五大联赛揭幕战/曼联 乌龙球/篮球直播360/2026世界杯在哪

摘要：AP1000之所以成為我國今后核電技術的發展方向，主要得益于它的模塊化建造技術，簡化的系統設計和非能動技術的全面應用。AP1000的非能動堆芯冷卻系統作為非能動專設安全設施的核心系統，在設備組成、系統運行等方面都和傳統壓水堆有了很大的差異，本文主要介紹該系統相對于傳統壓水堆的優勢。

關鍵詞：AP1000  非能動  安注   余熱導出

    Abstract: As passive technologies are applied in the passive core cooling system of the AP1000, the system has many differences with the similar system of the traditional PWR named safety injection system.  This paper presents the advantage of the AP1000 PWR as compared to the traditional PWR.

Key words:  AP1000, Passive, safety injection , the core decay heat removal

    1.概述

    對于所有核電廠而言，當反應堆出現嚴重的瞬態或者事故之后最重要的就是將反應堆維持在安全停堆狀態，將它產生的余熱有效的進行導出，并限制放射性向環境的釋放，這就是著名的核安全三原則。為了保證這些原則不被違反，人們在每一個反應堆建造之初就詳細設計了相關的系統（我們稱之為專設安全設施）用于保護反應堆的安全，這其中最重要的系統就是堆芯冷卻和余熱排出系統。雖然對于不同的反應堆，這些系統的設備和運行原理不盡相同，但是我們根據這些系統運行的動力源不同，可以將它們分為能動系統和非能動系統兩大類。目前世界上正在商業運行的核電機組所采用的堆芯冷卻和余熱排出系統大多屬于能動系統，即需要依靠安全交流電源來驅動泵、風機等設備用于輸送、循環冷卻劑等流體并最終將反應堆余熱導出。AP1000作為第三代核電機組的代表，它采用的是非能動的堆芯冷卻和余熱排出系統，即這些系統僅僅依靠自然力如重力、壓縮氣體等我們每天所依賴的簡單物理原理，不需要泵、風機或者其它機械轉動設備，只要一些閥門開啟之后就可以將非能動堆芯冷卻和余熱排出系統連成一體，執行其堆芯保護功能，這與二代機組相比有了很大的不同和改進。

    2.傳統壓水堆（以秦山二期為例）的堆芯冷卻和余熱排出系統的構成

    傳統壓水堆的堆芯冷卻和余熱排出功能主要由安注系統和輔助給水系統來共同實現，在設計上主要是在發生LOCA事故、彈棒事故、二回路主給水或主蒸汽管道破裂、SGTR等設計基準事故時為一回路提供硼化和冷卻。其中安注系統可分為高壓安注、中壓安注和低壓安注三個分系統，其中除了中壓安注系統是非能動系統之外，其它兩個都是能動系統，如圖1所示。

    1) 高壓安注分系統

    傳統壓水堆的高壓安注分系統由三臺高壓安注泵（和化學容積控制系統共用）、一個硼酸注入箱、兩臺硼酸輸送泵和相關管線閥門組成，三臺高壓安注泵分別由兩列獨立的安全級交流電源供電，此系統的主要設備均位于安全殼外。當安注信號觸發之后，該系統最先動作，高壓安注泵自動啟動并自動將吸入口與換料水箱連通，這些泵克服一回路的壓力把硼酸注入箱和換料水箱當中的流體注入到堆芯，以達到快速冷卻和提供負反應性的目的。但是高壓安注泵在啟動之后為了防止氣蝕，需要低壓安注泵為其預先增壓，以提高其吸入壓頭。同時，由于在硼酸注入箱的儲存的是高濃度（約4％）的硼酸溶液，很容易造成結晶而導致管道部分堵塞，所以需要在其進出口管道和箱體上安裝加熱裝置。

    2) 中壓安注分系統

    中壓安注分系統是傳統壓水堆當中唯一一個非能動的安全注入系統，主要由兩個由氮氣加壓的安注箱以及相關管線組成，其設備位于安全殼內。在每個安注箱中都儲存有50％堆芯容量的硼酸溶液，當一回路的壓力降到安注箱的壓力（約4.65MPa）之下時，硼酸溶液就開始向堆芯注入，防止堆芯熔化。 #page#

