AP1000技术简介

陈钢电子文档编号PPT-2008-3-21AP1000技术简介生产技术部2009年6月陈钢电子文档编号PPT-2008-3-21AP1000非能动核电站陈钢电子文档编号PPT-2008-3-21AP1000三位模型陈钢电子文档编号PPT-2008-3-211.1985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。2.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开发情况陈钢电子文档编号PPT-2008-3-21AP1000安全审评情况1.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。2.美国核管会于2002年7月25受理该申请，据联邦法规10CFRPart52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。3.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AP1000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”。4.2004年9月23日，西屋公司获得了NRC关于AP1000的“最终设计批准书”。5.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”。陈钢电子文档编号PPT-2008-3-21AP1000设计目标1.在600MWe的基础上提高电厂的功率以降低成本；2.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；3.保持AP600的目标和设计细节；4.在AP600开发研究的成果“框架”内增加功率/容量；5.保持“成熟设备”的可信度；6.保持成本估计,建造进度和模块化建造等方面的原有基础；7.保持AP600的安全执照许可证基础；8.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；9.接受AP600政策质询。陈钢电子文档编号PPT-2008-3-21AP1000设计变化相对于AP600，AP1000的设计作了如下变化：1.增加反应堆堆芯长度和燃料组件数目；2.增加NSSS主要部件的尺寸；3.增加反应堆压力容器的高度；4.采用△125型蒸汽发生器,类似于ANO（ArkansasNuclearOne)核电厂更换的蒸汽发生器；5.采用多台屏蔽式反应堆冷却剂泵---屏蔽电动泵(带变频装置)；6.比较大的稳压器；7.增加安全壳的高度；8.增加部分非能动安全系统设备的容量；9.增加常规岛的尺寸以提高功率。陈钢电子文档编号PPT-2008-3-21电厂设计寿命60年反应堆热功率3400MWt设计地震烈度(地面加速度)0.3g电厂效率(净)32.7%电厂输出电功率(毛)1200MWe电厂可利用率93%电厂输出电功率(净)1117MWe堆芯熔化频率5.08×10-71/ry核蒸汽供应系统功率3415MWt大量早期释放频率5.94×10-81/ryAP1000总参数陈钢电子文档编号PPT-2008-3-21AP1000设计理念1.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”。2.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。3.非能动设计理念已有实际应用，技术是成熟的。4.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：①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；②预防和缓解事故和严重事故的操作简化；③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；④安全性能显著提高；陈钢电子文档编号PPT-2008-3-21AP1000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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。陈钢电子文档编号PPT-2008-3-21AP1000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；陈钢电子文档编号PPT-2008-3-21AP1000主要特点（二）系统、设备、厂房等物项减少－－降低电厂建造成本陈钢电子文档编号PPT-2008-3-21项目单位1000MW参考电站AP1000EPR(芬兰)安全级阀(只)284459210800（其中安全4级3700）安全级泵(包括主泵)(台)280（包括非安全级泵）6(180包括非安全级泵）147安全级管道(m)335285791电缆(106xm)2.770.366抗震厂房容积(m3)359773158640AP1000主要特点（三）设备、厂房数量比较陈钢电子文档编号PPT-2008-3-21AP1000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，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。陈钢电子文档编号PPT-2008-3-21AP1000主要特点（四）第二代和AP1000核电站系统和设备布置的比较陈钢电子文档编号PPT-2008-3-21AP1000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。陈钢电子文档编号PPT-2008-3-21AP1000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。陈钢电子文档编号PPT-2008-3-21AP1000的安全性能（一）反应堆堆芯损坏频率（CDF）显著降低---保护业主投资陈钢电子文档编号PPT-2008-3-21AP1000的安全性能（二）大量放射性释放频率（LERF）显著降低---保护业主投资陈钢电子文档编号PPT-2008-3-21AP1000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陈钢电子文档编号PPT-2008-3-211.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14ft燃料组件2.活芯区高~40feetlong，内径159”in3.由低合金钢板和锻件制成，带0.22inSS内衬里。4.在活芯区顶部以下没有贯穿件。5.采用一体化的堆顶部件。AP1000反应堆压力容器陈钢电子文档编号PPT-2008-3-21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反应堆堆内构件陈钢电子文档编号PPT-2008-3-21AP1000蒸汽发生器陈钢电子文档编号PPT-2008-3-21AP1000反应堆冷却剂泵—屏蔽电动泵陈钢电子文档编号PPT-2008-3-21AP1000非能动安全系统AP1000非能动安全系统包括：1.非能动余热排出系统2.非能动安全注射系统3.非能动安全壳冷却系统4.非能动主控制室应急可居留系统5.安全壳氢气控制系统陈钢电子文档编号PPT-2008-3-21AP1000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。陈钢电子文档编号PPT-2008-3-21AP1000非能动安全系统陈钢电子文档编号PPT-2008-3-21AP1000非能动安全系统当启动时:开启FO隔离阀；.温度和PRHRHX标高(IRWST情况)提供热驱动头；自然循环或，如RCP在运转，强迫流量通过热交换器。陈钢电子文档编号PPT-2008-3-21AP1000非能动安全系统陈钢电子文档编号PPT-2008-3-21AP1000非能动安全系统2、非能动安全注射系统陈钢电子文档编号PPT-2008-3-21AP1000非能动安全系统陈钢电子文档编号PPT-2008-3-21AP1000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2092m3，内装2600－2900ppm的含硼水以及相连的阀门和管道陈钢电子文档编号PPT-2008-3-21AP1000非能动安全系统2、非能动安全注射系统—设备布置陈钢电子文档编号PPT-2008-3-21AP1000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