三门核电非能动原理
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三门核电非能动原理
二、非能动堆芯冷却系统PXS
2.2安全相关功能 RCS应急补水和硼化（瞬态或者从CVS来的正常RCS 补水和膨化不足时） 安注（LOCA事故下提供RCS安注，确保足够的堆芯 冷却） 应急堆芯余热导出（避免堆芯过热损坏） 事故后安全壳内pH控制（减少放射性物质外泄） 过程参数监测（向PMS输入信号，启动专设安全设施 ）
二、非能动堆芯冷却系统PXS
2.4非能动余热导出子系统
三门核电非能动原理
7
二、非能动堆芯冷却系统PXS
非能动余热排出子系统是非能动堆芯冷却系统(PXS)的组成部 份之一。系统的主要设备是非能动余热排出热交换器PRHR HX 。该热交换器布置在IRWST内，换料水箱内的水作为PRHR HX的 冷却介质。
三门核电非能动原理
10
二、非能动堆芯冷却系统PXS
2.6安全壳内pH控制子系统
安全壳内pH控制子系统包括pH控制篮筐，其布置高度低于事故 后最低的淹没水位，当淹没水位达到篮子高度时，即形成非能 动的化学物添加。 在发生严重事故时，堆芯损坏，RCS中的放射性释放到安全壳 内。此时pH控制子系统用于向安全壳再循环水中添加化学物质 ，以将安全壳再循环水的pH值控制在7.0-9.5范围内。 pH控制篮筐中装有颗粒状的磷酸三钠。篮筐高于地面约30厘米 ，以避免被正常运行时安全壳内可能产生的地面水溶解。 控制pH值的目的是为了减少由于水的辐照分解而导致有机碘的 产生，最终减少安全壳内的气载放射性碘和厂外剂量，同时也 减少了在设计基准事故下安全壳内不锈钢部件发生应力腐蚀断 裂的可能性。 三门核电非能动原理 11
三门核电非能动原理
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三、非能动安全壳冷却系统PCS
3.2系统功能
2、过程监测 PCS向PMS系统提供安全壳压力信号，以生成紧急停堆和专设安全 设施启动信号； 在安全停堆运行或事故期间PCS向操纵员提供工艺参数信号，以 便操纵员进行状态监测和手动控制； 3、补充乏燃料水池水装量 当乏燃料水池失去冷却时，乏池中的水分可能发生蒸发，从而导 致乏池中的水装量下降。冷却水储存箱和辅助冷却水箱在必要时 向乏燃料水池提供补水，以防止乏燃料组件裸露。 4、消防水补充 PCS可以作为安全壳或辅助厂房内安全相关区域的消防水水源。
三门核电非能动原理
22
三、非能动安全壳冷却系统PCS
此外，DWS和FPS也可以向冷却水储存箱供水。除盐水或消防水可 以旁通冷却水储存箱，直接向安全壳上部的冷却水分配盘供水。 厂外水源可以通过一个盲板接头在事故发生72小时之后提供非安 全相关的安全壳冷却水源。这条安全相关的管线可以直接连接到 冷却水储存箱，或者连接到安全壳上部的冷却水分配盘，或最终 通过循环泵吸入口输送到冷却水储存箱或辅助贮水箱。 系统设计认为事故发生3天后衰变热将充分减少，冷却水储存箱 通过第四根出口管提供的冷却水流量可以满足安全壳冷却的要求 。22.7 m3/hr的冷却水流量将能保证对安全壳的冷却，使安全壳 内的压力低于设定值。
二、非能动堆芯冷却系统PXS
2.7阀门泄露试验子系统
在停堆工况时通过一个阀门泄漏试验屏可以对一回路压力边界隔 离阀进行泄漏试验。对以下阀门设置了试验接头： 4个PXS阀门：安注箱逆止阀； 8个RNS阀门：与RCS热段连接的RNS入口管线上的4个电动阀； 与压力容器直接注入管线连接的RNS出口管线上的2个逆止阀和2 个切断式止回阀 以上所有阀门均位于安全壳内。 试验接头与试验屏相连接。设验接头中包括手动试验阀、就地流 量计和压力表。
三门核电非能动原理
仪控维修科 岳红旭 2011年9月14日
1
Байду номын сангаас 内容简介
1 系统概述 2 非能动堆芯冷却系统PXS 3 非能动安全壳冷却系统PCS 4 PXS相对于传统压水堆核电站的优势
