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2012年5月AP1000及EPR三代核电技术知识介绍-2-目录一、世界核电站技术发展状况二、第三代核电技术设计原则三、AP1000特点介绍四、EPR特点介绍五、AP1000与EPR的差异性比较六、国内AP1000项目进展和发展前景-2-一、世界核电站技术发展状况（1)1.当今世界能源供应特点-3-一、世界核电站技术发展状况（2)2.在运核电站世界各国状况-4-南美总数量：4台，0.91%总容量：301.2万千瓦，0.76%北美：总数量：124台，28.12%总容量：12108万千瓦，30.64%非洲总数量：2台，0.45%总容量：188万千瓦，0.48%亚洲总数量：116台，26.30%总容量：8972.3万千瓦，22.70%欧洲总数量：195台，44.22%总容量：17950.3万千瓦，45.42%全球：441台3.952亿千瓦在运机组数量在运机组装机容量数量131918152117325458104中国大陆英国加拿大乌克兰韩国德国俄罗斯日本法国美国主要核电国家机组数量：一、世界核电站技术发展状况（3)第一代核电站自50年至60年代初苏联、美国等建造的第一批单机容量在300MWe的原型核电站，如1954年前苏联建成电功率为五千千瓦的实验性核电站。1957年美国的希平港核电站和英第安角1号核电站，法国的舒兹(Chooz)核电站，德国的奥珀利海母(Obrigheim)核电站,日本的美浜1号核电站等。第二代核电站自60年代末至70年代世界上建造了大批单机容量在600－1400MWe的标准核电站，以美国为代表的Model212（600MWe，两环路压水堆）、Model312，Model314，Model412、Model414、System80以及一大批沸水堆（BWR）均可划入第2代核电站范畴。法国的CPY，P4，P4′´也属于Model312，Model414一类标准核电站。日本、韩国也建造了一批Model412、System80等标准核电站。第三代核电站90年代开始设计，它包括了改革型的能动（安全系统）核电站和先进型的非能动（安全系统）核电站，并完成了全部工程论证和试验工作以及核电站的初步设计，它们第3代核电站的主力堆型，如：先进沸水堆（ABWR）、先进非能动式压水堆1000（AP1000）、欧洲压水堆（EPR）、先进压水堆（APWR）、经济简化型沸水堆（ESBWR）和先进压水堆1400（APR1400）等第四代核电站第4代核电站将满足安全、经济、可持续发展、极少的废物生成、燃料增殖的风险低、防止核扩散等基本要求。第4代核电站包括三种快中子堆和三种热中子堆。三种快中子堆分别是带有先进燃料循环的钠冷快堆（SFR）、铅冷快堆（LFR）和气冷快堆（GFR）；三种热中子堆分别是超临界水冷堆（SCWR）、超高温气冷堆（VHTR）和熔盐堆（MSR）。.3.核电技术发展历程-5-一、世界核电站技术发展状况（4)4.在运核电站堆型分布(截至2010年底）•269座压水堆核电站•94座沸水堆核电站•23座气冷堆核电站•40座重水堆核电站•12座石墨水冷堆核电站•3座快中子堆核电站•压水堆核电站共发电249GW(2.49亿千瓦)•占核电总发电量63%•主要是第二代核电站-6-一、世界核电站技术发展状况（5)5.全球核电发展现状(1)第二代核电站运行业绩良好，还在增效延寿仍在批量建设中国已开工建设的核电机组23台，在建规模2540万千瓦，占世界在建核电机组的40%以上。第三代核电站已建首堆工程，尚未批量推广，在建8台：芬兰1台-EPR；法国1台-EPR；中国6台-2*EPR+4*AP1000-7-一、世界核电站技术发展状况（5)“二代”核电站目前仍然是主力军。◆运行业绩良好。目前全世界正在运行的核电站，绝大部分属于“第二代”核电站。三十多年来，积累了超过12086堆年的安全运行经验，仍具有可接受的安全性和较好的经济性。◆继续进行改进。近年来对“2代”机组的寿命研究，进行增效延寿，寿命由40年延长到60年。美国上世纪九十年代开始实施“2代”机组的增效延寿，成效显著，单就提高可利用率，就相当于新建了25台百万千瓦机组。提高出力5-10%。◆改进方向。提高安全性:增设严重事故预防和缓解措施（稳压器卸压排放，增设非能动氢复合器，设置堆芯扑集器）；采用PSA技术，评估核电站安全性并指导维修，制订严重事故管理规程及状态导向操作规程；提高经济性:采用18个月换料，缩短换料停堆时间提高可利用率；提高电站性能：采用全数字化仪控和先进控制室，改善人机界面。5.全球核电发展现状(2)-8-一、世界核电站技术发展状况（6)EPR/AP1000第二代第二代改进第三代第四代SCWR先进反应堆N4ABWR：GE＋日立APWR，APWR+：日本三菱＋西屋ACR：AECLAP1000:美国西屋技术EPR：欧洲压水堆，法国技术6.核电站的改进和升级-9--10-一、世界核电站技术发展状况(7)钠冷快中子堆熔盐堆超高温气冷堆超临界水堆铅冷快中子堆气冷快中子堆-11-目录一、世界核电站技术发展进程二、第三代核电技术设计原则三、AP1000特点介绍四、EPR特点介绍五、AP1000与EPR的差异性比较六、国内AP1000项目进展和发展前景-11--12-二、第三代核电技术设计原则（1）在采用第二代核电机组已积累的技术储备和运行经验的基础上，针对其不足之处，进一步采用经过开发验证是可行的新技术，以显著改善其安全性和经济性，满足URD文件（《美国电力公司文件要求》，1990年EPRI出版）或EUR（《欧洲电力公司文件要求》，1994年欧洲联盟出版）文件和IAEA新建议法规的要求；同时，应能在2010年前进行商用核电站的建造。