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AP1000乏燃料池冷却系统的仿真实现

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ｐ ｒ ｏ ｃ ｅ ｓ ｓ ｏ ｆ ｔ ｈ ｅ ｓ ｉ ｍｕ ｌ ａ ｔ ｉ ｏ ｎ ，ｔ ａ ｋ ｅ ｓ ｔ ｈ ｅ ｓ ｐ ｅ ｎ ｄ ｆ ｕ ｅ ｌ ｃ ｏ ｏ ｌ ｉ ｎ ｇ ｓ ｙ ｓ ｔ ｅ ｍ ａ ｓ ａ ｎ ｅ ｘ ａ ｍｐ ｌ ｅ
ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ
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ａ ｎ ｄ ｌ ｉ ｑ ｕ ｉ ｄ ｔ ｗｏ ｐ ｈ ａ ｓ ｅ ｌｕ ｆ ｉ ｄ ｓ ｙ ｓ ｔ ｅ ｍ． ｇ ａ ｓ ｏ ｒ ｌ ｉ ｑ ｕｉ ｄ ｓ ｉ ｎ ｇ ｌ ｅ ｐ ｈ ａ ｓ ｅ ｌｕ ｆ ｉ ｄ ｓ ｙ ｓ ｔ ｅ ｍ，
ｉ ｎ ｓ ｔ ｒ ｕ ｍｅ ｎ ｔ ａ ｔ ｉ ｏ ｎ ａ ｎ ｄ ｃ ｏ ｎ ｔ ｒ ｏ ｌ ｓ ｙ ｓ ｔ ｅ ｍ ａ ｎ ｄ ｅ ｌ ｅ ｃ ｔ ｒ ｉ ｃ ｓ ｙ ｓ ｔ ｅ ｍ Ｔ ｈ ｉ ｓ ａ ｒ ｔ ｉ ｃ ｌ ｅ ｍａ ｉ ｎ ｌ ｙ
ｕ ｓ ｉ ｎ ｇ ｔ ｈ ｅ ＧＳ Ｅ ｃ ｏ ｍｐ ａ ｎ ｙ’ Ｓ ｇ ｒ ａ ｐ ｈ ｉ ｃ ｍｏ ｄ ｅ ｌ ｉ ｎ ｇ ｔ ｏ ｏ ｌ ｓ Ｊ ｔ ｏ ｐ ｍｅ ｒ ｅ ｔ ｔ ｏ ｅ ｘ ｐ ｌ ａ ｉ ｎ ｔ ｈ ｅ
ｆ Ａ （ ＋ ＋ ｆ ｆ － ｗ ＋ ｆ ｆ — ｆ ＋ ｐ ｇ ｆ ］ ＋ ∑ ｓ ｆ ｖ ｓ
摘 要：三 门核 电站 采 用ＡＰ ｌ ０ ０ ０ 全范 围模拟 机 ，所有 电站模 型按 照系统 类型
的着眼点是 解决两相流 的压 力矩阵 ，随后又逐渐完善 了热传
递 方程 ，并增加 了传感 器。１ ９ ９ ３ 年 开始 图形化编辑 界面的开
发 ，使 用 核 心 方 程 计 算 反应 率 ，放 射 性 衰 变 热 等 。 经过 近 十 几年 的 发 展 ，Ｊ Ｔ ＯＰ ＭＥ Ｒ Ｅ Ｔ已经 逐 渐 成 为流 体 系统 建模 的 首 要 解 决 方 案 ，其 广泛 应 用 于 核 电 、火 电 、石 化 等 大 型 行 业 ，以
电站 模 型根据 系 统以 及建 模 工具 的不 同可 以 划分 为堆 芯模
魏来 （ １ ９ ８ １ 一 ）
男 ，安徽 省准 南 市 人 ，工 程 师 ，华 中科 技 大 学 工 学学 士 ，研 究 方 向为 全 范 围 模 拟 机 开 发 及维护。
