第四章_非能动堆芯冷却系统2016.ppt

* 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）。PRHR HX属核一级设备，外形尺寸为5791.2mm x 2235.2mm x 7594.6mm，重量为42.757吨，设备表面材质为不锈钢，属于AP1000核电最重最大的热交换器 吊装过程 安全壳内置换料水箱滤网 和安全壳再循环滤网 作用： 防止LOCA 期间碎片进入堆芯并堵塞堆芯冷却流道。 （1）设计准则：NRC 导则RG-1.82 a. 每一功能设有独立的大滤网。 b. 滤网均处于安全壳淹没水位以下。每一滤网具有垃圾拦污栅/架 、细滤网和碎片挡板。 c. 地面和滤网之间有一定的倾斜。 d. 排水不直接冲向滤网。 e. 滤网可以承受事故负荷和飞射碎片。 ￡.滤网的通流面积需保守考虑堵塞裕量(为保证非安全级的正常余热排出泵的运行，从IRWST 吸入口到地坑再循环管线，都要考虑相适应的滤网尺寸)。 g. 要对系统和滤网的运行特性进行评估。 h. 滤网具有坚实的上盖。安全壳再循环滤网设有保护板，其位置在不高于滤网上方一英尺的地方，保护板相对滤网向前延伸不少于10 ￡t(3. 048 m) ，向侧方向延伸不少于7 ￡t(2. 134 m) 。保护板的大小与通过垃圾拦污栅的水流大小成一定的比例。 1. 滤网通过抗震鉴定。 J. 滤网开口的尺寸大小能够防止由于碎片的堆积而造成堆芯冷却的阻塞。 k. 滤网的设计能够保证泵充分发挥性能。(AP100 0在设计上没有安全相关的泵) 1.滤网采用抗腐蚀材料。 m.入口的大小能够满足滤网检查的要求。 n. 每次换料期间均要求对滤网进行检查。 其它要求： (2) 要求即使是在正常余热排出泵运行的时候，要使水流在到达滤网时速度很低，以限制较重碎片迁移至滤网。 (3) 在ASME 核安全A 级管线(质量A 组)上应使用金属反射绝热材料。因为这些管线的设计必须考虑承受LOCA 事故。 (4) 在安全壳再循环滤网附近的表面不使用涂层。这些表面是由不需要涂层的材料制成。 (5) IRWST 是封闭的，从而限制碎片进入IRWST 滤网。 (6) 安全壳再循环滤网要高于安全壳的最低位置。 (7) 在开始安全壳再循环以前要有一段较长的碎片沉积时间。 (8) 由于API000 没有采用安全相关的泵，因此安全相关的泵吸入空气的问题将不再出现。评估结果表明常规余热排出系统泵可以在IRWST 和安全壳的最低水位情况下运行。 (9) 电厂必须承诺，有相应的清洁程序来防止碎片进入安全壳。 10) 限制通风过滤器材料和纤维制造的防火材料等的使用。因为这类材料都可能成为潜在纤维碎片的来源，这些材料只允许在不受假想喷射和水淹没以外的区域使用。 安全壳内置换料水箱滤网 通风口和溢流口常关 安全壳再循环滤网(Containment Recirculation Screens)沿着环路隔间83 ￡t(39.21 m) 标高地面上的墙垂直布置。系统提供了两个分开的滤网。环路隔间地面要比安全壳内最底部的反应 堆堆腔高许多[11.5 ￡t(3. 51 m)] 。再循环滤网的底部比地面高2 ￡t(O. 61 m) ,从而提供围栏的功能。 4.4 非能动堆芯冷却系统的运行 4.5 非能动堆芯冷却系统的实验验证 不论是能动的还是非能动的专设安全设施, 其可靠性和成熟性都是在模拟事故工况的 试验台架上进行验证。在充分试验验证的 基础上，利用试验结果和数据开发事故分 析用的计算机软件，经核安全当局审查批 准后，再用于核电厂的事故分析和专设安 全系统的设计，由此设计出来的专设安全 系统，即认为是成熟的系统。 4.5 非能动堆芯冷却系统的实验验证 堆芯补水箱(CMT)试验装置; ·非能动余热排出(PRHR)试验装置; 自动卸压系统(ADS)试验装置; ·非能动安全壳冷却试验装置; 偏离泡核沸腾(DNB) 试验装置; ·将堆芯熔融物滞留在压力容器内(IVR) 的UPLU 试验装置; ·非能动堆芯冷却系统(全高度、高压、高温)SPES 综合试验装置; .非能动堆芯冷却系统(低压、低温)APEX 综合试验装置。 非能动安全相关的实验验证 (1 )单项试验(Separate Effect Tests) ·非能动余热排出系统热交换器(全高度，全压力/温度，小比例热交换器/安全壳内置换料水箱)实验; 自动卸压系统(ADS)A 阶段(喷洒器)试验; 自动卸压系统(ADS)B 阶段（1/2/3 级自动降压阀)试验; .堆芯补水箱(CMT) 试验; ·偏离泡核沸腾(DNB) 试验