核工程技术学院

-1-反应堆工程实验讲义（第一版）核工程技术学院核工程技术实验中心2008.8-2-AP1000核岛系统及其模拟软件的认识指导书一、实习目的和要求实习目的：:通过实习，熟悉第三代核电机型AP1000的核岛系统，并利用其仿真软件PCTRAN-AP1000进行模拟运行操作，对课内的核工程知识进行巩固和扩展，为今后从事核电相关工作奠定基础。实习要求：1、熟悉AP1000核岛系统的主要设备功能、布局及其英文名称（缩写）；2、熟悉PCTRAN-AP1000模拟软件的操作界面；3、依指导书进行典型工况的运行模拟；4、熟悉并理解PCTRAN-AP1000所给出的模拟参数。二、实习内容（一）AP1000系统认识1）通过教师讲解，简要回答以下问题：○1第三代核电机组的划分依据是什么？○2至少给出三种第三代核电技术的代表堆型：（）、（）、（）○3AP1000的主要设计理念是：安全上（），建造上（），采购上（）。2）通过教师讲解、查询附录，利用PCTRAN界面熟悉AP1000核岛系统主要设备的图示及英文名称（缩写），在末页图示的空白处注明各系统/设备英文名称对应的中文译名[注：软件界面中的非通用缩写：avg(=average)：平均chg(=changed)：改变（上充）lvl(=level)：水平、液位stpt(=setpoint)：设定值（点）stm(=steam)：蒸汽stg(=stage)：级TT(turbinetrip)：汽轮机跳闸temp(=temperature)：温度Vol(=Volume)：体积、容量右面板：A(=Active)：正常运行M(=Malfunction)：故障蒸发器：NR(=normal)：正常WR(=water)：水稳压器：P(=proportionalheaters)：可调功率（正比）加热器B(=backupheaters)：备用加热器]3）启动PCTRAN-AP1000，对照其主界面，通过教师讲解，理解以下系统的工作原理及流程（在此只给出模拟所涉及的系统）：3．1）反应堆冷却剂系统（RCS）3．1．1）反应堆压力容器（RPV）反应堆压力容器是用于支承和封装堆芯的高压包容边界。该压力容器呈围筒形,底封头呈半球状,顶部为由法兰固定的可拆式半球形封头。反应堆压力容器上下长约12.0m,堆芯区内径为3.988m。AP1000的反应堆压力容器可承受17.1MPa的压力、343℃的温度,在此条件下的设计寿命为60年。作为一项安全改进,AP1000的堆芯顶端的下方不再设有反应堆压力容器贯穿件,这就消除了因反应堆压力容器发生泄漏导致冷却剂丧失事故的可能性。3．1．2）蒸汽发生器（SG）采用两台典型的直立式带有一体化汽水分离器的U型管自然循环蒸汽发生器（Δ2125型），蒸发器下封头直接与两台冷却剂泵的壳体相连。3．1．3）稳压器（PZR）采用了基于成熟技术的传统设计。容积为5915m3,这种大容积稳压器增加了瞬态运行余量,减少反应堆非计划停堆次数,使核电厂能够更加可靠地运行;同时该设计还消除了对快动作电动卸压阀的-3-需要,这些阀门是反应堆冷却剂系统发生泄漏和需要维修工作的可能来源。3．1．4）反应堆冷却剂泵（RCP）全屏蔽式泵使反应堆冷却剂完成堆芯、环路管线和蒸汽发生器之间的循环。每台蒸汽发生器均有两台泵直接连接到蒸汽发生器的下封头上。反应堆冷却剂泵没有密封,从而消除了因密封失效导致失水事故的可能性,从而大大提高了安全性,也减少了泵的维修工作量。这些泵使用一种飞轮来提高泵的转动惯量,使得流量下降速率更慢,延长了惰走时间。3．1．5）主冷却剂管线设有两条完全相同的主冷却剂环路,每条环路均使用一条内径为790mm的热段管道,将反应堆冷却剂输送到一台蒸汽发生器;两台主泵的吸水管口均直接焊接到每台蒸汽发生器下封头底部的出口管嘴上;而每条环路(一条环路对应一台泵)内的两条内径分别为560mm的冷段管道又将反应堆冷却剂送回到反应堆压力容器,从而完成了整个循环。