当前位置：文档之家 › AP1000培训讲稿 第五章 安全壳与安全壳系统 2008.12

AP1000培训讲稿 第五章 安全壳与安全壳系统 2008.12

  • 格式：pdf
  • 大小：1.83 MB
  • 文档页数：36

下载文档原格式

  / 36

合集下载

AP1000核电站安全壳内氢气控制

AP1000核电站安全壳内氢气控制

AP1000核电站安全壳内氢气控制AP1000核电站作为第三代反应堆，在事故情况下安全壳内氢气控制上采取了能动和非能动相结合的方式控制厂房氢气浓度。

能动控制采用蓄电池供电的了氢气点火器，非能动控制则采用催化直接化学反应的非能动氢气复合器。

通过这两种方式的设计能够在设计基准事故时，安全壳总体氢气浓度应被限制在4%以内。

发生严重事故时，控制安全壳氢气的浓度水平应与规定要求相一致。

同时由于采用了非能动设计，能够从根本上避免福岛核事故中安全壳氢气浓度控制失效而导致的氢气爆炸，保证放射性物质控制在安全壳内。

氢气控制系统主要包括3台氢气探测器，2台非能动氢气复合器和64个氢气点火器。

其中3台氢气探测器可以提供连续的安全壳氢气浓度监测和指示，为事故后监测和事故后缓解操作的运行评估提供输入信号。

一旦安全壳内氢气浓度有变化，在10秒内就能探测到氢气浓度变化的90%，在氢气浓度达到高值时在主控室和远方停堆工作站报警，提醒操纵员采取措施。

氢气探测器是非安全相关设备，由非1E级电源供电，主要用于在严重事故后，氢气浓度快速变化时，为操纵员提供及时的氢气浓度数据，探测器的工作范围是0-20%氢气浓度。

这个范围能够涵盖氢气爆燃、爆炸事故的所有氢气浓度范围。

非能动氢气复合器没有转动部件，不需要电源或其它任何支持系统，在有反应物（氢气和氧气）时自动启动。

非能动氢气复合器由一个不锈钢包壳构成，不锈钢包壳提供结构支撑，也为催化材料提供支撑。

包壳在底部和上部开口，并在催化层上部延伸而构成一个烟囱，这可产生额外的升力来增强效率和装置的通风能力。

催化材料被放置在网状加药箱内或在金属板酶催化材料上。

气体在加药箱和金属板之间的空间流动。

在运行期间，非能动氢气复合器内的气体在复合过程中被加热，通过自然对流上升。

当被加热的气体上升时，安全壳气体混合物被吸入非能动氢气复合器的底部，被加热的同时也产生水蒸气，通过安全壳大气混合处的烟囱排出。

由于在非能动氢气复合器内的反应是放热反应，催化剂的温度可能达到600℃甚至更高。

[能源化工]AP1000技术手册

[能源化工]AP1000技术手册

AP1000技术手册目录第一部分美国先进非能动反应堆AP1000 简介 (9)1. 引言 (9)2. 厂房布置 (9)2.1. 总平面布置 (9)2.2. 核岛 (9)2.2.1. 反应堆厂房 (10)2.2.2. 屏蔽厂房 (10)2.2.3. 辅助厂房 (11)2.2.4. 燃料厂房 (12)2.2.5. 附属厂房 (12)2.2.6. 柴油发电机厂房 (13)2.2.7. 放射性废物厂房 (13)2.3. 汽轮机厂房 (13)3. 系统描述 (15)3.1. AP1000系统清单 (15)3.2. 反应堆和反应堆冷却系统 (15)3.2.1. 压力容器和堆内构件 (15)3.2.2. 堆芯和燃料 (15)3.2.3. 反应性控制和控制棒驱动系统 (15)3.2.4. 反应堆冷却系统（RCS） (15)3.2.5. 蒸汽发生器系统 (15)3.2.6. 安全壳和安全壳隔离系统（CNS） (15)3.3. 反应堆辅助系统 (15)3.3.1. 化容控制系统 (15)3.3.2. 正常停堆余热去除系统 (15)3.3.3. 主采样系统 (15)3.3.4. 反应堆关闭冷却系统 (15)3.3.5. 启动给水系统 (15)3.3.6. 蒸汽发生器排放系统(BDS) (15)3.4. 设备冷却水系统、生活服务水系统、冷冻水系统、乏燃料池冷却系统 (15)3.4.1. 设备冷却水系统（CCS） (15)3.4.2. 生活服务水系统（SWS） (15)3.4.3. 冷冻水系统（VWS） (15)3.4.4. 乏燃料池冷却系统 (15)3.5. 燃料换料和机械搬运系统 (15)3.5.1. 燃料和换料系统 (15)3.5.2. 材料搬运系统 (15)3.6. 现场支持系统 (15)3.6.1. 防火保护系统 (15)3.6.2. 去污系统（设施） (15)3.6.3. 压缩空气 (15)3.6.4. 加热、通风和空调系统（HVAC） (15)3.6.5. 饮用水系统 (15)3.6.6. 软化水转运和储存系统 (15)3.6.7. 卫生下水系统 (15)3.7. 放射废物处理系统 (15)3.7.1. 设备和地面排放和废水系统 (15)3.7.2. 放射性废物排放系统（WRS） (15)3.7.3. 废水系统(核岛) (15)3.7.4. 液体废物系统 (15)3.7.5. 硼酸再循环系统 (15)3.7.6. 气体放射性系统 (15)3.7.7. 固体废物系统 (15)3.8. 现场动力系统和相关系统 (15)3.8.1. 主交流电系统(ECS) (15)3.8.2. 1E 级直流和UPS 系统(IDS) (15)3.8.3. 非1E级直流和UPS 系统（EDS） (15)3.8.4. 现场备用电系统（ZOS） (15)3.8.5. 通讯系统（EFS, TVS） (15)3.8.6. 电站照明(ELS) (15)3.8.7. 接地和防雷保护系统– EGS (15)3.8.8. 电气系统杂项– EHS, EQS, 控制棒驱动电动发电机装置 (15)3.8.9. 安全壳贯穿件，通道和电缆 (15)3.8.10. 电机 (15)3.8.11. 维修动力供应 (15)3.9. 仪表和控制 (15)3.10. 反应堆保护系统及其它系统 (15)3.11. 安全系统 (15)3.11.1. 应急堆芯冷却系统 (15)3.11.2. 非能动余热去除 (15)3.11.3. 非能动安全壳冷却系统 (15)3.11.4. 非能动反应堆压力壳防熔穿系统 (15)3.11.5. 主控室适留系统（VES） (15)3.11.6. 安全壳氢气控制系统 (15)3.11.7. 安全壳隔离 (15)3.11.8. 长期事故的减缓 (15)3.11.9. 严重事故（超设计基准事故） (15)第二部分AP1000的设计特点 (15)1. 模块化建造设计 (15)1.1. 模块化建造图示 (15)1.2. 设计理念 (15)1.3. 模块类型及数量 (15)1.4. 参照的规范、标准和参考 (15)2. 