CPR1000核電站介紹(jièshào)精品資料2/78前言CPR1000是以中國廣東核電集團從法國引進的百萬千瓦級核電機組為基礎，結合技術改進形成的中國大型商用壓水堆技術方案。CPR1000是目前我國設計自主化、設備本地化、建設自主化、運行自主化水平最高且以國內運行業績最佳核電站為參考基礎的技術方案。CPR1000是根據世界上同類型機組1000多堆年運行經驗不斷持續(chíxù)改進的技術結晶。精品資料3/78前言CPR1000是立足于國內已有主流技術基礎上的核電站。CPR1000是一個先進、成熟、安全(ānquán)、經濟的，可以自主批量建設的“二代加”主力堆型。正在建設的LAⅡ1號機組為CPR1000技術方案的首臺機組，HYH一期工程四臺機組采用CPR1000技術方案。CPR1000符合核電科技發展規律，可與第三代核電技術平穩過渡銜接。精品資料4/78目錄第一部分：核電站原理概述第二部分：CPR1000主要特性第三(dìsān)部分：CPR1000核島主體結構第四部分：CPR1000系統知識第五部分：DCS系統的介紹精品資料5/78第一部分(bùfen)：壓水堆核電站原理概述由原子核反應堆釋放的核能通過一套動力裝置將核能轉變為蒸汽的動能，進而轉變為電能。該動力裝置由一回路系統，二回路系統及其他輔助系統和設備組成。一回路系統是將核裂變能傳給冷卻水的熱能裝置。它由原子反應堆、主冷卻泵、穩壓器、蒸汽發生器以及相應(xiāngyīng)的管道等組成。原子核反應堆內產生的核能，使堆芯發熱，高溫高壓的冷卻水在主冷卻泵驅動下，流進反應堆堆芯，冷卻水溫度升高，將堆芯的熱量帶至蒸汽發生器。蒸汽發生器一次側再把熱量傳遞給管子外面的二回路循環系統的給水，使給水加熱變成高壓蒸汽，放熱后的一次側冷卻水又重新流回堆芯。這樣不斷地循環往復，構成一個密閉的循環回路。回路中的壓力由穩壓器進行控制。

壓水堆核電站原理精品資料6/78第一部分(bùfen)：壓水堆核電站原理概述

壓水堆核電站原理圖精品資料7/78第二部分：CPR1000主要(zhǔyào)特性百萬千瓦級壓水堆核電站是國家早在1983年就已經明確的核電技術路線。中國廣東核電集團20多年來一直堅持這一路線，積極開展系列化、標準化百萬千瓦級壓水堆核電站的建設，并已形成一套自有的產業化經驗(jīngyàn)。目前，世界上共有核電機組441座，其中壓水堆有300多座，并且大部分都是百萬千瓦級機組。廣東核電技術的引進是從法國開始的。法國百萬千瓦級核電技術的原型是美國西屋公司標準312堆型，通過改進批量化建設發展成為標準化的CPY技術。為了提高法國核電的出口競爭力，法瑪通公司在CPY的基礎上形成了安全性和經濟性較好的M310堆型。大亞灣核電站引進的就是這種新型的M310堆型，高起點起步，開展了百萬千瓦級大型商用核電技術的消化、吸收和創新工作。

中國改進型壓水堆（1000MW）核電站精品資料8/78第二部分：CPR1000主要(zhǔyào)特性LAⅠ以Dayabay為參考電站，維持熱功率和其它主要運行參數不變，結合經驗反饋和核安全技術發展要求，通過37項重大技術改進，進一步提高了電站安全水平和技術經濟性能，總體性能達到了國際在役核電站的先進水平。概率安全分析（PSA）表明，在同等評估條件下，LAⅠ的堆芯熔化頻率（CDF）進一步降低，安全性進一步提高，并基本具備了自主設計能力。采用CPR1000技術方案的LAⅡ，在Dayabay和LAⅠ的技術基礎上，根據運行經驗反饋和法國同類機組批量改造計劃（LOT93、VD2），進行了多項技術改進，其中重大改進有15項。為進一步滿足(mǎnzú)新版核安全法規的要求，相應地采納了一些新技術。在后續項目中，CPR1000方案仍將結合經驗反饋，陸續采用新技術，使其安全性和經濟性進一步提高。

中國改進型壓水堆（1000MW）核電站精品資料9/78第二(dìèr)部分：CPR1000主要特性CPR1000是目前國內自主化水平、安全(ānquán)可靠性、成熟性、經濟性等各方面綜合比較最佳的核電技術方案，是我國可以在“十一五”和“十二五”期間實現產業化的百萬千瓦級“二代加”改進核電技術方案，可以為第三代核電技術成功示范后的批量建設打下堅實的技術基礎，促進裝備產業結構升級，加速實現新一代核電站的四個自主化。

