AP1000设备冷却水系统故障树

文章编号:1000 7466(2011)05 0108 02AP1000核电机组冷却水系统用板式热交换器吴 捷1,范 琴2(1.国核工程有限公司,上海 200233; 2.兰州兰石换热设备有限责任公司,甘肃 兰州730050)摘要:介绍了AP1000核电机组中设备冷却水系统的功能、该系统用板式热交换器的结构特点及其在设计、制造方面应考虑的问题。

关键词:板式热交换器;AP1000核电技术;设备冷却水系统;设计中图分类号:TQ051.501 文献标志码:BPlate Heat Exchanger Applied in Cooling Water System ofAP1000Nuclear Power Plant UnitWU Jie1,FAN Qin2(1.State N uclear Pow er Eng ineer ing Corp.,Shanghai200233,China;nzho u LS H eat Ex change Equipm ent Co.Ltd.,Lanzhou730050,China;)Abstract:T he function of component co oling w ater system in AP1000nuclear pow er techno logy is descr ibed.The structure character istics of plate heat exchanger in the system and so me issues w ere considered in desig n and manufacturing.Key words:plate heat exchanger;AP1000nuclear po wer technolo gy;component cooling w ater system;designAP1000核电技术是我国在建核电工程中应用的第三代核电技术,首批依托项目为浙江三门核电站和山东海阳核电站共4个核电机组,其设计是在传统成熟的压水堆核电技术的基础上,引入安全系统非能动理念,使核电厂安全系统的设计发生了重大变化,其核心是在设计中采用了非能动事故预防和缓解措施,简化了安全系统配置[1]。

AP1000定子冷却水系统调试问题分析罗吉江;胡伟卿;冯天时;亓军锋【摘要】定子冷却水系统为发电机定子绕组提供连续不断的冷却水,以带走发电机定子绕组产生的热量,确保机组的安全、稳定运行.AP1 000发电机采用水氢氢冷却方式,定子线圈冷却方式为水冷.介绍AP1 000定子冷却水系统的特点,重点对定子冷却水系统的调试及调试过程中的问题进行分析和总结,并对机组运行的注意事项提出建议,对同类机组的调试与运行提供借鉴.【期刊名称】《山东电力技术》【年(卷),期】2017(044)007【总页数】4页(P58-60,64)【关键词】AP1 000;定子冷却水系统;冲洗;调试【作者】罗吉江;胡伟卿;冯天时;亓军锋【作者单位】山东核电有限公司,山东烟台 265116;中电投工程公司烟台分公司,山东烟台 265116;山东核电有限公司,山东烟台 265116;山东核电有限公司,山东烟台 265116【正文语种】中文【中图分类】TM623.7AP1000汽轮发电机采用水氢氢冷却方式，即定子绕组采用水冷，定子铁芯和转子采用氢气冷却。

定子冷却水系统向发电机定子绕组提供冷源，带走运行时的热量，确保发电机的安全、稳定运行。

对AP1000发电机定子冷却水系统的冲洗、流量分配试验方法、验收准则进行介绍，重点对调试过程发现的问题进行分析，对后续机组的运行提出建议，可供同类机组调试、运行参考。

1.1 发电机定子冷却水工艺流程AP1000汽轮发电机定子冷却水系统主要由定子冷却水箱、2台定子冷却水泵、2台冷却器、2台过滤器、离子交换器及相关管道、阀门等构成。

定子冷却水箱的水经定子冷却水泵升压后，流经定子冷却水冷却器进行冷却，经过滤器进入励磁端的定子冷却水汇流排，然后进入发电机进行冷却，最后由汽端汇流排返回定子冷却水箱。

为确保定子冷却水的电导，系统设置了1套离子交换器，从定子冷却器出来的定子冷却水有一小部分经过离子交换器，降低电导率后返回到水箱，同时来自除盐水分配系统的补水也经过离子交换器进入定子冷却水箱。

