超级军网瞎想：是不是该给核电站建立水塔，而不光靠柴油发电。
来源：百度文库 编辑：超级军网 时间：2024/04/28 01:12:05
本次日本核电站出问题的原因很清楚，就是该给注水降低温度，但关键时刻柴油机无法启动，感觉其实并不怎么可靠。
俺瞎想：是不是该给核电站建立水塔，这是不是比柴油发电更可靠？本次日本核电站出问题的原因很清楚，就是该给注水降低温度，但关键时刻柴油机无法启动，感觉其实并不怎么可靠。
俺瞎想：是不是该给核电站建立水塔，这是不是比柴油发电更可靠？
俺瞎想：是不是该给核电站建立水塔，这是不是比柴油发电更可靠？本次日本核电站出问题的原因很清楚，就是该给注水降低温度，但关键时刻柴油机无法启动，感觉其实并不怎么可靠。
俺瞎想：是不是该给核电站建立水塔，这是不是比柴油发电更可靠？
海啸地震来的时候水塔早塌了。。。
rocketxex 发表于 2011-3-13 12:16 
采用与核电站同样标准建造如何？
采用与核电站同样标准建造如何？
LZ的想法和在建的AP1000堆型不谋而合
agsgs 发表于 2011-3-13 12:37
看来还是有类似思路，不知道AP1000堆型的安全效果如何。
看来还是有类似思路，不知道AP1000堆型的安全效果如何。
回复 3# TSQ
还有问题就是水塔要多少水？灌进去的水一会儿就沸腾蒸发了。。。。
还有问题就是水塔要多少水？灌进去的水一会儿就沸腾蒸发了。。。。
AP1000，千吨级“抽水马桶”水箱
土圈顶着大水箱，动力全部中断后开阀门就能注水
回复 7# acoustics
还是很复杂，一回路沸水堆都有几十大气压，压水堆为保证不开锅，压力更大（应上百），如何使用水的自重流淌而冷却，的确不易--至少要给带有重力势能的冷却供给水增压吧？而这一切都不能依赖外在能源，请业内DX解毒！是不是压力堆内冷却水蒸发、泄压后，再将水利用势能引入？设计的燃料包裹材料，刚好可以抵御泄压时段内的温升？为保证一回路内的蒸汽（有污染）不外泄，又如何回收？
还是很复杂，一回路沸水堆都有几十大气压，压水堆为保证不开锅，压力更大（应上百），如何使用水的自重流淌而冷却，的确不易--至少要给带有重力势能的冷却供给水增压吧？而这一切都不能依赖外在能源，请业内DX解毒！是不是压力堆内冷却水蒸发、泄压后，再将水利用势能引入？设计的燃料包裹材料，刚好可以抵御泄压时段内的温升？为保证一回路内的蒸汽（有污染）不外泄，又如何回收？
回复 9# docare
ADS 自动卸压系统
ADS 自动卸压系统
agsgs 发表于 2011-3-13 12:37
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acoustics 发表于 2011-3-13 12:48
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4代堆都考虑了被动型冷却方案，也就是即使全部能源动力丧失，依然能够实现冷却的策略
理论上能实现即使瞬间全部操作人员消失，四代堆也会最终自动安全停堆
4代堆都考虑了被动型冷却方案，也就是即使全部能源动力丧失，依然能够实现冷却的策略
理论上能实现即使瞬间全部操作人员消失，四代堆也会最终自动安全停堆
水塔要很高，才能灌水进去，因为没有电泵水
发送自我的 Milestone 大板凳
发送自我的 Milestone 大板凳
压水堆是90个大气压以上。考虑到10米水高相当于一个大气压。在完全没有外能源情况下，如果纯粹靠重力自流冷却，应急水箱应该比堆芯高出900米。
现在压水堆都有的，杯具的是鬼子那个是老旧的沸水堆
CCAV在介绍沸水堆的时候，就一直说，沸水堆结构简单，可靠性更高。
这还是有一定道理的......
保障系统复杂，操作越容易出危险。工程学悖论啊。
这还是有一定道理的......
保障系统复杂，操作越容易出危险。工程学悖论啊。
agsgs 发表于 2011-3-13 12:37
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taobao11 发表于 2011-3-14 09:19
控制棒不能通过重力插到底就是个死穴。
控制棒没插到的部分是冷却剂最后浸没的部分，第二个死穴。
压水堆在上述两点上正好倒过来。
控制棒不能通过重力插到底就是个死穴。
控制棒没插到的部分是冷却剂最后浸没的部分，第二个死穴。
压水堆在上述两点上正好倒过来。
我觉得可以在压力容器内放预制熔融体、熔点低于压力容器、在堆芯融化时熔融体作为杂质同时融化混入堆芯材料、
我觉得可以在压力容器内放预制熔融体、熔点低于压力容器、在堆芯融化时熔融体作为杂质同时融化混入堆芯材料、
三代核电的重要概念是“非能动”
这篇22页文章的解释非常详细
AP1000非能动堆芯冷却系统相对于传统压水堆的优势
http://wenku.baidu.com/view/057fae43336c1eb91a375d08.html
AP1000设计成熟度及对中广核工程适应性研究报告 782页
http://wenku.baidu.com/view/6a770388680203d8ce2f2494.html
这篇22页文章的解释非常详细
AP1000非能动堆芯冷却系统相对于传统压水堆的优势
http://wenku.baidu.com/view/057fae43336c1eb91a375d08.html
