AP1000技术简介

1、AP1000 技术简介,生产技术部,2009年6月,AP1000非能动核电站,AP1000三位模型,1985年西屋公司开始了非能动先进压水堆AP600的开发研究工作，前后共化了13年的时间，于1998年9月3日NRC颁布了AP600最终设计批准书。化费了1300人年，完成了12,000份设计文件，耗资近6个亿美元。 西屋公司在已开发的非能动先进压水堆AP600的基础上，于1999 年12 月启动了AP1000 的研究开发工作，历时5年开发了AP1000。,AP1000开发情况,AP1000安全审评情况,西屋公司于2002年3月28日向美国核管会提交了AP1000 标准设计的“标准设计证书”申请，该申请包括AP1000设计控制文件、概率安全分析报告等。 美国核管会 于 2002年7月25受理该申请，据联邦法规10 CFR Part 52 及对付严重事故等相关法规，在独立审查和独立进行部分试验的基础上，完成AP1000设计的“预认证审查”，确认AP600有关的试验和分析程序可以用于AP1000设计。 美国核管会对AP1000设计的审查先后共提出了700多个问题，经独立审查和验证完成了对AP

2、1000设计的“最终安全评价报告”，于2004年9月正式发布了“最终安全评价报告”。 2004年9月23日，西屋公司获得了NRC 关于AP1000 的“最终设计批准书”。 根据美国有关法律举行听证会后，NRC 于2005年12月30日向西屋公司颁发了AP1000 标准设计的“标准设计证书”。,AP1000设计目标,在 600 MWe 的基础上提高电厂的功率以降低成本； 在核电站批量建造后，建造成本降到 $900-1000/千瓦，以获得在美国电力市场的竞争能力； 保持 AP600 的目标和设计细节； 在 AP600开发研究的成果 “框架” 内增加功率/容量； 保持“成熟设备”的可信度； 保持成本估计,建造进度和模块化建造等方面的原有基础； 保持 AP600 的安全执照许可证基础； 满足美国核安全管理委员会对“先进的非能动安全系统核电厂”的要求； 接受 AP600 政策质询。,AP1000设计变化,相对于 AP600， AP1000的 设计作了如下变化： 增加反应堆堆芯长度和燃料组件数目； 增加 NSSS 主要部件的尺寸； 增加反应堆压力容器的高度； 采用125型蒸汽发生器,类似于 ANO

3、（Arkansas Nuclear One) 核电厂更换的蒸汽发生器 ； 采用多台屏蔽式反应堆冷却剂泵-屏蔽电动泵 (带变频装置)； 比较大的稳压器； 增加安全壳的高度； 增加部分非能动安全系统设备的容量； 增加常规岛的尺寸以提高功率。,AP1000总参数,AP1000设计理念,在传统成熟的压水堆核电技术的基础上，安全系统“非能动化”。 非能动化安全系统” 利用自然物理现象（重力、蒸发、冷凝、自然循环、自然对流等）以及气体蓄能驱动流体流动，带走堆芯余热和安全壳的热量，不需要外部能源。非能动设计理念已有实际应用，技术是成熟的。 非能动设计理念的引入，使核电站的设计发生了根本的变化： 设计简化、系统设置简化、工艺布置简化、施工量减少、工期缩短、运行和维修简化等一系列效应，最终使AP1000在安全性能显著提高的同时，经济上也具有较强的竞争力； 预防和缓解事故和严重事故的操作简化； 系统配置简化，安全支持系统减少，安全级设备和抗震厂房大幅减少，安全等级和质保等级降低，应急动力电源和很多动力设备被取消，大宗材料需求明显降低； 安全性能显著提高；,AP1000主要特点（一）,简化的非能动设计提高安