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。

工程技术DOI：10.16660/ki.1674-098X.2020.12.001AP1000核电站常规岛闭式冷却水系统全厂失电工况研究胡剑平(中核集团三门核电有限公司 浙江三门 317112)摘 要：介绍AP1000核电站常规岛闭式冷却水系统基本信息；重点分析全厂失电工况方案研究；提出该系统在正常运行、全厂失电、柴油机带载运行、恢复供电四个步骤的控制方案；计算在不同运行泵数量下的冷、热水阀开度总和，以防止单台泵运行超流量；核算冷水阀V007在最大流量工况下不会发生汽蚀；对其他电站在全厂失电工况下的闭式水系统投运方式具有较好的借鉴和参考意义。

关键词：AP1000 核电 常规岛闭式冷却水系统 全厂失电中图分类号：TM623 文献标识码：A 文章编号：1674-098X(2020)04(c)-0001-031 引言三门核电一期工程常规岛闭式冷却水系统，设计方为日本三菱重工和华东电力设计院，该系统向常规岛设备提供冷却水，并将导出的热量传输至开式循环冷却水系统，并最终通过循环冷却水系统将热量排放入大海。

主要设备有三台闭式冷却水泵和三台板式热交换器，正常运行工况，为两台50%容量的泵并联运行[1]。

三菱重工的参考电站为日本泊三电厂，有两台闭式泵设计为柴油发电机做备用电源，然而三门核电一期工程受限于柴油发电机的容量，在全厂失电时，仅能够启动一台闭式泵（C泵）提供冷却水，本文对常规岛闭式水系统全厂失电工况研究，通过分析计算提出防止单台闭式泵运行超流量，同时避免冷水阀V007发生汽蚀的控制方案，为汽轮发电机等常规岛设备安全停机提供可靠保障。

2 方案研究常规岛闭式水系统在正常运行时，为两台闭式冷却水泵A和B运行，C泵备用；当发生全厂失电事故工况时，闭式泵A和B停运，C泵由柴油发电机带载启动。

为确保该系统稳定运行，以下通过分析计算，提出正常运行、全厂失电、柴油机带载运行、恢复供电四个控制步骤。

2.1 正常运行在两台闭式泵A和B运行，C泵备用的正常工况下，通过自动调节冷水阀V007和热水阀V009的开度K1和K2，使闭式水出口母管的温度TE003保持恒定在35℃。

139CASE区域治理作者简介：郭恩良，生于1988年，男，本科，工程师，研究方向为电力生产与电厂运行。

AP1000PRHR 在全厂失电工况下冷却分析及运行风险三门核电有限公司 郭恩良摘要：AP1000采用非能动余热排出系统（PRHR）用于丧失正常余热导出路径的事故工况，本文模拟全厂失电工况PRHR投运及失效两种工况的事故进程及热工参数，验证PRHR事故工况下有助于稳定电厂状态。

最后，根据三门核电运行维护策略进行风险分析，提出降低PRHR失效概率的建议。

关键词：全厂失电；PRHR；冷却分析；运行风险中图分类号：TM623文献标识码：A文章编号：2096-4595（2020）45-0139-0001一、系统介绍非能动余热排出系统包括非能动余热排出热交换器（PRHRHX）、管道、阀门和仪表。

