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AP1000反应堆冷却剂系统（RCS）包括：反应堆压力容器（RPV），包括控制棒驱动机构安装接管和堆芯测量探头贯穿件；反应堆冷却机泵（RCP）。
共4台屏蔽电机泵（Canned Motor Pump），每台蒸汽发生器下部都与两台泵相连接，即每个环路由两台泵驱动；蒸汽发生器（SG）包容反应堆冷却剂的部分，包括SG的水室下封头（Channel Head）、管板（Tubesheet）和传热管束（Tubes）；稳压器（PRZ）以及与其相连接通往一条反应堆冷却剂主管道热管段的波动管线（Surge Line）；安全阀（Safety Valves）和1～3级自动降压系统（ADS）和排气管道隔离阀（Head Vent Isolation Valves）；上述主要部件之间相互连接的管道及其支承；与通往辅助系统的支持系统之间相互连接的管道及其支承。
RPV在堆芯顶部以下的位置没有贯穿孔，这样排除了RPV泄漏导致失水事故的可能性。
堆芯在压力容器内的位置尽量靠下，这样可以减少失水事故再淹没时间。
由于入口接管嘴高于出口接管嘴，这种设计允许堆芯在不卸料的情况下进行主泵检修（只要入口管，即反应堆主管道冷管段排空），而且有利于实现半管（Mid-Loop）运行。
一体化顶盖组件（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，反应堆压力容器顶盖组件的整体操作，减少了停堆时间和个人辐射剂量。
另外，一体化顶盖组件也减少了其相关部件在安全壳内的搁置空间。
IHP组成：围筒组件；吊装系统；驱动机构（CRDM）抗震支承结构；电缆支承结构；电缆。
IHP实现包括控制棒驱动机构电源、棒位数字指示器以及堆芯测量装置等组件电缆的快速插接与断开，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RPV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轭线圈提供冷却气流通道。
IHP也可以使冷却围筒快速拆开。
AP1000安全系统综述AP1000安全系统综述AP1000安全系统设计理念如下：•安全系统非能动化•降低维修要求•简化安全系统配置•减少安全支持系统•减少安全级设备及抗震厂房•提高可操作性本文不考虑传统安全系统，只对非能动安全系统作介绍。
一．AP1000非能动安全系统简介AP1000非能动安全系统的优点可概括如下:(1)极大地降低了人因失误发生的可能性非能动安全系统不需要操纵员的行动来缓解设计基准事故，减少了事故发生后，由于人为操作错误而导致事件升级的可能性。
AP1000在事故条件下允许操纵员的不干预时间高达72 h，而对于已经运行的第二代或二代+核电厂，此不干预时间仅为10^30 mina(2)大大地提高了系统运行的可靠性非能动安全系统利用自然力驱动，提高了系统运行的可靠性，而不需要采用泵、风机、柴油机、冷冻水机或其他能动机器，减少了因电源故障或者机械故障而引起的系统运行失效。
由于非能动安全系统只需少量的阀门连接，并能自动触发，同时这些阀门遵循“失效安全”的准则，在失去电源或接收到安全保护启动信号时开启。
(3)取消了安全级的交流应急电源非能动安全系统的启动和运行无需交流(AC)电源，AP1000的设计取消了安全级的应急柴油发电机组。
AP1000非能动安全系统子系统如下：•非能动堆芯冷却系统•非能动安全壳冷却系统•非能动主控制室应急可居留系统•非能动裂变产物去除系统•非能动氢复合子系统•非能动反应堆压力壳防熔穿系统二．非能动堆芯冷却系统AP1000的非能动堆芯冷却系统(PXS)由非能动堆芯余热排出系统和非能动安全注人系统两部分组成。
PXS的主要作用就是在假想的设计基准事件下提供应急堆芯冷却，为此，PXS具有以下功能:·应急堆芯余热排出·RCS应急补水和硼化·安全注入·安全壳内pH值控制PXS安全相关功能的设计基于以下考虑(设计基准):<1> 即使在发生设计基准事件同时伴随不太可能的最大极限单一故障事件时，PXS也有多重的部件来执行其安全相关的功能。