    3) 低壓安注分系統

    低壓安注分系統主要由兩臺低壓安注泵和相應的管線閥門組成，其中低壓安注泵位于安全殼外。在電站正常運行期間，泵的進出口電動隔離閥是打開的，兩條管線由止回閥隔離，以使低壓安注泵在接到安注信號后能迅速啟動，從換料水箱吸水。當一回路壓力低于低壓安注泵出口壓頭時，開始向一回路冷段和壓力容器或冷段和熱段及壓力容器注水。當換料水箱出現低水位信號時，轉為從安全殼地坑吸水進行再循環注入。與高壓安注泵類似，低壓安注泵也是由兩列冗余的安全級交流電源來供電的。

    通過上文我們可以知道，傳統壓水堆的安注系統主要是在發生一回路失水事故情況下，向堆芯注入冷卻水并提供負反應性，而如果發生的事故屬于非冷卻劑嚴重喪失事故（包括SGTR，喪失主給水等），則安注系統注入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夠的負反應性，但是對于停堆后余熱導出并沒有很大的貢獻。所以，此時的余熱導出主要依靠安全相關的輔助給水系統來實現。傳統壓水堆的輔助給水系統主要包括兩臺100%容量電動輔助給水泵、兩臺100%容量汽動輔助給水泵、一個輔助水箱以及相應的閥門、管線，其流程簡圖如圖3所示。當此類事故發生之后，在反應堆保護系統信號（SG水位低，SG給水流量低等）的作用下啟動相應的電動或者汽動輔助給水泵，將輔助水箱當中的水送入SG產生蒸汽帶走一回路熱量，并最終將蒸汽排向凝汽器或者通過SG大氣釋放閥排向大氣，從而保證了一回路余熱的有效導出和壓力邊界的完整性。在設計上，汽動輔助給水泵在主蒸汽管道壓力0.7MPa至8.6MPa之間均可運行，保證了汽動輔助給水泵可將一回路冷卻至余熱排除系統投入的狀態。

    通過對傳統反應堆的堆芯冷卻和余熱排出系統的介紹，我們可以知道它主要依靠能動設備的多樣化和冗余來保證其設計功能能夠實現，但是這也造成了以下一些弊端：

    1.投資高，設備維護工作量大。由于傳統壓水堆為了保證系統運行的可靠性，增加了大量的設備冗余（3臺高壓安注泵，4臺輔助給水泵，2臺低壓給水泵，大量的電動閥），這個提高了電廠的建設成本，同時由于這些設備均為安全相關設備，需要定期進行性能試驗（試驗周期半個月到3個月之間），給電廠運行人員增加了很大的工作負擔，并且許多在長期的反復試驗當中也易被損壞而造成損失。

    2.傳統壓水堆的能動設備基本布置在安全殼外，使得這些設備可用性容易受到外界因素的影響。同時，由于這些設備位于安全殼外，增加了安全殼貫穿件的數量。經統計，傳統壓水堆僅堆芯冷卻和余熱排出系統就有12個安全殼貫穿件。而我們知道，安全殼貫穿件的數目越多，對安全殼完整性的威脅就越大。

    3.在傳統壓水堆的當中，除了中壓安注子系統之外，其余均為能動設備，并且在系統運行的過程當中系統需要多次借助電動閥等能動設備改變在線才能將事故引導至最終的穩定狀態，這就提高了發生人因和設備故障的概率。

    4.當傳統壓水堆發生非冷卻劑嚴重喪失事故時，如前文所述，傳統壓水堆在正常余熱排出系統投入前主要依靠輔助給水系統來帶走余熱，如果此時發生疊加故障而導致輔助給水或SG不可用，則一回路將不可避免的超溫超壓而開啟穩壓器安全閥，向安全殼釋放放射性冷卻劑，導致放射性的擴散。所以，傳統壓水堆在發生此類事故時缺少一個備用的余熱排出途徑。

    5.傳統壓水堆的堆芯冷卻和余熱排出系統當中，部分管道含有濃硼酸（主要是硼酸箱及其管道），濃度在7000至9000PPM之間，在常溫下極易附著于管道表面結晶而堵塞管道，因而需要長期投運電加熱器用于保溫而防止結晶。