非能动性安全系统 (15)第三部分建造施工的技术特点 (15)1. 钢制安全壳预制、组装和安装 (15)1.1. 钢制安全壳概述 (15)1.2. 安全壳预制、组装和安装所需的技术文件 (15)1.2.1. 制造图纸 (15)1.2.2. 工具图纸 (15)1.2.3. 材料采购技术规格书 (15)1.2.4. 预制程序 (15)1.2.5. 检查和测试程序 (15)1.2.6. 组装程序 (15)1.3. 安全壳板的预制 (15)1.4. 安全壳板的组装 (15)1.4.1. 安全壳组装前的准备工作 (15)1.4.2. 安全壳的组装顺序 (15)1.4.3. 下封头组装和安装流程 (15)1.4.4. 安全壳第一环组装和安装流程 (15)1.4.5. 安全壳第二环组装和安装流程 (15)1.4.6. 安全壳第三环组装和安装流程 (15)1.4.7. 上封头组装和安装流程 (15)1.4.8. 安全壳上贯穿安装 (15)1.4.9. 焊接工艺 (15)1.4.10. 热处理工艺 (15)1.4.11. 喷砂与油漆工艺 (15)1.4.12. 安全壳安装要求及记录 (15)1.5. 安全壳组装和安装的主要设施 (15)1.6. 安全壳预制、组装、安装工艺特点与难点 (15)1.6.1. 板成形特点 (15)1.6.2. 焊接与热处理特点与难点 (15)1.6.3. 运输与吊装特点与难点 (15)2. 模块预制、运输和组装、安装 (15)2.1. 模块的制造要求 (15)2.1.1. 对于模块及其内部结构的吹扫和油漆要求 (15)2.1.2. 保温 (15)2.1.3. 测试 (15)2.1.4. 记录 (15)2.2. 模块的预制 (15)2.3. 模块的运输 (15)2.4. 模块的吊装 (15)3. 主设备安装 (15)3.1. 工作范围 (15)3.1.1. 反应堆设备安装 (15)3.1.2. 主回路设备安装 (15)3.2. 工艺流程 (15)3.3. 安装工序 (15)3.3.1. 压力容器安装 (15)3.3.2. 堆内构件安装 (15)3.3.3. 堆顶部件安装 (15)3.3.5. 稳压器安装 (15)3.3.6. 主泵安装 (15)3.3.7. 主管道安装 (15)3.4. 压力容器安装 (15)3.4.1. 工作区的初始条件 (15)3.4.2. 施工工艺 (15)3.5. 堆内构件安装 (15)3.5.1. 工作区的初始条件 (15)3.5.2. 施工工艺 (15)3.5.2.1 下部堆内构件的安装 (15)3.5.2.2 上部堆内构件的安装 (15)3.6. 堆顶设备安装 (15)3.6.1. 工作区的初始条件 (15)3.6.2. 施工工艺 (15)3.6.2.1 控制棒驱动机构的安装 (15)3.6.2.2 抗震支承装置的安装 (15)3.6.2.3 通风罩组件的安装 (15)3.6.2.4 电缆托架及电缆桥组件安装 (15)3.6.2.5 控制棒驱动机构位置指示器组件安装 (15)3.7. 蒸汽发生器安装 (15)3.7.1. 工作区的初始条件 (15)3.7.2. 施工工艺 (15)3.7.2.1 蒸汽发生器支撑的初装 (15)1)垂直支撑的初装 (15)2)中部横向支承初装 (15)3)下部横向支承初装 (15)3.7.2.2 蒸汽发生器吊装 (15)3.7.2.3 蒸发器的安装 (15)1)垂直支撑与蒸发器的连接 (15)2)下部横向支承与蒸汽发生器连接 (15)3)中部横向支承与蒸汽发生器连接 (15)3.7.2.4 在环路焊接之后，横向支承的安装 (15)1)下部横向支承第三次安装 (15)2)中部横向支承第三次安装 (15)3)阻尼器锚固件二次预埋件的安装 (15)4)阻尼器的安装 (15)3.7.2.5 安装完成 (15)3.8. 稳压器安装 (15)3.8.1. 工作区的初始条件 (15)3.8.2. 施工工艺 (15)3.8.2.1 垂直支撑基座的安装 (15)3.8.2.2 垂直支撑的安装 (15)3.8.2.3 上部横向支承初装 (15)3.8.2.5 稳压器的安装 (15)3.8.2.6 上部横向支承的第二次安装 (15)3.8.2.7 热态调试时间隙测量、垫片加工、安装及间隙调整 (15)3.8.2.8 安装完成 (15)3.9. 主泵安装 (15)3.9.1. 工作区的初始条件 (15)3.9.2. 施工工艺 (15)3.9.2.1 设备运入反应堆厂房 (15)3.9.2.2 吸入口环的安装 (15)3.9.2.3 电机组件的组装 (15)3.9.2.4 叶轮的安装 (15)3.9.2.5 电机组件与泵壳的对接 (15)3.9.2.6 主法兰螺栓的安装 (15)3.9.2.7 定子下端盖的安装 (15)3.9.2.8 主法兰螺栓的拉伸 (15)3.9.2.9 附件与管线的安装 (15)3.9.2.10 安装完成 (15)3.10. 主管道安装 (15)3.10.1. 工作区的初始条件 (15)3.10.2. 施工工艺 (15)3.10.2.1 主管道的移入 (15)3.10.2.2 压力容器、蒸发器吊装就位 (15)3.10.2.3 管段坡口的加工 (15)3.10.2.4 冷段焊口的组对 (15)3.10.2.5 冷段一端焊口的焊接 (15)3.10.2.6 热段焊口的组对 (15)3.10.2.7 冷段另一端焊口的组对点焊 (15)3.10.2.8 热段及冷段另一端焊口的焊接 (15)3.10.2.9 焊接检验 (15)3.10.2.10 安装完成 (15)4. 空气导流板安装 (15)4.1. U型支架安装 (15)4.2. 导流板单板制作 (15)4.3. 运输与吊装 (15)4.4. 导流部件安装 (15)4.5. 导流板安装 (15)4.6. 检查与最终记录 (15)5. 压力容器保温工艺 (15)5.1. 编制依据 (15)5.2. RV主要保温工艺性能 (15)5.3. RV保温材料特点 (15)5.4. RV保温施工方案 (15)5.4.1. RV下部保温 (15)5.4.3. 保温板块的检查 (15)5.4.4. 底部圆弧部分 (15)5.4.5. 底部筒体部分 (15)5.4.6. 接管部分 (15)5.4.7. RV顶盖保温 (15)5.4.8. RV顶盖圆周保温 (15)5.4.9. RV顶盖中心圆板保温 (15)5.4.10. 安装结束检查 (15)第四部分建造工作包及分工 (15)第五部分AP1000项目索引...................................................................错误！未定义书签。

