第23卷第5期2006年10月
现 代 电 力
Modern Electric Power Vol 123 No 15
Oct 12006
文章编号:100722322(2006) 0520039210 文献标识码:A 中图分类号:TM623, TL421+11
CNP1000核电厂工程技术方案
中国核工业集团公司
摘 要:介绍了CNP1000核电厂的工程技术方案。
CN P1000设计在我国现有压水堆核电站设计、建造、调试
和运行经验的基础上, 借鉴近年来国际上核电技术发展的新成果, 使电厂总体性能较第二代核电技术有较大改进。考虑到了多年国内核安全工作的经验反馈, 并吸取了国际上新一代核电厂的设计理念, CN P1000核电厂的设计方案在安全方面的考虑更全面和周到。CN P1000的技术定位为“二代加改进型”, 并有进一步发展的潜力, 能够体现我国自主知识产权的中国品牌特征。
关键词:CN P1000; 核电厂; 工程技术方案; 核安全
权的中国品牌特征。
2005年10月中核集团与国家环保总局核安全中心合作完成了对《CN P1000核电厂初步安全分析报告》重要安全方面内容的技术咨询评价。评价意见认为:“CN P1000核电厂的设计是建立在成熟基础上的, ,
, “, , 相比, CN P1000核电厂的设全方面的考虑更全面和周到”, “将CN P1000核电厂定位于二代改进型核电厂, 无疑是准确的, 也是符合实际的”。
0 引 言
增加。、经济的能源形式, 已。目前, “积极发展核电”成为我国能源政策的重要组成部分, 政府有关部门已提出了核电规模发展的中长期规划, 核电发展在我国前景广阔。
为适应我国核电发展形势的要求, 中国核工业集团公司充分利用20多年来成功自主设计、建设和运营秦山一期30万kW 压水堆核电机组(CN P300) 和秦山二期60万kW 压水堆核电机组(CN P600) 的基础, 结合引进技术、中外合作建设的大亚湾、岭澳百万kW 级压水堆核电机组的经验, 集中了上海核工程研究设计院、中国核动力研究设计院和核工业第二研究设计院等国内核电设计的骨干技术力量, 在华东电力设计院等单位配合下, 于2005年6月完成了基于假想厂址的CN P1000核电厂初步设计。
CN P1000设计是在我国现有压水堆核电站设计、建造、调试和运行经验的基础上, 依据政府部门和用户对新建核电站安全性、经济性和自主化水平的要求, 借鉴近年来国际上核电技术发展的新成果, 在提高安全性的同时尽可能提高经济性, 使电厂总体性能较第二代核电技术有较大改进。CN P1000的技术定位为“二代加改进型(G2+) ”, 并有进一步发展的潜力, 能够体现我国自主知识产
图1 CN P1000核电厂俯视图(浙江方家山厂址)
1 CNP1000
工程技术方案概述
CN P1000作为我国将在21世纪初建造的自主
品牌核电机组, 其设计既要基于我国现有的技术基
础和工业基础, 又要在安全性、可靠性、经济性方面比现有百万kW 级核电机组再提高一步, 以适应核电可持续发展的要求。针对我国现有百万kW 级压水堆核电机组在通道隔离、防火分区、反应堆热工、以及严重事故对策等方面的欠缺, CN P1000主要从核岛厂房布置、反应堆热工裕量和严重事故预防与缓解措施等三个方面进行了改进提高。
①安全性
40现 代 电 力
111 设计目标和设计原则
2006
年
采用成熟、先进、可靠的燃料组件, 增加燃料
组件装载(从157盒增加到177盒) , 降低了堆芯功率密度, 提高了发电能力, 增加了运行的安全裕量与经济性; 设计中采用PSA 分析技术, 平衡考虑安全设施的安全性和经济性两者之间的关系, 发现并排除设计中的薄弱环节; 改进专设安全设施的配置与布置, 将运行能力与安全功能分离, 提高了核电厂抗击与承受事故的能力; 考虑了严重事故预防与缓解的对策与措施, 增大了安全壳自由容积, 降低了堆芯损坏频率与早期放射性大量释放的频率。
②成熟性
工程设计中采用经验证的成熟技术, 选用成熟设备, 并经过比较充分的分析论证与试验验证。工艺系统设置和主设备选型与国内现有压水堆核电站基本一致; 单堆布置技术有出口巴基斯坦项目的实践经验和反馈; 支持, ③可用性
增大设计裕量, 包括较大的热工设计裕量, 较大的蒸汽发生器和稳压器容积, 较大的安全壳自由容积; 采用先进的数字化仪表控制系统, 改进了主控制室的人机界面与居留环境; 在电厂总体布置、厂房布置、系统功能设置等方面较为全面地贯彻了人因工程原则和可维护性原则等。这些措施的落实, 减少了造成操作、维护人员人为失误的因素, 增强了核电厂运行的灵活性, 不但提高了安全性, 更提高了核电厂的可用性。
④经济性
CN P1000提高了堆功率和热功率, 使得单位时间发电量增加, 项目的比投资下降; 提高了机组年运行负荷因子及可利用率, 降低了运行维护成本; 实施自主设计, 不仅可以大幅度减少设计费用, 而且能更好的结合国情, 减少不必要的工程投入; 工程项目的技术服务和管理费用将比引进项目大幅度降低, 同时在运行维护和运行管理方面可以充分掌握主动, 降低运行成本和相关管理费用; 提高设备国产化比例, 降低设备购置费以及减少进口设备在保险、商检、运输等进口环节的相关费用。
CN P1000核电厂充分利用了当今世界上成熟的技术, 在安全性、可用性上有较大的提高, 经济性更好。
CN P1000核电厂的主要总体设计性能指标和
安全目标如下:
①反应堆额定热功率为3050MWt (机组额定电功率1106MWe )
②电站设计寿命60年。③堆芯热工裕量15%。④堆芯损坏频率
⑥职业辐照剂量87%⑧18:, 。, 不需要建设原, 通过标准化、系列化的设计提高经济性。
③借鉴国际先进技术和经验, 参照欧美先进轻水堆用户要求(U RD 和EU R ) , 以安全性为主, 适度考虑先进性。
④充分结合国情, 即结合我国已建和在建的核电站、国内设备制造能力、国内设计力量以及运行经验等情况。
⑤有利于逐步扩大国产化的比例。通过4座核电机组的建设, 达到设计自主化, 并逐步扩大设备国产化的比例。首2台机组国产化的比例达到50%, 后2台机组国产化的比例达到70%。
⑥设计上充分考虑与下一代核电站技术的衔接, 达到可持续发展的目标。
⑦充分考虑严重事故对策。112 主要设计改进
基于上述目标和原则, CN P1000核电厂设计中, 主要在堆芯设计、专设安全设施、仪控系统、严重事故对策、核岛厂房布置等若干方面进行了改进:
①177堆芯:为了满足堆芯15%热工裕量的要求, 又不降低堆芯功率, 堆芯燃料组件增加至177个, 并采用先进的国产燃料组件, 以提高堆芯安全性和运行裕度。
②电厂设计寿命60年:
a 1不可更换的反应堆安全壳可使用60年; b 1不可更换的反应堆压力容器(RPV ) 可使用
第5期CN P1000
核电厂工程技术方案41
60年, 设计中采取了低泄漏燃料管理策略和加大RPV 内壁与堆内构件间的水隙降低RPV 内壁快中子注量、堆芯段筒体采用整体锻件制造(取消环焊