    AP1000的堆芯冷卻和余熱排出系統在設計的時候大量采用了非能動技術，從而避免了傳統壓水堆的上述弊端，增加了系統的可靠性，下文就開始對AP1000的堆芯冷卻和余熱排除系統進行介紹。

    3.AP1000堆芯冷卻和余熱排出系統的構成

    AP1000的非能動堆芯冷卻和余熱排出系統由應急堆芯余熱導出子系統、安注子系統和安全殼內PH控制子系統組成，主要包括一個非能動余熱導出熱交換器（PRHR　HX）、兩個堆芯補水箱（CMT）、兩個安注箱（ACC）、一個pH調整化學藥品的籃筐和一個安全殼內換料水箱（IRWST）以及相關的閥門、管道和儀表，這些設備均被設置在鋼制安全殼內部。本系統在功能設計上與傳統壓水堆類似，主要也是在發生LOCA事故、彈棒事故、二回路主給水或主蒸汽管道破裂、SGTR等設計基準事故時為一回路提供硼化和冷卻。 #page#

    1) 應急堆芯余熱導出子系統

    應急堆芯余熱導出子系統是非能動堆芯冷卻系統(PXS)的組成部份之一。系統的主要設備是非能動余熱導出熱交換器。該熱交換器布置在IRWST內，換料水箱內的水作為PRHR熱交換器的冷卻介質和熱源。其系統流程如圖4所示。

    IRWST的位置高于反應堆，PRHR熱交換器入口管線與反應堆冷卻劑系統1環路的主管道熱段相連接，入口管路上裝有一個常開的電動閥，保證在正常運行時熱交換器中的壓力與RCS冷卻劑壓力相同，以防止在熱交換器最初啟動時發生水錘現象，同時由于熱交換器的傳熱管浸沒在IRWS當中，所以熱交換器中的水溫與IRWST中的水溫相同，這樣在電廠運行期間就可以由溫差和重力差建立并保持自然循環驅動壓頭。熱交換器的出口管線與1號蒸發器冷段腔室相連接，出口管線上有兩個并聯常關氣動閥，當這兩個閥門收到安全驅動信號時，它們就自動打開。這時，由于PRHR熱交換器和反應堆之間存在著位差和溫差，因此氣動閥打開后即產生反應堆冷卻劑的自然循環流，其方向與主泵產生的強制流方向相同。主泵脫扣前，主泵能同時為PRHR熱交換器提供強制流。主泵停止后反應堆的衰變熱繼續由自然循環方式傳至換料水箱。

    當熱交換器運行一段時間之后，換料水箱內的水達到飽和溫度，箱內產生的蒸汽進入鋼制安全殼內，并由安全殼的壁面冷卻。冷凝水沿鋼殼內壁向下流并最終由集水槽收集后被引回換料水箱內，冷凝水繼續作為熱交換器的冷卻介質。鋼安全殼外壁由非能動安全殼冷卻系統噴灑水形成的水膜和安全殼外自然對流的空氣進行冷卻，最后將反應堆的衰變熱排入最終熱阱——大氣。需要指出，非能動余熱排出子系統只是在一回路冷卻劑沒有嚴重喪失的情況下（CMT的低2水位之上）才能發揮其作用，否則就失去了自然循環的動力。

    類似于傳統壓水堆的輔助給水系統，AP1000設置了啟動給水系統用于在機組起停或事故狀態下帶出堆芯熱量，延緩PRHR的啟動，提高電廠的經濟效益，它的主要設備是兩臺啟動給水泵。與傳統壓水堆不同的是，AP1000的啟動給水系統是非安全級的，不用于事故分析。

    相對于傳統壓水堆，AP1000的應急堆芯余熱導出子系統是一個完全新增設的系統，正是這個子系統彌補了傳統壓水堆余熱導出手段不足。當發生非冷卻劑嚴重喪失事故時，如果AP1000的啟動給水系統不可用，則應急堆芯余熱導出子系統將自動投運，并最終將反應堆熱量通過鋼制安全殼排向大氣。