AP1000设计成熟度及对中广核工程适应性研究报告 782页
http://wenku.baidu.com/view/6a770388680203d8ce2f2494.html
AP1000第三代核电站非能动安全壳冷却系统PCS
http://lijunye9999.blog.163.com/ ... 102200982963716444/
AP1000第三代核电站非能动安全壳冷却系统PCS简介：
1. AP1000 的安全壳设计：外部是屏蔽厂房（Shield Building），是混凝土结构；内部是安全壳厂房（Containment Building）,包括钢制安全壳CV（Containment Vessel ）和其内部构筑物。M310是单层安全壳，包括预应力混凝土结构和内部密封钢衬。
2. 安全壳参数
参数 AP1000 M310
自由容积 58300立方米 49400立方米
设计压力 5.0bar 5.2bar
结构 屏蔽厂房+钢制安全壳 单层
3. AP1000各种事故工况下安全壳温度和压力的计算结果
破口 压力峰值 可用余量 峰值温度
（bar,表压） （bar） （℃）
RCS热段双端断裂 DEHLG 3.40 0.6 213.6
RCS冷段双端断裂DECLG 3.93 0.07 140.5
主蒸汽管道双端剪断
30%功率/MSIV故障 3.90 0.10 190.0
主蒸汽管道双端剪断
101%功率/MSIV故障 3.65 0.35 191.0
4. PCS是重要的专设安全设施，其最主要的功能是在安全壳内发生冷却剂丧失（LOCA）或主蒸汽管破口（MSLB）事故时，导出安全内热量，降低安全壳的温度和压力，降低安全壳大气和外部环境的压差，限制事故后放射性物质的释放。PCS也作为乏燃料水池的补给水源，也可在失去正常乏燃料冷却水的情况下，提供补水。
5. PCS系统主要部件包括：
非能动安全壳冷却水贮存箱（PCCWST）、空气折流板（air baffle）、空气入口和空气出口、水分配系统。此外，还有1 个非能动安全壳冷却辅助贮水箱（PCCAWST）容积2952立方米和两台再循环泵，在现场使用再循环泵从PCCAWST 向PCS提供额外的冷却水，还能为消防系统的抗震水塔提供后备补水。
6. PCCWST
1）容积2858立方米。抗震设计、防飞射物保护。PCCWST 与屏蔽壳（外壳）联为一体，在钢壳（内壳）的正上方，内衬不锈钢板，内部充满除盐水。
2）PCCWST 出水管有三组冗余的隔离阀，其中两组是汽动蝶阀与电动闸阀串接，汽动蝶阀是常闭，在得到信号或在丧失空气或IE 级直流电源时故障打开。电动闸阀在蝶阀上游保持常开，主要用于蝶阀的试验和维修。第三组阀由两个电动闸阀组成，一个阀常闭，一个阀常开。
摘录自：《非能动安全先进核电厂AP1000》《AP1000设计成熟度及对中广核工程适应性研究报告》
AP1000第三代核电站非能动安全壳冷却系统PCS
http://lijunye9999.blog.163.com/ ... 102200982963716444/
AP1000第三代核电站非能动安全壳冷却系统PCS简介：
1. AP1000 的安全壳设计：外部是屏蔽厂房（Shield Building），是混凝土结构；内部是安全壳厂房（Containment Building）,包括钢制安全壳CV（Containment Vessel ）和其内部构筑物。M310是单层安全壳，包括预应力混凝土结构和内部密封钢衬。
2. 安全壳参数
参数 AP1000 M310
自由容积 58300立方米 49400立方米
设计压力 5.0bar 5.2bar
结构 屏蔽厂房+钢制安全壳 单层
3. AP1000各种事故工况下安全壳温度和压力的计算结果
破口 压力峰值 可用余量 峰值温度
（bar,表压） （bar） （℃）
RCS热段双端断裂 DEHLG 3.40 0.6 213.6
RCS冷段双端断裂DECLG 3.93 0.07 140.5
主蒸汽管道双端剪断
30%功率/MSIV故障 3.90 0.10 190.0
主蒸汽管道双端剪断
101%功率/MSIV故障 3.65 0.35 191.0
4. PCS是重要的专设安全设施，其最主要的功能是在安全壳内发生冷却剂丧失（LOCA）或主蒸汽管破口（MSLB）事故时，导出安全内热量，降低安全壳的温度和压力，降低安全壳大气和外部环境的压差，限制事故后放射性物质的释放。PCS也作为乏燃料水池的补给水源，也可在失去正常乏燃料冷却水的情况下，提供补水。
5. PCS系统主要部件包括：
非能动安全壳冷却水贮存箱（PCCWST）、空气折流板（air baffle）、空气入口和空气出口、水分配系统。此外，还有1 个非能动安全壳冷却辅助贮水箱（PCCAWST）容积2952立方米和两台再循环泵，在现场使用再循环泵从PCCAWST 向PCS提供额外的冷却水，还能为消防系统的抗震水塔提供后备补水。
6. PCCWST
1）容积2858立方米。抗震设计、防飞射物保护。PCCWST 与屏蔽壳（外壳）联为一体，在钢壳（内壳）的正上方，内衬不锈钢板，内部充满除盐水。
2）PCCWST 出水管有三组冗余的隔离阀，其中两组是汽动蝶阀与电动闸阀串接，汽动蝶阀是常闭，在得到信号或在丧失空气或IE 级直流电源时故障打开。电动闸阀在蝶阀上游保持常开，主要用于蝶阀的试验和维修。第三组阀由两个电动闸阀组成，一个阀常闭，一个阀常开。