三门核电非能动原理
2
一、系统概述
AP1000之所以成为我国今后核电技术的发展方向，主 要得益于它的模块化建造技术、简化的系统设计和非 能动技术的全面应用。 AP1000非能动原理主要体现在非能动堆芯冷却系统 PXS和非能动安全壳冷却系统PCS。 PXS和PCS作为非能动专设安全设施，在设备组成、 系统运行等方面都和传统压水堆有很大的差异。
三门核电非能动原理
24
从PCCWST和PCCAWST水箱来的冷却水先流向分水斗； 分水斗侧壁开有16个分水口，将冷却水均匀地分成16股，排向安全壳。
三门核电非能动原理
分水堰将喷淋水喷撒在安全壳穹顶和竖直壁面上。 安全壳钢质壳体将热量传递给喷淋冷却水，从而将部分喷淋水蒸 发，进而带走热量。 未蒸发的喷淋水落到屏蔽厂房环形空间的疏水槽里收集，最终排 放至电厂雨水排放系统。
三门核电非能动原理
23
三、非能动安全壳冷却系统PCS
沿安全壳外壁下流的安全壳冷却水，若没有被蒸发，则流入安全 壳环形空间并通过与安全相关的地面疏水槽最终流入雨水槽。疏 水槽是常开的，它能容纳最大冷却水流量。 冷却水分配系统用于保证安全壳表面能充分而均匀地覆盖一层水 膜。冷却水储存箱中的冷却水通过两条并联管线进入一个悬挂在 安全壳穹顶上的冷却水分配盘。冷却水分配盘侧壁上有16个均匀 间隔分布的导流槽，将水分成16股均匀的水流。导流槽的大小能 够适应来自安全壳冷却水箱的最大排水流量，在最低排水流量的 情况下能够保持每股水流均等。冷却水分配盘悬挂在屏蔽厂房的 房顶并位于安全壳穹顶的正上方，这样由于安全壳内压力或温度 变化引起的穹顶变形，不会影响冷却水分配盘的水流分配。
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三门核电非能动原理
二、非能动堆芯冷却系统PXS
2.5安注子系统
安注子系统有4种非能动注射水源 1.两台堆芯补水箱CMT提供较长时间较大的注射 流 2.两台安注箱ACC在数分钟内提供非常大的注射流 3.一个安全壳内换料IRWST水箱提供很长时间较 小的注射流 4.三个水源完成注射后，受淹的安全壳成为长期的 水源，由自然循环提供堆芯的再循环冷却
三、非能动安全壳冷却系统PCS
3.2系统功能
1、安全壳内热量导出
在LOCA事故或主蒸汽管破裂事故下导出安全壳内的热量，使安全 壳内的温度和压力不超过设计值。另外，在非LOCA事故下非能动 余热排出系统长时间运行后，换料水箱内的水被加热蒸发。在此 工况下，PCS系统履行安全相关的传热和热阱的功能。事故后， PCS系统导出安全壳内的热量，减小了安全壳内外的压差，降低 了裂变产物向安全壳外泄漏的驱动力，从而限制了安全壳内放射 性裂变产物向环境的释放。
三门核电非能动原理
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三、非能动安全壳冷却系统PCS
三门核电非能动原理
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三门核电非能动原理
18
2864m3
主要设备: 非能动安全壳冷却水箱PCCWST PCCWST 隔离阀 分水斗 三门核电非能动原理 再循环单元
分水堰 (未标示) 安全壳空气导流板 非能动安全壳冷却水辅助水箱PCCAWST
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三门核电非能动原理
安全壳压力H2 (6.2 psig)或者安全壳温度H信号打开PCCWST水箱隔 离阀。 水箱内的水依靠重力疏水至分水斗。
PCCWST水箱内竖直安装4条长短逐渐减小的排水管道；随着水箱 水位下降，疏水管道入口依次露出水面，通过逐步减少疏水管数量 的方法控制冷却水流量/速率。
三、非能动安全壳冷却系统PCS