b 1将应急给水系统和启动给水系统分开设置,
简化系统功能、提高安全系统的可靠性。
⑨余热排出系统(SR H ) 并联设置的两个独立的系列; 系统采用“全压设计”; 改进了SR H 系统和SRC 系统相连接的隔离设计, 使SR H 系统在投运和隔离的情况下都能满足单一故障准则。
⑩在核安全有关的厂房中, 安全系统和设备实施严格的实体隔离, 对防止火灾、水淹等导致的共模失效非常有效。
λϖ 设置附加交流电源, 对付全厂断电事故。ωλ 全数字化仪控系统:采用国际上成熟而又先进的分布式仪表控制系统() , 提高了电厂。
:选用应力分布更均匀的内径40m 的半球顶安全壳。其目的是为了满足在严重事故的情况下安全壳内的H 2浓度小于10%的要求, 并降低安全壳内的压力。ψλ 核岛厂房布置:采用单机组布置方案, 核岛厂房满足实体分隔和防火要求。厂房布置的工程设计根据浙江方家山厂址的具体条件开展。该厂址的水平地震加速度值(SL 22) 为0120g 。厂房布置的工程设计还可以根据不同厂址的具体条件进行, 不同的厂址, 可以是不同的。
ζλ 半速汽轮发电机组:提高电厂效率。113 CNP1000核电厂设计总参数简表
参数
设计安全目标和性能指标①电厂电功率/MWe ②电厂设计寿命/年③可利用率/%④建造周期/月⑤负荷跟踪能力
⑥堆芯损坏频率/(1/堆年)
⑦严重事故下大量放射性物质早期释放频率
(1/堆年)
8760
缝) 、提高筒体材料有害杂质元素限制要求等措
施;
c 1控制棒驱动机构、堆内构件、蒸汽发生器(SG ) 、主泵、稳压器和主管道等主设备按60年使用寿命设计。
③增设RPV 高位排气系统。④堆顶结构设计成一体化结构。⑤反应堆冷却剂系统(SRC ) 改进:a 1增加feed 2bleed 运行方式;
b 1采用破前漏(LBB ) 技术, 取消主管道防甩击限制器, 削减阻尼器;
c 1改进SRC 系统低温水密实运行工况的超压保护(稳压器安全阀增设冷态启动整定值) ;
d 1采用防止SRC ;
e 13) ; f 1;
g 1改进波动管布置设计, 以缓解波动管内的热分层现象;
h 1蒸汽发生器二次侧水装量较大;
i 1取消稳压器卸压箱, 安全阀和快速卸压阀的排放管线直接接入安全壳换料水箱。
⑥内置式换料水箱:换料水箱设置在安全壳内。其目的是:
a 1可以取消安注再循环切换工况, 降低堆芯熔化频率;
b 1容易实现某些专设安全设施的功能, 如反应堆堆腔淹没系统;
c 1容易实现余热排出泵和安全壳喷淋泵互为备用的方案等。从而进一步增加核电站的安全性。
⑦严重事故对策:设置氢气控制措施, 设置堆腔淹没系统来冷却RPV 壳体, 设置专用的快速卸压阀以防止高压熔堆向安全壳直接喷放, 考虑了对付SB0工况的能力。
⑧专设安全设施改进:
a 1安全注射系统采用两个独立系列, 每系列包括2台并联的高压安注泵、1台低压安注泵。单独设置高压安注泵, 不与上充泵共用; 低压安注泵不作高压安注泵的前置泵; 低压安注泵同余热排出泵共用, 并与安全壳喷淋泵互为备用;
数值
有
⑧堆芯热工裕量/%⑨固体废物量/(桶/年) ⑩职业辐照剂量/(人Sv/堆年)
≥15
42
参数
电厂总参数
①NSSS 额定功率/MWt ②堆芯额定功率/MWt ③电厂总电功率/MWe ④电厂总效率/%⑤换料周期/月⑥电厂可利用率/%⑦电厂设计寿期/年⑧负荷跟踪能力堆芯设计和燃料
①燃料组件平均批卸料燃耗/(MWd/tU ) ②堆芯活性区高度/cm ③堆芯区等效直径/cm ④燃料组件数h ) ⑦堆芯探测器⑧F q /F ΔH
⑨平均线功率密度(W/cm )
现 代 电 力
数值
2006
年
[1**********]6
度调节棒构成。
212 反应堆设计
反应堆冷却剂从反应堆压力容器入口接管进入压力容器, 沿反应堆压力容器与吊篮之间的环腔, 向下流至反应堆压力容器下封头。经下空腔、堆芯二次支承组件和堆芯支承板分配后进入堆芯; 带走堆芯燃料棒发出的热量, 经上堆芯板, 从反应堆压力容器出口接管流出。
反应堆由燃料组件及其相关组件、堆内构件、控制棒驱动机构、反应堆压力容器、一体化堆顶结构、反应堆压力容器的支承和保温层等组成。反应
。
≥36
18>8760
有
≥45000
365. 8322. 8A FA 3G 22840×3
可移动
2. 45/1. 65
165
2 CNP1000工程技术方案介绍
211 堆芯和核燃料设计
堆芯由177个核燃料组件和61束控制棒组件
组成。每个核燃料组件包含264根燃料棒和25根导向管, 燃料棒按17×17排列。采用长周期、低泄漏和高燃耗的燃料管理方案, 平均卸料燃耗大于45GWd/t U 。燃料组件采用A FA 23G 高性能燃料
图3 反应堆结构
213 核岛系统
21311 反应堆冷却剂系统
组件
。
堆芯共布置61束棒束控制组件, 按功能分成控制棒组和停堆棒组。控制棒组由功率补偿棒和温
①系统功能
a 1堆芯冷却和传输热能; b 1反应性控制;
c 1系统内的反应堆冷却剂作为中子慢化剂; d 1反应堆冷却剂压力控制;
e 1压力边界作为防止放射性产物向环境释放
的第二道屏障。
②设计特点
a 1反应堆冷却剂系统由三条环路构成, 与反
图2 堆芯布置图
应堆压力容器并联连接。每条环路由一台蒸汽发生器、一台反应堆冷却剂泵, 连接反应堆压力容器、蒸汽发生器和反应堆冷却剂泵的管道等组成。一台稳压器通过波动管与第一条环路的主管道热段相连
第5期CN P1000
核电厂工程技术方案43
接。
b 1由直接安装在反应堆冷却剂管道上的温度测量装置测量反应堆冷却剂温度。取消测温旁路。
c 1稳压器内的工作介质通过先导式安全阀排放到安全壳内换料水箱, 被冷凝、冷却, 取消卸压箱。
d 1对主管道和波动管采用LBB 分析技术和相应设施, 防止主管道和波动管发生突然破裂。取消主管道防甩限制器, 减少阻尼器并代之以替换性支承结构
。
图5 CNP1000化学与容积控制系统示意图
①系统功能
;
, 排出堆芯余;
c 1当压力降至不允许用高压下泄装置时, 提
供低压下泄通道;
d 1本系统提供低温超压保护;
e 1在启动和升压期间, 使反应堆冷却剂循环, 直至达到反应堆冷却剂泵所需的吸入压头为止;
f 1把反应堆换料水池中的水排放到换料水贮存箱中;
g 1在需要时, 余热排出系统可确保排出事故后的堆芯余热。
②设计特点系统由两台余热排出热交换器和相应的管道、阀门组成。
余热排出泵与低压安注泵共用, 布置在安全壳外, 另外采用改进的、冗余设置的水位测量系统, 便于余热排出泵的检修和预防余热排出泵因汽蚀而损坏。余热排出热交换器布置在核辅助厂房。2131213 设备冷却水系统
图4 CN P1000反应堆冷却剂系统三维示意图
21312 核岛厂房辅助系统2131211 化学与容积控制系统
①系统功能
a 1电厂启动、功率运行、换料、停堆期间,
维持反应堆冷却剂系统所要求的水装量。
b 1按照运行及换料的要求, 减少反应堆冷却
剂中的裂变及腐蚀产物含量。
c 1调节反应堆冷却剂的硼浓度(化学补偿控制) 。d 1在电站各种工况(包括全厂断电工况) 下提
