AP1000核岛系统的认识及模拟指导书 - 图文

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。

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1．1．4）反应堆冷却剂泵（RCP）

全屏蔽式泵使反应堆冷却剂完成堆芯、环路管线和蒸汽发生器之间的循环。每台蒸汽发生器均有两台泵直接连接到蒸汽发生器的下封头上。反应堆冷却剂泵没有密封, 从而消除了因密封失效导致失水事故的可能性, 从而大大提高了安全性, 也减少了泵的维修工作量。这些泵使用一种飞轮来提高泵的转动惯量, 使得流量下降速率更慢, 延长了惰走时间。

1．1．5）主冷却剂管线

设有两条完全相同的主冷却剂环路, 每条环路均使用一条内径为790 mm的热段管道, 将反应堆冷却剂输送到一台蒸汽发生器; 两台主泵的吸水管口均直接焊接到每台蒸汽发生器下封头底部的出口管嘴上; 而每条环路(一条环路对应一台泵) 内的两条内径分别为560 mm 的冷段管道又将反应堆冷却剂送回到反应堆压力容器, 从而完成了整个循环。

图1 AP1000反应堆冷却剂系统示意图

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1．2）非能动堆芯冷却系统（PCCS/ PXS）

图2 所示的非能动堆芯冷却系统可在发生反应堆冷却剂系统泄漏及在各个位置出现大小不同的裂纹的情况下为堆芯提供保护。进行堆芯余热排出、安全注射和减压等作业。其重要安全优势在于，就设计基准事故而言，在72 小时内无需操纵员采取行动或无需交流电源的情况下，可实现对事故后果的缓解。即使在以设计基准安全壳泄漏速度丧失冷却剂的情况下，安全壳内用于堆芯再循环冷却和加硼的堆芯冷却剂存量足够持续使用至少30 天。

图2 AP1000非能动堆芯冷却系统示意图

1．2．1）非能动余热排出（PRHR）

包含一台非能动余热排出换热器（PRHR HX）。该换热器通过输入和输出管道连接到反应堆冷却剂系统一环路上。非能动余热排出是通过打开两个平行的应急开启式气动阀门（AOV）中的一个以打开流路来完成的。一旦打开这两个阀门中的任何一个，自然循环（即由温差产生的水密度差异）将为水流提供原动力。

安全壳内换料贮水箱（IRWST）可为非能动余热排出换热器提供热阱。该换料贮水箱中的水在沸腾之前可以吸收超过1 个小时的衰变热。一旦开始沸腾，蒸汽将在钢制安全壳上凝结，经收集后可借助重力流回换料贮水箱。非能动余热排出换热器和非能动安全壳冷却系统可在无需操纵员采取行动的情况下，提供无限的衰变热排出能力。

1．2．2）非能动安全注入系统（PSIS）

非能动堆芯冷却系统用于反应堆冷却剂配制和加硼的水源有3 个：堆芯补水箱（CMT）、安全注射箱

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（ACC）和安全壳内换料贮水箱（IRWST）。这些含硼水源被直接连接到反应堆容器上的2 个喷管上，从而使在发生较大破裂事故时，注射流不会溢出来。

首要注射源是堆芯补水箱，通过开启注射阀启动注射。每个堆芯配料槽有两个平行的应急开启式气动阀门，可以打开流路。一旦这两个阀门中的任何一个打开，自然循环（即由温差产生的水密度差异）将为水流提供原动力。

当堆芯冷却剂系统的压力低于安全注射箱内压缩氮气的压力时，安全注射箱将进行注射，其水流经由止回阀，无需启动。

在由自动减压子系统（ADS）对堆芯冷却剂系统进行减压之后，长期水注射由位于安全壳内堆芯冷却剂系统环路正上方的安全壳内换料贮水箱的重力排水提供的。1-3级ADS管线阀门打开后，稳压器向安全壳内换料贮水箱内排水。第4级ADS管线在阀门打开后直接向蒸汽发生器隔间里排放。

1．2．3）非能动安全壳冷却系统（PCS）

为机组提供了最终热阱（见图3）。钢制安全壳可作为排除安全壳内部热量并将其传递给大气层的传热面，连续的自然空气循环可将热量从安全壳上排出。在发生事故期间，除空气冷却外，还可利用蒸发水来排出热量，还可借助重力从布置在安全壳顶部、与屏蔽构筑物结构为一体的非能动安全壳冷却水储存箱（PCCWST）中排水。

图3 非能动堆芯冷却系统

1．3）反应堆辅助系统

1．3．1）正常余热排出系统 (RNS)

正常余热排出系统由2 列机械设备组成, 每1列拥有1 台泵和1 台热交换器。2 列设备公用1 根来自反应堆冷却剂系统的取水管和一公共的排水联箱。正常余热排出系统包含了系统运行所必需的管道、阀门和仪表。系统的重要功能为停堆热排除、停堆净化、安全壳内换料水贮存箱( IRWST) 冷却、低温超压保护、