型 、 一 回路 热 工 水 力模 型 、 两 相 流 系 统 模 型 、 电 气 系 统 模 型 以 及仪 控 系统 模 型 ，其 中流 体 系统 建模 使用 Ｊ Ｔ ＯＰ ＭＥ Ｒ Ｅ Ｔ 图形 化 建模 软 件 。 Ｊ Ｔ ＯＰ ＭＥ Ｒ ＥＴ 软 件 是 ＧＳ Ｅ 公司于 １ ９ ９ ０ 年 开 始 开 发 ，最 初
文献标 识码 ： Ｂ 文章编号：１ ０ ０ ３ — ０ ４ ９ ２ （ ２ ０ １ ０ ） ０ ２ — ０ ０ ６ ５ — ０ ５ 中图分类号 ：Ｔ Ｐ ２ ７ ３
Ａ Ｐ １ ０ ０ ０ 乏燃料池冷却 系统 的仿真实现
ＡＰ Ｉ Ｏ ０ ０ Ｓ ｐ ｅ ｎ ｔ Ｆｕ ｅ ｌ Ｃｏ ｏ ｌ ｉ ｎ ｇ Ｓ ｙ ｓ ｔ ｅ ｍ Ｓ ｉ ｍｕｌ ａ ｔ ｉ ｏ ｎ
Ａｂ ｓ ｔ ｒ ａ ｃ ｔ ： Ｔｈ ｅ ＡＰ１ ０ ０ ０ ｐ ｌ ａ ｎ ｔ ａ ｄ ｏ ｐ ｔ ｓ ｆ ｕ ｌ ｌ ｓ ｃ ｏ ｐ ｅ ｒ ｅ ａ ｌ ｔ ｉ ｍｅ ｓ ｉ ｍｕ ｌ ａ ｔ ｏ ｒ ， ａ ｌ ｌ ｔ ｈ ｅ ｐ ｌ ａ ｎ ｔ
流 体 系 统 建 模 遵 循 动 量 平 衡 、质 量 平 衡 以 及 能 量 守 恒 三
ｍｏ ｄ ｅ ｌ ｓ ｄ ｉ ｖ ｉ ｄ ｅ ｉ ｎ ｔ ｏ ｒ ｅ ａ ｃ ｔ ｏ ｒ ｃ ｏ ｒ ｅ ｍｏ ｄ ｅ ｌ ｓ． ｐ ｒ ｉ ｍａ ｒ ｙ ｈ ｙ ｄ ｒ ａ ｕ ｌ ｉ ｃ ｌｕ ｆ ｉ ｄ ｓ ｙ ｓ ｔ ｅ ｍ， ｇ ａ ｓ
大定律 ，对于气相 以及液相均 独立计算动量 、质量以及能量
（ １ ）
ｐ ｒ ｏ ｃ ｅ ｓ ｓ ｏ ｆ ｔ ｈ ｅ ｍｏ ｄ ｅ ｌ ｉ ｎ ｇ ａ ｎ ｄ ｓ ｉ ｍｕ ｌ ａ ｔ ｉ ｏ ｎ ． Ｋｅ ｙ ｗｏ ｒ ｄ ｓ ： Ｍｏ ｄ ｅ ｌ ｉ ｎ ｇ ； Ｓ ｉ ｍｕ ｌ ａ ｔ ｉ ｏ ｎ ； Ｆ ｌ ｕ ｉ ｄ
和建 模工具 的 不同可 以划分 为堆 ： 芭 ＝ 系统 、 ～回路 热 工水 力系统 、 气液两 相 流体 系统 、气体 或 者液 体单 相流 体系 统 仪控 系统以 及 电气 系统 。本文 主 要介 绍ＡＰ １ ０ ０ ０ 电站流 体 系统的 建模 原 理和 仿真过 程 ，以 ＡＰ １ ０ ０ ０ 乏燃 料 池
冷却 系统 为例 ，使 用ＧＳ Ｅ 公 司的 图形化 篷模 ＝ ［ ： 具Ｊ Ｔ ＯＰ ＭＥ Ｒ Ｅ Ｔ 对建 模和 仿
真过程进 行说 明。
关键词 ：建模 ；仿真 ；流体 系统
运 行稳定 、仿真精 度高 、界 面友好 易掌握 获得大量客 户的好
评。
１ ２ 流体 系统建模遵循 的主要方程以及计 算的主要变量
方程。 动 量 方 程
ｉ ｎ ｔ ｒ ｏ ｄ ｕ ｃ ｅ ｓ ｔ ｈ ｅ ｐ ｈ ｉ ｌ ｏ ｓ ｏ ｐ ｈ ｙ ｏ ｆ ｔ ｈ ｅ ＡＰ１ ０ ０ ０ ｐ ｌ ａ ｎ ｔ ’Ｓ ｌ ｆ ｕ ｉ ｄ ｓ ｙ ｓ ｔ ｅ ｍ ｍｏ ｄ ｅ ｌ ｉ ｎ ｇ ａ ｎ ｄ
质量 方 程
Ａ
＋
鲁： ｚ ＋
一
】 流体 系统建模 的主要 原理以及 组成
１ １电站模型分类以及Ｊ Ｔ ＯＰ ＭＩ Ｒ 简 介