    2) 安注子系統

    安注子系統主要由兩個堆芯補給箱（CMT），兩個安注箱（ACC），一個安全殼內換料水箱（IRWST）以及相應的管道、閥門組成。安注子系統的主要流程如圖5所示。

    CMT位于安全殼內，其位置稍高RCS的主泵。反應堆正常運行時，箱內充滿濃度較高（約3400PPM）、低溫的含硼水。每臺CMT的入口壓力平衡管上裝有一個常開電動閥，入口管與RCS的冷段連接。壓力平衡管線正常運行時是連通的，以保持CMT內的壓力等于RCS壓力，以避免在CMT安注時發生水錘現象。每臺CMT出口的注射管上安裝兩個并聯的常關氣動隔離閥和兩個串聯的逆止閥，出口管經壓力容器直接注入管線與反應堆壓力容器相接。當CMT接收到動作信號時，出口管線上兩個常關的氣動隔離閥就自動開啟，使得CMT可以以水循環注射或者蒸汽補償注射向一回路注入濃硼酸。 #page#

    兩臺安注箱同樣位于安全殼內，充有含硼水（約2600PPM），氣腔由壓縮氮氣加壓（約4.9MPa），當一回路壓力低于安注箱的壓力時就可以實現快速注射。安注箱出口管上裝有一個常開的電動隔離和兩個串聯的止回閥，出口管與反應堆壓力容器的直接注射管相接。

    安全殼內換料水箱的位置略高于一回路主管道，內置2100立方米濃度為2600PPM左右的硼酸。每個系列的注射管上各有一個常開的電動閥，兩個并聯的止回閥和兩個并聯的爆破閥。爆破閥根據自動卸壓系統第4級閥門的動作信號自動打開。只有RCS完全卸壓后才能實現換料水箱的重力注射。

    安注子系統的順利投入還需要自動卸壓系統（ADS）的輔助。

    3) 安全殼內PH控制子系統

    安全殼內pH控制子系統的主要設備是pH控制籃筐，其布置高度低于事故后最低的淹沒水位，當淹沒水位達到籃子高度時，即形成非能動的化學物添加。在發生LOCA時，堆芯損壞，RCS中的放射性釋放到安全殼內。此時pH控制子系統用于向安全殼再循環水中添加化學物質TSP（磷酸三鈉），以中和硼酸并將安全殼再循環水的pH值控制在7.0-9.5范圍內，這樣可以形成碘酸鈉沉淀，從而減少了由于水的輻照分解而導致有機碘的產生，最終減少安全殼內的氣載放射性碘和廠外劑量。同時，我們知道AP1000的第三道安全屏障是鋼制安全殼，而不銹鋼在酸性環境下更容易受到酸性腐蝕和應力腐蝕的威脅，所以向安全殼內添加TSP也減少了在安全殼再循環狀態下鋼制安全殼不銹鋼部件發生酸性腐蝕和應力腐蝕斷裂的可能性，從而保護了安全殼的完整性。在傳統壓水堆當中也有類似功能，不過是通過安全殼噴淋系統來實現的，且需要改變能動設備（泵和電動閥）的在線來實現。

    通過上文介紹，我們可以清楚的知道AP1000的安注子系統相對于傳統壓水堆，最大的不同在于沒有任何由交流電源供電的能動設備（如泵，交流電動閥等），僅僅依靠重力、壓縮空氣、直流電源（用于氣動閥、爆破閥、直流電動閥）和密度差就能實現系統的運行，這大大降低了設備的故障概率。同時AP1000的所有設備、管道均位于安全殼內部，減少安全殼貫穿件的數目，增加了設備的可靠性。

    下面我們再比較一下壓水堆和AP1000堆芯冷卻和余熱排出系統在系統運行方面的差異：

    4.傳統壓水堆和AP1000堆芯冷卻和余熱排出系統的不同動作過程

    1.AP1000非能動堆芯冷卻系統的動作過程

    首先，當CMT接收到動作信號之后，開啟其出口管線上的兩個并聯的氣動隔離閥，由重力和密度差作為動力實現對一回路進行高壓安注。這一過程一般可以持續較長時間，但是根據一回路冷卻劑喪失的快慢具體的時間也會有所不同。當CMT啟動之后，同時也驅動PRHR HX的投入，并同時停運主泵。此時反應堆的衰變熱由PRHR HX通過自然循環傳遞給換料水箱內的水。不過這一過程只針對非冷卻劑喪失的事故才有效。