AP1000核电厂构筑物、系统和部件(SSC)的分级(讲座稿)说课讲解

AP1000核电厂构筑物、系统和部件(SSC)的分级(讲座稿)说课讲解

3.2 术语定义
设计基准事件（Design Basis Event）
是指完成安全相关功能的电厂设计必须考虑的正常运行工况 （包括预期运行事件），设计基准事故、外部事件或自然现 象等的事件
设 计 基 准 事 故 和 瞬 态 （ Design Basis Accidents and Transients）
其 主要目的是： 对于非安全相关的SSC划分为多种级别是为了与不 同的工业标准相对应 对同一种SSC或不同部分可以执行不同功能可被划 分为不同级别加以区别
2020/4/17
4
2 AP1000核电厂SSC’s抗震分类（1/7）
2.1 遵循法规、规范和标准 10 CFR 50 ，附录A《设计总则（GDC）》准则2《防自然
2020/4/17
9
2 AP1000核电厂SSC’s抗震分类（6/7）
2.3 定义 （2）抗震II类（C-II） 抗震II类SSC保证在SSE地震不会引起不可接受的构筑物
失效或者与抗震I类SSC’s相互作用。如果抗震II类流体 系统位于敏感设备附近，则要求其适当程度的压力边界 完整性 抗震II类仅适用于SSC’s的一部分，对设备具体要求仅 是它的支承能承受SSE地震 如环吊、装卸料机，以及主控室天花板上的SSC等
△ 提供安全壳边界，包括贯穿件和隔离阀。还包括作为 安全壳边界功能的管道。例如安全壳内的主蒸汽 与主给水系统、SG的二 次侧筒体
2020/4/17
22
3 AP1000核电厂SSC’s安全分级（12/27）
3.4 分级说明 （2）B级
△ 循环的非安全壳/非反应堆冷却剂流体，以提供事故后流 进/出安全壳的安全有关功能，安全壳内侧的管线为B级。 如果有适用的安全壳隔离阀，则在循环回路的安全壳外 侧管线为C级或非安全相关级
AP1000非能动安全系统

AP1000非能动安全系统


卸压喷淋器（Sparger）
① 有两个反应堆冷却剂卸压喷淋器。每个都连入一个ADS下泄封头
（三个ADS级共用），并淹没在IRWST中。每个喷淋器都有四个 向下的支臂。喷淋器支臂在 IRWST 溢出水位下的水中连入喷淋 器中心。喷淋器是AP1000C级设备，设计符合抗震I类要求。 ② 喷淋器将蒸汽分配至IRWST，从而促进更有效的蒸汽浓缩。
再循环滤网（Recirculation Screen）
① PXS 有两个不同种类的滤网，在 LOCA 发生后使用： IRWST 滤网
和安全壳再循环滤网。
② 这些滤网可防止碎片在LOCA事故期间进入反应堆，阻塞堆芯冷 却通道。
阀门（Valve）
① 低压差开启止回阀
② 安注箱止回阀
③ 释放阀 ④ 爆破阀
非能动堆芯冷却系统安全相关的功能
应急堆芯余热排出 反应堆冷却剂系统应急补给和硼化 安全注入 安全壳PH值控制
13
安 全 壳 内 换 料 水 箱 (In-Containment Refueling Water Storage Tank, IRWST)
①IRWST是一个大型的，具有不锈钢内衬的水箱，位于安全壳内 运行甲板下方。 ②IRWST是AP1000C级设备，其设计符合抗震I类要求。 ③IRWST的底部在 RCS 回路高度上方，这样换料硼溶液在充分卸 压后可以通过重力排入RCS。 ④IRWST通过两个DVI管连入RCS。 ⑤出口安装在IRWST顶部。 ⑥这些出口在正常运行期间通常是关闭的，以将水气和放射性气 体维持在水箱内，防止碎片从安全壳运行甲板进入水箱。
Characteristics of Passive Core Cooling System
The passive core cooling system operates without pumps or power sources. PCCS的运行无需泵的驱动也无需电源（交 流）。 Processes such as gravity and expansion of compressed gases are relied on. 依靠诸如重力和压缩气体的膨胀过程来驱 动PCCS工作。 A one-time valve alignment (DC electric power required) is required upon actuation.一旦收到触发信号，只需要一次性的 直流电源使阀门开启。
AP1000课件

AP1000课件

35
3990mm
反应堆冷却剂系统
蒸汽发生器
AP1000的蒸汽发生
器是带干燥器的立 式、U型管结构蒸汽 发生器
传热管和管道上部
分隔盘使用耐腐蚀 性能很好的合金因 科镍690，改善了材 料可焊性、腐蚀性、 机械性等性能。
36
反应堆冷却剂系统
AP1000
总高度 换热面积 22.3mm 11500m2
52
非能动安全注射系统（PSIS）
● 淹没的安全壳是非能动 安 全注射系统第四个水源， 而且是堆芯冷却的长期水 源。 ● 当换料水箱的液位达到 低-低液位时，与之相连 的爆破阀和相关阀门自动 打开，安全壳内的水经再 循环滤网进入反应堆，冷 却堆芯。 ● 当安全壳内的水温达到 饱和温度时，产生的蒸汽 由安全壳的壁面冷却。凝 水沿钢壳内壁向下流，回 安全壳底部，进行再循环， 实现反应堆长期冷却堆芯 的目的。
压力容器属于A级，因此
它的设计和建造都满足 ASME Code, Section III, Class 1要求。
为减少照射脆化的影响，
限制了对铜、镍和磷的使 用量
34
反应堆冷却剂系统 AP1000 M310
总高度（含CRDM 管座） 设计压力 13.94mm 172bar.a 13.21mm 172bar.a
17.475mm
1.016mm 三角型
37
19.05mm
1.09mm 方型
反应堆冷却剂系统

主泵
AP1000冷却剂泵是具有高惯 性、高可靠性、低维护、高度 密封；
与蒸汽发生器的两个出口管 嘴分别直接相连；
为立式离心式屏蔽泵，可以 承受整个系统的压力，能承受 超基准工况。 泵自身还装有振动监控系统， 提供高振动警报。
AP1000 非能动安全系统

AP1000 非能动安全系统


Characteristics of Passive Core Cooling System
The passive core cooling system operates without pumps or power sources. PCCS的运行无需泵的驱动也无需电源（交 流）。
Processes such as gravity and expansion of compressed gases are relied on. 依靠诸如重力和压缩气体的膨胀过程来驱 动PCCS工作。
3
AP1000非能动安全系统
非能动余热排出系统
非能动安全注射系统
非能动安全系统
非能动安全壳冷却系统
非能动主控制室应急可居留系统
安全壳氢气控制系统
AP1000 Passive Core Cooling System
➢ Characteristics of PXS ➢ Safety Functions ➢ PRHRHX Design Basis ➢ Emergency Makeup & Boration Design
①IRWST是一个大型的，具有不锈钢内衬的水箱，位于安全壳内 运行甲板下方。
②IRWST是AP1000C级设备，其设计符合抗震I类要求。
③IRWST的底部在RCS回路高度上方，这样换料硼溶液在充分卸 压后可以通过重力排入RCS。
④IRWST通过两个DVI管连入RCS。
⑤出口安装在IRWST顶部。
⑥这些出口在正常运行期间通常是关闭的，以将水气和放射性气 体维持在水箱内，防止碎片从安全壳运行甲板进入水箱。
表PXS 自动触发信号
PRHR HX 触发 任一SG中窄量程低水位，延时 + 低 SFW流量后 任一SG中宽量程低水位
AP1000技术简介知识讲解