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第三章 AP1000反应堆冷却剂系统

第三章 AP1000反应堆冷却剂系统

第三章 AP1000反应堆冷却剂系统
反应堆冷却剂系统 (Reactor Coolant System , RCS)
功能 RCS 将反应堆系统中堆芯核裂变放出的热能转化为高温饱和 蒸汽，并输送到汽轮发电机组转化为电能(二回路系统)。
反应堆冷却剂系统压力边界为堆芯释放的放射性提供了一个 包容的屏障，并使电厂在整个运行过程中都保持其高度的完 整性。
压 力 容 反器 应和 堆一 压体 力化 容堆 器顶 结 构
堆芯仪表通道设在 RPV 顶部一一取消了 堆芯下部，即压力容 器底部所有的贯穿件
3.3
3.3.1
压力容器的堆芯下壳 体(活性段)采用了环 型锻件结构，取消了 纵向焊缝;
3.3 压力容器和一体化堆顶结构
3.3.2 一体化堆顶结构
一体化堆顶结构(Integrated Head Package , 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， 他通过与反应堆压力容器顶盖移动联合操作，减少了停堆时 间和个人辐射剂量。另外，一体化堆顶结构减少了其相关部 件在安全壳内的搁置空间。
堆 内堆 构内 件 的构 功件 能
冷 却 剂 在 反 应 堆 压 力 容 器 和 堆 内 构 件 内 的 流 动
3.4.2
3.4
3.4 堆内构件
3. 4. 3 API000 堆内构件的技术特点
3.3 压力容器和一体化堆顶结构
3.3.2 一体化堆顶结构
3.3 压力容器和一体化堆顶结构
3.3.2 一体化堆顶结构
3.3 压力容器和一体化堆顶结构
3.3.2 一体化堆顶结构
一体化堆顶结构使得在 其内的各个部件无需单 独进行连接和断开。
冷却围筒是位于压力容 器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 棒驱动机构磁辄线圈提 供冷却气流通道。
AP1000核辅助系统

AP1000核辅助系统


2 正常余热排出系统（RNS）
2.1 系统功能 3. 其他非安全功能
(4) 事故后向RCS补水：自动卸压系统（ADS）动作后，RNS可将 乏燃料运输容器装载坑的水补入RCS，以防止堆芯补水箱水位继续下 降而触发ADS第4级卸压阀的动作和IRWST的非能动注射。 (5) 事故后的恢复：在非能动余热排出系统成功地缓解事故后，允 许由PRHR热交换器切换至RNS排出堆芯和RCS的热量。 (6) RCS的低温超压保护：在电厂启动、停闭和换料运行期间为 RCS提供低温超压保护。 (7) 乏燃料池的冷却：提供备用的乏燃料池的冷却手段。
1 化学和容积控制系统（CVS）
1.2 系统描述 与常规的压水堆电厂相比，AP1000的化容系统有较大的简化，其
主要特点如下： (1) 全密封式的主泵无轴密封结构，取消了主泵轴封水系统；因此 化容系统不需保持连续的上充流和下泄流； (2) 为补偿RCS的正常泄漏，补水泵根据稳压器的程控液位信号间 断运行； (3) 系统利用运行主泵的压头作为净化流的驱动力，在安全壳内实 现高压净化； (4) 负荷跟踪期间，RCS不调节硼浓度，取消了硼回收系统； (5) 取消了化学和容积控制箱，实现高压加H2。
1 化学和容积控制系统（CVS）
1.2 系统描述 5. 氧控制 在启动阶段，RCS升温升压初期，向RCS添加化学物除氧。功率运行时向 RCS加H2，以减少燃料和一回路内表面的腐蚀，溶解H2的浓度应 >25cm3(STP)/kgH2O。在计划停堆前24小时，可降至15cm3/kg左右。为此 需利用放射性废液处理系统的脱气装置进行的RCS的除气操作。系统设有一 台加锌(Zn）剂量泵，连续向RCS添加醋酸锌，维持冷却剂中锌的浓度（540ppb），以减少RCS内表面氧化膜的溶解，从而降低电厂职业辐射剂量。 6 硼酸溶液补给 需要供应硼酸溶液的设备有：非能动安全注射系统的堆芯补水箱、安注箱和 换料水箱（IRWST），及乏燃料池等。
AP1000核电站常规岛闭式冷却水系统全厂失电工况研究

