AP1000主要设计参数

不需要
2台
换料水储存箱
12230m3（IR）
11600 m3
硼注入箱
不需要
13.4m3
9.安全喷淋系统
无
有
安全喷淋泵
不需要
2台（安全级）
热交换器
不需要
2台（安全级）
10.正常余热导出
非安全相关
安全相关
设计压力
6.2 MPa.g
4.65 MPa.g
设计流量
2340 m3/h
2911 m3/h
11.乏燃料水池冷却系统
11500m2
5430m2
传热管数量
10025
4474
独立的启动给水接管
有
无
5.主泵
类型
屏蔽泵
轴封泵
数量
4
3
额定功率
5.15MW
6.5MW
最佳设计流量
17000 m3/h
23790 m3/h
扬程
110m
97.2 m
6.稳压器
总容积
59.5m3
39 m3
稳压器卸压箱
无
有
自动卸压装置
有
安全阀卸压
7.安全壳
建造周期（批量后）
<42
58
堆芯损坏频率
<4×10-7/堆年
<1×10- 5/堆年
(未计入所有外部事件)
事故早期大量放射性物质释放至环境的频率
<4×10-8/堆年
<1×10-6/堆年
(未计入所有外部事件)
反应堆运行压力
15.5MPa
15.5MPa
热段温度
321.1℃
327.6℃
SG出口压力

（2）非活性段材料 上下管座为304不锈钢，弹簧为低钴因科镍－
718合金。 结构形式 （1）定位格
保护格架，中间格架，端部格架，要求吸收中子 少的锆合金条带，带导向翼，中间格架有搅混冷却功 能，冲制成形，激光焊接。 （2）导向管
带水力缓冲器，上、下可拆结构
图 法 国 － 燃 料 组 件
4.1.2
图4.1.5 控制棒组件
图
4.1.6
图
4.1.7
表4.4控制组件参数：
每束控制棒数 吸收体下部材料
外径 长度 上部材料 外径 长度 包壳材料 包壳厚度 棒外径
黑体棒 24
Ag-In-Cd 8.53mm 1500mm B10（19.9%） 8.53mm 2610mm 304不锈钢
0.47 9.68
图4.1.4 AP1000燃料组件
表4.3 未辐照过的AP1000燃料组件结构参数
总高（不包括顶部弹簧） 组件横截面长/宽 燃料长度 燃料棒长度 燃料棒内上空腔长度 燃料棒内下空腔长度 包壳材料 中间格架和搅混格架材料 底部和顶部格架材料 燃料芯块 下管座 材料 上管座
4795.5mm 214.02X214.02mm 4267.2mm 4583.2mm 164.46mm 122.56mm Z1RLO Z1RLO 718因科镍合金（低钴） 二氧化铀
55000MWd/TU 88%
九十年代末开发，
Vantage+
双金额格架 6-7（14英寸）
3-4 2
板弹簧可拆结构 小圆孔形滤网
Gd2O3 UO2+ G块d2O3芯
45000MWd/T年开发，
Performance+
双金额格架 6-7（14英寸）

第三代核电站与AP1000一、世界核电站可划分为四代第一代核电站：自50年至60年代初苏联、美国等建造的第一批单机容量在300MWe左右的核电站，如美国的希平港核电站和英第安角1号核电站，法国的舒兹(Chooz)核电站，德国的奥珀利海母(Obrigheim)核电站,日本的美浜1号核电站等。

第一代核电厂属于原型堆核电厂，主要目的是为了通过试验示范形式来验证其核电在工程实施上的可行性。

第二代核电站：第二代核电厂主要是实现商业化、标准化、系列化、批量化，以提高经济性。

自60年代末至70年代世界上建造了大批单机容量在600－1400MWe的标准化和系列化核电站，以美国西屋公司为代表的Model 212（600MWe，两环路压水堆，堆芯有121合组件，采用12英尺燃料组件）、Model 312（1000MWe，3环路压水堆，堆芯有157盒组件，采用12英尺燃料组件，），Model 314 （1040MWe，3环路压水堆，堆芯有157盒组件，采用14英尺燃料组件），Model 412（1200MWe，4环路压水堆，堆芯有193盒组件，采用12英尺燃料组件，）、Model 414（1300MWe，4环路压水堆，堆芯有193盒组件，采用14英尺燃料组件）、System80（1050MWe，2环路压水堆）以及一大批沸水堆（BWR）均可划入第二代核电站范畴。

