AP1000简介

AP1000简介AP1000先进型的非能动（安全系统）核电站（由美国西屋公司设计开发）1世界核电站可划分为四代第1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。1世界核电站可划分为四代第2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。它们是目前世界正在运行的439座核电站（2002年6月统计数）主力机组。1世界核电站可划分为四代第3代核电站:对于第3代核电站类型有各种不同看法，国际原子能机构的出版物曾导了世界各国正在研究开发的各种类型核电站，但这些核电站尚处方案设想阶段，不能成为第3代核电站的代表。美国核电用户要求文件（URD）和欧洲核电用户要求文件（EUR）提出了下一代核电站的安全和设计技术要求，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，它们将成为下一代（第3代）核电站的主力堆型，这类典型的核电站见下表：1世界核电站可划分为四代第3代核电站:第3代核电站美国欧洲能动核电站：System80+,APWR1000，ABWREPR非能动核电站：AP1000EP10001世界核电站可划分为四代第4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反应堆系统和三种热中子反应堆系统：1世界核电站可划分为四代第4代核电站缩写中子能谱燃料循环钠冷快堆系统(SodiumCooledFastReactorSystem)SFR快闭式铅合金冷却快堆系统(LeadAlloy-CooledFastReactorSystem)LFR快闭式气冷快堆系统(Gas-CooledFastReactorSystem)GFR快闭式超高温堆系统(VeryHighTemperatureReactorSystem)VHTR热一次超临界水冷堆系统(SupercriticalWaterCooledReactorSystem)SCWR热和快一次／闭式熔盐堆系统(MoltenSaltReactorSystem)MSR热闭式2第3代核电站最高层次的安全设计要求2．1第3代核电站的共同要求:预防事故能力●系统应是简化的；●设计应有大的裕量；●在所有情况下，功率反应性系数都是负的;●在大量的LWR运行经验的基础上，应规定采用现有的最好材料和水化学性能；2第3代核电站最高层次的安全设计要求2．1第3代核电站的共同要求:预防事故能力●改进的人机接口系统；●采用成熟的诊断监测系统；●操纵员应有适当时间（在发生必须采取行动的指示之后，等于或大于30分）采取动作防止设备损坏或防止可能引起电厂长时期停役的工况。2第3代核电站最高层次的安全设计要求2．1第3代核电站的共同要求:防止堆芯损坏●专设安全系统的设计和分析应满足NRC导则1.70第15节的要求；●发生6英寸小破口事故的情况下，燃料元件不破损；●防止操纵员在正确的安全系统驱动信号存在的情况下取消安全系统的功能；●堆芯损坏概率低于1×10-5/堆年；●应提供严重事故管理大纲的技术依据。2第3代核电站最高层次的安全设计要求2．1第3代核电站的共同要求:缓解事故后果●大的、坚固的安全壳厂房和相关的安全壳系统；●设计基准源项分析应该基于当今轻水反应堆的合适的法规要求。●氢的控制，安全壳内可燃氢的浓度不超过10%；●防止可能同时发生或引起安全壳破坏的堆芯损坏序列（如安全壳旁通序列，安全壳直接加热序列）。●安全壳系统的设计要求部件冗余和避免共因故障。●引起大于0.25Sv全身剂量的事故序列的总频率小于1×10-6/堆年。2第3代核电站最高层次的安全设计要求2．2改革型的能动（安全系统）核电站的要求:●简化专设安全系统；●厂外电源应包括两个互相独立的交流电源；●在得到需要采取动作的初始指示之后至少30分钟内，操作员不必采取手动动作；●在持续失去所有给水后至少两小时，不应有燃料破损；●在持续失去所有给水后至少两小时，PWR不应有燃料破损；2第3代核电站最高层次的安全设计要求2．2改革型的能动（安全系统）核电站的要求:●电厂应有能力承受同时失去厂内外交流电源，直到八小时而没有燃料破损；●在持续失去所有给水后至少两小时，不应有燃料破损；●为降低SBO的风险，应设置一台非安全级的AAC电源；●安全壳厂房设计泄漏为0.5重量百分比/天时能满足合适的公众放射性剂量限值。2第3代核电站最高层次的安全设计要求2．3先进型的非能动（安全系统）核电站的要求:●专设安全系统必须利用非能动的方法；●除了实现仪表和控制功能供AC电源的逆变器外，不需要安全相关的AC电源；●至少有两个非安全相关的AC电源（不包括逆变器），其中至少一个是厂内发电机；●在得到需要采取动作的初始指示之后至少72小时内，操作员不必采取手动动作；2第3代核电站最高层次的安全设计要求2．3先进型的非能动（安全系统）核电站的要求:●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；●安全壳设计余量应足以满足严重事故情况下的安全壳特性要求；●在选择的严重事故序列情况下安全壳特性应足以满足厂放射性剂量限值（包括简化应急计划的放射性剂量限值），至少72小时内，不需要厂外援助；在72小时以外，仅需少量的厂外援助；●为了厂外援助，设计一些永久设施便于连接和使用任何可移动设备（例如交流发电机）；3AP1000和EPR的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”设计利用的是自然力，这种设计理念已有实际应用，该技术本身是成熟可靠的。