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1轻水堆简介2一、AP1000介绍二、EPR简介三、BWR简介目录1一、AP1000总体介绍2目录1.概述2.核电厂的布置3.核岛系统31.概述AP1000是美国西屋公司设计开发的双环路1000MW级压水堆。AP1000在传统压水堆核电技术的基础上，采用“非能动”的安全系统，使其安全性、经济性有了显著提高。41.概述AP1000的总结构图51.概述1.1安全评审情况西屋公司美国核管会（NRC）02年3月标准设计证书申请包括：DCD,PRA等受理申请，开始评审04年9月确认AP600有关的试验和分析程序可以用于AP1000设计预认证审查最终安全评价报告最终设计批准书标准设计证书审查验证接受评审700多个问题04年9月获得最终设计批准书获得标准设计证书02年7月05年12月61.概述1.2设计理念A.NSSS:基本采用二代技术,部分设备升级,少量系统优化;B.安全技术:不放弃但不依赖已有的安全技术和设备，尽量采用全新的非能动技术以提高整个电站的安全性。（例如，柴油发电系统、厂用水系统、正常余热导出系统、辅助给水系统，等等）71.概述1.2.1安全系统设计理念安全系统非能动化简化安全系统配置减少安全支持系统减少安全级设备及抗震厂房提高可操作性将人为制造的安全条件让位于由自然规律形成的本质安全降低维修要求81.概述1.3主要特点描述安全性提高反应堆堆芯损坏频率显著降低大量放射性释放频率显著降低成熟性设计系统的优化厂房、设备布置简化系统、设备、厂房等物项减少技术的进步全厂数字化仪控模块化设计，制造10反应堆堆芯损坏频率显著降低1.3主要特点(安全性提高)11第二代和AP1000核电站系统和设备布置的比较121.3主要特点(成熟性设计)成熟性设计反应堆和反应堆冷却剂系统设计采用成熟技术非能动技术，经过大量试验、计算和验证NRC于2005年12月30日向西屋公司颁发了AP－1000标准设计的“标准设计证书”131.3主要特点(简化)模块化设计，建造结构模块(二种)设备模块(三种)提高安装质量，缩短建设工期14结构模块设备模块15模块化设计，建造172.电厂布置发电生产设施由5个主要的厂房结构组成:核岛、汽轮机厂房、附属厂房、柴油发电机厂房和放射性废物厂房。这些厂房结构中的每一个均建筑在各自单独的筏基上。核岛由安全壳厂房、屏蔽厂房和核辅助厂房组成,三部分被建造在同一筏基上。18192.电厂布置安全壳厂房安全壳厂房是安全壳容器以及该容器内所含的所有结构；功能是在假想的设计基准事故以后包容气载放射性的释放以及在正常运行期间为反应堆堆芯和冷却剂系统提供屏蔽,其本身也是非能动安全壳冷却系统的组成部分；位于安全壳厂房内的主要系统是反应堆冷却剂系统、安全相关系统。202.电厂布置屏蔽厂房屏蔽厂房是环绕安全壳容器的结构和环形区域。在正常运行/事故状态期间,屏蔽厂房与安全壳厂房的内部结构为安全壳内的反应堆冷却剂系统和所有其它放射性系统和部件提供所要求的屏蔽保护。屏蔽厂房也为安全壳提供所要求的外部人为或非人为的撞击保护。屏蔽厂房是非能动安全壳冷却系统中整体的一部分。212.电厂布置辅助厂房辅助厂房的基本功能是为位于安全壳厂房外的安全相关抗震Ⅰ类机械和电气设备提供保护和隔离。辅助厂房也为设置在厂房内的放射性设备和管道提供屏蔽。位于辅助厂房内的最重要的设备和系统有:主控室、仪控系统、电气系统、燃料吊装区、燃料厂房、乏燃料水池、机械设备区、安全壳贯穿区和主蒸汽、给水阀门隔间。辅助厂房通过附属厂房中的人员、设备闸门与安全壳厂房相连222.电厂布置附属厂房在附属厂房内不含有安全相关设备；提供了通往发电设施的主要人员出入口；包括了用于控制人员出入辐射控制区的保健物理设施；非1E级交流和直流电源系统、辅助柴油发电机及其燃油供应、其它电气设备、技术支持中心和各种暖通空调系统以及用于维护辐射控制区设备的热机械车间。232.电厂布置放射性废物厂房放射性废物厂房内不含安全相关设施。包括了各类废料在处理前的隔离储存设施、移动式废物系统的处理设施和将经处理的废物贮存装入输送和处置容器的设施。242.电厂布置汽轮机厂房汽轮机厂房内不含安全相关设备。汽轮机厂房内安装了主汽轮机、发电机和相关的流体和电气系统。它为主汽轮发电机部件的搁置和维修提供全天候的保护。汽轮机厂房内同样还安装了补给水净化系统。属于核岛的12个非安全相关系统也布置在汽轮机厂房内。252.电厂布置柴油发电机厂房柴油发电机厂房内也没有安全相关设备。柴油发电机厂房内装备了2台柴油发电机，防火墙耐火能力可以达3小时。273.核岛系统3.1反应堆冷却剂系统3.2非能动安全系统3.3辅助系统283.1反应堆冷却剂系统系统描述有两条环路；每条环路由一条热段主管道和两条冷段主管道、一台蒸汽发生器以及与之直接相连的两台反应堆冷却剂屏蔽泵组成。RCS还包括一台反应堆压力容器、一台稳压器、自动卸压系统和反应堆压力容器顶盖放气系统；所有设备都布置在反应堆安全壳内。293.1反应堆冷却剂系统1，2，3级自动卸压阀4级自动卸压阀353.1反应堆冷却剂系统AP1000M310总高度（含CRDM管座）13.94mm13.21mm设计压力172bar.a172bar.a设计温度343℃343℃工作压力155bar.a155bar.a出口温度321.1℃327℃入口温度280.7℃292℃总流量68000m3/h71000m3/h上封头贯穿件数量69＋4261＋4下封头贯穿件数量050出，入接管数量2/43/3安注接管数量20筒体内径3987.8mm3990mm403.1反应堆冷却剂系统主泵AP1000采用屏蔽式主泵。