摘要：簡述了AP1000的非能動堆芯冷卻系統(tǒng)的功能、組成和發(fā)生失水事故時的非能動安全注入過程，以及M310安全注入系統(tǒng)的功能、組成和安注過程，分析了AP1000非能動堆芯冷卻系統(tǒng)的主要優(yōu)點。

關(guān)鍵詞：非能動；安全注入；AP1000；M310

中圖分類號：TL36文獻標識碼：A

1概述

第2代核電站是指上世紀70年代至今正在運行的大部分商業(yè)核電站，其商業(yè)化運行證明了發(fā)展核電在經(jīng)濟上的可行性。但是，前蘇聯(lián)切爾諾貝利核電站和美國三哩島核電站嚴重事故的發(fā)生，說明第2代核電站在設(shè)計上對發(fā)生嚴重事故的可能性認識不足，日本福島核電站嚴重事故的發(fā)生進一步證明了第2代核電站安全性仍需提高。在吸取第2代核電技術(shù)安全方面教訓的基礎(chǔ)上，開發(fā)出了第三代核電，美國西屋公司的AP1000就屬于第3代核電。文中著重對AP1000非能動堆芯冷卻系統(tǒng)（PXS）進行詳細闡述，同時與M310(三環(huán)路)安全注入系統(tǒng)（RIS）進行比較和分析，供從事核電技術(shù)的相關(guān)專業(yè)人員參考。

2 AP1000的非能動堆芯冷卻系統(tǒng)簡述

2.1 系統(tǒng)組成和功能

AP1000的非能動堆芯冷卻系統(tǒng)由非能動堆芯余熱排出系統(tǒng)（PRHRS）和非能動安全注入系統(tǒng)（PSIS）兩部分組成。

PXS包括：兩個堆芯補水箱（CMT）；兩個安注箱（ACC）；安全殼內(nèi)置換料水箱（IRWST）；非能動余熱排出熱交換器；pH調(diào)節(jié)籃；相關(guān)的管道、閥門和儀器；以及其他一些設(shè)備。作為反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)（RCS）一部分的自動降壓系統(tǒng)閥門和噴灑器（Sparger）也同樣是PXS的重要功能組成部分。

PXS具有以下功能：應(yīng)急堆芯余熱排出；RCS應(yīng)急補水和硼化；安全注入；安全殼內(nèi)pH值控制。當啟動給水系統(tǒng)的排熱能力或化容系統(tǒng)的補給能力不足或喪失時，PXS提供安全相關(guān)的RCS余熱排出及堆芯安注功能。

對于發(fā)生的非LOCA事件，當正常補給系統(tǒng)不可用或補水不足時，堆芯補水箱對RCS提供補給和硼化。兩個堆芯補水箱都位于安全殼內(nèi)稍高于RCS環(huán)路標高的位置。當蒸汽管線破裂后，堆芯補水箱中的硼水能夠為堆芯提供足夠的停堆裕度。每個堆芯補水箱都貯有70.8m3濃度為3400-3700ppm的濃硼水。

2.2失水事故（LOCA）下非能動安全注入

在發(fā)生失水事故時，PXS使用四種不同的水源進行非能動安注：

1）CMT在長時間內(nèi)提供相對高流量的安注；

2）安注箱在數(shù)分鐘短時間里提供相當高流量的安注；

3）IRWST提供更長時間的低流量安注；

4）在上述三個水源安注結(jié)束，安全殼被淹后，安全殼系統(tǒng)成為最終的長期冷卻熱阱。

在LOCA期間，它們提供和事故嚴重程度相比配的安注流量。

當RCS壓力低于ACC頂部氮氣壓力4.9MPa時，兩個ACC內(nèi)貯存的硼水（每個ACC內(nèi)貯存著48.1m3、2600-2900ppm濃硼水）由4.9MPa的壓縮氮氣提供了快速安注。在大LOCA中，由于安注箱容積的限制，以及出口管線的阻力，ACC只能提供幾分鐘的安注。

IRWST位于安全殼內(nèi)稍高于RCS環(huán)路管線的高度，只有RCS壓力與安全殼內(nèi)壓平衡后，對RCS的安注才能進行。

在ACC、CMT以及IRWST注入后，安全殼被淹，其水位高度足以滿足依靠重力通過安注管線重新返回到RCS以實現(xiàn)再循環(huán)冷卻。

當IRWST的水位降到一個低水位時，安全殼再循環(huán)爆破閥自動打開，建立從安全殼地坑到反應(yīng)堆的另一水流通道。當安全殼再循環(huán)管線閥門打開并且安全殼淹沒水位足夠高時，安全殼再循環(huán)開始。

