核電基礎(chǔ)知識(授課講稿)

1、核電基礎(chǔ)礎(chǔ)知識反應(yīng)堆物物理基礎(chǔ)礎(chǔ)原子和原原子核原子的基基本概念念世界上任任何物質(zhì)質(zhì)都是由由原子組組成的。原子是是進(jìn)行化化學(xué)反應(yīng)應(yīng)的最小小單位。電子質(zhì)子中子圖1-1 原子結(jié)構(gòu)示意圖原子是由由質(zhì)量相相對較大大、體積積較小位位于原子子中心的的原子核核和繞其其高速運運轉(zhuǎn)的軌軌道電子子組成。在所有穩(wěn)穩(wěn)定原子子中，軌軌道電子子數(shù)等于于核內(nèi)質(zhì)質(zhì)子數(shù)，原子作作為一個個整體是是不帶電電的。當(dāng)原子得得到或失失去電子子，便會會得到或或失去負(fù)負(fù)電荷。呈負(fù)電電性或正正電性的的原子稱稱為離子子。原子核的的基本概概念原子核由由A個核核子組成成（A是是核內(nèi)的的核子數(shù)數(shù)，又稱稱質(zhì)量數(shù)數(shù)），其其中有ZZ個帶有有正電荷荷的質(zhì)子子（

2、Z是是原子序序數(shù)，即即原子核核中質(zhì)子子的數(shù)量量）和NN個（NN表示核核內(nèi)中子子數(shù)，NN=A-Z）電電中性的的中子。任何一一個原子子核X都都可用符符號來表表示，例例如，22，8，1466等等。實際上上，只要要簡寫為為，它已已足以代代表一個個特定的的核素。原子、原原子核、質(zhì)子、中子、電子等等微觀粒粒子的質(zhì)質(zhì)量非常常小，不不方便用用克或千千克作其其質(zhì)量的的單位。一般用用原子質(zhì)質(zhì)量單位位（u）來表示示微觀粒粒子的質(zhì)質(zhì)量。對對原子來來說就是是原子量量。1uu是一個個碳-112原子子質(zhì)量的的十二分分之一即即1.6660556110-227Kgg。質(zhì)子子的靜止止質(zhì)量為為1.00072276uu，中子子的靜止

3、止質(zhì)量為為1.00086665uu，電子子的靜止止質(zhì)量為為0.00005548558u。一個質(zhì)質(zhì)量數(shù)為為A的原原子其原原子量近近似為AA。原子核帶帶正電，電荷量量為ZZe。原子核周周圍的電電子是按按一定規(guī)規(guī)律分層層排列的的，層之之間具有有能量的的差別。質(zhì)子和中中子在結(jié)結(jié)合成原原子核的的過程中中要損失失一部分分質(zhì)量（質(zhì)量虧虧損），這部分分質(zhì)量以以能量的的形式（E=mc22）釋放放出來。反之，要使原原子核內(nèi)內(nèi)質(zhì)子中中子分開開，必須須施加與與之相等等的能量量，此能能量叫結(jié)結(jié)合能。由于能量量和質(zhì)量量有內(nèi)在在的聯(lián)系系，在原原子物理理學(xué)中，經(jīng)常用用能量來來表示其其質(zhì)量，如1uu對應(yīng)的的能量為為9311.5

4、MMeV。原子核的的放射性性原子核內(nèi)內(nèi)具有特特定數(shù)目目的質(zhì)子子和中子子并處于于同一能能態(tài)的一一類原子子稱為核核素。某某種元素素有多少少種同位位素就有有多少種種核素。核素有有的穩(wěn)定定，有的的不穩(wěn)定定。不穩(wěn)穩(wěn)定的原原子核，總是自自發(fā)地以以釋放出出粒子（、n）或光子的的形式釋釋放能量量以逐步步達(dá)到穩(wěn)穩(wěn)定狀態(tài)態(tài)，這個個過程稱稱為衰變變。在衰變過過程中放放出粒子子和光子子的現(xiàn)象象叫放射射性。具有放射射性的核核素叫放放射性核核素。原原子序數(shù)數(shù)大于884的核核素都有有放射性性。所有的由由一個或或多個放放射性核核素構(gòu)成成的物質(zhì)質(zhì)叫放射射源。核裂變裂變現(xiàn)象象的發(fā)現(xiàn)現(xiàn)，引起起了人們們極大的的注意。這不僅僅是因為為