供反应堆冷却剂泵的轴封注水。
②系统特点
a 1化学与容积控制系统不执行安全功能b 1系统设置二台离心式上充泵和一台往复泵c 1往复泵除了可作为反应堆冷却剂系统水压
①系统功能
本系统在核电厂所有运行工况下, 把电厂各用户设备产生的热量带到重要厂用水系统。设备冷却水还作为电厂被冷却设备与环境之间的一道屏障, 防止放射性向环境的非控制排放。
②系统特点
设备冷却水系统由两条独立的系列组成, 每条系列包括两台100%设冷水泵和两台50%设冷热交换器。系统设冷热交换器采用板式热交换器。缓蚀
试验供压泵外, 还可接ACC 电源:保证在全厂断电工况下提供反应堆冷却剂泵的轴封注水。2131212
余热排出系统
44现 代 电 力 2006
年
剂采用磷酸三钠。
2131214硼回收系统
①系统功能
该系统接收反应堆冷却剂疏水, 系统储存、净化、蒸发处理后的水质达到反应堆级补水, 经浓缩的浓硼酸送至化容系统。
②系统特点
蒸发序列采用强制循环蒸发序列。2131215 乏燃料池冷却和净化系统
①该系统由乏燃料池冷却和乏燃料净化子系统组成。②该系统储存期为10年。2131216 蒸汽发生器排污系统
系统功能
a 1在蒸汽发生器的不同运行工况下, 将一定;
b 1c 1将这些经过减压后。
d 1疏空蒸汽发生器二次侧水。2131217 堆顶排气系统
图6 CN P1000堆腔淹没系统示意图
①在需要时, 可执行反应堆冷却剂系统正常和事故排气功能。
②该系统直接从反应堆压力容器顶盖引出。③该系统由两个独立系列组成。2131218 堆腔淹没系统
①在严重事故工况下, 堆腔淹没系统将安全壳内换料水箱内的水注入堆腔, 冷却反应堆压力容器外部, 维持压力壳结构的完整性, 防止事故后果进一步扩大。
②系统分能动和非能动两部分。非能动是通过管道使换料水箱水自流进入堆腔; 能动部分是通过堆腔淹没泵从换料水箱吸水注入堆腔, 并将水位维持在主管道中心线标高。2131219 燃料装卸设备与支持系统该系统能接收从燃料厂房运入反应堆厂房的燃料组件并装入堆芯以及从堆芯卸出的乏燃料组件返回燃料贮存水池。21312110 重要厂用水系统
该系统向核电厂安全相关的设备提供满足热负荷传递要求的冷却水。21312111
重要冷却水系统
3 。21312113 核岛主蒸汽系统
该系统可将蒸汽发生器产生的蒸汽输送至二回路, 并在各种工况下与给水系统配合排出反应堆产生的热量。
在发生主蒸汽管道破损时, 主蒸汽隔离阀限制失控的蒸汽排放。21312114 核岛主给水系统
该系统主要是向蒸汽发生器供水, 在正常工况下保持蒸汽发生器的正常水位。21312115核岛压缩空气系统
该系统在正常和异常工况下向核岛提供仪表压缩空气和厂用压缩空气。
应急压空能在事故工况向安全有关系统提供至少1小时的用气量。21312116 火灾探测与消防系统
火灾探测系统是用定点分布的探测器长期监视不同房间或厂房内的火灾情况并进行报警。
消防系统是用于扑灭核岛厂房内的火灾, 避免可能发生的放射性物质对环境的泄漏。21312117 启停给水系统
该系统在核电站正常启动和停堆运行期间执行主给水功能, 在反应堆热备用时向蒸汽发生器提供一股小流量给水以防汽化。21313 专设安全设施
专设安全设施包括安全注射系统、应急给水系统、安全壳氢气控制系统和安全壳喷淋系统等。
第5期
2131311 安全注射系统
CN P1000核电厂工程技术方案45
为100%, 提高系统可靠性。
①系统功能
a 1在发生LOCA 等事故时, 可提供冷却堆芯所需的手段, 限制燃料元件的损伤和由此产生的裂变产物的释放;
b 1在事故再循环阶段, 安全注射系统处于安
全壳外的部分起到密封屏障的作用;
c 1在换料停堆期间为反应堆换料水池充水。②系统特点
a 1安注系统包括高压安注分系统; 低压安注分系统; 安注箱注入分系统:
高压安注分系统由两个冗余系列组成, 包括:四台高压安注泵、硼注入箱、通向RCS
的注入管线和相关的管道及阀门。
低压安注分系统由两个冗余系列组成, 包括:两台低压安注泵RCS 的注入管线, 低泵。
。b 1, 不与上充泵共用
c 1低压安注泵不作高压安注泵的前置泵d 1低压安注泵同余热排出泵共用
图8 CN P1000b 150%
,
。
安全壳氢气控制系统能在假设活性燃料包壳发生100%金属水反应情况下, 降低安全壳内氢气的浓度, 避免锆水反应产生的氢浓度到达到爆燃水平。
②系统特点
a 1系统为一个非能动安全系统, 除设置一定数量的非能动氢复合器外, 还设置了若干氢点火器, 保证在设计基准事故时安全壳内氢气浓度不超过4%, 在超设计基准事故时安全壳内氢气浓度不超过10%。
b 1系统由氢气测量系统、氢气混合系统和氢
点火器、氢复合器三部分组成。2131314 安全壳喷淋系统
①系统功能
图7 CN P1000安注系统流程简图
安全壳喷淋系统作为专设安全设施, 能在电站失水事故或主蒸汽管线破裂事故期间:
a 1去除安全壳内的能量, 防止安全壳超压; b 1维持安全壳的温度和压力在可以接受的限
2131312 应急给水系统
①系统功能
当电站发生丧失主给水、主蒸汽或主给水管线破裂、蒸汽发生器传热管线破裂等瞬态或事故时, 应急给水系统向蒸汽发生器提供给水。在主给水系统或主给水系统启动失效时, 本系统也能投入运行。
②系统特点
a 1应急给水系统设置冗余的两个系列, 每个系列由一台电动给水泵和一台汽动给水泵组成, 既满足单一故障准则又满足多样性要求。每台泵容量
度内;
c 1降低安全壳大气中的裂变产物。
②系统特点
a 1安全壳喷淋泵和余热排出泵互为备用; b 1安全壳喷淋系统设立独立的热交换器; c 1化学添加物设置于安全壳内换料水箱, 取
消化学添加分系统, 避免误操作喷淋而沾污环境, 并由磷酸三钠取代NaO H ;
46现 代 电 力
d 1安全壳喷淋泵直接由安全壳内换料水箱取
21612 厂内配电系统
2006
年
水。
21314 放射性废物处理系统2131411 放射性液体废物处理系统
该系统接受各种工况下产生的设备疏水、工艺疏水和地方疏水并进行处理, 并可有控制地向环境排放。
系统蒸发序列采用强制蒸发序列。2131412 气体放射性废物处理系统
该系统收集和处理核电站产生的放射性气体。该系统的处理工艺采用活性碳延迟床执行延迟衰变处理功能。2131413 固体放射性废物处理系统
①系统对废树脂、浓缩液采用水泥固化。②系统对纸、衣服、塑料等废物进行压缩打包。
③定。214 1500r/min 的汽轮发电机, 由一台高压汽轮机、三台低压汽轮机和一台直接耦合的主发电机组成, 其效率应大于36%。蒸汽旁通能力为85%额定蒸汽流量。215 仪表控制系统
仪表控制系统采用全数字化的分散式的仪表控制系统, 以改善人机接口。采用目前世界上先进和可靠的DCS 系统, 并采用先进技术包括高速通讯网络、远程I/O 等。先进主控制室由大屏幕显示器、带安全操作和监测区的运行操作台、值班长台、安全后备屏以及电气屏等组成。216 电气系统21611 厂外电力系统