在触发安全壳压力高信号之后，PMS使PCS自动投入以导出安全壳 内的热量。另外，操纵员可以在主控室或远方停堆站通过PMS手 动触发PCS。另外，DAS也可以通过安全壳压力高信号或手动触发 信号触发PCS投入。 在PCS投入之后，位于安全壳穹顶上方屏蔽厂房内的冷却水储存 箱通过重力疏水至安全壳穹顶的外表面，并形成一层水膜。通过 自动开启供水并联管线上的三个常闭隔离阀中的任意一个均可以 建立供水流量。这三个隔离阀中两个为失效开启的气动阀，另一 个为电动阀。每个隔离阀的上游均设有一个常开的电动阀，用于 在隔离阀误开时隔离冷却水，为了满足LOCA事故或主蒸汽管线断 裂事故后安全壳立即冷却的要求，事故后最初到达安全壳的冷却 水流量约为112.3m3/hr。随着事故的进行，蒸汽发生器或一回路 释放到安全壳内的质量逐渐减少，流入安全壳的冷却水流量也自 动减小。 三门核电非能动原理 20
三门核电非能动原理
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三、非能动安全壳冷却系统PCS
3.1概述
非能动安全壳冷却系统（PCS）包括与安全壳屏蔽厂房连为一 体的冷却水储存箱、冷却水分配装置及相关的仪表、管道和阀 门。此外，PCS还包括辅助储水箱、循环泵、电加热器、化学 添加箱及循环管线上的仪表、管道和阀门。
三门核电非能动原理
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三、非能动安全壳冷却系统PCS
冷却水流量的变化与非能动安全系统的设计相符，均不需要能 动部件的投入。通过安装在冷却水储存箱上不同高度的四个出 口管来改变冷却水流量。当系统启动时，冷却水同时经过四个 出口管以最大流量流出。当水位下降到低于最高的出口管时， 冷却水流量下降到56.1 m3/hr。当水位下降到低于第二个出口 管时，冷却水流量下降到43.3 m3/hr。当水位下降到低于第三 个出口管时，冷却水流量下降到35.7 m3/hr。此时，需要操纵 员通过循环泵将辅助储水箱中的水输送到冷却水储存箱，保持 一个出口管运行以维持约22.7 m3/hr的冷却水流量。辅助储水 箱可以以22.7 m3/hr的流量向安全壳供应四天的冷却水。辅助 储水箱和循环泵为用于为事故72小时后安全壳的冷却提供补水 。
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三门核电非能动原理
二、非能动堆芯冷却系统PXS
2.3系统结构图
AP1000的主要设备: 堆芯补水箱CMTs 安注箱ACCs 安全壳内换料水箱IRWST 非能动余排PRHRHX 安全壳地坑 三门核电非能动原理 自动卸压阀门组
6
PRHR HX入口管线与RCS 1环路的主管道热段相连接， 入口管路上装有一个常开的电动阀。 出口管线与蒸发器冷段腔室相连接，出口管线上有两个 并联常关气动阀。
三门核电非能动原理
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二、非能动堆芯冷却系统PXS
堆芯补水箱CMT位于安全壳内，其位置稍高于反应堆冷却剂泵 ，箱内充满3500ppm的低温浓硼水。在主蒸汽管破裂事故下， 该水箱内的浓硼水能提供足够的停堆裕度。 安注箱ACC内充有2700ppm的浓硼水，箱体上部由压缩氮气加压 ，以实现快速注射。 安全壳内换料水箱IRWST的位置略高于RCS的主管道，出口装有 滤网。只有RCS完全卸压后才能实现换料水箱的重力注射。 每个系列的安全壳再循环注射管分为两路，一路装有一个电动 阀和一个爆破阀，另一路为一个止回阀和一个爆破阀。
三门核电非能动原理
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三、非能动安全壳冷却系统PCS
3.3系统描述
PCS是安全相关系统，能够直接将热量从钢制安全壳容器内传递 到外部环境。在假想的设计基准事故后，PCS从安全壳排出足够 的热量，防止安全壳超过其设计压力和设计温度。
