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AP1000非能动余热排出热交换器管板堆焊技术王莉;徐祥久;王舒伟;杜玉华【摘要】The cladding of tubesheet of passive residual heat removal heat exchanger was carried out with first-class welding consumables and suitable cladding process.The quality of cladding layers were excel-lent.The results showed that,the efficiency of production,the performance of cladding layers and the di-mension of tubesheet could be wonderfully accomplished by introducing the method of alternate cladding with two side of tubesheet and the combination of strip submerged arc cladding and shield manual arc cladding.It has provided precious experience in manufacturing for the popularization and application of the third generation of nuclear power technology of AP1000 in China.%通过选用优良的焊接材料，制定合理的堆焊工艺，顺利完成了 AP1000核岛部件非能动余热排出热交换器的管板堆焊，并获得了质量和性能优良的堆焊层。
结果表明，采用两侧交替堆焊的方式，带极埋弧堆焊与焊条电弧焊结合的方法，既能最大限度地保证堆焊效率，又保证了管板堆焊后的各种性能和尺寸要求。
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。
二次侧非能动余热排出系统设计优化发布时间：2021-03-12T07:08:23.580Z 来源：《建筑学研究前沿》2020年25期作者：杨流木高攀[导读] 以确保堆芯的安全，这是提高核电厂安全性和经济性的一个关键手段[1]。
福建福州福清核电有限公司福建福清 350318摘要：在以往的核反应堆设计中通常使用能动余热排出系统，即通过外部主动施加的动力驱动余热排出系统运行，在遭遇紧急事故后不能及时启动，受人为影响较大，故安全性较低，后来才用了一次侧非能动余热排出系统，其系统启动不需要外部动力和人为参与，可靠性大大增加，但是其对于放射性物质的屏蔽能力不佳，于是二次侧非能动余热排出系统应运而生，本文首先介绍了二次侧相较于一次侧非能动余热排出系统优点，然后阐述了二次侧非能动余热排出系统的主要组成和运行原理，接着结合事实对系统提出优化措施。
关键词：核电站；二次侧非能动余热排出系统；优化1引言在现在已有的第二代和第二代反应堆类型中，堆芯剩余功率是通过一个动力驱动的剩余热排出系统引导排出的，以保证堆芯的安全，不会因余热太多而影响反应堆运作。
但是，在整个核电站发生紧急停电事故时，在核电站外没有正常的供电和可靠的供电系统，主动驱动的排热系统不能正常运行，可能导致堆芯熔化的危险。
为消除这个隐患，提高反应堆设计安全性，非能动排热系统设计被近些年建造的核反应堆广泛采用。
二次侧非能动余热排出系统通过在反应堆外容器内安装热交换器和通过二回路出口反应堆堆芯热，整个过程充分利用热力学定律，降低堆芯熔化的风险，是重要的一个非能动安全系统的一部分。
PRS设计简单，减少或消除能动元件，无需工作人员主动操作和消耗外部动力，相应的保护动作就可被执行，保证在紧急事态下一定时间内能引导出堆芯的余热，以确保堆芯的安全，这是提高核电厂安全性和经济性的一个关键手段[1]。
2二次侧相较于一次侧非能动余热排出系统优点一次侧非能动余热排出系统与系统的主回路连接，当系统投入运行时，系统工质直接作用到主系统冷却剂的冷却过程中，有良好的堆芯余热排出能力。
AP1000 余热排出系统热态试验问题分析与解决摘要：本文主要就美国西屋公司设计的三代压水堆型APl000的余热排出系统（RNS）热态功能试验期间出现的问题进行分析并讨论相应对策。
关键词：AP1000；热态试验；纵深防御RNS系统及配置介绍RNS系统有两个序列，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 RCS 的进水母管和一条返回 RCS 的出水母管。
