AP1000核电站简介

-1-AP1000核电站简介孙光弟2011.6-2-实现第三代核电安全目标的两种设计思路核电发展历史上出现过二次大事故，造成了很大的影响。三哩岛和切尔诺贝利核事故后，虽然核电发展受到严重挫折，但由于石油、天然气资源贮量不断减少和环境保护日益受到世界各国关注，为了满足不断增长的电力需求，核能作为一种清洁能源，仍然受到重视。以美国为代表的发达国家从未停止核电技术开发。-3-实现第三代核电安全目标的两种设计思路为了消除公众对核电安全性、经济性、可靠性和核废物处置方面的疑虑，促进核电发展，八十年代中期开始，美国电力研究所（APRI）在美国核管会（NRC）的支持下，制定了一个能被供应商、投资方、业主、核安全管理当局、用户和公众各方面都能接受的，提高安全性和改善经济性的核电站设计基础文件，即适用于先进轻水堆设计的《美国用户要求文件（URD）》。-4-实现第三代核电安全目标的两种设计思路核电厂余热排出和放射性包容要求为了执行核电的余热排出和放射性包容功能，核电站采取了纵深防御的概念和各种专设安全措施来确保核电厂安全。二代核电站虽然也考虑了这些功能，但是其在预防和缓解严重事故方面的措施考虑不足；三代核电技术明确要求，必须将堆芯熔化和大量放射性向外释放概率降到很低的水平。为了达到此目的，人们采取了两种不同的设计思路。-5-实现第三代核电安全目标的两种设计思路EPR的“加法”设计思路EPR采取了“增加专设安全系统”的思路，即在第二代的基础上再增加和强化专设安全系统。例如，安全注射、堆芯余热排出、应急安全电源等系统都由二系列增加为四系列，同时增设堆芯熔融物捕集和冷却系统以防止安全壳熔穿等。这样，安全性是提高了、但核电站系统比第二代更复杂，设备更多，造价也相应提高。-6-实现第三代核电安全目标的两种设计思路-7-实现第三代核电安全目标的两种设计思路AP1000“减法”设计思路AP1000采用“非能动技术”的路线，即从根本上革新，利用自然界物质固有的规律来保障安全：利用物质的重力，流体的自然对流、扩散、蒸发、冷凝等原理来在事故应急时冷却反应堆厂房（安全壳）和带走堆芯余热，这就是AP1000所采用的“非能动”安全系统的设计思路。这种思路，既简化了系统、减少了设备和部件，又大大提高了安全性。-8-实现第三代核电安全目标的两种设计思路AP1000“减法”设计思路的优越性AP1000简化了安全系统配置；减少了安全支持系统；大幅度地减少了安全级设备(包括核级电动阀、泵和电缆等)及抗震厂房；取消了核级应急柴油发电机系统和大部分核安全级能动设备；明显降低了对大宗材料的需求。采用非能动技术可以使设计简化、系统设置简化、工艺布置简化、施工量减少、工期缩短、应急响应时限要求降低，大大降低了发生人因错误的可能性，使AP1000的安全性能得到显著提高的同时提高了经济竞争力。-9-实现第三代核电安全目标的两种设计思路-10-AP1000核电厂的基本特点1功率大寿命长在浙江省三门和山东省海阳的厂址，单机电功率可达125万千瓦，设计寿命60年。2安全性好AP1000己将预防和缓解严重事故作为设计基准，将其发生的可能性降到极低；完全满足我国现行核安全法规和国际安全标准的要求。-11-AP1000核电厂的基本特点3采用非能动的安全系统在万一发生事故后的三天（72小时）内，可完全依靠自动投入的非能动安全系统保障核电厂的安全，而不需要操纵员干预；非能动安全系统的投入和运行不需要任何交流电源。-12-AP1000核电厂的基本特点4采用简化型设计，俗称“减法”与第二代、二代改进型和能动型的第三代核电站相比系统简化、设备明显減少，有利于降低建造成本和运行维护成本。-13-AP1000核电厂的基本特点5采用模块化的设计与建造技术，俗称“搭积木”有利于缩短建造周期；改变了先造房子后安装设备，即先土建后安装的传统施工方法，将施工现场的“串联”作业改变为工厂预制、现场吊装的“并联”作业。