PCS采用钢制安全壳容器壳体作为传热面，蒸汽在安全壳的内表 面冷凝，被加热的钢制壳体外表面由PCS冷却流体（水和空气） 通过对流、传导、热辐射及质量传递（水蒸发）等热传输机理进 行冷却，热能通过空气自然循环的方式传出。外部环境的空气从 空气入口抽入，然后沿着安全壳容器的外表面向上流动，最后通 过一个空气出口返回到外部环境。与屏蔽厂房结构形成一体的 PCS冷却水贮存箱借助重力排水，对安全壳壳体进行湿润。
对于非冷却剂丧失事件，可以通过PRHR HX来导出堆芯衰变热 。热交换器由一组与上部及下部封头连接的C型管束组成。热 交换器位于IRWST内，IRWST作为热交换器的热阱。在正常运行 时，热交换器中的压力与RCS冷却剂压力相同，以防止在热交 换器最初启动时发生水锤现象；热交换器中的水温与IRWST中 的水温相同，这样在电厂运行期间就可以建立并保持自然循环 驱动压头。
三门核电非能动原理
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二、非能动堆芯冷却系统PXS
2.1概述 在应急情况下对堆芯实施冷却，事故情况下使燃料包 壳仍能保持完整性
最佳安全性：不需要泵、不需要风机、不需要交流电 非能动冷却水安注依赖于重力、压缩气体膨胀、自然循环
在AP1000中，非能动堆芯冷却系统（PXS）包括一个 非能动余热排出热交换器（PRHR HX）、两个堆芯 补水箱（CMT）、两个安注箱（ACC）和一个安全壳 内换料水箱（IRWST）。系统还包括用于支持系统运 行的管道、阀门和仪表。
三门核电非能动原理
二、非能动堆芯冷却系统PXS
2.2安全相关功能 RCS应急补水和硼化（瞬态或者从CVS来的正常RCS 补水和膨化不足时） 安注（LOCA事故下提供RCS安注，确保足够的堆芯 冷却） 应急堆芯余热导出（避免堆芯过热损坏） 事故后安全壳内pH控制（减少放射性物质外泄） 过程参数监测（向PMS输入信号，启动专设安全设施 ）
二、非能动堆芯冷却系统PXS
2.4非能动余热导出子系统
三门核电非能动原理
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二、非能动堆芯冷却系统PXS
非能动余热排出子系统是非能动堆芯冷却系统(PXS)的组成部 份之一。系统的主要设备是非能动余热排出热交换器PRHR HX 。该热交换器布置在IRWST内，换料水箱内的水作为PRHR HX的 冷却介质。
三门核电非能动原理
10
二、非能动堆芯冷却系统PXS
2.6安全壳内pH控制子系统
安全壳内pH控制子系统包括pH控制篮筐，其布置高度低于事故 后最低的淹没水位，当淹没水位达到篮子高度时，即形成非能 动的化学物添加。 在发生严重事故时，堆芯损坏，RCS中的放射性释放到安全壳 内。此时pH控制子系统用于向安全壳再循环水中添加化学物质 ，以将安全壳再循环水的pH值控制在7.0-9.5范围内。 pH控制篮筐中装有颗粒状的磷酸三钠。篮筐高于地面约30厘米 ，以避免被正常运行时安全壳内可能产生的地面水溶解。 控制pH值的目的是为了减少由于水的辐照分解而导致有机碘的 产生，最终减少安全壳内的气载放射性碘和厂外剂量，同时也 减少了在设计基准事故下安全壳内不锈钢部件发生应力腐蚀断 裂的可能性。 三门核电非能动原理 11
三门核电非能动原理
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三、非能动安全壳冷却系统PCS
3.2系统功能
2、过程监测 PCS向PMS系统提供安全壳压力信号，以生成紧急停堆和专设安全 设施启动信号； 在安全停堆运行或事故期间PCS向操纵员提供工艺参数信号，以 便操纵员进行状态监测和手动控制； 3、补充乏燃料水池水装量 当乏燃料水池失去冷却时，乏池中的水分可能发生蒸发，从而导 致乏池中的水装量下降。冷却水储存箱和辅助冷却水箱在必要时 向乏燃料水池提供补水，以防止乏燃料组件裸露。 4、消防水补充 PCS可以作为安全壳或辅助厂房内安全相关区域的消防水水源。