PRHRHX布置在安全壳内换料水箱（IRWST）中，以水箱的水作为冷却介质。

PRHRHX 和反应堆之间存在位差和温差，由此产生反应堆冷却剂的自然循环压头。

二、事故场景模拟采用三门核电一号模拟机模拟SBO 事故下，PRHR 投入及失效两种进程的动作序列、瞬态响应及堆芯冷却分析。

（一）场景一：PRHR 投入假设电厂事故前100%功率水平运行，一、二回路运行参数及设备正常。

其事故变化及进程如下：发生SBO 后，主泵转速降低使反应堆停堆，一回路由蒸汽发生器带出的热量减少，且蒸汽发生器内的液位快速下降。

一回路平均温度上涨，导致一回路的压力上升，随着蒸汽发生器内的窄量程水位持续下降到低2（21%），由于失电导致启动给水泵无法启动，触发PRHR 动作。

PRHR 投入对一回路有很明显的冷却效果，由于传热管内积存的冷却剂温度较低，导致初始流量较大。

之后随着自然循环的注入，流量减小并趋近于较小的流量值，IRWST 的水温稳步上升，一回路温度和压力逐渐减小，进入较稳定的冷却阶段。

随着PRHR 投入，IRWST 内的水将沸腾，蒸汽排入安全壳，安全壳内的压力达到高2（42.75kPa）时，触发PCS 动作，大气作为最终热阱。

AP1000乏燃料池冷却系统安全不利影响分析作者：朱晓丽来源：《工业技术创新》2017年第03期摘要：AP1000乏燃料池冷却系统（SFS）是非安全相关系统，却与乏燃料池、安全壳内换料水箱（IRWST）等安全相关设备相连，容易造成乏燃料池液位过低、箱体之间误排等安全隐患。

运行人员必须充分了解这些风险，在严格遵守运行和管理规程的同时，密切监视相关参数。

发现异常时，及时采取正确响应措施，减少乃至避免不利影响。

关键词：AP1000；乏燃料池冷却系统；安全不利影响；非安全相关系统中图分类号：TL4 文献标识码：A 文章编号：2095-8412 （2017） 03-075-03工业技术创新 URL： http： // DOI： 10.14103/j.issn.2095-8412.2017.03.020引言不同于当代其他压水堆核电站的乏燃料池冷却系统，AP1000乏燃料池冷却系统（SFS）是非安全相关系统，却与多个安全相关设备相连。

其中，SFS相关设备与燃料转运水池连接是由蝶阀实现的，为保证燃料转运水池（乏燃料池）的容积，若仅设置一道锁关阀门，并不能满足单一故障准则。

本文围绕提高安全准则核心，针对安全壳内换料水箱（IRWST）等给出了改进原理，提出了完善措施，对提高乏燃料池的安全功能作用不小。

1 SFS概况1.1 系统组成如图1所示，SFS分2列，每列有1台泵、1台热交换器、1台离子交换器和1台过滤器。

2列共用进、出口总管。

乏燃料池冷却泵进、出口管线分别连接了乏燃料水池、乏燃料容器装载井、乏燃料容器冲洗井，以及换料水池、安全壳内换料水箱（IRWST）、燃料转运水池[1]。

1.2 系统功能和运行SFS的功能是带走储存在乏燃料池中燃料组件的衰变热。

通过电动泵输送乏池内的高温水流，经热交换器冷却后再返回乏池，实现热量交换。

SFS的辅助功能是净化、输送乏燃料池、燃料运输通道和换料水池中的水。

电厂正常运行期间，SFS仅一列在运行，用于冷却和净化乏燃料池的水体。

AP1000消防水系统在机组事故工况下的运行特点分析杨润摘要：AP1000消防水系统在组成与运行上与国内的核电站有很大不同，除了支持消防外还承担缓解机组事故功能，本文对AP1000消防水系统在各种事故工况下的运行特点和运行中需关注的问题进行了分析和探讨。

关键词：消防水系统；事故运行；运行特点与对应思考1.概述AP1000采用第三代压水堆技术，采用了大量的非能动设施和水源，AP1000机组消防水系统在设计和运行上也与传统压水堆的消防系统有很大不同，AP1000消防水系统不仅在火灾事故中承担消防作用，并且在可在机组其他事故工况下提供SFP补水、RNS冷却、安全壳喷淋等缓解严重事故的能力，起到缓解事故的作用，本文对AP1000消防水系统的设计和运行特点，特别是事故情况下的运行特点进行分析。

2.AP1000消防水系统系统组成2.1能动的消防供水系统能动消防水源采用两个主副消防水箱，实际消防水容量为1390m3的消防水箱、一台电动消防泵、一台柴油机消防泵、二台消防稳压泵、消防管网及管网末端的自动喷淋灭火装置和手动灭火装置等组成。

