AP1000反应堆冷却剂系统

科技信息2012年第35期ＳＣＩＥＮＣＥ＆ＴＥＣＨＮＯＬＯＧＹＩＮＦＯＲＭＡＴＩＯＮ0总体概述设备冷却水系统属于核岛14个系统，主要设备布置于常规岛汽机厂房的第一跨内；系统由核岛负责，布置由常规岛设计；布置需严格按照系统要求设计，系统验证布置设计是否能保证其系统功能的实现。

1系统描述设备冷却水系统（Component Cooling Water System ），简称CCS 系统。

类似于火力发电厂的汽机房闭式循环冷却水系统，通过CCS 换热器被厂用水系统（SWS ）冷却，从而不断将核岛设备散热带出。

它的介质是除盐水，除盐水管道连接至CCS 膨胀水箱，对其进行补水和水位调节。

CCS 包括两台CCS 泵、两台CCS 换热器、一台CCS 膨胀水箱、一台化学加药箱、一台辐射监测器装置和相关的管道、阀门、控制设备和仪表，系统流程如图1所示。

设备冷却水系统是放射性系统和外界之间的屏幕，执行如下非安全相关的纵深防御功能：1）在正常停堆、换料和半管运行时，为正常余热排除系统的热交换器及泵提供冷却；2）为化学和容积控制系统补给泵的小流量热交换器提供冷却；3）为乏燃料池热交换器提供冷却。

设备冷却水系统执行的其他非安全相关的功能如下：1）提供放射性物质向环境泄露的屏障；2）提供厂用水向一回路安全壳系统和反应堆系统泄露的屏障；3）为支持核电厂运行所正常运行所需的各种非安全相关设备提供冷却；4）在非能动余热排出热交换器运行时，向RNS 热交换器提供冷却水，以冷却安全壳内置换料水箱的水；5）在非能动堆芯冷却系统缓解事故后的核电厂恢复运行期间，向RNS 系统提供冷却水带走堆芯热量。

2设备描述2.1设备冷却水热交换器设备冷却水热交换器为板式热交换器，两台设备冷却水热交换器为正常运行热负荷提供了多重性。

在核电厂停堆冷却时，为了达到设计要求的冷却速率需运行两台热交换器，如果只运行一台热交换器将延长核电厂的停堆冷却时间。

在核电厂正常运行时，任一台设备冷却水热交换器可以和任一台设备冷却水泵组合运行。

AP1000反应堆冷却剂系统（RCS）包括：反应堆压力容器（RPV），包括控制棒驱动机构安装接管和堆芯测量探头贯穿件；反应堆冷却机泵（RCP）。

共4台屏蔽电机泵（Canned Motor Pump），每台蒸汽发生器下部都与两台泵相连接，即每个环路由两台泵驱动；蒸汽发生器（SG）包容反应堆冷却剂的部分，包括SG的水室下封头（Channel Head）、管板（Tubesheet）和传热管束（Tubes）；稳压器（PRZ）以及与其相连接通往一条反应堆冷却剂主管道热管段的波动管线（Surge Line）；安全阀（Safety Valves）和1～3级自动降压系统（ADS）和排气管道隔离阀（Head Vent Isolation Valves）；上述主要部件之间相互连接的管道及其支承；与通往辅助系统的支持系统之间相互连接的管道及其支承。