厂内配电系统可以分成3大部分:
①核电机组运行需要的非安全负荷配电系统。②永久性的非安全负荷配电系统。这些非安全负荷在任何时候包括停机在内, 一般都要求保持运行。永久性的非安全负荷包括:
a 1对预防和限制事故发生的重要的非安全负荷, 如反应堆冷却剂泵密封冷却系统、反应堆压力和冷却剂装量控制系统、安全壳排热系统。
b 1消防系统。
c 1应急响应设施。
d 1非安全的电厂支持系统e 1、盘车装
置、吊车、③安全(1E 级) 负荷配电系统。
安全配电系统每个分区必须备有独立的厂内应急交流和直流电源, 满足实体隔离和电气独立的要求。
安全配电系统设置2台独立的应急柴油发电机组。另外还设置1台AAC 电源, 用于对付全厂断电事故。配备4组免维护的蓄电池组
。
核电厂有2条独立的500kV 和220kV 的厂外输电系统。
①厂外500kV 电力系统将电站主发电机和厂内配电系统连接到厂外输电系统。
②专用的、可靠的厂外备用220kV 电力系统, 连接厂内配电系统到厂外输电系统, 向安全和非安全永久负荷的厂内配电系统供电。
③发电机与主变压器之间设置断路器。主变压器采用3单相变压器, 2个辅助变压器和1只备用变压器都是采用3圈变压器。
图9 CN P1000核电厂厂房布置图
11反应堆厂房; 21核辅助厂房; 31核安全有关厂房和电
气厂房; 41燃料厂房; 51废物处理厂房; 61固化厂房;
71应急柴油发电机厂房; 81汽轮机厂房
217 电厂布置
电厂的布置包容了反应堆厂房、核岛辅助厂房、常规岛厂房和BOP 厂房。
电厂基本布置模式为单堆布置, 在南北轴中心线上依次设置了燃料厂房、反应堆厂房、安全有关厂房和电气厂房、汽机厂房。在安全有关厂房两旁
第5期CN P1000
核电厂工程技术方案47
设置了应急柴油发电机厂房,
与反应堆冷却剂系统运行有关的辅助系统设置在贴近反应堆厂房的核辅助厂房内。废物处理厂房和固化厂房贴近燃料厂房和辅助厂房。换料水箱设置在安全壳内地下结构空间内。在反应堆厂房的90°～360°区域为设备安装运输空间。
其主要特点:①单堆布置模式满足U RD 的基本要求。②各厂房的基本功能清晰、结构相对独立, 但又有通道相连, 考虑了人员和设备运输、吊装、放射性屏蔽、防火、防水淹、应急撤离和便于运行人员巡检等。
③核安全有关厂房和电气控制厂房严格按A 、B 通道进行实体隔离(包括了机械流体系统、电气、仪表控制的所有设备) 。
④反应堆厂房采用半球型穹顶结构, , 21711 3条与反应堆压力容器相连接的传热环路组成的反应堆冷却剂系统, 以及所有配合反应堆冷却剂系统运行的辅助及安全有关系统, 其中包括化学与容积控制系统、余热排出系统、安全注射系统、消氢系统、安全壳内换料水箱系统、堆腔淹没系统、疏排水系统等系统的部分设备和管线。
反应堆厂房为圆筒型, 内径40m , 壁厚111m , 高度62m 的半球型穹顶的预应力钢筋混凝土结构厂房。整个反应堆厂房结构能在各种事故工况下使得泄漏到环境的放射性物质不超过允许值。21712 核岛辅助厂房2171211 核安全有关厂房及电气厂房
核安全有关厂房和电气厂房位于反应堆厂房与汽轮机厂房之间, 从标高-111500到+241700m 共分10层, 除-111500m 为局部负挖外, 其余每层厂房面积均为54m ×42m 。在±01000m 以下共4层, 主要容纳与安全有关的系统和设备, 包括安全注射系统、安全壳喷淋系统、余热排出系统、应急给水系统、设备冷却水系统、应急压空系统及重要冷冻水系统。在+61000m 以上设置5层, 主要设置电气和控制厂房, 其中主控制室设置在+171700m 层; 反应堆厂房与汽轮机厂房相接的主蒸汽管设置在+301000m 的厂房屋顶; 主给水管
设置在+151000m 以有效的避免形成水锤和汽锤。 2171212 核辅助厂房
核辅助厂房位于反应堆厂房的西侧, 主要容纳正常运行所需的系统和设备, 包括化学与容积控制系统、疏排水系统、取样系统、实验室、蒸汽发生器排污系统、去污系统等。该厂房的设备和管道由于和反应堆冷却剂直接接触, 属高放区, 为便于人员操作, 布置均设置阀门间及人员操作廊。
核辅助厂房体积为4717×35×1712m , 地下2层, 地上3层。2171213 应急柴油发电机厂房
A 、B (×23m ) 分别位, 下(-71罐区, 地上层。114 燃料厂房
反应堆厂房的北侧是燃料厂房(32×18×3212m ) , 地下一层, 地面以上占4层(±01000m 、+61000m 、+111000m 、+151500m ) 。乏燃料的冷却净化系统布置在±01000m , 燃料厂房送风机房布置在+61000m , 新燃料储存区、新燃料复验室设在+111000m , +151500m 为燃料厂房的操作大厅。燃料厂房通过燃料运输通道与反应堆厂房连接。
2171215 废物处理厂房和固化厂房
在核辅助厂房与燃料厂房之间是废物处理厂房。包括硼回收系统、废液处理系统、废气处理系统和固化厂房。
废液处理系统体积为34×40×2314m , 地下占二层(-111500, -71500m ) , 地上占二层(±01000, +61000m ) 。其中硼回暂存箱、补水箱和泵、工艺疏水接收箱、清洁疏水接收箱、地面疏水箱、废液检测箱布置在-111500m (3718×32m ) 为局部负挖; 树脂床和过滤器(硼回收系统、废液处理系统、乏燃料冷却和净化系统) 、硼回检测箱布置在-71500m 平面; 废液蒸发序列、硼回蒸发序列、冷凝、冷却布置在±01000m 平面; 废气处理系统布置在+61000m 平面。固化厂房(2718×16×1717m ) 布置在±01000m 和+61000m 两层平面上, 和废物处理厂房相邻。218 安全设计21811 安全要求和设计观点
48现 代 电 力 2006
年
核电站设计者的主要设计目标是设计出一个安
全和经济的核电站。安全是核电站的一项重要而长期的要求, 但经济也是一项重要的设计目标, 核电站的安全性和经济性相互不是矛盾的, 它们共同的目标是要得到一座优良的核电站, 因为增强安全性也是为了保护业主的投资利益。因此, 在开发新核电站时, 安全将被放在优先位置。21812 严重事故预防和缓解
为了预防和缓解严重事故, 设置如下的设施:①安全注射系统②安全卸压系统:设置快速降压系统, 尽快把反应堆冷却剂系统压力降到安全范围。
③可燃气体控制系统:设置了严重事故工况下运行的氢气控制系统(包括氢气混合, 监测, 复合) , 使氢气浓度能控制在有效的范围内, 而不会产生爆燃等影响安全壳的完整性。
④AAC 电源:⑤:, 对压力。⑥应急给水系统⑦堆顶放气系统⑧后备的应急安全壳喷淋系统219 概率安全分析的使用
在以确定论方法为基础, 来实施电厂安全的纵
深防御的同时, 还采用概率分析方法来分析、评估, 并对设计改进作了相应指导, 使CN P1000核电厂的安全达到预定目标
。
图CN -
1
图11 CN P1000核电厂三维透视图-2
