AP1000和M310安全壳冷却系统的对比与分析

a*cc图1压力容器KPV 脆性断裂曲线由于低温超压事件直接对一冋路造成了不可逆且相当 严重的损坏，因此这种现象受到了各个国家安全审査的重 视。

不同压水堆核电技术对于低温超压始发事件的预防也 采取了相应的措施。

这些措施既包括安全泄压阀配置方案, 也包括一定的运行行政措施，以及对低压超压始发事件的规 避等。

应对传统的二代及二代改进型核电厂、以及国内在役 的三代核电厂的低温超压始发事件的预防进行梳理,为后续 的电厂改进、及新电厂的设计提供思路。

二、M 310中的低温超压保护方案国内在役的电厂，大多以法国引进的大亚湾核电为参考 的二代及二代改进型压水堆核电技术（M 310)。

其一回路系 统为三环路，执行停堆过程中堆芯衰变热导出的余热排出系 统全部布置在安全壳内。

M 310机组低温超压保护始发事M 310机组的余热排出系统在丨60 ~ 180T ：接入到一回路，稳压器在丨20弋灭汽腔后一回路进人到水实体状态。

在 稳压器灭汽腔前,始发事件的发生不会导致一回路压力的迅速上升。

且由于高温下RPV 脆性断裂强度远超过始发事件 导致的峰值压力，因此这个温度区间下的事故，不会导致一 回路的破裂。

但由于始发事件最终会导致一回路压力超过 安全阀的峰值压力，安全阀最终会起跳。

安全阀起跳压力 下、]20T 以上的反应堆冷却剂排放时,会产生汽水混合的流 体,其冲击力也较低温情况下大很多。

考虑到事故的进程以及人员干涉的假定事件，如安注泵 误启动时，操作人员〇.5h 后停止安注泵。

通过余排系统先 导阀排放的总量超过了稳压器卸压箱的容积，最终会导致冷 却剂通过卸压箱进人到卸压箱房间环境中。

M 310堆型中，安全注人系统包括高压安注泵、安注箱、 低压安注泵。

余排系统接人后，运行人员会对安注箱的出口 电动隔离阀进行断电处理，以防止误安注信号引起的安注箱 向一回路的快速注人，有助于降低一回路失效风险。

在役的二代及二代改进型压水堆，稳压器的安全阀均配Industrial & Science TribuneRPV 雎性断裂曲线/―、低温超压事件的背景介绍对于压水堆核电厂一回路系统，其低温情况下的主设备 材料韧性较电厂正常运行工况下降。

华龙一号发电机定子冷却水系统差异分析及优化建议作者：黄盼李秋实潘冠旭严浩东任旭东龚贵辉来源：《中国房地产业·中旬》2020年第03期摘要：HPR1000华龙一号机组发电机定子冷却水系统作为核电厂汽轮发电机的重要辅助系统之一，其可靠稳定运行是保证发电机安全高效运行的关键，由于华龙一号定子冷却水系统设计上和M310机组存在較大差异，本文就福清核电发电机定子冷却水系统华龙一号机组和M310机组系统工艺流程、逻辑两个方面进行对比、分析和总结，并对系统调试阶段发现的问题提出进一步可优化建议，从而充分理解系统差异性，提高后续系统对后续华龙一号机组定子冷却水系统调试运行和提高系统稳定性都有一定的借鉴和参考意义。

关键词：华龙一号;定子冷却水系统;差异分析;工艺流程;逻辑;优化建议福清核电5号机组发电机定子绕组进行冷却，该冷却是通过低电导率的除盐水不间断地在定子线圈中循环，将线圈中产生的热量带走来实现的。

定子冷却水系统能够监测并控制进入定子线圈的水电导率、温度、压力和流量等参数。

确保发电机在额定氢压下安全运行，避免定子冷却水泄露进发电机内部。

1 系统工艺流程差异1.1 总流量测量仪表位置差异总流量仪表位置由发电机出水口改为发电机入水口，并由3个SD，1个MD改为3个MD。

分析：总流量测量由发电机出水口改为入水口，减少了系统进入发电机和水箱引起的流量损失，使测量数值更加接近系统运行总流量。

1.2 增加流量测量装置分析：TGC增加了测流装置，介绍如下：通过增加测流装置，在进行流量调整时，可以直接在压差流量计上进行读数，省去了使用超声波流量计的步骤，福清核电超声波流量计安装使用过程复杂，其安装需要将两块测量传感器固定在管道上，并需保持在一条直线上，而在系统运行过程中，管道震动将影响模块固定，会导致测量数据存在波动，同时如使用不规范也很容易造成试验数据的偏差，通过增加管道流量装置大大优化了测流流程和提高了测量的准确性，减小了调试的工作量和提高了流量分配试验流量测量准确性，同时方便后续流量巡检工作，提高了后续系统运行的可靠性。

