AP1000技术手册4.docx
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AP1000技术手册4
数据显示和处理系统（DDS）
•保护和安全监视系统（PMS）
•电站控制系统（PLS）
•主汽轮机控制和诊断系统（TOS）
•堆芯仪表系统（IIS）
•特殊检测系统（SMS）
•不同激励系统（DAS）
除系统OCS和DDS外，这些系统的操作是独立的。
都通过各种方式和控制室联系，产生数据。
操作和控制中心系统（OCS）通过可进入的人员系统接口中的一个或多个，提供设施。
OCS包括主控室，技术支持中心，遥控关闭电站，应急操作设施，就地控制站和相关工作站。
人员系统接口提供了监视和操作电站的资源。
数据显示和处理系统（DDS）有处理数据的功能，数据产生操作员显示，报警，报告等。
数据包括数据日志、储存、计算和诊断，监测等功能。
保护和安全监视系统（PMS）在电站运行中，起到保护电站，关闭电站和将电站维持在安全关闭状况的功能。
电站控制系统（PLS）控制核进程，将核能转变成热能，再将来自核反应堆的热能传递到主蒸汽汽轮机。
PLS也与其他系统接口提供某种电站过程控制。
主汽轮机控制和诊断系统（TOS）提供方式来控制和保护汽轮发电机。
堆芯仪表系统（IIS）提供了在线三维反应堆堆芯流量图，来优化堆芯性能和校准PMS使用的通量探测器。
此外，它还提供PMS和DAS堆芯出口热电偶信号。
特殊检测系统（SMS）是非安全相关的系统，由与仪控接口分系统组成，提供特殊的诊断和长期的检测功能。
SMS包括：
•冲击检测系统（探测反应堆冷却系统的金属碎片）
•堆芯吊篮震动检测系统
•反应堆冷却泵震动检测系统
不同激励系统（DAS）提供了减少PMS与假定公用模式故障相关的风险。
故障包括软件设计错误，硬件错误和测试，维修错误。
1.1.反应堆保护系统及其它系统
仪控装置可探测事故状态及初始设计的固有安全特性。
若出现LOCA和二回路边界破裂的极限事故，要求反应堆跳闸并且一个或多个固有安全特性动作。
这种事件的组合保护或减缓了堆芯或RCS的设备损坏，保证了安全壳的完整性。
保护和安全监控系统（PMS）为电厂停堆及维持电厂在安全停堆状态提供了相关安全的功能。
在主控室或远操停堆工作站操作可操作电站的PMS相关安全元件。
1.2.安全系统
AP1000堆型与典型压水堆的安全系统相比，其非能动安全系统（PSS）要简化得多，PSS的设备很少，也就减少了试验检查维护工作量，无需能动支持的系统PSS设备随时处于可用状态。
AP-1000的非能动安全系统包括：
非能动堆芯冷却系统（PXS）包括非能动余热去除系统和非能动安全注射系统。
非能动安全壳冷却系统（PCCS）
主控室人员适留系统（UES）
非能动余热去除系统安全壳隔离卸压系统安全壳泄漏率试验系统放射物泄漏控制主控室人员应急适留系统（UES安全壳氢气控制系统
1.2.1.应急堆芯冷却系统
1）概述
非能动堆芯冷却系统（PXS）保护电厂，抵御反应堆冷却系统（RCS）泄漏及各种尺寸、位置的破裂。
PXS具有堆芯余热去除、安全注射和卸压的安全功能。
PXS通过安全注射系统的三路非能动水源来维持堆芯冷却。
这些注射物的来源包括：
堆芯补给水箱（CMT）、蓄压箱（ACC）和安全壳内换料水箱（IRWST）。
水被直接注入反应堆压力容器的两个接管，确保不因冷却管破口而将注射流体旁路掉。
IRWST布置在RCS环路的上方，注射水通过重力自流，长时间的工作。
正常时IRWST有止回阀与RCS隔离。
水箱与安全壳空间相通保持着常压，当然在注射之前先要对RCS御压。