统观各国已提出的设计方案，有下列特点：（1）在安全性上，满足URD文件的要求，主要是：堆芯熔化事故概率≤1.0×10-5堆·年；大量放射性释放到环境的事故概率≤1.0×10-6堆·年；应有预防和缓解严重事故的设施；核燃料热工安全余量≥15%。（2）在经济性上，要求能与联合循环的天然气电厂相竞争：机组可利用率≥87%；设计寿命为60年；建设周期不大于54个月。（3）采用非能动安全系统即利用物质的重力，流体的对流，扩散等天然原理，设计不需要专设动力源驱动的安全系统，以适应在应急情况下冷却和带走堆芯余热的需要。设计原则（1）-13-二、第三代核电技术设计原则（3）系统的功能要靠部件来实现。在核电厂中，一般将部件分为能动部件与非能动部件。依靠触发，机械运动或动力源等外部输入而行使功能，因而能以主动态影响系统的工作过程，称能动部件。如泵，风机，柴油发电机组等。无需依赖外部输入而执行功能的部件称非能动部件。非能动部件内一般没有活动部件。如管道，孔板，换热器等。如果某一非能动部件的设计、制造、检查和在役检查均能保证很高的质量水平，则可不必假设它会发生故障。能动与非能动的概念-14-二、第三代核电技术设计原则（4）（4）单机容量进一步大型化研究和工程建造经验表明，轻水堆核电站的单位千瓦比投资是随单机容量（千瓦数）的加大而减少的（在单机容量为150万-170万千瓦前均如此）。因此，法国珐马通、德国电站联盟联合设计的EPR机组的电功率为160万-170万千瓦，日本三菱提出的NP-21型压水堆核电机组的电功率为170万千瓦，美国西屋公司也在原单机容量为65万千瓦的AP600型的基础上改进，设计出单机电功率为110－120万千瓦的AP1000型机组。（5）采用整体数字化控制系统国外近年来新建成投产的核电机组，如法国的N4、英国的Sizewell、捷克的Temelin、日本的ABWR均采用了数字化仪控系统。经验证明，采用数字化仪表控制系统可显著提高可靠性，改善人因工程，避免误操作。（6）施工建设模块化以缩短工期核电建设工期的长短对其经济性有显著影响。因此，新的核电机组从设计开始就考虑如何缩短工期。有效办法之一就是改变传统的把单项设备逐一运往工地安装方式，向模块化方向发展：以设计标准化和设备制造模块化的方式尽可能在制造厂内（条件较工地好）组装好，减少现场施工量以缩短工期。美国和日本联合建设的ABWR机组已成功地采用了这种技术。美国AP1000也将采用模块化设计、建造技术，据称其工期可缩短为48个月。设计原则（2）-15-目录一、世界核电站技术发展进程二、第三代核电技术设计原则三、AP1000特点介绍四、EPR特点介绍五、AP1000与EPR的差异性比较六、国内AP1000项目进展和发展前景-15-三、AP1000特点介绍-国内发展的背景（1）国家的重大部署-16-三、AP1000特点介绍-国内发展的背景（2）受福岛核事故影响，国际国内三代核电发展出现新的动态-17--18-三、AP1000特点介绍-开发及评审（1）1.1985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。花费了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AP1000评审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。2.美国核管会于2002年7月25受理该申请，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”。6.2006年3月，美国要求西屋公司重新申报AP1000的设计资料，之前颁发的“标准设计证书”宣告无效。7.2011年5月，美国NRC发布AP000审查公告，AP1000设计认证未获批准。-19-AP1000设计认证评审问题点1.美国资深核安全专家、民主党众议员EdwardMarkey提出的质疑①AP1000安全壳釆厂房，用钢筋和混凝土的“三明治”式结构，模型强度试验结果表明，无法承受直接的撞击，易断裂，可能会像玻璃杯一样受损。验证试验未能通过，意味着在发生地震、风暴、飞机撞击时，AP1000安全壳厂房结构存在严重破坏的风险。②西屋公司利用电脑模拟“证明”反应堆厂房“足够坚固”，其证明是不充分的。③低估了地震强度。西屋公司利用地震波不相干函数模型，低估了反应堆可能受到的地震强度，低估了地震时地面运动的幅度。④安全壳的设计明显不符合美国混凝土研究院的“核安全相关混凝土结构法规”的标准。2.AP1000监察组等13个组织的请愿书提出的质疑反应堆顶部的大水箱，在强烈地震和龙卷风等极端情况下，很可能被破坏而丧失安全功能；精密的屏蔽式主循环泵在强烈地震和龙卷风情况下能否正常运行；AP1000采用非能动安全系统，自然循环的排热降温能力能否满足极端事故下应急冷却的要求等。三、AP1000特点介绍-开发及评审（2）-20-AP1000总参数电厂设计寿命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5.08×10-7/堆年核蒸汽供应系统功率3415MWt换料周期18个月三、AP1000特点介绍-总参数-21-三、AP1000特点介绍-整体介绍（1）AP1000为单堆布置两环路机组，净电功率1117MWe，设计寿命60年，主要安全系统采用非能动设计，布置在安全壳内，安全壳为双层结构，外层为预应力混凝土，内层为钢板结构。-22-三、AP1000特点介绍-整体介绍（2）-23-●AP1000核电厂采用单机组“盖图章”式布置模式，核电厂一个单