4、全性大大降低人因错误AP1000设计中考虑了以下几类严重事故：堆芯和混凝土相互反应；高压熔堆；氢气燃烧和爆炸；蒸汽爆炸；安全壳超压；安全壳旁路 ；AP1000主要安全系统：余热排出系统、安注系统、安全壳冷却系统等，均采用非能动设计，系统简单，不依赖交流电源，无需能动设备即可长期保持核电站安全，非能动式冷却显著提高安全壳的可靠性，安全裕度大。针对严重事故的设计可将损坏的堆芯保持在压力容器内，避免放射性释放。,AP1000主要特点（一）,简化的非能动设计提高安全性大大降低人因错误在发生事故之后，至少在72小时内，操作员不必采取手动动作； 在72小时以外，仅需要操纵员简单的动作和少量的厂外援助； 在严重事故情况下，安全壳特性满足厂外放射性剂量限值的要求，至少72小时内，不需要厂外应急援助；在72小时以外，仅需少量的厂外援助；,AP1000主要特点（二）,系统、设备、厂房等物项减少降低电厂建造成本,AP1000主要特点（三）,设备、厂房数量比较,AP1000主要特点（四）,厂房、设备布置简化缩短建造周期,第二代核电站的安全系统是能动系统，它包括数量较多的泵、安全阀门以及相应的管道，应急柴油机，

5、换料水箱，安全级支持系统（通风系统、设备冷却水系统）等组成。大部分设备都布置在安全壳外（由下图的红框表示）。第三代AP1000核电站的安全系统是非能动系统，它仅由5只水箱以及相关的安全阀门和管道组成。全部设备都布置在安全壳内。,AP1000主要特点（四）,第二代和AP1000核电站系统和设备布置的比较,AP1000主要特点（五）,仪控系统和主控室设计,AP1000仪控系统采用成熟的数字化技术设计，通过多样化的安全级、非安全级仪控系统和信息提供、操作避免发生共模失效。主控室采用布置紧凑的计算机工作站控制技术，人机接口设计充分考虑了运行电站的经验反馈。,AP1000主要特点（六）,建造中大量采用模块化建造技术,AP1000在建造中大量采用模块化建造技术。 模块建造是电站详细设计的一部分，整个电站共分4种模块类型，其中结构模块122个，管道模块154个，机械设备模块55个，电气设备模块11个。 模块化建造技术使建造活动处于容易控制的环境中，在制作车间即可进行检查，经验反馈和吸取教训更加容易，保证建造质量。平行进行的各个模块建造大大减少了现场的人员和施工活动。 通过与前期工程平行开展的按模块进

6、行混凝土施工、设备安装的建造方法，AP1000的建设周期大大缩短至60个月，其中从第一罐混凝土到装料只需36个月。,AP1000的安全性能（一）,反应堆堆芯损坏频率（CDF）显著降低-保护业主投资,AP1000的安全性能（二）,大量放射性释放频率（LERF）显著降低-保护业主投资,AP1000核蒸汽供应系统,AP1000核蒸汽供应系统包括： 1、反应堆基本上与第二代核电站比利时Doel4、Tihange3的相同 2、反应堆冷却剂系统采用与第二代核电站“系统80”相同的二环路系统。系统包括：一台反应堆压力容器、一台稳压器和两条冷却剂环路。每一条环路有一台蒸汽发生器、两台主泵、两条冷段主管道和一条热段主管道。3、 蒸汽发生器采用125型蒸汽发生器，它是在已有成熟运行经验75型蒸汽发生器基础上的改进，与ANO核电站的蒸汽发生器相似。4、稳压器与第二代核电站的相同5、冷却剂主泵采用屏蔽电动泵,反应堆压力容器是改进的西屋公司三环路反应堆压力容器。 采用两台蒸汽发生器和四台反应堆冷却剂泵的环路设计 压力容器直接注射管嘴 14 ft燃料组件 活芯区高40 feet long，内径 159” in 由

7、低合金钢板和锻件制成，带 0.22 in SS内衬里 。 在活芯区顶部以下没有贯穿件。 采用一体化的堆顶部件。,AP1000反应堆压力容器,关键部件 堆芯吊篮 上部堆芯支撑板 上部支撑筒 上部堆芯板 下部堆芯支撑板,AP1000反应堆堆内构件,AP1000蒸汽发生器,AP1000反应堆冷却剂泵屏蔽电动泵,AP1000非能动安全系统,AP1000非能动安全系统包括：非能动余热排出系统 非能动安全注射系统 非能动安全壳冷却系统 非能动主控制室应急可居留系统 安全壳氢气控制系统,AP1000非能动安全系统,1、非能动余热排出系统, 非能动余热排出系统，可在电厂事故工况下以及反应堆正常余热排出系统失效时，自动排出堆芯的余热。 该系统主要设备是非能动余热排出热交换器和相连的管道、阀门。热交换器布置在换料水箱内，可大量吸收反应堆内的余热。 当换料水箱内的水达到饱和温度时，箱内产生的蒸汽进入反应堆钢安全壳，并由安全壳的壁面冷却，使凝水沿钢壳内壁向下流，回到换料水箱内，继续作为热交换器的冷却介质。 钢安全壳外，设有非能动安全壳冷却系统，通过给安全壳外喷水和自然对流的空气带走热量，最后将反应堆的余热排出

