文档介绍：核动力系统与设备实验指导书
AP1000核岛系统的认识及模拟
1、目的和要求
目的:熟悉第二代核电机型3-loop PWR和第三代核电机型AP1000的核岛系统,并利用其仿真软件PCTRAN-3-loop PWR 、PCTRAN-AP1000进行稳态、瞬态模拟操作,对核动力系统设备知识进行巩固和扩展,为今后从事核电相关工作奠定基础。
要求:
1、熟悉3-loop PWR、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PCTRAN3-loop PWR 、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3-loop PWR 、PCTRAN-AP1000所给出的模拟参数;
5、自行打印指导书,并在实验前预习、实验中携带。
2、内容
AP1000系统认识
1)AP1000核电厂主要设备
通过教师课堂讲解,了解AP1000核电厂主要系统、设备组成,及其相应的功能:
)反应堆冷却剂系统(RCS)
)反应堆压力容器(RPV)
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。 m , m。AP1000 MPa 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。
)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。
)稳压器(PZR)
采用了基于成熟技术的传统设计。容积为5915 m3 , 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。
)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。
)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790 mm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560 mm 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1 AP1000反应堆冷却剂系统示意图
)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2 AP1000非能动堆芯冷却系统示意图
)非能动余热排出(PRHR)
包含一台非能动余热排出换热器(PRHR HX)。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。
)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,从而使在发生较大破裂事故时,注射流不