AP1000技术简介知识讲解

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。
AP1000学习演讲5

AP1000学习演讲5


5.3 核岛非放射性通风系统（VBS）
系统功能：
VBS在电厂正常运行期间服务于主控室、技术支持中心，1E级 直流设备间、1E级仪控间、1E级电气贯穿件房间、1E级蓄电池间和 非能动安全壳冷却系统(PCS)阀门间。
其他功能：
监测主控室送风中放射性浓度 防止烟雾进入主控室和技术支持中心 维持主控室在设计初始温度以下 为服务区域提供通风及冷却
5.3 核岛非放射性通风系统（VBS）
系统运行
电厂正常运行期间，一台送风空气处理机组和相应的回/排风机 中连续运行。通过自动控制室外新风量维持相关区域相对于室外环 境的轻微正压，排出蓄电池间的空气防止氢气聚集，维持室温。
5.4 安全壳再循环冷却系统（VCS）
系统功能：


控制安全壳厂房所有区域环境温度，以满足人员可进入性和设备可 运行性 在安全壳整体泄漏率试验期间，维持均匀的安全壳内温度与压力 在停堆期间，通过提供便携式过滤器的连接，控制蒸汽发生器隔间 内的污染空气向其它区域扩散 搅混安全壳内的空气，来支持安全壳空气过滤系统（VFS）对安全 壳内的污染空气进行净化 为安全壳大气除湿，将凝结的水分排往核岛液体废物系统（WLS） ，并监测安全壳内不可识别气体
5.2 放射性控制区通风系统（VAS）
系统运行：
正常工况下，燃料操作区域通风子系统和辅助/附属厂房通 风子系统的两台送风机和两台排风机连续运行，系统按直流式全 新风运行。调节送风量以维持服务区相对于室外环境轻微负压。 排风不经过过滤直接排至电厂烟囱，并对排放至厂区的气载放射 性浓度进行监测。 瞬态及事故工况下，监测到两个作用区域的排风中含高放射 性计量时，相应送风管和排风管上的隔离阀自动关闭，将受污染 区域与室外隔离，送排风机自动停运。 VAS为非安全相关系统，在设计基准事故工况下，该系统被 假定为不可运行。
核电AP1000技术手册