5、在裂變變過程中中釋放出出巨大的的能量，而且在在裂變過過程中都都伴隨著著中子的的發(fā)射。這些中中子將使使裂變自自動地繼繼續(xù)下去去，形成成鏈?zhǔn)椒捶从常瑥膹亩乖幽艽蟠笠?guī)模利利用成為為可能。在沒有外外來粒子子轟擊下下，原子子核自行行發(fā)生裂裂變的現(xiàn)現(xiàn)象叫自自發(fā)裂變變，而在在外來粒粒子轟擊擊下，原原子核才才發(fā)生裂裂變的現(xiàn)現(xiàn)象成為為誘發(fā)裂裂變。自發(fā)裂變變自發(fā)裂變變的一般般表達(dá)式式在自發(fā)裂裂變剛發(fā)發(fā)生的瞬瞬間滿足足如下的的關(guān)系：A=AA1AA2；ZZ=Z11+Z22，即粒粒子數(shù)守守恒。其其中，AA1、AA2和ZZ1、ZZ2分別別為裂變變產(chǎn)物的的質(zhì)量數(shù)數(shù)和電荷荷數(shù)。自發(fā)裂變變能Qff,s =TYY1(ZZ1

6、,AA1)+TY22(Z22,A22)由能量守守恒可以以導(dǎo)出：Qf,ss =mm(Z,A)CC2-mm(Z11,A1)+mm(Z22,A2)CC2和Qf,ss =BB(Z11,A11)+BB(Z22,A22)-BB(Z,A)自發(fā)裂變變發(fā)生的的條件：Qf,s 0，即兩裂裂片的結(jié)結(jié)合能大大于裂變變核的結(jié)結(jié)合能。誘發(fā)裂變變能夠發(fā)生生自發(fā)裂裂變的核核素不多多，大量量的裂變變過程是是誘發(fā)裂裂變，即即當(dāng)具有有一定能能量的某某粒子轟擊靶靶核A時時，形成成復(fù)合核核。復(fù)合合核一般般處于激激發(fā)態(tài)，其激發(fā)發(fā)能超過過它的裂裂變位高高壘高度度時，那那么核裂裂變就會會立即發(fā)發(fā)生。誘發(fā)裂變變中，中中子誘發(fā)發(fā)裂變是是最重要要

7、的。這這是由于于中子與與靶核沒沒有庫侖侖勢壘，能量很很低的中中子就可可以進(jìn)入入核內(nèi)使使其激發(fā)發(fā)而發(fā)生生裂變。裂變過過程又有有中子發(fā)發(fā)射，可可以形成成鏈?zhǔn)椒捶磻?yīng)。核動力廠廠反應(yīng)堆堆核反應(yīng)堆堆的基本本工作原原理自續(xù)鏈?zhǔn)绞搅炎兎捶磻?yīng)是核核反應(yīng)堆堆的物理理基礎(chǔ)。當(dāng)一個個燃料核核俘獲一一個中子子產(chǎn)生裂裂變后，平均可可放出22.5個個中子，即第二二代中子子數(shù)目要要比第一一代多。粗粗看看起來鏈鏈?zhǔn)椒磻?yīng)應(yīng)自續(xù)下下去是不不成問題題的，但但實際情情況并非非如此。下面以以熱中子子反應(yīng)堆堆為例加加以討論論。熱堆堆的堆芯芯由燃料料、慢化化劑、冷冷卻劑及及各種結(jié)結(jié)構(gòu)材料料組成的的，因此此堆芯中中的中子子不可避避免的有有一

8、部分分被非裂裂變材料料吸收。此外，還有一一部分中中子要從從堆芯泄泄漏出去去。即使使是被裂裂變材料料吸收的的中子也也只有一一部分能能引發(fā)裂裂變、產(chǎn)產(chǎn)生下一一代中子子，其余余的引發(fā)發(fā)俘獲反反應(yīng)，不不產(chǎn)生中中子，因因此，下下一代中中子數(shù)不不一定比比上一代代多。 核反應(yīng)應(yīng)堆內(nèi)鏈鏈?zhǔn)椒磻?yīng)應(yīng)自續(xù)進(jìn)進(jìn)行的條條件可以以方便的的用有效增增殖系數(shù)數(shù)K來表表示。它它的定義義是：K=（系系統(tǒng)內(nèi)中中子的產(chǎn)產(chǎn)生率）/（系系統(tǒng)內(nèi)中中子的消消失率）系統(tǒng)內(nèi)中中子的消消失率系統(tǒng)內(nèi)內(nèi)中子的的吸收率率系統(tǒng)統(tǒng)內(nèi)中子子的泄漏漏率只要知道道了系統(tǒng)統(tǒng)的宏觀觀截面和和中子通通量，中中子的產(chǎn)產(chǎn)生率和和吸收率率就可以以計算出出來。若堆芯的的有效增

