AP1000化学和容积控制系统

AP1000稳压器液位控制系统概述摘要：稳压器通过水装量/液位变化响应反应堆冷却剂系统（RCS）冷却剂密度的变化。

在热态零功率到满功率期间，RCS冷却剂温度不断升高，其体积增大。

稳压器液位控制程序吸收这种变化。

如果液位达到上充设定值，控制系统自动启动化学与容积控制系统（CVS）上充泵向RCS补水。

如果液位达到下泄设定值，控制系统自动打开CVS系统下泄隔离阀，将冷却剂排放至核岛液体废物系统（WLS）。

稳压器液位控制系统（PLCS）在正常功率运行时完成上述功能。

关键词：稳压器；液位；控制1、AP1000稳压器液位控制系统概述维稳压器液位控制系统（PLCS）是电厂控制系统（PLS）的一个子系统，提供稳压器液位自动控制功能。

PLCS由相应的算法及在稳态运行时维持稳压器程控液位的相关硬件组成。

在正常运行瞬态期间，PLCS维持稳压器液位在运行限值之内，降低稳压器达到水实体状态使堆芯补水箱（CMT）触发的可能性。

在主控室有运行状态指示，在系统故障或异常运行状态下为操纵员提供报警及显示。

程序液位是冷却剂平均温度（Tavg）的函数，反应堆功率升高时，Tavg也会升高，导致冷却剂膨胀。

程序液位跟随反应堆功率即Tavg成比例增加。

控制系统通过调节化学与容积控制系统（CVS）系统的上充泵及下泄阀控制稳压器液位。

液位在运行限值之内时，系统不会有动作。

PLCS设置低液位联锁，闭锁自动控制，并关闭下泄隔离阀。

在CMT触发时，系统所有正常控制功能将被闭锁，并启动上充泵维持稳压器液位在可接受的限值内。

2、主要系统部件△稳压器液位变送器（RCS-LT-195A/B/C/D）：变送器为差压式，下部引压管接在稳压器圆柱段，上部引压管接在稳压器顶部。

稳压器液位参考段温度、RCS压力和稳压器压力都对稳压器液位进行补偿。

液位信号的补偿是在反应堆保护与安全监视系统（PMS）进行的，经过隔离装置送到PLCS。

稳压器液位参考段温度（RCS-TI-193A/B/C/D）传感器为PT100热电阻。

第六章辅助系统6.3化学容积控制系统Chemical & Volume Control SystemChemical&Volume Control System（内部使用）注意本材料的内容及图片仅供内部学习使用，未经许可不得部学习使用未经许可不得在公开发表的论文及相关材料中引用、转载。

料中引用转载。

化学容积控制系统 概述CVS系统简介系统功能上充与下泄气体净化反应堆补水系统概述与先进的改良型核电厂相比，AP1000的化学和容积控制系统(CVS，简称化容系统)被大大地简化了。