AP1000核电站常规岛闭式冷却水系统全厂失电工况研究

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℃。

AP1000核电站与300MW核电站乏燃料池冷却和净化系统的比较和分析

AP1000核电站与300MW核电站乏燃料池冷却和净化系统的比较和分析


图 ２１ Ｐ — ｃ乏 燃 料 冷 却 与 净 化 系 统 流 程 简 图
系统丧失正常冷却能力时， 以通过乏燃料 池水升温和沸腾来移 出乏燃料 可 的 热 量 ， 就 是 乏燃 料 池 的冷 却 由池 水 的热 容 量 承 担 。 计 基 准 事 故 （ 括 也 设 包 地震） ， 后 乏燃 料池 水 量 和 其 他 安 全 有 关 补 水 足 以维 持 除 热 ３天 。 使用 厂 若 内补 水 （ 能动 安全 壳 冷 却 系 统 辅 助 储 水 箱 水 源 ） 通 过 乏 燃 料 池 沸 腾 移 走 非 ， 热 量 ， 以 维持 ７天 运 行 。 可 ２Ｐ ） Ｃ核电站中乏燃料水池 的补水完全 是通 过能动设施 （ 却泵） 实 冷 来 现的， Ａ １ ０ 而 Ｐ ０ ０电站设计 基准事故后 ７ ２小时 内， 当乏燃 料池 的计 算衰变 热水平大于 ５ ７Ｗ ． Ｍ ｔ时，可以由非能动安全壳冷却水储存 箱靠重力 自流为 乏燃料池提供补水 。Ｐ ｃ核 电站换料时， Ｆ Ｓ Ｓ系统换料水池 的充水 由余热排 出泵 ／喷淋泵来输送 ：Ｐ ０ ０电站 中换料水池初始充水 靠重力完成 ， Ａ １０ 后期 乏燃泵才投入使用。 ３Ｐ ） ｃ核 电站 中反应堆冷却剂 系统和换料水池的冷却 均 由余热排 出系 统完成， 余热排 出系统是 安全相关系 统， 两台余热排 出泵 １０ 冗 余， Ｆ ０％ Ｓ Ｓ和 余 热 排 出系 统 相 互 独 立 。Ａ １０ Ｐ ０ ０电站 正 常情 况 下 换 料 水 池 和 换 料 水 箱 的 冷 却 由余 热 排 出系 统 完 成 ，若 正 常 余热 排 出 系 统 不 可 用 ，Ｆ ＳＳ系 统 可 为 换 料 水箱 和 换 料 水 池 提 供 缓 解 冷 却 ； Ｓ Ｓ系 统 冷 却 能 力 不 足 或 失 去 冷 却 能 若 Ｆ 力， 且正常余热排 出系统 不执行堆芯冷 却功能时 ， 正常余热排 出系统 的一 个系列可 以用来冷却乏燃料池水。 ． ４Ｐ ） ｃ核 电站 的 Ｓ Ｓ系统无冲 洗池， Ｆ 仅有装料池 ， 其仅用作乏燃 料组件 装罐 前的冲洗和 暂存用途 ，在装罐 前池 内处 于无水 状态 ；Ｐ Ｏ ０电站 中 Ａ Ｉ０ Ｓ Ｓ系统设置冲洗池和装料池 ，冲 洗池除 了作为燃料运 输容器冲洗外 ， Ｆ 其 容 量还 应 满足 设 计基 准 事 故后 ，当 乏燃 料 池 的 计算 衰 变 热水 平 大 于 ４７ｗ， 于 ５７１ ．Ｍｔ小 ． Ｍ ｔ时 ， 以 维 持 至 少 ７天 的 乏 燃 料 池 冷 却 补 水 要 求 ， ｖ 足 而 装料池不仅为乏燃料 组件 装罐时所 用， 电站正 常运行 时装满 水， 在 作为 正 常余热排出系统执行纵深防御功能 时事故后反应堆冷却剂系统补给水源 。