9、增殖系數(shù)數(shù)K=11，則堆堆芯內(nèi)中中子的產(chǎn)產(chǎn)生率等等于中子子的消失失率，堆堆芯內(nèi)的的鏈?zhǔn)椒捶磻?yīng)將以以恒定的的速率不不斷進(jìn)行行下去，也就是是說鏈?zhǔn)绞椒磻?yīng)過過程處于于穩(wěn)定狀狀態(tài)，此此時反應(yīng)應(yīng)堆的狀狀態(tài)稱為為臨界狀狀態(tài)。核反應(yīng)堆堆的主要要類型目前，在在以發(fā)電電為目的的的核能能動力領(lǐng)領(lǐng)域，世世界上應(yīng)應(yīng)用比較較普遍或或具有良良好發(fā)展展前景的的，主要要有壓水水堆（PPWR），沸水水堆（BBWR），重水水堆（PPHWRR），高高溫氣冷冷堆（HHTGRR）和快快中子堆堆。下表表是5種種核反應(yīng)應(yīng)堆的基基本特征征：堆型中子譜慢化劑冷卻劑燃料形態(tài)態(tài)燃料富集集度壓水堆熱中子H2OH2OUO23%左右右沸水堆熱中子H2O

10、H2OUO23%左右右重水堆熱中子D2OD2OUO2天然鈾或或稍加濃濃縮高溫氣冷冷堆熱中子石墨氦氣(Th，U)OO2或UCC7%-220%快堆快中子無液態(tài)鈉（U，PPu）OO215%-20%下表為世世界核電電機(jī)組類類型統(tǒng)計計表（截截止到220066年1月月25日日）壓水堆(PWRR)壓水堆最最初是美美國為核核潛艇設(shè)設(shè)計的一一種熱中中子堆堆堆型。四四十多年年來，這這種堆芯芯得到了了很大的的發(fā)展，經(jīng)過一一系列的的重大改改進(jìn)，已已經(jīng)成為為技術(shù)上上最先進(jìn)進(jìn)的一種種堆型。壓水堆核核電站采采用稍加加濃縮的的鈾作為為核燃料料，燃料料芯塊中中U-2235的的富集度度約3。核燃燃料是高高溫?zé)Y(jié)結(jié)的圓柱柱型二氧氧

11、化鈾陶陶瓷燃塊塊。柱狀狀燃料芯芯塊被封封裝在細(xì)細(xì)長的鋯鋯合金包包殼管中中構(gòu)成燃燃料元件件，這些些燃料元元件以矩矩形點陣陣排列為為燃料組組件。幾幾百個組組件拼裝裝成壓水水堆的堆堆芯。壓水堆的的冷卻劑劑是輕水水。輕水水不僅價價格便宜宜，而且且具有良良好的熱熱傳輸性性能。所所以在壓壓水堆中中，輕水水不僅作作為中子子的慢化化劑，同同時也作作為冷卻卻劑。輕輕水的明明顯缺點點是沸點點低，而而要使熱熱力系統(tǒng)統(tǒng)有較高高的熱能能傳輸效效率，必必須提高高冷卻劑劑的系統(tǒng)統(tǒng)壓力使使其處于于液壓狀狀態(tài)。所所以壓水水堆是一一種使冷冷卻劑處處于高壓壓狀態(tài)的的輕水堆堆。壓水水堆冷卻卻劑入口口水溫在在300左右，堆內(nèi)壓壓力15

12、5.5MMPa。下圖為為壓水堆堆的熱力力系統(tǒng)示示意圖。壓水堆核核電站的的最顯著著的特點點是結(jié)構(gòu)構(gòu)緊湊，堆芯的的功率密密度大。由于水水中的氫氫原子核核與中子子相當(dāng)，每次碰碰撞時，中子損損失的能能量最多多。因此此，在各各種慢化化劑中，水的慢慢化能力力最強(qiáng)。同時水水也是良良好的冷冷卻劑，它比熱熱大，導(dǎo)導(dǎo)熱系數(shù)數(shù)高，在在堆內(nèi)不不易被活活化，不不容易腐腐蝕不銹銹鋼、鋯鋯等結(jié)構(gòu)構(gòu)材料。所以用用水作慢慢化劑和和冷卻劑劑。壓水水堆核電電站另一一個特點點是基建建費用低低、建設(shè)設(shè)周期短短。壓水堆核核電站的的主要缺缺點是兩兩個：第第一，由由于水的的沸點低低，必須須采用高高壓的壓壓力容器器，導(dǎo)致致壓力容容器的制制造難

