教学课件第三代核电AP.ppt

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1、2009年3月23日星期一AP1000详细介绍一、AP1000核岛主要工艺系统介绍二、AP1000核岛主要的设计参数三、反应堆冷却剂系统一RCS四、非能动堆芯冷却系统一PXS五、非能动安全壳冷却系统一PCS六、化学和容积控制系统一CVS七、正常余热排出系统一RNS目录2009年3月23日星期一一、AP1000核岛主要工艺系统介绍1，反应堆冷却系统一RCS2，非能动堆芯冷却系统一PXS3，非能动安全壳冷却系统一PCS4，化学容积控制系统一CVS5，正常余热排出系统一RXS6，设冷水系统一CCS，7，蒸汽发生器排污系统一BDS，8，乏燃料池冷却系统一SFS，9，一回

2、路取样系统一PSS，10，液体废物系统一WLS，11，装换料系统一FHS12，蒸汽发生器系统一SGS13，主给水和启动给水系统一FWS14，安全壳系统一CNS15，安全壳泄漏率试验系统一VUS16，安全壳再循环冷却系统一VCS17，安全壳氢气控制系统等27～28个工艺系统2009年3月23日星期一二、AP1000核岛主要的设计参数～AP1000发电机的上网电为1090MKW～NNNS热功率为3415MKW～反应堆的换料周期为18个月～100%功率甩负荷到厂用电，不仃堆、仃机～设计寿期为60年～RCS设计压力：17.1MPa～RCS设计温度：343℃（360℃）～

3、正常运行压力：15.4Mpa～热段温度：321℃～冷段温度：281℃～在考虑热蒸汽发生器传热管堵管10%的状态下，RCS的热段温度可达325℃（321℃）～AP1000属于第三核电厂，但用于发电的主设备都有成熟的经验：如反应堆压力容器，核燃料组件，堆内构件，蒸汽发生器，主泵，汽轮发电机组等。2009年3月23日星期一三，反应堆冷却剂系统一RCS2009年3月23日星期一三，反应堆冷却剂系统一RCS1，反在堆冷却剂系统主要设计功能～反在堆冷却剂系统使用的介质（水+硼溶液）既是冷却剂、载热剂，也是慢化剂（水一水堆）～反在堆冷却剂系统压力边界是防止放射性物质外泄的第二

4、道屏障～调节冷却剂中的硼浓度来控制反应性～自动降压功能～应急卸泄功能～进行压力控制，起到稳压作用～工艺监测～有足够的能力使反应堆保持在安全停堆状态～有足够的能力可以预防和缓解事故的发生和发展2009年3月23日星期一三，反应堆冷却剂系统一RCS2，反在堆冷却剂系统主要设计参数设计压力：17.1MPa（174.5Kg/cm2）设计温度：343℃（稳压器的设计温度：360℃）运行压力：15.4MPa热段处冷却剂的温度321.1°C冷段处冷却剂的温度280.7°C热段处冷却剂的流量40348m3/hr（23m/s）一‘最大’冷段处冷却剂的流量17886m3/hr（20

5、.25m/s式）热段处冷却剂的压力15.50MPa冷段处冷却剂的压力15.93MPa2009年3月23日星期一三，反应堆冷却剂系统一RCS2009年3月23星期一三，反应堆冷却剂系统一RCS2009年3月16日星期一三，反应堆冷却剂系统一RCS2009年3月23日星期一三，反应堆冷却剂系统一RCS主管道主要性能和参数如下：冷段数量4热段数量2设计压力：17.1MPa（174.5Kg/cm2）设计温度：343℃（稳压器的设计温度：360℃）运行压力：15.4MPa热段处冷却剂的温度321.1°C冷段处冷却剂的温度280.7°C热段处冷却剂的流量40348m3/hr

6、（23m/s）一‘最大’2009年3月23日星期一三，反应堆冷却剂系统一RCS冷段处冷却剂的流量17886m3/hr（20.25m/s）热段处冷却剂的压力15.50MPa冷段处冷却剂的压力15.93MPa冷段内径559mm热段内径787mm冷段壁厚65mm热段壁厚83mm主管道材料（控氮不锈钢）SA-376（316LN）2009年3月23日星期一三，反应堆冷却剂系统一RCS2009年3月23星期一三，反应堆冷却剂系统一RCS2009年3月23日星期一三，反应堆冷却剂系统一RCS反应堆堆芯的主要设计参数压力壳（内径4.039m），吊篮，堆芯围板，热屏，下部支持板，

7、上部支持，活性区，控制棒导向管，堆顶模块（一体化堆顶）压力壳内径；4.039m压力壳总高：12.2m堆芯燃料组件数；157合燃料活性长度；4.27m燃料组件排列；17x17控制组件数；53灰棒组件数；162009年3月23星期一三，反应堆冷却剂系统一RCS核裂变：23592U+1N0→X1+X2+2.431N0+△E其中，△E～200MeV，裂变能是在燃料元件内释放出来的，平均值2.431N0→99.35％瞬发中子+0.65％缓发中子，5％左右的裂变能是在慢化剂中释放出来的，不足5％的裂变能是在反射层和热屏蔽层中释放出来的。AP100O核电厂堆芯功率为3400M

8、W，NSSS输出热功率为