中國改進型壓水堆（1000MW）核電站精品資料10/78第二部分：CPR1000主要(zhǔyào)特性設計理念采用縱深防御的策略(cèlüè)，采取事故預防和事故緩解措施。

安全可靠——平衡的安全設計更可靠精品資料11/78第二(dìèr)部分：CPR1000主要特性設計理念CPR1000借鑒和采納同類電站的運行經驗反饋，進一步提升電站的技術水平，以LAⅠPSA結果為導向(dǎoxiànɡ)，針對主要的事故序列采取必要的改進措施，制定嚴重事故對策，采用合理、平衡的安全設計，進一步接近第三代概率安全目標。

安全可靠——平衡的安全設計更可靠精品資料12/78第二部分：CPR1000主要(zhǔyào)特性運行實踐Dayabay與LAⅠ四臺機組的良好運行紀錄是CPR1000安全可靠的有力證明。自1999年開始，Dayabay與64臺法國同類型機組在四個領域累計26項次的安全業績挑戰賽中，共獲得14項次第一名。2006年5月13日，大亞灣核電站1號機組較原計劃提前12.94天完成第一次十年大修，成為我國在運行核電站中首個走過設計(shèjì)壽期內除退役外所有關鍵路徑的核電站。2006年3月9日，Dayabay1號機組實現整個燃料循環不停機連續安全運行485天的國內新記錄；2007年6月30日，該機組繼續保持國內核電機組無非計劃停堆安全運行1829天的最高記錄，目前該紀錄還在延伸。

安全可靠——平衡的安全設計更可靠精品資料13/78第二部分：CPR1000主要(zhǔyào)特性運行實踐與1994年投產初期相比，Dayabay機組年發電量已由可研報告(bàogào)的100億千瓦時提高到目前的150億千瓦時；反映核電站安全技術水平的堆芯熔化概率由1.24Ⅹ10-5降至1.03Ⅹ10-5，高于歐美運行機組的安全技術水平。LAⅠ建成投產以來，安全運行業績優良。1#機創造了商運后連續兩個燃料循環無非計劃停機停堆安全運行592天的世界紀錄，2#機創造了自首次臨界及商運起無非計劃停堆安全運行935天的世界核電新機組最好紀錄。2006年，LAⅠ實現上網電量150.62億千瓦時，能力因子達到91.3%；在國際上衡量核電站安全運行水平的9項關鍵指標（WANO）中，有8項超過世界中間水平，其中4項達到或超過世界先進水平。

安全可靠——平衡的安全設計更可靠精品資料14/78第二部分：CPR1000主要(zhǔyào)特性技術方案(fāngàn)基于Dayabay和LAⅠ的成熟設計，采用經驗證的技術和定型的設備，同類型機組在世界上已有1000多堆年運行經驗。Dayabay采取了三哩島事故后的修改，使其達到了國際核電80年代末的水平；LAⅠ結合法國核電站十年大修計劃（LOT93）及Dayabay運行經驗反饋采取了一系列的改進，使其達到了國際核電九十年代中的水平。

成熟——逐步改進更趨成熟精品資料15/78第二部分：CPR1000主要(zhǔyào)特性LAⅡ所采納的CPR1000方案是在Dayabay、LAⅠ的技術基礎之上，結合法國為追趕世界先進核電的發展所作的第二次十年大修計劃（VD2）的改進，采取了嚴重事故的預防和緩解等措施，將使LAⅡ的綜合技術安全經濟指標達到目前國際同類核電站的先進水平。在從Dayabay最初引進到CPR1000的漸進式技術革新過程中，充分借鑒了生產運行經驗反饋(fǎnkuì)，包括吸納法國同類型機組批量改造經驗，現已更加完善。CPR1000還將繼續分享同類機組運行經驗的反饋(fǎnkuì)。CPR1000作為“二代加”技術，通過持續科技進步，逐漸趨近第三代，可以保證與先進技術更加平穩地銜接過渡。

成熟——逐步改進更趨成熟精品資料16/78第二部分：CPR1000主要(zhǔyào)特性全面實現四個自主化經過Dayabay、到LAⅠ的經驗積累，CPR1000基本實現了設計自主化。同時由于設計的標準化、自主化，并且相對于參考電站改動較小，完全可以實現設計復用。設備制造通過LAⅡ的經驗積累進一步實現本地化，本地化比例可達70%以上，并提高本地化的質量。經過HYH4臺機的建設，設備制造本地化比例將獲得(huòdé)更大的提高，質量將更有保障。百萬級壓水堆型在LAⅠ就已經實現了建設及運行自主化，CPR1000可以實現自主建設、自主運營。因此，CPR1000將是我國近期實現核電建設四個自主化水平最高的核電站。