核电AP1000技术手册

目录第一部分美国先进非能动反应堆 AP-1000 简介 (9)1. 引言 (9)2. 厂房布置 (9)2.1. 总平面布置 (9)2.2. 核岛（NI） (9)2.2.1. 反应堆厂房 (10)2.2.2. 屏蔽厂房 (10)2.2.3. 辅助厂房 (11)2.2.4. 燃料厂房 (12)2.2.5. 附属厂房 (12)2.2.6. 柴油发电机厂房 (13)2.2.7. 放射性废物厂房 (13)2.3. 汽轮机厂房（CI） (13)3. 厂房区域编码索引 (14)4. 系统描述 (16)4.1. AP1000系统清单 (16)4.2. 反应堆和反应堆冷却系统 (19)4.2.1. 压力容器和堆内构件 (19)4.2.2. 堆芯和燃料 (28)4.2.3. 反应性控制和控制棒驱动系统 (29)4.2.4. 反应堆冷却系统（RCS） (29)4.2.5. 蒸汽发生器系统 (38)4.2.6. 安全壳和安全壳隔离系统（CNS） (39)4.3. 反应堆辅助系统 (41)4.3.1. 化容控制系统 (42)4.3.2. 正常停堆余热去除系统 (43)4.3.3. 主采样系统 (43)4.3.4. 反应堆关闭冷却系统 (43)4.3.5. 启动给水系统 (44)4.3.6. 蒸汽发生器排放系统(BDS) (44)4.4. 设备冷却水系统、生活服务水系统、冷冻水系统、乏燃料池冷却系统 (44)4.4.1. 设备冷却水系统（CCS） (44)4.4.2. 生活服务水系统（SWS） (45)4.4.3. 冷冻水系统（VWS） (45)4.4.4. 乏燃料池冷却系统 (45)4.5. 燃料换料和机械搬运系统 (46)4.5.1. 燃料和换料系统 (47)4.5.2. 材料搬运系统 (47)4.6. 现场支持系统 (49)4.6.1. 防火保护系统 (49)4.6.2. 去污系统（设施） (49)4.6.3. 压缩空气 (49)4.6.4. 加热、通风和空调系统（HVAC） (50)4.6.5. 饮用水系统 (52)4.6.6. 软化水转运和储存系统 (52)4.6.7. 卫生下水系统 (52)4.7. 放射废物处理系统 (52)4.7.1. 设备和地面排放和废水系统 (53)4.7.2. 放射性废物排放系统（WRS） (53)4.7.3. 废水系统 (核岛) (54)4.7.4. 液体废物系统 (54)4.7.5. 硼酸再循环系统 (54)4.7.6. 气体放射性系统 (54)4.7.7. 固体废物系统 (54)4.8. 现场动力系统和相关系统 (54)4.8.1. 主交流电系统(ECS) (55)4.8.2. 1E 级直流和UPS 系统 (IDS) (56)4.8.3. 非1E级直流和UPS 系统（EDS） (56)4.8.4. 现场备用电系统（ ZOS） (56)4.8.5. 通讯系统（ EFS, TVS） (56)4.8.6. 电站照明(ELS) (58)4.8.7. 接地和防雷保护系统– EGS (58)4.8.8. 电气系统杂项– EHS, EQS, 控制棒驱动电动发电机装置 (58)4.8.9. 安全壳贯穿件，通道和电缆 (58)4.8.10. 电机 (58)4.8.11. 维修动力供应 (58)4.9. 仪表和控制 (58)4.10. 反应堆保护系统及其它系统 (59)4.11. 安全系统 (60)4.11.1. 应急堆芯冷却系统 (60)4.11.2. 非能动余热去除 (63)4.11.3. 非能动安全壳冷却系统 (63)4.11.4. 非能动反应堆压力壳防熔穿系统 (64)4.11.5. 主控室适留系统（VES） (64)4.11.6. 安全壳氢气控制系统 (65)4.11.7. 安全壳隔离 (66)4.11.8. 长期事故的减缓 (66)4.11.9. 严重事故（超设计基准事故） (66)第二部分AP1000的设计特点 (67)1. 模块化建造 (67)1.1. 模块化建造图示 (67)1.2. 设计理念 (67)1.3. 模块类型及数量 (68)1.4. 参照的规范、标准和参考 (69)2. 主回路 (70)2.1. 压力容器 (70)2.2. 蒸汽发生器 (71)2.3. 主泵 (71)2.4. 稳压器 (71)2.5. 主管道 (72)3. CV（钢制安全壳） (72)4. 非能动性安全系统 (72)5. “开顶”法吊装大型设备 (75)6. DCS (76)第三部分建造施工的技术特点 (76)1. 钢制安全壳预制、组装和安装 (76)1.1. 钢制安全壳概述 (76)1.2. 安全壳预制、组装和安装所需的技术文件 (77)1.2.1. 制造图纸 (77)1.2.2. 工具图纸 (78)1.2.3. 材料采购技术规格书 (78)1.2.4. 预制程序 (78)1.2.5. 检查和测试程序 (78)1.2.6. 组装程序 (79)1.3. 安全壳板的预制 (79)1.4. 安全壳板的组装 (79)1.4.1. 安全壳组装前的准备工作 (79)1.4.2. 安全壳的组装顺序 (79)1.4.3. 下封头组装和安装流程 (80)1.4.4. 安全壳第一环组装和安装流程 (80)1.4.5. 安全壳第二环组装和安装流程 (81)1.4.6. 安全壳第三环组装和安装流程 (81)1.4.7. 上封头组装和安装流程 (82)1.4.8. 安全壳上贯穿安装 (82)1.4.9. 焊接工艺 (83)1.4.10. 热处理工艺 (83)1.4.11. 喷砂与油漆工艺 (83)1.4.12. 安全壳安装要求及记录 (84)1.5. 安全壳组装和安装的主要设施 (84)1.6. 安全壳预制、组装、安装工艺特点与难点 (84)1.6.1. 板成形特点 (84)1.6.2. 焊接与热处理特点与难点 (84)1.6.3. 运输与吊装特点与难点 (85)2. 模块预制、运输和组装、安装 (85)2.1. 模块的制造要求 (85)2.1.1. 对于模块及其内部结构的吹扫和油漆要求 (85)2.1.2. 保温 (85)2.1.3. 测试 (85)2.1.4. 记录 (86)2.2. 模块的预制 (86)2.2.1. 预制要求 (86)2.2.2. 预制流程 (86)2.3. 模块的运输 (86)2.4. 模块的组装 (86)2.4.1. 模块组装要求 (86)2.4.2. 模块组装工艺流程 (87)2.5. 模块的安装 (88)3. 主设备安装 (89)3.1. 工作范围 (89)3.1.1. 反应堆设备安装 (89)3.1.2. 主回路设备安装 (89)3.2. 工艺流程 (89)3.3. 安装工序 (91)3.3.1. 压力容器安装 (91)3.3.2. 堆内构件安装 (91)3.3.3. 堆顶部件安装 (92)3.3.4. 蒸汽发生器安装 (93)3.3.5. 稳压器安装 (93)3.3.6. 主泵安装 (94)3.3.7. 主管道安装 (94)3.4. 压力容器安装 (96)3.4.1. 工作区的初始条件 (96)3.4.2. 施工工艺 (96)3.5. 堆内构件安装 (96)3.5.1. 工作区的初始条件 (97)3.5.2. 施工工艺 (97)3.5.3. 下部堆内构件的安装 (97)3.5.4. 上部堆内构件的安装 (99)3.6. 堆顶设备安装 (99)3.6.1. 工作区的初始条件 (99)3.6.2. 施工工艺 (99)3.6.3. 控制棒驱动机构的安装 (99)3.6.4. 抗震支承装置的安装 (100)3.6.5. 通风罩组件的安装 (100)3.6.6. 电缆托架及电缆桥组件安装 (100)3.6.7. 控制棒驱动机构位置指示器组件安装 (100)3.7. 蒸汽发生器安装 (100)3.7.1. 工作区的初始条件 (100)3.7.2. 施工工艺 (101)3.7.3. 蒸汽发生器支撑的初装 (101)1) 垂直支撑的初装 (101)2) 中部横向支承初装 (101)3) 下部横向支承初装 (102)3.7.4. 蒸汽发生器吊装 (102)3.7.5. 蒸发器的安装 (102)1) 垂直支撑与蒸发器的连接 (102)2) 下部横向支承与蒸汽发生器连接 (103)3) 中部横向支承与蒸汽发生器连接 (103)3.7.6. 在环路焊接之后，横向支承的安装 (104)1) 下部横向支承第三次安装 (104)2) 中部横向支承第三次安装 (104)3) 阻尼器锚固件二次预埋件的安装 (104)4) 阻尼器的安装 (105)3.7.7. 安装完成 (105)3.8. 稳压器安装 (105)3.8.1. 工作区的初始条件 (105)3.8.2. 施工工艺 (105)3.8.3. 垂直支撑基座的安装 (105)3.8.4. 垂直支撑的安装 (106)3.8.5. 上部横向支承初装 (106)3.8.6. 稳压器的吊装 (106)3.8.7. 稳压器的安装 (106)3.8.8. 上部横向支承的第二次安装 (106)3.8.9. 热态调试时间隙测量、垫片加工、安装及间隙调整 (107)3.8.10. 安装完成 (107)3.9. 主泵安装 (107)3.9.1. 工作区的初始条件 (107)3.9.2. 施工工艺 (107)3.9.3. 设备运入反应堆厂房 (107)3.9.4. 吸入口环的安装 (107)3.9.5. 电机组件的组装 (108)3.9.6. 叶轮的安装 (109)3.9.7. 电机组件与泵壳的对接 (110)3.9.8. 主法兰螺栓的安装 (111)3.9.9. 定子下端盖的安装 (111)3.9.10. 主法兰螺栓的拉伸 (111)3.9.11. 附件与管线的安装 (111)3.9.12. 安装完成 (111)3.10. 主管道安装 (111)3.10.1. 工作区的初始条件 (111)3.10.2. 施工工艺 (111)3.10.3. 主管道的移入 (111)3.10.4. 压力容器、蒸发器吊装就位 (111)3.10.5. 管段坡口的加工 (111)3.10.6. 冷段焊口的组对 (111)3.10.7. 冷段一端焊口的焊接 (112)3.10.8. 热段焊口的组对 (112)3.10.9. 冷段另一端焊口的组对点焊 (112)3.10.10. 热段及冷段另一端焊口的焊接 (112)3.10.11. 焊接检验 (113)3.10.12. 安装完成 (113)4. 空气导流板安装 (113)4.1. U型支架安装 (113)4.2. 导流板单板制作 (113)4.3. 运输与吊装 (113)4.4. 导流部件安装 (113)4.5. 导流板安装 (113)4.6. 检查与最终记录 (114)5. 压力容器保温工艺 (114)5.1. 编制依据 (114)5.2. RV主要保温工艺性能 (114)5.3. RV保温材料特点 (114)5.4. RV保温施工方案 (115)5.4.1. RV下部保温 (115)5.4.2. 保温支承结构安装 (115)5.4.3. 保温板块的检查 (116)5.4.4. 底部圆弧部分 (116)5.4.5. 底部筒体部分 (116)5.4.6. 接管部分 (116)5.4.7. RV顶盖保温 (117)5.4.8. RV顶盖圆周保温 (117)5.4.9. RV顶盖中心圆板保温 (117)5.4.10. 安装结束检查 (117)第四部分建造工作包及分工 (117)1. 施工工作包的划分 (117)施工工作包编号说明 (117)2. AP1000机组施工工作包划分 (119)序言提供支持人员（姓氏笔画）方小朋刘兴华李国超李熹汪先友郑卫贞郑国惠徐付奎谭晋川谭墩权AP1000技术手册第一部分美国先进非能动反应堆AP-1000 简介1. 引言AP1000是美国西屋电气公司利用AP-600的非能动安全设计概念，加上系统80+双环路的设计思想，以降低容量成本为目标，使AP-1000 的安全性和经济性同时都大为提高。

AP1000核电厂核岛系统与设备(专设安全设施)

