AP1000核島系統(tǒng)的認識及模擬指導書

1、核動力系統(tǒng)與設備實驗指導書AP1000核島系統(tǒng)的認識及模擬1、目的和要求目的：熟悉第二代核電機型3-loop PWR和第三代核電機型AP1000的核島系統(tǒng)，并利用其仿真軟件PCTRAN-3-loop PWR 、PCTRAN-AP1000進行穩(wěn)態(tài)、瞬態(tài)模擬操作，對核動力系統(tǒng)設備知識進行鞏固和擴展，為今后從事核電相關工作奠定基礎。要求：1、熟悉3-loop PWR、AP1000核島系統(tǒng)的主要設備功能、布局及其英文名稱（縮寫）；2、熟悉PCTRAN3-loop PWR 、PCTRAN-AP1000模擬軟件的操作界面；3、依指導書進行典型工況的運行模擬；4、熟悉并理解3-loop PWR 、PCTRA

2、N-AP1000所給出的模擬參數(shù)；5、自行打印指導書，并在實驗前預習、實驗中攜帶。2、內容2.1 AP1000系統(tǒng)認識1）AP1000核電廠主要設備通過教師課堂講解，了解AP1000核電廠主要系統(tǒng)、設備組成，及其相應的功能：11）反應堆冷卻劑系統(tǒng)（RCS）111）反應堆壓力容器（RPV）壓力容器呈圍筒形, 底封頭呈半球狀, 頂部為由法蘭固定的可拆式半球形封頭。反應堆壓力容器上下長約12.0 m , 堆芯區(qū)內徑為3.988 m。AP1000 的反應堆壓力容器可承受17.1 MPa 的壓力、343 的溫度, 在此條件下的設計壽命為60 年。作為一項安全改進, AP1000 的堆芯頂端的下方不再設有

3、反應堆壓力容器貫穿件, 這就消除了因反應堆壓力容器發(fā)生泄漏導致冷卻劑喪失事故的可能性。112）蒸汽發(fā)生器（SG）采用兩臺典型的直立式帶有一體化汽水分離器的U型管自然循環(huán)蒸汽發(fā)生器（2125型），蒸發(fā)器下封頭直接與兩臺冷卻劑泵的殼體相連。113）穩(wěn)壓器（PZR）采用了基于成熟技術的傳統(tǒng)設計。容積為5915 m3 , 這種大容積穩(wěn)壓器增加了瞬態(tài)運行余量, 減少反應堆非計劃停堆次數(shù), 使核電廠能夠更加可靠地運行; 同時該設計還消除了對快動作電動卸壓閥的需要, 這些閥門是反應堆冷卻劑系統(tǒng)發(fā)生泄漏和需要維修工作的可能來源。114）反應堆冷卻劑泵（RCP）全屏蔽式泵使反應堆冷卻劑完成堆芯、環(huán)路管線和蒸汽發(fā)

4、生器之間的循環(huán)。每臺蒸汽發(fā)生器均有兩臺泵直接連接到蒸汽發(fā)生器的下封頭上。反應堆冷卻劑泵沒有密封, 從而消除了因密封失效導致失水事故的可能性, 從而大大提高了安全性, 也減少了泵的維修工作量。這些泵使用一種飛輪來提高泵的轉動慣量, 使得流量下降速率更慢, 延長了惰走時間。115）主冷卻劑管線設有兩條完全相同的主冷卻劑環(huán)路, 每條環(huán)路均使用一條內徑為790 mm的熱段管道, 將反應堆冷卻劑輸送到一臺蒸汽發(fā)生器; 兩臺主泵的吸水管口均直接焊接到每臺蒸汽發(fā)生器下封頭底部的出口管嘴上; 而每條環(huán)路(一條環(huán)路對應一臺泵) 內的兩條內徑分別為560 mm 的冷段管道又將反應堆冷卻劑送回到反應堆壓力容器, 從