其特点如下：AP1000的反应堆冷却剂泵RCP不需要轴封水（SealInjection）。

也不需要个连续运行的上充泵）。

也不需要一个连续运行的上充泵（Charging Pump）向RCS系统补水，而是利用RCP）的净化提供驱动力的扬程为反应堆冷却系统（RCS）的净化提供驱动力。

AP1000的反应堆堆在负荷跟踪运行时，芯堆不需要调整硼浓度。

这就明显地降低了堆芯的下泄流量并且消整硼浓度这就明显地降低了堆芯的下泄流量并且消除了对其进行硼和水再循环的需求。

概述与先进的改良型核电厂相比，AP1000的化学和容积控制系统(CVS)的设计简化还表现在：的设计简化还表现在远距离操纵的数量以近3倍的因子下降（46对17）。

取消了设置在安全壳内的卸压阀。

高压补给泵的数量由3台（1台运行、1台备用，另外1台允许进行维护）降低为2台（1台备用，另外1台允许进行维护），并且基本上消除了高压上充功能的电源消耗。

本上消除了高压上充功能的电源消耗取消了容积控制箱（Volume control tank）。

Boron recycle evaporator取消了硼再循环蒸发器（Boron recycle evaporator）取消了反应堆补水系统。

这个系统通常需要1个大型的封闭式水箱、2台泵、1个净化系统以及相应的管道、阀门和仪表。

台酸驳也被消2台硼酸驳运泵也被取消。

一．填空题1.AP1000核电站的设计寿命是60年，反应堆额定热功率是3400MW，发电机额定功率是1253MW。

2.AP1000反应堆本体系统主要包括以下部件：堆芯、堆内构件、压力容器、控制棒驱动机构、一体化封头、压力容器流量裙筒、堆芯仪表系统等。

3.AP1000压力容器一体化上封头由多个独立的设备组成，从而容易拆卸，简化了换料操作。

在换料期间，通过与压力容器顶盖移动联合操作，减少了停堆时间和人员辐射剂量，同时减少放置空间。

4.首次装载的压水堆核电站反应堆堆芯由核燃料组件、棒束控制组件、灰棒控制组件、可燃毒物棒组件、中子源棒组件、阻力塞棒组件组成。

5.燃料组件包括燃料棒、下管座、上管座、定位格架、导向管和仪表导管。

6.控制棒按吸收材料可分为黑棒和灰棒，其中的中子吸收材料分别是银-铟—铬和不锈钢。

7.AP1000核电站堆芯内共装载了157组燃料组件，燃料组件中的燃料棒是17×17的方式排列的。

每个燃料组件中有264根燃料棒，24个控制棒导向管，1个堆芯测量导向管。

8.AP1000核电站的六个运行模式是功率运行、启动、热备用、安全停堆、冷停堆、换料，它们是根据反应性系数、功率水平和冷却剂温度来划分的。

9.反应堆冷却剂泵电机设置上下两个钨合金飞轮，以提高泵的转动惯量，延长惰走时间，从而增加失去电源之后堆芯的热工裕量。

10.反应堆冷却剂泵装有三个轴承，两个径向轴承和一个双向推力轴承，都在电机一侧，轴承采用水润滑方式。

11.化学和容积控制系统由下泄回路、净化回路、上充回路、高压加氢回路和化学加药回路五部分组成。

12.装换料系统的主要设备有：装卸料机；燃料抓取机；新燃料升降机；新燃料贮存架；乏燃料贮存架；燃料转运设备等。

13.反应堆厂房环吊的主要用途是在核电站装换料时吊起一体化压力容器上封头和堆内构件。

14.在AP1000中，非能动堆芯冷却系统（PXS）包括一个非能动余热导出热交换器（PRHR HX）、两个堆芯补水箱（CMT）、两个安注箱（ACC）和一个安全壳内换料水箱（IRWST）。

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化学容积控制系统 概述CVS系统简介系统功能上充与下泄气体净化反应堆补水系统概述与先进的改良型核电厂相比，AP1000的化学和容积控制系统(CVS，简称化容系统)被大大地简化了。