AP1000核电厂核岛系统与设备(专设安全设施)


第4章 安全壳和安全壳系统
4.1 安全壳
事故后钢制安全壳压力计算值 破口 热管段双端断裂 冷管段双端断裂 主蒸汽管双端断裂， 30%功率， 主蒸汽隔离阀失效 主蒸汽管双端断裂， 101%功率， 主蒸汽隔离阀失效 峰值压力/psig（MPa） 50.0（0.345） 57.8（0.399） 57.3（0.395） 裕量/psig（MPa） 9.0（0.062） 1.2（0.008） 1.7（0.011）
安注箱
• 设计压力 • 设计温度 • 结构形式 • 体积 • 材料 • 硼浓度 • 接口信息
安全壳内换料水箱
• 设计压力 • 设计温度 • 体积 • 硼浓度
非能动余热排出热交换器
• 设计压力 • 设计温度 • 结构形式 • 换热能力 • 材料
第3章 非能动堆芯冷却系统
自动卸压系统
第3章 非能动堆芯冷却系统
53.7（0.370）
5.3（0.037）
第4章 安全壳和安全壳系统
4.1 安全壳
某些设计基准事故和可信系统误动作会导致安全壳外压载荷。 根据ASME在役C级安全壳能承受的极限外压为20kPa（2.9psid）。 最保守评估结果表明，安全壳压力达到最大外压载荷至少需要 30分钟，在此期间操作员可以根据安全壳压力仪表指示采取相应措 施防止安全壳外压过大。 措施：打开任一组1E级电池驱动安全壳通风净化隔离阀。
培训目标
• 课程内容：本课程主要包括AP1000专设安全设施，重点介绍了系
统组成、系统功能、设计准则和系统运行，并针对系统中重要设备的 结构特点和功能进行介绍。
• 通过本课程的学习，使AP1000核电厂设计、采购、建造等人员基
本了解AP1000核电站专设安全系统和设备。
AP1000

AP1000

哈电集团秦皇岛重装基地启运的三门核电1号机三套低压内缸，采用了当前世界最先进的总装方式，首次引进 了tccs系统(汽轮机间隙测量控制系统，主要靠激光和靶球的专用工装对汽轮机转子和静子汽封之间的径向间隙 进行测量计算)进行汽轮机通流间隙的测量。为了防止人为操作失误和吊车行车时的振动影响，所有的tccs测量 工作都选择晚上进行;为了确保数据的准确性，每套缸基本上要经历4次tccs测量、解体和装配以及数据反复核对 工作。不仅如此，为了确保首台ap1000汽轮机的装配质量，在完成 tccs最终测量调整后，担负总装任务的汽轮 机公司总装工人们还采用传统的压铅丝方法，重新对汽轮机的通流间隙进行测量，验证tccs调整数据的可靠性和 准确性，同时也为后序机组全面使用tccs进行了科学验证。
（2）简化的非能动设计提高安全性和经济性
AP1000主要安全系统，如余热排出系统、安注系统、安全壳冷却系统等，均采用非能动设计，系统简单，不 依赖交流电源，无需能动设备即可长期保持核电站安全，非能动式冷却显著提高安全壳的可靠性。安全裕度大。 针对严重事故的设计可将损坏的堆芯保持在压力容器内，避免放射性释放。
AP1000
美国西屋公司开发的产品
01 历史
03 第3代
目录
02 设计规范 04 发展历程
美国西屋公司在已开发的非能动先进压水堆AP600的基础上开发了AP1000。AP1000是Advanced Passive PWR的简称，1000为其功率水平（百万千瓦级），该堆型为西屋公司设计的3代核电堆型。
2009年3月31日14时06分，世界上首台AP1000核电机组三门核电站一号机组核岛第一罐混凝土浇注顺利完成， 4月20日混凝土养护取得成功。这是世界核电站工程建设中首次成功采用核岛筏基大体积混凝土一次性整体浇注 的先进技术，中国成为首个成功掌握此项技术的国家。核电站核岛筏基是核反应堆厂房的基础部分，其大体积混 凝土一次性整体浇注，可以实现核电站核岛基础的一次整体成形，具有无接口、防渗好等技术优点，特别适合安 全性能要求较高的核电施工。但由于浇注后的养护是难点，一直是施工的一大技术难题。该项技术的成功实施， 可以有效缩短工期，将为未来第三代核电的批量化建设带来巨大的经济价值。

AP1000技术手册-5

全壳的组成如下图所示由于安全壳板材厚，材质与尺寸特殊，制作难度大。

筒体内壁焊有贯穿件和环吊承重梁，焊接量大，变形控制困难。

同时，安全壳体积大，整体垂直度与椭圆度要求高，安装难度非常大。

这种钢制安全壳在国内堆型里没有出现过，安全壳制作采用模块化组装方式：先在临时组装场地拼装成5个模块，然后再在安装位置分段组装。

安全壳的安装又与其它设备模块或结构模块的建造安装同时进行更加增大了施工难度。

安全壳5个模块分别为：下封头：高约11.5米，焊接后总运输重量约600吨。

第一环：高约15.5米，焊接后总运输重量约740吨,(不包括设备闸门与人员闸门)。

第二环：高约15.5米，焊接后总运输重量约730吨。

第三环：高约11.6米，焊接后总运输重量约734吨。

上封头：高约11.5米，焊接后总运输重量约600吨。

1.1.安全壳预制、组装和安装所需的技术文件1.1.1.制造图纸安全壳容器椭圆底封头制造图安全壳容器环形制造图纸安全壳容器椭圆顶封头制造图贯穿件套管和附件图吊车梁和轨道制造图安全壳临时支撑梁详图1.1.2.工具图纸定位设备1.1.3.材料采购技术规格书SA738 Gr.B;SA333Gr.B;STUD BOLT;Temporary Column,Welding Material.1.1.4.预制程序焊接工艺程序（SMAW，GMAW，SAW）坡口预制程序安全壳球壳板压制方案安全壳筒体板卷制方案安全壳环吊梁预制方案贯穿件预制方案热处理工作程序焊接工艺合格记录清单修复计划制造程序流程图清洁程序清扫和油漆程序制造质量计划材料质量计划1.1.5.检查和测试程序超声检查程序液体渗透检查程序磁粉检查程序材料验证程序焊口X光检查程序目视检查程序1.1.6.组装程序安全壳底封头现场组装程序安全壳筒体模块现场组装程序安全壳顶封头现场组装程序运输程序吊装程序1.2.安全壳板的预制安全壳板预制分为筒体板预制、球面板预制、贯穿件支座预制、设备闸门通道预制、人员闸门预制、环吊梁预制。

AP1000涂层系统知识培训

AP1000涂层系统知识培训L/O/G/O参考文件APP-G1-SX-001《车间预制钢涂料技术规格书》APP-G1-AX-001《现场补漆技术规格书》SSPC-SP 10/14《喷砂等级标准》APP-GW-Z0-604 《 AP1000反应堆电厂的系统、结构和构件保护涂层涂装技术规格书》各类油漆 产品PDS该培训仅适用于AP1000核电项目车间预制钢结构涂层及现场钢结构表面补漆。