法国的CPY，P4，P4′′也属于Model 312，Model 414一类标准核电站。

日本、韩国也建造了一批Model 412、BWR、System80等标准核电站。

第二代核电站是目前世界正在运行的439座核电站（2007年9月统计数）主力机组，总装机容量为3.72亿千瓦。

还共有34台在建核电机组，总装机容量为0.278亿千瓦。

在三里岛核电站和切尔诺贝利核电站发生事故之后，各国对正在运行的核电站进行了不同程度的改进，在安全性和经济性都有了不同程度的提高。

第三代核电站:对于第三代核电站类型有各种不同看法。

53
VES
Main Control Room Emergency Habitability System
54
VFS
Containment Air Filtration System
55
VHS
Health Physics and Hot Machine Shop HVAC
System
56
VLS
Containment Hydrogen Control System
2.1. 总平面布置 AP1000 包括以下七个基本构筑物 分别建在各自的整体基础上。 反应堆厂房/屏蔽厂房/核辅助厂房； 附属厂房； 柴油发电机组厂房； 放射性废物厂房； 汽轮机厂房；
2.2. 核岛 AP1000安全壳核岛包括主设备闸门，操作平台的人员闸门，地平面的维护闸
门和人员闸门。
2.2.1. 反应堆厂房
2.2.2. 屏蔽厂房
屏蔽厂房是围绕安全壳的环形区域和结构。正常运行工况下，屏蔽厂房的基 本功能是保护安全壳、带放射性的系统以及位于反应堆厂房的其它设备。屏蔽厂 房与反应堆厂房内部相衔接为 RCS 及其它带有放射性的系统、设备提供屏蔽， 在事故工况下为阻止放射性气体或液体逸出安全壳提供屏蔽。
屏蔽厂房也是非能动安全壳冷却系统的组成部分。PCCS 空气导流层位于环 形区的上部，附着在钢制安全壳的周围。在 DBA 引起大量能量释放于安全壳时， PCCS 空气导流层为冷却安全壳所需的自然空气对流提供通道，在导流层与安全 壳之间的空气可带走安全壳表面的热量。
57
VPS
Pump House Ventilation System
58
VRS
Radwaste Building HVAC System

AFA 3G
4.1.3
图
西 屋 ＋ 燃 料 组 件
P
（3）上、下管座 上管座：优化上管座弹簧压紧力，改进流水孔孔
型 下管座：过滤异物 上下管座，均为可拆连接件
（4）燃料棒 细棒径9.59mm，大晶粒UO2芯块。 表4.1 国外四种型号高性能燃料组件参数 表4.2 国外四种型号高性能燃料组件参数
HTP
17 ×17 9.5 ×0.57
264 1 24
1.26 21.504 21.402 8.19
13.5 385.15－448.8
ELS-DoPLEX合 金
ZiRLOTM Zr-4-Inconel Zr-4-Inconel
Inconel 304
表4.2 国外四种型号高性能燃料组件参数比较
项目 定位格架
板弹簧可拆结构 小圆孔形滤网
ZrB2 TFB芯块
45000MWd/TU 55000MWd/TU
88% 1992年开发，现 已有8万组件应
HTP 双金额格架 6-7（14英寸）
3-4 2
板弹簧可拆结构 曲板滤网 Gd2O3
88%
AP1000堆芯采用燃料是基于RFA燃料组件（Robust Fuel Assembly）和RFA-2燃料组件并经改进，它在抗腐 蚀、燃耗性能、抗异物、机械稳定性、热工水力性能和核 性能等方面有所改进。
AP1000燃料组件是17X17加长型（XL）燃料组件 （见图4.1.4）。每个组件有264根包壳材料为ZLROTM的 燃料棒，24根控制棒导向管，以及1根仪表测量管。上、 下管座是可拆卸的，可以更换损坏的燃料棒。
上管座使用一体化结构，定位格架是“蛋篓”焊接结 构，搅混格架与定位格架相似结构。未辐照过AP1000燃 料组件结构参数见表4.3。