第23卷第5期2006年10月
现 代 电 力
Modern Electric Power Vol 123 No 15
Oct 12006
文章编号:100722322(2006) 0520039210 文献标识码:A 中图分类号:TM623, TL421+11
CNP1000核电厂工程技术方案
中国核工业集团公司
摘 要:介绍了CNP1000核电厂的工程技术方案。
CN P1000设计在我国现有压水堆核电站设计、建造、调试
和运行经验的基础上, 借鉴近年来国际上核电技术发展的新成果, 使电厂总体性能较第二代核电技术有较大改进。考虑到了多年国内核安全工作的经验反馈, 并吸取了国际上新一代核电厂的设计理念, CN P1000核电厂的设计方案在安全方面的考虑更全面和周到。CN P1000的技术定位为“二代加改进型”, 并有进一步发展的潜力, 能够体现我国自主知识产权的中国品牌特征。
关键词:CN P1000; 核电厂; 工程技术方案; 核安全
权的中国品牌特征。
2005年10月中核集团与国家环保总局核安全中心合作完成了对《CN P1000核电厂初步安全分析报告》重要安全方面内容的技术咨询评价。评价意见认为:“CN P1000核电厂的设计是建立在成熟基础上的, ,
, “, , 相比, CN P1000核电厂的设全方面的考虑更全面和周到”, “将CN P1000核电厂定位于二代改进型核电厂, 无疑是准确的, 也是符合实际的”。
0 引 言
增加。、经济的能源形式, 已。目前, “积极发展核电”成为我国能源政策的重要组成部分, 政府有关部门已提出了核电规模发展的中长期规划, 核电发展在我国前景广阔。
为适应我国核电发展形势的要求, 中国核工业集团公司充分利用20多年来成功自主设计、建设和运营秦山一期30万kW 压水堆核电机组(CN P300) 和秦山二期60万kW 压水堆核电机组(CN P600) 的基础, 结合引进技术、中外合作建设的大亚湾、岭澳百万kW 级压水堆核电机组的经验, 集中了上海核工程研究设计院、中国核动力研究设计院和核工业第二研究设计院等国内核电设计的骨干技术力量, 在华东电力设计院等单位配合下, 于2005年6月完成了基于假想厂址的CN P1000核电厂初步设计。
CN P1000设计是在我国现有压水堆核电站设计、建造、调试和运行经验的基础上, 依据政府部门和用户对新建核电站安全性、经济性和自主化水平的要求, 借鉴近年来国际上核电技术发展的新成果, 在提高安全性的同时尽可能提高经济性, 使电厂总体性能较第二代核电技术有较大改进。CN P1000的技术定位为“二代加改进型(G2+) ”, 并有进一步发展的潜力, 能够体现我国自主知识产
图1 CN P1000核电厂俯视图(浙江方家山厂址)
1 CNP1000
工程技术方案概述
CN P1000作为我国将在21世纪初建造的自主
品牌核电机组, 其设计既要基于我国现有的技术基
础和工业基础, 又要在安全性、可靠性、经济性方面比现有百万kW 级核电机组再提高一步, 以适应核电可持续发展的要求。针对我国现有百万kW 级压水堆核电机组在通道隔离、防火分区、反应堆热工、以及严重事故对策等方面的欠缺, CN P1000主要从核岛厂房布置、反应堆热工裕量和严重事故预防与缓解措施等三个方面进行了改进提高。
①安全性
40现 代 电 力
111 设计目标和设计原则
2006
年
采用成熟、先进、可靠的燃料组件, 增加燃料
组件装载(从157盒增加到177盒) , 降低了堆芯功率密度, 提高了发电能力, 增加了运行的安全裕量与经济性; 设计中采用PSA 分析技术, 平衡考虑安全设施的安全性和经济性两者之间的关系, 发现并排除设计中的薄弱环节; 改进专设安全设施的配置与布置, 将运行能力与安全功能分离, 提高了核电厂抗击与承受事故的能力; 考虑了严重事故预防与缓解的对策与措施, 增大了安全壳自由容积, 降低了堆芯损坏频率与早期放射性大量释放的频率。
②成熟性
工程设计中采用经验证的成熟技术, 选用成熟设备, 并经过比较充分的分析论证与试验验证。工艺系统设置和主设备选型与国内现有压水堆核电站基本一致; 单堆布置技术有出口巴基斯坦项目的实践经验和反馈; 支持, ③可用性
增大设计裕量, 包括较大的热工设计裕量, 较大的蒸汽发生器和稳压器容积, 较大的安全壳自由容积; 采用先进的数字化仪表控制系统, 改进了主控制室的人机界面与居留环境; 在电厂总体布置、厂房布置、系统功能设置等方面较为全面地贯彻了人因工程原则和可维护性原则等。这些措施的落实, 减少了造成操作、维护人员人为失误的因素, 增强了核电厂运行的灵活性, 不但提高了安全性, 更提高了核电厂的可用性。
④经济性
CN P1000提高了堆功率和热功率, 使得单位时间发电量增加, 项目的比投资下降; 提高了机组年运行负荷因子及可利用率, 降低了运行维护成本; 实施自主设计, 不仅可以大幅度减少设计费用, 而且能更好的结合国情, 减少不必要的工程投入; 工程项目的技术服务和管理费用将比引进项目大幅度降低, 同时在运行维护和运行管理方面可以充分掌握主动, 降低运行成本和相关管理费用; 提高设备国产化比例, 降低设备购置费以及减少进口设备在保险、商检、运输等进口环节的相关费用。
CN P1000核电厂充分利用了当今世界上成熟的技术, 在安全性、可用性上有较大的提高, 经济性更好。
CN P1000核电厂的主要总体设计性能指标和
安全目标如下:
①反应堆额定热功率为3050MWt (机组额定电功率1106MWe )
②电站设计寿命60年。③堆芯热工裕量15%。④堆芯损坏频率
⑥职业辐照剂量87%⑧18:, 。, 不需要建设原, 通过标准化、系列化的设计提高经济性。
③借鉴国际先进技术和经验, 参照欧美先进轻水堆用户要求(U RD 和EU R ) , 以安全性为主, 适度考虑先进性。
④充分结合国情, 即结合我国已建和在建的核电站、国内设备制造能力、国内设计力量以及运行经验等情况。
⑤有利于逐步扩大国产化的比例。通过4座核电机组的建设, 达到设计自主化, 并逐步扩大设备国产化的比例。首2台机组国产化的比例达到50%, 后2台机组国产化的比例达到70%。
⑥设计上充分考虑与下一代核电站技术的衔接, 达到可持续发展的目标。
⑦充分考虑严重事故对策。112 主要设计改进
基于上述目标和原则, CN P1000核电厂设计中, 主要在堆芯设计、专设安全设施、仪控系统、严重事故对策、核岛厂房布置等若干方面进行了改进:
①177堆芯:为了满足堆芯15%热工裕量的要求, 又不降低堆芯功率, 堆芯燃料组件增加至177个, 并采用先进的国产燃料组件, 以提高堆芯安全性和运行裕度。
②电厂设计寿命60年:
a 1不可更换的反应堆安全壳可使用60年; b 1不可更换的反应堆压力容器(RPV ) 可使用
第5期CN P1000
核电厂工程技术方案41
60年, 设计中采取了低泄漏燃料管理策略和加大RPV 内壁与堆内构件间的水隙降低RPV 内壁快中子注量、堆芯段筒体采用整体锻件制造(取消环焊