8、。,AP1000非能动安全系统,AP1000非能动安全系统,AP1000非能动安全系统,AP1000非能动安全系统,2、非能动安全注射系统,AP1000非能动安全系统,AP1000非能动安全系统,1）非能动安全注射系统的功能：在事故情况（包括失去反应堆冷却剂）下，给反应堆应急注水，冷却堆芯。 2）非能动安全注射系统组成： 2只堆芯补水箱 每只容积为70.8m3 ，内装3400ppm的含硼水 2只安全注射箱每只容积为56.6m3，内装2600ppm的含硼水 1只内置换料水箱容积为2092 m3 ，内装26002900ppm的含硼水以及相连的阀门和管道,AP1000非能动安全系统,2、非能动安全注射系统设备布置,AP1000非能动安全系统,2、非能动安全注射系统堆芯补水箱, 堆芯补水箱是非能动安全注射系统三个水源之一，堆芯补水箱执行高压安全注射功能，在LOCA事故时，能在较长时间间隔内向堆芯注入较大的安注流量。 在发生不包括LOCA事故的情况下，当正常补水系统不可用或不足时，堆芯补水箱为反应堆冷却剂系统提供紧急补水和硼化。 堆芯补水箱位置高于反应堆和反应堆冷却剂系统。 在事故情况下，根据驱

9、动信号自动打开下泄注射管的气动阀，依靠位差产生的重力向反应堆注水，冷却堆芯。,AP1000非能动安全系统,2、非能动安全注射系统安全注射箱, 安全注射箱是非能动安全注射系统三个水源之一。安全注射箱执行中压安全注射功能，在LOCA事故时，能在有限的几分钟时间间隔内向堆芯注射十分大的安注流量。 在事故情况下，反应堆冷却剂系统压下降到低于安注箱的氮气压力（50大气压）时，两只串连的止回阀开启，硼水靠氮气压力注入反应堆冷却剂系统。,AP1000非能动安全系统,2、非能动安全注射系统内置换料水箱, 内置换料水箱是非能动安全注射系统三个水源之一。内置换料水箱执行低压安全注射功能，在LOCA事故时，能在很长时间间向堆芯注射较小的安注流量。 内置换料水箱位置高于反应堆和反应堆冷却剂系统。 在事故情况下，根据驱动信号自动打开爆破阀，依靠位差产生的重力向反应堆注水，冷却堆芯,AP1000非能动安全系统,AP1000非能动安全系统,AP1000非能动安全系统,AP1000非能动安全系统,2、非能动安全注射系统长期水源, 淹没的安全壳是堆芯冷却的长期水源。 当换料水箱的液位达到低-低液位时，与之相连的爆破阀和相关阀门自动打开，安全壳内的水经再循环滤网进入反应堆，冷却堆芯。 当安全壳内的水温达到饱和温度时，产生的蒸汽由安全壳的壁面冷却。凝水沿钢壳内壁向下流，回安全壳底部，进行再循环，实现反应堆长期冷却堆芯的目的。,AP1000非能动安全系统,3、非能动安全壳冷却系统,（1）非能动安全壳冷却系统的功能： 在事故情况下，导出安全壳内的热量，使钢安全壳内的温度和压力不超过设计值。 非能动余热排出系统长时间运行后，换料水箱内的水加热蒸发，在安全壳壁面冷凝，将热量转给大气。 钢安全壳的直径为39.624m，高为65.634m, 自由容积为56634m3,AP1000非能动安全系统,（2）非能动安全壳冷却包括两个过程： 安全壳内的蒸汽由安全壳的内壁面冷却，凝水流回安全壳底部，实现反应堆的再循环冷却； 安全壳的外壁面由安全壳冷却水箱的分配装置在安全壳穹顶和圆柱筒体形成均匀水膜 ，以及自然对流的空气冷却安全壳，反应堆余热最终经安全壳屏蔽厂房的空气出口排入大气。 在事故后的72小时内，系统的运行不需要任何干预，运行人员不必调节冷却水流量，也不必补水。,

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