AP1000与M310

AP1000是由西屋公司开发得第三代压水堆核电站，而M310是法国珐玛公司通设计得第二代压水堆核电站。AP1000在系统设计上大量地采用了非能动理念，大大简化了系统，减少了设备数量，提高了机组的安全性和经济性。AP1000核岛M310核岛在系统和设备上有很大区别，本文以山东海阳核电和广东大亚湾核电为例分别从反应堆冷却剂系统、反应堆辅助系统、专设安全设施三个方面对两个机组的核岛系统设备主要区别作一对比分析。1.反应堆冷却剂系统区别AP1000与M310的反应堆冷却系统由于同为压水堆，因此在工作原理上是一样的，但是AP1000结合了二代压水堆积累的运行和维护经验，在很多地方设计有很大的改动，如：反应堆布置，反应堆本体及压力容器、主泵等。1.1反应堆冷却剂系统的系统设计区别AP1000的反应堆冷却剂系统采用了二环路对称布置设计，每个环路由一台蒸汽发生器，两台主泵，一条热管段管道和两个冷管段及相关仪表、系统接口组成。其中一个环路的热管段与稳压器通过波动管相连接，用来调节系统压力。在稳压器上接有安全阀及自动卸压系统的前三级，自动卸压系统的第四级卸压管线接在两个环路的热管段上。正常运行时从反应堆压力容器出口流出来的冷却剂经过一条直径为78.7cm的热管段进入蒸汽发生器，经过蒸汽发生器二次侧给水冷却后由两台直接连接在蒸汽发生器冷侧腔室出口的屏蔽式水泵加压，经过两条直径为55.9cm的冷管段管道注入堆芯。当需要自动卸压系统动作时前三级卸压管线将蒸汽排到安全壳内换料水箱。同时当压力仍不能按要求下降时，第四卸压阀自动打开，向安全壳排放蒸汽。M310的反应堆冷却剂系统由反应堆和三条并联的环路组成，这些环路以反应堆为中心，呈辐射状布置。每条环路由一台主泵，一台蒸汽发生器、一条热管段管道、一条过渡段、一条冷管道组成。在其中一个环路的热管段通过波动管与稳压器相连接来调节一回路压力。稳压器上部同样连有安全阀和卸压管线，当系统超压时稳压器上部的卸压管线将蒸汽排到卸压箱中。1.2反应堆本体系统区别相比M310反应堆本体,AP1000在以下几方面做了改进：1、采用了一体化上封头，通过合并机组在换料大修期间上封头吊运的几个操作来缩短大修时间进而减少人员辐照剂量，另外一体化上封头减少了安全壳存放空间的要求。2、堆内核测仪表采用了42个自给能探测器可对堆内各个象限的中子注量率进行探测。且堆芯核测仪表的电缆从压力容器上封头导出，避免在压力容器下封头开孔，减小了堆芯融化时融穿压力容器的概率。而M310的核仪表从压力容器底部导管引入，且只能间断测量。3、M310压力容器的进出口管道是在同一水平线上，而AP1000压力容器的出口比进口高，且AP1000的还设有两个对称布置的直接注入管线，这样设计允许反应堆在堆芯组件不吊出反应堆的情况下半管运行，将蒸汽发生器的入口盲板挡上，对蒸汽发生器进行维修。4、AP1000的燃料组件的上管座是可以拆卸的而M310不可以拆卸，独特的插入连接和锁管设计是可拆卸上管座的关键设计特征。5、AP1000控制棒设计与M310不同，其可用控制棒跟踪负荷变化，避免调硼跟踪负荷时产生大量反射性废液，而M310的控制棒不具备这样的能力。1.3主泵区别M310核岛用的主冷却剂泵为空气冷却、立式、单级离心泵，带有可控泄露轴封装置。正常运行时，主泵在高温高压下工作，为防止带高温高压放射性冷却剂泄露，设置了特殊的轴封装置和热屏。轴封装置采用三道轴封，是可控泄露的，能保证放射性冷却剂不泄露到安全壳内。为了便于检修和更换泵轴承和轴封装置，电动机与水泵本体分开组装，中间以短轴连接。电动机顶部装有飞轮，它在断电时延长泵的惰转时间，以带出堆芯剩余功率。AP1000主泵是一个单级、屏蔽式、高惰性、离心式电动泵，它可以输送大容量的高温高压冷却剂。它有一下优点：泵的支持系统不复杂；由于不存在轴密封，减小了小LOCA的可能性；主泵与蒸汽发生器低封头一体化设计取消了过渡段管道，较小了环路的压降和小LOCA事故中堆芯裸露的可能性。两主泵的示意图如下：图1-1M310主冷却剂泵(左)AP1000主泵（右）2.反应堆辅助系统区别反应堆辅助系统是维持反应堆冷却剂系统正常运行的必要条件，它包括化学容积控制系统、正常余热导出系统等。AP1000与M310的正常余热导出系统大体相同，但是化学和容积系统有较大的区别。