第四章_非能动堆芯冷却系统2016

第四章非能动堆芯冷却系统PassiveCoreCoolingSystemPXS非能动安全注入系统非能动主控制室应急可居留系统非能动安全壳冷却系统安全壳氢气控制系统非能动余热排出系统AP1000非能动安全系统非能动安全系统非能动堆芯冷却系统4.1概述非能动堆芯冷却系统（PXS)组成：1）非能动余热排出系统(PassiveResidualHeatRemovalSystem,PRHRS)2）非能动安全注入系统(PassiveSafetyInjectionSystem)非能动堆芯冷却系统功能•应急堆芯余热排出：当常规堆芯衰变热排出通道（功能）丧失时，提供热量排出功能。•RCS应急补水和硼化：当化容系统(CVCS)无效或功能不足时，提供补水和硼化。•安全注入:对各种LOCAs提供足够的堆芯冷却。•安全壳内pH值控制:通过化学添加，建立安全壳内流体的合适条件以支持放射性的保持和防止设备腐蚀。系统优点•极大地降低了人因失误发生的可能性；•大大地提高了系统运行的可靠性；•取消了安全级的交流应急电源。7传统核电站组成两个堆芯补水箱(CoreMakeupTank,CMT)两个安注箱(Accumulator，ACC)安全壳内置换料水箱(In-containmentRefuelingWaterStorageTank,IRWST);非能动余热排出热交换器pH调节篮(pHAdjustmentBaskets);自动降压系统阀门喷洒器(Sparger)相关的管道、阀门和仪器49VENTSOVERFLOWCLHLPRESSURIZERIRWSTCOREREACTORVESSELSTEAMRCPGEN.FOHXPRHRSTAGE4ADSSTEAMLINEFEEDWATERLINECONTAINMENTCONDENSATEMMMMM(1OF2)IRWSTSCREENCLHLN2PRESSURIZERIRWSTACCUM.(1OF2)COREREACTORVESSELCOREMAKEUPTANK(1OF2)#3#2#1FAIREFUELCAVITYFORNSSPARGERSMRNSPUMPSLOOPCOMPART.RECIRCSCREEN(1OF2)MDVICONN.(1OF2)PRHRHX(1OF2)ADSSTAGES1-3(1OF2)ADSSTAGE4(1OF2)PUMPSCONTAINMENTMMMMMM非能动余热排出系统VENTSOVERFLOWCLHLPRESSURIZERIRWSTCOREREACTORVESSELSTEAMRCPGEN.FOHXPRHRSTAGE4ADSSTEAMLINEFEEDWATERLINECONTAINMENTCONDENSATEM入口管线从热管段顶部引出，通过与第四级自动降压系统ADS-4相连接的三通管上的一个通道，然后管路一直向上到达靠近热交换器入口的高点。PRHRHX的入口管线处于常开状态，并且与热交换器上封头相连。在非LOCA事件时，非能动余热排出热交换器将应急排出堆芯余热。该热交换器由一组连接在管板上的C型管束和布置在上部(入口)和底部(出口)的封头组成。PRHRHX的入口管线与RCS热管段相连接，出口管线与蒸汽发生器的下封头冷腔室相连接，它们与RCS热管段和冷管段组成了一个非能动余热排出的自然循环回路。出口管线上设有常关的气动阀，它在空气压力丧失或者控制信号触发下才会打开。PRHRHX的布置(带一个常开的入口电动阀和常关的出口气动阀)使其中充满了RCS的冷却剂并处于和RCS一样的压力。热量是怎么传到安全壳外的？IRWST能一直为PRHRHX提供冷却吗？PRHRHX的设计要求：自动触发PRHRHX为RCS提供冷却，从而防止RCS水经由PZR的安全阀释放（满溢）；与PCS相连的PRHRHX完全能够去除堆芯余热。在36个小时，能将RCS的温度降至215.60C。36个小时后，常规余热排出系统将能替它的功能。