5、而完成了整個循環(huán)。圖1AP1000反應堆冷卻劑系統(tǒng)示意圖12）非能動堆芯冷卻系統(tǒng)（PCCS/ PXS）圖2 所示的非能動堆芯冷卻系統(tǒng)可在發(fā)生反應堆冷卻劑系統(tǒng)泄漏及在各個位置出現(xiàn)大小不同的裂紋的情況下為堆芯提供保護。進行堆芯余熱排出、安全注射和減壓等作業(yè)。其重要安全優(yōu)勢在于，就設計基準事故而言，在72 小時內無需操縱員采取行動或無需交流電源的情況下，可實現(xiàn)對事故后果的緩解。即使在以設計基準安全殼泄漏速度喪失冷卻劑的情況下，安全殼內用于堆芯再循環(huán)冷卻和加硼的堆芯冷卻劑存量足夠持續(xù)使用至少30 天。圖2AP1000非能動堆芯冷卻系統(tǒng)示意圖121）非能動余熱排出（PRHR）包含一臺非能動余熱排出換熱器

6、（PRHR HX）。該換熱器通過輸入和輸出管道連接到反應堆冷卻劑系統(tǒng)一環(huán)路上。非能動余熱排出是通過打開兩個平行的應急開啟式氣動閥門（AOV）中的一個以打開流路來完成的。一旦打開這兩個閥門中的任何一個，自然循環(huán)（即由溫差產生的水密度差異）將為水流提供原動力。安全殼內換料貯水箱（IRWST）可為非能動余熱排出換熱器提供熱阱。該換料貯水箱中的水在沸騰之前可以吸收超過1 個小時的衰變熱。一旦開始沸騰，蒸汽將在鋼制安全殼上凝結，經收集后可借助重力流回換料貯水箱。非能動余熱排出換熱器和非能動安全殼冷卻系統(tǒng)可在無需操縱員采取行動的情況下，提供無限的衰變熱排出能力。122）非能動安全注入系統(tǒng)（PSIS）非能動

7、堆芯冷卻系統(tǒng)用于反應堆冷卻劑配制和加硼的水源有3 個：堆芯補水箱（CMT）、安全注射箱（ACC）和安全殼內換料貯水箱（IRWST）。這些含硼水源被直接連接到反應堆容器上的2 個噴管上，從而使在發(fā)生較大破裂事故時，注射流不會溢出來。首要注射源是堆芯補水箱，通過開啟注射閥啟動注射。每個堆芯配料槽有兩個平行的應急開啟式氣動閥門，可以打開流路。一旦這兩個閥門中的任何一個打開，自然循環(huán)（即由溫差產生的水密度差異）將為水流提供原動力。當堆芯冷卻劑系統(tǒng)的壓力低于安全注射箱內壓縮氮氣的壓力時，安全注射箱將進行注射，其水流經由止回閥，無需啟動。在由自動減壓子系統(tǒng)（ADS）對堆芯冷卻劑系統(tǒng)進行減壓之后，長期水注射

8、由位于安全殼內堆芯冷卻劑系統(tǒng)環(huán)路正上方的安全殼內換料貯水箱的重力排水提供的。1-3級ADS管線閥門打開后，穩(wěn)壓器向安全殼內換料貯水箱內排水。第4級ADS管線在閥門打開后直接向蒸汽發(fā)生器隔間里排放。123）非能動安全殼冷卻系統(tǒng)（PCS）為機組提供了最終熱阱（見圖3）。鋼制安全殼可作為排除安全殼內部熱量并將其傳遞給大氣層的傳熱面，連續(xù)的自然空氣循環(huán)可將熱量從安全殼上排出。在發(fā)生事故期間，除空氣冷卻外，還可利用蒸發(fā)水來排出熱量，還可借助重力從布置在安全殼頂部、與屏蔽構筑物結構為一體的非能動安全殼冷卻水儲存箱（PCCWST）中排水。圖3 非能動堆芯冷卻系統(tǒng)13）反應堆輔助系統(tǒng)131）正常余熱排出系統(tǒng)

9、(RNS)正常余熱排出系統(tǒng)由2 列機械設備組成, 每1列擁有1 臺泵和1 臺熱交換器。2 列設備公用1 根來自反應堆冷卻劑系統(tǒng)的取水管和一公共的排水聯(lián)箱。正常余熱排出系統(tǒng)包含了系統(tǒng)運行所必需的管道、閥門和儀表。系統(tǒng)的重要功能為停堆熱排除、停堆凈化、安全殼內換料水貯存箱( IRWST) 冷卻、低溫超壓保護、長期的事故后安全殼水裝置補給流量路徑、在非能動堆芯冷卻系統(tǒng)成功緩解事故以后, 從堆芯和反應堆冷卻劑系統(tǒng)導出熱、提供乏燃料池的備用冷卻。132）化學和容積控制系統(tǒng) (CVCS)由再生和下泄熱交換器（HX)、除鹽器和過濾器、罐、補水泵和相關的閥門、管道和儀表組成?；菘刂葡到y(tǒng)的主要功能包括反應堆冷