經濟精品資料17/78第二(dìèr)部分：CPR1000主要特性經濟性和市場競爭力持續提高從Dayabay到CPR1000逐步提高了設計自主化、設備制造本地化比例以及機組效率，且已完全實現建設自主化，單位造價已顯著下降。在此基礎上CPR1000進一步提高設計自主化比例，設備基本實現本地化。如果小批量建設，考慮到設計復用以及批量采購，單位造價可低于1300美元/千瓦，國產化成熟并批量化后爭取實現1萬元人民幣/千瓦。采用先進的燃料(ránliào)管理策略、提高燃耗深度以及降低放射性廢物的產生量，完全自主運行，進一步降低運營成本。成熟技術的應用和持續的改進將進一步提高運行可靠性，保證了電廠可利用率超過87%，從而進一步提高競爭力，使得上網電價同脫硫、脫硝火電機組相比具有競爭力。

經濟精品資料18/78第二部分：CPR1000主要(zhǔyào)特性經濟(jīngjì)精品資料19/78第二部分：CPR1000主要(zhǔyào)特性達到國內外同類機組先進水平Dayabay及LAⅠ是目前國內運行的技術先進、運行業績最佳的大型商用核電站。

CPR1000以此為參考，并在此基礎上作必要技術改進，確保其先進性。為了基本滿足新安全法規、導則的要求，采用新技術：在嶺澳核電站二期基礎上進一步完善數字化儀控技術事故處理規程由事故定向(dìnɡxiànɡ)轉為狀態定向(dìnɡxiànɡ)；采用半速汽輪發電機組首爐堆芯即采用18個月換料方案壓力容器設計壽命達到60年采用堆坑注水技術主回路應用破前漏（LBB）設計理念采用可視化進度控制利用三維輔助設計進行設計校核

先進精品資料20/78第二部分：CPR1000主要(zhǔyào)特性進一步完善數字化儀控技術(jìshù)有助于提高電廠安全性、經濟性擴展性好，可及時采納先進計算機技術(jìshù)有利于專家系統的建立可較大程度上適應儀控設備更新換代

先進—

新技術1精品資料21/78第二部分(bùfen)：CPR1000主要特性事故處理規程由事故定向(dìnɡxiànɡ)轉為狀態定向(dìnɡxiànɡ)減輕操作員負擔，降低人因失誤；有利于處理多重事故；有利于與嚴重事故處理規程接口。

先進—

新技術2精品資料22/78第二(dìèr)部分：CPR1000主要特性采用半速汽輪發電機組提高機組效率，繼而提升(tíshēng)電價競爭力；半速機組的供貨商選擇范圍較大，可以形成多家廠商競爭的局面。

先進—

新技術3精品資料23/78第二部分(bùfen)：CPR1000主要特性首爐18個月換料減少了換料大修次數，降低(jiàngdī)大修成本，降低(jiàngdī)人員的受輻照劑量；提高電站可利用率，增加年發電量；降低(jiàngdī)放射性廢物產生量降低(jiàngdī)燃料循環成本減少反應堆壓力容器的中子注量。

先進—

新技術4精品資料24/78第二部分：CPR1000主要(zhǔyào)特性反應堆壓力容器設計壽命為60年低泄漏設計，減少了對壓力容器的中子輻照；RPV堆芯活性段采用整體鍛件(duànjiàn)；嚴格控制RPV材料中的輻照敏感元素Cu、P、S、Ni等的含量。

先進—

新技術5精品資料25/78第二部分：CPR1000主要(zhǔyào)特性堆坑注水技術(jìshù)有利于防止或延遲壓力容器RPV熔穿防止堆芯熔融物與混凝土反應防止安全殼底板熔穿抑制安全殼內氫的產生量安全殼保持完好性的概率提高。

先進—

新技術6精品資料26/78第二部分：CPR1000主要(zhǔyào)特性主回路應用LBB設計理念破前漏（LBB）理念是建立在管道力學分析(fēnxī)基礎上的設計準則，設計準則應用在核電設計和建設中已趨成熟；取消主管道防甩止擋塊，減少主管道阻尼器，從而簡化設計，改善了維修及在役檢查的可接近性，降低了工作人員的輻照劑量，提高了安全性并降低了運行維修成本；簡化主回路及其它關聯設計，降低制造和建造成本。

先進—

新技術7精品資料27/78第二(dìèr)部分：CPR1000主要特性工程建造采用(cǎiyòng)可視化進度控制直接在三維模型上顯示施工進度的進展和狀態，檢驗施工順序和方案；展示進度和計劃的差異，為施工計劃的安排和優化提供支持和服務。

