压水堆核电AP1000二回路系统与1000MW超超临界机组热力系统的比较

（ Ｗ ・ｈ ． ｋ ）
Ｋｅ ｒ ｙ ｗｏ ｄｓ： ＰＷ Ｒ ； ｕｃｅ ｒ ｐ ｗｅ ； ０ Ｗ ｔ ｔ ｎ ｌａ ｏ ｒ １ ０ Ｍ ０ ｕｎｉ； ｗｏ— ｌ ｏ ｔ ｒ ｄｙｎ ｍｉ ｙ ｔ ｍ ； ｈｅ ｍ ａ ｃ ｎｏ ｃ ｏ ｐ； ｈｅ ｍｏ ａ ｃ ｓ ｓ ｅ ｔ ｒ ｌｅ ｏ ｍｉ
运 行装 机容 量争 取达 到 ４ ０ ０ ０ ０Ｍｗ 。因此 ， 必 要 开 有
性。
展 核 电机组 的 热经 济 性 分 析 ， 以提煤 电 ， 电力 工 业 减 排 污 染 物 的 是
有 效途 径 ， 是 减 缓 地球 温 室 效 应 的 重 要 措 施Ⅲ 。根 也
［ Ｏ 编 号］ １ ． ９ ９ ｊｉ ｎ １ ０ － Ｉ Ｄ ０ ３ ６ ／．ｓ ． ０ ２—３ ６ ． ０ １ ０ ． ２ ｓ ３４ ２ １．８ ０ ２
ＡＮＡＬＹＳ Ｓ ０ｌ Ｉ Ｆ ＥＣｏＮｏＭ Ｉ ＥＦＦ ＣＩ Ｃ Ｉ ＥＮＣＹ ＦＯＲ ＴＷ ｏ —Ｉ （Ｐ ）） ＴＨＥＲＭ ｏＤＹＮＡＭ Ｉ Ｃ Ｓ ＹＳ ＴＥＭ Ｎ ０ ０ Ｍ Ｗ Ｉ １０ ＰＷ Ｒ ＮＵＣＬＥＡＲ ＰｏＷ ＲＥ ＰＬＡＮＴ
４ ０ ００ ０ Ｍｗ 。对 某 ｌ０ ０ＭＷ 压水 堆核 电机 组 二 回路 热 力 系统 建 立 了数 学模 型 ， ０ 并进
行 了热经 济性分 析 。结 果表 明 ， 该机 组 的热 效 率 为 ３ ． ３ ， ５ ５ 汽耗 率 为 ５ ０ ８ｋ ／ ｋ ． ６ ｇ （ Ｗ
・ｈ） 。
ｕ ｔｈａ ｅ ｎ ｅ ｔ ｂｌｓ ｄ， ｎｄ ｔ ｒ ｈｅ ｍ ａ ｃ ｎｏ ｃ ｅ ｆｃｅ ｃ ｉ ｇ ｃ ｒ ｉ ｄ ｏ ． ｓ ｔ ｈ ｎｉ ｓ ｂ ｅ ｓ ａ ｉｈｅ ａ ｈｅ ｗｏ ｋ ｏｆｔ ｒ ｌｅ ｏ ｍｉ ｆｉｉ ｎ ｙ ｂｅ ｎ ａ ｒｅ ｕｔ Ｒｅ ｕｌｓｓ ｏｗ

把堆芯正常运行时产生的热量传输给蒸汽 发生器、将蒸汽发生器二次侧的水加热并 转化为驱动汽轮发电机组的饱和蒸汽。
一回路压力边界作为反应堆内产生的放射 性释放的屏障，并用来在整个电厂运行期 间提供高度的整体性。
系统参数
参数 反应堆功率 NSSS功率 电功率 净电功率 运行压力 堆出口温度 堆入口温度 环路流量 总蒸汽流量 蒸汽发生器出口蒸汽压力 蒸汽发生器出口蒸汽温度 主泵电机功率
针对安全壳旁路事故:AP1000通过改进安全壳隔离系统设 计、减少安全壳外LOCA发生等措施来减少事故的发生。
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。
6、 模块化建造提高施工效率和降低建
设周期
AP1000在建造中大量采用模块化建造技术。模块 建造是电站详细设计的一部分，整个电站共分4种 模块类型，其中结构模块122个，管道模块154个， 机械设备模块55个，电气设备模块11个。模块化 建造技术使建造活动处于容易控制的环境中，在 制作车间即可进行检查，经验反馈和吸取教训更 加容易，保证建造质量。平行进行的各个模块建 造大量减少了现场的人员和施工活动。
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。