RPV在堆芯顶部以下的位置没有贯穿孔，这样排除了RPV泄漏导致失水事故的可能性。

堆芯在压力容器内的位置尽量靠下，这样可以减少失水事故再淹没时间。

由于入口接管嘴高于出口接管嘴，这种设计允许堆芯在不卸料的情况下进行主泵检修（只要入口管，即反应堆主管道冷管段排空），而且有利于实现半管（Mid-Loop）运行。

一体化顶盖组件（IHP）由多个独立的设备组成，从而简化了反应堆的换料操作。

在停堆换料期间，反应堆压力容器顶盖组件的整体操作，减少了停堆时间和个人辐射剂量。

另外，一体化顶盖组件也减少了其相关部件在安全壳内的搁置空间。

IHP组成：围筒组件；吊装系统；驱动机构（CRDM）抗震支承结构；电缆支承结构；电缆。

IHP实现包括控制棒驱动机构电源、棒位数字指示器以及堆芯测量装置等组件电缆的快速插接与断开，使得在其内的各个部件无需单独进行连接和断开。

冷却围筒是位于RPV顶盖上方围绕在控制棒驱动机构周围的碳钢结构。

在核电厂正常运行时，冷却围筒为控制棒驱动机构磁轭线圈提供冷却气流通道。

IHP也可以使冷却围筒快速拆开。

AP1000三代核电反应堆冷却剂泵屏蔽电机的技术特点本反应堆冷却剂系统是借鉴了国外的先进技术设计而成的，其设计理念包括两个并联环路，每个环路上都包括两个冷段主管道、一个蒸汽发生器以及一条热段主管道构成，并且还有两台主泵，其以并联的方式存在，在热管段也有一台稳压器。

该蒸汽发生器是呈倒U状的。

1 该屏蔽电机的优势APl000反应堆冷却剂泵（以下简称主泵）是一种单级、单吸、无轴封、高转动陨量、立式离心屏蔽电泵，用于输送高温、高压反应堆冷却剂。

泵由泵壳、叶轮和导叶组成，泵吸入口竖直向下，吸入管直接与蒸发器下封头焊接；排出口为水平切线方向.吐出管与系统主管道焊接。

图1为主泵结构示意图。

APl000主泵由泵和屏蔽电机两部分组成.电机置于泉下部。

泵的叶轮直接装于电机转子轴仲端，即与电机同轴。

泵壳与电机壳体采用特殊的机械密封结构用主螺栓连接组成一密封的整体.构成反应堆冷却剂压力边界，整个机组没有外露的旋转都分。

为使电机推力轴承承受一个适当的载荷。

叶轮在设计时进行特殊考虑，使其在运行时产生一个向上的轴向力以平衡转子自重。

该屏蔽电机优势是非常明显的，其结构紧凑，并且在运行过程中不会产生泄露，所以具有较高的安全性，设备的结构情况见图2。

虽然这种设备具有较高的成本，但是该设备在运行过程中比较稳定可靠，不需要进行太多的维护工作，所以综合看来效益还是比较可观的，现在不仅在核电站有所应用，很多核动力潜艇也开始应用这种屏蔽电机。

这种AP1000屏蔽电机在保留了自身的优势同时，也进行了一些改进，弥补了其中的一些缺陷。

（1）屏蔽电机的主泵旋转轴本身结构较为简单，没有向外延伸的部分，所以在液体输送的过程中不会泄露，在这种情况下，即便是轴密封系统失灵，或者出现突发的断电情况，其也不会泄露冷却剂，整个核电站也因此运行更为高校。

（2）该系统中，省略了轴密封设备和相关的辅助设备，机组运行变得更为简便，大大降低了后期维护和检修泵的工作量，并且也没有联轴器这种构造，所以也就不会出现了机组对中这个问题。

AP1000核电/反应堆冷却剂压力边界泄漏及其探测研究摘要：AP1000核电厂反应堆冷却剂压力边界相对于传统压水堆有所简化，完整性比传统设计更加可靠，但由于采用了先漏后破技术，屏蔽电机主泵、无引漏压力边界隔离阀、无泄漏爆破阀等设备，以及与非能动专设安全设施的接口所带来的压力边界组成差异，使得AP1000反应堆冷却剂压力边界的泄漏及其探测手段相对于传统压水堆有所不同。

本文总结了AP1000反应堆冷却剂压力边界泄漏及其探测手段的特点，分析了其与美国管理导则RG 1.45的符合性，并提出了合理化建议。

1.引言反应堆冷却剂系统（RCS）的安全功能之一是维持反应堆冷却剂压力边界（RCPB）的完整性。

除RCPB失效工况外，RCS作为压力边界在电厂所有运行工况下容纳反应堆冷却剂和/或应急堆芯冷却剂，限制放射性向安全壳内释放，并阻止一次侧系统向二次侧系统和环境的泄漏。

AP1000核电厂在传统成熟的压水堆核电技术的基础上，采用非能动的安全系统。

非能动设计理念的引入和屏蔽电机式反应堆冷却剂泵的采用，使得其设计与传统压水堆反应堆冷却剂系统有很大的不同。

AP1000核电厂的RCS系统包含一台反应堆压力容器、一台稳压器和两条环路，其中每条环路由一个热段主管道、两个冷段主管道、一台蒸汽发生器以及与之直接相连的两台反应堆冷却剂泵组成。