先進—

新技術8精品資料28/78第二部分(bùfen)：CPR1000主要特性三維輔助設計系統三維布置校驗，檢驗接口是否自恰；三維空間布置校驗，設置最佳路徑(lùjìng)，縮短大修工期。

先進—

新技術9精品資料29/78第二部分(bùfen)：CPR1000主要特性建設工期≤58個月設備本地化比例＞70%壓力容器設計壽命60年熱工設計裕量＞15%機組額定功率1080MWe機組可用率≥87%單位造價＜1300美元/千瓦全面采用數字化儀控和先進主控室設計采用半速汽輪發電機組采用國產化全M5的AFA3G先進燃料組件首爐起采用18個月的先進燃料管理策略燃料循環末期具有延伸運行能力事故處理規程由事故定向轉為狀態(zhuàngtài)定向利用三維數字化設計提高出圖效率，減少設計變更利用可視化進度控制，優化進度，提高施工管理效率

建設與設計目標精品資料30/78第二部分：CPR1000主要(zhǔyào)特性主要(zhǔyào)技術經濟指標環路數3

總體性能指標DNBR裕量＞15%機組可用率≥87%壓力容器設計壽命60年一回路壓力15.5MP一回路溫度T入/T出292.4℃/329.8℃平均線功率密度186W/cm機組額定功率1080MWe燃料組件157組全M5的AFA3G組件活性區高度3.66m換料周期18月堆容器內徑/高度3.99m/12.99m電廠熱循環效率36%儀控系統DCS電廠布置雙堆安全殼單層+鋼內襯安全殼自由體積49000m3嚴重事故對策采取相應措施汽輪發電機組半速機建設工期≤58月精品資料31/78第三部分(bùfen)：CPR1000核島主體結構核島主體結構由反應堆和3條并聯的閉合環路組成，這些環路以反應堆壓力容器為中心作輻射狀布置，每條環路都由一臺主冷卻劑泵（簡稱主泵）、一臺蒸汽發生器和相應的管道和儀表組成。其中一條環路熱管段上連接有一個穩壓器，用于主回路系統的壓力調節和壓力保護。每個環路中，位于反應堆壓力容器出口和蒸汽發生器入口(rùkǒu)之間的管道稱為熱段，主泵和壓力容器入口(rùkǒu)間的管道稱為冷段，蒸汽發生器與主泵之間的管道稱為過渡段。精品資料32/78主管道過渡段主管道冷段主管道熱段第三部分(bùfen)：CPR1000核島主體結構主體結構(jiégòu)系統示意圖精品資料33/78主管道過渡段蒸發器主泵穩壓器壓力容器主管道冷段主管道熱段第三部分(bùfen)：CPR1000核島主體結構主體(zhǔtǐ)結構示意圖精品資料34/78第三(dìsān)部分：CPR1000核島主體結構主體(zhǔtǐ)結構示意圖（漫游狀態）精品資料35/78第三(dìsān)部分：CPR1000核島主體結構反應堆壓力容器由容器本體及中子通量管貫穿件、頂蓋及控制棒驅動(qūdònɡ)機構接管座、密封環和頂蓋螺栓等組成。

反應堆壓力容器精品資料36/78第三(dìsān)部分：CPR1000核島主體結構燃料組件核電站“燒”的是二氧化鈾，其制成小圓柱形燃料芯塊，裝入鋯合金管并加封焊，構成(gòuchéng)一根根細長的燃料元件棒。再將元件棒按運行組排，用定位格架固定組成燃料組件（多用17×17型）。

反應堆壓力容器精品資料37/78第三(dìsān)部分：CPR1000核島主體結構主要功能是作為熱交換設備將一回路冷卻劑中的熱量傳給二回路給水，使其產生飽和蒸汽供給二回路動力裝置。每臺容量按照滿功率運行時傳遞1/3的反應堆熱功率設計。由一次側和二次側兩部分組成(zǔchénɡ)。一次側由U形管束、管板、水室隔板和半圓形封頭構成。二次側由下部殼體、過渡錐形體、上部殼體、橢圓形封頭、汽水分離器和干燥器等組成(zǔchénɡ)。

蒸汽發生器精品資料38/78第三(dìsān)部分：CPR1000核島主體結構是一回路中高速轉動的設備，通過推動冷卻劑流動將反應堆熱量送到蒸汽發生器，傳遞給二回路給水。采用直立式、單級、混流式軸封泵。泵和電機分開，電動機在上部，電動機上設有飛輪，以增加泵的轉動慣量。當主泵斷電時，泵仍能繼續轉動幾分鐘。為防止帶放射性的冷卻水泄漏，泵軸上設有三道密封，由兩道流體靜壓和一道(yīdào)機械密封串聯組成。