AP1000非能动堆芯冷却系统（PXS）是安全相关的、抗震I级系统。
PXS由一台非能动余热去除热交换器（PRHRHX），两台堆芯补给水箱（CMT），两台蓄压箱和一个安全壳内换料水池（IRWST），pH调节化学剂的篮子和相关的管道，阀门和仪表和其他相关设备组成。
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
PRHRHX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。
1.2.2.非能动余热去除
PXS配有100%容量的非能动余热去除换热器（PRHRHX）。
PRHRHX的进/出口与RCS回路的热/冷段分别相连，PRHRHX在蒸汽发生器给水合蒸汽系统扰动瞬间保护电厂。
PRHRHX满足给水丧失、给水管破裂、蒸汽管破裂的安全准则。
IRWST为PRHRHX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。
1.2.3.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。
PCS可在事故发生后对安全壳进行有效的冷却，从而保证安全壳不超压并迅速降压。
钢制安全壳提供了热交换表面，将安全壳内部的热量发散到大气中。
热量被循环不断的自然空气气流带走。
在事故持续期间，安全壳内的空气冷却还可通过水的蒸发来得以强化，水从安全屏蔽厂房顶部的水箱流出。
双层安全壳结构是PCCS赖以工作的根本，安全壳的内层为45毫米厚的钢质安全壳起密封及承压的作用。
外层为钢筋混凝土结构用以抵抗外部侵害。
在内/外层安全壳之间布置有一层空气导流板以帮助建立非能动空气自然循环。
在安全壳的顶部布置有PCCS水箱其中共设三路喷淋阀在仪电系统故障情况时处于安全有利开启位置。
由于事故初期是安全壳内热量积聚最严重的阶段也即最需要对安全壳提供冷却，为此水箱内四组在不同标高布置的立管可非能动地自动调节冷却水的流量，随水箱水位的降低，流量也呈阶跃性减少，水流形成的水幕对钢质安全壳外表面进行的强冷可达72小时之多。
当然如果有必要还可通过厂区固定消防水系统及可移动供水装置对PCCS水箱再充水，在水箱的水用完后便可由自然空气循环在带走安全壳内的衰变余热。
研究表明即使没有冷却水仅依靠自然空气循环就能保证假想的堆芯损坏严重事故工况下安全壳的完整性。
PCCS极大地减少了安全壳完整性评估时的不确定因素。
这是AP-1000严重放射性泄漏的安全性大大优于当今核电站的根本所在。
1）系统描述
非能动冷却系统（PCS）由水储存箱，连同安全壳屏蔽厂房结构，和将水从水储存箱送到安全壳壳体的管道和相关的仪表、管道和阀门构成。
PCS也包括补助水储存箱，再循环泵、再循环水管，以及供热和化学添加的管道。
屏蔽厂房的气流由空气导流板结构提供，其在屏蔽厂房和安全壳之间，围绕着安全壳的上半部分。
气流通路包括空气入口，空气/蒸汽排除口。
PCS利用钢制安全壳作为热传递表面，蒸汽冷凝在钢壳内表面，热通过钢壳传导。
钢壳的外表面被水和空气冷却，利用钢制安全壳作为热交换表面，蒸汽冷凝，将热传导到钢制安全壳上。
接着通过对流、辐射和质量传递热交换机置，热的钢制安全壳的外表面被冷却。
，通过空气的自然循环作为热函和水蒸气的热能量被带走。
嵌入屏蔽厂房结构，安全壳上方的储存水箱的水，通过重力排放将安全壳壳体弄湿.这个操作自动开始来响应高的安全壳压力和温度测量。
PCS利用了钢制安全壳，围绕安全壳的混凝土屏蔽墙和两者之间的空气导流板。
2）PCS的主要元件和结构:
•非能动冷却水储存箱（PCCWST）,它和安全壳上的屏蔽厂房合成一体