b 1将应急给水系统和启动给水系统分开设置,
简化系统功能、提高安全系统的可靠性。
⑨余热排出系统(SR H ) 并联设置的两个独立的系列; 系统采用“全压设计”; 改进了SR H 系统和SRC 系统相连接的隔离设计, 使SR H 系统在投运和隔离的情况下都能满足单一故障准则。
⑩在核安全有关的厂房中, 安全系统和设备实施严格的实体隔离, 对防止火灾、水淹等导致的共模失效非常有效。
λϖ 设置附加交流电源, 对付全厂断电事故。ωλ 全数字化仪控系统:采用国际上成熟而又先进的分布式仪表控制系统() , 提高了电厂。
:选用应力分布更均匀的内径40m 的半球顶安全壳。其目的是为了满足在严重事故的情况下安全壳内的H 2浓度小于10%的要求, 并降低安全壳内的压力。ψλ 核岛厂房布置:采用单机组布置方案, 核岛厂房满足实体分隔和防火要求。厂房布置的工程设计根据浙江方家山厂址的具体条件开展。该厂址的水平地震加速度值(SL 22) 为0120g 。厂房布置的工程设计还可以根据不同厂址的具体条件进行, 不同的厂址, 可以是不同的。
ζλ 半速汽轮发电机组:提高电厂效率。113 CNP1000核电厂设计总参数简表
参数
设计安全目标和性能指标①电厂电功率/MWe ②电厂设计寿命/年③可利用率/%④建造周期/月⑤负荷跟踪能力
⑥堆芯损坏频率/(1/堆年)
⑦严重事故下大量放射性物质早期释放频率
(1/堆年)
8760
缝) 、提高筒体材料有害杂质元素限制要求等措
施;
c 1控制棒驱动机构、堆内构件、蒸汽发生器(SG ) 、主泵、稳压器和主管道等主设备按60年使用寿命设计。
③增设RPV 高位排气系统。④堆顶结构设计成一体化结构。⑤反应堆冷却剂系统(SRC ) 改进:a 1增加feed 2bleed 运行方式;
b 1采用破前漏(LBB ) 技术, 取消主管道防甩击限制器, 削减阻尼器;
c 1改进SRC 系统低温水密实运行工况的超压保护(稳压器安全阀增设冷态启动整定值) ;
d 1采用防止SRC ;
e 13) ; f 1;
g 1改进波动管布置设计, 以缓解波动管内的热分层现象;
h 1蒸汽发生器二次侧水装量较大;
i 1取消稳压器卸压箱, 安全阀和快速卸压阀的排放管线直接接入安全壳换料水箱。
⑥内置式换料水箱:换料水箱设置在安全壳内。其目的是:
a 1可以取消安注再循环切换工况, 降低堆芯熔化频率;
b 1容易实现某些专设安全设施的功能, 如反应堆堆腔淹没系统;
c 1容易实现余热排出泵和安全壳喷淋泵互为备用的方案等。从而进一步增加核电站的安全性。
⑦严重事故对策:设置氢气控制措施, 设置堆腔淹没系统来冷却RPV 壳体, 设置专用的快速卸压阀以防止高压熔堆向安全壳直接喷放, 考虑了对付SB0工况的能力。
⑧专设安全设施改进:
a 1安全注射系统采用两个独立系列, 每系列包括2台并联的高压安注泵、1台低压安注泵。单独设置高压安注泵, 不与上充泵共用; 低压安注泵不作高压安注泵的前置泵; 低压安注泵同余热排出泵共用, 并与安全壳喷淋泵互为备用;
数值
有
⑧堆芯热工裕量/%⑨固体废物量/(桶/年) ⑩职业辐照剂量/(人Sv/堆年)
≥15
42
参数
电厂总参数
①NSSS 额定功率/MWt ②堆芯额定功率/MWt ③电厂总电功率/MWe ④电厂总效率/%⑤换料周期/月⑥电厂可利用率/%⑦电厂设计寿期/年⑧负荷跟踪能力堆芯设计和燃料
①燃料组件平均批卸料燃耗/(MWd/tU ) ②堆芯活性区高度/cm ③堆芯区等效直径/cm ④燃料组件数h ) ⑦堆芯探测器⑧F q /F ΔH
⑨平均线功率密度(W/cm )
现 代 电 力
数值
2006
年
[1**********]6
度调节棒构成。
212 反应堆设计
反应堆冷却剂从反应堆压力容器入口接管进入压力容器, 沿反应堆压力容器与吊篮之间的环腔, 向下流至反应堆压力容器下封头。经下空腔、堆芯二次支承组件和堆芯支承板分配后进入堆芯; 带走堆芯燃料棒发出的热量, 经上堆芯板, 从反应堆压力容器出口接管流出。
反应堆由燃料组件及其相关组件、堆内构件、控制棒驱动机构、反应堆压力容器、一体化堆顶结构、反应堆压力容器的支承和保温层等组成。反应
。
≥36
18>8760
有
≥45000
365. 8322. 8A FA 3G 22840×3
可移动
2. 45/1. 65
165
2 CNP1000工程技术方案介绍
211 堆芯和核燃料设计
堆芯由177个核燃料组件和61束控制棒组件
组成。每个核燃料组件包含264根燃料棒和25根导向管, 燃料棒按17×17排列。采用长周期、低泄漏和高燃耗的燃料管理方案, 平均卸料燃耗大于45GWd/t U 。燃料组件采用A FA 23G 高性能燃料
图3 反应堆结构
213 核岛系统
21311 反应堆冷却剂系统
组件
。
堆芯共布置61束棒束控制组件, 按功能分成控制棒组和停堆棒组。控制棒组由功率补偿棒和温
①系统功能
a 1堆芯冷却和传输热能; b 1反应性控制;
c 1系统内的反应堆冷却剂作为中子慢化剂; d 1反应堆冷却剂压力控制;
e 1压力边界作为防止放射性产物向环境释放
的第二道屏障。
②设计特点
a 1反应堆冷却剂系统由三条环路构成, 与反
图2 堆芯布置图
应堆压力容器并联连接。每条环路由一台蒸汽发生器、一台反应堆冷却剂泵, 连接反应堆压力容器、蒸汽发生器和反应堆冷却剂泵的管道等组成。一台稳压器通过波动管与第一条环路的主管道热段相连
第5期CN P1000
核电厂工程技术方案43
接。
b 1由直接安装在反应堆冷却剂管道上的温度测量装置测量反应堆冷却剂温度。取消测温旁路。
c 1稳压器内的工作介质通过先导式安全阀排放到安全壳内换料水箱, 被冷凝、冷却, 取消卸压箱。
d 1对主管道和波动管采用LBB 分析技术和相应设施, 防止主管道和波动管发生突然破裂。取消主管道防甩限制器, 减少阻尼器并代之以替换性支承结构
。
图5 CNP1000化学与容积控制系统示意图
①系统功能
;
, 排出堆芯余;
c 1当压力降至不允许用高压下泄装置时, 提
供低压下泄通道;
d 1本系统提供低温超压保护;
e 1在启动和升压期间, 使反应堆冷却剂循环, 直至达到反应堆冷却剂泵所需的吸入压头为止;
f 1把反应堆换料水池中的水排放到换料水贮存箱中;
g 1在需要时, 余热排出系统可确保排出事故后的堆芯余热。
②设计特点系统由两台余热排出热交换器和相应的管道、阀门组成。
余热排出泵与低压安注泵共用, 布置在安全壳外, 另外采用改进的、冗余设置的水位测量系统, 便于余热排出泵的检修和预防余热排出泵因汽蚀而损坏。余热排出热交换器布置在核辅助厂房。2131213 设备冷却水系统
图4 CN P1000反应堆冷却剂系统三维示意图
21312 核岛厂房辅助系统2131211 化学与容积控制系统
①系统功能
a 1电厂启动、功率运行、换料、停堆期间,
维持反应堆冷却剂系统所要求的水装量。
b 1按照运行及换料的要求, 减少反应堆冷却
剂中的裂变及腐蚀产物含量。
c 1调节反应堆冷却剂的硼浓度(化学补偿控制) 。d 1在电站各种工况(包括全厂断电工况) 下提