摘录自：《非能动安全先进核电厂AP1000》《AP1000设计成熟度及对中广核工程适应性研究报告》
AP100第三代核电站非能动堆芯冷却系统PXS
http://lijunye9999.blog.163.com/ ... 102200982943346515/
AP100第三代核电站非能动堆芯冷却系统PXS简介：
1. PXS最主要的功能是在假想基准事故情况下为堆芯提供应急冷却。为实现这一主要功能，在设计上需执行下列一些功能：
1）堆芯衰变热应急导出
2）RCS应急补给和硼化
3）安全注射
4）安全壳pH 值控制
在设计上，PXS的运行不需要使用泵、交流电源等能动设备，只依靠重力注射、压缩气体膨胀等非能动设备和工艺。
2. 传统压水堆的堆芯应急冷却系统主要指安全注射系统，安全注射系统又分为高压安注、中压安注和低压安注。对于M310 堆型的设计，高压安注和化容系统（非专设安全系统）上充功能共用高压安注泵，此外还包括一个硼酸再循环回路。传统压水堆的应急堆芯冷却系统大部分都是采用能动的设备，如：电动泵、电动阀等，中压安注采用非能动的方式，与AP1000 相同，均采用氮气加压，靠压缩氮气将冷却水注入堆芯。
3. 从PXS的功能来说，不仅有安全注射功能，相当于传统PWR的安注系统，还有堆芯衰变热导出功能，相当于传统PWR 的应急给水功能（AP1000 没有应急给水系统）。PXS还执行安全壳pH 值控制，在传统的PWR 中，安全壳pH 值控制是由安全壳喷淋系统实现的，AP1000 没有设置专用的安全壳喷淋系统。因此，PXS还兼有传统的PWR 应急给水和安全壳喷淋系统的部分功能。
4. 传统压水堆核电站专设安全设施通用的设计准则主要有：
1）设备必须高度可靠，以便在需要投入时能够按设计要求充分发挥其功能。即使在发生所假想的最严重地震时，专设安全设施仍能发挥其应有的功能。
2）系统要有多重性。一般应设置两套以上执行同一功能的系统，并且最好要按不同的原理设计以体现其多样性，这样即使出现单个系统设备故障也不至于影响系统安全功能的发挥，同时也避免了共因故障使系统安全功能失效。
3）系统必须各自独立。原则上不共用其他系统设备或设施。对重要的能动设备还必须进行实体隔离。
4） 系统应能定期检查。在核电站寿期内，即使在反应堆正常运行的情况下，也要能对系统及其设备的性能进行检验，使其始终保持应有的功能。
5）系统必须备有可靠电源。在发生断电事故时，备用电源应在规定的时间内达到额定的输出功率。作为备用电源的柴油发电机组也应具有独立性、多重性和可检查性等特点。执行安全功能的仪器设备断电时应处在安全状态。
6） 系统必须具有充足的水源（及其他动力源）。要在发生失水事故的情况下，自始至终都能满足使堆芯冷却和安全壳降压所必须的水量。
AP1000 设计基本上遵照上述通用的设计准则，如：部件冗余、高可靠性、系统各自独立、能够进行定期检查、足够的水源等。但由于采用非能动系统的特点，减少了对电源等支持系统的依赖，没有设置应急柴油发电机，但设置有余的厂内安全相关IE 级直流电源和UPS系统。
5. PXS是抗震I 类、安全相关系统。PXS主要设备有：
1） 2 个堆芯补水箱（CMT）
2）2 个安注箱（accumulator)
3）1 个安全壳内置换料贮水池（IRWST）
4）1 台非能动余热导出热交换器(PRHR HX)
5） PH 调节吊篮
6）相应的管道，阀门，仪表及其它相关设备
7） ADS 阀门和喷淋器是RCS 的一部分，也提供重要的非能动堆芯冷却功能
8）冗余的厂内安全相关IE 级直流电源和UPS 系统
6. 非能动余热排出系统热交换器PRHR HX
1）PRHR HX通过从冷却剂回路的热管段引出的入口管线（通过第4级ADS管线的一条）与RCS相连，出口与SG的冷腔室相连（主泵的吸入端部分）。入口管线是常开的，入口管线连接到热交换器管道入口部分的最高点，另一端连接在冷却剂回路热管段的顶部。入口管线的正常水温比下卸管线的高。PRHR HX的入口管线上具有常开的电动阀，出口管线上具有常闭的气动阀。出口管线上的气动阀，该阀只有在丧失空气压力或有触发信号时才打开。
2）热交换器的布置可以保证其在主回路压力下充满冷却水，且其水温与IRWST 内的水温相同，这样可以确
保在电厂运行期间热力驱动头的建立与保持。
3）热交换器位于反应堆冷却剂回路上方，这样以便于在主泵不可用的情况下，建立自然循环。热交换器管路的布置允许其在主泵运行的情况下使用。当主泵运行时，在热交换器中产生同自然循环相同方向的强制流动。当主泵运行接着停机，自然循环仍能继续提供驱动压头。
4）热交换器布置在IRWST中，该水箱是热交换器的热阱。
5）热交换器入口管线的最高点的顶端有一个垂直的短管充当气体收集管用来避免气体的聚集。当气体在此聚集时探测器将会发出信号，通过预防装置操作员可打开手动阀就地将集聚的气体排放到IRWST中。
6）PRHR HX结合PCS可以为堆芯提供无限期的冷却。当安全壳内的换料水箱水温达到饱和温度时（大约2 个小时后），蒸汽开始向安全壳排放。排放到安全壳内的蒸汽在钢壳内壁上冷凝，钢壳由PCS进行冷却。凝结水由操作平台上的安全相关的水槽收集，最后返回到IRWST。正常情况下凝结水排入安全壳地坑内，但是当PRHR HX启动后，水槽排水管上的安全隔离阀就会关闭，这样的水就会直接流向IRWST。凝结水回流到IRWST，保持IRWST作为
