AP1000非能动堆芯冷却系统相对于传统压水堆的优势(精)

1、摘要摘要：AP1000 之所以成为我国今后核电技术的发展方向，主要得益于它的模块化建造技术，简化的系统设计和非能动技术的全面应用。AP10OO 的非能动堆芯冷却系统作为非能动专设安全设施的核心系统，在设备组成、系统运行等方面都和传统压水堆有了很大的差异，本文主要介绍该系统相对于传统压水堆的优势。关键词：关键词：AP1000 非能动安注余热导出Abstract:Abstract:AspassivetechnologiesareappliedinthepassivecorecoolingsystemoftheAP1000,thesystemhasmanydifferenceswiththesimi

2、larsystemofthetraditionalPWRnamedsafetyinjectionsystem.ThispaperpresentstheadvantageoftheAP1000PWRascomparedtothetraditionalPWR.Keywords:Keywords:AP1000,Passive,safetyinjection,thecoredecayheatremoval1.概述概述对于所有核电厂而言， 当反应堆出现严重的瞬态或者事故之后最重要的就是将反应堆维持在安全停堆状态，将它产生的余热有效的进行导出，并限制放射性向环境的释放，这就是著名的核安全三原则。为了保证这

3、些原则不被违反，人们在每一个反应堆建造之初就详细设计了相关的系统（我们称之为专设安全设施）用于保护反应堆的安全，这其中最重要的系统就是堆芯冷却和余热排出系统。虽然对于不同的反应堆，这些系统的设备和运行原理不尽相同，但是我们根据这些系统运行的动力源不同，可以将它们分为能动系统和非能动系统两大类。目前世界上正在商业运行的核电机组所采用的堆芯冷却和余热排出系统大多属于能动系统，即需要依靠安全交流电源来驱动泵、风机等设备用于输送、循环冷却剂等流体并最终将反应堆余热导出。AP1000 作为第三代核电机组的代表， 它采用的是非能动的堆芯冷却和余热排出系统，即这些系统仅仅依靠自然力如重力、压缩气体等我们每天

4、所依赖的简单物理原理，不需要泵、风机或者其它机械转动设备，只要一些阀门开启之后就可以将非能动堆芯冷却和余热排出系统连成一体，执行其堆芯保护功能，这与二代机组相比有了很大的不同和改进。传统压水堆（以秦山二期为例）的堆芯冷却和余热排出系统的构成2.传统压水堆的堆芯冷却和余热排出功能主要由安注系统和辅助给水系传统压水堆的堆芯冷却和余热排出功能主要由安注系统和辅助给水系统来共同实现统来共同实现，在设计上主要是在发生事故在设计上主要是在发生事故、弹棒事故弹棒事故、二回路主给水或主二回路主给水或主蒸汽管道破裂、等设计基准事故时为一回路提供硼化和冷却。蒸汽管道破裂、等设计基准事故时为一回路提供硼化和冷却。S

5、GTRSGTR非能动堆芯冷却系统相对于传统压水堆的优势AP1000作者：张冰伟张冰伟3 3其中安注系统可分为高压安注其中安注系统可分为高压安注、 中压安注和低压安注三个分系统中压安注和低压安注三个分系统， 其中除了其中除了中压安注系统是非能动系统之外，其它两个都是能动系统，如图所中压安注系统是非能动系统之外，其它两个都是能动系统，如图所1 1图：传统压水堆安全注入系统简图图：传统压水堆安全注入系统简图1 1高压安注分系统高压安注分系统1 1传统压水堆的高压安注分系统由三台高压安注泵传统压水堆的高压安注分系统由三台高压安注泵 （和化学容积控制系统和化学容积控制系统共用共用）、一个硼酸注入箱一个硼