RNS泵从RCS的热段吸入冷却剂，并将冷却剂送往与之对应的RNS热交换器中。
RNS泵出口冷却剂通过RNS热交换器将热量传递给设备冷却水。
每台热交换器的进出口都设有温度调节阀V006，用来调节冷却速率和目标温度。
热交换器旁路阀V008用于调节RNS 泵的出口流量。
冷却剂经热交换器后汇总，进入安全壳内，然后一分为二，与两条压力容器直接注入管线DVI相连，一起进入RCS。
在每台热交换器的出口引出一条RNS泵的小流量循环管线，用于在RNS热交换器出口低流量时，为RNS泵提供保护。
1.RNS热态试验内容分析SM1-RNS-T1P-502(RNS热态试验程序)验证以下系统功能反应堆冷却系统（RCS）正常冷却和升温。
RCS水装量减少时的运行（半管水位运行）。
在RNS正常冷却&换料运行时提供到CVS的停堆净化流。
RCS真空充注时RNS运行。
针对以上功能RNS-502分为以下章节：7.1 RCS充水试验7.2 RCS升温试验7.3 RNS正常冷却试验7.4 RCS半管液位流道试验下面根据热态试验进行的时间顺序，对各章节进行总结说明。
2.1.7.4 在RCS半管液位的RNS流道试验试验方法在半管水位条件下，分别投运RNS A列、B列和双列运行，分别调节对应V008、V057至手动全关，V006至手动全开。
单列运行时验证半管水位（1-RCS-JE-LT160A）稳定，就地检查RNS泵没有汽蚀、闪蒸现象，通过单列热交换器的流量大于等于427m3/hr;双列运行时，总流量满足要求（661.6~749.7 m3/hr），投入低压净化后净化流量满足要求（22.7 m3/hr）问题分析1)启动RNS泵前发现存在RNS隔离信号，经查尽管已经闭锁相关触发信号，但由于之前已发出信号仍然留存在系统之中，恰逢该处坏点恢复，触发信号产生，RNS泵无法启动。
AP1000系列非能动核电装换料系统优化设计研究孙贺【摘要】针对AP1000燃料装卸和贮存系统的优化设计进行了详细分析.首先对原AP1000设计中存在的缺陷做了简单介绍,并提出改进措施与实际施工设计方案,然后将标准设计施工阶段的优化设计与原设计进行对比,并对优化设计进行详细剖析,总结设计经验,客观地提出了优化设计后存在的优缺点,为CAP1000后续项目的设计提出宝贵经验.【期刊名称】《机械工程师》【年(卷),期】2016(000)009【总页数】4页(P157-160)【关键词】AP1000;非能动核电;燃料装卸和贮存;优化设计【作者】孙贺【作者单位】上海核工程研究设计院,上海200233【正文语种】中文【中图分类】TL93经过对三代核电AP1000非能动技术转让及深入的消化吸收之后，目前上海核工程研究设计院已经在AP1000核电技术基础上开始了CAP1000及后续项目施工设计阶段工作。
燃料装卸和贮存系统（下文简称装换料系统）的优化设计就是在CAP1000设计施工阶段的平台下展开。
燃料装卸和贮存系统（FHS）是核电站中一个重要的辅助系统，在消化吸收过程中我们设计人员发现，作为三代核电的一部分，FHS系统确实拥有很多先进的设计，但是同时也存在着一些不足，本文将重点总结在CAP1000核电项目中FHS系统的优化设计。
1.1 系统功能1.1.1 安全相关的功能1）在正常和事故工况下，确保燃料组件及其堆芯部件的操作与贮存均处于次临界状态；2）在安全停堆地震（SSE）工况下，装换料系统不妨碍抗震I类设备的正常运行；3）在反应堆运行期间，贯穿安全壳的燃料运输设备保持安全壳压力边界的完整性。
1.1.2 非安全相关的功能1）系统根据要求将新燃料组件从辅助厂房运进反应堆厂房，并将运出反应堆厂房的乏燃料组件贮存在乏燃料贮存格架中。
另外，系统还操作和运输控制棒组件等其它堆芯部件；2）在正常和事故工况下，可靠地贮存乏燃料组件和新燃料组件；3）正确地接收新燃料组件，并将满足外运条件的乏燃料组件装进乏燃料运输容器。
浅析AP1000非能动安全系统技术特点
李国壮
【期刊名称】《微计算机信息》
【年(卷),期】2018(000)014
【摘要】AP1000作为近年来发展迅速且技术较为成熟的先进三代堆型,其非能动安全系统的应用也是人们所密切关注的,同时我国已经引进4台AP1000堆型核电站,并在2018-04得到了装料批准.由此可见,我国也在通过引进新技术来对原有堆型进行更新和发展.首先简要介绍AP1000非能动安全系统的设计理念,其次浅析其针对不同的堆芯事故又有怎样的技术特点,从其经济性和安全性两方面解析非能动安全系统在现在第三代核电站的应用及将来可能的发展方向,最后提出"非能动安全系统必须与能动系统相结合"这一观点.