三门核电非能动原理
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三、非能动安全壳冷却系统PCS
此外，DWS和FPS也可以向冷却水储存箱供水。除盐水或消防水可 以旁通冷却水储存箱，直接向安全壳上部的冷却水分配盘供水。 厂外水源可以通过一个盲板接头在事故发生72小时之后提供非安 全相关的安全壳冷却水源。这条安全相关的管线可以直接连接到 冷却水储存箱，或者连接到安全壳上部的冷却水分配盘，或最终 通过循环泵吸入口输送到冷却水储存箱或辅助贮水箱。 系统设计认为事故发生3天后衰变热将充分减少，冷却水储存箱 通过第四根出口管提供的冷却水流量可以满足安全壳冷却的要求 。22.7 m3/hr的冷却水流量将能保证对安全壳的冷却，使安全壳 内的压力低于设定值。
二、非能动堆芯冷却系统PXS
2.7阀门泄露试验子系统
在停堆工况时通过一个阀门泄漏试验屏可以对一回路压力边界隔 离阀进行泄漏试验。对以下阀门设置了试验接头： 4个PXS阀门：安注箱逆止阀； 8个RNS阀门：与RCS热段连接的RNS入口管线上的4个电动阀； 与压力容器直接注入管线连接的RNS出口管线上的2个逆止阀和2 个切断式止回阀 以上所有阀门均位于安全壳内。 试验接头与试验屏相连接。设验接头中包括手动试验阀、就地流 量计和压力表。
三门核电非能动原理
仪控维修科 岳红旭 2011年9月14日
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Байду номын сангаас 内容简介
1 系统概述 2 非能动堆芯冷却系统PXS 3 非能动安全壳冷却系统PCS 4 PXS相对于传统压水堆核电站的优势
三门核电非能动原理
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一、系统概述
AP1000之所以成为我国今后核电技术的发展方向，主 要得益于它的模块化建造技术、简化的系统设计和非 能动技术的全面应用。 AP1000非能动原理主要体现在非能动堆芯冷却系统 PXS和非能动安全壳冷却系统PCS。 PXS和PCS作为非能动专设安全设施，在设备组成、 系统运行等方面都和传统压水堆有很大的差异。
三门核电非能动原理
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从PCCWST和PCCAWST水箱来的冷却水先流向分水斗； 分水斗侧壁开有16个分水口，将冷却水均匀地分成16股，排向安全壳。
三门核电非能动原理
分水堰将喷淋水喷撒在安全壳穹顶和竖直壁面上。 安全壳钢质壳体将热量传递给喷淋冷却水，从而将部分喷淋水蒸 发，进而带走热量。 未蒸发的喷淋水落到屏蔽厂房环形空间的疏水槽里收集，最终排 放至电厂雨水排放系统。
三门核电非能动原理
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三、非能动安全壳冷却系统PCS
沿安全壳外壁下流的安全壳冷却水，若没有被蒸发，则流入安全 壳环形空间并通过与安全相关的地面疏水槽最终流入雨水槽。疏 水槽是常开的，它能容纳最大冷却水流量。 冷却水分配系统用于保证安全壳表面能充分而均匀地覆盖一层水 膜。冷却水储存箱中的冷却水通过两条并联管线进入一个悬挂在 安全壳穹顶上的冷却水分配盘。冷却水分配盘侧壁上有16个均匀 间隔分布的导流槽，将水分成16股均匀的水流。导流槽的大小能 够适应来自安全壳冷却水箱的最大排水流量，在最低排水流量的 情况下能够保持每股水流均等。冷却水分配盘悬挂在屏蔽厂房的 房顶并位于安全壳穹顶的正上方，这样由于安全壳内压力或温度 变化引起的穹顶变形，不会影响冷却水分配盘的水流分配。