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长期的事故后安全壳水装置补给流量路径、在非能动堆芯冷却系统成功缓解事故以后, 从堆芯和反应堆冷却剂系统导出热、提供乏燃料池的备用冷却。

1．3．2）化学和容积控制系统 (CVCS)

由再生和下泄热交换器（HX)、除盐器和过滤器、罐、补水泵和相关的阀门、管道和仪表组成。化容控制系统的主要功能包括反应堆冷却剂的净化、水装量控制和补充、化学调节和控制、氧控制、进行反应堆冷却剂系统的充水和压力试验、为辅助设备提供硼化水补给、稳压器辅助喷淋。

1．4）蒸汽及动力转换系统 1．4．1）核蒸汽供应系统 (NSSS)

其作用包括：将蒸汽发生器中的蒸汽传送到汽轮机（Turbine）和辅助蒸汽系统；为蒸发器提供超压保护；提供余热排出途径。每台蒸发器对应的组成设备有：每根蒸汽管道上的一台主蒸汽隔离阀（MSIV）和一台旁通阀；六台主蒸汽安全阀（MSSV），一台大气气动释放阀(ARV)及其电动隔离阀，上述设备间的蒸汽管道及蒸发器蒸汽出口管内的限流器。

3．4．2）凝结水与给水系统 (CDS & FWS)

其功能包括：将凝汽器出口水预热后，以合适的温度、压力和流量送到蒸汽发生器；收集和分配加热器的排水；净化二次水，维持二次水化学控制。组成设备有：每根主给水管道上各有一个主给水隔离阀（MFIV）和一个主给水控制阀（MFCV）、3台主给水泵、1个凝结水箱（CST）、4台辅助给水泵。

注意；此阶段为后面模拟运行操作的知识基础，请认真识记和思考。

2）PCTRAN界面

查询附录，利用PCTRAN界面熟悉AP1000核岛系统主要设备的图示及英文名称（缩写），在指导书末页图示的空白处注明各系统/设备参数英文名称对应的中文译名

[注：软件界面中的非通用缩写： avg (=average)：平均

chg (=charge)：上充

lvl (=level)：水平、液位

stg (=stage)：级

Vol (=Volume)：体积、容量 M (=Malfunction)：故障 WR (=wide range)：宽量程 B (=backup heaters)：备用加热器]

stpt (=set point)：设定值（点） stm (=steam)：蒸汽 TT (turbine trip)：汽轮机跳闸

temp (=temperature)：温度

右面板：A (=Active)：正常运行

蒸发器：NR (=narrow range)：窄量程

稳压器：P (=proportional heaters)：可调功率（正比）加热器

2.2 AP1000核电厂稳态模拟

1）PCTRAN基本操作

在教师指导下，练习： 1.1） 逐项了解菜单及界面内容 （现场讲解）

1.2） 运行结果的查看与保存 （现场讲解）

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1.3） 初始及故障参数设定 （现场讲解）

1.4） 任意工况模拟运行

任意设定初始或故障参数，运行（不超过300Time Steps），结束后点选任意两个参数绘图并导出为

BMP文件，导出Transient Reports文件（ ‘*.dat’格式，可用记事本打开），以“自己的学号_序号”命名（如05021101_1.bmp和05021101_1.dat），经由教师审核后任务完成。

2）稳态模拟

点开菜单栏“Restart/Initial Conditions”，寻找符合对应以下描述的工况，给出所求参数：（对于含英制单位的，在括号中给出SI单位制的结果）

表1 稳态模拟结果

堆芯热功率 堆芯平均温度 循环末75%50.0 MW 功率运行 循环初100400.0 MW 功率运行 停堆2500秒后 给水丧失后34.1 MW 1500秒 辅助给水系89.6 MW 统测试 48.2 MW 564.5 oF (295.8 oC) 573.5 oF (300.8 oC) 556.3 oF (291.3 oC) 601.2 oF (316.2 oC) 541.6 oF (283.1 oC) 单一环路冷却剂流量 15544.5 lb/s (7057.2 kg/s) 15544.5 lb/s (7057.2 kg/s) 15664.7 lb/s (7111.8 kg/s) 732.1 lb/s (332.4 kg/s) 单一环路蒸汽流量 1613.6 lb/s (732.6 kg/s) 2146.2 lb/s (974.4 kg/s) 41.6 lb/s (18.9 kg/s) 0 lb/s (0 kg/s) 蒸汽发生器压力 852.2 psia (5.872 MPa) 788.5 psia (5.433 MPa) 1045.4 psia (7.203 MPa) 14.7 psia (0.101 MPa) 894.3 psia (6.162 MPa) 54.5 % 89.1 % 49.3 % 65.0 % 52.7 % 稳压器水位 A: 20272.8 lb/s 0 lb/s (9203.9 kg/s) B: 20088.8 lb/s (9120.3 kg/s) (0 kg/s) 蒸汽发生器52.6 MW 传热管破裂2500秒后 (A & B)