主泵精品資料39/78第三(dìsān)部分：CPR1000核島主體結構又稱為容積補償器，是補償一回路冷卻水溫度變化引起的回路水容積的變化，以及調節和控制一回路系統冷卻劑的工作壓力。采用(cǎiyòng)直立式電加熱穩壓器。結構呈圓柱形筒體，容器頂部設置有抑制壓力升高的噴霧器，底部設有升高壓力的電加熱元件。正常運行時，其內一半容積為水，另一半為保持一定壓力的蒸汽。開啟電加熱元件可使熱水汽化，從而提高壓力，上部噴霧冷水，可使蒸汽凝結降低壓力。

穩壓器精品資料40/78第四部分(bùfen)：CPR1000主要系統知識核島主要系統1、反應堆冷卻劑系統RCP；2、化學和容積控制系統RCV；3、反應堆硼和水補給系統REA；4、余熱排出系統RRA；5、反應堆水池和乏燃料(ránliào)水池冷卻和處理系統PTR；6、安全注入系統RIS；7、安全殼噴淋系統EAS；電氣部分主要系統1、發電機勵磁和電壓調節系統

GEX；2、輸電系統GEV；3、主開關站-超高壓配電裝置

GEW；4、廠內6.6KV供電網絡

LG*/LH*1、主蒸汽系統VVP；2、汽輪機旁路系統GCT；3、汽水分離再熱系統GSS；4、凝結水抽取系統CEX；5、循環水系統CRF；6、低壓給水加熱器系統ABP；7、給水除氣器系統ADG；8、氣動/電動給水泵系統APP/APA；9、高壓給水加熱器系統AHP；10、給水流量控制系統ARE；11、輔助給水系統ASG二回路主要系統精品資料41/78第四部分(bùfen)：CPR1000主要系統知識CPR1000核電站工作(gōngzuò)原理總圖RCPRCVREARRARISEASASGVVPGCTGSSCEXCRFABPADGAPPAHPAREGEXPTRGEVGEWGPV廢物處理廠用電精品資料42/78第四部分(bùfen)：CPR1000主要系統知識反應堆冷卻劑系統（RCP）由核反應堆和與其相連的三條并聯的輸熱閉合環路組成，每條環路包含一臺蒸汽發生器、一臺主冷卻劑泵以及相應的管道和閥門儀表組成，在其中一條環路管段上連接有一個穩壓器。主要功能反應堆冷卻劑系統（RCP）即核電站一回路的主回路，其主要功能是使冷卻劑循環流動，將堆芯中核裂變產生(chǎnshēng)的熱量通過蒸汽發生器傳輸給二回路，同時冷卻堆芯，防止燃料元件燒毀或毀壞。

反應堆冷卻劑系統精品資料43/78第四部分：CPR1000主要系統(xìtǒng)知識輔助功能反應堆中子慢化劑：壓水堆的冷卻劑為輕水，它具有比較好的中子慢化能力，起到慢化劑的作用，使裂變產生的快中子減速成為熱中子，以維持鏈式裂變反應。另外，它也起到發射層的作用，使泄露出堆芯的部分中子發射回來。反應性控制：反應堆冷卻劑中溶有硼酸可吸收中子，通過調整(tiáozhěng)硼溶度可控制反應性（主要用于補償氙效應和消耗）。壓力控制：RCP系統中的穩壓器用于控制冷卻劑壓力，以防止堆芯中發生不利于燃料元件傳熱的偏離泡核沸騰現象。放射性屏障：RCP系統壓力邊界作為裂變產物放射性的第二道屏障，在燃料元件包殼破損泄露時，可防止放射性物質外逸。

反應堆冷卻劑系統精品資料44/78RCP系統的組成(zǔchénɡ)和流程精品資料45/78第四部分(bùfen)：CPR1000主要系統知識一回路輔助系統是核輔助系統的一個重要組成部分。按照(ànzhào)美國和法國的分類，除一回路輔助系統外，核輔助系統還包括有輔助冷卻水系統、三廢處理系統、核島通風空調系統及核燃料裝卸貯存和工藝運輸系統。一回路輔助系統主要包括化學和容積控制系統（RCV）反應堆硼和水補給系統（REA）余熱排出系統（RRA）

一回路輔助系統精品資料46/78第四部分(bùfen)：CPR1000主要系統知識RCV系統是與核安全有關的系統之一。尤其是上充泵，在正常運行工況下，它作為上充用；在一回路破口失水事故及主蒸汽管道破裂的事故情況下，它又作為高壓安注泵使用。因此，在事故情況下，上充泵實際上屬于安全設施。RCV系統的主要(zhǔyào)功能包括容積控制化學控制反應性控制