13、度度和制造造費用的的提高。第二，必須采采用有一一定富集集度的核核燃料。沸水堆在壓水堆堆核電站站中，一一回路的的冷卻劑劑通過堆堆芯時被被加熱，隨后在在蒸汽發(fā)發(fā)生器中中將熱量量傳給二二回路的的水使之之沸騰產(chǎn)產(chǎn)生蒸汽汽。那么么可不可可以讓水水在堆內(nèi)內(nèi)沸騰產(chǎn)產(chǎn)生蒸汽汽呢。沸沸水堆正正是為回回答這個個問題而而衍生出出來的。下圖是是沸水堆堆的示意意圖： 與壓水水堆相比比，沸水水堆有以以下幾個個優(yōu)點：直接循環(huán)環(huán)。核反反應(yīng)堆產(chǎn)產(chǎn)生的蒸蒸汽直接接引入汽汽輪機(jī)，推動汽汽輪發(fā)電電機(jī)組發(fā)發(fā)電。這這是沸水水堆與壓壓水堆最最大的區(qū)區(qū)別。沸沸水堆核核電站省省去一個個回路，不再需需要穩(wěn)壓壓器和蒸蒸汽發(fā)生生器。工作壓力力可以降

14、降低。獲獲得與壓壓水堆同同樣的溫溫度，只只需加壓壓到7MMPa左左右。堆芯出現(xiàn)現(xiàn)空泡。沸水堆堆堆內(nèi)有有氣泡。運行經(jīng)經(jīng)驗的積積累表明明，在任任何工況況下慢化化劑空泡泡系數(shù)均均為負(fù)值值，空泡泡的負(fù)反反饋是沸沸水堆的的固有特特性，它它使反應(yīng)應(yīng)堆更加加穩(wěn)定。與壓水堆堆相比，沸水堆堆有以下下幾個缺缺點：輻射防護(hù)護(hù)和廢物物處理較較復(fù)雜。功率密度度比壓水水堆小。水沸騰騰后密度度降低，慢化能能力減弱弱。重水堆重水堆是是指用重重水(DD2O)作慢化化劑的反反應(yīng)堆。按結(jié)構(gòu)構(gòu)分，重重水堆可可以分為為壓力管管式和壓壓力殼式式。采用用壓力管管式時，冷卻劑劑可以與與慢化劑劑相同也也可以不不同。壓壓力管式式重水堆堆又分為為

15、立式和和臥式兩兩種。壓壓力殼式式只有立立式，冷冷卻劑與與慢化劑劑相同。重水堆核核電站的的主要特特點是：可以采用用天然鈾鈾作為核核燃料。重水的的慢化能能力僅次次于輕水水，但吸吸收熱中中子的幾幾率要比比輕水低低兩百多多倍，可可以直接接使用天天然鈾作作為核燃燃料。比輕水堆堆更節(jié)約約鈾。約約比輕水水堆節(jié)約約20?？梢圆煌Ｍ６迅鼡Q換核燃料料。重水堆的的功率密密度低，同樣功功率的重重水堆的的堆芯體體積比壓壓水堆大大10倍倍左右。重水費用用昂貴，約占重重水堆基基建投資資的1/6以上上。高溫氣冷冷堆高溫氣冷冷堆是以以氣體作作為冷卻卻劑的氣氣冷堆。高溫氣氣冷堆有有很廣闊闊的發(fā)展展前景，但在技技術(shù)上還還沒有到到達(dá)

16、成熟熟的階段段?？熘凶佣讯芽於?，是是堆芯中中核燃料料裂變反反應(yīng)主要要有平均均能量為為0.11MeVV以上的的快中子子引起的的反應(yīng)堆堆?？於咽且灰环N增殖殖堆，從從某種意意義上來來說，是是一個既既生產(chǎn)電電能，又又生產(chǎn)核核燃料的的反應(yīng)堆堆。壓水堆核核反應(yīng)堆堆本體結(jié)結(jié)構(gòu)和主主系統(tǒng)壓水堆核核電站主主要由核核島和常常規(guī)島組組成。壓壓水堆核核電站核核島的四四大部件件是堆芯芯、蒸汽汽發(fā)生器器、穩(wěn)壓壓器和主主泵。壓水堆的的核燃料料是高溫溫?zé)Y(jié)的的圓柱形形二氧化化鈾陶瓷瓷燃塊，稱之為為燃料芯芯塊。燃燃料芯塊塊中鈾-2355的富集集度約33，一一個一個個地重疊疊的放在在鋯44合金管管內(nèi)。這這種合金金管稱之之為燃料料