6、酸注入箱、两台硼酸输送泵和相关管线阀门组成两台硼酸输送泵和相关管线阀门组成，三台高压三台高压安注泵分别由两列独立的安全级交流电源供电安注泵分别由两列独立的安全级交流电源供电， 此系统的主要设备均位于安此系统的主要设备均位于安全壳外全壳外。当安注信号触发之后当安注信号触发之后，该系统最先动作该系统最先动作，高压安注泵自动启动并自高压安注泵自动启动并自动将吸入口与换料水箱连通动将吸入口与换料水箱连通， 这些泵克服一回路的压力把硼酸注入箱和换料这些泵克服一回路的压力把硼酸注入箱和换料水箱当中的流体注入到堆芯水箱当中的流体注入到堆芯， 以达到快速冷却和提供负反应性的目的以达到快速冷却和提供负反应性的目

7、的。 但是但是高压安注泵在启动之后为了防止气蚀高压安注泵在启动之后为了防止气蚀， 需要低压安注泵为其预先增压需要低压安注泵为其预先增压， 以提以提高其吸入压头高其吸入压头。同时同时，由于在硼酸注入箱的储存的是高浓度由于在硼酸注入箱的储存的是高浓度（约约）的硼酸的硼酸溶液溶液， 很容易造成结晶而导致管道部分堵塞很容易造成结晶而导致管道部分堵塞， 所以需要在其进出口管道和箱所以需要在其进出口管道和箱体上安装加热装置。体上安装加热装置。中压安注分系统中压安注分系统2 2中压安注分系统是传统压水堆当中唯一一个非能动的安全注入系统，中压安注分系统是传统压水堆当中唯一一个非能动的安全注入系统，主要由两个由

8、氮气加压的安注箱以及相关管线组成，其设备位于安全壳内主要由两个由氮气加压的安注箱以及相关管线组成，其设备位于安全壳内。在每个安注箱中都储存有堆芯容量的硼酸溶液，当一回路的压力在每个安注箱中都储存有堆芯容量的硼酸溶液，当一回路的压力5050降到安注箱的压力（约）之下时，硼酸溶液就开始向堆芯注入，防止降到安注箱的压力（约）之下时，硼酸溶液就开始向堆芯注入，防止堆芯熔化。堆芯熔化。4.65MPa低压安注分系统低压安注分系统低压安注分系统主要由两台低压安注泵和相应的管线阀门组成低压安注分系统主要由两台低压安注泵和相应的管线阀门组成，其中低其中低压安注泵位于安全壳外压安注泵位于安全壳外。在电站正常运行期

9、间在电站正常运行期间，泵的进出口电动隔离阀是打泵的进出口电动隔离阀是打开的开的，两条管线由止回阀隔离两条管线由止回阀隔离，以使低压安注泵在接到安注信号后能迅速启以使低压安注泵在接到安注信号后能迅速启动动，从换料水箱吸水从换料水箱吸水。当一回路压力低于低压安注泵出口压头时当一回路压力低于低压安注泵出口压头时，开始向一开始向一回路冷段和压力容器或冷段和热段及压力容器注水回路冷段和压力容器或冷段和热段及压力容器注水。 当换料水箱出现低水位当换料水箱出现低水位信号时信号时，转为从安全壳地坑吸水进行再循环注入转为从安全壳地坑吸水进行再循环注入。与高压安注泵类似与高压安注泵类似，低压低压安注泵也是由两列冗

10、余的安全级交流电源来供电的。安注泵也是由两列冗余的安全级交流电源来供电的。通过上文我们可以知道，传统压水堆的安注系统主要是在发生一回路失水事故情况下，向堆芯注入冷却水并提供负反应性，而如果发生的事故属于非冷却剂严重丧失事故（包括，丧失主给水等），则安注系统注入SGTR一回路的硼酸溶液的量有限，所以最重要的功能是向堆芯提供足够的负反应性，但是对于停堆后余热导出并没有很大的贡献。所以，此时的余热导出主要依靠安全相关的辅助给水系统来实现。传统压水堆的辅助给水系统主要包括两台容量电动辅助给水泵、两台容量汽动辅助给水泵、一个辅助水箱以及相应的阀门、管线，其流程简图如图所示。当此类事故3发生之后， 在反应