对比说明传统压水堆发生类似事故时，只能通过布置在安全壳外的安全级别的辅助给水泵给SG供水，并通过SG带走停堆后的堆芯余热。如果此时再叠加辅助给水系统或者SG本身的部分不可用故障，则必然将导致一回路温度、压力进一步升高，可能造成稳压器安全阀打开，从而造成放射性释放的扩大。拥有PRHRS的AP1000就不会发生此类风险，它除了可以通过启动给水系统（类似传统压水堆辅助给水系统）向SG供水带走余热之外，还可以通过PRHRHX来带走余热，这保证了AP1000在发生此类事故时不会导致一回路状态的恶化而有开启稳压器安全阀的风险。非能动安全注入系统(PassiveSafetyInjectionSystem)70.8m33400-3700ppm4.9MPaN22600ppm2092m32600ppm49•在非LOCA的情况下，当正常补给系统不可用或补水不足时，两个堆芯补水箱可对RCS进行补水和硼化；•在LOCA情况下可对RCS进行安全注入。功能在非LOCA的情况下，当正常补给系统不可用或补水不足时压力平衡管线阀门在备用状态常开出口管线，阀门由失压、失电或控制信号触发为什么常开?为什么不常开?在冷管段或压力平衡管线发生大LOCA时,防止ACC的水由于堆芯被旁路而倒流入CMT.止回阀作用?在LOCA的情况下，当冷管段排空时如果发生主蒸汽管道断裂事故，非能动安全注入系统会如何动作？分析：•事故发生后，反应性变化？•需要对一回路充入什么？•一回路所需的流体在哪个设备里？LOCA事故下对RCS进行非能动安全注入•ＣＭＴ在长时间内提供相对高流量的安注；•ＡＣＣ在数分钟短时间里提供相当高流量的安注；•ＩＲＷＳＴ提供更长时间的低流量安注；•上述三个水源安注结束，安全壳被淹后，安全壳系统成为最终的长期冷却热阱。水源（3）LOCA事故下四种水源的水是如何注入到RCS的？ADS4启动时打开自动降压系统ADS由四级降压阀门组成。第1、2、3级降压管线各有两套，形成两组多重布置，每一组由1、2、3级相互并联的三条管线构成，每条管线具有串联的两个常关的阀门。每一组均与稳压器安全阀并联，并与稳压器顶部接管相连。从第1级到第3级的管线出口通过一个共同的降压管线与位于IRWST中的一个喷洒器(Sparger)相连。第二组第1到3级ADS的管线相同。1、2、3级ADS阀门分成两组，每组阀门分别位于不同的标高并且由一块钢板分隔开来。在排放管道上备有真空断路器用以防止ADS阀门开启后水锤现象的发生。真空断路器限制了由于排放管道上蒸汽冷凝造成的减压，从而限制了当ADS阀门开启后流体从安全壳内置换料箱回流的可能性。调研：真空断路器？两条第四级降压管线分别与反应堆两个环路的热管段相连接。每一条降压管线又分别由两条相互并联的管线构成多重布置(共有4条管线)，每条管线有串联的两个阀门，一个常开而另一个常关。当发生假想事故工况后，为了运行非能动堆芯冷却系统需要开启自动降压系统的阀门，从而为反应堆堆芯提供应急冷却。第一级降压阀也可被用来排出稳压器蒸汽空间中的非冷凝气体。第1级ADS为10.16cm的电动阀，第2和第3级ADS为20.32cm的电动阀，1、2和3级ADS阀门均为直流电驱动的球阀。1、2和3级隔离阀是常关的闸板阀。电动阀闸板阀第四级ADS为35.6cm的爆破阀和常开直流电动阀，两阀串联。两个串联的阀门使任何一个ADS阀门误动作而导致RCS误降压的可能性降到最低。第4级阀门采用互锁的设计，以确保反应堆冷却剂系统压力降低到一定水平后才能够开启。爆破阀特点是:在电厂正常运行时保持零泄漏，而在事故条件下能够可靠地开启，且不会出现误关闭。第4级ADS直接和RCS的热管段顶部相连，并且直接向SG所在的隔间里喷放。1到4级的ADS阀门的触发逻辑基于四取二的CMT水位探测信号是否达到开启的设定值。前3级自动降压控制阀的开启速度设计的相对较慢。在每一级的开启过程中，隔离阀在控制阀打开之后打开。因此，ADS触发和控制阀触发之间有一定的时间延迟。操纵员能够以一定的开度来人工开启第一级的阀门，这样能够实现一个可控的RCS降压过程。