17、元件包包殼。鋯鋯管兩端端由端塞塞，燃料料芯塊完完全封閉閉在鋯金金屬管內(nèi)內(nèi)，構(gòu)成成細(xì)而長長的燃料料元件。見圖：壓水堆堆燃料元元件棒。密封的的燃料元元件構(gòu)成成了包容容放射性性物質(zhì)的的第一道道安全屏屏障。這這些燃料料元件用用定位隔隔架定位位，組成成燃料組組件。將將一百多多根燃料料組件組組裝在一一起，構(gòu)構(gòu)成了壓壓水堆的的堆芯。圖：壓水水堆燃料料元件棒棒圖：壓水水堆壓力力容器內(nèi)內(nèi)結(jié)構(gòu)圖圖由燃料組組件組裝裝成的堆堆芯放在在一個很很大的壓壓力容器器內(nèi)。壓壓水堆的的最關(guān)鍵鍵的設(shè)備備之一是是壓力容容器，它它是不可可更換的的?？刂瓢羰缮喜坎坎迦攵讯研荆谠趬毫θ萑萜黜敳坎坑锌刂浦瓢羰牡尿?qū)動機(jī)機(jī)構(gòu)。作為慢化化

18、劑和冷冷卻劑的的輕水，由壓力力容器側(cè)側(cè)面進(jìn)來來后，經(jīng)經(jīng)過吊籃籃和壓力力容器之之間的環(huán)環(huán)形下降降段，再再從底部部下腔室室進(jìn)入堆堆芯。冷冷卻水通通過堆芯芯后，溫溫度升高高，密度度降低，再從堆堆芯上部部流經(jīng)上上腔室流流出壓力力容器。這些高溫溫的堆芯芯冷卻水水從壓力力容器上上部離開開反應(yīng)堆堆后，經(jīng)經(jīng)過熱管管段，進(jìn)進(jìn)入蒸汽汽發(fā)生器器。冷卻卻劑從蒸蒸發(fā)器的的U形傳傳熱管內(nèi)內(nèi)一次側(cè)側(cè)流出后后，將熱熱量傳遞遞給傳熱熱管外流流動的二二次側(cè)工工質(zhì)。此此后冷卻卻劑流出出蒸發(fā)器器，經(jīng)過過回路中中間管段段流到主主泵，經(jīng)經(jīng)過主泵泵升壓后后，通過過冷段又又流到反反應(yīng)堆，形成封封閉的冷冷卻劑在在其內(nèi)往往返循環(huán)環(huán)的冷卻卻劑回路

19、路系統(tǒng)（也稱一一回路系系統(tǒng)）。由于體積積膨脹及及其它原原因，在在密閉回回路內(nèi)冷冷卻劑的的壓力會會波動，從而使使反應(yīng)堆堆的運行行工況不不穩(wěn)定。因此，在反應(yīng)應(yīng)堆壓力力容器出出口和蒸蒸發(fā)器之之間的一一回路熱熱管段安安裝有穩(wěn)穩(wěn)壓器。穩(wěn)壓器器是一個個高大的的空心圓圓柱體。下部為為水，通通過浸泡泡在飽和和水下的的電加熱熱器產(chǎn)生生蒸汽并并浮升到到穩(wěn)壓器器的上部部空間，利用蒸蒸汽的彈彈性來維維持核反反應(yīng)堆冷冷卻劑的的穩(wěn)定壓壓力。AP10000的的系統(tǒng)特特點AP10000概概況西屋公司司在開發(fā)發(fā)AP110000之前，已完成成了APP6000的開發(fā)發(fā)工作，并于119988年9月獲得得美國核核管會（NRCC）的最最

20、終設(shè)計計批準(zhǔn)（FDAA），19999年年12月則則獲得NNRC的的設(shè)計許許可證，該設(shè)計計許可證證的有效效期為115年。為了適應(yīng)應(yīng)電力用用戶日益益增長的的電網(wǎng)規(guī)規(guī)模，提提高經(jīng)濟(jì)濟(jì)性方面面的競爭爭力，西西屋公司司在APP6000的基礎(chǔ)礎(chǔ)上推出出了APP10000。20002年3月28日西屋公公司向美美國NRRC提交交了APP10000的認(rèn)認(rèn)證申請請。A10000是一種雙雙環(huán)路110000 MWW的壓水水堆核電電機(jī)組，AP110000的設(shè)計計完全建建立在 AP6600已已論證技技術(shù)基礎(chǔ)礎(chǔ)之上，是AP6600的的延伸，保持了了AP6600的的基本設(shè)設(shè)計：堆堆芯尺寸寸基本不不變，采用非非能動的的安全系系