11、堆保护系统信号（水位低，给水流量低等）的作用SGSG下启动相应的电动或者汽动辅助给水泵，将辅助水箱当中的水送入产生SG蒸汽带走一回路热量，并最终将蒸汽排向凝汽器或者通过大气释放阀排SG向大气，从而保证了一回路余热的有效导出和压力边界的完整性。在设计上，汽动辅助给水泵在主蒸汽管道压力至之间均可运行，保证了汽动辅助给水泵可将一回路冷却至余热排除系统投入的状态。通过对传统反应堆的堆芯冷却和余热排出系统的介绍通过对传统反应堆的堆芯冷却和余热排出系统的介绍，我们可以知道它我们可以知道它主要依靠能动设备的多样化和冗余来保证其设计功能能够实现主要依靠能动设备的多样化和冗余来保证其设计功能能够实现， 但是这也

12、造但是这也造成了以下一些弊端：成了以下一些弊端：1.投资高，设备维护工作量大。由于传统压水堆为了保证系统运行的可靠1.，增加了大量的设备冗余（台高压安注泵，台辅助给水泵，台低压给342水泵，大量的电动阀），这个提高了电厂的建设成本，同时由于这些设备均为安全相关设备，需要定期进行性能试验（试验周期半个月到个月之3间） ， 给电厂运行人员增加了很大的工作负担，并且许多在长期的反复试验当中也易被损坏而造成损失。2.传统压水堆的能动设备基本布置在安全壳外，使得这些设备可用性容易2.受到外界因素的影响。同时，由于这些设备位于安全壳外，增加了安全壳贯穿件的数量。经统计，传统压水堆仅堆芯冷却和余热排出系统就

13、有个安全壳贯穿件。而我们知道，安全壳贯穿件的数目越多，对安全壳完整性的威胁就越大。3.在传统压水堆的当中，除了中压安注子系统之外，其余均为能动设备，并且在系统运行的过程当中系统需要多次借助电动阀等能动设备改变在线才能将事故引导至最终的稳定状态，这就提高了发生人因和设备故障的概率。当传统压水堆发生非冷却剂严重丧失事故时，如前文所述，传统压水堆4.在正常余热排出系统投入前主要依靠辅助给水系统来带走余热，如果此时发生叠加故障而导致辅助给水或不可用，则一回路将不可避免的超温超SG压而开启稳压器安全阀，向安全壳释放放射性冷却剂，导致放射性的扩散。所以，传统压水堆在发生此类事故时缺少一个备用的余热排出途径

14、。传统压水堆的堆芯冷却和余热排出系统当中，部分管道含有浓硼酸（主要是硼酸箱及其管道），浓度在至之间，在常温下极易附着于管道表面结晶而堵塞管道，因而需要长期投运电加热器用于保温而防止结晶。的堆芯冷却和余热排出系统在设计的时候大量采用了非能动技术， 从而避免了传统压水堆的上述弊端，增加了系统的可靠性，下文就开始对的堆芯冷却和余热排除系统进行介绍。AP1000堆芯冷却和余热排出系统的构成堆芯冷却和余热排出系统的构成3.AP10003.AP1000的非能动堆芯冷却和余热排出系统由应急堆芯余热导出子系统、安注子系统和安全壳内控制子系统组成，主要包括一个非能动余热导出热交换器（）、两个堆芯补水箱（）、两个

15、安注箱（）、一个调整化学药品的篮筐和一个安全壳内换料水箱（）以及相关的阀门、管IRWST道和仪表，这些设备均被设置在钢制安全壳内部。本系统在功能设计上与传统压水堆类似，主要也是在发生事故、弹棒事故、二回路主给水或LOCA主蒸汽管道破裂、 等设计基准事故时为一回路提供硼化和冷却。SGTR应急堆芯余热导出子系统1应急堆芯余热导出子系统是非能动堆芯冷却系统的组成部份之一。系统的主要设备是非能动余热导出热交换器。该热交换器布置在内，换料水箱内的水作为热交换器的冷却介质和热源。其系统流程如图所PRHR4示。图图 4 4：非能动余热排出子系统流程简：非能动余热排出子系统流程简图图IRWST 的位置高于反应