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三门核电非能动原理
二、非能动堆芯冷却系统PXS
2.5安注子系统
安注子系统有4种非能动注射水源 1.两台堆芯补水箱CMT提供较长时间较大的注射 流 2.两台安注箱ACC在数分钟内提供非常大的注射流 3.一个安全壳内换料IRWST水箱提供很长时间较 小的注射流 4.三个水源完成注射后，受淹的安全壳成为长期的 水源，由自然循环提供堆芯的再循环冷却
三、非能动安全壳冷却系统PCS
3.2系统功能
1、安全壳内热量导出
在LOCA事故或主蒸汽管破裂事故下导出安全壳内的热量，使安全 壳内的温度和压力不超过设计值。另外，在非LOCA事故下非能动 余热排出系统长时间运行后，换料水箱内的水被加热蒸发。在此 工况下，PCS系统履行安全相关的传热和热阱的功能。事故后， PCS系统导出安全壳内的热量，减小了安全壳内外的压差，降低 了裂变产物向安全壳外泄漏的驱动力，从而限制了安全壳内放射 性裂变产物向环境的释放。
三门核电非能动原理
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三、非能动安全壳冷却系统PCS
三门核电非能动原理
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三门核电非能动原理
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2864m3
主要设备: 非能动安全壳冷却水箱PCCWST PCCWST 隔离阀 分水斗 三门核电非能动原理 再循环单元
分水堰 (未标示) 安全壳空气导流板 非能动安全壳冷却水辅助水箱PCCAWST
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三门核电非能动原理
安全壳压力H2 (6.2 psig)或者安全壳温度H信号打开PCCWST水箱隔 离阀。 水箱内的水依靠重力疏水至分水斗。
PCCWST水箱内竖直安装4条长短逐渐减小的排水管道；随着水箱 水位下降，疏水管道入口依次露出水面，通过逐步减少疏水管数量 的方法控制冷却水流量/速率。
三、非能动安全壳冷却系统PCS
在触发安全壳压力高信号之后，PMS使PCS自动投入以导出安全壳 内的热量。另外，操纵员可以在主控室或远方停堆站通过PMS手 动触发PCS。另外，DAS也可以通过安全壳压力高信号或手动触发 信号触发PCS投入。 在PCS投入之后，位于安全壳穹顶上方屏蔽厂房内的冷却水储存 箱通过重力疏水至安全壳穹顶的外表面，并形成一层水膜。通过 自动开启供水并联管线上的三个常闭隔离阀中的任意一个均可以 建立供水流量。这三个隔离阀中两个为失效开启的气动阀，另一 个为电动阀。每个隔离阀的上游均设有一个常开的电动阀，用于 在隔离阀误开时隔离冷却水，为了满足LOCA事故或主蒸汽管线断 裂事故后安全壳立即冷却的要求，事故后最初到达安全壳的冷却 水流量约为112.3m3/hr。随着事故的进行，蒸汽发生器或一回路 释放到安全壳内的质量逐渐减少，流入安全壳的冷却水流量也自 动减小。 三门核电非能动原理 20
三门核电非能动原理
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三、非能动安全壳冷却系统PCS
3.1概述
非能动安全壳冷却系统（PCS）包括与安全壳屏蔽厂房连为一 体的冷却水储存箱、冷却水分配装置及相关的仪表、管道和阀 门。此外，PCS还包括辅助储水箱、循环泵、电加热器、化学 添加箱及循环管线上的仪表、管道和阀门。
三门核电非能动原理
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三、非能动安全壳冷却系统PCS
