核电运行论文.doc

论文题目： AP1000核电厂与二代压水堆核电厂余热排出系统运行的比较 学院：核工程与核技术学院 学号： 姓名： 徐庆华 指导老师: 李自然 时间： 2012.11.20 对于所有核电厂而言，当反应堆出现严重的瞬态或者事故之后最重要的就是将反应堆维持在安全停堆状态，将它产生的余热有效的进行导出，并限制放射性向环境的释放，这就是著名的核安全三原则。为了保证这些原则不被违反，人们在每一个反应堆建造之初就详细设计了相关的系统（我们称之为专设安全设施）用于保护反应堆的安全，这其中最重要的系统就是堆芯冷却和余热排出系统。虽然对于不同的反应堆，这些系统的设备和运行原理不尽相同，但是我们根据这些系统运行的动力源不同，可以将它们分为能动系统和非能动系统两大类。目前世界上正在商业运行的核电机组所采用的堆芯冷却和余热排出系统大多属于能动系统，即需要依靠安全交流电源来驱动泵、风机等设备用于输送、循环冷却剂等流体并最终将反应堆余热导出。AP1000作为第三代核电机组的代表，它采用的是非能动的堆芯冷却和余热排出系统，即这些系统仅仅依靠自然力如重力、压缩气体等我们每天所依赖的简单物理原理，不需要泵、风机或者其它机械转动设备，只要一些阀门开启之后就可以将非能动堆芯冷却和余热排出系统连成一体，执行其堆芯保护功能，这与二代机组相比有了很大的不同和改进。.传统压水堆和AP1000堆芯冷却和余热排出系统的不同动作过程 1.AP1000非能动堆芯冷却系统的动作过程 首先，当CMT接收到动作信号之后，开启其出口管线上的两个并联的气动隔离阀，由重力和密度差作为动力实现对一回路进行高压安注。这一过程一般可以持续较长时间，但是根据一回路冷却剂丧失的快慢具体的时间也会有所不同。当CMT启动之后，同时也驱动PRHR HX的投入，并同时停运主泵。此时反应堆的衰变热由PRHR HX通过自然循环传递给换料水箱内的水。不过这一过程只针对非冷却剂丧失的事故才有效。 其次，如果CMT的投入并没有缓解事故的发展，随着一回路冷却剂的丧失导致CMT液位进一步下降，如果CMT的液位达到“低1”就触发第1级自动卸压系统的驱动信号，第2级、第3级自动卸压系统则根据不同的时间延迟信号投入，具体的实现方式为依次开启稳压器上部的6个直流电动卸压阀。在自动卸压系统（ADS）启动降压达到RNS泵的注入能力之后，如果正常余热排出系统（RNS）依然可用，操作员可以通过RNS泵从燃料装载井或换料水箱中取水向一回路中注入，这一功能类似于传统压水堆的低压安注泵功能，但在AP1000当中，这并不是安全相关功能也不要求RNS在事故状态下可用。同时当一回路的压力由于ADS的动作而降到安注箱（ACC）的压力之下时，安注箱当中的硼酸溶液就会在高压氮气的作用下快速注入堆芯，提供大约几分钟的高速注射流对堆芯进行冷却和硼化。 然后，如果RNS系统和ACC的投入并没有阻止CMT注入在下降到低2水位之前停止，最终将导致ADS第四级爆破卸压阀启动，一回路完全卸压，进而造成安全壳内换料水箱（IRWST）出口爆破阀开启，在重力的作用下IRWST中的浓硼酸直接向一回路注入，这一过程可以在较低的安注流量下维持很长的时间，最常可至数天。当IRWST的液位下降到“低3”液位，最终触发安全壳再循环爆破阀动作，将一回路过渡到安全壳再循环模式，并维持在这一模式通过安全壳带走反应堆余热，保持反应堆在安全停堆状态。 总结非能动堆芯冷却系统的动作过程，可以将其分为四个阶段：a. 两台CMT提供较长时间较大的注射流；b. 两台安注箱在数分钟内提供非常大的注射流；c. 一个IRWST提供很长时间较小的注射流；d. 三个水源完成注射后，受淹的安全壳成为长期的水源，由自然循环提供堆芯的再循环冷却。在以上这四个过程当中，有可能需要一次性动作的阀门或设备主要有：1.自动卸压系统（ADS）的6个直流电动卸压阀、4个爆破卸压阀；2.非能动堆芯冷却系统（PXS）的2个CMT出口气动隔离阀、4个安全壳内换料水箱（IRWST）出口爆破隔离阀、4个安全壳再循环爆破隔离阀。驱动这些阀门动作的信号和动力均由蓄电池供电的直流系统来提供，并且蓄电池组可以保证这些设备在全厂失电后的24至72小时内可以正常自动动作，无需操纵员干预，这样就使得AP1000非能动堆芯冷却系统当中极少数需要一次动作的设备也具有了极大的可靠性，可视作与非能动设备具有同等的可靠性。 此外，对于非能动堆芯冷却系统，不是每一次动作都会完整的经历上述4个过程，只是在发生某些稀有事故情况下（如LOCA）才会最终过渡到安全壳再