其特点如下：AP1000的反应堆冷却剂泵RCP不需要轴封水（SealInjection）。

也不需要个连续运行的上充泵）。

也不需要一个连续运行的上充泵（Charging Pump）向RCS系统补水，而是利用RCP）的净化提供驱动力的扬程为反应堆冷却系统（RCS）的净化提供驱动力。

AP1000的反应堆堆在负荷跟踪运行时，芯堆不需要调整硼浓度。

这就明显地降低了堆芯的下泄流量并且消整硼浓度这就明显地降低了堆芯的下泄流量并且消除了对其进行硼和水再循环的需求。

概述与先进的改良型核电厂相比，AP1000的化学和容积控制系统(CVS)的设计简化还表现在：的设计简化还表现在远距离操纵的数量以近3倍的因子下降（46对17）。

取消了设置在安全壳内的卸压阀。

高压补给泵的数量由3台（1台运行、1台备用，另外1台允许进行维护）降低为2台（1台备用，另外1台允许进行维护），并且基本上消除了高压上充功能的电源消耗。

本上消除了高压上充功能的电源消耗取消了容积控制箱（Volume control tank）。

Boron recycle evaporator取消了硼再循环蒸发器（Boron recycle evaporator）取消了反应堆补水系统。

这个系统通常需要1个大型的封闭式水箱、2台泵、1个净化系统以及相应的管道、阀门和仪表。

台酸驳也被消2台硼酸驳运泵也被取消。

附录5技术描述1、5A绪论附录5包括了AP-1000的设备设计、系统设计、厂房布置、设备布置以及厂房构筑物特征的详细信息，描述了NI的系统、构筑物和设备的功能要求，以及设备和系统的技术描述和满足相关的功能要求的布置。

设备和系统的相关技术描述已有意的传达设计供应商（供方）的设计能力，NI部分的详细供应范围在合同附录1中已经给出，供方的设计技术文件在合同执行中可以按照合同附录1的1.8.1节中的设计修改原则进行修改，但附录5规定设备的功能将不得修改，供方的详细设计修改的结果须得到业主（或采购方）的批准，未得到批准不允许做任何的变更。

供方设计的容量在供方系统技术规格书（SSD）中说明，系统技术规格书（SSD）按批准书CFC版签发。

附录8中的备品备件的需要不影响附录5和技术说明书的任何修改，不管是供方自己提出的还是需要业主批准的都将在合同中17章规定，附录5不对供方保证书改变或修改。

西屋的AP-1000是一个非能动的3415 MWt 的压水堆 (PWR)，电厂应用以前成熟的技术进行设计。

AP-1000的设计满足美国国家核管会(U.S. NRC)安全标准和概率风险标准，在2005年12月30号，美国国家核管会(U.S. NRC)批准了西屋电气公司的AP1000的设计证明。

AP1000设计符合第8版的先进轻水反应堆用户要求手册( ALWR URD)，与2003年2月的美国电力研究协会(EPRI)报告“AP1000 评估先进轻水反应堆用户要求手册( ALWR URD)报告”相一致。

在AP1000设计中，退役是按HAF102关于在核电厂运行或详细设计阶段的要求考虑，供方应该帮助业主回答国家核安全局（NNSA）提出的与退役在初步安全分析报告/最终安全分析报告（PSAR/FSAR）有关的问题。

