国家核电ap1000讲座

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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

2、冷却系统一SFS,9,一回路取样系统一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:1

3、7.1MPa~RCS设计温度:343℃(360℃)~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

4、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

5、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(20.25m/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

6、℃)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’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

7、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,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.

8、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3400MW,NSSS输出热功率为

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