关于AP1000设备冷却水系统的任务可靠性建模摘要：本文通过对AP1000的设备冷却水系统（Component Cooling Water System，CCS）的不同工况下的任务剖面分析，建立设备冷却水系统的任务可靠性框图以及相应的数学模型。
关键词设备冷却水系统任务剖面可靠性框图数学建模1 引言AP1000的设备冷却水系统（Component Cooling Water System，CCS）作为非安全相关系统，不执行事故缓解功能。
但其设计初衷就体现IAEA的纵深防御设计理念，旨在减少导致堆芯损伤的事件。
对于若干可能发生的事件，包括设备冷却水系统在内的非安全系统会自动启动，从而减少安全相关系统的不必要启动和运行。
设备冷却水系统设有两条机械设计，每条系列有一台泵和一台热交换器。
两条系列共用出口总管和入口总管。
出口总管有一根支管通向安全壳，向反应堆冷却剂泵和下泄热交换器等设备提供冷却水，另有支管分组通向安全壳外的其他设备。
2 系统功能及技术特点设备冷却水系统的非安全相关功能包括：1）提供放射性液体释放至环境的屏障；2）提供厂用水泄漏至安全壳和反应堆系统的屏障；3）为各非安全设备提供冷却水，以保证电厂的正常运行；4）非能动余热排出系统热交换器动作后，为正常余热排出系统热交换器提供冷却水，以冷却内置换料水箱的水；5）在非能动堆芯冷却系统缓解事故后的恢复阶段，向正常余热排出系统的热交换器提供冷却水，以冷却堆芯。
设备冷却水系统具有以下主要技术特点：1）通过可靠和故障冗余的方式执行运行功能，系统满足单一故障原则；2）系统有足够大的波动容量，在30min内不采取任何措施可承受11.36 m³/h 的内漏和外漏；3）系统不执行安全功能，故布置在汽轮机厂房；4）采用板式热交换器，设冷水从热交换器的一侧流过，厂用水从热交换器的另一侧流过；5）维持热交换器中的设冷水压力高于厂用水压力，防止厂用水泄漏至系统中；在安全壳内的运行压力高于安全壳设计压力，避免安全壳气体向系统的泄漏。
核动力系统与设备实验指导书AP1000核岛系统的认识及模拟1、目的和要求目的：熟悉第二代核电机型3-loop PWR和第三代核电机型AP1000的核岛系统，并利用其仿真软件PCTRAN-3-loop PWR 、PCTRAN-AP1000进行稳态、瞬态模拟操作，对核动力系统设备知识进行巩固和扩展，为今后从事核电相关工作奠定基础。
要求：1、熟悉3-loop PWR、AP1000核岛系统的主要设备功能、布局及其英文名称（缩写）；2、熟悉PCTRAN3-loop PWR 、PCTRAN-AP1000模拟软件的操作界面；3、依指导书进行典型工况的运行模拟；4、熟悉并理解3-loop PWR 、PCTRAN-AP1000所给出的模拟参数；5、自行打印指导书，并在实验前预习、实验中携带。
2、内容2.1 AP1000系统认识1）AP1000核电厂主要设备通过教师课堂讲解，了解AP1000核电厂主要系统、设备组成，及其相应的功能：1．1）反应堆冷却剂系统（RCS）1．1．1）反应堆压力容器（RPV）压力容器呈围筒形, 底封头呈半球状, 顶部为由法兰固定的可拆式半球形封头。
反应堆压力容器上下长约12.0 m , 堆芯区内径为3.988 m。
AP1000 的反应堆压力容器可承受17.1 MPa 的压力、343 ℃的温度, 在此条件下的设计寿命为60 年。
作为一项安全改进, AP1000 的堆芯顶端的下方不再设有反应堆压力容器贯穿件, 这就消除了因反应堆压力容器发生泄漏导致冷却剂丧失事故的可能性。
1．1．2）蒸汽发生器（SG）采用两台典型的直立式带有一体化汽水分离器的U型管自然循环蒸汽发生器（Δ2125型），蒸发器下封头直接与两台冷却剂泵的壳体相连。
1．1．3）稳压器（PZR）采用了基于成熟技术的传统设计。
容积为5915 m3 , 这种大容积稳压器增加了瞬态运行余量, 减少反应堆非计划停堆次数, 使核电厂能够更加可靠地运行; 同时该设计还消除了对快动作电动卸压阀的需要, 这些阀门是反应堆冷却剂系统发生泄漏和需要维修工作的可能来源。
所有关于AP1000AP1000的设计理念在传统成熟的压水堆核电技术的基础上，安全系统采用“非能动” 设计理念。
“非能动安全系统” 利用自然物理现象-重力、自然循环(蒸发、冷凝和密度差）以及气体蓄能驱动流体流动，带走堆芯余热和安全壳的热量，不需要外部能源。
非能动设计理念已有实际应用，技术是成熟的。