反应堆概述： 反应堆用于确保堆芯能按核设计要求进行安 全可控的链式反应； 确保核裂变释放的热量能按热工水力设计要 求有效地排出； 确保在寿期内全部堆内构件保持良好性能， 即使在事故时仍能保证堆结构的完整性和安 全性。
3
1.反应堆（2）
反应堆主要包括以下部件： —堆芯 —堆内构件 —压力容器 —控制棒驱动机构 —一体化上封头 —堆芯仪表系统等
38
3.化学和容积控制系统（2）
39
3.化学和容积控制系统（3）
容积控制原理
40
3.化学和容积控制系统（4）
化学控制原理
41
3.化学和容积控制系统（5）
反应性控制原理 —加硼，在补水泵吸入口注入预先规定数量 的硼酸溶液。在正常功率运行时，为了将调 节棒组调整到正常使用范围；或者，反应堆 停运时，为了增加停堆深度，需进行加硼操 作。 —稀释，用等量的除盐水代替一部分一回路 冷却剂的硼水。
44
4.正常余热排出系统（2）
45
4.正常余热排出系统（3）
46
4.正常余热排出系统（4）
正常余热排出系统的投入前主要包括两大项 操作 —硼浓度的调整：防止在余热排出系统内硼 浓度低于RCS的硼浓度情况下误稀释一回路； —升压和加热：避免压力和热冲击，以保护 余热排出系统的泵和热交换器。
47
7
1.反应堆（6）
8
1.反应堆（7）
9
1.反应堆（8）
燃料组件主要设计参数： 燃料组件设计 17x17 燃料组件数量 157 每个燃料组件中燃料棒数量 264 包壳厚度 （mm） 0.57 燃料棒外径（mm） 9.50 燃料芯块长度（mm） 12.6 燃料组件长度（m） 4.80 核裂变原料 铀235，浓集度2.35%-4.8%

50
6.厂用水系统（1）
系统功能：
在各种运行模式下带走设备冷却水系统的热 量
51
6.厂用水系统（2）
52
6.厂用水系统（3）
表 3.6.1 不同运行模式下厂用水的额定流量和热负荷 SWS 泵 正 常投入台数 1 2 2 2 CCS 泵 和热交换 器 正常运行 (满负荷) 电站冷却 换料 (全堆芯卸出) 电站启动 支持安全停堆 和乏燃料冷却 的 最 小 量 （SWS 系统供 水 温 度 90.5oF (32.5oC) 1 2 2 2 额定流量 10,800 gpm (2453 m3/hr) 21,600 gpm (4906 m3/hr) 21,600 gpm (4906 m3/hr) 21,600 gpm (4906 m3/hr) 热传输 90.4 x106 Btu/hr (26.5 MW) 303 x106 Btu/hr (88.7 MW) 73.9 x106 Btu/hr (21.6 MW) 76.1 x106 Btu/hr (22.3 MW)
16
1.反应堆（8）
17
1.反应堆（9）
控制棒设计参数： 控制捧（黑捧）： —53束，每束24根 —吸收材料：银-铟-镉合金封包在不锈钢管 内 灰棒： —16束，每束24根 —吸收材料： 12根银-铟-镉合金，12根为不 锈钢材料
18
1.反应堆（10）
19
1.反应堆（11）
20
1.反应堆（12）
21
1.反应堆（13）
22
2.反应堆冷却剂系统（1）
23
2.反应堆冷却剂系统（2）
主要功能： 反应堆冷却剂压力边界的完整性 堆芯冷却和反应性控制 反应堆冷却剂系统压力控制 过程监控 自动降压功能

