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1、AP1000 非能动安全系统,Chapter 3,AP1000专设安全设施,非能动堆芯冷却系统 非能动堆芯余热排出系统 非能动堆芯安全注入系统 卸压系统（ADS系统） 安全壳和安全壳隔离系统 安全壳泄漏率试验系统,AP1000专设安全设施,安全壳氢气控制系统 非能动安全壳冷却系统 裂变产物泄漏控制系统 MCR应急可居住系统,AP1000非能动安全系统,非能动主控制室应急可居留系统,安全壳氢气控制系统,AP1000 Passive Core Cooling System,Characteristics of PXS Safety Functions PRHRHX Design Basis Eme
2、rgency Makeup steam condenses on steel containment vessel (cooled by PCS). IRWST的蒸汽被PCS钢安全壳容器冷凝 Condensate returns to IRWST via gutter arrangement. 经由设置的水糟，冷凝水回到IRWST,Passive Residual Heat Removal,PRHRHX Design Basis,Automatically actuates to provide RCS cooling to prevent water relief through PZR s
3、afety valves.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） Can, in conjunction with PCS, remove decay heat indefinitely. Designed to cool RCS to 420F in 36 hr, after which normal RHR system can be placed in service.与PCS相连的PRHRHX完全能够去除堆芯余热。PCCS能够在36个小时，内将RCS的温度降至420F（215.60C）。 36个小时后，常规余热排出系统将能替它的功能。,OP
4、EN,CONFIRM. OPEN,ALIGN GUTTER FOR RETURN TO IRWST,PRHRHX Alignment Signals PRHRHX的开启给号: CMT injection alignment CMT注入启动 1st-stage ADS actuation 第1级ADS触发 Low WR SG level (55,000 lbm) SG低水位（24970kg） Low NR SG level (95,000 lbm) + low SU feed flow (200 gpm/SG) SG正常水位（43130kg） +低启动给水流量（O.91M3/m） High-3
5、PZR water level (71%) PZR高3水位(71%) Manual 手动,CMTs provide MU any return to power is within acceptable limits. 对于被感知的RCS变冷，冷却剂收缩；将功率重返到可接受的限值以内 PXS supplies sufficient boron to meet T/S SDM reqt for cold, depressurized conditions. 对于冷却，降压条件，PXS提供充足的硼化以满足T/S所规定的停堆裕度（SDM）,Passive Safety Injection Syste
6、m（PSIS）非能动安注系统,AP1000的应急冷却采用了非能动和无人值岗的安全概念； AP1000的安全级反应堆冷却剂系统补水安注功能由一系列水源完成： 2个蓄压箱，每只容积为56.6m3，内装2600ppm的含硼水 。； 2个堆芯补水箱，每只容积为70.8m3 ，内装3400ppm的含硼水 。 安全壳内换料水箱，容积为2092 m3 ，内装26002900ppm的含硼水，以及相连的阀门和管道。,非能动安全注射系统功能： 在一回路系统出现少量泄漏情况下进行补水和在失水事故下实现安注功能。 水量是靠重力压头注入堆芯。,As RCS depressurizes: CMTs provide hig
7、h flow for relatively long duration. Water recirculation mode at start, then switch to steam-displacement mode as cold legs void. Accumulators provide high flow for several min. when RCS depressurizes below 700 psig. N2 expands to displace tank contents. Both inject borated water directly to the ves
8、sel.,Safety Injection for LOCAs,Safety Injection for LOCAs,As RCS depressurizes from LOCA or ADS actuation: Squib valves in IRWST injection lines auto open. 4th-stage ADS actuation (20% CMT vol.) Both loop hot leg levels Low-2 level (3 in. above bottom) for sufficient time Borated water from IRWST,
9、located above loop piping, gravity injects directly to the vessel.,OPEN,547,000 gal 2600-2900 ppm,After accumulators, CMTs, & IRWST have injected, containment is flooded sufficiently to provide recirc. flow: Squib valves in containment recirc. lines auto open. Low-3 IRWST level + 4th-stage ADS actua
10、tion At first, water from IRWST flows backward through recirc. screens, flushing away debris. Ultimately, containment sump gravity injects directly to the vessel.,OPEN,Safety Injection for LOCAs,ADS Stage 4 Squib Valve,自动卸压系统 ADS,卸压系统通过四列管线与反应堆冷却剂系统相连。前三列卸压管线连接到稳压器的顶部，并通过喷淋器卸放到安全壳内换料水池（IRWST）。 这些喷头属
11、于非能动堆芯冷却系统（PXS）的一部分。 第四列卸压管线与反应堆冷却剂系统的热段相连，通向安全壳大气。降压系统称为自动降压系统（ADS）。,自动卸压系统不动作的情况,对没有涉及冷却剂流失情况的事件,由 PRHR HX 提供紧急堆芯衰变热的导出,不需要ADS的动作 对没有涉及冷却剂流失情况的事件,由PXS对反应堆冷却剂系统提供紧急补偿和硼化,不需要ADS的动作.,ADS系统的触发,当发生 LOCA事故时,ADS对RCS进行降压以便PXS能够通过三个不同的水源进行安注。 当CMT的水位降至低1整定值时,ADS的第一级被触发 在ADS第一级动作之后,经过大约70秒的定时延迟,ADS的第二级被触发.