相对于传统的轴封式主泵，屏蔽式主泵在维持反应堆冷却剂系统压力边界完整性方面具有独到的技术优势，能够显著减少核电站LOCA事件发生频率。屏蔽式泵是一种高可靠性的泵，其维修间隔可以达到20年453.2非能动安全系统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，靠自然循环，由余热排出系统的热交换器将堆芯衰变热带走。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，换料水箱作为中间热阱。换料水箱内水吸收衰变热达到饱和温度需要几个小时，如全部水沸腾带走热量，其水量足够数天冷却之用，而且水蒸气进入安全壳冷凝后仍可回收利用。这样，操作人员有足够的时间采取恢复行动。46473.2非能动安全系统非能动安全注射系统（PSIS）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。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2092m3，内装2600－2900ppm的含硼水以及相连的阀门和管道4849501）堆芯补水箱是非能动安全注射系统四个水源之一，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。2）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。3）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，冷却堆芯堆芯补水箱非能动安全注射系统（PSIS）51非能动安全注射系统（PSIS）1）安全注射箱是非能动安全注射系统四个水源之一。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。2）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。安全注射箱52非能动安全注射系统（PSIS）1）内置换料水箱是非能动安全注射系统四个水源之一。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。2）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，冷却堆芯内置换料水箱53非能动安全注射系统（PSIS）●淹没的安全壳是非能动安全注射系统第四个水源，而且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。543.2非能动安全系统非能动安全壳冷却系统(PCS)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。非能动的安全壳冷凝系统在发生冷却剂失流事故(LOCA)和蒸汽管道破裂(MSLB)事故的情况下导出安全壳内空气的热量，同时它还为其他导致安全壳压力和温度大幅升高的设计基准事故提供安全相关的最终热阱。55非能动安全壳冷却包括两过程：●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。3.2非能动安全系统563.2非能动安全系统主控室应急可居留系统（VES）:为主控室人员提供呼吸用的空气；保持主控室相对正压，防止污染空气进入；设计基准事故后为电厂中必须保持其功能的设备提供非能动冷却。573.2非能动安全系统预防，缓解严重事故的措施除上述非能动安全设施外，将熔融堆芯滞留在压力容器内(IVR)是APl000非能动AP1000核电站采用的一项重要的对付严重事故策略。它保证第二道屏障－压力容器不被熔穿，避免了堆芯熔融物和混凝土底板发生反应，使放射性向环境释放的概率降到最低。583.2非能动安全系统IVR在发生堆芯熔化的严重事故情况下，堆腔淹没系统将水注入堆腔，淹没堆腔的水，从金属保温层低部的入水口进入压力容器和金属保温层之间的夹缝，从外部冷却反应堆压力容器，有效地冷却堆芯熔融碎片。603.3辅助系统AP1000一回路主要的辅助系统有：•化学与容积控制系统•设备冷却水系统•常规的余热导出系统•安全壳循环冷却系统•安全壳气体过滤系统设计及功能上与传统的压水堆核岛辅助系统没有本质的区别46二、EPR简介47EPR特点•高功率(1500MWe—1700MWe)•4通道安全系统•双层安全壳•严重事故预防及缓解•稳压器卸压•堆芯扑集器•非能动氢复合器•全数字化仪控,先进控制室•模块化施工48安全壳内布置•双层安全壳带过滤排放•安全壳内储存水箱•堆芯熔融物冷却区•安全壳热量扩散区•四组冗余安全系统49四通道安注和余热排出系统50防止高压堆芯熔化和安全壳直接加热的卸压设备dedicatedsevereaccidentdepressurizationdevicefunction:depressurizationandopenpositionindepressurizedstate51堆芯扑集器MaincomponentsTopviewoftheEPRspreadingroom52EPR堆芯扑集器工作原理非能动熔融物冷却状态图在重力作用下换料水池的水平衡地灌注到堆坑和扩散区内时的水位情况能动熔融物冷却状态图安全壳热量排出系统运行时安全壳内水位情况（再循环水注入堆芯扑集器）5354三、BWR简介55沸水堆结构简介•沸水堆壳体内装有堆芯、堆内支承结构、汽水分离器、蒸汽干燥器和喷射泵等。•堆芯主要由核燃料组件、控制棒等组成，也采用低富集度(2％一3％铀—235)的UO2作为核燃料，将UO2制成圆柱状芯块后再装入锆合金包壳内构成外径为12.5mm，长度约3.7m的元