陈钢电子文档编号PPT-2008-3-21
AP1000非能动安全系统 2、非能动安全注射系统
陈钢电子文档编号PPT-2008-3-21
AP1000非能动安全系统
陈钢电子文档编号PPT-2008-3-21
AP1000非能动安全系统
1）非能动安全注射系统的功能： 在事故情况（包括失去反应 堆冷却剂）下，给反应堆应 急注水，冷却堆芯。
电厂设计寿命
60年
反应堆热功率
设计地震烈度(地面加速 度)
0.3g
电厂效率(净)
电厂输出电功率(毛)
1200MWe 电厂可利用率
3400MWt 32.7% 93%
电厂输出电功率(净)
1117MWe 堆芯熔化频率
5.08×10-7 1/ry
核蒸汽供应系统功率
3415MWt 大量早期释放频率 5.94×10-8 1/ry
AP1000核蒸汽供应系统
AP1000核蒸汽供应系统包括：
1、反应堆
基本上与第二代核电站比利时Doel4、 Tihange3的相同
2、反应堆冷却剂系统
采用与第二代核电站“系统80”相同的二环 路系统。系统包括：一台反应堆压力容器、 一台稳压器和两条冷却剂环路。
每一条环路有一台蒸汽发生器、两台主泵、 两条冷段主管道和一条热段主管道。
第二代核电站的安全系统是能动系统，它包括 数量较多的泵、安全阀门以及相应的管道，应 急柴油机，换料水箱，安全级支持系统（通风 系统、设备冷却水系统）等组成。大部分设备 都布置在安全壳外（由下图的红框表示）。
第三代AP1000核电站的安全系统是非能动系统， 它仅由5只水箱以及相关的安全阀门和管道组 成。全部设备都布置在安全壳内。
主控室采用布置紧凑的计算机工作站控制技术，人 机接口设计充分考虑了运行电站的经验反馈。

1888.7
5.61 271.22 5450
kg/sec
MPa ℃ KW 饱和蒸汽
冷却剂系统组成
AP1000反应堆冷却剂系统为两环路设计，主要包括 下列设备： 反应堆； 2台蒸汽发生器； 2根热段管道； 4台主泵、4根冷段管道； 1个稳压器； 阀门及用于运行控制和安全设备动作的仪表。
AP1000一回路示意图
图 反应堆冷却剂系统
反应堆简介
反应堆用于实现可控的链式裂变反应并且将 反应产生的能量通过燃料棒包壳传递给一 回路冷却剂。 反应堆主要包括： 反应堆压力容器； 一体化顶盖； 堆芯； 堆内构件。
3 、主回路系统和设备设计采用成 熟电站设计
1. 堆芯:AP1000堆芯采用西屋的加长型堆芯设计，这种堆芯 设计已在比利时的Doel 4号机组、Tihange 3号机组等得到 应用； 2. 燃料组件:采用可靠性高的ROBUST组件； 3. 蒸汽发生器:采用增大的蒸汽发生器（Delta125型），和 正在运行的西屋大型蒸汽发生器相似； 4. 稳压器:稳压器容积比常规压水堆稳压器大； 5. 主泵:主泵采用成熟的屏蔽式电动泵；主管道简化设计， 减少焊缝和支撑； 6. 压力容器:压力容器与西屋标准的三环路压力容器相似， 取消了堆芯区的环焊缝，堆芯测量仪表布置在上封头， 可在线测量。
5、 采用成熟的数字化控制技术
AP1000仪控系统采用成熟的数字化技术设计，通过多样 化的安全级、非安全级仪控系统和信息提供、操作避免 发生共模失效。仪表和控制系统采用数字化的分布式控 制系统（DCS）。采用成熟的、先进的技术（如远程I／O 技术、网络通讯技术、智能诊断技术等），满足电厂各 种运行模式及事故工况下的监视和控制要求。 主控室设计充分考虑人因工程。主控室采用布置紧凑的 计算机工作站控制技术，人机接口设计充分考虑了运行 电站的经验反馈。