564.5 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 18.4 % (7.943 MPa) B:1152.8 psia (7.943 MPa) - 6 -

3）瞬态模拟

以下曲线图来自AP1000安全分析报告，试用软件模拟相应参数曲线并导出Transient Reports（注意：实验结束后将所有导出文件打包，以“自己的学号_姓名”命名，经由教师审核、网络上传后任务完成）。

3.1）稳压器安全阀（之一）意外打开：

图4 核功率-安全分析报告

图5 核功率-PCTRAN模拟

设定步骤：

（从菜单??选择??，设??为??）

运行结果：（Transient Reports）

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Reset to BT #1

Reset to IC #1 100% POWER MOC

000020.0 sec, PZR Safety Relief Valve #1 Position Change: 100% 000021.0 sec, PZR Backup Heater Capacity Change: 100% 0024.0 sec, Scram Lo RX Press1900.0 psia 0024.5 sec, Reactor Scram

000024.5 sec, TCV Valve #0 Position Change: 0% 000024.5 sec, Turbine trip

000026.5 sec, CMT start low RX Press 1700.0 psia 0026.5 sec, RCP Trip on low NPSH5.0 F 000026.5 sec, RCP-A1 trip 000026.5 sec, RCP-A2 trip 000026.5 sec, RCP-B1 trip 000026.5 sec, RCP-B2 trip

000026.5 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 sec

000029.0 sec, CXS Valve #4 Position Change: 100% 000029.0 sec, FWIV #3 Position Change: 100% 000029.0 sec, FWIV #4 Position Change: 100% 000029.5 sec, CXS Valve #1 Position Change: 100% 简要分析：

（因为??所以??发生了??变化）

3、报告内容

1、实验名称、学号、姓名、组号、时间、地点；（5分） 2、实验的目的、要求；（10分） 3、实验内容（提纲即可）（20分）

4、实验结果：1）稳态模拟的表1（36分）；2）瞬态模拟的设定步骤（10分）、简要分析（10分）（Transient Reports和导出的曲线图只要上传到网络教学平台的作业提交中即可，不必打印在此，少一项扣30分）；3）指导书最后一页打印出来，在英文参数旁边标注中文（错一个扣5分）；

5、心得、体会以及建议等（5分）；

均要求手工书写，字迹要工整、清晰。（4分）

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上交资料：实验报告每人一份。

4、实验纪律

1、不迟到、不早退（任务完成，经教师允许除外）；

2、认真听讲，按指导书和教师的要求操作，不得随意在实验室电脑上安装、卸载软件，不得玩游戏； 3、不得自带U盘，以防病毒感染。实验结束，经教师验收后，数据资料经网络上传，回舍下载。

5、成绩的评定依据

1、考勤表现(30%)；

2、实验报告(70%)：完整性（30%）+准确性（20%）+独立性（10%）+及时性（10%）。

※ 教材及参考书：

《核反应堆物理分析》、《核动力设备》、《非能动安全先进核电厂AP1000》

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附录A AP1000技术术语缩写表

英语简称 ac ACC ADS ARV ATWS BOC CAS CCS CDS CST CHF CIV CL CMT CNS CRDM CVCS dc DNB DNBR DVI EOC ESF ESFAS FWS HL HVAC HX IHP IIS IRWST LOCA LOOP LPS MCR MFCV MFIV

英文全称

Alternating Current Accumulator

Automatic Depressurization System Atmospheric Relief Valve

Anticipated Transient Without Scram

中文名称

交流电

安注箱/蓄压箱 自动降压系统 大气气动释放阀

未能紧急停堆的预期瞬态

Beginning of Cycle 循环初 Compressed Air System 压缩空气系统 Component Cooling Water System 设备冷却水系统 Condensate System 凝结水系统 Condensate Storage Tank 凝结水储存箱 Critical Heat Flux 临界热流密度 Containment Isolation Valve 安全壳隔离阀 Cold Leg （主管道）冷段 Core Makeup Tank 堆芯补水箱 Containment System 安全壳系统 Control Rod Drive Mechanism 控制棒驱动机构 Chemical and Volume Control System 化学容积控制系统 Direct Current 直流 Departure from Nucleate Boiling 偏离泡核沸腾 Departure from Nucleate Boiling Ratio 偏离泡核沸腾比 Direct Vessel Injection 安全壳直接注入 End of Cycle 循环末 Engineered Safety Features 专设安全设置 Engineered Safety Features Actuation 专设安全设置驱动系System 统