PRHR HX的永久热阱。
7. PXS提供4 个安注水源：
1）安注箱能够在几分钟时间内向堆芯提供非常大的安注流量；
2）堆芯补水箱CMT 能够在较长的时间内提供相对较大的安注流量；
3）IRWST 提供的安注流量小，但有持续的时间更长；
4）安全壳是最终长期水源。当上述三个水源安注完，安全壳水淹后，安全壳将作为长期的水源。
8. CMT：容积70.8立方米，设计压力169bar.
1）通过一条下卸注入管线与RCS相连，另外有一条压力平衡管线和RCS冷管段相连。下卸注入管线通过两个并联的常闭的气动隔离阀进行隔离，阀门只有在丧失空气压力、断电或者控制信号作用时才打开。
2）连接到冷管段的压力平衡管在正常情况下保持打开状态，以保证堆芯补水箱与RCS压力一致，并且防止CMT开始注水时发生水锤。冷管段的压力平衡管一端连接在冷却剂回路冷管段的顶部，另一端连接在CMT入口附近的最高点。平衡管中的正常水温比下卸管中的水温要高一些。
3）CMT底端的出口管线连接到压力容器直接安注管线。一旦接到安全保护动作信号，出口管线上两个并联的隔离阀就会打开，两个CMT同时向RCS注水。
4）CMT有两种运行过程，即：蒸汽补偿注射和水的再循环。在蒸汽补偿注射过程中，蒸汽被引入堆芯补水箱以补充注射到冷却剂系统中的水。蒸汽是通过连接在冷管段的压力平衡管进入堆芯补水箱的。只有在冷管段空的时候，平衡管中才能有蒸汽流动。在水的再循环过程，来自于冷管段的温度较高的水进入CMT中，而CMT中温度相对较低的水则下卸到RCS，从而改变了RCS的硼浓度，同时使得冷却剂的流量也得到了净增加。CMT的运行过程依赖于RCS运行条件，首要的是冷管段的空泡份额。当冷管段中充满水，冷管段的压力平衡管中也充满着水，注射是通过水的再循环过程完成的。如果RCS装量降低到足够引起冷管段产生空泡的程度，那么蒸汽就会通过冷管段的平衡管流向CMT。
9. IRWST：容积2092立方米，设计压力0.34bar。IRWST位于安全壳内RCS环路管线的上方。只有当ADS动作或发生LOCA 事故，RCS卸压后，IRWST才能向RCS进行安注。当第4级ADS信号发生时，IRWST 的安注管线上的Squib 阀自动打开。当主系统压力降低到IRWST安注压力以下时，与Squib 阀串联的止回阀打开。
10. 安全壳再循环：当安注箱、CMT和IRWST注水完成后，安全壳内水淹达到相当高的水位，可以通过重力注入管向堆芯注水以建立再循环。当安全壳内水淹水位足够高时，再循环管线上的阀门打开，启动安全壳再循环冷却。当
IRWST水位降到足够低时，安全壳再循环Squib 阀自动打开，为安全壳向反应堆的流体注入提供冗余的流道。
11. 安全壳PH 值控制：使用pH 值调节吊篮可以对事故后安全壳地坑内的水进行pH 值控制，pH 值调节吊篮内
放置颗粒状的磷酸三钠（TSP）。吊篮放在事故后最低淹没水位的下方，当水位达到吊篮的位置时，化学添加剂被非能动的加入。吊篮放置在距安全壳地板至少1 英尺以上，减少溢撒到安全壳内的水误溶解化学添加剂的机会。TSP 将安全壳地坑水的pH 值保持在7.0 到9.5 之间。该化学品可以减少安全壳地坑内元素碘的辐射分解，相应地减少有机碘的水合物，最终减少安全壳内气体中的碘颗粒和厂外剂量。在安全壳淹没阶段，化学添加剂还能够减少对不锈钢构件的潜在的应力腐蚀破坏。
12. 安注箱Accumulators：容积56.6立方米，设计压力54.4bar。安注箱内大部分空间充满含硼水，由氮气加压。安注箱没有保温和加热，因此，安注箱内硼水温度与安全壳环境温度大致相同。每个安注箱分别连接到一条直接安注管线上。正常运行期间，两个串联的止回阀将安注箱与RCS隔离开。当RCS压力降到低于安注箱的压力时，止回阀打开，硼水在氮气压力的驱动下注入到RCS。
摘录自：《非能动安全先进核电厂AP1000》《AP1000设计成熟度及对中广核工程适应性研究报告》
http://lijunye9999.blog.163.com/ ... 102200982943346515/
AP100第三代核电站非能动堆芯冷却系统PXS简介：
1. PXS最主要的功能是在假想基准事故情况下为堆芯提供应急冷却。为实现这一主要功能，在设计上需执行下列一些功能：
1）堆芯衰变热应急导出
2）RCS应急补给和硼化
3）安全注射
4）安全壳pH 值控制
在设计上，PXS的运行不需要使用泵、交流电源等能动设备，只依靠重力注射、压缩气体膨胀等非能动设备和工艺。