•空气导流板，位于钢制安全壳和混凝土屏蔽厂房之间，它规定了屏蔽厂房结构的自然循环冷却气流路径。
•屏蔽厂房结构包括空气入口和排气孔。
•PCS水分配设备，安装在钢制安全壳的外部穹顶上，用来将水流分到安全壳的外表面。
•一套PCS水储存罐排放立管和从PCCWS到水分配系统提供了水流方向的PCS管道和隔离阀。
两个再循环泵和相关管道，阀门和仪表，来循环PCCWST水用于化学添加来控制罐水的化学性和用于结冰保护的加热水。
PCS也包括非能动安全壳冷却补助水储存箱（PCCAWST）
1.2.4.非能动反应堆压力壳防熔穿系统
在发生堆芯熔化的超设计基准事故（BDBA）时，熔融的堆芯在熔穿反应堆容器后与安全壳混凝土底板发生反应生成氢气等不凝性气体，且放射性微粒会飞溅到安全壳内AP-1000专设非能动反应堆压力壳，防熔穿系统（IVR）自动或在操纵员的干预下打开灌注阀后，安全壳内置反应堆换料水箱（IRWST）的冷却水在重力作用下自动流入RCV的外表面与RCV保温装置之间的腔室，水流从腔室底部灌入，在吸收了RCV的热量后从腔室上部流出。
1.2.5.主控室适留系统（VES）
AP1000适留系统的功能为确保电站的人员和设备受保护避免空气辐射和火灾危害，并且保护，并且维持在一个合适的温度范围内。
这些滞留系统包括与安全相关的主控室应急滞留系统（VES），核岛非放射性通风系统（VBS），火灾保护系统，电站照明系统，和放射性监视系统。
1）系统描述
AP1000VES为主控室提供了呼吸气和防止放射性气体进入，VES自动启动和非能动运行，不依靠厂外、厂内电源，操作员，或能动性元件，并且限定了选择区域的温度。
电厂发生事故后主控制适留系统向主控室MCR提供了新鲜凉爽并带有一定压力的空气。
在收到MCR放射性高的信息后，VES自动打开并同时自动隔离了MCR的正常通风途径以建立起MCR正压。
系统触发后，所有功能都是安全的非能动，VES的气源来自一组（约十个）压缩空气贮罐。
VES维持MCR处于微正压，以尽量减少周围环境气体的渗入。
VES由应急储气罐和相关得的管道、阀门、和仪表组成，来分配空气到主控室通风和加压。
2）设备
VES设备
3）应急空气储存罐
总共有32个空气储存罐，设计压力为罐4000psig（27.7MPa）。
4）空气罐安全释放阀
空气储存罐的释放阀位于罐和隔离阀之间的集管上。
一个释放阀为六个罐一组提供过压保护。
5）压力调节阀
两条至主控室的压缩空气供应管线的每一条都有一个压力调节阀，位于罐的下游。
6）流量孔板
通过供气管线分配至主控室的空气的流速由位于压力调节阀下游的孔板限制。
7）主空气分配隔离阀
主空气供应管线包含两个并联的，常闭，遥控隔离阀
1.2.6.安全壳氢气控制系统
假定事故产生以后，堆芯温度会升高，由于锆合金和蒸汽的反应产生了氢气，并释放到安全壳的空气中。
安全壳氢气控制系统（VLS）由三个氢气浓度检测器，2个非能动接触反应混合器，64个位于安全壳容器中的氢气点火器。
这些元件了安全壳中的氢气浓度。
限制和减少了冷却剂失去事故后的整个安全壳氢气浓度。
1.2.7.安全壳隔离
比起常规PWR来AP-1000安全壳隔离有着重大改进改进之一是大量减少安全壳的贯穿件数量。
仅开启式贯穿件就有60%被减去，再也没有事故后减缓功能的贯穿件。
屏蔽密封式反应堆冷却剂主泵无需注入高压密封流体。
而非能动余热去除和非能动注射系统都整体地布置在安全壳内。
1.2.8.长期事故的减缓
比起当今流行的PWR，AP-1000的重大安全进步在于无需运行人员干预，也无需厂内/外AC供电系统便能长期地维护并减缓事故。
