钱虹，辛浩，秦士民

（上海电力学院电力与自动化工程学院，上海 200090）

AP1000核电站的设计理念是在传统压水堆核电技术的基础上，引入安全系统非能动理念，使核电厂安全系统发生了重大的变化，属于创新型设计.由于采用了非能动安全系统，大大降低了发生人为错误的可能性，使AP1000核电站的安全性能得到了显著提高，操纵员宽限处理时间高达72 h.

本文针对目前自主化、国产化的需求，对核电站非能动堆芯冷却系统及其触发逻辑进行分析，并基于虚拟平台进行仿真和调试，以期为我国现阶段安全系统的研发提供参考.

1 非能动堆芯冷却系统分析

AP1000的非能动堆芯冷却和余热排出系统由非能动余热排出子系统、非能动安全注水子系统和安全壳内的pH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（CMT）、两个安全注水箱（ACC）、一个pH调整化学药品的篮筐、一个安全壳内换料水箱（IRWST），以及相关的阀门、管道和仪表等设备，这些设备均被安置在钢制安全壳内部.该系统的功能与传统压水堆类似，在发生LOCA事故、弹棒事故、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.

1.1 非能动余热排出系统

该系统又称为应急堆芯余热导出子系统，其主要设备是非能动余热导出热交换器［1］.该热交换器布置在换料水箱内，并将水箱内的水作为其冷却介质和热源.换料水箱的位置高于反应堆，热交换器入口管线与……