    其次，如果CMT的投入并沒有緩解事故的發展，隨著一回路冷卻劑的喪失導致CMT液位進一步下降，如果CMT的液位達到“低1”就觸發第1級自動卸壓系統的驅動信號，第2級、第3級自動卸壓系統則根據不同的時間延遲信號投入，具體的實現方式為依次開啟穩壓器上部的6個直流電動卸壓閥。在自動卸壓系統（ADS）啟動降壓達到RNS泵的注入能力之后，如果正常余熱排出系統（RNS）依然可用，操作員可以通過RNS泵從燃料裝載井或換料水箱中取水向一回路中注入，這一功能類似于傳統壓水堆的低壓安注泵功能，但在AP1000當中，這并不是安全相關功能也不要求RNS在事故狀態下可用。同時當一回路的壓力由于ADS的動作而降到安注箱（ACC）的壓力之下時，安注箱當中的硼酸溶液就會在高壓氮氣的作用下快速注入堆芯，提供大約幾分鐘的高速注射流對堆芯進行冷卻和硼化。 #page#

    然后，如果RNS系統和ACC的投入并沒有阻止CMT注入在下降到低2水位之前停止，最終將導致ADS第四級爆破卸壓閥啟動，一回路完全卸壓，進而造成安全殼內換料水箱（IRWST）出口爆破閥開啟，在重力的作用下IRWST中的濃硼酸直接向一回路注入，這一過程可以在較低的安注流量下維持很長的時間，最常可至數天。當IRWST的液位下降到“低3”液位，最終觸發安全殼再循環爆破閥動作，將一回路過渡到安全殼再循環模式，并維持在這一模式通過安全殼帶走反應堆余熱，保持反應堆在安全停堆狀態。

    總結非能動堆芯冷卻系統的動作過程，可以將其分為四個階段：a. 兩臺CMT提供較長時間較大的注射流；b. 兩臺安注箱在數分鐘內提供非常大的注射流；c. 一個IRWST提供很長時間較小的注射流；d. 三個水源完成注射后，受淹的安全殼成為長期的水源，由自然循環提供堆芯的再循環冷卻。在以上這四個過程當中，有可能需要一次性動作的閥門或設備主要有：1.自動卸壓系統（ADS）的6個直流電動卸壓閥、4個爆破卸壓閥；2.非能動堆芯冷卻系統（PXS）的2個CMT出口氣動隔離閥、4個安全殼內換料水箱（IRWST）出口爆破隔離閥、4個安全殼再循環爆破隔離閥。驅動這些閥門動作的信號和動力均由蓄電池供電的直流系統來提供，并且蓄電池組可以保證這些設備在全廠失電后的24至72小時內可以正常自動動作，無需操縱員干預，這樣就使得AP1000非能動堆芯冷卻系統當中極少數需要一次動作的設備也具有了極大的可靠性，可視作與非能動設備具有同等的可靠性。

    此外，對于非能動堆芯冷卻系統，不是每一次動作都會完整的經歷上述4個過程，只是在發生某些稀有事故情況下（如LOCA）才會最終過渡到安全殼再循環模式，對于大多數瞬態或事故，在情況得到有效的緩解之后就會人為中止非能動堆芯冷卻系統的動作。非能動堆芯冷卻系統的動作序列如圖6所示。

    2．傳統壓水堆安注系統的動作過程

    a．冷段直接注入階段

    當安注系統接收到安注信號之后，首先啟動第二臺高壓安注泵（第一臺作為上充泵一直在運行），開啟換料水箱與高壓安注泵之間的閥門，開啟硼注入箱前后隔離閥即開啟第一條高壓安注管線注入一回路冷段，將容控箱與高壓安注泵隔離，低壓安注泵通向高壓安注泵吸水母管的連接閥開啟，啟動低壓安注泵。三分鐘后，接通另一條高壓安注管線，直接注入壓力容器，以提高注入流量。需要指出，在冷段直接注入的過程中，如果一回路的壓力降到中壓安注箱的定值之下（約4.65MPa），安注箱內硼水開始注入一回路，當一回路壓力下降到低壓安注泵出口壓力之下時（約1.5Mpa.a），低壓安注管線開始有硼溶液注入到RCP系統冷段和壓力容器中去，同時需要關閉中壓安注箱出口隔離閥，防止氮氣進入一回路。

