压水堆核电厂运行

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1、压水堆核电厂运行课程论文AP1000反应堆冷却剂系统与传统压水堆的比较学生姓名：班级：0学号：090二零一二年十一月反应堆冷却剂系统（RCP）1.主要功能使冷却剂循环流动，将堆芯中核裂变产生的热量通过蒸汽发生器传输给二回路，同时冷却堆芯，防止燃料元件烧毁或毁坏。2．辅助功能(1)中子慢化剂：反应堆冷却剂为轻水，它具有比较好的中子慢化能力，使裂变产生的快中子减速成为热中子，以维持链式裂变反应。另外，它也起到反射层的作用，使泄漏出堆芯的部分中子反射回来。(2)反应性控制：反应堆冷却剂中溶有的硼酸可吸收中子

2、，因此通过调整硼溶度可控制反应性（主要用于补偿氙效应和燃耗）。(3)压力控制：RCP系统中的稳压器用于控制冷却剂压力，以防止堆芯中发生不利于燃料元件传热的偏离泡核沸腾现象。(4)放射性屏障：RCP系统压力边界作为裂变产物放射性的第二道屏障，在燃料元件包壳破损泄漏时，可防止放射性物质外逸。AP1000简介AP1000属于第三代先进压水反应堆，是美国西屋公司开发的一种双环路100千瓦级的先进压水堆核电机组。与二代反应堆技术相比，AP1000通过采用非能动专设安全系统，提高系统的可靠性；通过简化系统，并采用

3、模块化建造技术缩短建造周期。通过这些改进，来达到电厂安全性和经济性的有机协调。在传统成熟的压水堆核电技术的基础上，安全系统采用“非能动”设计理念。“非能动安全系统”利用自然物理现象-重力、自然循环(蒸发、冷凝和密度差）以及气体蓄能驱动流体流动，带走堆芯余热和安全壳的热量，不需要外部能源。AP1000核电厂的非能动安全系统有：1.非能动堆芯冷却系统（PXS）;2.非能动余热排出系统（PRHR）；3.非能动安全壳冷却系统（PCS）;4.主控室应急可居留性系统（VES）;5.安全壳隔离系统。传统压水堆的堆芯

4、冷却系统传统压水堆的堆芯冷却系统主要由安注系统和辅助给水系统来共同实现，在设计上主要是在发生LOCA事故、弹棒事故、二回路主给水或主蒸汽管道破裂、SGTR等设计基准事故时为一回路提供硼化和冷却。其中安注系统可分为高压安注、中压安注和低压安注三个分系统，其中除了中压安注系统是非能动系统之外，其它两个都是能动系统。AP1000堆芯冷却系统AP1000的非能动堆芯冷却系统由应急堆芯余热导出子系统、安注子系统和安全壳内PH控制子系统组成，主要包括一个非能动余热导出热交换器（PRHR　HX）、两个堆芯补水箱（C

5、MT）、两个安注箱（ACC）、一个pH调整化学药品的篮筐和一个安全壳内换料水箱（IRWST）以及相关的阀门、管道和仪表，这些设备均被设置在钢制安全壳内部。本系统在功能设计上与传统压水堆类似，主要也是在发生LOCA事故、弹棒事故、二回路主给水或主蒸汽管道破裂、SGTR等设计基准事故时为一回路提供硼化和冷却。AP1000反应堆冷却剂系统与传统压水堆的比较AP1000反应堆冷却剂系统的主要功能与传统压水堆核电站的功能要求相同，因而两者的设计基准、主要设备的安全分级、制造质量要求、抗震要求以及选材方面的考虑也

6、基本相同。但由于AP1000安全系统的非能动化，降低了冷却剂系统及其相连系统的某些安全功能的要求，因而在冷却剂系统及其设备的设计上均有许多不同的特点两台蒸汽发生器对称布置，系统管路由两个主冷却剂环路构成。每个环路的冷端完全相同，并采用了大半径弯管使管路流动阻力降低，并为调节冷热管不同的膨胀率提供柔韧性。管子整体锻造，消除焊缝，既降低成本，也减少在役检查的工作量。管路结构和材料的选择显着降低了管子的应力。主泵采用屏蔽式泵，电机与水泵共用一根转动轴，其间没有联轴器，所有转动部件均被包容在与主回路冷却剂相连

7、通的承压壳中。由于屏蔽泵没有轴封，使主回路成为一个“封闭的”系统，传统压水堆核电站中的轴封LOCA事件在AP1000设计中不会发生。在反应堆冷却剂系统中，引入一个非能动热交换器。当冷却剂泵失效时，水流自然循环到该热交换器，后者将热量载带到安全壳内的换料水箱（IRWST）。传热过程无需动力。当IRWST达到饱和时，向安全壳大气蒸发，非能动安全壳冷却系统动作，冷凝水沿壳壁流回环料水池，可以实现长时间的堆芯冷却。安全注入系统由两台堆芯补给水箱（CMT）、两台安全注射箱和IRWST组成，连接于反应堆冷却剂环路

8、并充满硼水，注射依靠重力和气体储能的释放。当正常上充水系统失效时，可应付小泄漏及由失水事故引起的大泄漏，CMT、安全注射水箱和IRWST为堆芯提供冷却。依靠IRWST提供冷却水注入保持LOCA后期冷却和余热去除，和安全壳冷却系统一起建立再循环，使堆芯保持淹没。综上所述，AP1000反应堆冷却剂系统采用了简化、安全和紧凑布置的设计，压力边界相对于传统压水堆核电站有所简化，冷却剂压力边界的完整性比传统设计更加可靠。大大降低了人因失误发生的可能性，提高了系统运