安全壳pH控制通过使用装有颗粒状磷酸三钠的pH调节篮，可以控制安全壳内事故后地坑水的pH值。篮子位置低于事故后最小的淹没水位，当水到达篮子时化学添加物被溶解。篮子置于至少高于地面1£t的地方，从而减小安全壳内溢水情况下溶解磷酸三钠的可能性。磷酸三钠的设计能够确保地坑水的pH值维持在7.0--9.5的范围内。最小的pH值应能减少在安全壳地坑内辐射分解的元素碘，从而减少水中有机碘的生成，最终减少安全壳内空气中的碘含量和厂外的辐射剂量。在地坑水淹期间，安全壳混凝土中浸出的氯化物有可能影响长期冷却时系统中的设备，而化学添加剂有利于降低不锈钢设备潜在应力腐蚀开裂的可能性。设备描述两个堆芯补水箱(CMT)是带有半球形上下封头的立式圆柱形碳钢容器并内衬不锈钢。放置于安全壳内32.6m标高的层面上。CMT高于DVI管线，而DVI管线布置在靠近热管段底部的标高处。在电厂正常运行期间，化容系统通过CMT上的连接管可以远距离调节硼的浓度并对它进行补水。将定期对CMT进行取样以检查硼浓度。堆芯补水箱2011.12月14日5时3分，秦皇岛哈电重装承制的海阳核电1号机组首台堆芯补水箱(CMT)水压试验一次成功堆芯补水箱是总长为7730.8mm，罐体直径φ4725.5mm，净重138.045吨，设计压力为17.1MPa,每台容积为70.8m3。海阳核电1号机组堆芯补水箱(CMT)于1月23日在哈电重装正式开工，生产制造共历时11个月。4.3设备描述4.3.1堆芯补水箱两个安注箱(ACC)为碳钢并内衬不锈钢的球形水箱。位于安全壳内的地面上，CMT的下方。ACC连接到DVI管线上。在正常运行期间，ACC通过两个串联的止回阀与RCS隔离。当RCS的压力降到低于ACC压力时，止回阀打开，硼水靠气压注入RCS。止回阀的打开是ACC向堆芯安注所需的唯一动作。安注箱•2010年6月12日，上海电气电站设备有限公司为三代AP1000堆型依托项目三门核电1号机组制造的首台安注箱竣工并在制造现场发运。标志着我国AP1000主要核安全设备开始交付安装。49•安全壳内置换料水箱(IRWST)是一个大体积并内衬不锈钢的水箱，放置在安全壳内运行平台的下面。•作为安全壳内的一个整体结构建造，与钢制安全壳容器隔开。•IRWST的容量足以满足以下需求:在正常换料期间淹没换料腔室;LOCA事故后保证长期冷却模式下所需要的安全壳水位;以及保证PRHRHX的运行。换料水箱的水装量考虑了安注期间DVI管线破裂的保守泄漏量。•IRWST与正常余热排出系统相连，这样换料水箱和RCS/换料腔室的水可以实现相互流动，通过乏燃料池冷却系统提供净化和取样，通过化容系统可以远距离地调节硼浓度。同时，正常的余热排出系统能够为IRWST提供冷却。内置换料水箱4.3设备描述4.3.3内置换料水箱水箱参数水箱参数水箱参数PH值调节蓝PXS使用pH调节篮控制安全壳地坑的pH值。篮子由矩形不锈钢钢丝网组成，使磷酸三纳(TSP)容易与水接触。四只调节篮总容积为15.9m3，其中装磷酸三纳(TSP)的总质量至少保持在12492kg，颗粒状的磷酸三纳在事故后能提高安全壳内硼水的pH值至少到7.0。在电厂长期运行后，颗粒状的磷酸三纳因为吸收了潮气可能会结成团体块。如果磷酸三纳结块，磷酸三纳的溶解时间接近3小时。因为篮子的结构，并且其位置处于事故后再循环流通位置，预期篮子内的TSP能与地坑水很好地混合。篮子的设计易于TSP的更换。非能动余热排出热交换器非能动余热排出热交换器(PRHRHX)由人口和出口封头及与其相连的C型立式传热管束组成。4.3设备描述4.3.5非能动余热排出热交换器在意大利制造的三门核电站1号机组非能动式余热排出换热器2012年3月1日，中国首台AP1000核电非能动余热排出热交换器于在广州南沙研制成功，并发运至山东海阳核电站。2012年3月26日，吊装（三门）。PRHRHX属核一级设备，外形尺寸为5791.2mmx2235.2m