12、在ADS第二级被触发之后,经过大约120秒的定时延迟,ADS的第三级被触发. 当ADS的第一,二,三级都打开之后,RCS的压力开始下降.,当发生 LOCA事故时,ADS对RCS进行降压以便PXS能够通过三个不同的水源进行安注。 当CMT的水位降到低二值水平时(大约为百分之二十),ADS的第四级被触发.ADS的四条管线全部投入. 注意,在ADS动作之后,要求操纵员将正常的余热排出系统调整到位并启动,确保RCS的安注与紧急操作程序相一致.正常余热排出系统的成功运行可以防止CMT水位的过度下降和触发ADS的第四级.虽然对于缓解事故并不需要这样的动作,但考虑到核电站的重新启动,这样做可以减少事故的后果
13、.,ADS系统的触发,Automatic depress-urization valves (RCS): 1st stage initiates with CMT intiation + CMT Low-1 level (67.5%). 2nd & 3rd stages initiate after time delay. 4th stage initiates with CMT Low-2 level (20%) + Low RCS pressure (1200 psig) following preset time delay after 3rd-stage depress-urizati
14、on valves have opened.,Containment Floodup, 淹没的安全壳是非能动安全注射系统第四个水源，而且是堆芯冷却的长期水源。 当换料水箱的液位达到低-低液位时，与之相连的爆破阀和相关阀门自动打开，安全壳内的水经再循环滤网进入反应堆，冷却堆芯。 当安全壳内的水温达到饱和温度时，产生的蒸汽由安全壳的壁面冷却。凝水沿钢壳内壁向下流，回安全壳底部，进行再循环，实现反应堆长期冷却堆芯的目的。,安全壳和安全壳隔离系统,安全壳和安全壳隔离系统是分隔安全壳内部空间与安全壳外部电厂建筑物与环境的边界的总成。这个总成包括CV 壳，电气和机械贯穿件，燃料运输贯穿件，设备闸门和人员闸
15、门，蒸发器壳，蒸发器汽侧仪表接管，以及蒸汽、给水、安全壳内的下泻管线。,安全壳和安全壳隔离系统,蒸发器壳和仪表接管，以及蒸汽、给水、安全壳内的下泻管线是安全壳边界的部分是由于它们形成内部的安全壳屏障，阻止安全壳内部由于发生在安全壳边界外面的任意假想的蒸汽、给水或排放管道的破裂而产生的泄漏。同样地，这些边界完成和CV 壳同样的目的，因此成为安全壳边界的一部分。,安全壳和安全壳隔离系统的功能,完整性 隔离 热量排出,非能动安全壳冷却系统(PCS) 在事故情况下，导出安全壳内的热量，使钢安全壳内的温度和压力不超过设计值。 非能动的安全壳冷凝系统在发生冷却剂失流事故(LOCA)和蒸汽管道破裂(MSLB
16、)事故的情况下导出安全壳内空气的热量，同时它还为其他导致安全壳压力和温度大幅升高的设计基准事故提供安全相关的最终热阱。,非能动安全壳冷却包括两过程： 安全壳内的蒸汽由安全壳的内壁面冷却，凝水流回安全壳底部，实现反应堆的再循环冷却； 安全壳的外壁面由安全壳冷却水箱的分配装置在安全壳穹顶和圆柱筒体形成均匀水膜 ，以及自然对流的空气冷却安全壳，反应堆余热最终经安全壳屏蔽厂房的空气出口排入大气。 在事故后的72小时内，系统的运行不需要任何干预，运行人员不必调节冷却水流量，也不必补水。,主控室应急可居留系统（VES） : 为主控室人员提供呼吸用的空气； 保持主控室相对正压，防止污染空气进入； 设计基准事
17、故后为电厂中必须保持其功能的设备提供非能动冷却。,预防，缓解严重事故的措施 除上述非能动安全设施外，将熔融堆芯滞留在压力容器内(IVR)是APl000非能动AP1000核电站采用的一项重要的对付严重事故策略。 它保证第二道屏障压力容器不被熔穿，避免了堆芯熔融物和混凝土底板发生反应，使放射性向环境释放的概率降到最低。,In-vessel Retention （IVR） 在发生堆芯熔化的严重事故情况下，堆腔淹没系统将水注入堆腔，淹没堆腔的水，从金属保温层低部的入水口进入压力容器和金属保温层之间的夹缝，从外部冷却反应堆压力容器，有效地冷却堆芯熔融碎片。,IVR,从外部冷却压力容器的水，吸收热量后，产生泡核沸腾形成两相混合流体，有效地冷却堆芯熔融碎片，使堆芯熔融碎片滞留在压力容器内。,讨 论,PCCS的主要特点是什么？ PCCS有那些功能？ PRHRHX的设计基础是什么？ CMT有那两种工作模式？,The End,个人观点供参考，欢迎讨论,