10、卻劑的凈化、水裝量控制和補充、化學調節(jié)和控制、氧控制、進行反應堆冷卻劑系統(tǒng)的充水和壓力試驗、為輔助設備提供硼化水補給、穩(wěn)壓器輔助噴淋。14）蒸汽及動力轉換系統(tǒng)141）核蒸汽供應系統(tǒng) (NSSS)其作用包括：將蒸汽發(fā)生器中的蒸汽傳送到汽輪機（Turbine）和輔助蒸汽系統(tǒng)；為蒸發(fā)器提供超壓保護；提供余熱排出途徑。每臺蒸發(fā)器對應的組成設備有：每根蒸汽管道上的一臺主蒸汽隔離閥（MSIV）和一臺旁通閥；六臺主蒸汽安全閥（MSSV），一臺大氣氣動釋放閥(ARV)及其電動隔離閥，上述設備間的蒸汽管道及蒸發(fā)器蒸汽出口管內的限流器。342）凝結水與給水系統(tǒng) (CDS & FWS)其功能包括：將凝汽器出

11、口水預熱后，以合適的溫度、壓力和流量送到蒸汽發(fā)生器；收集和分配加熱器的排水；凈化二次水，維持二次水化學控制。組成設備有：每根主給水管道上各有一個主給水隔離閥（MFIV）和一個主給水控制閥（MFCV）、3臺主給水泵、1個凝結水箱（CST）、4臺輔助給水泵。注意；此階段為后面模擬運行操作的知識基礎，請認真識記和思考。2）PCTRAN界面查詢附錄，利用PCTRAN界面熟悉AP1000核島系統(tǒng)主要設備的圖示及英文名稱（縮寫），在指導書末頁圖示的空白處注明各系統(tǒng)/設備參數(shù)英文名稱對應的中文譯名注：軟件界面中的非通用縮寫：avg (=average)：平均chg (=charge)：上充lvl (=lev

12、el)：水平、液位stpt (=set point)：設定值（點）stm (=steam)：蒸汽stg (=stage)：級TT (turbine trip)：汽輪機跳閘temp (=temperature)：溫度Vol (=Volume)：體積、容量右面板：A (=Active)：正常運行M (=Malfunction)：故障蒸發(fā)器：NR (=narrow range)：窄量程WR (=wide range)：寬量程穩(wěn)壓器：P (=proportional heaters)：可調功率（正比）加熱器B (=backup heaters)：備用加熱器2.2 AP1000核電廠穩(wěn)態(tài)模擬1）PCTR

13、AN基本操作在教師指導下，練習：1.1） 逐項了解菜單及界面內容（現(xiàn)場講解）1.2） 運行結果的查看與保存（現(xiàn)場講解）1.3） 初始及故障參數(shù)設定（現(xiàn)場講解）1.4） 任意工況模擬運行任意設定初始或故障參數(shù)，運行（不超過300Time Steps），結束后點選任意兩個參數(shù)繪圖并導出為BMP文件，導出Transient Reports文件（ *.dat格式，可用記事本打開），以“自己的學號_序號”命名（如05021101_1.bmp和05021101_1.dat），經由教師審核后任務完成。2）穩(wěn)態(tài)模擬點開菜單欄“Restart/Initial Conditions”，尋找符合對應以下描述的工況，

14、給出所求參數(shù)：（對于含英制單位的，在括號中給出SI單位制的結果）表1 穩(wěn)態(tài)模擬結果堆芯熱功率堆芯平均溫度單一環(huán)路冷卻劑流量單一環(huán)路蒸汽流量蒸汽發(fā)生器壓力穩(wěn)壓器水位循環(huán)末75%功率運行2550.0 MW564.5 ºF(295.8 ºC)15544.5 lb/s(7057.2 kg/s)1613.6 lb/s(732.6 kg/s)852.2 psia(5.872 MPa)52.7 %循環(huán)初100%功率運行3400.0 MW573.5 ºF(300.8 ºC)15544.5 lb/s(7057.2 kg/s)2146.2 lb/s(974.4 kg/s)7