16、堆， PRHR 热交换器入口管线与反应堆冷却剂系统 1 环路的主管道热段相连接，入口管路上装有一个常开的电动阀，保证在正常运行时热交换器中的压力与 RCS 冷却剂压力相同，以防止在热交换器最初启动时发生水锤现象，同时由于热交换器的传热管浸没在 IRWS 当中，所以热交换器中的水温与 IRWST 中的水温相同，这样在电厂运行期间就可以由温差和重力差建立并保持自然循环驱动压头。热交换器的出口管线与 1 号蒸发器冷段腔室相连接，出口管线上有两个并联常关气动阀，当这两个阀门收到安全驱动信号时，它们就自动打开。这时，由于 PRHR 热交换器和反应堆之间存在着位差和温差，因此气动阀打开后即产生反应堆冷却剂

17、的自然循环流， 其方向与主泵产生的强制流方向相同。 主泵脱扣前， 主泵能同时为 PRHR热交换器提供强制流。主泵停止后反应堆的衰变热继续由自然循环方式传至换料水箱。当热交换器运行一段时间之后，换料水箱内的水达到饱和温度，箱内产生的蒸汽进入钢制安全壳内，并由安全壳的壁面冷却。冷凝水沿钢壳内壁向下流并最终由集水槽收集后被引回换料水箱内，冷凝水继续作为热交换器的冷却介质。钢安全壳外壁由非能动安全壳冷却系统喷洒水形成的水膜和安全壳外自然对流的空气进行冷却，最后将反应堆的衰变热排入最终热阱大气。需要指出，非能动余热排出子系统只是在一回路冷却剂没有严重丧失的情况下（CMT 的低 2 水位之上）才能发挥其作

18、用，否则就失去了自然循环的动力。类似于传统压水堆的辅助给水系统，AP1000 设置了启动给水系统用于在机组起停或事故状态下带出堆芯热量，延缓 PRHR 的启动，提高电厂的经济效益，它的主要设备是两台启动给水泵。与传统压水堆不同的是，AP1000 的启动给水系统是非安全级的，不用于事故分析。相对于传统压水堆，AP1000 的应急堆芯余热导出子系统是一个完全新增设的系统，正是这个子系统弥补了传统压水堆余热导出手段不足。当发生非冷却剂严重丧失事故时，如果 AP1000 的启动给水系统不可用，则应急堆芯余热导出子系统将自动投运，并最终将反应堆热量通过钢制安全壳排向大气。2安注子系统CMTACCIRWS

19、T安注子系统主要由两个堆芯补给箱（），两个安注箱（），一个安全壳内换料水箱（）以及相应的管道、阀门组5成。安注子系统的主要流程如图所示。CMTRCS3400PPM位于安全壳内，其位置稍高的主泵。反应堆正常运行时，箱内充满浓度较高（约）、低温的含硼水。每台CMTRCSCMTRCS的入口压力平衡管上装有一个常开电动阀，入口管与的冷段连接。压力平衡管线正常运行时是连通的，以保持内的压力等于压CMTCMT力，以避免在安注时发生水锤现象。每台出口的注射管上安装两个并联的常关气动隔离阀和两个串联的逆止阀，出口管经压力容器直接注入管线CMTCMT与反应堆压力容器相接。当接收到动作信号时，出口管线上两个常关的

20、气动隔离阀就自动开启，使得可以以水循环注射或者蒸汽补偿注射向一回2600PPM4.9MPa两台安注箱同样位于安全壳内，充有含硼水（约），气腔由压缩氮气加压（约），当一回路压力低于安注箱的压力时就可以实现快速注射。安注箱出口管上装有一个常开的电动隔离和两个串联的止回阀，出口管与反应堆压力容器的直接注射管相接。图5 5：安注子系统流程简图路注入浓硼酸。21002600PPM安全壳内换料水箱的位置略高于一回路主管道，内置立方米浓度为左右的硼酸。每个系列的注射管上各有一个常4 4RCS开的电动阀，两个并联的止回阀和两个并联的爆破阀。爆破阀根据自动卸压系统第级阀门的动作信号自动打开。只有完全卸压后才能实