2. 传统压水堆的堆芯应急冷却系统主要指安全注射系统，安全注射系统又分为高压安注、中压安注和低压安注。对于M310 堆型的设计，高压安注和化容系统（非专设安全系统）上充功能共用高压安注泵，此外还包括一个硼酸再循环回路。传统压水堆的应急堆芯冷却系统大部分都是采用能动的设备，如：电动泵、电动阀等，中压安注采用非能动的方式，与AP1000 相同，均采用氮气加压，靠压缩氮气将冷却水注入堆芯。
3. 从PXS的功能来说，不仅有安全注射功能，相当于传统PWR的安注系统，还有堆芯衰变热导出功能，相当于传统PWR 的应急给水功能（AP1000 没有应急给水系统）。PXS还执行安全壳pH 值控制，在传统的PWR 中，安全壳pH 值控制是由安全壳喷淋系统实现的，AP1000 没有设置专用的安全壳喷淋系统。因此，PXS还兼有传统的PWR 应急给水和安全壳喷淋系统的部分功能。
4. 传统压水堆核电站专设安全设施通用的设计准则主要有：
1）设备必须高度可靠，以便在需要投入时能够按设计要求充分发挥其功能。即使在发生所假想的最严重地震时，专设安全设施仍能发挥其应有的功能。
2）系统要有多重性。一般应设置两套以上执行同一功能的系统，并且最好要按不同的原理设计以体现其多样性，这样即使出现单个系统设备故障也不至于影响系统安全功能的发挥，同时也避免了共因故障使系统安全功能失效。
3）系统必须各自独立。原则上不共用其他系统设备或设施。对重要的能动设备还必须进行实体隔离。
4） 系统应能定期检查。在核电站寿期内，即使在反应堆正常运行的情况下，也要能对系统及其设备的性能进行检验，使其始终保持应有的功能。
5）系统必须备有可靠电源。在发生断电事故时，备用电源应在规定的时间内达到额定的输出功率。作为备用电源的柴油发电机组也应具有独立性、多重性和可检查性等特点。执行安全功能的仪器设备断电时应处在安全状态。
6） 系统必须具有充足的水源（及其他动力源）。要在发生失水事故的情况下，自始至终都能满足使堆芯冷却和安全壳降压所必须的水量。
AP1000 设计基本上遵照上述通用的设计准则，如：部件冗余、高可靠性、系统各自独立、能够进行定期检查、足够的水源等。但由于采用非能动系统的特点，减少了对电源等支持系统的依赖，没有设置应急柴油发电机，但设置有余的厂内安全相关IE 级直流电源和UPS系统。
5. PXS是抗震I 类、安全相关系统。PXS主要设备有：
1） 2 个堆芯补水箱（CMT）
2）2 个安注箱（accumulator)
3）1 个安全壳内置换料贮水池（IRWST）
4）1 台非能动余热导出热交换器(PRHR HX)
5） PH 调节吊篮
6）相应的管道，阀门，仪表及其它相关设备
7） ADS 阀门和喷淋器是RCS 的一部分，也提供重要的非能动堆芯冷却功能
8）冗余的厂内安全相关IE 级直流电源和UPS 系统
6. 非能动余热排出系统热交换器PRHR HX
1）PRHR HX通过从冷却剂回路的热管段引出的入口管线（通过第4级ADS管线的一条）与RCS相连，出口与SG的冷腔室相连（主泵的吸入端部分）。入口管线是常开的，入口管线连接到热交换器管道入口部分的最高点，另一端连接在冷却剂回路热管段的顶部。入口管线的正常水温比下卸管线的高。PRHR HX的入口管线上具有常开的电动阀，出口管线上具有常闭的气动阀。出口管线上的气动阀，该阀只有在丧失空气压力或有触发信号时才打开。
2）热交换器的布置可以保证其在主回路压力下充满冷却水，且其水温与IRWST 内的水温相同，这样可以确
保在电厂运行期间热力驱动头的建立与保持。
3）热交换器位于反应堆冷却剂回路上方，这样以便于在主泵不可用的情况下，建立自然循环。热交换器管路的布置允许其在主泵运行的情况下使用。当主泵运行时，在热交换器中产生同自然循环相同方向的强制流动。当主泵运行接着停机，自然循环仍能继续提供驱动压头。
4）热交换器布置在IRWST中，该水箱是热交换器的热阱。
5）热交换器入口管线的最高点的顶端有一个垂直的短管充当气体收集管用来避免气体的聚集。当气体在此聚集时探测器将会发出信号，通过预防装置操作员可打开手动阀就地将集聚的气体排放到IRWST中。
6）PRHR HX结合PCS可以为堆芯提供无限期的冷却。当安全壳内的换料水箱水温达到饱和温度时（大约2 个小时后），蒸汽开始向安全壳排放。排放到安全壳内的蒸汽在钢壳内壁上冷凝，钢壳由PCS进行冷却。凝结水由操作平台上的安全相关的水槽收集，最后返回到IRWST。正常情况下凝结水排入安全壳地坑内，但是当PRHR HX启动后，水槽排水管上的安全隔离阀就会关闭，这样的水就会直接流向IRWST。凝结水回流到IRWST，保持IRWST作为