Feed Water System 给水系统 Hot Leg （主管道）热段 Heating, Ventilation and Air Conditioning 供暖、通风和空调系统 Heat Exchanger 热交换器 Integrated Head Package 一体化堆顶结构 In-core Instrumentation System 堆内仪表系统 In Containment Refueling Water Storage 安全壳内置换料水贮Tank 存箱

Loss of Coolant Accident 失水事故 Loss of Offsite Power 失去厂外电源 Low Power and Shutdown 低功率和停堆状态 Main Control Room 主控室 Main Feedwater Control Valve 主给水控制阀 Main Feedwater Isolation Valve 主给水隔离阀

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MOC MSIV MSLB NI NSSS ORE PCCWST PCS PRHR PSIS PXS PZR RCS RCP RPS RCDT RNS RV /RPV SFP SG SUFCV SUFIV SWS UPS WGS WLS WSS ZOS

Middle of Cycle 循环中 Main Steam Isolation Valve 主蒸汽隔离阀 Main Steam Line Break 主蒸汽管破裂 Nuclear Island 核岛 Nuclear Steam Supply System 核蒸汽供应系统 Occupational Radiation Exposure 职业照射 Passive Containment Cooling Water 非能动安全壳冷却水Storage Tank 储存箱

Passive Containment Cooling System 非能动安全壳冷却系

统

Passive Residual Heat Removal 非能动余热排出 Passive Safety Injection System 非能动安全注入 Passive Core Cooling System 非能动堆芯冷却系统 Pressurizer 稳压器 Reactor Coolant System 反应堆冷却剂系统 Reactor Coolant Pump 反应堆冷却剂泵 Reactor Protection System 反应堆保护系统 Reactor Coolant Drain Tank 反应堆冷却剂疏水箱 Normal Residual Heat Removal System 正常余热排出系统 Reactor Vessel /Reactor Pressure Vessel 反应堆压力容器 Spent Fuel Pool 乏燃料水池 Steam Generator 蒸汽发生器 Startup Feedwater Control Valve 启动给水控制阀 Startup Feedwater Isolation Valve 启动给水隔离阀 Service Water System 厂用水系统 Uninterruptible Power Supply 不间断电源 Gaseous Radwastes System 放射性废气处理系统 Liquid Radwastes System 放射性废液处理系统 Solid Radwastes System 固体放射性废物处理

系统

Onsite Standby Power System 厂内备用电源系统

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附录D AP1000热工水力参数表

设计参数

堆芯热功率输出/ MWt 燃料释热份额/ %

系统压力，标称值/ psia(MPa) 系统压力，最小值/ psia(MPa) 标称条件下最小DNBR 典型流道

导向管（冷壁）流道 设计瞬态下最小DNBR 典型流道

导向管（冷壁）流道 冷却剂条件

容器最小测量流量/ 106 lbm/h(kg/s) 容器热工设计流量/ 106 lbm/h(kg/s) 热交换有效流量/ 106 lbm/h(kg/s) 热交换有效流道面积/ ft2(m2)

沿燃料棒的平均流速/ ft/s（m/s） 平均质量速度/ 106 lbm/h?ft2(kg/s?m2) 冷却剂温度

压力容器入口标称值/ oF(oC) 压力容器内平均温升/ oF(oC) 堆芯平均温升/ oF(oC) 堆芯平均值/ oF(oC) 压力容器内平均值/ oF(oC) 热量交换

有效热交换表面面积/ ft2(m2) 平均热流密度/ BTU/h?ft2(kJ/s?m2) 正常运行时热流密度最大值/ BTU/h?ft2(kJ/s?m2)

线功率平均值/ kW/ft(kW/cm)

正常运行时线功率峰值/ kW/ft(kW/cm)

超功率（118%）线功率密度峰值/ kW/ft(kW/cm) 功率密度/ kW/l堆芯 比功率/ kW/kg铀 燃料中心温度

防止中心线熔化的峰值/ oF(oC) 压降

沿堆芯/ psi(MPa)

沿压力容器，包括管座/ psi(MPa)

AP1000 3 400 97.4

2 250(15.51) 2 190(15.09)

2.80 2.74

>1.25（堆芯和轴向偏移极限） >1.22

115.55（14 572） 113.5(11 314) 106.8(13 469) 41.8(3.88) 15.8(4.82) 2.40(3 258)

535.0(279.4) 77.2(25.1) 81.4(27.4) 578.1(303.4) 573.6(300.9)

56 700(5 267.4) 199 300(629)

518 200(1 635) 5.72(0.188) 14.9(0.489) <22.45(0.737)

109.7 40.2

4 700(2 593)

39.9±4.0(0.275±0.028) 62.3±6.2(0.430±0.043)

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15

PCTRAN-3loop PWR

PCTRAN-AP1000

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本文来源：https://www.bwwdw.com/article/7kx7.html