15、88.5 psia(5.433 MPa)65.0 %停堆2500秒后48.2 MW556.3 ºF(291.3 ºC)15664.7 lb/s(7111.8 kg/s)41.6 lb/s(18.9 kg/s)1045.4 psia(7.203 MPa)49.3 %給水喪失后1500秒34.1 MW601.2 ºF(316.2 ºC)732.1 lb/s(332.4 kg/s)0 lb/s(0 kg/s)14.7 psia(0.101 MPa)89.1 %輔助給水系統(tǒng)測試89.6 MW541.6 ºF(283.1 ºC)A: 20272

16、.8 lb/s (9203.9 kg/s)B: 20088.8 lb/s(9120.3 kg/s)0 lb/s(0 kg/s)894.3 psia(6.162 MPa)54.5 %蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂2500秒后(A & B)52.6 MW564.5 ºF(295.8 ºC)A: 614.2 lb/s(278.8 kg/s)B: 615.4 lb/s(279.4 kg/s)0 lb/s(0 kg/s)A:1152.9 psia(7.943 MPa)B:1152.8 psia(7.943 MPa)18.4 %3）瞬態(tài)模擬以下曲線圖來自AP1000安全分析報告，試用軟件

17、模擬相應參數(shù)曲線并導出Transient Reports（注意：實驗結束后將所有導出文件打包，以“自己的學號_姓名”命名，經由教師審核、網絡上傳后任務完成）。3.1）穩(wěn)壓器安全閥（之一）意外打開：圖4 核功率-安全分析報告圖5 核功率-PCTRAN模擬設定步驟：（從菜單選擇，設為）運行結果：（Transient Reports）Reset to BT #1Reset to IC #1 100% POWER MOC000020.0 sec, PZR Safety Relief Valve #1 Position Change: 100%000021.0 sec, PZR Backup Heate

18、r Capacity Change: 100%0024.0 sec, Scram Lo RX Press1900.0 psia0024.5 sec, Reactor Scram000024.5 sec, TCV Valve #0 Position Change: 0%000024.5 sec, Turbine trip 000026.5 sec, CMT start low RX Press 1700.0 psia0026.5 sec, RCP Trip on low NPSH5.0 F000026.5 sec, RCP-A1 trip000026.5 sec, RCP-A2 trip0000

19、26.5 sec, RCP-B1 trip000026.5 sec, RCP-B2 trip000026.5 sec, RCP #1 Capacity Change: 0%000026.5 sec, RCP #2 Capacity Change: 0%000026.5 sec, RCP #3 Capacity Change: 0%000026.5 sec, RCP #4 Capacity Change: 0%000029.0 sec, BkUp Htr start sec000029.0 sec, CXS Valve #4 Position Change: 100%000029.0 sec,

20、FWIV #3 Position Change: 100%000029.0 sec, FWIV #4 Position Change: 100%000029.5 sec, CXS Valve #1 Position Change: 100%簡要分析：（因為所以發(fā)生了變化）3、報告內容1、實驗名稱、學號、姓名、組號、時間、地點；（5分）2、實驗的目的、要求；（10分）3、實驗內容（提綱即可）（20分）4、實驗結果：1）穩(wěn)態(tài)模擬的表1（36分）；2）瞬態(tài)模擬的設定步驟（10分）、簡要分析（10分）（Transient Reports和導出的曲線圖只要上傳到網絡教學平臺的作業(yè)提交中即可，不必打印在此

21、，少一項扣30分）；3）指導書最后一頁打印出來，在英文參數(shù)旁邊標注中文（錯一個扣5分）；5、心得、體會以及建議等（5分）；均要求手工書寫，字跡要工整、清晰。（4分）上交資料：實驗報告每人一份。4、實驗紀律1、不遲到、不早退（任務完成，經教師允許除外）；2、認真聽講，按指導書和教師的要求操作，不得隨意在實驗室電腦上安裝、卸載軟件，不得玩游戲；3、不得自帶U盤，以防病毒感染。實驗結束，經教師驗收后，數(shù)據(jù)資料經網絡上傳，回舍下載。5、成績的評定依據(jù)1、考勤表現(xiàn)(30%)；2、實驗報告(70%)：完整性（30%）+準確性（20%）+獨立性（10%）+及時性（10%）。 教材及參考書：核反應堆物理分析、