【总页数】2页(P95-96)
【作者】李国壮
【作者单位】华北水利水电大学,河南郑州 450000
【正文语种】中文
【中图分类】TM623.8
【相关文献】
1.AP1000核电站非能动安全系统的比较优势研究 [J], 韩伟朴
2.AP1000安全壳环境状态对非能动余热排出系统运行的影响 [J], 邱志方;刘伟东;吴鹏;陈伟;黄慧剑
3.浅析AP1000非能动安全系统技术特点 [J], 李国壮;
4.AP1000非能动堆芯冷却系统热态性能\r试验的安全监管 [J], 刘宇;杨鹏;冯进军;孙微;石生春;柴国旱
5.非能动安全系统在AP1000核电站应用概述 [J], 耿一娲
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基于故障树分析的AP1000非能动余热排出系统的设计与优化钱晓明;陆道纲;玉宇【摘要】非能动余热排出(PRHR)系统是AP1000核电站重要安全系统之一.采用故障树方法对该系统可靠性进行评价,得到系统可能失效机理,并运用Risk Spectrum软件进行定量分析,得出系统失效概率约为9.215×10-5.结果表明,余热排出热交换器入口管线上电动阀失效关闭是导致系统失效的最主要因素.基于计算结果提出两种方法对系统进行优化:1)在另一回路增加同样1套PRHR系统；2)在原有系统基础上增加一PRHR热交换器.通过故障树分析计算,并分别从系统可靠性、复杂性、经济性等方面对两种方法进行比较发现,方法2更具可行性,建议工程上采用此方法对系统进行优化.%Passive residual heat removal (PRHR) system of AP1000 nuclear power plant is one of the important safety systems. The reliability of PRHR system was estimated by using fault tree analysis (FTA), and the potential failure mechanism of PRHR system was got. The software of Risk Spectrum was used to make quantitative analysis of PRHR system, and the probability for failure of the system was about 9. 215×10-5. The final result shows that the motor-operated isolation valve of the PRHRheat exchanger inlet failure to open is the most important factor leading to the system failure. Based on the results, two methods were put forward to optimize the system: 1) The same PRHR system was added in another loop;2) The PRHR heat exchanger was added in original system. By the fault tree analysis and calculation, and comparing the two methods separately from the system reliability, complexity, economic and other aspects, method 2 ismore feasibility, and this method is proposed to be used to optimize the system.【期刊名称】《原子能科学技术》【年(卷),期】2012(046)008【总页数】4页(P927-930)【关键词】系统可靠性;AP1000;非能动余热排出系统;故障树【作者】钱晓明;陆道纲;玉宇【作者单位】华北电力大学核科学与工程学院,北京102206;华北电力大学核科学与工程学院,北京102206;华北电力大学核科学与工程学院,北京102206【正文语种】中文【中图分类】TL364.5AP1000是我国引进西屋公司开发的两环路1 000MWe的非能动先进压水堆核电站。
与典型压水堆相比，AP1000核电站采取了非能动、系统简化、模块化和全数字化仪控等先进技术和理念［1－2］。
概率安全评价（PSA），也称为概率风险评价，是以概率论为基础的风险量化评价技术。
我国新颁布的核安全法规HAF102已明确要求将PSA方法应用于核电站的设计与运行的安全分析中，这对促进我国PSA技术的应用和发展有着非常重要的意义［3］。
将概率安全分析运用到AP1000系统分析，将对系统的设计、制造及核设施安全水平的评估产生深刻的影响。
非能动余热排出（PRHR）系统是AP1000核电站的重要安全系统之一，而故障树分析是概率安全分析中进行系统可靠性分析的最重要方法。
目前，国内尚无公开发表的文献对AP1000非能动余热排出系统失效进行故障树分析。
本工作运用Risk Spectrum软件对其建立故障树模型，在分析该系统可能失效机理的基础上，定量计算其失效概率。
1 系统简介PRHR系统［1］的作用是在瞬变、事故过程中及蒸汽发生器（SG）失效时紧急排出堆芯衰变热。
在非LOCA事件时，PRHR热交换器（HX）将应急排出堆芯余热。
该热交换器由1组连接在管板上的C型管束和布置在上部（入口）和底部（出口）的封头组成。