-14-AP1000核电厂的基本特点6AP1000核电厂可利用率高系统与设备的高可靠性，使得核电厂可利用率不小于93%；采用先进的燃料组件，燃料经济性好；每18-24个月进行一次装换核燃料和必要的维修，运行周期长；换料和维修时间短。-15-AP1000核电厂的基本特点7AP1000核电厂的设计采用了成熟的，经验证的技术，己通过了美国核安全监管当局的独立审查，获得了设计许可证，可以进行商用建造。8AP1000核电厂的设计将提高安全性和提高经济性很好地统一起来，是创新型的设计。-16-AP1000核电厂的基本特点AP1000最大的特点是将预防和缓解严重事故作为设计基准，所以极大地降低了向外放射性释放的概率。-17-AP1000核电厂的基本特点AP1000核电厂的核岛主工艺采用西屋公司成熟的314型反应堆、冷却剂系统和设备，具有一定的运行实践，都是成熟的设备和部件。仅仅是AP1000的安全系统采用了全新的非能动安全系统和设备，AP1000非能动安全系统已通过美国核监管委员会的独立核算、试验验证和审查批准。非能动安全系统均采用了成熟的设备。AP1000核电厂比较突出的有非能动安全系统、屏蔽电机泵和模块化施工。-18-非能动安全系统二代和二代改进型核电厂为执行核电站的安全功能，要采用复杂的能动型的安全系统，需要很多的泵、阀门、管道、水箱、热交换器等设备，而且必须由要求苛刻的安全级应急电源（柴油发电机组）供电安全系统才能工作。-19-非能动安全系统AP1000采用了依靠重力、温差和膨胀等自然力来驱动的安全系统，并通过蒸发、冷凝、对流、自然循环来带走热量，即：非能动的安全系统，它不需要任何泵来驱动流体，也就不需要交流电源，因此AP1000核电厂取消了要求极高的安全级应急电源（柴油发电机组）。-20-非能动安全系统非能动的安全系统基本上仅由高位或加压的6个大水箱（2个堆芯补水箱、2个安注水箱、1个设置在安全壳内的换料水箱以及1个非能动安全壳冷却系统淋水水箱）和相应的管路、阀门和1个浸泡在换料水箱内的换热器构成。这些简单的非能动设备和部件构成安全系统，在应急情况下能够执行下列功能非能动堆芯余热排出非能动堆芯冷却（关键在于及时向反应堆堆芯注水）非能动反应堆自动降压非能动安全壳冷却具有全面、完善的预防和缓解严重事故的措施-21-非能动安全系统已运行的二代压水堆核电厂和AP1000核电厂安全系统比较-22-非能动安全系统-23-非能动安全系统自动卸压系统(ADS)系统自动卸压系统在发生假想事故工况后，根据要求执行应急冷却功能，按次序开启其阀门。ADS阀门的开启次序为反应堆冷却剂系统提供一个可控的卸压过程，并能防止同时开启多于一级以上的阀门；第4级ADS的爆破阀是被联锁的，在反应堆冷却剂系统的压力没有充分降低之前是不能开启的。第4级卸压子系统有四条管线，分为A、B两列管线，分别安装在一回路1、2环路的热段管道上。每条管道上串联安装两只阀门，一只是常开的直流电动闸阀，另一只是常闭的卸压爆破阀，卸压爆破阀内径为35.6cm（14in）。第4级卸压系统直接从主回路的热段管道顶部引出，并直接向主管道隔间排放。-24-非能动安全系统当阀门开启后，堆芯补水箱依靠位差向反应堆进行重力补水当反应堆的压力降到4.8MPa以下时，安注箱靠其顶部氮气的膨胀压力向反应堆补水堆进行重力补水换料水箱依靠位差向反应当爆破阀打开后，安全壳内AP1000反应堆非能动堆芯冷却系统（无需任何交流电源）-25-非能动安全系统采用非能动技术后，简化了系统，例如以6个水箱代替了大量能动安全系统。又例如安全壳非能动冷却方法：采用安全壳内部自然循环、安全壳外部自然循环、必要时可以通过重力驱动的安全壳顶部水箱实施安全壳外部喷淋，顶部水箱可以维持3天运行，并可以重新充水。