引用

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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{zh0}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(PRHR HX)
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PRHR HX

1）PRHR HX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{zg}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。PRHR HX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{zg}点的顶端有一个垂直的短管充当气体收集管用来避免气体的聚集。当气体在此聚集时探测器将会发出信号，通过预防装置操作员可打开手动阀就地将集聚的气体排放到IRWST中。

6）PRHR HX结合PCS可以为堆芯提供无限期的冷却。当安全壳内的换料水箱水温达到饱和温度时（大约2 个小时后），蒸汽开始向安全壳排放。排放到安全壳内的蒸汽在钢壳内壁上冷凝，钢壳由PCS进行冷却。凝结水由操作平台上的安全相关的水槽收集，{zh1}返回到IRWST。正常情况下凝结水排入安全壳地坑内，但是当PRHR HX启动后，水槽排水管上的安全隔离阀就会关闭，这样的水就会直接流向IRWST。凝结水回流到IRWST，保持IRWST作为
PRHR HX的{yj}热阱。

7. PXS提供4 个安注水源：
1）安注箱能够在几分钟时间内向堆芯提供非常大的安注流量；
2）堆芯补水箱CMT 能够在较长的时间内提供相对较大的安注流量；
3）IRWST 提供的安注流量小，但有持续的时间更长；
4）安全壳是最终长期水源。当上述三个水源安注完，安全壳水淹后，安全壳将作为长期的水源。

8. CMT：容积70.8立方米，设计压力169bar.

1）通过一条下卸注入管线与RCS相连，另外有一条压力平衡管线和RCS冷管段相连。下卸注入管线通过两个并联的常闭的气动隔离阀进行隔离，阀门只有在丧失空气压力、断电或者控制信号作用时才打开。

2）连接到冷管段的压力平衡管在正常情况下保持打开状态，以保证堆芯补水箱与RCS压力一致，并且防止CMT开始注水时发生水锤。冷管段的压力平衡管一端连接在冷却剂回路冷管段的顶部，另一端连接在CMT入口附近的{zg}点。平衡管中的正常水温比下卸管中的水温要高一些。

3）CMT底端的出口管线连接到压力容器直接安注管线。一旦接到安全保护动作信号，出口管线上两个并联的隔离阀就会打开，两个CMT同时向RCS注水。

4）CMT有两种运行过程，即：蒸汽补偿注射和水的再循环。在蒸汽补偿注射过程中，蒸汽被引入堆芯补水箱以补充注射到冷却剂系统中的水。蒸汽是通过连接在冷管段的压力平衡管进入堆芯补水箱的。只有在冷管段空的时候，平衡管中才能有蒸汽流动。在水的再循环过程，来自于冷管段的温度较高的水进入CMT中，而CMT中温度相对较低的水则下卸到RCS，从而改变了RCS的硼浓度，同时使得冷却剂的流量也得到了净增加。CMT的运行过程依赖于RCS运行条件，首要的是冷管段的空泡份额。当冷管段中充满水，冷管段的压力平衡管中也充满着水，注射是通过水的再循环过程完成的。如果RCS装量降低到足够引起冷管段产生空泡的程度，那么蒸汽就会通过冷管段的平衡管流向CMT。

9. IRWST：容积2092立方米，设计压力0.34bar。IRWST位于安全壳内RCS环路管线的上方。只有当ADS动作或发生LOCA 事故，RCS卸压后，IRWST才能向RCS进行安注。当第4级ADS信号发生时，IRWST 的安注管线上的Squib 阀自动打开。当主系统压力降低到IRWST安注压力以下时，与Squib 阀串联的止回阀打开。

10. 安全壳再循环：当安注箱、CMT和IRWST注水完成后，安全壳内水淹达到相当高的水位，可以通过重力注入管向堆芯注水以建立再循环。当安全壳内水淹水位足够高时，再循环管线上的阀门打开，启动安全壳再循环冷却。当
IRWST水位降到足够低时，安全壳再循环Squib 阀自动打开，为安全壳向反应堆的流体注入提供冗余的流道。

11. 安全壳PH 值控制：使用pH 值调节吊篮可以对事故后安全壳地坑内的水进行pH 值控制，pH 值调节吊篮内
放置颗粒状的磷酸三钠（TSP）。吊篮放在事故后{zd1}淹没水位的下方，当水位达到吊篮的位置时，化学添加剂被非能动的加入。吊篮放置在距安全壳地板至少1 英尺以上，减少溢撒到安全壳内的水误溶解化学添加剂的机会。TSP 将安全壳地坑水的pH 值保持在7.0 到9.5 之间。该化学品可以减少安全壳地坑内元素碘的辐射分解，相应地减少有机碘的水合物，最终减少安全壳内气体中的碘颗粒和厂外剂量。在安全壳淹没阶段，化学添加剂还能够减少对不锈钢构件的潜在的应力腐蚀破坏。

12. 安注箱Accumulators：容积56.6立方米，设计压力54.4bar。安注箱内大部分空间充满含硼水，由氮气加压。安注箱没有保温和加热，因此，安注箱内硼水温度与安全壳环境温度大致相同。每个安注箱分别连接到一条直接安注管线上。正常运行期间，两个串联的止回阀将安注箱与RCS隔离开。当RCS压力降到低于安注箱的压力时，止回阀打开，硼水在氮气压力的驱动下注入到RCS。

 

 摘录自：《非能动安全先进核电厂AP1000》《AP1000设计成熟度及对中广核工程适应性研究报告》