PRHR HX的永久热阱。
7. PXS提供4 个安注水源：
1）安注箱能够在几分钟时间内向堆芯提供非常大的安注流量；
2）堆芯补水箱CMT 能够在较长的时间内提供相对较大的安注流量；
3）IRWST 提供的安注流量小，但有持续的时间更长；
4）安全壳是最终长期水源。当上述三个水源安注完，安全壳水淹后，安全壳将作为长期的水源。
8. CMT：容积70.8立方米，设计压力169bar.
1）通过一条下卸注入管线与RCS相连，另外有一条压力平衡管线和RCS冷管段相连。下卸注入管线通过两个并联的常闭的气动隔离阀进行隔离，阀门只有在丧失空气压力、断电或者控制信号作用时才打开。
2）连接到冷管段的压力平衡管在正常情况下保持打开状态，以保证堆芯补水箱与RCS压力一致，并且防止CMT开始注水时发生水锤。冷管段的压力平衡管一端连接在冷却剂回路冷管段的顶部，另一端连接在CMT入口附近的最高点。平衡管中的正常水温比下卸管中的水温要高一些。
3）CMT底端的出口管线连接到压力容器直接安注管线。一旦接到安全保护动作信号，出口管线上两个并联的隔离阀就会打开，两个CMT同时向RCS注水。
4）CMT有两种运行过程，即：蒸汽补偿注射和水的再循环。在蒸汽补偿注射过程中，蒸汽被引入堆芯补水箱以补充注射到冷却剂系统中的水。蒸汽是通过连接在冷管段的压力平衡管进入堆芯补水箱的。只有在冷管段空的时候，平衡管中才能有蒸汽流动。在水的再循环过程，来自于冷管段的温度较高的水进入CMT中，而CMT中温度相对较低的水则下卸到RCS，从而改变了RCS的硼浓度，同时使得冷却剂的流量也得到了净增加。CMT的运行过程依赖于RCS运行条件，首要的是冷管段的空泡份额。当冷管段中充满水，冷管段的压力平衡管中也充满着水，注射是通过水的再循环过程完成的。如果RCS装量降低到足够引起冷管段产生空泡的程度，那么蒸汽就会通过冷管段的平衡管流向CMT。
9. IRWST：容积2092立方米，设计压力0.34bar。IRWST位于安全壳内RCS环路管线的上方。只有当ADS动作或发生LOCA 事故，RCS卸压后，IRWST才能向RCS进行安注。当第4级ADS信号发生时，IRWST 的安注管线上的Squib 阀自动打开。当主系统压力降低到IRWST安注压力以下时，与Squib 阀串联的止回阀打开。
10. 安全壳再循环：当安注箱、CMT和IRWST注水完成后，安全壳内水淹达到相当高的水位，可以通过重力注入管向堆芯注水以建立再循环。当安全壳内水淹水位足够高时，再循环管线上的阀门打开，启动安全壳再循环冷却。当
IRWST水位降到足够低时，安全壳再循环Squib 阀自动打开，为安全壳向反应堆的流体注入提供冗余的流道。
11. 安全壳PH 值控制：使用pH 值调节吊篮可以对事故后安全壳地坑内的水进行pH 值控制，pH 值调节吊篮内
放置颗粒状的磷酸三钠（TSP）。吊篮放在事故后最低淹没水位的下方，当水位达到吊篮的位置时，化学添加剂被非能动的加入。吊篮放置在距安全壳地板至少1 英尺以上，减少溢撒到安全壳内的水误溶解化学添加剂的机会。TSP 将安全壳地坑水的pH 值保持在7.0 到9.5 之间。该化学品可以减少安全壳地坑内元素碘的辐射分解，相应地减少有机碘的水合物，最终减少安全壳内气体中的碘颗粒和厂外剂量。在安全壳淹没阶段，化学添加剂还能够减少对不锈钢构件的潜在的应力腐蚀破坏。
12. 安注箱Accumulators：容积56.6立方米，设计压力54.4bar。安注箱内大部分空间充满含硼水，由氮气加压。安注箱没有保温和加热，因此，安注箱内硼水温度与安全壳环境温度大致相同。每个安注箱分别连接到一条直接安注管线上。正常运行期间，两个串联的止回阀将安注箱与RCS隔离开。当RCS压力降到低于安注箱的压力时，止回阀打开，硼水在氮气压力的驱动下注入到RCS。
摘录自：《非能动安全先进核电厂AP1000》《AP1000设计成熟度及对中广核工程适应性研究报告》
潇声客 发表于 2011-3-14 10:03
这次日本的堆毁了 那会不会 小白兔对日本出口核电？ 貌似日本地震 电力部部长就说到了核电出口
这次日本的堆毁了 那会不会 小白兔对日本出口核电？ 貌似日本地震 电力部部长就说到了核电出口
AP1000第三代核电站采用非能动的预防和缓解严重事故的措施
AP-1000采用非能动的预防和缓解严重事故的措施,主要有：
1 设置熔融堆芯滞留设施，在发生堆芯融化事故时，堆腔淹没系统将水注入堆内的同时，也注入压力容器外壁与堆坑绝热层之间的空间，以冷却从堆芯落到压力容器下封头上的堆芯熔融物，保证下封头不被熔穿，使堆芯熔融物保持在反应堆压力容器内，避免堆芯熔融物与安全壳混凝土底板发生放热反应，这样来防止安全壳底板直接受热破损和蒸汽爆炸的发生。
2 在一回路设置非能动安全注射系统和多级的非能动自动泄压系统（ADS），当事故时安全注射、泄压，以防止高压熔堆。AP-1000多级自动泄压系统的特征是除了稳压器上已有的三组安全泄压阀外，ADS第4级还设有大容量的自动爆破开启的阀门（爆破阀squib valve），以保证非能动泄压。
3 设置非能动的安全壳冷却系统（PCS），事故时依靠钢安全壳外壁气流通道的空气对流和冷却水蒸发，带走安全壳内的热量，防止安全壳内超温超压。冷却水的水箱设在安全壳头顶上，水依靠重力下流。
4 设置非能动的堆芯冷却系统（PXS），利用一回路再循环水的自然对流和换料水箱内水的热容量来排出堆芯余热。
5 在安全壳内设置氢点火器和氢复合器来防止氢气燃爆。
摘录自：中国科学院院士欧阳予《世界核电技术发展趋势及第三代核电技术的定位》。
--------------