21、现换料水箱的重力注射。ADS安注子系统的顺利投入还需要自动卸压系统（）的辅助。3PH安全壳内控制子系统pHpH安全壳内控制子系统的主要设备是控制篮筐，其布置高度低于事故后最低的淹没水位，当淹没水位达到篮子高度时，即形成非能LOCARCSpHTSP动的化学物添加。在发生时，堆芯损坏，中的放射性释放到安全壳内。此时控制子系统用于向安全壳再循环水中添加化学物质pH7.0-9.5（磷酸三钠），以中和硼酸并将安全壳再循环水的值控制在范围内，这样可以形成碘酸钠沉淀，从而减少了由于水的辐照分解而导致有机AP1000碘的产生，最终减少安全壳内的气载放射性碘和厂外剂量。同时，我们知道的第三道安全屏障是钢制安全壳

22、，而不锈钢在酸性环境下更容易受到酸TSP性腐蚀和应力腐蚀的威胁，所以向安全壳内添加也减少了在安全壳再循环状态下钢制安全壳不锈钢部件发生酸性腐蚀和应力腐蚀断裂的可能性，从而保护了安全壳的完整性。在传统压水堆当中也有类似功能，不过是通过安全壳喷淋系统来实现的，且需要改变能动设备（泵和电动阀）的在线来实现。通过上文介绍我们可以清楚的知道AP1的安注子系统相对于传统压水堆， 最大的不同在于没有任何由交流电源供电的能动设备仅仅依靠重力、压缩空气、直流电源（用于气动阀、爆破阀、直流电动阀）和密度差就能实现系统的运行，这大大降低了设备的故障概的所有设备、管道均位于安全壳内部，减少安全壳贯穿件的数目，增加了设

23、备的可靠性。AP1000下面我们再比较一下压水堆和堆芯冷却和余热排出系统在系统运行方面的差异：4-传统压水堆和传统压水堆和AP1000堆芯冷却和余热排出系统的不同动作过程堆芯冷却和余热排出系统的不同动作过程1.AP1000非能动堆芯冷却系统的动作过程CMT首先，当接收到动作信号之后，开启其出口管线上的两个并联的气动隔离阀，由重力和密度差作为动力实现对一回路进行高压安注。CMTPRHRHX这一过程一般可以持续较长时间，但是根据一回路冷却剂丧失的快慢具体的时间也会有所不同。当启动之后，同时也驱动的投入，并同PRHRHX时停运主泵。此时反应堆的衰变热由通过自然循环传递给换料水箱内的水。不过这一过程只

24、针对非冷却剂丧失的事故才有效。CMTCMTCMT“其次，如果的投入并没有缓解事故的发展，随着一回路冷却剂的丧失导致液位进一步下降，如果的液位达到低1 11236”就触发第级自动卸压系统的驱动信号，第级、第级自动卸压系统则根据不同的时间延迟信号投入，具体的实现方式为依次开启稳压器上部的个ADSRNSRNSRNS直流电动卸压阀。在自动卸压系统（）启动降压达到泵的注入能力之后，如果正常余热排出系统（）依然可用，操作员可以通过AP1000泵从燃料装载井或换料水箱中取水向一回路中注入，这一功能类似于传统压水堆的低压安注泵功能，但在当中，这并不是安全相关功能也不要求RNSADSACC在事故状态下可用。同时

25、当一回路的压力由于的动作而降到安注箱（）的压力之下时，安注箱当中的硼酸溶液就会在高压氮气的作用下快速注入堆芯，提供大约几分钟的高速注射流对堆芯进行冷却和硼化。RNSACCCMT2ADS然后，如果系统和的投入并没有阻止注入在下降到低水位之前停止，最终将导致第四级爆破卸压阀启IRWSTIRWST动，一回路完全卸压，进而造成安全壳内换料水箱（）出口爆破阀开启，在重力的作用下中的浓硼酸直接向一回路注入，这一过程可以IRWST“3在较低的安注流量下维持很长的时间，最常可至数天。当的液位下降到低”液位，最终触发安全壳再循环爆破阀动作，将一回路过渡到安全壳再循环模式，并维持在这一模式通过安全壳带走反应堆余热