21、統(tǒng)，其設(shè)計計與性能能特點滿滿足用戶戶要求文文件（UURD）的要求求。AP10000的的主要設(shè)設(shè)計參數(shù)數(shù)見表一主要系統(tǒng)統(tǒng)設(shè)計特特征反應(yīng)堆系系統(tǒng)AP10000 的堆芯芯由1557 個個14 英尺的的Robbustt 燃料料組件構(gòu)構(gòu)成，其其名義熱熱功率為為34000MWWt。AP110000 的堆堆芯設(shè)計計基本上上保持了了傳統(tǒng)PPWR 堆芯設(shè)設(shè)計的思思想。在在堆芯構(gòu)構(gòu)造、設(shè)設(shè)計準(zhǔn)則則、分析析方法以以及運行行保護(hù)值值的確定定等方面面，APP10000 的的設(shè)計完完全遵循循傳統(tǒng)PPWR 的設(shè)計計理念。AP10000 的燃料料組件是是由西屋屋公司在在有實際際運行經(jīng)經(jīng)驗的11717 XL Robbustt

22、燃料料組件的的基礎(chǔ)上上結(jié)合一一些經(jīng)過過驗證的的成熟技技術(shù)設(shè)計計形成。改進(jìn)設(shè)設(shè)計后的的燃料組組件在熱熱工水力力和燃耗耗方面的的性能得得到進(jìn)一一步提高高并且更更便于維維修。對對于可燃燃毒物西西屋公司司提供了了IFBBA 和和釓兩種種建議。AP110000 堆芯芯核設(shè)計計依據(jù)與與第二代代壓水堆堆基本相相同。具具備不調(diào)調(diào)硼負(fù)荷荷跟隨能能力；從從初始堆堆芯開始始就實現(xiàn)現(xiàn)18 個月長長燃料循循環(huán)；設(shè)設(shè)計工具具先進(jìn)；設(shè)計方方法和設(shè)設(shè)計內(nèi)容容與第二二代壓水水堆，相比有有一定改改進(jìn)；達(dá)達(dá)到第三三代壓水水堆的要要求。是是世界上上先進(jìn)的的堆芯核核設(shè)計之之一。AAP10000 的堆芯芯熱工水水力設(shè)計計采用的的是成熟熟

23、的可靠靠的傳統(tǒng)統(tǒng)的設(shè)計計思路和和技術(shù)；西屋公公司提供供的堆芯芯功率、系統(tǒng)壓壓力、冷冷卻劑流流量和溫溫度等數(shù)數(shù)據(jù)與堆堆芯DNNBR 裕量是是相互自自洽匹配配的，這這些數(shù)據(jù)據(jù)是可信信的；AAP10000 沿襲西西屋的設(shè)設(shè)計傳統(tǒng)統(tǒng)留有足足夠的堆堆芯DNNBR 裕量（19%）且滿滿足URRD 關(guān)關(guān)于155%的熱熱工裕量量的要求求；APP10000 降降低一次次側(cè)溫度度為保證證堆芯熱熱工裕量量帶來了了比較大大的貢獻(xiàn)獻(xiàn)但導(dǎo)致致二次側(cè)側(cè)主蒸汽汽參數(shù)降降低。反應(yīng)堆冷冷卻劑系系統(tǒng)AP10000 反應(yīng)堆堆冷卻劑劑系統(tǒng)的的主要功功能與傳傳統(tǒng)壓水水堆核電電站（如如M3110）的的功能要要求相同同，因而而兩者的的設(shè)計基

24、基準(zhǔn)、主主要設(shè)備備的安全全分級、制造質(zhì)質(zhì)量要求求、抗震震要求以以及選材材方面的的考慮也也基本相相同。但但由于AAP10000 安全系系統(tǒng)的非非能動化化，降低低了冷卻卻劑系統(tǒng)統(tǒng)及其相相連系統(tǒng)統(tǒng)的某些些安全功功能的要要求，因因而在冷冷卻劑系系統(tǒng)及其其設(shè)備的的設(shè)計上上均有許許多不同同的特點點。兩臺蒸汽汽發(fā)生器器對稱布布置，系系統(tǒng)管路路由兩個個主冷卻卻劑環(huán)路路構(gòu)成。每個環(huán)環(huán)路的冷冷端完全全相同，并采用用了大半半徑彎管管使管路路流動阻阻力降低低，并為為調(diào)節(jié)冷冷熱管不不同的膨膨脹率提提供柔韌韌性。管管子整體體鍛造，消除焊焊縫，既既降低成成本，也也減少在在役檢查查的工作作量。管管路結(jié)構(gòu)構(gòu)和材料料的選擇擇顯著