化學和容積控制系統（RCV）精品資料47/78化學(huàxué)和容積控制系統流程圖精品資料48/78溫度容積1.4m3/1T3000C0第四部分：CPR1000主要系統(xìtǒng)知識一回路水容積變化熱工學：水容積將隨溫度(wēndù)的變化而變化。水力學：在一回路處在15.5MPa壓力下，不可避免泄露（主要是指一號密封、主泵2#軸封），會引起穩壓器水位的波動。RCV—

容積控制在正常運行時，一回路的平均溫度也隨功率的變化而改變。水容積的變化必將導致穩壓器水位的波動。精品資料49/78一回路穩壓器容控箱MNMNTEPREA上充泵容積控制原理圖第四部分：CPR1000主要系統(xìtǒng)知識容積控制原理通過上充、下泄來吸收(xīshōu)穩壓器吸收(xīshōu)不了的一回路水的容積變化，將穩壓器的水位維持在程控液位；RCV—

容積控制上充補水，補償一回路水容積的收縮或泄露（REA系統執行）；下泄排水，吸收一回路水的膨脹，下泄流排往容積箱或TEP系統精品資料50/78第四部分：CPR1000主要系統(xìtǒng)知識一回路水化學變化的原因物理腐蝕：水中雜質沉積在燃料包殼上結垢，影響(yǐngxiǎng)熱量傳輸，結垢處溫度上升，形成熱點，導致燃料包殼破損，裂變產物逸入一回路水中，使一回路水的放射性指標上升。化學腐蝕（侵蝕）：水中雜質多、溫度高、氧含量增加以及PH值降低，將會大大加速化學反應，即化學腐蝕加快，當這些腐蝕產物被帶入到一回路水中后，由于中子輻照，這些腐蝕產物部分被活化，成為具有放射性的活化產物，進一步增加一回路水的比放射性活度。RCV—

化學控制精品資料51/78第四部分：CPR1000主要系統(xìtǒng)知識化學控制原理控制PH值（注入7LiOH，中和硼酸）控制氧含量(hánliàng)凈化一回路水（過濾+除鹽）RCV—

化學控制機組啟動時注入聯氨N2H4，正常運行時向容控箱中充入氫氣017VP030VP026VP001FI002FITEP系統REA系統002BA001DE002DE003DE上充泵自下泄回路上充精品資料52/78第四部分：CPR1000主要系統(xìtǒng)知識RCV—反應(fǎnyìng)性控制反應性變化的原因燃料的多普勒效應和慢化劑溫度的效應裂變產物、毒物（氙、釤等）和燃耗工況改變導致過渡中的反應性變化反應性控制的三大手段控制棒可燃毒物棒硼酸溶液的化學補償反應性控制的目的補償燃耗和毒物帶來的負反應性控制軸向功率偏差控制R棒棒位在調節帶內保證停堆深度反應性控制的措施加硼稀釋除硼精品資料53/78第四部分：CPR1000主要(zhǔyào)系統知識為主泵提供軸封水：為主泵提供經冷卻、過濾的、高壓力的軸封水，抑制一回路水沿軸向外的泄漏，又潤滑(rùnhuá)、冷卻了軸封，防止軸封損壞。為穩壓器提供輔助噴淋水：當主泵出現故障或由于斷電而不能運行時，提供穩壓器輔助噴淋管線將代替主噴淋管線功能，調節和控制一回路壓力。一回路處于單相時的壓力控制：穩壓器單相（滿水）時[穩壓器的壓力控制系統不起作用]，將由下泄控制閥（RCV013VP）來控制一回路的壓力。對一回路進行充水、排氣和水壓試驗RCV—

輔助功能精品資料54/78第四部分：CPR1000主要系統(xìtǒng)知識在反應堆冷卻劑系（RCP）統發生小破口（當量直徑D<9.5mm）的情況下，RCV系統能夠維持其水裝量；作為反應性控制系統，RCV系統在反應堆停堆，或在諸如(zhūrú)彈棒、卡棒事故的反應堆熱態次臨界狀態下的維修階段，它都起作用；在安全注入的情況下，RCV系統上充泵作為高壓安注泵運行，此時，安注運行方式自動取代所有其他運行方式。RCV—