26、，保持反应堆在安全停堆状态。a.CMTb.总结非能动堆芯冷却系统的动作过程，可以将其分为四个阶段：两台提供较长时间较大的注射流；两台安注箱在数分钟c.IRWSTd.内提供非常大的注射流；一个提供很长时间较小的注射流；三个水源完成注射后，受淹的安全壳成为长期的水源，由自然循环提供堆1.ADS64芯的再循环冷却。在以上这四个过程当中，有可能需要一次性动作的阀门或设备主要有：自动卸压系统（）的个直流电动卸压阀、个爆破卸压2.PXS2CMT4IRWST4阀；非能动堆芯冷却系统（）的个出口气动隔离阀、个安全壳内换料水箱（）出口爆破隔离阀、个安全壳再循环爆破2472隔离阀。驱动这些阀门动作的信号和动力均由

27、蓄电池供电的直流系统来提供，并且蓄电池组可以保证这些设备在全厂失电后的至小时内可以正常自动（如泵，AP1000率。同时AP10004LOCA此外，对于非能动堆芯冷却系统，不是每一次动作都会完整的经历上述个过程，只是在发生某些稀有事故情况下（如）才会最终6过渡到安全壳再循环模式，对于大多数瞬态或事故，在情况得到有效的缓解之后就会人为中止非能动堆芯冷却系统的动作。非能动堆芯冷却系统的动作序列如图所示。图6：非能动堆芯冷却系统动作序列2传统压水堆安注系统的动作过程a a.冷段直接注入阶段当安注系统接收到安注信号之后，首先启动第二台高压安注泵（第一台作为上充泵一直在运行），开启换料水箱与高压安注泵之间

28、的阀门， 开启硼注入箱前后隔离阀即开启第一条高压安注管线注入一回路冷段， 将容控箱与高压安注泵隔离，低压安注泵通向高压安注泵吸水母管的连接阀开启，启动低压安注泵。三分钟后，接通另一条高压安注管线，直接注入压力容器，以提高注入流量。需要指出，在冷段直接注入的过程中，如果一回路的压力降到中压安注箱的定值之下（约 4.65MPa4.65MPa），安注箱内硼水开始注入一回路，当一回路压力下降到低压安注泵出口压力之下时（约1.5Mpa.a1.5Mpa.a），低压安注管线开始有硼溶液注入到 RCPRCP 系统冷段和压力容器中去，同时需要关闭中压安注箱出口隔离阀，防止氮气进入一回路。b b.冷段再循环注入阶

29、段随着高压安注泵不断把换料水箱中的硼水注入到一回路中，换料水箱的水位持续下降。当换料水箱的水位降到“低3 3”值时，如果此时仍需要安注，则需要将低压安注泵的吸水口切向安全壳地坑，即转入冷段再循环注入阶段。主要的动作过程是：开启低压安注泵从地坑吸水的阀门，关闭低压安注泵从换料水箱吸水的阀门。c c 冷热段同时再循环注入阶段在 LOCALOCA 事故当中，由于很难确定破口的具体位置，为了防止堆芯物理现象的复杂化，在安注开始约 1212 小时之后就开始手动切换至冷热段同时再循环注入阶段。主要的操作为：开启低压安注泵向热段注入的阀门，关闭低压安注泵向冷段和压力容器注入的主通道阀门，开启旁路阀；开启高压

30、安注泵向热段注入的阀门，关闭高压安注泵向冷段注入的主通道阀门并开启其旁路阀。d d.长期再循环注入阶段安注动作 2424 小时后，安注将转入到长期再循环注入阶段，即通过低压安注泵从安全壳地坑吸水，然后通过三台高压安注泵和两台低压安注泵将冷却剂注入堆芯， 保持堆芯的负反应性以及排出堆芯产生的余热， 将放射性的释放控制在安全壳内。传统压水堆的安注动作序列如下所示：X 却HER占炉urn冲*Ry#“氏叭I11VH皿9*怎115h八.t 类似于 AP1000，传统压水堆的以上安注过程也并不是每个事故发生后都会经历，事实上只有极少数稀有事故（如 LOCA）等发生时才会经历完整的安注过程。在绝大多数情况下