AP1000 设计与传统的压水堆设计相比的最大不同点在于AP1000 使用非能动（Passive）的安全系统来减缓设计工况中预期有可能发生的意外事故，提高电站的安全性。非能动系统只依靠自然力，例如：重力、自然循环、压缩空气等，而不需要使用其它能源才能动作的设备，如：泵、风扇、柴油机、冷却器、或其它转动机械等。
AP1000第三代核电站采用非能动的预防和缓解严重事故的措施
AP-1000采用非能动的预防和缓解严重事故的措施,主要有：
1 设置熔融堆芯滞留设施，在发生堆芯融化事故时，堆腔淹没系统将水注入堆内的同时，也注入压力容器外壁与堆坑绝热层之间的空间，以冷却从堆芯落到压力容器下封头上的堆芯熔融物，保证下封头不被熔穿，使堆芯熔融物保持在反应堆压力容器内，避免堆芯熔融物与安全壳混凝土底板发生放热反应，这样来防止安全壳底板直接受热破损和蒸汽爆炸的发生。
2 在一回路设置非能动安全注射系统和多级的非能动自动泄压系统（ADS），当事故时安全注射、泄压，以防止高压熔堆。AP-1000多级自动泄压系统的特征是除了稳压器上已有的三组安全泄压阀外，ADS第4级还设有大容量的自动爆破开启的阀门（爆破阀squib valve），以保证非能动泄压。
3 设置非能动的安全壳冷却系统（PCS），事故时依靠钢安全壳外壁气流通道的空气对流和冷却水蒸发，带走安全壳内的热量，防止安全壳内超温超压。冷却水的水箱设在安全壳头顶上，水依靠重力下流。
4 设置非能动的堆芯冷却系统（PXS），利用一回路再循环水的自然对流和换料水箱内水的热容量来排出堆芯余热。
5 在安全壳内设置氢点火器和氢复合器来防止氢气燃爆。
摘录自：中国科学院院士欧阳予《世界核电技术发展趋势及第三代核电技术的定位》。
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AP1000 设计与传统的压水堆设计相比的最大不同点在于AP1000 使用非能动（Passive）的安全系统来减缓设计工况中预期有可能发生的意外事故，提高电站的安全性。非能动系统只依靠自然力，例如：重力、自然循环、压缩空气等，而不需要使用其它能源才能动作的设备，如：泵、风扇、柴油机、冷却器、或其它转动机械等。
回复 24# bensonie
不知道。但我觉得不大可能。小日本虽然核电事故多，但是小日本收购了几家主要核电公司的股份，西屋好像也是被小日本控股了。所以应该是轮不到中国的。
不知道。但我觉得不大可能。小日本虽然核电事故多，但是小日本收购了几家主要核电公司的股份，西屋好像也是被小日本控股了。所以应该是轮不到中国的。
非能动安全特性研究
http://nsse.sjtu.edu.cn/School/html/kexueyanjiu/200810/13-72.html
非能动安全系统相关技术是第三代核电系统的关键技术，是当前我国引进AP1000第三代核电技术后需重点消化吸收的关键技术，也是国家大型先进压水堆核电站示范工程需重点攻克的关键技术。所谓非能动安全，是建立在惯性原理（如泵惰转）、重力法则（如位差）、热传递法则等基础上的非能动设备（无源设备）的安全性，即反应堆安全功能的实现不需要依赖外来的动力。
非能动安全系统为核电站提供了安全和保护性能，通过建立和维持堆芯冷却以及确保堆芯的完整性。非能动安全系统满足了单一故障准则以及概率风险评价（PRA）的要求。非能动系统比起传统的压水堆的安全系统要简单的多。它们包含的部件大幅减少，从而减少了必需的测试、检查和维护。非能动安全系统的遥控阀数量只有一般能动安全系统的1/3，而且无需安全泵。同样重要的是，非能动安全系统不需要对电厂、堆芯、反应堆冷却剂系统（RCS）或安全壳的其他设计做太大的变动。此外，非能动安全系统不需要一般核电厂能动安全系统所需的大型支持网络，包括交流电源，供暖系统等。非能动安全系统主要包括非能动安全注入系统、非能动余热排出系统、非能动安全壳冷却系统、严重事故非能动缓解系统等。
非能动堆芯冷却系统（PXS）的主要功能是：在假想设计基准事故的情况下提供应急堆芯冷却；当发生功率瞬变或事故工况时，在化容控制系统提供的补水丧失或者冷却不足的情况下，非能动的堆芯冷却系统响应，为反应堆冷却剂系统提供补水；应急堆芯衰变热排出；应急补充一回路冷却剂和补充硼溶液。非能动堆芯冷却系统（PXS）利用三种水源来维持堆芯冷却，这些水源包括两个与传统设计相似的蓄压式安注箱（ACC），两个新增加的堆芯补水箱（CMT），位于安全壳内的换料水箱（IRWST）。
非能动余热排出由非能动堆芯冷却系统提供的一套100%容量非能动余热排出的热交换器来完成。非能动余热排出热交换器(PRHR HX)通过入口和出口管线连接到反应堆冷却剂系统环路，自然循环（即由温差产生的水密度差异而引起的循环）将为水流提供源动力。PRHR HX 保护核电厂免受导致正常的蒸汽发生器给水和蒸汽系统失常的瞬态的影响。PRHR HX满足关于给水丧失、给水管道和蒸汽管道破裂的核安全准则。安全壳内换料水箱为PRHR HX提供了热阱。安全壳内换料水贮存箱(IRWST)中的水在沸腾之前足以吸收衰变热长达超过1小时。一旦开始沸腾, 蒸汽会排向安全壳, 这部分蒸汽在钢制安全壳容器上冷凝, 凝结水在收集以后依靠重力重新疏排到IRWST中。PRHR HX和非能动安全壳冷却系统提供了长期的衰变热排出能力,并且不需要操纵人员的行动。
AP1000中提出的非能动安全壳冷却系统，其安全壳的主体部分是双壳壁结构的圆柱体。双壳间的环状通道被一个分隔板分成内外两个流道。空气由外壳上方进入外流道，在外流道下端进入内流道，然后经安全壳顶部流入周围大气。在事故工况下，安全壳内由于蒸汽的不断产生，导致安全壳内压力和温度上升，从而使内壳壁面的温度升高，驱动了空气流动,流动的空气带走了由安全壳内传出的热量。当空气换热不足时，来自于安全壳屏蔽厂房顶端的水箱由于重力疏排，浇洒到钢质安全壳表面，形成一层水膜，随着水膜的蒸发加强安全壳表面的冷却能力，保障安全壳的安全。