PRHR HX的入口管线与反应堆冷却剂系统（RCS）热管段相连接，出口管线与SG的下封头冷腔室相连接，他们与RCS热管段和冷管段组成了1个自然循环回路，PRHR系统如图1［1］所示（安全壳内置换料水箱与地坑相连的两列并行气动阀AV02A、AV02B，图中未给出）。
图1 AP1000余热排出系统流程及运行示意图Fig．1 Schematic of PRHR systemPRHR HX的入口管线处于常开状态，并与热交换器上封头相连。
正常情况下入口管线处的水温高于出口管线处的水温。
出口管线上设有两列并行、常关的气动阀（AV01A，AV01B），它在空气压力丧失或控制信号触发下才会打开。
PRHR HX 的这种布置（带一常开的入口电动阀和常关的出口气动阀）使其中充满RCS的冷却剂，且冷却剂压力与RCS压力相同。
热交换器中的水温和安全壳内置换料水箱的水温大致相同，从而在电站运行期间建立并保持热驱动压头。
热交换器位于高于RCS环路的内置换料水箱（IRWST）内，从而在反应堆冷却剂泵不可用时使冷却剂依靠自然循环流过热交换器。
PRHR HX的管道布置也允许在反应堆冷却剂泵正常工作时运行热交换器。
反应堆冷却剂泵可使冷却剂以自然循环流动的方向强制循环流动。
IRWST为热交换器提供热阱。
PRHR HX用以维持安全停堆状态。
它把RCS的衰变热和显热分别通过IRWST中的水、安全壳内的空气和钢制安全壳容器传递到作为最终热阱的安全壳外的大气中。
当IRWST的水达到饱和温度而开始蒸发时，即开始向安全壳内空气和安全壳传热。
2 系统运行及其故障树的建立2．1 系统运行在正常运行状态下，PRHR HX淹没在IRWST中，其中充满冷却剂并和RCS压力相同。
从PRHR HX到冷管段的管线由两个常关、平行的气动流量控制阀隔断。
从RCS 1＃环路的热管段到PRHR HX顶部的管线是常开的。
在事故运行状态下，当SG水位低、堆芯补水箱水位低、RCS第一级自动降压系统超压或稳压器水位高时，保护和安全监测系统（PMS）均可启动；当SG水位低或热管段温度高时，多样性触发系统（DAS）可启动。
PMS和DAS的驱动信号打开出口管线上常关的气动阀，PRHR系统启动［2］。
设备失效模式与影响分析列于表1。
2．2 系统故障树的建立事故工况下，PRHR系统应急排出堆芯衰变热。
根据系统的特征，选择PRHR系统失去流量为顶事件，建立故障树。
为了便于分析，对系统做出以下假设：存在IRWST的一级警报提醒IRWST水位低；PRHR进口管线上的电动阀是常开的阀门，收到验证信号打开，阀门错位的情况不予考虑。
PRHR系统自然循环得以建立的条件是，要求PRHR HX运行时，在PRHR HX入口管线上的电动阀正常打开，出口管线上两个平行气动阀中至少有1个打开。
为进行故障树分析，首先找出导致顶事件发生的直接因素［4－5］：表1 失效模式与影响分析Table 1 Failure mode and effect analysis电动阀失效关闭系统失效IRWST 1）IRWST破裂系统失效2）其他系统原因导致的IRWST失效PRHR HX 传热管堵塞或泄漏系统失效气动阀AV01A 由于破裂、驱动、测试维修等原因失效设备名称失效模式对系统影响电动阀MV PRHR HX出口A列管线失效气动阀AV01B 由于破裂、驱动、测试维修等原因失效PRHR HX出口B 列管线失效气动阀AV02A 由于破裂、驱动、测试维修等原因失效IRWST与地坑相连的A列管线失效气动阀AV02B 由于破裂、驱动、测试维修等原因失效IRWST与地坑相连的B列管线失效1）气动阀组失效；2）IRWST破裂，以及其他原因导致的IRWST失效；3）余热排出热交换器堵塞或泄漏；4）电动阀组失效关闭。
再逐步分析导致以上设备失效的原因，建立故障树，如图2所示。
图2 PRHR系统故障树Fig．2 Fault tree of PRHR system3 故障树定量计算及分析3．1 故障树定量分析1）底事件数据本文中涉及到的设备和部件的失效概率数据部分主要来源于NRC统计数据以及通用数据［6］。
由于AP1000公开的统计数据尚不完善，所以有些数据参考其他核电站通用数据库中工作特性相同或相似部件的失效概率数据。
2）系统故障树定量计算对PRHR系统进行故障树定量计算分析时，采用的Risk Spectrum概率安全分析软件，计算结果列于表2（截取对系统失效影响重要度大于1%的割集）。
其中，UN－MV表示电动阀失效，AV01F1－ALL、AV02F1－ALL分别表示 AV01AB、AV02AB气动阀共因失效。
表2 最小割集Table 2 Minimal cutsets注：顶事件失效概率Q＝9．215×10－5对应基本事件失效概率重要度／%49．50 AV01F1－ALL 2．00×10－5 21．70 AV02F1－ALL 2．00×10－5 UN－MV 4．56×10－5 21．703．2 结果分析通过对故障树顶事件功能失效重要度分析可看出，PRHR HX入口管线上电动阀失效关闭对PRHR系统失效影响最大。
对PRHR系统进行概率安全分析，可得出以下结论：1）经定量计算，可得出由各种因素导致的PRHR系统失效概率约为9．215×10－5；2）由表1中故障树分析计算结果可看出，PRHR HX入口管线上电动阀失效关闭重要度为49．5%，对系统可靠性影响尤其突出。
4 系统优化基于计算结果及以上分析，提出两种方法对PRHR系统进行优化，并计算优化后PRHR系统的失效概率：1）鉴于AP1000核电机组有两组冷却剂回路，考虑在另一回路上增加一相同的PRHR系统，建立故障树并计算其失效概率；2）在原有PRHR系统的IRWST中增加一相同的余热排出热交换器，增加一并列入口管线，入口管线上设置同样的常开电动阀，出口管线共用，不做更改，建立故障树并计算其失效概率。