18
蒸汽发生器
蒸汽发生器是将堆芯热能传递给 二回路介质以产生蒸汽的热交换 设备。
• 为典型的直立式带有一体化汽水
分离器的U型管自然循环蒸汽发
生器。蒸汽发生器属于安全A级
和抗震I类设备。设备整体高度
约22m，上内径约5.3m，下内径
约4.1m，一次侧压力17.13MPa，
温度343℃，二次侧压力
8.17MPa,温度315.6℃，一次侧
➢ 采用椭圆形的一次侧下腔室，便于机器人工具进出和维 护保养；
➢ 蒸汽发生器下封头直接与两台反应堆冷却剂泵的壳体相 连接；
➢ 在AP1000中，蒸器发生器和给水系统的组合设计有利 于消除“水锤”现象。
23ห้องสมุดไป่ตู้
SG的制造难点
24
SG的制造难点
• 锻件尺寸大、结构复杂
AP1000蒸蒸发器单件就达633吨（焊上主泵泵壳后为665 吨），比国内制造的同类产品（秦山二期的蒸发器为344 吨）重近一倍，其锻件尺寸也都相应加大（见下表），其 中蒸发器的水室封头包括4个接管嘴，都需要一体化锻造， 由于形状和结构复杂，一些过渡曲面不能依靠自由锻成型,
• 在RPV顶盖的贯穿件焊缝和接管安全端焊缝采用Inconel 690合金焊材(这是目前潜在应力腐蚀裂纹敏感性最低的 工业材料);
12
• 堆芯仪表通道设在RPV顶部，使得所有的贯穿件都布置在 压力容器顶部，下封头上没有任何贯穿孔，这样就彻底排 除了压力容器底部泄漏导致反应堆失水事故的可能性。上 封头有69个贯穿孔为控制棒驱动机构提供路径，另外还有 42个贯穿孔用于堆内测量的通道（堆芯中子通量、温度测 量管等）。
AP1000这些改进提高了RPV的可靠性,在假想设计基准事件 和超设计基准事件的条件下更好地保护堆芯。

第26卷第4期2009年8月现　代　电　力Modern Electric PowerVol126　No14Aug12009文章编号:100722322(2009)0420065206 文献标识码:A 中图分类号:TM623191　AP1000主给水泵组的设计选型分析王保田(三门核电有限公司,浙江台州　317112)Design Selection Analysis for Main Feedw ater Pump U nit of AP1000PWRWang Baotian(Sanmen Nuclear Power Co.,Ltd.,Taizhou317112,China)摘　要:对第三代先进型压水堆A P1000首堆工程主给水泵组的设计选型进行了分析,对选择一回路最佳估算流量下的接口参数作为二回路主给水泵组的设计输入进行了论述,阐述了主给水泵组的流量、扬程、电机功率等性能参数的设计选择过程,供后续A P1000堆型二回路主给水泵组的设计选型借鉴和参考。

关键词:A P1000;主给水泵组;最佳估算流量;性能参数;设计Abstract:The design selection of main f eed2water p ump unit is a nalyzed f or t he first A P1000p roject of t he t hird genera2 tion adva nced PW R.The interf ace pa ra meters under p rima2 ry loop best estimated flow conditions are analyzed as t he design inp ut to secondary loop main f eed2water p ump unit. The design selection p rocess of p erf ormance pa rameters such as flow,total head a nd motor p ower f or main f eed2water p ump unit is int roduced,w hich ca n be t he guidance and ref2 erence f or t he main f eed2water p ump unit of ot her A P1000 nuclear p ower pla nts.K ey w ords:A P1000;main f eed2water p ump unit;best2esti2 mated flow;p erf orma nce p ara meter;design0　引　言三门核电厂位于浙江省台州市三门县境内,规划建设6台百万千瓦级压水堆核电机组。