AP1000与M310的化学和容积系统的区别如下：1、M310的化容系统通过容积控制箱加氢，而AP1000核电站则通过高压氢气瓶向反应堆中直接注入高压氢气来实现加氢的目的。2、M310设有三台上充泵，正常运行时一台运行两台备用，事故时两台上充泵作为高压安注泵运行，另外一台泵备用，且这3台泵都为核1级泵。AP1000的上充泵有两台，且都为非核安全级的，正常运行时一台运行，一台备用。3、M310的上充泵出口有一条管线为主泵轴封提供低温轴封水，而AP1000由于采用了屏蔽泵，因此不需要轴封水。因此AP1000的没有设置轴封水供给管线。3.专设安全设施区别M310核电机组的专设安全设施大部分采用了能动设计，而AP1000的专设安全设施大量采用了非能设计理念。AP1000相对于二代机组在专设安全设施设计上有革命性改进。其中事故工况下堆芯冷却系统和安全壳冷却系统的区别较大3.1AP1000核电站的专设安全设施下面主要描述非能动堆芯冷却系统和安全壳冷却系统图3-1非能动堆芯冷却系统(1)非能动堆芯冷却系统非能动堆芯冷却系统由2个堆芯补水箱cmt、2个蓄压箱（即安注箱）agc、1个安全壳内换料水箱、1台非能余热导出热交换器、4个pH值调节篮、2台反应堆冷却系统卸压箱喷淋器及相关的管道、阀门、仪表和其他设备组成。在LOCA事故情况堆芯补水箱动作，提供高压安注。对于大LOCA事故或者在自动卸压系统动作后，反应堆冷却剂系统的压力低于蓄压箱的压水时逆止阀自动打开，通过加在蓄压箱顶部的氮气压力将浓硼酸注入堆芯。当反应堆冷却剂系统的压力降到大气压时安全壳底坑和再循环地坑提供低压安注。在整个安注阶段都不需要外接电源，实现了安注过程的非能动。能保证电站在72小时内不需要外部干预的情况下安全。这个系统同时还可以完成堆芯余热应急导出，事故后安全壳内pH值控制，过程监测等功能。(2)非能动安全壳冷却系统非能动安全壳冷却系统由安全壳、冷却水储存箱、冷却水分配装置、辅助冷却水储存箱、化学添加箱、再循环泵、再循环回路加热器及相关的仪表阀门组成。在发生LOCA和蒸汽发生器安全壳内主蒸汽管道破裂事故后，安全壳的温度和压力和压力升高，非能动安全壳冷却系统将安全壳内热量导到大气中减小安全壳内外压差，降低裂变产物向安全壳外泄漏的驱动力，从而限制安全壳内放射性裂变产物向环境释放的可能性。图3-2非能动堆芯冷却系统如上图所示在发生事故后非能动安全壳冷却系统自动触发（或手动触发）,安全壳冷却水箱（PCCWST）内的除盐水在重力的作用下，通过冷却水分配装置润湿钢制安全壳外边面。同时，常开的空气通道内形成空气自然循环，从而实现将安全壳内热量释放到大气中。安全壳通过这两种方式得到冷却。当安全壳冷却水箱的水位下降到极值时操纵员可从冷却水储存箱、除盐水系统、消防水系统、或辅助水源向PCCWST供水或直接向冷却水分配装置供水。非能动安全壳冷却系统在整个动作过程动力源来自重力或自然循环等非能动源，实现了整个系统的非能动。3.2M310核电站的专设安全设施下面描述M310机组的安全注入系统和安全壳喷淋系统。（1）M310的安全注入系统安注系统由高压安注系统、中压安注系统、低压安注系统组成。它们根据反应堆冷却系统降压情况下，在不同的压力下分别投运。当主回路系统发生LOCA压力降到11.9MPa或主蒸汽管道发生破裂导致一回路温度明显降低时，高压安注系统投入，两台上充泵作为高压安注泵向一回路注入高浓度硼酸溶液，冷却堆芯且降低反应堆的反应性，抵消因温度降低引入的正反应性，保持一定次临界度。中压安注类似于AP1000的蓄压箱系统，这里不再赘述。低压安注系统如上图所示有两条独立流道组成，每条流道有一条低压安注泵。两条低压安注泵分别连到第二、三环路的热管段。当反应堆冷却剂系统压力低于低压安注压力时低压安注泵从换料水箱取水向二、三环路热管段注入。当换料水箱出现低水位时，低压安注泵的取水管线切换到安全壳地坑，进入长期再循环冷却阶段。在整个注入过程中，除中压安注采用了非能动注射为，高压安注和低压安注必须依靠外电源驱动才能保证其功能。图3-3高低压安注系统结论AP1000核电站采用了二代核电机组（包括M310机组）的成熟技术，吸取了其多年运行经验，并在压力容器设计、主泵选型尤其是安全设施设计上进行了革命性改进。在专设安全设施的设计上大量采用了非能动理念，大大简化系统，提高了机组的安全性。