http://nsse.sjtu.edu.cn/School/html/kexueyanjiu/200810/13-72.html
非能动安全系统相关技术是第三代核电系统的关键技术，是当前我国引进AP1000第三代核电技术后需重点消化吸收的关键技术，也是国家大型先进压水堆核电站示范工程需重点攻克的关键技术。所谓非能动安全，是建立在惯性原理（如泵惰转）、重力法则（如位差）、热传递法则等基础上的非能动设备（无源设备）的安全性，即反应堆安全功能的实现不需要依赖外来的动力。
非能动安全系统为核电站提供了安全和保护性能，通过建立和维持堆芯冷却以及确保堆芯的完整性。非能动安全系统满足了单一故障准则以及概率风险评价（PRA）的要求。非能动系统比起传统的压水堆的安全系统要简单的多。它们包含的部件大幅减少，从而减少了必需的测试、检查和维护。非能动安全系统的遥控阀数量只有一般能动安全系统的1/3，而且无需安全泵。同样重要的是，非能动安全系统不需要对电厂、堆芯、反应堆冷却剂系统（RCS）或安全壳的其他设计做太大的变动。此外，非能动安全系统不需要一般核电厂能动安全系统所需的大型支持网络，包括交流电源，供暖系统等。非能动安全系统主要包括非能动安全注入系统、非能动余热排出系统、非能动安全壳冷却系统、严重事故非能动缓解系统等。
非能动堆芯冷却系统（PXS）的主要功能是：在假想设计基准事故的情况下提供应急堆芯冷却；当发生功率瞬变或事故工况时，在化容控制系统提供的补水丧失或者冷却不足的情况下，非能动的堆芯冷却系统响应，为反应堆冷却剂系统提供补水；应急堆芯衰变热排出；应急补充一回路冷却剂和补充硼溶液。非能动堆芯冷却系统（PXS）利用三种水源来维持堆芯冷却，这些水源包括两个与传统设计相似的蓄压式安注箱（ACC），两个新增加的堆芯补水箱（CMT），位于安全壳内的换料水箱（IRWST）。
非能动余热排出由非能动堆芯冷却系统提供的一套100%容量非能动余热排出的热交换器来完成。非能动余热排出热交换器(PRHR HX)通过入口和出口管线连接到反应堆冷却剂系统环路，自然循环（即由温差产生的水密度差异而引起的循环）将为水流提供源动力。PRHR HX 保护核电厂免受导致正常的蒸汽发生器给水和蒸汽系统失常的瞬态的影响。PRHR HX满足关于给水丧失、给水管道和蒸汽管道破裂的核安全准则。安全壳内换料水箱为PRHR HX提供了热阱。安全壳内换料水贮存箱(IRWST)中的水在沸腾之前足以吸收衰变热长达超过1小时。一旦开始沸腾, 蒸汽会排向安全壳, 这部分蒸汽在钢制安全壳容器上冷凝, 凝结水在收集以后依靠重力重新疏排到IRWST中。PRHR HX和非能动安全壳冷却系统提供了长期的衰变热排出能力,并且不需要操纵人员的行动。
AP1000中提出的非能动安全壳冷却系统，其安全壳的主体部分是双壳壁结构的圆柱体。双壳间的环状通道被一个分隔板分成内外两个流道。空气由外壳上方进入外流道，在外流道下端进入内流道，然后经安全壳顶部流入周围大气。在事故工况下，安全壳内由于蒸汽的不断产生，导致安全壳内压力和温度上升，从而使内壳壁面的温度升高，驱动了空气流动,流动的空气带走了由安全壳内传出的热量。当空气换热不足时，来自于安全壳屏蔽厂房顶端的水箱由于重力疏排，浇洒到钢质安全壳表面，形成一层水膜，随着水膜的蒸发加强安全壳表面的冷却能力，保障安全壳的安全。
问个弱问题：
为啥用在安全壳内设置氢点火器和氢复合器的方法防止氢气燃爆？
按说像飞机油箱一样直接将整个安全壳充氮气排除氧气会更安全
为啥用在安全壳内设置氢点火器和氢复合器的方法防止氢气燃爆？
按说像飞机油箱一样直接将整个安全壳充氮气排除氧气会更安全
核电站，安全怎么强调都不过分。
弱弱的问下为啥不能把堆建造在地质条件稳定的地下？一旦到了不可控状态。也比较容易封闭啊。
AP1000不是奥黑忽悠土共骗钱的吗？只是第三代核电技术，而我们国家的清华大学已经研发出了第四代核电技术，8000亿美金的核电市场拱手让人啊！而且，其背后的美国西屋电气的控股股东正是日本东芝！
5.8毫米 发表于 2011-3-14 14:06
哥，建在地下，地震波传导得更快，死得也更快
哥，建在地下，地震波传导得更快，死得也更快
该用户只能删除 发表于 2011-3-14 14:21
地质条件稳定就是不容易发生这种情况的意思。即便发生了直接埋掉 也比现在不断有放射物外泄要好啊。
地质条件稳定就是不容易发生这种情况的意思。即便发生了直接埋掉 也比现在不断有放射物外泄要好啊。
5.8毫米 发表于 2011-3-14 14:27
埋掉更费事，氡会不断从裂隙中渗出，除非你吧电站建在3000米的地下，上面浇上几十上百米厚的混凝土
埋掉更费事，氡会不断从裂隙中渗出，除非你吧电站建在3000米的地下，上面浇上几十上百米厚的混凝土
法国人最近提出将核电站建造在海底还是有道理的，不过一旦泄漏，封都没法封。
该用户只能删除 发表于 2011-3-14 14:38
奥的确如此。不过可以通过类似导出煤层气的方式进行收集和加以利用啊。或者将来直接建在海底？
奥的确如此。不过可以通过类似导出煤层气的方式进行收集和加以利用啊。或者将来直接建在海底？
按照进度我国的高温气冷堆进入实用示范阶段，之前引进成熟的第三代核反应堆也是出于稳妥的考虑。
回复 31# nvoodoo
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小白兔只是买了整套技术，以及四个机组的部分设备。
以后的机组跟奥黑没关系。
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小白兔只是买了整套技术，以及四个机组的部分设备。
以后的机组跟奥黑没关系。