AP1000第三代核电站非能动堆芯冷却系统PXS.doc

AP100第三代核电站非能动堆芯冷却系统PXS
HYPERLINK"http://lijunye9999.blog.163.com/blog/"\l"m=0&t=1&c=fks_087069085082088074085081086095085084089068084082087067086"第三代核电2009-09-2919:23:43阅读152评论0字号：大中小
AP100第三代核电站非能动堆芯冷却系统PXS简介：
1.PXS最主要的功能是在假想基准事故情况下为堆芯提供应急冷却。为实现这一主要功能，在设计上需执行下列一些功能：1）堆芯衰变热应急导出2）RCS应急补给和硼化3）安全注射4）安全壳pH值控制在设计上，PXS的运行不需要使用泵、交流电源等能动设备，只依靠重力注射、压缩气体膨胀等非能动设备和工艺。
2.传统压水堆的堆芯应急冷却系统主要指安全注射系统，安全注射系统又分为高压安注、中压安注和低压安注。对于M310堆型的设计，高压安注和化容系统（非专设安全系统）上充功能共用高压安注泵，此外还包括一个硼酸再循环回路。传统压水堆的应急堆芯冷却系统大部分都是采用能动的设备，如：电动泵、电动阀等，中压安注采用非能动的方式，与AP1000相同，均采用氮气加压，靠压缩氮气将冷却水注入堆芯。
3.从PXS的功能来说，不仅有安全注射功能，相当于传统PWR的安注系统，还有堆芯衰变热导出功能，相当于传统PWR的应急给水功能（AP1000没有应急给水系统）。PXS还执行安全壳pH值控制，在传统的PWR中，安全壳pH值控制是由安全壳喷淋系统实现的，AP1000没有设置专用的安全壳喷淋系统。因此，PXS还兼有传统的PWR应急给水和安全壳喷淋系统的部分功能。
4.传统压水堆核电站专设安全设施通用的设计准则主要有：1）设备必须高度可靠，以便在需要投入时能够按设计要求充分发挥其功能。即使在发生所假想的最严重地震时，专设安全设施仍能发挥其应有的功能。2）系统要有多重性。一般应设置两套以上执行同一功能的系统，并且最好要按不同的原理设计以体现其多样性，这样即使出现单个系统设备故障也不至于影响系统安全功能的发挥，同时也避免了共因故障使系统安全功能失效。3）系统必须各自独立。原则上不共用其他系统设备或设施。对重要的能动设备还必须进行实体隔离。4）系统应能定期检查。在核电站寿期内，即使在反应堆正常运行的情况下，也要能对系统及其设备的性能进行检验，使其始终保持应有的功能。5）系统必须备有可靠电源。在发生断电事故时，备用电源应在规定的时间内达到额定的输出功率。作为备用电源的柴油发电机组也应具有独立性、多重性和可检查性等特点。执行安全功能的仪器设备断电时应处在安全状态。6）系统必须具有充足的水源（及其他动力源）。要在发生失水事故的情况下，自始至终都能满足使堆芯冷却和安全壳降压所必须的水量。
AP1000设计基本上遵照上述通用的设计准则，如：部件冗余、高可靠性、系统各自独立、能够进行定期检查、足够的水源等。但由于采用非能动系统的特点，减少了对电源等支持系统的依赖，没有设置应急柴油发电机，但设置有余的厂内安全相关IE级直流电源和UPS系统。
5.PXS是抗震I类、安全相关系统。PXS主要设备有：1）2个堆芯补水箱（CMT）2）2个安注箱（accumulator)3）1个安全壳内置换料贮水池（IRWST）4）1台非能动余热导出热交换器(PRHRHX)5）PH调节吊篮6）相应的管道，阀门，仪表及其它相关设备7）ADS阀门和喷淋器是RCS的一部分，也提供重要的非能动堆芯冷却功能8）冗余的厂内安全相关IE级直流电源和UPS系统

6.非能动余热排出系统热交换器PRHRHX
1）PRHRHX通过从冷却剂回路的热管段引出的入口管线（通过第4级ADS管线的一条）与RCS相连，出口与SG的冷腔室相连（主泵的吸入端部分）。入口管线是常开的，入口管线连接到热交换器管道入口部分的最高点，另一端连接在冷却剂回路热管段的顶部。入口管线的正常水温比下卸管线的高。PRHRHX的入口管线上具有常开的电动阀，出口管线上具有常闭的气动阀。出口管线上的气动阀，该阀只有在丧失空气压力或有触发信号时才打开。

2）热交换器的布置可以保证其在主回路压力下充满冷却水，且其水温与IRWST内的水温相同，这样可以确保在电厂运行期间热力驱动头的建立与保持。
3）热交换器位于反应堆冷却剂回路上方，这样以便于在主泵不可用的情况下，建立自然循环。热交换器管路的布置允许其在主泵运行的情况下使用。当主泵运行时，在热交换器中产生同自然循环相同方向的强制流动。当主泵运行接着停机，自然循环仍能继续提供驱动压头。
4）热交换器布置在IRWST中，该水箱是热交换器的热阱。
5）热交换器入口管线的最高点的顶端有一个垂直的短管充当气体收集管用