此外，还包括自动卸压系统和反应堆压力容器顶盖放气系统。

RCS的所有设备都布置在反应堆安全壳内。

由于应用了先漏后破技术，采用了屏蔽电机主泵、无引漏压力边界隔离阀、无泄漏爆破阀等设备，以及与非能动专设安全设施的接口所带来的压力边界组成差异，使得AP1000的RCPB泄漏及其探测手段相对于传统压水堆有所不同。

本文总结了AP1000的RCPB泄漏及其探测手段，分析了其与RG1.45的符合性，并提出合理化建议，对后续设计提供支持。

2.相关规范标准AP1000的RCPB泄漏探测主要遵循美国管理导则KG 1145《反应堆冷却剂压力边界泄漏探测系统的要求》。

·87·NO.12 2018( Cumulativety NO.24 )中国高新科技China High-tech 2018年第12期（总第24期）1　概述一回路系统又称反应堆冷却剂系统（RCS），作用是将核反应堆芯中核裂变产生的巨大能力转化成高温高压饱和蒸汽，通过蒸汽系统传送到汽轮机转子，从而带动发电机转子高速运转来切割发电机腔室内部的磁感线进而转化为电能。

美国西屋公司设计的AP1000反应堆冷却剂系统是由环路1、环路2两条环路构成，每环路包括反应堆冷却剂泵两台、蒸汽发生器（SG）1台、冷管2段、冷却剂主管道热管1段。

其中两条环路与反应堆压力容器共同组成闭式循环回路，如图1所示。

图1　AP1000反应堆冷却剂系统通过研究RCS核心设备安装技术，对第三代先进压水堆机组建设具有重要借鉴意义。

2　RCS系统主设备简介2.1　反应堆压力容器（RPV）筒体内径Φ3990mm，筒体壁厚203mm，总高12200mm，总重273t，属于安全A级、抗震I类 设备。

2.2　主管道（RCL）环路1、环路2作为构成反应堆冷却剂系统的最主要的两个环路，每个环路包括2个冷段管段、1个热段管段。

冷段内径Φ559mm；热段内径Φ787mm；冷段长6.36m，热段长4.95m。

2.3　蒸汽发生器（SG）蒸汽发生器上部直径Φ5576mm，下部直径Φ4383mm，总高24826.8mm，单台净重约624.2t，属于安全A级和抗震I类设备。

2.4　反应堆冷却剂泵（RCP）AP1000的反应堆冷却剂泵是屏蔽电机泵，属于安全A级和抗震I类设备；泵名义功率：5.22MW，总高：6.69m，总重：67.4t。

2.5　稳压器（RCS）稳压器通过波动管与主回路热段相连，每个反应堆设置一台稳压器。

设备整体呈圆柱形，外形尺寸约为Φ2775mm×13739mm，重约100t。

AP1000反应堆冷却剂系统主设备安装技术研究张　震（山东核电有限公司，山东 海阳 265116）摘要：海阳核电AP1000项目是世界第一批在建第三代先进压水堆机组，采用的非能动安全系统技术具有无可比拟的先进性。

AP1O0 0是西屋公司开发的一种两环路1000MW e的非能动压水反应堆核电。

与传统的PWR安全系统相比，非能动安全系统要简单得多，它们不需要现有核电站中那些必不可少、种类繁多的安全支持系统，如相关的安全级交流电源、HVAC(加热、通风、空调系统)、冷却水系统以及安装这些部件的抗震厂房。

非能动安全系统的采用和系统的简化，减少了运行人员的操作。

通过这些设计改进，API000机组的安全性得到了显着的改进，其堆芯熔化概率3x1.Ox 1 0-7/堆年，远低于URD要求的1.0x10—5/堆年，进一步将A P 600“非能动”理念引入压水反应堆设计，使得设计大大简化、安全性提高、投资有所降低、设计与性能特点满足用户要求文件(URD)的要求。