非能动设计理念的引入，使核电站的设计发生了根本的变化：● 系统配置简化，安全支持系统减少，安全级设备和抗震厂房大幅减少，安全等级和质保等级降低，应急动力电源和很多动力设备被取消，大宗材料需求明显降低；● 预防和缓解事故和严重事故的操作简化;● 安全性能显著提高；由于设计简化、系统简化、工艺布置简化、施工量减少、工期缩短、运行和维修简化等一系列效应，最终使AP1000在安全性能显著提高的同时，经济上也具有较强的竞争力。
AP1000总体概括及特点1. 总体概况AP1000是西屋公司开发的一种双环路1000 MW的压水堆核电机组，其主要特点有：采用非能动的安全系统，安全相关系统和部件大幅减少、具有竞争力的发电成本、60年的设计寿命、数字化仪空室、容量因子高、易于建造(工厂制造和现场建造同步进行)等，其设计与性能特点满足用户要求文件（URD）的要求。
西屋公司在开发AP1000之前，已完成了AP600的开发工作，并于1998年9月获得美国核管会（NRC）的最终设计批准（FDA），1999年12月则获得NRC的设计许可证，该设计许可证的有效期为15年。
屋公司投入了大量人力，通过大量的实体试验和众多听证与答辩来确保其设计的成熟性。
AP1000基本上保留了AP600核岛底座的尺寸，但也作了适当的设计改进以提升AP1000的先进性和竞争力：增加堆芯长度和燃料组件的数目；加大核蒸汽供应系统主要部件的尺寸；适当增加反应堆压力壳的高度；采用△125的蒸汽发生器；采用大型密封反应堆主泵（装备有变速调节器）；采用大型的稳压器；增加安全壳的高度；增加某些非能动安全系统部件的容量；增加汽轮机岛的尺寸和容量等。
第二章1、反应堆堆芯的组成（哪些组件构成）燃料组件、控制棒组件、中子源组件、可燃毒物组件、阻力塞组件2、简述燃料组件的组成（17*17， 24+1，格架（底部、顶部、中间、搅混）及格架的材料）17X17方阵构成燃料组件、包括264 根燃料棒、24 根控制棒导向管、1根中央测量管、14 层结构格架（10+4）：包括顶部格架、底部格架、8层中间格架和四层中间搅混格架及一层保护格架进行支撑。
中间搅混格架放置在高热流密度区域，以利于混流。
保护格架又叫P-格架，主要起到阻止异物进入的作用。
结构格架与导向管相连。
底部结构格架和保护格架通常由防腐性、高强度的Ni-Cr-Fe合金制成。
顶部格架由Ni-Cr-Fe合金或ZIRLO制成。
其余结构格架和中间搅混格架由 ZIRLO制成。
注：选用ZIRLO材料是考虑到其固有的低中子俘获截面。
3、控制棒组件分类（调节棒组（机械补偿控制棒组、轴向偏移控制棒组）、停堆棒组；黑棒组和灰棒组（12+12））控制棒束可以分成调节棒和停堆棒。
调节棒组用于当反应堆运行条件改变，即功率和温度改变时，补偿运行过程中的反应性变化。
停堆棒组用于反应堆停堆。
黑棒的价值基本保持不变(特别是对热中子的吸收)。
调节棒分为轴向偏移控制棒和补偿棒。
轴向偏移控制棒，只有一组，由9束控制棒组件组成，用于轴向功率分布控制。
补偿棒共有六组，用于补偿由于温度、功率、和瞬时氙毒变化所引起的反应性变化。
停堆棒共有四组，每组有8束控制棒组件，用于快速停堆。
4、灰棒功能（p38, 调功率，替代改变硼浓度的负荷调节方法）①灰棒吸收中子的能力低于黑控制棒，用于在30%额定功率以上的负荷跟踪。
灰棒由驱动机构传动，进出堆芯来改变功率，以适应电网负荷变化。
②代替过去用改变冷却水的硼浓度来跟踪负荷的方法。
改变硼浓度会产生废水，采用灰棒可减少废水量。
第三章1、AP1000反应堆冷却剂系统的组成①反应堆压力容器(Reactor Pressure Vessel，RPV)，包括控制棒驱动机构安装接管②反应堆冷却剂泵(Reactor Coolant Pump，RCP)③蒸汽发生器(Steam Generator，SG)④稳压器(Pressurizer，PRZ)包括与其相连接通往一条反应堆冷却剂主管道热管段的波动管线⑤安全阀(Safety Valves) 和自动降压系统(Automatic Depressurization System，ADS)的阀门；⑥反应堆压力容器顶盖(上封头)上的排气管道(Reactor Vessel Head Vent)和排气管道隔离阀(Head Vent Isolation Valves)；⑦上述主要部件之间相互连接的管道及其支承；⑧与通往辅助系统和支持系统之间相互连接的管道及其支承。