當安全殼淹沒后正常余熱排出泵運行時，那些再循環(huán)流道也能提供從安全殼到正常余熱排出泵的吸入流道。此外，再循環(huán)管線中設(shè)有常開的電動閥和爆破閥，爆破閥能手動開啟，在嚴重事故期間可以人為地將IRWST的水注入地坑。

在發(fā)生包括RCS主管道雙端斷裂的大LOCA時，PXS能從ACC中提供大流量補水來迅速再充滿反應(yīng)堆容器下腔室和下降段。在事件發(fā)生的第一個階段，ACC提供包括下降段環(huán)腔再淹沒和堆芯部分淹沒條件所要求的安注流量。在ACC排空后，CMT來實現(xiàn)堆芯的再淹沒。隨后是IRWST提供安注，最后建立安全殼地坑水再循環(huán)來實現(xiàn)長期冷卻。

3 M310安全注入系統(tǒng)簡述

3.1系統(tǒng)功能

M310安全注入系統(tǒng)的主要功能是：在失水事故情況下，通過向堆芯注入冷卻水，能防止燃料包殼熔化，并保持堆芯的幾何形狀與完整性；在主蒸汽管道破裂事故工況下，本系統(tǒng)向反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)快速注入濃硼溶液，使反應(yīng)堆迅速安全停堆，并防止反應(yīng)堆重返臨界。在失水事故的再循環(huán)階段，本系統(tǒng)的部分承壓邊界作為安全殼的延伸，具有安全殼屏蔽的作用。

3.2安注系統(tǒng)組成

M310核電廠的安全注入系統(tǒng)由高壓安全注入（HHSI）、中壓安全注入（MHSI）和低壓安全注入（LHSI）三個子系統(tǒng)組成。它們根據(jù)事故引起一回路冷卻劑系統(tǒng)的降壓情況，在不同的壓力下分別投運。

高壓安注子系統(tǒng)包括：三臺高壓安注泵，它們同時也是化學和容積控制系統(tǒng)的三臺上充泵，一個濃硼酸注入箱，硼酸再循環(huán)回路（包括硼注入緩沖箱，兩臺硼酸再循環(huán)泵）。

低壓安注系統(tǒng)由兩條獨立流道組成，每條流道有一臺低壓安注泵。低壓安注泵的出口通過隔離閥接到高壓安注泵吸入聯(lián)箱上，為高壓安注泵增壓。

中壓安注系統(tǒng)主要由三個安注箱組成，分別接到一回路冷卻劑系統(tǒng)三個環(huán)路的冷管段上。安注箱內(nèi)存約2100ppm的含硼水，用壓力約為4.2MPa.a的氮氣覆蓋。每個安注箱能提供淹沒堆芯所需容積的50%。

3.3安注系統(tǒng)動作

在接到安注信號后，開始啟動下述安注過程：

（1）冷段直接注入階段

啟動高壓安注泵和低壓安注泵，利用一回路冷卻劑正常運行時的流向，使換料水箱的水和濃硼溶液盡快地注入堆芯。

當一回路壓力低于安注箱壓力（約4.2MPa.a）時，中壓安注系統(tǒng)開始注入。

當一回路壓力降到1.0MPa.a以下時，低壓安注流量開始進入一回路冷段。

（2）再循環(huán)階段

當換料水箱出現(xiàn)低-低水位信號而且安注信號繼續(xù)存在時，安注自動轉(zhuǎn)入再循環(huán)階段。切換動作是：低壓安注泵吸入端接地坑的閥門開啟，在證實接地坑的兩個閥門開啟后隔離換料水箱，開始從地坑取水進行再循環(huán)。

（3）冷、熱段同時注入

把安注從冷段注入切換到冷段和熱段同時注入的時間是在事故后12.5小時，由操縱員在主控室進行。冷、熱段同時注入時，以熱段注入流量為主，而冷段注入只通過旁路閥門進行，主閥門關(guān)閉。

在發(fā)生LOCA后24小時，進入長期再循環(huán)階段。

結(jié)論

與M310安全注入系統(tǒng)相對比，AP1000非能動安全系統(tǒng)的優(yōu)點概括如下：

1）極大地降低了人因失誤發(fā)生的可能性；

2）大大地提高了系統(tǒng)運行的可靠性；

3）取消了安全級的交流應(yīng)急電源。

我國目前正在運行和建設(shè)的核電站多數(shù)為M310和AP1000，對這兩種堆型的認真對比學習，有助于我們更深刻的認識兩者的特點，對我們的工作有很大幫助。

參考文獻

[1]林誠格.非能動安全先進核電廠AP1000[M].北京：原子能出版社，2008

[2]廣東核電培訓中心.900MW壓水堆核電站系統(tǒng)與設(shè)備[M].北京：原子能出版社.2006