A AP 1 00 0的设计满足用户对具有非能动安全性能的先进轻水堆的要求(UR D),具有第三代先进轻水堆的简单性、安全性、可靠性和经济性的特点。

AP1000的主要性能特点是系统简化、非能动安全、数字化仪控和模块化建造，主要设计目标包括：机组额定电功率：^lOOOMWe4电站设计寿命：60年4堆芯损坏频率：V 1 .0X1E-5/堆年4严重事故下大量放射性物质释放至环境的频率：V1。

O X 1E-6/堆年换料周期：18个月另外，AP1000的设计目标还包括从设计、认证、建设、运行、检测和维修等方而提供一个尽可能简化的核电站.» 模块化建设由于初投资大，因此核电发电成本对建设期的长短非常敏感，现有核电站的建设期太长就成为新建核电站在财务上的主要障碍之一。

为此，AP1O0O将实行一种新的建设模式-一虚拟建造技术和模块式建设方式。

虚拟建造技术是利用虚拟现实技术的思想将三维工厂设计技术与施工进度计划管理结合在一起，以实现对A P10O O的建造进行可视化计划编制和可视化进度仿真及优化的一项新技术。

采用这项技术，有可能大幅度地提高核电厂施工现场的平行施工能力和工作效率，实现模块化设计和模块化施工，达到缩短AP10O0施工工期的目的。

AP1000堆型反应堆冷却剂系统主要设备安装技术摘要：反应堆冷却剂系统（RCS）的主要功能是将堆芯产生的热量传递给二回路系统，同时还可进行中子慢化、反应性控制以及冷却剂压力的控制，是核电厂最重要的工艺系统。

本文详细探讨了AP1000堆型反应堆冷却剂系统的主要设备安装技术。

关键词：反应堆冷却剂系统；主设备；安装技术反应堆冷却剂系统是压水堆核电站的“心脏”，其安装技术水平直接影响核电厂的运行参数和性能，甚至影响核电站的安全性能，同时，优异的安装质量也是核电站高效运行的重要保证。

另外，反应堆冷却剂系统作为AP1000堆型核心系统，其设备本体特征及安装要求都有很大的改进。

一、反应堆冷却剂系统概述反应堆冷却剂系统又称为一回路系统，具有冷却堆芯、传递热量、压力条件以及超压保护等功能。

其主要设备有压力容器、蒸汽发生器、反应堆冷却剂泵、主管道、稳压器、波动管。

二、RCS系统主设备安装AP1000堆型反应堆冷却剂系统（RCS）设计位于反应堆厂房中的两个最大的结构模块CA01与CA04中，其中蒸汽发生器、稳压器和压力容器均固定在两个结构模块的混凝土基础上。

因整个结构模块设计紧凑，布局空间狭小，且所有主要设备均具有重量大、施工工艺复杂、安装精度要求高的特点，对反应堆冷却剂系统主要设备安装的要求极为苛刻。

若施工工序稍有偏差，将对安装质量造成重大影响。

因此，对主要设备的施工逻辑和安装技术进行详细而深入的研究显得尤为重要。

根据结构模块和反应堆冷却剂系统的特点，可总结出主要设备的施工逻辑。

以压力容器为系统的“心脏”，主管道为系统的“主动静脉”，严丝合密的串联蒸汽发生器与压力容器，待蒸汽发生器定位后悬挂反应堆冷却剂泵，最后，通过波动管和稳压器的组合，完成了整个反应堆冷却剂核心系统的安装。

1、反应堆压力容器（RPV）的引入安装。

在核岛反应堆厂房中心的CA04结构模块中，RPV通过其冷段管嘴下的支撑平台就位于结构模块CA04顶法兰上部的支撑上。

浅谈AP1000核电反应堆冷却剂系统主管道坡口加工技术发表时间：2018-09-28T10:04:18.860Z 来源：《建筑细部》2018年2月下作者：李学[导读] AP1000核电反应堆冷却剂系统主管道为反应堆压力容器、蒸汽发生器（SG）和反应堆冷却剂泵提供了一条封闭回路和压力边界中国核工业第五建设有限公司上海金山 201512摘要：AP1000核电反应堆冷却剂系统主管道为反应堆压力容器、蒸汽发生器（SG）和反应堆冷却剂泵提供了一条封闭回路和压力边界，是压水堆核电站最关键的核安全1级设备，管内介质为带有放射性的含硼水。