设计规范汇总现用喷砂油漆系统根据技术规格书的相关要求，并结合钢结构喷砂、油漆车间的施工范围，将各个区域的油漆系统选择及相应的喷砂等级描述如下：常见缩写汇总PIC-Ⅰ：基础安全壳内，运行温度≥121℃（核安全级）PIC-Ⅱ：基础安全壳内，运行温度＜121℃RCA ：安全壳外放射受控区Ⅳ区：除PIC 和RCA 之外的室内区域Ⅳ/X ：室外表面（外露于空气中）PDS ：产品使用说明书MSDS ：物质安全资料DFT ：干膜厚度WFT ：湿膜厚度PCR ：过程控制记录CAP:涂层施工程序SPHSEN ：自带底高固环氧漆（核级）SPHSE ：自带底高固环氧漆IOZ ：无机锌漆DP:露点温度RH:相对湿度分步施工及检查要求表面处理涂装施工漆膜检查• 施工要求1.根据技术规格书要求，应清除表面可见污渍及油脂。

2.喷砂施工：根据相应产品的PDS 选择不同的喷砂等级。

3.作业要求：喷枪口应尽量垂直基材表面，允许少许倾斜。

•检查要求1. 基材表面不在放大观察下，应无可见油渍、油脂、灰尘、污垢、氧化皮、锈迹、油漆涂层、氧化物等其他杂物。

基材表面应显示均匀的金属光泽，处理后粗糙度达到相应喷砂等级。

2.喷砂结束后，对工件表面进行吹扫，切不可用手或脏的手套等触摸喷砂后的表面。

用肉眼观察构件表面应为无光泽的单一色调、无油、无灰尘。

处理后的基层必须在4小时内进行油漆涂装，防止再次生锈，一旦生锈必须再次进行表面处理。

表面处理• 周围环境要求1.喷砂作业完成之后必须确保环境条件达到以下要求：有机涂料：温度（13℃-38℃） 相对湿度（≤80%）2.基材表面温度至少高于露点温度3℃。

AP1000电气基础知识培训


•
• •
◇发动机润滑油系统
◇发动机调速控制系统 ◇发电机、励磁、保护、监测和控制系统
㈤辅助柴油发电机 两台功率35kw（380v）辅助柴油发电机，主
要用于其他电源不可用时，可以十分方便地为1E
级的事故监测设施、主控室照明、主控室的B、C 通道仪表、主控室通风等安全相关设施供电。
㈣直流系统
• AP1000电厂直流电源系统由独立的1E级（IDS）和非1E级（EDS） 220 V直流电源系统组成。每一个系统包括不接地蓄电池组、直 流配电装置和不间断电源（UPS） • IDS为安全设备提供可靠的电力，这些设备是电厂停堆所需的用 于电厂仪表、控制、监测和其它的重要功能所需的设备。此外， IDS还为主控室和遥控停堆工作站的正常和应急照明供电。在失 去所有交流电源并同时发生设计基准事故时，IDS不需要通过蓄 电池充电器的支持能够为电厂的安全停堆提供可靠的电力。系统 的设计使得发生单一故障时，不会出现导致阻碍电厂安全停堆的 情况。 • EDS为电厂非1E级控制和测量仪表负载、需要用于电厂运行和重 点保护的设备及位于安全壳的氢点火器提供持续、可靠的电力。
3.厂用电系统特点
AP1000电气系统与一般压水堆核电站相比，供电方式和系统结构基本相 同，其特点： （1）系统简化、装备减少 • 由于AP1000系统设计采用非能动安全理念，有关电气系统得到简化，对相 关供电质量和可靠性要求也有不同程度的简化，使AP1000供电系统的接线 及其装置更加简单，更便于操作。 • 非能动安全系统设计，对其交流供电系统无安全方面要求，无需实体隔离 。厂外供电系统仅需提供正常启动和正常停堆用电源，也无需冗余。备用 柴油发电机组也不需应急要求，当主交流电源全部失去后，可延缓在120秒 钟后对相关负荷的供电。

AP1000核电厂的安全壳设计

核电厂的安全壳设计1 引言为了在电厂简化、安全性、可靠性、投资保护和电厂成本方面提供重大的、可度量的改进,AP1000采用非能动安全系统。

安全壳是实现上述改进的一个关键设施。

它不仅提供了防止裂变产物释放的高度完整、低泄漏率的屏障，其表面还承担将安全壳空气中的热量排到大气中去的传热功能。

安全壳内部结构连同非能动堆芯冷却系统(PXS)和严重事故缓解设施一起设计。

本文介绍了API000安全壳容器设计、建造、事故后特征和严重事故性能。

此外，本文也讨论了放射性释放模式，假设条件以及安全壳短期和长期性能。

2 AP1000 安全壳设计概述AP1000安全壳是一个自由直立的圆柱形钢制容器，带有椭球形的上封头和下封头。

钢制安全壳容器被完全包容在一个混凝土屏蔽体中，该厂房提供了对外部危害(如飞射物)的防护，并限制中子、γ射线、散射照射对电厂工作人员和公众的辐照。

如图l 所示，API000设计保留了和AP600相同的直径，但其高度比AP600增加了7.8 m ，从而增加了自由空间。

此外，与AP600相比，AP1000通过增加容器壁的厚度和使用SA738型B 级材料提高了安全壳的设计压力。

AP1000安全壳容器的一些重要参数与AP600的比较见表l。

如表中所示，圆柱形容器大部分的钢壁标称厚度是4.445cm，局部位置较厚，如设备闸门处。

最低一层圈柱形壳体的壁厚增加到4.762 cm，以便为预埋件过渡段中的腐蚀情况留有裕度。

封头是椭球形的，厚度为4.127cm，主直径为39.624m，而高度为11.468m。

安全壳容器由5个主要结构模块组装建造而成，每个模块都由预先成型的、喷好漆的钢板制成。

为了进一步减少安全壳内的组装活动，这些模块包含环形加强筋、吊环梁、设备闸门、人员空气闸门、贯穿件组件和其它附件，其中包括非能动安全壳冷却系统(PCS)空气挡板的支撑和水分配溢流口的固定板。