AP1000非能动堆芯冷却系统冲洗方案及改进AP1000非能动堆芯冷却系统的冲洗是调试阶段重要过程，文章通过分析该系统的冲洗过程，提出改进意见，对后续机组提高冲洗效率有指导意义。
标签：AP1000非能动堆芯；冷却系统；冲洗方案引言非能动堆芯冷却系统作为三代核电AP1000独有的安全系统，其安装调试没有先例可循，调试前期的冲洗过程对于该系统在后续调试及运行阶段顺利发挥功能具有重要影响。
1 系统简介非能动堆芯冷却系统由一个内置换料水箱、一个内置换料水箱热交换器、两个堆芯补水箱、两个安注箱、两个鼓泡器、五个PH值调节篮、一个阀门实验盘及相关的阀门、管道及仪表组成。
其执行的安全有关功能为：（1）反应堆冷却剂系统应急补给和硼化；（2）安全注射；（3）应急堆芯衰变热排出；（4）事故后安全壳pH值控制；（5）氮气供应管线安全壳隔离。
2 系统冲洗过程非能动堆芯冷却系统的冲洗按照编制的系统冲洗规程分为若干不同冲洗路径进行，主要分为阀门实验盘、安注管线、内置换料水箱相关管线、氮气供气管线、冷凝水收集管线。
2.1 阀门实验盘阀门实验盘作为最先移交调试的设备，首先进行系统冲洗。
水源按程序要求由上游化容系统提供，下游废液系统接收冲洗用水。
冲洗前由于上下游系统无法具备供水及疏水条件，遂制定临时沖洗方案，安装临时措施由核岛内除盐水输送系统直接供应冲洗用水，并通过临时措施向核岛外疏水。
冲洗过程中通过控制除盐水阀门进行流量控制。
依次打开阀门实验盘上各阀门进行冲洗。
2.2 安注管线安注管线主要分为安注箱A/B两列安注管线，堆芯补水箱A/B两列安注管线，内置换料水箱A/B两列安注管线。
尽管以上安注管线均在末端汇合后由两个注入管线接口进入反应堆压力容器，但并不同时进行冲洗，冲洗顺序由建安移交对应箱体设备前后而定。
安注箱A/B两列的冲洗为加压冲洗，由于安注箱顶部标高略低于反应堆压力容器法兰面，故无法通过重力进行冲洗。
使用化容系统补水管线通过阀门实验盘向安注箱注水，由于液位计暂不可用，由临时透明塑料软管监视水位，并将安注箱与核岛内压缩空气系统相连，水位达标后，向安注箱加压。
当来自启动给水系统的余热去除或化容控制系统的补给容量不足或不可用时，PXS提供了与安全相关的安全注射和来自反应堆冷却剂系统（RCS）的余热去除。
PXS 设备位于安全壳内。
非能动堆芯冷却系统草图2)主要功能应急堆芯余热去除应急反应堆补给/硼酸安全壳pH控制安全注射3)设备描述4)堆芯补给罐（CMT）两台CMT是垂直的，圆柱形罐，带半球形顶封头和低封头。
由碳钢制成，内衬不锈钢衬里，位于107英尺地板高度，位于连接到压力容器上的DVI管线上方，位于靠近热端底部同一高度。
5)蓄压器两台蓄压器是球罐，内衬不锈钢衬里。
位于安全壳里面，在CMT下方的地板上。
收集器主要冲有硼酸水和氮气。
每个蓄压罐和DVI管道相连。
正常运行时，用串联的两个截止阀将蓄压器与RCS隔离。
6)安全壳内换料水储存罐IRWST 是大的不锈钢衬里罐，位于反应堆操作平台的下面。
罐作为反应堆内部结构的一部分，和钢制安全壳隔离。
IRWST 底部位于RCS的上面。
IRWST通过两条DVI管线和RCS相连。
IRWST顶部安有通风管。
7)非能动余热去除热交换器PRHR HX由C型管连接在一起的输入封头 、输出封头组成。
PRHRHX 图8)pH 调节篮PXS使用四个调节篮来进行安全壳污水坑的Ph控制，篮子由不锈钢制造带前网。
4.11.2.非能动余热去除PXS 配有 100%容量的非能动余热去除换热器（PRHR HX）。
PRHR HX 的进/出口与RCS 回路的热/冷段分别相连，PRHR HX 在 蒸汽发生器给水合蒸汽系统扰动瞬间保护电厂。
PRHR HX 满足给水丧失、给水管破裂、蒸汽管破裂的安全准则。
IRWST 为 PRHR HX 提供热井。
IRWST 的水量可保证吸收衰变余热一个小时也不致沸腾。
一旦沸腾，蒸汽便通向安全壳，蒸汽在钢制安全壳内冷凝后又回流到IRWST。
PRHRHX 与非能动安全壳冷却系统可长久地去除衰变热而无需运行人员的任何干预。
4.11.3.非能动安全壳冷却系统非能动安全壳冷却系统 PCS 为反应堆提供了最终的热井。