供反应堆冷却剂泵的轴封注水。
②系统特点
a 1化学与容积控制系统不执行安全功能b 1系统设置二台离心式上充泵和一台往复泵c 1往复泵除了可作为反应堆冷却剂系统水压
①系统功能
本系统在核电厂所有运行工况下, 把电厂各用户设备产生的热量带到重要厂用水系统。设备冷却水还作为电厂被冷却设备与环境之间的一道屏障, 防止放射性向环境的非控制排放。
②系统特点
设备冷却水系统由两条独立的系列组成, 每条系列包括两台100%设冷水泵和两台50%设冷热交换器。系统设冷热交换器采用板式热交换器。缓蚀
试验供压泵外, 还可接ACC 电源:保证在全厂断电工况下提供反应堆冷却剂泵的轴封注水。2131212
余热排出系统
44现 代 电 力 2006
年
剂采用磷酸三钠。
2131214硼回收系统
①系统功能
该系统接收反应堆冷却剂疏水, 系统储存、净化、蒸发处理后的水质达到反应堆级补水, 经浓缩的浓硼酸送至化容系统。
②系统特点
蒸发序列采用强制循环蒸发序列。2131215 乏燃料池冷却和净化系统
①该系统由乏燃料池冷却和乏燃料净化子系统组成。②该系统储存期为10年。2131216 蒸汽发生器排污系统
系统功能
a 1在蒸汽发生器的不同运行工况下, 将一定;
b 1c 1将这些经过减压后。
d 1疏空蒸汽发生器二次侧水。2131217 堆顶排气系统
图6 CN P1000堆腔淹没系统示意图
①在需要时, 可执行反应堆冷却剂系统正常和事故排气功能。
②该系统直接从反应堆压力容器顶盖引出。③该系统由两个独立系列组成。2131218 堆腔淹没系统
①在严重事故工况下, 堆腔淹没系统将安全壳内换料水箱内的水注入堆腔, 冷却反应堆压力容器外部, 维持压力壳结构的完整性, 防止事故后果进一步扩大。
②系统分能动和非能动两部分。非能动是通过管道使换料水箱水自流进入堆腔; 能动部分是通过堆腔淹没泵从换料水箱吸水注入堆腔, 并将水位维持在主管道中心线标高。2131219 燃料装卸设备与支持系统该系统能接收从燃料厂房运入反应堆厂房的燃料组件并装入堆芯以及从堆芯卸出的乏燃料组件返回燃料贮存水池。21312110 重要厂用水系统
该系统向核电厂安全相关的设备提供满足热负荷传递要求的冷却水。21312111
重要冷却水系统
3 。21312113 核岛主蒸汽系统
该系统可将蒸汽发生器产生的蒸汽输送至二回路, 并在各种工况下与给水系统配合排出反应堆产生的热量。
在发生主蒸汽管道破损时, 主蒸汽隔离阀限制失控的蒸汽排放。21312114 核岛主给水系统
该系统主要是向蒸汽发生器供水, 在正常工况下保持蒸汽发生器的正常水位。21312115核岛压缩空气系统
该系统在正常和异常工况下向核岛提供仪表压缩空气和厂用压缩空气。
应急压空能在事故工况向安全有关系统提供至少1小时的用气量。21312116 火灾探测与消防系统
火灾探测系统是用定点分布的探测器长期监视不同房间或厂房内的火灾情况并进行报警。
消防系统是用于扑灭核岛厂房内的火灾, 避免可能发生的放射性物质对环境的泄漏。21312117 启停给水系统
该系统在核电站正常启动和停堆运行期间执行主给水功能, 在反应堆热备用时向蒸汽发生器提供一股小流量给水以防汽化。21313 专设安全设施
专设安全设施包括安全注射系统、应急给水系统、安全壳氢气控制系统和安全壳喷淋系统等。
第5期
2131311 安全注射系统
CN P1000核电厂工程技术方案45
为100%, 提高系统可靠性。
①系统功能
a 1在发生LOCA 等事故时, 可提供冷却堆芯所需的手段, 限制燃料元件的损伤和由此产生的裂变产物的释放;
b 1在事故再循环阶段, 安全注射系统处于安
全壳外的部分起到密封屏障的作用;
c 1在换料停堆期间为反应堆换料水池充水。②系统特点
a 1安注系统包括高压安注分系统; 低压安注分系统; 安注箱注入分系统:
高压安注分系统由两个冗余系列组成, 包括:四台高压安注泵、硼注入箱、通向RCS
的注入管线和相关的管道及阀门。
低压安注分系统由两个冗余系列组成, 包括:两台低压安注泵RCS 的注入管线, 低泵。
。b 1, 不与上充泵共用
c 1低压安注泵不作高压安注泵的前置泵d 1低压安注泵同余热排出泵共用
图8 CN P1000b 150%
,
。
安全壳氢气控制系统能在假设活性燃料包壳发生100%金属水反应情况下, 降低安全壳内氢气的浓度, 避免锆水反应产生的氢浓度到达到爆燃水平。
②系统特点
a 1系统为一个非能动安全系统, 除设置一定数量的非能动氢复合器外, 还设置了若干氢点火器, 保证在设计基准事故时安全壳内氢气浓度不超过4%, 在超设计基准事故时安全壳内氢气浓度不超过10%。
b 1系统由氢气测量系统、氢气混合系统和氢
点火器、氢复合器三部分组成。2131314 安全壳喷淋系统
①系统功能
图7 CN P1000安注系统流程简图
安全壳喷淋系统作为专设安全设施, 能在电站失水事故或主蒸汽管线破裂事故期间:
a 1去除安全壳内的能量, 防止安全壳超压; b 1维持安全壳的温度和压力在可以接受的限
2131312 应急给水系统
①系统功能
当电站发生丧失主给水、主蒸汽或主给水管线破裂、蒸汽发生器传热管线破裂等瞬态或事故时, 应急给水系统向蒸汽发生器提供给水。在主给水系统或主给水系统启动失效时, 本系统也能投入运行。
②系统特点
a 1应急给水系统设置冗余的两个系列, 每个系列由一台电动给水泵和一台汽动给水泵组成, 既满足单一故障准则又满足多样性要求。每台泵容量
度内;
c 1降低安全壳大气中的裂变产物。
②系统特点
a 1安全壳喷淋泵和余热排出泵互为备用; b 1安全壳喷淋系统设立独立的热交换器; c 1化学添加物设置于安全壳内换料水箱, 取
消化学添加分系统, 避免误操作喷淋而沾污环境, 并由磷酸三钠取代NaO H ;
46现 代 电 力
d 1安全壳喷淋泵直接由安全壳内换料水箱取
21612 厂内配电系统
2006
年
水。
21314 放射性废物处理系统2131411 放射性液体废物处理系统
该系统接受各种工况下产生的设备疏水、工艺疏水和地方疏水并进行处理, 并可有控制地向环境排放。
系统蒸发序列采用强制蒸发序列。2131412 气体放射性废物处理系统
该系统收集和处理核电站产生的放射性气体。该系统的处理工艺采用活性碳延迟床执行延迟衰变处理功能。2131413 固体放射性废物处理系统
①系统对废树脂、浓缩液采用水泥固化。②系统对纸、衣服、塑料等废物进行压缩打包。
③定。214 1500r/min 的汽轮发电机, 由一台高压汽轮机、三台低压汽轮机和一台直接耦合的主发电机组成, 其效率应大于36%。蒸汽旁通能力为85%额定蒸汽流量。215 仪表控制系统
仪表控制系统采用全数字化的分散式的仪表控制系统, 以改善人机接口。采用目前世界上先进和可靠的DCS 系统, 并采用先进技术包括高速通讯网络、远程I/O 等。先进主控制室由大屏幕显示器、带安全操作和监测区的运行操作台、值班长台、安全后备屏以及电气屏等组成。216 电气系统21611 厂外电力系统
