压力容器,进、出口接管在同一水平面上,接管中心轴线无轴向偏移;其安注接管设置在主管道上。1.1.2AP1000RPV是一个四进两出二环路循环结构的压力容器,进、出口接管不在同一水平面上,进口接管中心轴线比出口接管中心轴线高出444.5mm,两个安注接管设置在接管段上,详细结构(见图1)。1.2采用新的管路维修AP1000RPV进口接管中心线高于出口接管中心线的目的在于:系统维修时,如主泵维修,RPV中的水位下降到出口接管(热管段)中心线以下,与进口接管(冷管段)连接的主管道及主泵中就没有水了,但堆芯保持被水淹没。通过安注接管向反应堆注水,安注接管、堆芯和出口接管组成一个新的循环系统,此状态为“半管运行”,此时不需拆卸堆芯,就可以在余热未完全排除的情况下维修主泵,节约了维修时间。在此状态下,安注接管、堆芯和出口接管组成的循环系统,起到了热交换作用,将堆芯中产生的热量通过该系统排出。而CPR1000RPV在诸如主泵等系统维修时,需要完全排除压力容器中的水,且需要拆卸堆芯,这样不仅需要耗费大量人力、物力,而且耗费了大量时间;AP1000RPV接管位置的设置,使主泵维修时间大大降低。维修时间减少,反应堆运行的时间增加,经济效益提高。URD(美国核电用户要求文件)中要求:接管的位置应设置在堆芯以上,并且不应影响换料操作、顶盖区域的维护、压力容器及主管道的在役检查;接管的位置必须保证在系统维护时堆芯保持被水淹没,并有足够的空间提供给正常运行维护和检查。AP1000RPV进口接管中心线高于出口接管中心线的设计符合了URD的上述要求,主泵维修不需拆卸堆芯就可以进行。2无贯穿孔和顶盖快速loc仪表连接的设计2.1下封头设置的种类目前大部分压水堆的堆芯测量通道都设置在下封头,如CPR1000RPV,也有一部分压水堆设置在顶盖上,如AP1000RPV。2.1.1CRP1000RPV在下封头上共布置了50个中子测量管座,作为堆芯中子辐照测量仪器的通道,并且在下封头外壁中子测量管座孔处,堆焊了直径100mm,厚度6.5mm的镍基堆焊层(见图2),堆焊层的作用是在下封头出现泄露时,可以通过该镍基堆焊层进行快速补焊。2.1.2AP1000RPV在下封头上没有设置中子测量管座,即下封头是一体结构,无需开任何孔。下封头上减少了堆芯测量管座孔,AP1000RPV在设计时,把堆芯测量通道布置到了顶盖,在顶盖上增加了8个Quickloc仪表接管,AP1000RPV的设计是让所有的堆芯测量装置从顶盖向下伸入到堆芯,详细的顶盖Quickloc仪表接管结构(见图3)。2.2下封头焊缝增多,加加密制度难度加大,增加了公民URD(美国核电用户要求文件)中要求:堆芯测量贯穿件设计时,其位置的设置、布置和焊缝的数量应尽量减少,且应考虑在役检查的难易性。CRP1000RPV下封头上50个管座贯穿件,50道镍基焊缝,一方面设置的焊缝增多,一方面下封头上50个贯穿件,使核电站现场安装时,RPV底部空间增高,增加了核电站现场安装的难度。并且,如果出现下封头泄露情况,尽管在下封头外壁预堆了镍基堆焊层,可以通过预堆的镍基堆焊层进行补焊,但由于镍基堆焊层都位于RPV的底部,修补难度加大。而AP1000RPV在顶盖上设置8个Quickloc仪表接管(除了CRDM驱动机构管座孔),把堆芯测量通道从下封头移至顶盖,一方面焊缝的数量减少了,一方面焊缝位于顶盖上方,便于在役检查。RPV设计时,将堆芯测量贯穿件设置在堆芯上方,由于取消了下封头贯穿件,减少了这些贯穿件泄露的可能性,因此,在实际应用中和人们的感受上该结构的安全性都得到加强。3保温层结构3.1保温层的安装RPV保温层的作用是减少反应堆热损失,降低环境温度。保温层设置在RPV的外层,包容了整个RPV。保温层为空气腔金属反射式的。CPR1000RPV保温层和AP1000RPV保温层区别仅在于筒体保温层结构上,顶盖部分的保温层结构类似。3.1.1CPR1000RPV筒体保温层设计时,仅仅考虑了其保温的作用,因此,筒体保温层悬挂在筒体外壁上,保温层内壁与RPV筒体外壁之间的间隙非常小,平均间隙为10~20mm,保温层和筒体外壁基本贴合在一起。3.1.2AP1000RPV筒体保温层设计时,除了考虑其保温效果外,还考虑了RPV运行期间超设计基准事故:堆芯熔融的发生。因此,保温层在设计时,保温层的厚度保持了与CPR1000RPV的一致性,但对保温层的安装进行了改进,AP1000RPV保温层通过支架安装在RPV地坑混凝土内壁上,RPV筒体外壁和保温层之间的间距约160mm,这样就形成一个密封环腔。当堆芯熔融事故发生时,可以将冷却水通过RPV底部的通道注入密封环腔,从外壁对RPV进行冷却,能将堆芯熔融物保持在RPV内,增加了一道保护屏障。在后续的CPR1000RPV项目上,设计方对保温层的设计也进行了相应改进。3.2rpv堆芯熔融在堆芯熔融的超设计基准事故下,为防止堆芯熔融物熔穿压力容器和混凝土底板发生反应,AP1000RPV采用了将堆芯熔融物保持在压力容器内的设计,简称IVR(In-VesselRetention)。在发生堆芯熔融事故时,将冷却水注入到RPV筒体外璧和其保温层之间,RPV筒体外壁将被水淹没,此时,RPV相当于一个热交换器,与RPV外表面的水进行热交换,可以冷却掉到RPV下封头的堆芯熔融物。由于采用了IVR技术,可以保证RPV不被熔穿,从而避免了堆芯熔融物和混凝土底板发生反应。4一体化堆栈结构iph4.1辐照发生的风险4.1.1CPR1000堆型的堆顶机构包括CRDM通风罩组件、CRDM抗震支承组件、顶盖吊具、电缆托架及电缆桥组件等设备,上述堆顶机构是非集成化的,拆装都是分部件进行。堆顶机构安装和拆卸时间大大增加,特别是换料期间,一拆一装时间增加,操作人员受辐照暴露的几率大大增加,安全性降低;同时换料时间增加,运行时间减少,经济效益降低。4.1.2AP1000堆型的一体化堆顶结构(IntegratedHeadPackage,IHP由多个独立的设备组成,即把堆芯测量探头的提升绞盘、屏蔽罩及检查门、起吊三角架、电缆托架及其支承结构、螺栓起吊轨道、CRDM抗震支承和堆芯仪表支承结构、CRDM冷风通道等设备集成一体,从而简化了反应堆的换料操作。在停堆换料期间,它通过与RPV顶盖移动联合操作,减少了停堆时间和个人辐照剂量。另外,一体化堆顶结构减少了其相关部件在安全壳内的搁置时间。4.2棒驱动机构、保温层、冷却传输、电缆托架吊装URD(美国核电用户要求文件)中要求:应将顶盖整体可拆卸性作为一个设计目标,即顶盖包括相关控制棒驱动机构、保温层、冷却风管、电缆托架可以整体吊装。AP1000RPV一体化堆顶结构(IHP)的设计满足了上述要求,一体化堆顶机构通过RPV顶盖上的12个IHP支承块与顶盖连成一体,实现整体吊装,