31、，当事故得到有效的控制、一回路状态稳定以后，安注就会被人为中止。动作，无需操纵员干预，这样就使得可靠性。非能动堆芯冷却系统当中极少数需要一次动作的设备也具有了极大的可靠性，可视作与非能动设备具有同等的同过上文比较，可以得知 AP1000 非能动堆芯冷却和余热排出系统只要依次通过气动阀或者爆破阀一次在线就能够达到最终的稳定状态，且不需要依靠由交流电源供电的能动设备，而传统压水堆则需要通过多个电动阀的反复在线才能适应不同安注安注阶段的需要并最终达到长期再循环状态，实现堆芯冷却， 并且在整个过程当中都需要能动设备 （泵和电动阀） 的协助。相比于AP1000， 传统压水堆发生故障的概率大大提高。 综合

32、前文， 总结AP1000相对于传统压水堆的优势如下：5.AP10005.AP1000 非能动堆芯冷却和余热排出系统的优势与挑战非能动堆芯冷却和余热排出系统的优势与挑战 1 非能动余热排出功能由上文可知，AP1000 的非能动堆芯冷却系统包含一个非能动余热排出热交换器（PRHR），用于在发生非严重冷却剂丧失事故（如 SGTR、失主给水等）时将堆芯余热导向安全壳内置换料水箱并最终通过非能动安全壳冷却系统将热量导向最终热井大气。而传统压水堆并没有此功能，当发生类似事故时，只能通过布置在安全壳外的安全级别的辅助给水泵给 SG 供水，并通过 SG 带走停堆后的堆芯余热。如果此时再叠加辅助给水系统或者SG

33、 本身的部分不可用故障，则必然将导致一回路温度、压力的进一步升高，可能造成稳压器安全阀打开，从而造成放射性释放的扩大。所以，对于拥有PRHR 的 AP1000 就不会发生此类风险，它除了可以通过启动给水系统（类似传统压水堆辅助给水系统）向 SG 供水带走余热之外，还可以通过 PRHR 来带走余热，这保证了 AP1000 在发生此类事故时不会导致一回路状态的恶化而有开启稳压器安全阀的风险。2 2 非能动特性非能动特性AP1000AP1000 非能动堆芯冷却系统的安注分系统的主要设备是两个堆非能动堆芯冷却系统的安注分系统的主要设备是两个堆芯补给箱芯补给箱（CMTCMT）, ,两个安注箱（两个安注箱

34、（ACCACC），一个安全壳内换料水箱，一个安全壳内换料水箱（IRWSTIRWST），其中其中 CMTCMT 是借助重力和密度差作为其安注的其驱动力是借助重力和密度差作为其安注的其驱动力，ACCACC 是利用压缩气体是利用压缩气体即加压的氮气作为其驱动力，即加压的氮气作为其驱动力，IRWSTIRWST 则是利用了重力，所以则是利用了重力，所以 AP1000AP1000 的安注的安注分系统驱动力采用的是非能动的自然力分系统驱动力采用的是非能动的自然力，取消了安全级的交流电源取消了安全级的交流电源，采用的采用的是可由蓄电池供电的是可由蓄电池供电的 1E1E 级的直流电源，且在系统动作的时候一次动作

35、即可级的直流电源，且在系统动作的时候一次动作即可完成系统在线无需反复动作，理论上在事故发生完成系统在线无需反复动作，理论上在事故发生 7272 小时之内无需操纵员干小时之内无需操纵员干预。相比之下，传统压水堆的安注系统除了中预。相比之下，传统压水堆的安注系统除了中压安注系统是非能动之外压安注系统是非能动之外， 高压和低压安注分系统均需利用安全级交流电源高压和低压安注分系统均需利用安全级交流电源供电的安注泵来向一回路注水供电的安注泵来向一回路注水， 同时在安注回路上的电动阀也是由安全级的同时在安注回路上的电动阀也是由安全级的交流电源供电并且在不同的安装阶段需要多次动作改变系统在线以满足系交流电源