22、核動力設備、非能動安全先進核電廠AP1000附錄AAP1000技術術語縮寫表英語簡稱英文全稱中文名稱acAlternating Current交流電ACCAccumulator安注箱/蓄壓箱ADSAutomatic Depressurization System自動降壓系統(tǒng)ARVAtmospheric Relief Valve大氣氣動釋放閥ATWSAnticipated Transient Without Scram未能緊急停堆的預期瞬態(tài)BOCBeginning of Cycle循環(huán)初CASCompressed Air System壓縮空氣系統(tǒng)CCSComponent Cooling Wate

23、r System設備冷卻水系統(tǒng)CDSCondensate System凝結水系統(tǒng)CSTCondensate Storage Tank凝結水儲存箱CHFCritical Heat Flux臨界熱流密度CIVContainment Isolation Valve安全殼隔離閥CLCold Leg（主管道）冷段CMTCore Makeup Tank堆芯補水箱CNSContainment System安全殼系統(tǒng)CRDMControl Rod Drive Mechanism控制棒驅動機構CVCSChemical and Volume Control System化學容積控制系統(tǒng)dcDirect Curre

24、nt直流DNBDeparture from Nucleate Boiling偏離泡核沸騰DNBRDeparture from Nucleate Boiling Ratio偏離泡核沸騰比DVIDirect Vessel Injection安全殼直接注入EOCEnd of Cycle循環(huán)末ESFEngineered Safety Features專設安全設置ESFASEngineered Safety Features Actuation System專設安全設置驅動系統(tǒng)FWSFeed Water System給水系統(tǒng)HLHot Leg（主管道）熱段HVACHeating, Ventilation

25、 and Air Conditioning供暖、通風和空調系統(tǒng)HXHeat Exchanger熱交換器IHPIntegrated Head Package一體化堆頂結構IISIn-core Instrumentation System堆內儀表系統(tǒng)IRWSTIn Containment Refueling Water Storage Tank安全殼內置換料水貯存箱LOCALoss of Coolant Accident失水事故LOOPLoss of Offsite Power失去廠外電源LPSLow Power and Shutdown低功率和停堆狀態(tài)MCRMain Control Room主控

26、室MFCVMain Feedwater Control Valve主給水控制閥MFIVMain Feedwater Isolation Valve主給水隔離閥MOCMiddle of Cycle循環(huán)中MSIVMain Steam Isolation Valve主蒸汽隔離閥MSLBMain Steam Line Break主蒸汽管破裂NINuclear Island核島NSSSNuclear Steam Supply System核蒸汽供應系統(tǒng)OREOccupational Radiation Exposure職業(yè)照射PCCWSTPassive Containment Cooling Water

27、 Storage Tank非能動安全殼冷卻水儲存箱PCSPassive Containment Cooling System非能動安全殼冷卻系統(tǒng)PRHRPassive Residual Heat Removal非能動余熱排出PSISPassive Safety Injection System非能動安全注入PXSPassive Core Cooling System非能動堆芯冷卻系統(tǒng)PZRPressurizer穩(wěn)壓器RCSReactor Coolant System反應堆冷卻劑系統(tǒng)RCPReactor Coolant Pump反應堆冷卻劑泵RPSReactor Protection Syste

28、m反應堆保護系統(tǒng)RCDTReactor Coolant Drain Tank反應堆冷卻劑疏水箱RNSNormal Residual Heat Removal System正常余熱排出系統(tǒng)RV /RPVReactor Vessel /Reactor Pressure Vessel反應堆壓力容器SFPSpent Fuel Pool乏燃料水池SGSteam Generator蒸汽發(fā)生器SUFCVStartup Feedwater Control Valve啟動給水控制閥SUFIVStartup Feedwater Isolation Valve啟動給水隔離閥SWSService Water System廠用水系統(tǒng)UPSUninterruptible Power Supply不間斷電源WGSGaseous Radwastes System放射性廢氣處理系統(tǒng)WLSLiquid Radwastes System放射性廢液處理系統(tǒng)WSSSolid Radwastes System固體放射性廢物處理系統(tǒng)ZOSOnsite Standby Power System廠內備用電源系統(tǒng)附錄DAP1000熱工水力參數(shù)表設計參數(shù)AP1000堆芯熱功率輸出/ MWt3 400燃料釋熱份額/ %97.4系統(tǒng)壓力，標稱值/ psia(MPa)2 2