安全功能精品資料55/78第四部分：CPR1000主要系統(xìtǒng)知識REA（反應堆硼和水補給(bǔjǐ)系統）REA的調硼和加硼部分與核安全有關，其他水系統部分與安全無關精品資料56/78第四部分(bùfen)：CPR1000主要系統知識水部分2個除鹽除氧水貯存箱（REA001、002BA），2個機組共用；4臺除鹽除氧水泵(shuǐbèng)（REA001、002PO），2臺/機組；2個化學藥品混合罐（REA006BA），1個/機組。硼酸部分1個硼酸溶液配制箱（REA005BA），2個機組共用；3個硼酸溶液貯存箱，每個機組分別使用一個（REA004BA），第三個（REA003BA）為2個機組共用；4臺硼酸溶液輸送泵（REA003、004BA），2臺/機組。REA—

系統構成精品資料57/78第四部分：CPR1000主要(zhǔyào)系統知識向穩壓器泄壓箱提供噴淋冷卻水；為主泵密封水立管（RCP011、021、031BA）供水，以沖洗(chōngxǐ)3號軸封；向換料水箱（PTR001BA）提供硼酸溶液，為其初始充水及補水；向安全注入系統硼酸注入箱（RIS021BA）提供硼酸溶液，為其初始充水和補水；向容控箱提供與一回路當前硼濃度一致的硼酸溶液，為其進行排氣操作；為穩壓器和余熱排出系統的先導式泄壓閥充水。REA—

主要功能硼濃度為（2200±100）μg/g硼濃度為7000μg/g精品資料58/78第四部分：CPR1000主要(zhǔyào)系統知識REA系統為RCV系統貯存并供給其容積(róngjī)控制、化學控制和反應性控制所需的各種流體提供除鹽、除氧硼水，以保證化容系統的容積(róngjī)控制功能；注入聯氨和氫氧化鋰等化學藥品，以保證化容系統的化學控制功能；提供硼酸溶液和除鹽除氧水，以保證化容系統的反應性控制功能。REA—

輔助功能精品資料59/78第四部分(bùfen)：CPR1000主要系統知識RRA又稱為反應堆停堆冷卻系統，當反應堆停堆后，最初仍由蒸汽(zhēnɡqì)發生器將剩余功率這部分熱量導出，當二回路不能再運行時，即由余熱排出系統導出這部分熱量，保證反應堆的冷卻。在反應堆正常停堆過程中，當一回路溫度降到180℃及以下，絕對壓力降到3.0MPa以下時，用余熱排出系統排出堆芯余熱、一回路水和設備的顯熱以及運行的主泵在一回路中產生的熱量，使反應堆進入冷卻停堆狀態。RRA—

余熱排出系統精品資料60/78第四部分：CPR1000主要系統(xìtǒng)知識除了失水事故（LOCA）引起安全注入系統投入運行的情況以外，在其他事故引起的停堆事故中，余熱排出系統也被用來排出上述三部分熱量。一回路處于單向狀態時進行壓力調節(tiáojié)和水質凈化；保證一回路水的循環，使一回路水溫和硼濃度得以均勻；參與換料水傳輸，將反應堆換料腔中的水送回換料水箱。RRA—

余熱排出系統精品資料61/78第四部分(bùfen)：CPR1000主要系統知識RRA—系統(xìtǒng)流程圖由2臺余熱排出泵、2臺熱交換器和相關的閥門、管道組成。精品資料62/78第四部分(bùfen)：CPR1000主要系統知識RRA—RCP-RCV-RRA連接(liánjiē)示意圖反應堆一環路二環路三環路01GV02GVRCP01PORCP02PORCP03PO01BARRA01PORRA02PO01RF02RF24VP25VP13VPRCV50VPRCV01-03PORCV310VPRCV366VPRRA14VP46VPRRA15VP凈化單元02BA01-03DIRRIRRIRRI13VPRCV01EX082VP03GV02RF精品資料63/78第四部分：CPR1000主要系統(xìtǒng)知識輔助冷卻水系統包括反應堆水池和乏燃料(ránliào)水池冷卻和處理系統（PTR）、設備冷卻水系統（RRI）、重要廠用水系統（SEC）、核島冷凍水系統（DEG）和電氣廠房冷凍水系統（DEL）等系統。PTR主要用于冷卻乏燃料(ránliào)水池中的乏燃料(ránliào)，導出余熱；在反應堆堆腔充水、換料，RRA不可用時，PTR又可作為RRA的應急備用，導出堆內余熱。RRI向核島內所有冷卻器提供冷卻水，而RRI本身又是由SEC用海水來冷卻的，2個系統都是與安全有關。DEG供應除主控制室以外核島所有空調冷卻器的冷凍水，DEL則專為主控制室和有關電氣廠房空調提供冷凍水。