36、供电并且在不同的安装阶段需要多次动作改变系统在线以满足系统设计需要，这增加了人因事故和设备故障的风险，同时也增加了投资。统设计需要，这增加了人因事故和设备故障的风险，同时也增加了投资。3 3 设备布置及安全壳贯穿件设备布置及安全壳贯穿件AP1000AP1000 非能动堆芯冷却系统的所有设备（包括非能动堆芯冷却系统的所有设备（包括 PRHRPRHR）都设置在安都设置在安全壳内全壳内，这减少了外来飞射物以及人因对设备造成的风险这减少了外来飞射物以及人因对设备造成的风险，增加了设备的可增加了设备的可靠性靠性。而传统压水堆除了中压安注分系统布置在安全壳内部之外而传统压水堆除了中压安注分系统布置在安全壳

37、内部之外，高压和低高压和低压安注分系统的泵和大部分阀门都布置在安全壳外的核辅助厂房当中压安注分系统的泵和大部分阀门都布置在安全壳外的核辅助厂房当中。 同时，同时，由于由于 AP1000AP1000 堆芯冷却系统的设备都布置在安全壳内，所以就不再需要安全堆芯冷却系统的设备都布置在安全壳内，所以就不再需要安全壳贯穿件，而传统压水堆需要设置壳贯穿件，而传统压水堆需要设置 1212 个安全壳贯穿件用于安注系统的初始个安全壳贯穿件用于安注系统的初始注入和再循环，这也增加了安全壳完整性被破坏的风险概率。注入和再循环，这也增加了安全壳完整性被破坏的风险概率。硼酸结晶硼酸结晶在传统压水堆的高压安注回路当中设置

38、了一个硼酸注入箱在传统压水堆的高压安注回路当中设置了一个硼酸注入箱， 内部的内部的浓度大约是浓度大约是 20000PPM20000PPM，用于在安注动作初期向一回路提供负反应性。但是用于在安注动作初期向一回路提供负反应性。但是高浓度的硼酸极容易结晶析出而附着在管道上造成堵塞高浓度的硼酸极容易结晶析出而附着在管道上造成堵塞。 所以在传统压水堆所以在传统压水堆中还须给硼酸注入箱及其前后管道设置电加热器中还须给硼酸注入箱及其前后管道设置电加热器， 用于加热硼酸防止其结晶，用于加热硼酸防止其结晶，这些电加热器同样也由安全级交流电源供电。而这些电加热器同样也由安全级交流电源供电。而 AP1000AP10

39、00 非能动堆芯冷却系非能动堆芯冷却系统中储存的硼酸溶液最高浓度不超过统中储存的硼酸溶液最高浓度不超过 3400PPM3400PPM，即便在常温下也不会发生由即便在常温下也不会发生由于结晶析出而造成管道堵塞的风险。于结晶析出而造成管道堵塞的风险。5 5 设备简化设备简化AP1000AP1000 的主要特点之一就是简化的系统设计，这一特点也体现在的主要特点之一就是简化的系统设计，这一特点也体现在非能动堆芯冷却系统当中非能动堆芯冷却系统当中。 由于传统压水堆的安注系统主要依靠安全交流电由于传统压水堆的安注系统主要依靠安全交流电源供电的泵来驱动安注的进行和冷却剂的循环冷却源供电的泵来驱动安注的进行和

40、冷却剂的循环冷却， 所以相对于采用非能动所以相对于采用非能动技术的技术的 AP1000AP1000 系统，传统压水堆的安注系统需要采用更多的系统，传统压水堆的安注系统需要采用更多的能动设备能动设备（泵泵、电机电机）来保证系统的运行来保证系统的运行，具体两个系统的比较见表具体两个系统的比较见表 1 1。通通过表过表 1 1 的比较可以清楚的知道，的比较可以清楚的知道，AP1000AP1000 由于采用了非能动技术而大大简化由于采用了非能动技术而大大简化了系统的设备了系统的设备，降低了建造成本降低了建造成本，同时也降低了机组运行以后的监督同时也降低了机组运行以后的监督、维修维修成本。成本。表：非能动堆芯冷却系统与传统压水堆的安注系统差异比较1AP1000AP1000 非能动堆非能动堆传统压水堆安传统压水堆安设