    b．冷段再循環注入階段

    隨著高壓安注泵不斷把換料水箱中的硼水注入到一回路中，換料水箱的水位持續下降。當換料水箱的水位降到“低3”值時，如果此時仍需要安注，則需要將低壓安注泵的吸水口切向安全殼地坑，即轉入冷段再循環注入階段。主要的動作過程是：開啟低壓安注泵從地坑吸水的閥門，關閉低壓安注泵從換料水箱吸水的閥門。

    c．冷熱段同時再循環注入階段

    在LOCA事故當中，由于很難確定破口的具體位置，為了防止堆芯物理現象的復雜化，在安注開始約12小時之后就開始手動切換至冷熱段同時再循環注入階段。主要的操作為：開啟低壓安注泵向熱段注入的閥門，關閉低壓安注泵向冷段和壓力容器注入的主通道閥門，開啟旁路閥；開啟高壓安注泵向熱段注入的閥門，關閉高壓安注泵向冷段注入的主通道閥門并開啟其旁路閥。

    d．長期再循環注入階段

    安注動作24小時后，安注將轉入到長期再循環注入階段，即通過低壓安注泵從安全殼地坑吸水，然后通過三臺高壓安注泵和兩臺低壓安注泵將冷卻劑注入堆芯，保持堆芯的負反應性以及排出堆芯產生的余熱，將放射性的釋放控制在安全殼內。

傳統壓水堆的安注動作序列如下所示：

    類似于AP1000，傳統壓水堆的以上安注過程也并不是每個事故發生后都會經歷，事實上只有極少數稀有事故（如LOCA）等發生時才會經歷完整的安注過程。在絕大多數情況下，當事故得到有效的控制、一回路狀態穩定以后，安注就會被人為中止。

    同過上文比較，可以得知AP1000非能動堆芯冷卻和余熱排出系統只要依次通過氣動閥或者爆破閥一次在線就能夠達到最終的穩定狀態，且不需要依靠由交流電源供電的能動設備，而傳統壓水堆則需要通過多個電動閥的反復在線才能適應不同安注安注階段的需要并最終達到長期再循環狀態，實現堆芯冷卻，并且在整個過程當中都需要能動設備（泵和電動閥）的協助。相比于AP1000，傳統壓水堆發生故障的概率大大提高。綜合前文，總結AP1000相對于傳統壓水堆的優勢如下：

    5.AP1000非能動堆芯冷卻和余熱排出系統的優勢與挑戰

    1) 非能動余熱排出功能

    由上文可知，AP1000的非能動堆芯冷卻系統包含一個非能動余熱排出熱交換器（PRHR），用于在發生非嚴重冷卻劑喪失事故（如SGTR、失主給水等）時將堆芯余熱導向安全殼內置換料水箱并最終通過非能動安全殼冷卻系統將熱量導向最終熱井——大氣。而傳統壓水堆并沒有此功能，當發生類似事故時，只能通過布置在安全殼外的安全級別的輔助給水泵給SG供水，并通過SG帶走停堆后的堆芯余熱。如果此時再疊加輔助給水系統或者SG本身的部分不可用故障，則必然將導致一回路溫度、壓力的進一步升高，可能造成穩壓器安全閥打開，從而造成放射性釋放的擴大。所以，對于擁有PRHR的AP1000就不會發生此類風險，它除了可以通過啟動給水系統（類似傳統壓水堆輔助給水系統）向SG供水帶走余熱之外，還可以通過PRHR來帶走余熱，這保證了AP1000在發生此類事故時不會導致一回路狀態的惡化而有開啟穩壓器安全閥的風險。#page#

    2) 非能動特性

    AP1000非能動堆芯冷卻系統的安注分系統的主要設備是兩個堆芯補給箱（CMT），兩個安注箱（ACC），一個安全殼內換料水箱（IRWST），其中CMT是借助重力和密度差作為其安注的其驅動力，ACC是利用壓縮氣體即加壓的氮氣作為其驅動力，IRWST則是利用了重力，所以AP1000的安注分系統驅動力采用的是非能動的自然力，取消了安全級的交流電源，采用的是可由蓄電池供電的1E級的直流電源，且在系統動作的時候一次動作即可完成系統在線無需反復動作，理論上在事故發生72小時之內無需操縱員干預。相比之下，傳統壓水堆的安注系統除了中壓安注系統是非能動之外，高壓和低壓安注分系統均需利用安全級交流電源供電的安注泵來向一回路注水，同時在安注回路上的電動閥也是由安全級的交流電源供電并且在不同的安裝階段需要多次動作改變系統在線以滿足系統設計需要，這增加了人因事故和設備故障的風險，同時也增加了投資。