323.9C 1505 1.447 13.6 17X17 157 4267
34
AP600 AP1000
堆芯直径/mm 反应堆压力容器内径 /mm 线功率/（kW/m） 3361 4000 13.45 3498 4000 18.73 53/16 11613 4.73 106.7 632.1
35
45/16 控制棒/灰棒 蒸汽发生器传热面/m2 6967.7 反应堆冷却剂泵 3.22 流量（m3/s） 73.2 扬程/m 传动惯量（kg.m2） 210.7
AP1000一回路系统及设备
1
西屋先进压水堆AP1000
概述
设计特点
一回路系统
燃料元件设计
主要系统设备
安全特性
2
AP1000的总体概况
AP1000是西屋公司开发的一种双环路1000 MW的压水堆核电机组，是AP600的延伸 保持了AP600的基本设计：


堆芯尺寸基本不变， 采用非能动的安全系统， 其设计与性能特点满足用户要求文件（URD）的要求
41 42 29
附加产房
总数
10
122 99 55
10
276 23
建筑模块
管道模块
机械设备模块
24
AP1000的设计特点
25
AP1000建造进度图
26
AP1000 建造进度表
27
建造成本
AP600 有很高成本竞争能力，发电成本预
计为 1300 ～ 1500 ＄ /kW ，低于“用户要求” 1475＄/kW AP1000 比 AP600 的总成本增加 11 ％，功率 提高了66％，发电成本大大降低 AP600的建造周期缩短到 36个月， AP1000 周期缩短到32个月

非能动余热排出热交换器
PRHR HX 基本功能
➢ PRHR HX的运行和SG中可用存水一起保持RCS过冷，防止主 给水丧失或主给水管线破裂时水从稳压器安全阀排放。 PRHR HX和IRWST被设计来使得蒸汽可以至少延迟1个小 时释放到安全壳中
➢ 假定PCS将蒸汽在安全壳内凝结，重新回到IRWST内以维持 IRWST的水位。如果凝结水未能回到IRWST内，水位降低最 终PRHR HX将裸露出来。在回流槽是安全相关时一般不太可 能发生。然而如果这种情况发生，PRHR HX可以维持RCS温 度等于或小于热备用温度72小时
设计瞬态见Table 6.4-4
安注箱(ACC)
ACC 接口
➢各ACC设有相关接口，可根据电厂正常运行状态的要求，远程调节 ACC水位和硼浓度。通过IRWST疏水或由CVS泵入硼水可调节ACC水位。 补水管线位于水箱靠近中间一侧，可有效补给清除可能经出口管线泄 露进ACC的稀释水。
➢取样系统远程提取ACC溶液周期性样本检查硼浓度。取样管线位于下 端底部，接近出口管线，这样布置可有效清除泄露流量；考虑到可能 经底部出口管线的进入ACC泄露流量，这样布置还可提供代表水箱最低 硼浓度的样本。
然而如果这种情况发生prhrhx可以维持rcs温度等于或小于热备用温度72小时安全停堆事件中prhrhx可在36小时内冷却rcs到420frcps可运行或不运行1010非能动余热排出热交换器prhrhx运行电厂正常运行在电厂正常运行期间prhrhx入口常开出口常关prhrhx充满反应堆冷却剂并保持rcs压力且和irwst温度一样50f到120f10c到49c电厂停堆运行在电厂停堆或者跳堆时如果正常热阱不可用则自动启动启动prhrhx由存在热驱动压头提供自然循环动力
➢LOCA事故后淹没安全壳水位至DVI管线最高点之上， 在表5-1所列相关情形下为RCS提供长期冷却。

浅谈AP1000核电厂中中压变频器的应用1 概述AP1000采用全密闭式的反应堆冷却剂屏蔽电动泵（以下简称主泵），其功能是输送反应堆冷却剂，完成在堆芯、冷却剂环路和蒸汽发生器之间的循环。

