壓水堆核電廠運(yùn)行

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1、壓水堆核電廠運(yùn)行課程論文AP1000反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)與傳統(tǒng)壓水堆的比較學(xué)生姓名：班級(jí)：0學(xué)號(hào)：090二零一二年十一月反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)（RCP）1.主要功能使冷卻劑循環(huán)流動(dòng)，將堆芯中核裂變產(chǎn)生的熱量通過蒸汽發(fā)生器傳輸給二回路，同時(shí)冷卻堆芯，防止燃料元件燒毀或毀壞。2．輔助功能(1)中子慢化劑：反應(yīng)堆冷卻劑為輕水，它具有比較好的中子慢化能力，使裂變產(chǎn)生的快中子減速成為熱中子，以維持鏈?zhǔn)搅炎兎磻?yīng)。另外，它也起到反射層的作用，使泄漏出堆芯的部分中子反射回來。(2)反應(yīng)性控制：反應(yīng)堆冷卻劑中溶有的硼酸可吸收中子

2、，因此通過調(diào)整硼溶度可控制反應(yīng)性（主要用于補(bǔ)償氙效應(yīng)和燃耗）。(3)壓力控制：RCP系統(tǒng)中的穩(wěn)壓器用于控制冷卻劑壓力，以防止堆芯中發(fā)生不利于燃料元件傳熱的偏離泡核沸騰現(xiàn)象。(4)放射性屏障：RCP系統(tǒng)壓力邊界作為裂變產(chǎn)物放射性的第二道屏障，在燃料元件包殼破損泄漏時(shí)，可防止放射性物質(zhì)外逸。AP1000簡(jiǎn)介AP1000屬于第三代先進(jìn)壓水反應(yīng)堆，是美國西屋公司開發(fā)的一種雙環(huán)路100千瓦級(jí)的先進(jìn)壓水堆核電機(jī)組。與二代反應(yīng)堆技術(shù)相比，AP1000通過采用非能動(dòng)專設(shè)安全系統(tǒng)，提高系統(tǒng)的可靠性；通過簡(jiǎn)化系統(tǒng)，并采用

3、模塊化建造技術(shù)縮短建造周期。通過這些改進(jìn)，來達(dá)到電廠安全性和經(jīng)濟(jì)性的有機(jī)協(xié)調(diào)。在傳統(tǒng)成熟的壓水堆核電技術(shù)的基礎(chǔ)上，安全系統(tǒng)采用“非能動(dòng)”設(shè)計(jì)理念?！胺悄軇?dòng)安全系統(tǒng)”利用自然物理現(xiàn)象-重力、自然循環(huán)(蒸發(fā)、冷凝和密度差）以及氣體蓄能驅(qū)動(dòng)流體流動(dòng)，帶走堆芯余熱和安全殼的熱量，不需要外部能源。AP1000核電廠的非能動(dòng)安全系統(tǒng)有：1.非能動(dòng)堆芯冷卻系統(tǒng)（PXS）;2.非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)（PRHR）；3.非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)（PCS）;4.主控室應(yīng)急可居留性系統(tǒng)（VES）;5.安全殼隔離系統(tǒng)。傳統(tǒng)壓水堆的堆芯

4、冷卻系統(tǒng)傳統(tǒng)壓水堆的堆芯冷卻系統(tǒng)主要由安注系統(tǒng)和輔助給水系統(tǒng)來共同實(shí)現(xiàn)，在設(shè)計(jì)上主要是在發(fā)生LOCA事故、彈棒事故、二回路主給水或主蒸汽管道破裂、SGTR等設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故時(shí)為一回路提供硼化和冷卻。其中安注系統(tǒng)可分為高壓安注、中壓安注和低壓安注三個(gè)分系統(tǒng)，其中除了中壓安注系統(tǒng)是非能動(dòng)系統(tǒng)之外，其它兩個(gè)都是能動(dòng)系統(tǒng)。AP1000堆芯冷卻系統(tǒng)AP1000的非能動(dòng)堆芯冷卻系統(tǒng)由應(yīng)急堆芯余熱導(dǎo)出子系統(tǒng)、安注子系統(tǒng)和安全殼內(nèi)PH控制子系統(tǒng)組成，主要包括一個(gè)非能動(dòng)余熱導(dǎo)出熱交換器（PRHR　HX）、兩個(gè)堆芯補(bǔ)水箱（C