图1AP1000反应堆冷却剂系统示意图-4-3．2）非能动堆芯冷却系统（PCCS/PXS）图2所示的非能动堆芯冷却系统可在发生反应堆冷却剂系统泄漏及在各个位置出现大小不同的裂纹的情况下为堆芯提供保护。进行堆芯余热排出、安全注射和减压等作业。其重要安全优势在于，就设计基准事故而言，在72小时内无需操纵员采取行动或无需交流电源的情况下，可实现对事故后果的缓解。即使在以设计基准安全壳泄漏速度丧失冷却剂的情况下，安全壳内用于堆芯再循环冷却和加硼的堆芯冷却剂存量足够持续使用至少30天。图2AP1000非能动堆芯冷却系统示意图3．2．1）非能动余热排出（PRHR）包含一台非能动余热排出换热器（PRHRHX）。该换热器通过输入和输出管道连接到反应堆冷却剂系统一环路上。非能动余热排出是通过打开两个平行的应急开启式气动阀门（AOV）中的一个以打开流路来完成的。一旦打开这两个阀门中的任何一个，自然循环（即由温差产生的水密度差异）将为水流提供原动力。安全壳内换料贮水箱（IRWST）可为非能动余热排出换热器提供热阱。该换料贮水箱中的水在沸腾之前可以吸收超过1个小时的衰变热。一旦开始沸腾，蒸汽将在钢制安全壳上凝结，经收集后可借助重力流回换料贮水箱。非能动余热排出换热器和非能动安全壳冷却系统可在无需操纵员采取行动的情况下，提供无限的衰变热排出能力。3．2．2）非能动安全注入系统（PSIS）非能动堆芯冷却系统用于反应堆冷却剂配制和加硼的水源有3个：堆芯补水箱（CMT）、安全注射箱（ACC）和安全壳内换料贮水箱（IRWST）。这些含硼水源被直接连接到反应堆容器上的2个喷管上，-5-从而使在发生较大破裂事故时，注射流不会溢出来。首要注射源是堆芯补水箱，通过开启注射阀启动注射。每个堆芯配料槽有两个平行的应急开启式气动阀门，可以打开流路。一旦这两个阀门中的任何一个打开，自然循环（即由温差产生的水密度差异）将为水流提供原动力。当堆芯冷却剂系统的压力低于安全注射箱内压缩氮气的压力时，安全注射箱将进行注射，其水流经由止回阀，无需启动。在由自动减压子系统（ADS）对堆芯冷却剂系统进行减压之后，长期水注射由位于安全壳内堆芯冷却剂系统环路正上方的安全壳内换料贮水箱的重力排水提供的。1-3级ADS管线阀门打开后，稳压器向安全壳内换料贮水箱内排水。第4级ADS管线在阀门打开后直接向蒸汽发生器隔间里排放。3．2．3）非能动安全壳冷却系统（PCS）为机组提供了最终热阱（见图3）。钢制安全壳可作为排除安全壳内部热量并将其传递给大气层的传热面，连续的自然空气循环可将热量从安全壳上排出。在发生事故期间，除空气冷却外，还可利用蒸发水来排出热量，还可借助重力从布置在安全壳顶部、与屏蔽构筑物结构为一体的非能动安全壳冷却水储存箱（PCCWST）中排水。图3非能动堆芯冷却系统3．3）反应堆辅助系统3．3．1）正常余热排出系统(RNS)正常余热排出系统由2列机械设备组成,每1列拥有1台泵和1台热交换器。2列设备公用1根来自反应堆冷却剂系统的取水管和一公共的排水联箱。正常余热排出系统包含了系统运行所必需的管道、阀门和仪表。系统的重要功能为停堆热排除、停堆净化、安全壳内换料水贮存箱(IRWST)冷却、低温超压保护、长期的事故后安全壳水装置补给流量路径、在非能动堆芯冷却系统成功缓解事故以后,从堆芯和反应堆冷却剂系统导出热、提供乏燃料池的备用冷却。3．3．2）化学和容积控制系统(CVS)-6-由再生和下泄热交换器（HX)、除盐器和过滤器、罐、补水泵和相关的阀门、管道和仪表组成。化容控制系统的主要功能包括反应堆冷却剂的净化、水装量控制和补充、化学调节和控制、氧控制、进行反应堆冷却剂系统的充水和压力试验、为辅助设备提供硼化水补给、稳压器辅助喷淋。3．4）蒸汽动力转换系统3．4．1）核蒸汽供应系统(NSSS)其作用包括：将蒸汽发生器中的蒸汽传送到汽轮机（Turbine）和辅助蒸汽系统；为蒸发器提供超压保护；提供余热排出途径。