主泵是一台立式、单级离心泵，叶轮直接连接在电机转轴上，电机的定子和转子均密闭在耐腐蚀的屏蔽套中，并承受一回路系统压力。

定子和转子之间的一回路冷却剂提供定子、转子及轴承的冷却并润滑轴承。

AP1000共配置了四台主泵，分别挂在常规岛四段10.5kV中压母线上，每台主泵的额定电压为6.9kV，频率为60Hz。

每台主泵配置一台变频器，转换厂用电为主泵所需电压和频率，同时降低主泵启动时的启动电流并在主泵反转的情况下通过能量回馈实现泵的正转及平滑调速。

AP1000标准电站中压母线电压/频率为6.9kV/60Hz，变频器仅用于控制主泵的软启动。

而中国项目母线电压和频率都不同于标准设计，所以主泵变频器不但用于主泵的启动，还要长时运行给主泵供电，此种运行方式对变频器的可靠性提出了较高要求。

两种配置如图1所示：2 变频器简介三门核电选用的变频器为西门子WCIII-HA型水冷式变频器。

变频器主要参数见表1：变频器由进线柜、变压器柜、控制柜、功率单元柜、出线柜及冷却柜构成。

2.1 变压器柜变压器为水冷式移相变压器，共有19个副边绕组，每相采用6个功率单元串联。

移相变压器采用顺延和逆延相结合的方式，即变压器二次绕组线电压的相位领先或滞后一次绕组线电压10度，经过傅里叶变换分析后可知变压器的此种绕线方式可以抑制35次及以下谐波。

变压器原边、副边绕组及铁芯通过冷却水管进行冷却，同时变压器柜内配置了4组冷却风扇以排出变压器散发的热量。

变压器原边及副边绕组上的冷却回路各配置了一个RTD和一个温度开关以检测原副边绕组的温度并发往变频器的控制系统。

2.2 功率单元柜变频器的功率单元整流侧由6个IGBT组成，储能回路采用电解电容，逆变侧由4个IGBT组成。

不管主泵运行还是停运，非能动余热导出系统有能力在36小时内将RCS的温度 降至215℃，以进入安全停堆状态。
19
非能动余热热交换器
图 4.1.3 非能动余热热交换器
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堆芯补水箱
非能动堆芯冷却系统中有两台堆芯补水箱，每台容积为70.8 m3，内装浓度约为 3500ppm的含硼水。
在正常运行时，堆芯补水箱装满含硼水。堆芯补水箱通过直接注入管线以及冷段 压力平衡管与冷却剂系统相连接。
堆芯补水箱底部的排放管线上有一只流量调节孔板，通过调节管道阻力调节注入 流量。
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安注箱
非能动堆芯冷却系统中有两台安注箱，其总容积为56.6 m3，内装浓度约为 2700ppm的含硼水，并由氮气覆盖和加压。每台安注箱与反应堆压力容器的一 根直接注入管相连接。
当反应堆冷却剂系统压力下降到低于安注箱的压力时，两只串连的止回阀开启， 硼水靠氮气压力注入反应堆冷却剂系统。安注箱的安注管线上有一只流量调节孔 板，通过调节安注管道的阻力来调节安注流量。
3500
设计压力（MPa.g）
17.1
设计温度（°C）
343
33
主要技术参数（2）
安注箱
数量Байду номын сангаас
2
容积（m3）
56.6
水容积（m3）
48.1
氮气容积（m3）
8.5
氮气压力（MPa.g）
4.8
硼浓度（ppm）
2700
设计压力（MPa.g）
5.5
设计温度（°C）
148
34
主要技术参数（3）
安全壳内换料水箱
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安全壳内换料水箱
换料水箱是位于安全壳操作平台下面的一个内衬不锈钢的大水箱，它是安全壳内 部结构的一部份。换料水箱靠近安全壳壁一侧为钢材料外壁，另外一侧是钢筋混 凝土墙。