而现今的电厂无论是长期还是短期的事故缓解都有赖于运行人员的干预或厂内/外的电源，PSS可以长期保持堆芯冷却和衰变热的去除，不需要运行人员干预，也不需要依靠能动的非安全相关的系统。
1.2.9.严重事故（超设计基准事故）
让熔融堆芯碎片保持在压力壳内通过冷却压力壳的外表面而把堆芯碎片保持在压力壳内（IVR）是AP-1000设计的一项SA缓解标志。
由于RPV完整碎片被保持在RPV内，便可防止堆芯碎片窜到反应堆坑中去。
AP-1000配置适合IVR的保温层和有利于RPV保持外表面湿润的表面处理。
AP-1000安全壳的地坑设计特性可保证在发生LOCA时，冷却剂能直接流进反应堆坑而将下封头淹没。
此外还可通过运行人员的干预把IRWST的冷却液引入到反应堆坑。
第二部分AP1000的设计特点
1.模块化建造
1.1.模块化建造图示
1.2.设计理念
术语-模块是指材料和/或元件的组装件，它作为整体来预制便于和加快建造。
在模块放进最终位置前组装模块，避免安装位置的拥挤，并且考虑到更多的平行活动。
AP1000提供了一种施工设想：
就是在车间里预制模块，在可控制的环境里最大化制造，与施工平行，从而缩短建造工期。
A1000的设计准则是最大程度上应用模块化建造来缩短电站建造时间和成本，同时不会冲击电站的可维护性或可利用性。
为支持模块化，模块的设计必须在建造前实质上已完成。
模块要按照事先制定的计划和进度，按照建造顺序来安装，尽早开始设备采购和模块预制。
模块化在初步设计中和紧接的设计阶段就考虑了。
P#ID及总布置图为机械设备模块选择提供了初步指南。
对于机械设备模块，总的想法是选择设备以及连接的管道和能临近就位的，接着做评估看是否完成这项工作节约了人力，时间是否充裕能将预制安排到车间。
同样方法用于电气设备模块的选择，通过审核电气单线图，原理图和布置图方法。
通过构成图上的管道布置来确定管道模块，布置图要考虑临近的各系统的管道路径，共用支架的电气通道，通风管，来最大化模块施工。
结构模块通过审核总的结构布置图来选择罐，衬里，地板，墙和其他能用碳钢和不锈钢建造的结构。
模块图纸包会减少抵达现场后的安装、测试、运行等工作量，但要在运输前，在车间要完成这些测试。
模块的图纸要求所有技术专业的协调，同时符合各专业的设计准则和各模块的特殊要求。
每个模块图纸包含模块布置，各专业的详细车间图纸，吊装图纸，计算书和材料清单的小册子组成。
模块预制商不允许偏离这些图纸，除非得到西屋的特别同意。
包括在模块包中的模块计算书包括：
吊装和运输的结构应力，抗震1级的结构应力，各种重型吊装的吊装图，电气模块的电气负荷，每个模块将包括详细的技术规格书，至少包含了接收准则和要求
模块在设计时就选择好模块，对模块接口控制，模块详细设计，模块预制，模块测试及模块运输都有所考虑。
从运输上考虑，模块尺寸限制为12英尺高*12英尺宽*80英尺长，总重量限制为80美吨（约72吨）。
模块布置图会显示模块上的一点，通过它来在电站的AP1000整个坐标系统精确定位。
模块工艺上的接口和现场安装的工艺如：
管道，接线和结构都描述在特殊的模块准则里并显示在模块布置图上。
模块布置图用三维CAD制作。
所有模块上的元件的可接近性和可维护性通过审核三维模型图纸和维护评估来证实。
模块元件的搬运和拆除通过三维来证实。
模块使用的材料符合AP1000的元件技术规格书GA-Gl-001Revision2
编制了每个模块的材料清单，来显示采购责任。
总之，工程设备和材料由西屋定义和采购.模块分包商/预制商分别指定和采购标准大宗材料，如钢，电缆，管道和小的手动阀门。
1.3.模块类型及数量
模块分为结构模块和设备模块。
结构模块108个，设备模块70个。
No.