国家核安全局针对AP1000自主化依托项目安全审评的技术见解一、背景1. AP1000的设计特点与以往传统的压水堆设计相比，AP1000的主要特点在于采用了非能动的安全理念，包括非能动的余热排出系统、非能动的应急堆芯冷却系统（包括堆芯补水箱、安注箱和内置换料水箱）、自动降压系统、非能动的安全壳冷却系统和非能动的主控室可居留性系统。

这些非能动安全系统仅依靠重力、自然循环和蓄压工作，非能动安全系统投运时只要相关阀门的一次性切换，不需要机械设备的连续运转，不需要外部动力供应，也不需要支持系统。

期望通过这些非能动系统设计的使用，提高安全系统的可靠性水平。

同时，AP1000的主泵采用屏蔽泵，没有反应堆冷却剂泵轴封系统，消除了全厂断电状态下主泵轴封破口的风险；屏蔽泵与蒸汽发生器直接连接，没有蒸汽发生器与主泵之间的中间管段。

此外，AP1000采取了多项严重事故缓解措施，包括：非能动的氢气复合器系统和堆芯熔融物在压力容器内的保持能力（IVR）。

2. 美国核管会有关AP1000的审评情况美国西屋电力公司（WEC）于2002年3月28日根据联邦法规10CFR52向美国核管会（NRC）提交了AP1000标准设计认证申请。

在AP1000标准设计审评过程中，WEC为解决NRC提出的审评问题，多次对设计控制文件进行了升版，至2005年9月7日WEC提交了设计控制文件的第15版。

NRC于2004年9月13日发布了针对AP1000（设计控制文件第14版）的最终安全评价报告NUREG-1793，于2005年12月发布NUREG-1793补充1（这是针对AP1000设计修改DCD15版修改内容的评价意见）。

NRC于2006年1月27日在71FR4464中发布最终的AP1000标准设计证书。

美国联邦法规10CFR52附录D记载了AP1000标准设计证书，其中明确目前认可的AP1000设计控制文件版本是第15版。

此处需要说明的是，美国10CFR52中引入了两项新的关键内容：COL行动项，以及用于验证设计和验证建造符合设计要求的ITAAC（监督、试验、分析和验收准则）。

AP1000堆内仪表系统介绍及特点分析作者：孙梦竹来源：《中国房地产业·上旬》2018年第02期【摘要】本文介绍了AP1000堆内仪表系统的组成、结构、功能，并通过与国内M310机组及VVER机组堆内仪表系统的对比，分析了AP1000堆内仪表系统的特点。

【关键词】AP1000；堆内仪表；对比；特点1、引言AP1000核电站在传统成熟的压水堆核电技术上，采用非能动理念，建立非能动安全系统，执行预想事故情况下的核安全功能。

针对可能发生的严重事故，AP1000核电厂设计中设置了多种预防与缓解措施，并采用先进的数字化仪控系统和主控室设计，确保核电厂的安全。

2、AP1000堆内仪表系统AP1000堆内仪表系统包括：堆内仪表套管组件以及相关的信号处理和数据处理装置。

电厂运行期间，堆内仪表套管组件放置在燃料组件内，通过反应堆压力容器顶盖引出到安全壳。

自给能探测器和堆芯出口热电偶的信号通过电缆传送到不同的数据调试和处理工作站，并能在主控室显示处理后的数据和结果。

2.1 系统功能堆内仪表系统作为反应堆冷却剂系统的压力边界，用于在事故工况下将堆芯出口温度信号送到保护和安全监测系统用于指示和显示。

此外，堆内仪表系统还用于将在线中子通量信号提供给在线功率分布监测系统，将堆芯出口温度信号发送给多样化驱动系统用于指示和显示，并在电厂正常运行期间，发送给OPDMS的信号用于生成堆芯功率分布图形和列表显示。

2.2 系统描述堆内仪表系统通过42根仪表导向管将热电偶信号传输到冷端分线箱，将自给能探测器（SPD）信号传输到信号处理机柜。

其中，38个热电偶温度信号送至PMS作为事故后监测，4个温度信号送至DAS用于其驱动信号，中子通量信号通过SPS机柜处理后，送至应用/数据联络服务器，经过实时数据网络传递至DDS进行信号显示。