2、5B 概要AP1000 是先进非能动的3415 MWt PWR，其设计包括先进的非能动安全设施和大量的简化来提高核电厂的建筑物、运行和维修的安全。

System Title 系统名称ASS Auxiliary Steam Supply System 辅助蒸汽供应系统BDS Steam Generator Blowdown System 蒸汽发生器排污系统CAS Compressed and Instrument Air Systems 压缩和仪表空气系统CCS Component Cooling Water System 设备冷却水系统CDS CondensateSystem 凝结水系统CES Condenser Tube Cleaning System 凝汽器管冲洗系统CFS Turbine Island Chemical Feed System 汽机化学补给系统CMS Condenser Air Removal System 凝汽器排气系统CNS ContainmentSystem 安全壳系统CPS Condensate Polishing System 凝结水冲洗系统CVS Chemical and Volume Control System 化学和容积控制系统CWS Circulating Water System 循环水系统DAS Diverse Actuation System 多重驱动系统DDS Data Display and Processing System 数据显示和监督系统DOS Standby Diesel and Auxiliary Boiler Fuel Oil System 备用柴油机和辅助锅炉燃油系统DRS Storm Drain System 雨水排放系统System Title 系统名称DTS Demineralized Water Treatment System 除盐水处理系统DWS Demineralized Water Transfer and Storage System 除盐水分配和贮存系统ECS Main AC Power System 主交流供电系统EDS Non-Class 1E DC and UPS System 非安全1E级直流和UPS系统Systems 通讯系统EFS CommunicationEGS Grounding and Lightning Protection System 接地和照明保护系统EHS Special Process Heat Tracing System 特殊过程热跟踪系统ELS Plant Lighting System 电厂照明系统EQS Cathodic Protection System 阴极保护系统FHS Fuel Handling and Refueling System 燃料转运和换料系统FPS Fire Protection System 消防系统FWS Main Feedwater System 主给水系统FWS Startup Feedwater System 机组启动给水系统GSS Gland Seal System 填料密封系统HCS Generator Hydrogen and CO2 Systems 发电机氢气和二氧化碳系统HDS Heater Drain System 加热器疏水系统System Title 系统名称 HSS Hydrogen Seal Oil System氢气密封油系统 IDS Class 1E DC and UPS System 1E 级直流和UPS 系统IIS Incore Instrumentation System堆内仪表系统LOS Main Turbine and Generator Lube Oil System 主汽机和发电机润滑油系统MESMeteorological and Environmental Monitoring System气象和环境监测系统 MHS Mechanical Handling System 机械装卸运输系统 MSS Main Steam System 主蒸汽系统 MTS Main Turbine System 主汽机系统 OCS Operation and Control Centers 运行和控制中心系统 PCS Passive Containment Cooling System 非能动安全壳冷却系统PGS Plant Gas Systems 电站气体系统 PLS Plant Control System电站控制系统 PMS Protection and Safety Monitoring System 保护和安全监测系统 PSS Primary Sampling System 主回路取样系统 PWS Potable Water System 移动供水系统 PXSPassive Core Cooling System非能动堆芯冷却系统System Title 系统名称RCS Reactor Coolant System 反应堆冷却剂系统RDS Gravity and Roof Drain Collection System 重力和房顶疏水收集系统RMS Radiation Monitoring System 辐射监测系统RNS Normal Residual Heat Removal System 正常余热导出系统RWS Raw Water System 生水系统System 反应堆系统RXS ReactorSDS Sanitary Drainage System 生活水排放系统SES Plant Security System 电站保安系统SFS Spent Fuel Pool Cooling System 乏燃料水池冷却系统SGS Steam Generator System 蒸汽发电机系统SJS Seismic Monitoring System 地震监测系统SMS Special Monitoring System 特殊监测系统SSS Secondary Sampling System 二回路取样系统SWS Service Water System 生活用水系统TCS Turbine Building Closed Cooling Water System 汽机厂房闭式冷却水系统TDS Turbine Island Vents, Drains and Relief System 汽机厂房通风、疏水和排放系统System Title 系统名称TOS Main Turbine Control and Diagnostics System 主汽机控制和诊断系统TVS Closed Circuit TV System (Nuclear Operations) 闭路电视系统（核操作）TVS Closed Circuit TV System (Security) 闭路电视系统（保卫）VAS Radiologically Controlled Area Ventilation System 放射性控制区通风系统VBS Nuclear Island Nonradioactive Ventilation System 核岛非放区域通风系统VCS Containment Recirculation Cooling System 安全壳再循环冷却系统VES Main Control Room Emergency Habitability System 主控室应急可居留性系统FiltrationSystem 安全壳空气过滤系统AirVFS ContainmentVHS Health Physics and Hot Machine Shop HVAC System 物理保健和热机加工车间的暖通空调系统VLS Containment Hydrogen Control System 安全壳氢气控制系统VPS Pump House Ventilation System 泵房通风系统VRS Radwaste Building HVAC System 废物厂房的暖通空调系统VTS Turbine Building Ventilation System 汽机厂房通风系统VUS Containment Leak Rate Test System 安全壳泄漏率试验系统VWS Central Chilled Water System 中央冷却水系统VXS Annex/Auxiliary Building Nonradioactive Ventilation System 附属/辅助厂房非放区域通风系统System Title 系统名称VYS Hot Water Heating System 热水生产系统VZS Diesel Generator Building Heating and Ventilation System 柴油机厂房加热和通风系统WGS Gaseous Radwaste System 废气系统WLS Liquid Radwaste System 液体放射性废物系统WRS Radioactive Waste Drain System 放射性废物排放系统WSS Solid Radwaste System 固体废物系统System 废水系统WWS WastewaterZAS Main Generation System 主发电机系统ZBS Transmission Switchyard and Offsite Power System 变电站和厂外电源系统ZOS Onsite Standby Power System 厂区备用电源系统ZVS Excitation and Voltage Regulation System 励磁和电压控制系统。