厂房
设备模块
结构模块
总计
备注
1
反应堆厂房
15
55
70
一个堆
2
辅助厂房
48
43
91
3
附属厂房
10
10
4
汽轮机厂房
7
7
5
总计
70
108
178
设备模块-由设备、管道、管道支撑、泵等组成，作为能以一套安装在电站里的装置布置和组装。
钢结构的框架形成永久性支撑。
材料和元件可在预制阶段进行测试减少现场测试要求。
管道组件-包含管道和阀门组件或几个相临架设的管道，能以较大截面预制。
结构模块—。
可选择水储存罐，池衬里，屏蔽墙和如汽轮机底座的其他结构作为结构模块。
这些模块将在车间预制成组件，运到现场再装上管道，电线管，梯子等，再安装就位。
结构模块又分为：
CA模块、CB模块、CH模块、CS模块
CA模块由钢板、型钢构成以及内部填置的混凝土，形成电站结构的一个完整部分。
这替代了常规的钢筋绑扎和置模板工作。
一旦结构模块放置好后，混凝土的添充工作和房屋的完成，以及设备模块的安装同时进行。
模块在安装前可装配有管道、电缆桥架、风管等。
CB模块可在电站拥挤的地方替代建造模板，为设备和支撑提供固定点。
也就是将散装材料以模块形式预制好，再安装。
CH模块由结构钢组成，能够由其预组装成孔洞。
安装图纸会显示出金属甲板，预埋件、加强件等。
这些散装物品可在安装前现场预制好。
CS楼梯等，预制成的钢结构可切割、转孔、油漆和组装成小模块，再安装。
1.4.参照的规范、标准和参考
1）AP600土建设计准则GW-Cl-001,Rev.A,日期10/31/90
2）美国钢铁建造协会（AISC）,"设计技术规格书，用于核设施的钢安全相关的结构的预制和安装",AISC-N690-1984
3）美国混凝土协会"核安全相关结构建筑规范要求",ACI-349-90,例外标住在调整导则1.142
4）美国混凝土协会（ACI）,"混凝土模板",AC1SP-4,第4版，Bresler,LinandScalzi,"钢结构设计",第2版
6）"金属结构稳定设计准则导则",E.G.Johnston编辑,第3版
7）ASME,第1卷，第III部分,7月1,1989版
8）美国混凝土协会（ACI）,"应力混凝土建筑规范要求",ACI-318-89GA-Ml-0011版
9）PEG/WMS0879,1993-3-8"与安全相关的，地震小于SSE的结构，系统和元件设计"
10）Dot.#GW-SUP-001,结构模块设计方法
11）Dot.#GA-Gl-001,总的模块设计准则
12）Dot.#GA-Sl--001,结构模块设计准则
13）DOC.#GA-~~-001,电气模块设计准则
14）Dot.#GA-Pl-001,管道模块设计准则
2.主回路
与法马通的设计思想不同的是，法马通设计通过增加环路提高电站功率，而西屋设计是通过加大主回路单台设备的热传输能力来提高电站的功率，从AP600到AP1000，主回路系统设计均为两个环路。
主回路设备包括：
一台反应堆压力容器、两台蒸汽发生器、四台主泵、一台稳压器以及两个环路主管道（二个热段和四个冷段）。
主泵直接挂在蒸汽发生器底部，省去了主泵与蒸汽发生器之间的主管道过渡段。
其三维视图如下：
2.1.压力容器
压力容器由筒体、顶盖、上部堆内构件和下部堆内构件组成。
筒体为环形锻件，无纵向焊缝，活性区无焊缝，直径6.6m,高度10.3m，重量296吨，包括下封头。
顶盖上有69个控制棒驱动机构的贯穿管，42个中子通量贯穿管，2个1寸的排气管。
与传统压水堆不同的是AP1000的堆芯测量系统42个导向管布置在顶盖上。