信号处理软件将堆芯探测器的信号传送给反应堆堆芯运行最佳评估分析系统。

BEACON 用这些数据来计算三维堆功率分布，校核堆外核测仪表系统的反应堆超温∆T和超功率∆T停堆整定值，并提取合适的功率分布参数在主控室显示。

AP1000核电厂发电机冷却方式设计特点分析作者：赵宏宇来源：《科技视界》2015年第10期【摘要】本文比较详细地介绍了AP1000核电站发电机采用的冷却方式，包括冷却介质的选择，具体的冷却部位和内部通风流道的布置。

此外，也介绍了AP1000核电站如何控制发电机冷却介质的参数以及氢气泄漏控制。

【关键词】AP1000；发电机；冷却方式；冷却介质0 前言众所周知，电机容量的提升主要靠增加电机的线性尺寸和电磁负荷两种途径来实现。

然而增大线性尺寸的同时也会增大损耗（因为电机的损耗与线性尺寸的三次方成正比），这会造成电机效率下降；而增加磁负荷，则会受到磁路饱和的限制。

所以提高电机容量的主要措施在于增加线路负荷。

但是增加线路负荷的同时会增加绕组的铜损耗，线圈的温度会升高，加速绝缘老化，降低电机寿命[1]。

这时就需要采取有效的冷却方式带走发电机的产生的热能，以保证发电机安全可靠的运行。

综上所述，提高发电机的容量，主要是依靠提升发电机的冷却技术实现的。

1 大型汽轮发电机的主要冷却方式目前汽轮发电机采用的冷却方式按冷却介质分类主要包括空冷、氢冷、水冷、油冷以及蒸发冷却（两相流冷却）等；按冷却位置分类包括表面冷却和内部冷却，表面冷却就是通过冷却介质（氢气、空气）和发电机本体进行表面对流换热带走热量，这种方式换热能力相对较差；内部冷却就是将冷却介质（水、油、氢气）通过导线内部，带走热量再与外置的热交换器进行换热，这种方式的换热能力更强。

目前大容量发电机的冷却方式一般不只通过单一的手段，多是内外冷却相结合，多种介质相结合。

对于不同的部位（定子铁芯、定子绕组、发电机壳体、转子绕组等）采用相适应的的方式，以达到最好的冷却效果。

2 AP1000核电厂发电机冷却方式2.1 AP1000核电厂发电机的冷却方式概述我国首座AP1000核电站的发电机是从日本三菱电机公司引进的技术，采用“水氢氢”的冷却方式。

发电机采用整体全封闭、内部氢气循环、定子绕组水内冷、定子铁心及端部结构件氢气表面冷却、转子绕组气隙氢气内冷的冷却方式[2]。

2019年第18卷第7期产业与科技论坛AP1000与M310机组余热排出系统对比及优化分析□谭彦标【内容摘要】核安全的主要问题是要在任何情况下都能够保证核燃料的持续冷却。

反应堆的物理特性决定了核电厂需要设置余热排出系统。

本文对AP1000机组正常余热排出系统（RNS）和M310机组余热排出系统（RRA）进行介绍。

并对两种余热排出系统的功能、流程、余热排出泵、余热排出热交换器以及安全阀进行了比较分析。

总结了两种机型余热排出系统之间的共性与差异。

通过对RRA及其改进项的参考对RNS提出改进意见，提高了AP1000机组的安全性及RNS的可靠性，为后续RNS的设计和建造提供了技术上的支持。

【关键词】余热排出系统；AP1000机组；M310机组【作者简介】谭彦标（1989．10 ），男，辽宁铁岭人；中核辽宁核电有限公司助理工程师压水堆核电厂正常运行时，核反应产生的能量由反应堆冷却剂经蒸汽发生器传递给二回路系统，并通过汽轮发电机转化成电能。

停堆初期堆芯余热仍由蒸汽发生器通过二回路以蒸汽的形式排放，当二回路或蒸汽发生器不能再运行时则由余热排出系统来承担。

余热排出系统带出的堆芯热量通过设备冷却水系统、厂用水系统传递到电厂的最终热阱———海水。

本文就RNS和RRA进行比较，并对RNS提出了一定的优化建议。

一、RNS概述如图1所示：RNS有两个序列，每一序列包括一台RNS 泵和一台RNS热交换器，两列共用一条来自反应堆冷却剂系统（RCS）的进水母管和一条返回RCS的出水母管。