AP1000核电反应堆冷却剂系统主管道坡口加工数据由三维测量技术和3D计算机模型技术经测量建模及模拟组对后得出；同时主管道的焊接采用窄间隙自动焊。

为规避主管道倒装法安装工艺，窄间隙自动焊接技术以及主管道制造偏差等带来的风险，通过合理制定加工工艺及控制方法，确保主管道坡口加工质量。

关键词：AP1000核电；主管道；坡口加工；质量1 AP1000核电反应堆冷却剂系统主管道坡口加工特点AP1000核电反应堆冷却剂系统管道没有过渡段设有两条完全相同的主冷却剂环路，每条环路有两条内径为560mm的冷管段和一条内径为790mm的热管段组成，每条环路共有6道安装焊口，主管道材质为ASME SA-376 TP316L（P8）超低碳不锈钢且管内介质为带有放射性的含硼水。

主管道没有弯头，采用弯管以减少焊缝数量。

主管道安装采用窄间隙自动焊，利用3D激光跟踪测量系统现场测量，并采用数控欧米加9B加工系统对主管道坡口进行现场加工。

主管道坡口加工具有如下特点：a.主管道坡口加工精度要求高，切割余量小。

b.主管道冷段RV侧坡口加工后可能存在壁厚不同程度的超差现象。

c.主管道两端与相应设备管嘴端面存在夹角，需对主管道进行斜面坡口加工，增加了现场施工难度。

2 AP1000核电反应堆冷却剂系统主管道坡口加工技术主管道坡口加工主要工艺包括测量及建模、划线、粗切割、面切割、内镗孔、外坡口加工等，其中粗切断环节由切断机来完成，而面切割、内镗孔、外坡口加工环节均由数控坡口机来完成。

AP1000与CPR1000核电反应堆冷却剂系统介绍及对比摘要针对AP1000和CPR1000反应堆冷却剂系统的异同，笔者从反应堆冷却剂系统的系统设计、系统组成、系统设备参数等方面进行介绍、对比和总结。

关键词AP1000核电；CPR1000核电；反应堆冷却剂系统中图分类号TN914 文献标识码 A 文章编号1673-9671-(2012)081-0187-01目前，国内在建核电主要有AP1000、CPR1000、EPR1000三种堆型，在建核电以AP1000和CPR1000核电堆型为主。

AP1000和CPR1000核电各自整体特点及对比在其他文献中已有介绍，本文主要针对反应堆冷却剂系统分别对两种核电堆型进行介绍和比较。

1 AP1000与CPR1000核电反应堆冷却剂系统相同点AP1000反应堆冷却剂系统（RCS）和CPR1000应堆冷却剂系统（RCP）又称一回路系统，其主要功能是使冷却剂循环流动，将堆芯中核裂变产生的热量通过蒸汽发生器传输给二回路给水使之转化为高温饱和蒸汽，并输送到汽轮发电机组转化为电能。

同时冷却堆芯，防止燃料元件烧毁或毁坏。

冷却剂：两种核电堆型冷却剂均为轻水，它具有比较好的中子慢化能力，使裂变产生的快中子减速成为热中子维持链式裂变反应。

冷却剂中溶有硼酸可吸收中子。

压力和反应性控制：RCS和RCP系统都通过稳压器加热器和喷淋来控制系统压力，以防止系统超压和堆芯中发生不利于燃料元件传热的偏离泡核沸腾现象。

有助于防止相关安全系统的触发，增大电厂的可用率。

二者均通过改变硼溶度和控制棒位置来实现反应性控制。

放射性屏障：RCS和RCP系统压力边界均作为裂变产物放射性的第二道屏障，用来包容反应堆冷却剂同时，也可以在燃料元件包壳破损泄露时，限制放射性物质外逸到安全壳。

系统设备：RCS和RCP系统都包括蒸汽发生器、反应堆压力容器、冷却剂泵、冷却剂主管道热管段和冷管段、稳压器及与其相连的管道、排汽管路。

AP1000反应堆冷却剂系统2016介绍AP1000反应堆是美国科立尼公司开发设计的具有自动和被动安全控制的第三代反应堆，也是世界上极具竞争力的核电站之一。

在AP1000的设计中，冷却剂系统是其中一个至关重要的组成部分，它对保障核电站的安全运行和经济性都起着至关重要的作用。

冷却剂系统的功能和组成部分冷却剂系统是AP1000反应堆中的重要组成部分，它主要起到以下三种功能：•冷却反应堆核心，使燃料和反应堆组件始终处于安全温度下；•传递热能，将反应堆内的热能通过蒸汽发生器传递给锅炉发生器，进一步生产出电能；•维护安全控制，通过控制冷却剂的流量维持核反应速率并保持热能平衡。