輔助冷卻水系統精品資料64/78第四部分：CPR1000主要系統(xìtǒng)知識對反應堆水池和乏燃料水池進行冷卻、凈化、充水和排水。冷卻功能：見上頁。凈化功能：凈化去除乏燃料水池中的裂變產物和腐蝕產物，限制乏燃料水池的放射性水平；過濾清楚反應堆水池和乏燃料水池水中的懸浮物，以保持水中良好的能見度。充/排水功能：向反應堆水池和乏燃料水池充以硼濃度為2100μg/g的硼水，使水池有足夠的水層，為操作人員提供良好的生物防護；保證乏燃料處于次臨界狀態；實施除乏燃料貯存外其他水池的排水；為安全(ānquán)注入系統和安全(ānquán)殼噴淋系統貯存必要的硼水。

輔助冷卻水系統—PTR精品資料65/78第四部分：CPR1000主要(zhǔyào)系統知識輔助(fǔzhù)冷卻水系統—PTR系統流程圖池面標高為20m，總水容積為1310m3池面標高為20m，總水容積為1800m3四周設有鋼筋混凝土圍墻，圍墻可在事故情況下包容水箱的水容量。水箱箱底標高為1.02m精品資料66/78第四部分(bùfen)：CPR1000主要系統知識RRI所冷卻的設備中，有一部分是與核安全有關的，如安全殼噴淋系統熱交換器EAS001、002RF等，RRI系統是部分與質量和核安全相關的。冷卻功能(gōngnéng)：向核島內各熱交換器提供冷卻水，并將其熱負荷通過SEC傳到海水中；隔離作用：是核島各熱交換器與海水之間的一道屏障，既可以避免放射性流體不可控地釋放到海水中而污染環境，又可以防止海水對核島各熱交換器的腐蝕。

輔助冷卻水系統—RRI精品資料67/78第四部分(bùfen)：CPR1000主要系統知識當RCP發生失水事故或二回路的汽水回路發生破裂或失效時，必須確保堆芯熱量的排出和安全殼的完整性，限制事故的發展和減輕事故的后果，為此而設置的專設安全設施。安全注入系統（RIS）安全殼噴淋系統（EAS）輔助給水系統（ASG）安全殼隔離系統（EIE）安全殼內大氣監測（ETY）的混合(hùnhé)、取樣和復合子系統。

專設安全系統精品資料68/78第四部分：CPR1000主要(zhǔyào)系統知識（RIS）由高壓安注（HHSI）、中壓安注（MHSI）和低壓安注（LHSI）三個子系統組成，根據事故引起RCP系統降壓情況，在不同壓力下分別投用。主要功能在一回路小破口失水事故時或在二回路蒸汽管道(guǎndào)破裂造成一回路平均溫度降低而引起冷卻劑收縮時，RIS系統用來向一回路補水，以重新建立穩壓器水位；在一回路大破口失水事故時，RIS系統向堆芯注水，以重新淹沒并冷卻堆芯，限制燃料元件溫度的上升；RIS—

安全注入系統精品資料69/78第四部分：CPR1000主要系統(xìtǒng)知識主要功能在二回路蒸汽管道破裂時，向一回路注入高濃度硼酸溶液，以補償由于一回路冷卻劑連續過冷而引起的正反應(fǎnyìng)性，防止堆芯重返臨界。輔助功能在換料停堆期間，低壓安注泵可用來為反應(fǎnyìng)堆水池充水；用RIS011PO泵進行RCP系統的水壓試驗；在失去全部電源時為主泵提供軸封水；在再循環注入階段，低壓安注泵從安全殼地坑吸水，RIS在安全殼外的管段成為第三道屏障的一部分。RIS—

安全注入系統精品資料70/78第四部分：CPR1000主要系統(xìtǒng)知識主要功能通過噴淋冷凝蒸汽，使安全殼內壓力和溫度降低到可接受的水平，確保安全殼的完整性。輔助功能帶走隨一回路失水所散布在安全殼內大氣空間當中的氣載裂變產物，尤其是131I；限制噴淋的硼酸對金屬設備的腐蝕；當反應堆廠房發生火災時，可手動噴淋滅火；在冷停堆工況下，也可用于冷卻PTR001BA內的水；在LOCA事故后15天，EAS泵可作為RIS低壓安注泵備用(bèiyòng)；在再循環噴淋階段，EAS泵從安全殼地坑吸水，EAS在安全殼外的管段成為第三道屏障的一部分。EAS—

安全殼噴淋系統精品資料71/78第四部分：CPR1000主要系統(xìtǒng)知識ASG屬于專設安全設施之一，其安全作用是在主給水系統的任何一個環節（CVI、ABP、APP、APA、ARE）發生故障時，作為應急(yìngjí)手段向蒸汽發生器二次側供水，使一回路維持一個冷源，排除堆芯