进水母管在流出安全壳之前有条支路与安全壳内部换料储存水箱（IRWST）相连。

进水母管在安全壳外有一电动隔离阀，正常运行时处于关闭状态，其下游分为两条独立的管线，每条管线各有一台泵。

RNS泵出口直接连到各自的RNS热交换器，热交换器出口连接到公共出水母管，母管上有一个常闭的电动安全壳隔离阀。

为保护泵从RNS热交换器下游到RNS泵入口管线之间设置了最小流量管线，内含节流孔板。

AP1000和M310安全系统的比较与分析作者：郝祥伟来源：《中国新技术新产品》2012年第06期摘要：简述了AP1000的非能动堆芯冷却系统的功能、组成和发生失水事故时的非能动安全注入过程，以及M310安全注入系统的功能、组成和安注过程，分析了AP1000非能动堆芯冷却系统的主要优点。

关键词：非能动；安全注入；AP1000；M310中图分类号：TL36 文献标识码：A1概述第2代核电站是指上世纪70年代至今正在运行的大部分商业核电站，其商业化运行证明了发展核电在经济上的可行性。

但是,前苏联切尔诺贝利核电站和美国三哩岛核电站严重事故的发生，说明第2代核电站在设计上对发生严重事故的可能性认识不足，日本福岛核电站严重事故的发生进一步证明了第2代核电站安全性仍需提高。

在吸取第2代核电技术安全方面教训的基础上,开发出了第三代核电，美国西屋公司的AP1000就属于第3代核电。

文中着重对AP1000非能动堆芯冷却系统（PXS）进行详细阐述，同时与M310(三环路)安全注入系统（RIS）进行比较和分析，供从事核电技术的相关专业人员参考。

2 AP1000的非能动堆芯冷却系统简述2.1 系统组成和功能AP1000的非能动堆芯冷却系统由非能动堆芯余热排出系统（PRHRS）和非能动安全注入系统（PSIS）两部分组成。

PXS包括：两个堆芯补水箱（CMT）；两个安注箱（ACC）；安全壳内置换料水箱（IRWST）；非能动余热排出热交换器；pH调节篮；相关的管道、阀门和仪器；以及其他一些设备。

作为反应堆冷却剂系统（RCS）一部分的自动降压系统阀门和喷洒器（Sparger）也同样是PXS的重要功能组成部分。

PXS具有以下功能：应急堆芯余热排出；RCS应急补水和硼化；安全注入；安全壳内pH 值控制。

当启动给水系统的排热能力或化容系统的补给能力不足或丧失时，PXS提供安全相关的RCS余热排出及堆芯安注功能。

对于发生的非LOCA事件，当正常补给系统不可用或补水不足时，堆芯补水箱对RCS提供补给和硼化。

M310核电机组安全壳喷淋系统运行改进通过对运行事件的反馈和系统设计的分析，提出M310核电机组安全壳喷淋系统运行的相关改进建议，主要包括防止氢氧化钠污染的改进，事故后氢氧化钠注入方式改进，增加安全壳临时喷淋功能等，以确保EAS系統可靠实现安全功能。

标签：安全壳喷淋系统;氢氧化钠;KRT联锁信号;安全壳临时喷淋在M310机组上，安全壳喷淋系统（EAS）是核电站专设安全设施之一，它是在设计基准事故工况下唯一可排出安全壳内热量的系统，用于当一回路失去冷却剂或安全壳内蒸汽管道破裂事故工况下使安全壳温度和压力保持在可承受的值，以保证安全壳的完整性。

本文主要针对M310机组调试、运行期间EAS系统出现的问题进行了分析，并就这些问题的处理方案给出了相关建议。

1 防止EAS系统氢氧化钠污染换料水箱运行分析M310机组调试、运行期间，偶尔发现，一回路钠含量异常高，通过取样浓度初步判断，应该是EAS系统的氢氧化钠进入到主回路中，为使水质合格，耗时耗力，给机组运行带来诸多不便。

1.1 EAS125VR增加手轮福清核电EAS125VR为气动球阀，是化学添加剂贮存箱（EAS001BA）出口氢氧化钠注入管线上的隔离阀。

该阀门失电或失气情况下会全开，无法做到可靠隔离。

EAS定期试验以及日常隔离工作中经常会遇到需要隔离EAS125VR的情况，如执行定期试验验证EAS001BA液位低信号关闭加药阀门逻辑，此时需要关闭EAS125VR并上锁防止换料水箱中的含硼水进入EAS001BA中;而该阀门失气或者失电均会导致其全开，若EAS125VR无法做到可靠的隔离，将有可能导致硼酸进入EAS001BA中。

因此，目前已将EAS125VR改为带手动装置的气动球阀，以实现阀门可靠隔离。

通过实施改造，大大提高了阀门隔离的可靠性，有利于日常运行。

1.2 EAS125VR正常运行方式调整设计上，在正常运行时，EAS125VR保持在开启的状态，在安喷启动后，安喷信号将再次发送开启命令，确保EAS125VR开启。