安全壳容器的设计使其能支撑环吊及其载荷，并考虑了蒸汽发生器的更换。

AP1000系统简介


废气处理系统
非能动余热排出系统 非能动安全注射系统
非能动安全系统
非能动安全壳冷却系统 非能动主控制室应急可居留系统
安全壳氢气控制系统
非能动氢气控制系统
壳完整性 的氢气爆燃或爆炸。
非能动是指系统的启动操作、介质流动和运 行均靠自然力完成。 非能动部件包括：容器、热交换器、泵壳、 阀体、管道及部件的支撑件等。
• 发生LOCA（冷却剂丧失事故）后，安全壳 可能有以下原因产生氢气：
• • • • 1.堆芯温度升高后由燃料包壳的锆与蒸汽反应。 2.水的辐照分解 3.安全壳内铝和锌结构材料的腐蚀。 4.RCS反应堆冷却剂中的溶解氢（氚）。
• 当氢气释放到安全壳内时，非能动自动催化复合 器（PAR）在催化剂表面复合氢气和氧气，并由 于反应焓而在PAR内产生热量，从而进一步强化 安全壳内自然循环驱动的混合。PAR可在非常低 的氢浓度（<1%）和非常高的蒸汽浓度条件下运 行促进对流，从而抑制安全壳大气的分层。
PAR特点：
低温条件下，可实现氢气的催化“燃烧” 非常低的氢浓度（<1%）和非常高的蒸汽浓度条件下运行可促 进对流。 催化剂在不湿的条件下，只要氢、氧存在，PAR立即开始复合。 如果催化剂材料是湿的，那么PAR的启动会有短暂延迟 PAR可控制氢气浓度在<4%的范围内（基准设计）
不足：
催化剂表面会中毒，需要大的表面积； 不能有效缓解氢浓度峰值； 由于复合过程中氧气的不断消耗，一定时间以后复合效率 下降。
Advanced Passive PWR
非能动安全先进核电站
——AP1000
概述
AP1000是美国西屋公司设计研収的双环路 1000MW级压水堆。AP1000在传统压水堆核电技 术的基础上，采用“非能动”的安全系统，使其 安全性、经济性有了显著的提高。
  1. 1、下载文档前请自行甄别文档内容的完整性，平台不提供额外的编辑、内容补充、找答案等附加服务。
  2. 2、"仅部分预览"的文档,不可在线预览部分如存在完整性等问题,可反馈申请退款(可完整预览的文档不适用该条件!)。
  3. 3、如文档侵犯您的权益，请联系客服反馈,我们会尽快为您处理(人工客服工作时间：9:00-18:30)。

直径39.6m
: 215 ft 高65.6m
Wall thick-ness: 1.75 in.
壁厚4.445cm
Design press: 59 psig
设计压力4.07bar
2 equipment hatches, 2
airlocks 二个设备闸门，二 个人员闸门
6/15/2010
6/15/2010
内部材料
-17-
Weir System 配水堰系统
6/15/2010
内部材料
-18-
FigS. y5s.t2e-m2 Operation
Water film transfers heat to air
flow in shield building annulus via
convection
6/15/2010
内部材料
-5-
Containment Vessel
安全壳容器
Fig. 5.1-1
Seismic
Cat.
I
freestanding vessel
抗震一类自立式容器
Cylindrical w/ elliptical
heads 带椭圆形封头的园 柱体
Diam: 130 ft
Provides shielding for the containment vessel & radioactive systems & components inside the vessel. 为安全壳容器和容器内的放射性系统和部件 提供屏蔽。
Protects the containment vessel from external events (tornadoes, missiles). 保护安 全壳容器不受外部事件颶风、飞射物影响。
HT: 273.25 ft Wall thickness: 3 ft Annulus: 5 ft wide
5 ft annulus 3 ft thick
140 ft
Fig. 5.1-2
6/15/2010
内部材料
-12-
5.2 非能动安全壳冷却系统
Section 5.2: Passive Containment Cooling System (PCS)
Slots in bucket allow
water to spill out onto
containment vessel
head.
水
从分配器的槽口喷出到安全壳
容器顶部。
Weir system delivers water evenly to containment dome & vertical sides. 配水堰系统将水均匀地送至安全壳穹顶和垂直侧面。
Heat from containment shell is transferred to water film. 来自安全壳壳体的热量传给水膜。
Water which does not evaporate drains from shield building upper
annulus. 没有蒸发的水下流至屏蔽建筑物的上环带。
PCCAWST. PCCAWST volume is good for another 4 days of PCS
6/15/2010
内部材料
-13-
Purpose 用途
To reduce containment temperature & pressure
following a LOCA or MSLB by removing thermal energy
from the containment atmosphere.
内部材料
-8-
Containment
Vessel安全壳容器
Bottom head is em-bedded in
concrete on inside & outside下封头 外侧和内侧埋在砼中
Watertight seals on top of
concrete砼顶部有防水密封
Inorganic zinc coating except for
Chapter 5
第五章
AP1000 Containment and Containment System AP1000安全壳及其系统
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 在公开发表的论文及相关材 料中引用、转载。
6/15/2010
内部材料
-2-
5.1 安全壳结构
Section 5.1: Containment Structure
6/15/2010
内部材料
-3-
Basic Views
6/15/2010
内部材料
-4-
Containment Building (Containment Vessel) Purposes
安全壳厂房(安全壳容器)的用途
Houses & supports RCS and related systems & some ESF systems.包容和支承反应堆冷却剂系统及其相关系统，以及专设安全设施系统。
在发生失水事故
和主蒸汽管破裂事故时，依靠从安全壳大气导出热能来降低安全壳的温度
和压力。
Ö Operation of the PCS prevents exceeding the containment design
pressure.
PCS的运行可防止安
全壳超过设计压力。
Ö Reducing the containment pressure lowers the driving force for
Air naturally circulates as shown. 空气自然循环如图示。
6/15/2010
内部材料
-19-
System Operation 系统运行
Fig.
5.2-2
To summarize, as water
drains from PCCWST
onto
exterior
of
isolation valves隔离阀
配水堰系统
Water distribution bucket水 Containment air baffle安全壳空气挡板
分配器
6/15/2010
Ancillary WST辅助贮水箱
内部材料
-15-
FigS. y5s.t2e-m1

Containment Hi-2 pressure (6.2 psig) opens PCCWST
&
evaporation.
通过对流和蒸发，水膜将热量传至环带
中的空气流。
With transfer of heat & water vapor,
air in inner annulus is less dense than air in outer annulus. 随着热量 传递和水的蒸发，内环带的空气密度低 于外环带的。
动安全壳冷却系统的空气吸入口石园柱体顶部
Annular space w/ baffle to direct air flow as part of PCS operation带空气导流板
的环形空间
Watertight seal between upper & middle annuli上环带与下环带间有防水密封
两个设备闸门内径均为4.877m。一个设备闸门在操作平 台高度，标高为41.5m, 另一个在标高32.9m处，它可使 设备从路上通道进入安全壳。
两个人员闸门分别置于两个设备闸门附近。每个气闸门有 两个串列布置的门，这两个门在机械上联锁，防止两个门 同时打开。可以用专门工具和规程将联锁旁路。
6/15/2010
Integral part of the passive containment cooling system (PCS), which prevents exceeding containment design pressure following a design-basis accident.作为非能动安全壳冷却系统的整体部分， 防止在发生设计基准事故时安全壳超压。
containment vessel, the
resulting water film
transfers
heat
to
natural-circulation air
flow in shield building.
总 之 ， 水 从 PCCWST 水 箱 流 出
至安全壳容器的外表面，生成的
水膜将热量传至屏蔽建筑物内的
embedded portions 除埋在砼 的部分外，都有无机锌塗层
Phenolic top coat on portions of
vessel inside surfaces 容器内表 面的有些部分有酚基复盖塗层
6/15/2010
内部材料
-9-
安全壳容器的建造
五个大结构模块下封头、三个圆柱段和上封头均由3.65mx11.58m、 预先成型的、喷好漆的钢板建成。
Is an integral part of the PCS. 作为非能动安全壳 冷却系统的一个完整部分。
6/15/2010
内部材料
-11-
Shield Building
Seismic Category I rein-forced concrete structure抗震一类钢筋砼结构
Air intakes for PCS at top of cylinder非能