自动灭火装置包括干管、湿管、预作用阀、水喷雾阀；手动灭火装置包括消火栓和立管。

水源）补水。

系统流程如图1：图1能动消防水系统2.2非能动的消防供水系统其设计上用于保护SSE下安全停堆设备执行其安全停堆功能，免受火灾影响。

其保护的安全相关设备安全壳内的有PXS、RCS、SGS、安全壳隔离阀，安全壳外的有PMS、1E级IDS和反应堆安全壳隔离阀。

该系统的消防水储存于抗SSE的PCCWST中，容量为68.1m3，储水量足够供应两个消火栓，每一个消火栓流量为17.03m3/h,同时使用2小时，该系统由PCCWST的静水头维持系统压力。

安全壳冷却辅助水箱（PCCAWST）内也有消防专用水，由PCS系统的辅助水泵向消防系统供水，具有同样的流量。

3.消防水系统在机组事故工况下的运行3.1火灾情况下系统反应3.1.1非SSE火灾情况火灾发生后，火灾探测器动作，在主控室MFPP和LFACP就地消防盘产生火灾报警，并联动相应的自动喷淋设备，包括干式喷头，湿式喷头，预作用喷淋阀，雨淋阀或水喷雾阀；没有自动灭火系统的区域通过手动灭火系统，包括消火栓和消防立管，由人工进行喷淋灭火。

AP1000发生堆芯补水箱CMT出口阀非预期开启事故分析及响应策略摘要：国内四台AP1000机组进入商运以来，出现过气动阀因定位器或电磁阀故障而失效导致安全系统误动作的事件。

这提醒我们AP1000非能动安全系统气动阀误动作的风险是真实存在的。

因此，有必要详细分析堆芯补水箱CMT出口阀误开启后的系统响应、风险，并制定缓解措施。

结合AP1000非能动安全系统中依靠气动阀动作来实现其安全功能的设计特点，本文对AP1000发生CMT出口阀误开启事故的现象及关键参数的变化情况进行分析，从而给出事故瞬态响应的最佳策略。

关键词：AP1000；非能动安全系统；CMT出口阀误开启；瞬态响应；1.AP1000核电站CMT运行原理和特点1.1堆芯补水箱CMT简介AP1000堆芯补水箱CMT隶属于非能动堆芯冷却系统PXS系统。

PXS系统主要设备有：2个堆芯补水箱（CMT）；2个蓄压箱（ACC）；1个安全壳内置换料水箱（IRWST）；1台非能动余热导出热交换器（PRHR HX）；4个pH值调节篮；两台RCS卸压喷淋器；相关的管道、阀门及仪表和其他相关设备组成。

两个CMT是具有上下半球封头的立式圆柱型水箱。

由碳钢制成，并在内表面衬一层不锈钢。

CMT是A级设备，满足抗震I类要求。

CMT位于安全壳内，二次屏蔽墙的外面，这样布置方便维修和监测。

CMT A位于2号SG隔间西北侧的维修平台上，CMT B 位于2号SG隔间西南侧的维修平台上，CMT没有保温，也没有加热，因此CMT内的硼水温度与安全壳内环境温度大致相同。

1.2 CMT运行原理正常运行期间，CMT充满冷的硼水，入口隔离阀开启，保持备用状态。

在压力平衡管线的最高处设有排气管线，同时连续监测不凝气体。

当发生概率很低的气体聚集情况时，可以手动排气。

出口管线由两个并联的常关气动隔离阀进行隔离，隔离阀在丧失仪用压空或者电源、或者控制信号动作时开启。

异常情况下，一旦接到安全保护动作信号，出口管线上两个并联的隔离阀就会打开，两个CMT 同时向冷却剂系统注水。

AP1000 一回路冷热腿温度信号处理分析摘要：AP1000是世界先进的第三代核电技术，其一回路冷却剂系统作为核电厂的三道屏障之一，是AP1000最重要的系统之一。