-26-非能动安全系统InIn--VesselVesselRetentionRetentionofCoreofCoreDamageDamage堆芯熔融物堆芯熔融物保持在反应保持在反应堆压力容器堆压力容器内内（（IVRIVR））临时性（可装卸）的堆腔密封环蒸汽/水出口出口通风道节气闸冷却水入口绝热层支承可移动的绝热层支承绝热层屏蔽结构块反应堆压力容器支承入口浮球组热管段接管嘴冷管段接管嘴-27-非能动安全系统安全壳内置换料水箱向堆腔充水堆芯熔化事故先兆防止堆底熔穿蒸汽排出带出热量充水将堆芯熔融物保持在压力容器内IVR将堆芯熔融物保持在压力容器内（IVR）是AP1000所特有的创新技术。这项技术的应用使得大规模放射性释放到环境的可能性进一步降低。-28-非能动安全系统安全壳氢气控制系统安全壳氢气控制系统由安装在安全壳内的三台氢浓度监测仪、两台非能动自催化复合器和64台氢点火器组成。这些设备用来限制安全壳大气中的氢浓度。安全壳氢气控制系统执行以下非安全相关功能：〃在正常运行和设计基准事故后,监测安全壳大气中的氢浓度在设计基准LOCA事故后限制和降低安全壳内的氢的总浓度。在严重事故后,为防止氢爆燃或爆炸提供纵深防御。在堆芯恶化或堆芯熔化事故期间及以后，通过局部点燃释放出来的氢来防止安全壳内氢的总浓度达到可燃限值。-29-非能动安全系统安全壳氢气控制系统的功能是限制反应堆安全壳大气中的氢浓度，从而在发生堆芯损坏的假想事故后，不会威胁安全壳的完整性。在发生失水事故后，由于燃料锆包壳与水的反应、水的分解，以及结构材料的腐蚀，都会在反应堆冷却系统内产生氢气，氢气随后从反应堆冷却系统进入安全壳内。对于氢气的控制需要分别考虑两种情况。即设计基准事故和严重事故条件下的氢气释放与控制。-30-非能动安全系统在设计基准事故下，与水反应产生氢气的锆总量的限值为锆包壳总质量的1%。安全壳内氢气控制系统由两个安全相关的氢气复合器构成，其功能是保证安全壳内的氢气浓度小于其可燃限值。氢复合子系统由位于安全壳内的两台安全级的非能动氢气自催化复合器(PARs)组成，能在任何设计基准事故后维持安全壳总体氢浓度处在较低水平。PAR结构简单，无能动部分，不需供电和其他支持。使用钯或铂作为催化剂。PAR能在大的温度范围内、低于1%的反应物浓度和大于50%的蒸汽浓度时良好工作。当催化剂受潮时，会有短的延迟才发生复合，但是不会影响设计基准事故下的氢复合，因为此时氢的积累需要几天到几周。-31-非能动安全系统在严重事故情况下，要假设100%的燃料包壳与水的反应所产生的氢气量。尽管辐射分解和腐蚀反应也产生氢气，但所占份额很小。在假想的严重事故事故发生后，燃料锆包壳与水蒸气的反应可以迅速产生大量的氢气，是氢气产生的主要来源。安全壳内的氢浓度很可能达到其可燃限值。这种情况下，安全壳氢气控制系统的作用则是在氢气达到较低的可燃限值时，尽快促进氢的燃烧，以防止氢浓度的进一步增加而造成高浓度的爆燃，对安全壳完整性构成威胁。这也为氢气燃烧条件下安全壳完整性的维持，及安全相关系统在氢气燃烧条件下的持续运行提供了保障。-32-非能动安全系统对于严重事故下的氢气控制，AP1000的安全壳内安装了64台氢点火器能够使氢气燃烧。这些点火器组件被设计为可在LOCA发生后的安全壳大气中，维持点火器的表面温度在870℃与927℃之间。因为氢点火器用于低概率的严重事故，所以氢点火子系统不是1E级。但是在供电、布置方面还是作了提高安全性的考虑。64台氢点火器分成两组，分别由不同的母线供电，正常时分别由厂外电源供电；当外电源失去时分别由厂内一台非安全级柴油发电机供电；当柴油机也发生故障时由非1E级直流蓄电池供电约4h。-33-非能动安全系统直流电源系统有6个1E级直流125伏蓄电池组，其中独立的4个序列共有4个24小时蓄电池组，在失去所有交流电源并且发生设计基准事故时，能给负荷提供必需的最初24小时的电力。有2个序列另设有2个为72小时的蓄电池，提供72小时所需的电力。-34-非能动安全系统应急电源因为AP1000采用非能动安全系统，所以不设安全级的应急柴油发电机组。设有1E级不间断电源，向四个独立通道提供220V交流电力。在出现设计基准事故后的72小时内，将辅助交流发电机连接到1E级调压变压器上的设施