    3) 設備布置及安全殼貫穿件

    AP1000非能動堆芯冷卻系統的所有設備（包括PRHR）都設置在安全殼內，這減少了外來飛射物以及人因對設備造成的風險，增加了設備的可靠性。而傳統壓水堆除了中壓安注分系統布置在安全殼內部之外，高壓和低壓安注分系統的泵和大部分閥門都布置在安全殼外的核輔助廠房當中。同時，由于AP1000堆芯冷卻系統的設備都布置在安全殼內，所以就不再需要安全殼貫穿件，而傳統壓水堆需要設置12個安全殼貫穿件用于安注系統的初始注入和再循環，這也增加了安全殼完整性被破壞的風險概率。

    4) 硼酸結晶

    在傳統壓水堆的高壓安注回路當中設置了一個硼酸注入箱，內部的濃度大約是20000PPM，用于在安注動作初期向一回路提供負反應性。但是高濃度的硼酸極容易結晶析出而附著在管道上造成堵塞。所以在傳統壓水堆中還須給硼酸注入箱及其前后管道設置電加熱器，用于加熱硼酸防止其結晶，這些電加熱器同樣也由安全級交流電源供電。而AP1000非能動堆芯冷卻系統中儲存的硼酸溶液最高濃度不超過3400PPM，即便在常溫下也不會發生由于結晶析出而造成管道堵塞的風險。

    5) 設備簡化

    AP1000的主要特點之一就是簡化的系統設計，這一特點也體現在非能動堆芯冷卻系統當中。由于傳統壓水堆的安注系統主要依靠安全交流電源供電的泵來驅動安注的進行和冷卻劑的循環冷卻，所以相對于采用非能動技術的AP1000系統，傳統壓水堆的安注系統需要采用更多的能動設備（泵、電機）來保證系統的運行，具體兩個系統的比較見表1。通過表1的比較可以清楚的知道，AP1000由于采用了非能動技術而大大簡化了系統的設備，降低了建造成本，同時也降低了機組運行以后的監督、維修成本。#page#

  表1：AP1000非能動堆芯冷卻系統與傳統壓水堆的安注系統差異比較

    6) 挑戰

    雖然AP1000非能動堆芯冷卻系統由于簡化的系統設計和非能動技術應用使其相對于傳統壓水堆的安注系統有了很大的優勢，但是它依然面臨一些挑戰： 1) AP1000安注的動作特別是ACC和IRWST的正確動作需要自動卸壓系統（ADS）的輔助，ADS第1、2、3級的卸壓可以確保ACC向一回路的安注，而ADS第4級的卸壓可以保證IRWST中的硼酸注入一回路。所以確保ADS系統的可用對安注至關重要，我們今后必須要加強對ADS系統的監督。2) 傳統壓水堆在發生LOCA事故時由于無法確定破口的正確位置，為了防止堆芯物理現象的復雜化以及硼酸的濃縮結晶，在安注進行至第三階段時采用冷熱段同時注入的方式，用于緩解上述現象。而AP1000的安注從始至終都采用向壓力容器直接注入的方式，這種安注方式是否對不同破口位置的LOCA具有同等的緩解效果需要得到確認。   

    6.結論

    AP1000的非能動堆芯冷卻系統是專設安全設施的重要組成部分之一，它在簡化系統設計、非能動技術的應用等方面都和AP1000的總體設計思想一脈相承，不僅大大降低了人因失誤發生的可能性，提高了系統運行的可靠性和安全性，而且還明顯的降低了電站的建設成本，提高了電廠的經濟效益。所以，AP1000的非能動堆芯冷卻系統相對于傳統壓水堆的安注系統具有不可比擬的優勢，是AP1000作為第三代核電技術代表的一個突出特點。

    參考文獻：

    1．三門核電有限公司，《AP1000核電站基礎培訓教材》

    2．秦山核電聯營有限公司，《核電廠中級運行》

    3．林誠格，《非能動安全先進核電廠AP1000》