本文将重点介AP1000一回路温度信号的处理过程，对机组运行期间的温度仪表故障分析和处理有一定的借鉴指导意义。

关键词：AP1000，一回路冷却剂系统，热电阻，处理分析引言AP1000一回路冷热腿热电阻是1E级仪表，其信号作为监视一回路温度的关键参数，是保护与安全监测系统的重要输入信号，主要用于触发紧急停堆及相应专设安全设施，是机组紧急故障下仍能处于安全状态的关键参数。

本文重点介绍AP1000一回路冷却剂系统冷热腿热电阻的信号处理过程。

1.信号处理AP1000一回路冷却剂系统共有2个环路，每个环路有2条冷腿，1条热腿，冷热腿温度信号分别送往反应堆保护系统，用于反应堆保护逻辑的计算及事故后监视；部分热腿温度信号送往多样化驱动系统，用于多样化驱动系统的保护逻辑。

1.系统简介一回路冷却剂系统冷热腿热电阻为双支8线制PT100热电阻，属１Ｅ级，仪表具有抗震要求，设计寿命为20年。

反应堆保护系统设有独立的4个冗余序列，每个序列接收2个冷腿温度信号，3个热腿温度信号，用于参与一回路平均温度的计算。

1.温度信号转换双支热电阻信号通过反应堆保护系统AI卡件，分别送入各保护序列的冗余稳态逻辑机柜，通过以下算法，实现A/D转换：Tm = (1/2B) * {-A + SQRT(A2-4B[1 - (Rt/R0)])}Rt = R0 (1 + AT +BT2) 0 < T < 850℃其中，Rt为测量的温度阻值信号（Ω）；Tm 为温度信号(℃) ；R0为0℃时的电阻信号(Ω) ；A = 3.9083 x 10-3℃-1；B = -5.775 x 10-7℃-2。

1.温度修正AP1000反应堆保护系统对冷热腿温度信号的修正有两个环节，反应堆临界前，主要通过一阶线性修正（GAIN和OFFSET）对温度信号进行修正；反应堆临界后，温度修正逻辑考虑不同功率下各温度元件的偏差，通过两次温度修正逻辑，使一回路冷热腿温度信号更加可信。

AP1000设备冷却水系统的任务可靠性建模院系：班级：学号：姓名：AP1000设备冷却水系统的任务可靠性建模1 AP1000设备冷却水系统定义：设备冷却水系统是一个非安全相关的封闭回路的冷却水系统，它包含两个相互并联互为支持的独立系列，每个系列包括一台设备冷却水泵和一台设备冷却水热交换器、三个手动隔离阀和一个单向阀。

它在电厂运行的各个阶段，包括停堆和事故之后，把那些可能含有放射性水的系统产生的热量排到厂用水系统。

2系统功能：设备冷却水系统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，为正常余热排出系统的热交换器和泵提供冷却；（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）为乏燃料池交换器提供冷却。

其他非安全相关的功能：（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系统泄漏的屏障；（3）为支持电厂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电厂恢复运行期间，向RNS系统提供冷却水带走堆芯热量。

3各工况下的任务剖面和可靠性框图可靠度定义：CCS系统的阀门包括手动阀和电动阀。

设R(S1、S2)是手动阀打开的可靠度，R(Z1、Z2)是止回阀起到止回作用的可靠度，R(设冷泵)是设备冷却水泵正常工作的可靠度，R(设冷热交换器)是设备冷却水热交换器正常工作的可靠度，R(M)是电动阀开启的可靠度。

设R(q)是CCS两系列同时加载柴油发电机切换装置的可靠度。

由于AP1000设备存在安全分级，假设反应堆安全壳内的阀门任务可靠度高于安全壳外的，即R(S2)>R(S1),R(Z2)>R(Z1)。

设反应堆安全壳内的属于CCS系统的所有管道为一个单元G2, 安全壳外的CCS系统所有管道为一个单元G1,同理R(G)为管道起到正常输送作用的可靠度，满足R(G2)>R(G1)。