冷却水流量的变化与非能动安全系统的设计相符，均不需要能 动部件的投入。通过安装在冷却水储存箱上不同高度的四个出 口管来改变冷却水流量。当系统启动时，冷却水同时经过四个 出口管以最大流量流出。当水位下降到低于最高的出口管时， 冷却水流量下降到56.1 m3/hr。当水位下降到低于第二个出口 管时，冷却水流量下降到43.3 m3/hr。当水位下降到低于第三 个出口管时，冷却水流量下降到35.7 m3/hr。此时，需要操纵 员通过循环泵将辅助储水箱中的水输送到冷却水储存箱，保持 一个出口管运行以维持约22.7 m3/hr的冷却水流量。辅助储水 箱可以以22.7 m3/hr的流量向安全壳供应四天的冷却水。辅助 储水箱和循环泵为用于为事故72小时后安全壳的冷却提供补水 。
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三门核电非能动原理
二、非能动堆芯冷却系统PXS
2.3系统结构图
AP1000的主要设备: 堆芯补水箱CMTs 安注箱ACCs 安全壳内换料水箱IRWST 非能动余排PRHRHX 安全壳地坑 三门核电非能动原理 自动卸压阀门组
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PRHR HX入口管线与RCS 1环路的主管道热段相连接， 入口管路上装有一个常开的电动阀。 出口管线与蒸发器冷段腔室相连接，出口管线上有两个 并联常关气动阀。
三门核电非能动原理
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二、非能动堆芯冷却系统PXS
堆芯补水箱CMT位于安全壳内，其位置稍高于反应堆冷却剂泵 ，箱内充满3500ppm的低温浓硼水。在主蒸汽管破裂事故下， 该水箱内的浓硼水能提供足够的停堆裕度。 安注箱ACC内充有2700ppm的浓硼水，箱体上部由压缩氮气加压 ，以实现快速注射。 安全壳内换料水箱IRWST的位置略高于RCS的主管道，出口装有 滤网。只有RCS完全卸压后才能实现换料水箱的重力注射。 每个系列的安全壳再循环注射管分为两路，一路装有一个电动 阀和一个爆破阀，另一路为一个止回阀和一个爆破阀。
三门核电非能动原理
15
三、非能动安全壳冷却系统PCS
3.3系统描述
PCS是安全相关系统，能够直接将热量从钢制安全壳容器内传递 到外部环境。在假想的设计基准事故后，PCS从安全壳排出足够 的热量，防止安全壳超过其设计压力和设计温度。
PCS采用钢制安全壳容器壳体作为传热面，蒸汽在安全壳的内表 面冷凝，被加热的钢制壳体外表面由PCS冷却流体（水和空气） 通过对流、传导、热辐射及质量传递（水蒸发）等热传输机理进 行冷却，热能通过空气自然循环的方式传出。外部环境的空气从 空气入口抽入，然后沿着安全壳容器的外表面向上流动，最后通 过一个空气出口返回到外部环境。与屏蔽厂房结构形成一体的 PCS冷却水贮存箱借助重力排水，对安全壳壳体进行湿润。
对于非冷却剂丧失事件，可以通过PRHR HX来导出堆芯衰变热 。热交换器由一组与上部及下部封头连接的C型管束组成。热 交换器位于IRWST内，IRWST作为热交换器的热阱。在正常运行 时，热交换器中的压力与RCS冷却剂压力相同，以防止在热交 换器最初启动时发生水锤现象；热交换器中的水温与IRWST中 的水温相同，这样在电厂运行期间就可以建立并保持自然循环 驱动压头。
三门核电非能动原理
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二、非能动堆芯冷却系统PXS
2.1概述 在应急情况下对堆芯实施冷却，事故情况下使燃料包 壳仍能保持完整性
最佳安全性：不需要泵、不需要风机、不需要交流电 非能动冷却水安注依赖于重力、压缩气体膨胀、自然循环
在AP1000中，非能动堆芯冷却系统（PXS）包括一个 非能动余热排出热交换器（PRHR HX）、两个堆芯 补水箱（CMT）、两个安注箱（ACC）和一个安全壳 内换料水箱（IRWST）。系统还包括用于支持系统运 行的管道、阀门和仪表。