25、降降低了管管子的應(yīng)應(yīng)力。主泵采用用屏蔽式式泵，電電機(jī)與水水泵共用用一根轉(zhuǎn)轉(zhuǎn)動軸，其間沒沒有聯(lián)軸軸器，所所有轉(zhuǎn)動動部件均均被包容容在與主主回路冷冷卻劑相相連通的的承壓殼殼中。由由于屏蔽蔽泵沒有有軸封，使主回回路成為為一個“封閉的的”系統(tǒng)，傳統(tǒng)壓壓水堆核核電站中中的軸封封LOCCA 事事件在AAP10000 設(shè)計中中不會發(fā)發(fā)生。另另外，主主泵直接接安裝在在蒸汽發(fā)發(fā)生器下下封頭上上，可使使泵與蒸蒸汽發(fā)生生器采用用同一個個支撐，大大簡簡化了支支撐系統(tǒng)統(tǒng)。與主回路路相連的的接口減減少，壓壓力邊界界的完整整性得到到更可靠靠的保障障。在AP110000 設(shè)計計中，與與主回路路相連的的系統(tǒng)主主要包括括正常余余

26、熱排出出系統(tǒng)和和化容系系統(tǒng)。這這些系統(tǒng)統(tǒng)與主回回路間至至少有兩兩重的隔隔離設(shè)施施，且主主冷卻劑劑壓力邊邊界限制制在安全全殼以內(nèi)內(nèi)，降低低了安全全殼旁路路風(fēng)險。正常余熱熱排出系系統(tǒng)的設(shè)設(shè)計壓力力高于傳傳統(tǒng)設(shè)計計，在安安全殼以以內(nèi)的管管道設(shè)計計壓力與與主回路路相同，在安全全殼以外外管道的的極限承承載能力力不低于于主回路路運行壓壓力?；菹到y(tǒng)統(tǒng)的換熱熱器及凈凈化設(shè)施施移到安安全殼內(nèi)內(nèi)，實際際上已構(gòu)構(gòu)成主冷冷卻劑系系統(tǒng)的一一部分，并由主主泵提供供驅(qū)動壓壓頭。而而包括補(bǔ)補(bǔ)水泵等等設(shè)備在在內(nèi)的其其它部分分位于安安全殼外外，正常常運行時時不需要要連續(xù)運運行，間間歇期內(nèi)內(nèi)與主回回路隔離離。在非能動動專設(shè)安安全

27、設(shè)施施中，一一些管道道的隔離離閥不再再是反應(yīng)應(yīng)堆冷卻卻劑系統(tǒng)統(tǒng)的壓力力邊界，這類閥閥門的誤誤動作或或隔離失失效不會會危及到到冷卻劑劑壓力邊邊界的完完整性，例如：堆芯補(bǔ)補(bǔ)水箱和和非能動動換熱器器的隔離離閥。AP10000 壓力邊邊界隔離離設(shè)施除除了傳統(tǒng)統(tǒng)的高可可靠性閥閥門外，如：安安全閥和和前三級級自動卸卸壓閥，還采用用了高可可靠性的的無泄漏漏的隔離離邊界爆爆破閥（Squuib Vallve）。綜上所述述，APP10000 反反應(yīng)堆冷冷卻劑系系統(tǒng)采用用了簡化化、安全全和緊湊湊布置的的設(shè)計，壓力邊邊界相對對于傳統(tǒng)統(tǒng)壓水堆堆核電站站有所簡簡化，冷冷卻劑壓壓力邊界界的完整整性比傳傳統(tǒng)設(shè)計計更加可可靠。