厂内配电系统可以分成3大部分:
①核电机组运行需要的非安全负荷配电系统。②永久性的非安全负荷配电系统。这些非安全负荷在任何时候包括停机在内, 一般都要求保持运行。永久性的非安全负荷包括:
a 1对预防和限制事故发生的重要的非安全负荷, 如反应堆冷却剂泵密封冷却系统、反应堆压力和冷却剂装量控制系统、安全壳排热系统。
b 1消防系统。
c 1应急响应设施。
d 1非安全的电厂支持系统e 1、盘车装
置、吊车、③安全(1E 级) 负荷配电系统。
安全配电系统每个分区必须备有独立的厂内应急交流和直流电源, 满足实体隔离和电气独立的要求。
安全配电系统设置2台独立的应急柴油发电机组。另外还设置1台AAC 电源, 用于对付全厂断电事故。配备4组免维护的蓄电池组
。
核电厂有2条独立的500kV 和220kV 的厂外输电系统。
①厂外500kV 电力系统将电站主发电机和厂内配电系统连接到厂外输电系统。
②专用的、可靠的厂外备用220kV 电力系统, 连接厂内配电系统到厂外输电系统, 向安全和非安全永久负荷的厂内配电系统供电。
③发电机与主变压器之间设置断路器。主变压器采用3单相变压器, 2个辅助变压器和1只备用变压器都是采用3圈变压器。
图9 CN P1000核电厂厂房布置图
11反应堆厂房; 21核辅助厂房; 31核安全有关厂房和电
气厂房; 41燃料厂房; 51废物处理厂房; 61固化厂房;
71应急柴油发电机厂房; 81汽轮机厂房
217 电厂布置
电厂的布置包容了反应堆厂房、核岛辅助厂房、常规岛厂房和BOP 厂房。
电厂基本布置模式为单堆布置, 在南北轴中心线上依次设置了燃料厂房、反应堆厂房、安全有关厂房和电气厂房、汽机厂房。在安全有关厂房两旁
第5期CN P1000
核电厂工程技术方案47
设置了应急柴油发电机厂房,
与反应堆冷却剂系统运行有关的辅助系统设置在贴近反应堆厂房的核辅助厂房内。废物处理厂房和固化厂房贴近燃料厂房和辅助厂房。换料水箱设置在安全壳内地下结构空间内。在反应堆厂房的90°～360°区域为设备安装运输空间。
其主要特点:①单堆布置模式满足U RD 的基本要求。②各厂房的基本功能清晰、结构相对独立, 但又有通道相连, 考虑了人员和设备运输、吊装、放射性屏蔽、防火、防水淹、应急撤离和便于运行人员巡检等。
③核安全有关厂房和电气控制厂房严格按A 、B 通道进行实体隔离(包括了机械流体系统、电气、仪表控制的所有设备) 。
④反应堆厂房采用半球型穹顶结构, , 21711 3条与反应堆压力容器相连接的传热环路组成的反应堆冷却剂系统, 以及所有配合反应堆冷却剂系统运行的辅助及安全有关系统, 其中包括化学与容积控制系统、余热排出系统、安全注射系统、消氢系统、安全壳内换料水箱系统、堆腔淹没系统、疏排水系统等系统的部分设备和管线。
反应堆厂房为圆筒型, 内径40m , 壁厚111m , 高度62m 的半球型穹顶的预应力钢筋混凝土结构厂房。整个反应堆厂房结构能在各种事故工况下使得泄漏到环境的放射性物质不超过允许值。21712 核岛辅助厂房2171211 核安全有关厂房及电气厂房
核安全有关厂房和电气厂房位于反应堆厂房与汽轮机厂房之间, 从标高-111500到+241700m 共分10层, 除-111500m 为局部负挖外, 其余每层厂房面积均为54m ×42m 。在±01000m 以下共4层, 主要容纳与安全有关的系统和设备, 包括安全注射系统、安全壳喷淋系统、余热排出系统、应急给水系统、设备冷却水系统、应急压空系统及重要冷冻水系统。在+61000m 以上设置5层, 主要设置电气和控制厂房, 其中主控制室设置在+171700m 层; 反应堆厂房与汽轮机厂房相接的主蒸汽管设置在+301000m 的厂房屋顶; 主给水管
设置在+151000m 以有效的避免形成水锤和汽锤。 2171212 核辅助厂房
核辅助厂房位于反应堆厂房的西侧, 主要容纳正常运行所需的系统和设备, 包括化学与容积控制系统、疏排水系统、取样系统、实验室、蒸汽发生器排污系统、去污系统等。该厂房的设备和管道由于和反应堆冷却剂直接接触, 属高放区, 为便于人员操作, 布置均设置阀门间及人员操作廊。
核辅助厂房体积为4717×35×1712m , 地下2层, 地上3层。2171213 应急柴油发电机厂房
A 、B (×23m ) 分别位, 下(-71罐区, 地上层。114 燃料厂房
反应堆厂房的北侧是燃料厂房(32×18×3212m ) , 地下一层, 地面以上占4层(±01000m 、+61000m 、+111000m 、+151500m ) 。乏燃料的冷却净化系统布置在±01000m , 燃料厂房送风机房布置在+61000m , 新燃料储存区、新燃料复验室设在+111000m , +151500m 为燃料厂房的操作大厅。燃料厂房通过燃料运输通道与反应堆厂房连接。
2171215 废物处理厂房和固化厂房
在核辅助厂房与燃料厂房之间是废物处理厂房。包括硼回收系统、废液处理系统、废气处理系统和固化厂房。
废液处理系统体积为34×40×2314m , 地下占二层(-111500, -71500m ) , 地上占二层(±01000, +61000m ) 。其中硼回暂存箱、补水箱和泵、工艺疏水接收箱、清洁疏水接收箱、地面疏水箱、废液检测箱布置在-111500m (3718×32m ) 为局部负挖; 树脂床和过滤器(硼回收系统、废液处理系统、乏燃料冷却和净化系统) 、硼回检测箱布置在-71500m 平面; 废液蒸发序列、硼回蒸发序列、冷凝、冷却布置在±01000m 平面; 废气处理系统布置在+61000m 平面。固化厂房(2718×16×1717m ) 布置在±01000m 和+61000m 两层平面上, 和废物处理厂房相邻。218 安全设计21811 安全要求和设计观点
48现 代 电 力 2006
年
核电站设计者的主要设计目标是设计出一个安
全和经济的核电站。安全是核电站的一项重要而长期的要求, 但经济也是一项重要的设计目标, 核电站的安全性和经济性相互不是矛盾的, 它们共同的目标是要得到一座优良的核电站, 因为增强安全性也是为了保护业主的投资利益。因此, 在开发新核电站时, 安全将被放在优先位置。21812 严重事故预防和缓解
为了预防和缓解严重事故, 设置如下的设施:①安全注射系统②安全卸压系统:设置快速降压系统, 尽快把反应堆冷却剂系统压力降到安全范围。
③可燃气体控制系统:设置了严重事故工况下运行的氢气控制系统(包括氢气混合, 监测, 复合) , 使氢气浓度能控制在有效的范围内, 而不会产生爆燃等影响安全壳的完整性。
④AAC 电源:⑤:, 对压力。⑥应急给水系统⑦堆顶放气系统⑧后备的应急安全壳喷淋系统219 概率安全分析的使用
在以确定论方法为基础, 来实施电厂安全的纵
深防御的同时, 还采用概率分析方法来分析、评估, 并对设计改进作了相应指导, 使CN P1000核电厂的安全达到预定目标
。
图CN -
1
图11 CN P1000核电厂三维透视图-2