顶盖组件（IHP）有压力容器顶盖、控制棒驱动机构的贯穿管和堆芯测量系统42个导向管组成。
顶盖组件将在现场厂房外组装成一个整体，形成一个模块整体吊装与筒体连接组装，组装完后总高为20.8m，直径约为5.5m，总重约246吨。
上部堆内构件直径3.9m,高度5.88m，重量54吨。
下部堆内构件直径3.9m,高度9.8m，重量83吨。
2.2.蒸汽发生器
蒸汽发生器采用125型，内部热传热管达到10025根，
外形尺寸：
高22.5mm、下部外径4.4mm、上部外径5.6mm，重达633吨。
主泵壳焊接在蒸汽发生器底封头上，因此蒸汽发生器在吊装时重量（即包括两台泵壳）约为665吨。
支承包括垂直支承和横向支承，横向支承包括三层：
下部、中部与上部横向支承
蒸汽发生器由单根立柱支承，高度约6.7m
2.3.主泵
AP1000共设四台主泵，每台蒸汽发生器下部各装两台，为密封壳式电机泵，整个泵（包括泵壳）干重近90吨，总高约6.7米，其中泵壳外形尺寸：
高1.9mm、外径2.3mm，重达32吨。
主泵的安装不同于通常，而是泵壳在上电机在下，由于没有联轴节，没有联轴节对中的工作。
主泵泵壳与蒸汽发生器管嘴焊接，一般情况下在蒸汽发生器制造厂家焊完后运到现场。
2.4.稳压器
AP1000稳压器采用基于现行技术的传统设计方法，比同功率其它电站的稳压器要大30%左右。
直径为2.6m,高15.4m,重111T，其容积为2,100立方英尺（即59.5立方米）。
稳压器垂直支承不是采用支承裙座，而是采用四根垂直支腿支撑，立柱与稳压器本体间用螺栓接连。
2.5.主管道
AP1000型主管道没有过渡段，每个环路只有一个热段和两个冷段，共六个焊口。
热段：
31″（内径）（787mm）×3.25″壁厚；冷段：
22″（内径）（559mm）×2.56″壁厚。
主管道上没有弯头，采用弯管以减少焊缝数。
主管道安装将采用窄间隙自动焊，利用3DLaserTrackerOpticalSurveying（3D激光跟踪测量系统）现场测量，并采用ComputerizedNumericallyControlled（CNC）Omega9Bmachiningsystems（数控欧米加9B加工系统）对主管道坡口进行现场加工。
波动管分四段，18″（外径）（457mm），14.44″（内径）（366mm）
3.CV（钢制安全壳）
CV是一个密闭的压力容器，直径为39.7米，总高为65.6米，用SA738,GRADEB材料制作而成，单个总工程量达3600吨，筒体部分分别48mm和44mm厚的钢板制成，顶部与底部是42mm厚的椭球形封头。
CV分为五个部分：
底封头、第一环、第二环、第三环、顶封头。
底封头座于混凝土内，封头内也浇灌混凝土，并形成换料水池和主设备的腔室。
安全壳设计为ASME第三卷NE分卷，MC级设备，设计压力0.41MPA（在设计温度280°F时）。
AP1000仪控系统采用的是世界上先进的数字控制系统，其设备集成化程度高、精密，安装时接地保护和防静电要求严格，对控制电缆在绝缘和过电压保护方面要求高。
光纤电缆对安装半径、拉力都有一系列要求。
对光缆的端接、信息的衰减要求、跳线的制作等要求非常高，在端接、测试方面都需要专门的工具。
筒体单块板尺寸最大约10.4x3.9m，最重板为15.1吨，焊有环吊梁的单块钢板重33吨。
4.非能动性安全系统
AP1000反应堆型安全系统运
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