AP1000电厂气体系统简介本文结合山东海阳AP1000核电电厂气体系统（PGS）调试过程，对AP1000 PGS系统设计及功能进行浅析，进而根据调试期间发现的问题对PGS系统现有设计和管理、操作提出相应改进建议。

标签：AP1000；电厂气体系统；工作原理1 概述电厂气体系统（PGS）主要功能是存储及分配气体，提供符合标准的气体供下游用户使用。

PGS系统可根据气体类型划分为氮气子系统、二氧化碳子系统和氢气子系统，其中氢气子系统又可细分为低压氢气站、高压氢气站及氢气升压站。

而AP1000电厂气体系统设计的不同主要体现于氮气子系统和氢气子系统：AP1000安注箱采用氮气充压至4.82MPa，并以氮气压力作为安注驱动力，因此需要氮气子系统提供5.8MPa的氮气，并通过减压阀减压至相应压力。

因此，采用AP1000设计的核电厂需设置氮气升压装置。

AP1000在一回路加氢方式选择了直接加注的方式，导致高压氢气站使用的氢气钢瓶设计压力达到41.4MPa。

鉴于国内目前氢气钢瓶最高压力只有20MPa，因此，采用AP1000设计的核电厂还需设置氢气升压站，用于对氢气进行升压及充装。

2 功能介绍2.1 氮气子系统氮气子系统主要由液氮储存罐、气化器、低温液体泵及相应管道、阀门及仪表组成，液氮储存在容积为12.69m3的绝热储存罐内，内部压力维持在1.72MPa。

其主要功能是通过气化器使液氮气化，然后升压或减压为下游用户提供满足相应标准的氮气。

因此根据供气压力，可以将氮气子系统划分成低压和高压两部分。

2.1.1 低压氮气子系统液氮从储存罐流出，通过管道流经低压气化器，再经过水浴式电子加热器至常温，再由减压阀减压至0.69MPa，供氢气升压站、汽轮机厂房、中央冷冻水系统（VWS）、放射性废气系统（WGS）、放射性废液系统（WLS）及放射性化学实验室等用户使用。

2.1.2 高压氮气子系统液氮从储存罐流出，通过低温液体泵升压至16.55MPa，再经过高压气化器气化成氮气，然后充装至高压氮气箱内。

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。

AP1000化学与容积控制系统调试经验反馈化学与容积控制系统（CVS）是AP1000堆型的重要系统，控制反应堆冷却剂系统（RCS）水质、硼浓度和水装量。

CVS系统调试是系统投运的先决条件，也是一回路冷试、热试等重要里程碑的重要支持系统。

文章结合海阳核电二号机CVS系统调试实践，对调试期间的创新点和一些问题进行总结，以期对后续项目提供参考。

标签：AP1000；化学与容积控制系统；CVSAbstract：The chemical and volume control system（CVS）is an important system of AP1000 reactor type，which controls the water quality，boron concentration and water volume of the reactor coolant system. The debugging of CVS system is the precondition of system operation，and it is also an important support system which is an important milestone such as cold test，hot test and so on. Based on the commissioning practice of Haiyang Nuclear Power No.2 CVS system，this paper summarizes the innovation points and some problems during the commissioning period，in order to provide a reference for future projects.Keywords：AP1000；chemical and volume control system；CVS1 概述AP1000化學与容积控制系统（CVS）的主要功能是对反应堆冷却剂系统（RCS）进行化学控制和容积控制功能。