5、MT）、兩個(gè)安注箱（ACC）、一個(gè)pH調(diào)整化學(xué)藥品的籃筐和一個(gè)安全殼內(nèi)換料水箱（IRWST）以及相關(guān)的閥門、管道和儀表，這些設(shè)備均被設(shè)置在鋼制安全殼內(nèi)部。本系統(tǒng)在功能設(shè)計(jì)上與傳統(tǒng)壓水堆類似，主要也是在發(fā)生LOCA事故、彈棒事故、二回路主給水或主蒸汽管道破裂、SGTR等設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故時(shí)為一回路提供硼化和冷卻。AP1000反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)與傳統(tǒng)壓水堆的比較AP1000反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的主要功能與傳統(tǒng)壓水堆核電站的功能要求相同，因而兩者的設(shè)計(jì)基準(zhǔn)、主要設(shè)備的安全分級(jí)、制造質(zhì)量要求、抗震要求以及選材方面的考慮也

6、基本相同。但由于AP1000安全系統(tǒng)的非能動(dòng)化，降低了冷卻劑系統(tǒng)及其相連系統(tǒng)的某些安全功能的要求，因而在冷卻劑系統(tǒng)及其設(shè)備的設(shè)計(jì)上均有許多不同的特點(diǎn)兩臺(tái)蒸汽發(fā)生器對(duì)稱布置，系統(tǒng)管路由兩個(gè)主冷卻劑環(huán)路構(gòu)成。每個(gè)環(huán)路的冷端完全相同，并采用了大半徑彎管使管路流動(dòng)阻力降低，并為調(diào)節(jié)冷熱管不同的膨脹率提供柔韌性。管子整體鍛造，消除焊縫，既降低成本，也減少在役檢查的工作量。管路結(jié)構(gòu)和材料的選擇顯著降低了管子的應(yīng)力。主泵采用屏蔽式泵，電機(jī)與水泵共用一根轉(zhuǎn)動(dòng)軸，其間沒有聯(lián)軸器，所有轉(zhuǎn)動(dòng)部件均被包容在與主回路冷卻劑相連

7、通的承壓殼中。由于屏蔽泵沒有軸封，使主回路成為一個(gè)“封閉的”系統(tǒng)，傳統(tǒng)壓水堆核電站中的軸封LOCA事件在AP1000設(shè)計(jì)中不會(huì)發(fā)生。在反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)中，引入一個(gè)非能動(dòng)熱交換器。當(dāng)冷卻劑泵失效時(shí)，水流自然循環(huán)到該熱交換器，后者將熱量載帶到安全殼內(nèi)的換料水箱（IRWST）。傳熱過程無需動(dòng)力。當(dāng)IRWST達(dá)到飽和時(shí)，向安全殼大氣蒸發(fā)，非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)動(dòng)作，冷凝水沿殼壁流回環(huán)料水池，可以實(shí)現(xiàn)長(zhǎng)時(shí)間的堆芯冷卻。安全注入系統(tǒng)由兩臺(tái)堆芯補(bǔ)給水箱（CMT）、兩臺(tái)安全注射箱和IRWST組成，連接于反應(yīng)堆冷卻劑環(huán)路

8、并充滿硼水，注射依靠重力和氣體儲(chǔ)能的釋放。當(dāng)正常上充水系統(tǒng)失效時(shí)，可應(yīng)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為堆芯提供冷卻。依靠IRWST提供冷卻水注入保持LOCA后期冷卻和余熱去除，和安全殼冷卻系統(tǒng)一起建立再循環(huán)，使堆芯保持淹沒。綜上所述，AP1000反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)采用了簡(jiǎn)化、安全和緊湊布置的設(shè)計(jì)，壓力邊界相對(duì)于傳統(tǒng)壓水堆核電站有所簡(jiǎn)化，冷卻劑壓力邊界的完整性比傳統(tǒng)設(shè)計(jì)更加可靠。大大降低了人因失誤發(fā)生的可能性，提高了系統(tǒng)運(yùn)