AP1000的冷却剂系统主要由以下四个组成部分构成：反应堆液态冷却剂AP1000采用的液态冷却剂是单纯水，其主要作用是保持反应堆温度和强制冷却预警下的冷却措施。

蒸汽发生器蒸汽发生器是传递热能的关键部件，它将反应堆核心传导出来的热能引入到锅炉发生器中，发生蒸汽进一步产生电工作。

泵站泵站是冷却系统的控制中心，通过控制冷却剂的流量来维持核反应速率和保持核反应器的平衡。

储液池储液池是冷却系统的后备组件，主要作用是在冷却系统发生故障时，为反应堆提供冷却。

冷却剂系统的主要特性AP1000冷却剂系统具有以下主要特性：低压力设计AP1000冷却剂系统的设计压力为115kg/cm²，相比第二代反应堆的260-310kg/cm²设计压力，低压力的设计更加安全可靠。

高效的自动和被动安全控制冷却剂系统采用自动和被动安全控制措施，确保在故障情况下能够保证核安全。

能耗低AP1000反应堆利用中子减速器技术，使反应堆中的燃料使用率提高了20%以上，同时也使冷却剂系统能耗降低了20%以上。

AP1000反应堆的冷却剂系统在设计中具有低压力、高效率、自动和被动安全控制和低能耗等优点。

在未来的核电站建设中，AP1000的冷却剂系统有望成为主流的设计方案。

AP1000是由西屋公司开发得第三代压水堆核电站，而M310是法国珐玛公司通设计得第二代压水堆核电站。

AP1000在系统设计上大量地采用了非能动理念，大大简化了系统，减少了设备数量，提高了机组的安全性和经济性。

AP1000核岛M310核岛在系统和设备上有很大区别，本文以山东海阳核电和广东大亚湾核电为例分别从反应堆冷却剂系统、反应堆辅助系统、专设安全设施三个方面对两个机组的核岛系统设备主要区别作一对比分析。

1.反应堆冷却剂系统区别AP1000与M310的反应堆冷却系统由于同为压水堆，因此在工作原理上是一样的，但是AP1000结合了二代压水堆积累的运行和维护经验，在很多地方设计有很大的改动，如：反应堆布置，反应堆本体及压力容器、主泵等。

1.1反应堆冷却剂系统的系统设计区别AP1000的反应堆冷却剂系统采用了二环路对称布置设计，每个环路由一台蒸汽发生器，两台主泵，一条热管段管道和两个冷管段及相关仪表、系统接口组成。

其中一个环路的热管段与稳压器通过波动管相连接，用来调节系统压力。

在稳压器上接有安全阀及自动卸压系统的前三级，自动卸压系统的第四级卸压管线接在两个环路的热管段上。

正常运行时从反应堆压力容器出口流出来的冷却剂经过一条直径为78.7cm的热管段进入蒸汽发生器，经过蒸汽发生器二次侧给水冷却后由两台直接连接在蒸汽发生器冷侧腔室出口的屏蔽式水泵加压，经过两条直径为55.9cm的冷管段管道注入堆芯。

当需要自动卸压系统动作时前三级卸压管线将蒸汽排到安全壳内换料水箱。

同时当压力仍不能按要求下降时，第四卸压阀自动打开，向安全壳排放蒸汽。

M310的反应堆冷却剂系统由反应堆和三条并联的环路组成，这些环路以反应堆为中心，呈辐射状布置。

每条环路由一台主泵，一台蒸汽发生器、一条热管段管道、一条过渡段、一条冷管道组成。

在其中一个环路的热管段通过波动管与稳压器相连接来调节一回路压力。

稳压器上部同样连有安全阀和卸压管线，当系统超压时稳压器上部的卸压管线将蒸汽排到卸压箱中。