2019年第18卷第7期产业与科技论坛AP1000与M310机组余热排出系统对比及优化分析□谭彦标【内容摘要】核安全的主要问题是要在任何情况下都能够保证核燃料的持续冷却。

反应堆的物理特性决定了核电厂需要设置余热排出系统。

本文对AP1000机组正常余热排出系统（RNS）和M310机组余热排出系统（RRA）进行介绍。

并对两种余热排出系统的功能、流程、余热排出泵、余热排出热交换器以及安全阀进行了比较分析。

总结了两种机型余热排出系统之间的共性与差异。

通过对RRA及其改进项的参考对RNS提出改进意见，提高了AP1000机组的安全性及RNS的可靠性，为后续RNS的设计和建造提供了技术上的支持。

【关键词】余热排出系统；AP1000机组；M310机组【作者简介】谭彦标（1989．10 ），男，辽宁铁岭人；中核辽宁核电有限公司助理工程师压水堆核电厂正常运行时，核反应产生的能量由反应堆冷却剂经蒸汽发生器传递给二回路系统，并通过汽轮发电机转化成电能。

停堆初期堆芯余热仍由蒸汽发生器通过二回路以蒸汽的形式排放，当二回路或蒸汽发生器不能再运行时则由余热排出系统来承担。

余热排出系统带出的堆芯热量通过设备冷却水系统、厂用水系统传递到电厂的最终热阱———海水。

本文就RNS和RRA进行比较，并对RNS提出了一定的优化建议。

一、RNS概述如图1所示：RNS有两个序列，每一序列包括一台RNS 泵和一台RNS热交换器，两列共用一条来自反应堆冷却剂系统（RCS）的进水母管和一条返回RCS的出水母管。

进水母管在流出安全壳之前有条支路与安全壳内部换料储存水箱（IRWST）相连。

进水母管在安全壳外有一电动隔离阀，正常运行时处于关闭状态，其下游分为两条独立的管线，每条管线各有一台泵。

RNS泵出口直接连到各自的RNS热交换器，热交换器出口连接到公共出水母管，母管上有一个常闭的电动安全壳隔离阀。

为保护泵从RNS热交换器下游到RNS泵入口管线之间设置了最小流量管线，内含节流孔板。

百万千瓦级核电机组和火电机组的主蒸汽超压保护装置比较柏冰;舒茂龙;卢艳东;王淑红;余长军;田洪志【摘要】介绍了AP1000核电机组和1000MW超超临界火电机组的主蒸汽超压保护系统，从热力参数、保护装置和控制功能等方面进行了对比分析.AP1000核电机组主蒸汽超压保护通过安全阀、汽轮机旁路排放系统和大气释放阀来实现，它具有调温、调压的双重功能，保证机组在紧急情况下安全停堆.1000MW火电机组通过高压旁路阀取代过热器安全阀功能，不仅能消除安全阀动作后产生的高强度噪音，且能最大限度地回收工质，提高机组启动性能.【期刊名称】《华电技术》【年(卷),期】2012(000)011【总页数】4页(P41-44)【关键词】AP1000核电机组;1000MW火电机组;大气释放阀;安全阀;高压旁路;汽轮机旁路排放系统【作者】柏冰;舒茂龙;卢艳东;王淑红;余长军;田洪志【作者单位】国核工程有限公司,上海 200233;国华宁海电厂,浙江宁波 315612;国核工程有限公司,上海 200233;中机国能电力工程有限公司,上海 200061;安徽电气工程职业技术学院,安徽合肥 230051;国核工程有限公司,上海 200233【正文语种】中文【中图分类】TK264.20 引言近年来，随着经济技术的发展和电网容量的不断扩大，国内核电机组和具有高参数大容量火力发电机组得到迅猛发展，AP 1000核电机组和百万超超临界火电机组成为其中的典型代表。

而主蒸汽保护系统是任何机组在非正常工况下保证机组安全的关键设施，它的安全可靠与否直接关系着机组运行的安全可靠性。

AP 1000核电机组是由美国西屋电气公司设计的第3代压水堆核电机组，安全性能好，设计寿命为60年，发电功率为1 250MW［1］。

目前，正在我国浙江三门和山东海阳分别建设2台机组，其中三门#1机组作为第1台AP 1000核电机组，预计2013年发电。

关于1000MW火电机组，当今美国、日本及欧洲诸国基本采用超超临界技术，由于地域和技术流派的差异，在主蒸汽保护系统上有不同的技术特点。