28、非能動特特性AP10000設(shè)設(shè)計與傳傳統(tǒng)的壓壓水堆設(shè)設(shè)計相比比的最大大不同點點在于AAP10000使使用非能能動的安安全系統(tǒng)統(tǒng)來減緩緩設(shè)計工工況中有有可能發(fā)發(fā)生的意意外事故故。安全功能能的實現(xiàn)現(xiàn)不依賴賴外界的的電能或或動力以以及人員員的操縱縱。依靠狀態(tài)態(tài)的變化化、儲能能的釋放放或自主主的動作作來實現(xiàn)現(xiàn)。如利利用流體體被加熱熱或蒸發(fā)發(fā)、冷卻卻或冷凝凝而產(chǎn)生生的密度度差形成成驅(qū)動壓壓頭或位位差形成成的重力力壓頭。非能動安安全系統(tǒng)統(tǒng)不僅簡簡化了專專設(shè)安全全設(shè)施，而且可可以減少少人員干干預(yù)而可可能產(chǎn)生生的誤動動作，改改善了人人機(jī)關(guān)系系，提高高了安全全性，還還使核電電廠成本本降低。非能動堆堆芯冷卻卻系統(tǒng)

29、AP10000 非能動動堆芯冷冷卻系統(tǒng)統(tǒng)包括非非能動余余熱去除除系統(tǒng)和和安全注注入系統(tǒng)統(tǒng)。與傳傳統(tǒng)壓水水堆應(yīng)急急堆芯冷冷卻系統(tǒng)統(tǒng)相比，AP110000 非能能動堆芯芯冷卻系系統(tǒng)除了了具有安安全注射射和應(yīng)急急硼化的的功能外外，還具具有堆芯芯應(yīng)急衰衰變熱導(dǎo)導(dǎo)出和安安全殼ppH 值值控制的的功能，替代了了傳統(tǒng)壓壓水堆輔輔助（應(yīng)應(yīng)急）給給水系統(tǒng)統(tǒng)和安全全殼噴淋淋系統(tǒng)的的部分功功能。在反應(yīng)堆堆冷卻劑劑系統(tǒng)中中，引入入一個非非能動熱熱交換器器。當(dāng)冷冷卻劑泵泵失效時時，水流流自然循循環(huán)到該該熱交換換器，后后者將熱熱量載帶帶到安全全殼內(nèi)的的換料水水箱（IIRWSST）。傳熱過過程無需需動力。當(dāng)IRRWSTT

30、達(dá)到到飽和時時，向安安全殼大大氣蒸發(fā)發(fā)，非能能動安全全殼冷卻卻系統(tǒng)動動作，冷冷凝水沿沿殼壁流流回環(huán)料料水池，可以實實現(xiàn)長時時間的堆堆芯冷卻卻。安全注入入系統(tǒng)由由兩臺堆堆芯補(bǔ)給給水箱（CMTT）、兩兩臺安全全注射箱箱和IRRWSTT 組成成，連接接于反應(yīng)應(yīng)堆冷卻卻劑環(huán)路路并充滿滿硼水，注射依依靠重力力和氣體體儲能的的釋放。當(dāng)正常常上充水水系統(tǒng)失失效時，可應(yīng)付付小泄漏漏及由失失水事故故引起的的大泄漏漏，CMMT、安安全注射射水箱和和IRWWST 為堆芯芯提供冷冷卻。依靠IRRWSTT 提供供冷卻水水注入保保持LOOCA 后期冷冷卻和余余熱去除除，和安安全殼冷冷卻系統(tǒng)統(tǒng)一起建建立再循循環(huán)，使使堆芯保

31、保持淹沒沒。非能動安安全殼冷冷卻系統(tǒng)統(tǒng)AP10000 非能動動安全殼殼冷卻系系統(tǒng)與傳傳統(tǒng)壓水水堆的安安全殼噴噴淋系統(tǒng)統(tǒng)的主要要功能相相同，其其作用是是發(fā)生LLOCAA 事故故或主蒸蒸汽管破破裂事故故發(fā)生在在安全殼殼內(nèi)時，排出安安全殼內(nèi)內(nèi)的熱量量。非能動安安全殼冷冷卻系統(tǒng)統(tǒng)以鋼安安全殼作作為傳熱熱界面，將空氣氣從外層層屏蔽殼殼入口引引入，通通過外部部環(huán)廊到到達(dá)底部部，在空空氣折流流板底部部轉(zhuǎn)向1180 度，進(jìn)進(jìn)入內(nèi)部部環(huán)廊，再沿安安全殼內(nèi)內(nèi)壁向上上流動。由于內(nèi)內(nèi)部環(huán)廊廊空氣被被加熱和和水蒸氣氣存在，造成內(nèi)內(nèi)外環(huán)廊廊空氣密密度差，形成空空氣的自自然循環(huán)環(huán)，空氣氣最終從從屏蔽殼殼頂部煙煙囪排出出。在安全殼殼頂部設(shè)設(shè)有可供供72 小時的的冷卻水水貯存箱箱，水依依靠重力力向下流流，在鋼鋼安全殼殼