每台蒸发器对应的组成设备有：每根蒸汽管道上的一台主蒸汽隔离阀（MSIV）和一台旁通阀；六台主蒸汽安全阀（MSSV），一台大气气动释放阀(ARV)及其电动隔离阀，上述设备间的蒸汽管道及蒸发器蒸汽出口管内的限流器。3．4．2）凝结水与给水系统(CDS&FWS)其功能包括：将凝汽器出口水预热后，以合适的温度、压力和流量送到蒸汽发生器；收集和分配加热器的排水；净化二次水，维持二次水化学控制。组成设备有：每根主给水管道上各有一个主给水隔离阀（MFIV）和一个主给水控制阀（MFCV）、3台主给水泵、1个凝结水箱（CST）、4台辅助给水泵。注意；此阶段为后面模拟运行操作的知识基础，请认真记录和思考。（二）PCTRAN-AP1000基本操作在教师指导下：1、逐项了解菜单及界面内容（略）2、运行结果的查看与保存（略）3、初始及故障参数设定（略）4、任意工况模拟运行任意设定初始或故障参数，运行（不超过300TimeSteps），结束后点选任意两个参数绘图并导出为BMP文件，导出TransientReports文件（‘*.dat’格式，可用记事本打开），以“自己的学号_序号”命名（如05021101_1.bmp和05021101_1.dat），经由教师审核、拷贝后任务完成。三、时间安排（初步）：1、上午8：30–11：00；2、下午2：30–5：00；括号中时间为必须到场的时间，在预定任务完成之后，学生可自愿选择继续练习或离开。四、实习报告内容1、时间、地点；2、实习的目的、要求；3、实习内容：操作步骤，回答问题，填写图表，软件模拟所得的各种图表及其分析；4、实习的心得、体会以及建议等；书写字迹要工整、清晰，图表要整洁。上交资料：实习报告每人一份。五、实习纪律1、不迟到、不早退（任务完成，经教师允许除外）；-7-2、认真听讲，按指导书和教师的要求操作，不得随意在实验室电脑上安装、卸载软件，不得玩游戏；3、不得自带U盘，以防病毒感染。实验结束，经教师验收后，数据资料由教师拷出，经网络下载。六、测量实习成绩的评定依据1、实习表现(30%)；2、实习记录的真实性、完整性、及时性(30%)；3、实习报告(40%)。附录：AAP1000技术术语缩写表B常见英制计量单位符号及与公制计量单位换算关系CAP1000反应堆系统符号图示及缩略语（部分）DAP1000热工水力参数表※教材及参考书：《核反应堆物理分析》、《核动力设备》、《非能动安全先进核电厂AP1000》8附录AAP1000技术术语缩写表英语简称英文全称中文名称acAlternatingCurrent交流电ACCAccumulator安注箱/蓄压箱ADSAutomaticDepressurizationSystem自动降压系统ARVAtmosphericReliefValve大气气动释放阀ATWSAnticipatedTransientWithoutScram未能紧急停堆的预期瞬态BOCBeginningofCycle循环初CASCompressedAirSystem压缩空气系统CCSComponentCoolingWaterSystem设备冷却水系统CDSCondensateSystem凝结水系统CSTCondensateStorageTank凝结水储存箱CHFCriticalHeatFlux临界热流密度CIVContainmentIsolationValve安全壳隔离阀CLColdLeg（主管道）冷段CMTCoreMakeupTank堆芯补水箱CNSContainmentSystem安全壳系统CRDMControlRodDriveMechanism控制棒驱动机构CVCSChemicalandVolumeControlSystem化学容积控制系统dcDirectCurrent直流DNBDeparturefromNucleateBoiling偏离泡核沸腾DNBRDeparturefromNucleateBoilingRatio偏离泡核沸腾比DVIDirectVesselInjection安全壳直接注入EOCEnd