非能动安全理念的引入，使核电站安全系统的设计发生了根本的变化：在设计中充分考虑了严重事故的预防和缓解措施；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。由此还产生了设计简化、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4AP1000开发情况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，对非能动安全系统进行了大量的试验研究，对西屋公司原有的设计和安全分析程序进行了改造，开发了适用于非能动先进压水堆设计和安全分析程序，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的基础上开发了AP1000。2002年3月，核管会已经完成AP1000设计的预认证审查（Pre-certificationReview），AP600有关的试验和分析程序可以用于AP1000设计。目前AP1000设计许可证审查阶段已基本完成，预计2004年9月NRC发布最终设计批准书。4AP1000开发情况AP1000设计许可证时间表3/28/02西屋公司向NRC提交了设计控制文件（DCD）和概论风险评估报告（PRA）并提出设计许可证申请。6/25/02NRC正式立案审查；9/30/02NRC要求西屋公司提交700余项补充资料（RAI）；12/2/02西屋公司向NRC提交了全部RAI；2/28/03NRC提出安全评估报告草案（DSER）未解决的问题；4/15/03西屋公司对未解决的问题作了回答；6/16/03NRC发布安全评估报告草案（包括170项未解决的问题，而AP600达1300项）；9/2004NRC将发布最终安全评估报告和最终设计批准书5AP1000技术描述AP1000为单堆布置两环路机组;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。AP1000主要的设计特点如下：5AP1000技术描述5．1反应堆和反应堆冷却剂系统●反应堆和反应堆冷却剂系统设计采用成熟技术。●AP1000反应堆采用西屋公司成熟的Model314反应堆，这种反应堆设计已在比利时的Doel4号机组、Tihange3号机组获得成功的运行；●燃料组件采用可靠性高的14ftRobust燃料组件；●采用增大的蒸汽发生器（125型），这种蒸汽发生器已在改造核电厂中获得成功的运行经验；●稳压器容积比运行电厂增大了很多；5AP1000技术描述5．1反应堆和反应堆冷却剂系统●主泵采用成熟的屏蔽式电动泵；●主管道简化设计，减少焊缝和支撑；●压力容器与西屋标准的三环路压力容器相似，取消了堆芯区的环焊缝，堆芯测量仪表布置在上封头，可在线测量；●反应堆冷却剂系统采用与System80相同的两环路的布置方案，但蒸汽发生器和屏蔽马达泵是直接连接的。5AP1000技术描述5．1反应堆和反应堆冷却剂系统●堆芯热功率：3400MWt●电功率：1117MWe●反应堆：Model314反应堆（比利时的Doel4,Tihange3）●燃料组件：14ftRobsut●蒸汽发生器：△125（传热面积为11619m2)(Arkansas,Waterford,SanOnofre核电站)●反应堆冷却剂泵：屏蔽马达泵●反应堆冷却剂系统环路数：2环（每环2台冷却剂泵）5AP1000技术描述反应堆和反应堆冷却剂系统5AP1000技术描述5.2非能动安全系统AP1000主要包括如下的非能动安全系统，（1）非能动安注系统（2）非能动余热排出系统（3）非能动安全壳冷却系统（4）非能动主控制室居留系统（5）非能动安全壳氢控制（6）非能动MCR/I&C室冷却（7）非能动安全壳pH控制（8）非能动安全壳大气放射性导出5AP1000技术描述非能动安注系统5AP1000技术描述非能动余热排出系统CLHLPRESSURIZERIRWSTCOREREACTORVESSELSTEAMRCPGEN.FOHXPRHR4THSTAGEADSSTEAMLINEFEEDWATERLINECONTAINMENTCONDENSATEMVENTS5AP1000技术描述非能动安全壳冷却系统5AP1000技术描述非能动安全壳冷却系统5AP1000技术描述5.2非能动安全系统采用了非能动设计大幅度减少了安全系统的设备和部件，与正在运行电站的设备相比，阀门、泵、安全级管道、电缆、抗震厂房容积分别减少了约50%，35%，80%，70%和45%。5AP1000技术描述5.3严重事故预防与缓解措施（1）在发生堆芯熔化事故时，堆腔淹没系统将水注入到压力容器外璧和其保温层之间，可靠地冷却掉到压力容器下封头的堆芯熔融物，能将堆芯熔融物保持在压力容器内（IVR）。保证压力容器不被熔穿，避免了堆芯熔融物和混凝土底板发生反应。5AP1000技术描述SGIRWSTRECIRCCONTAINMENTPZRADS4PXSVALVEROOMADS1/2/3SPARGERRCPGUTTERWASTESUMPVESSELRECIRCSCREENCORESTEEL5AP1000技术描述5.3严重事故预防与缓解措施（2）针对高压熔堆事故，主回路设置了4列可控的自动卸压系统（ADS1，2，3和4），其中3列卸压管线通向安全壳内换料水储存箱，1列卸压管线通向安全壳大气。通过冗余多样的卸压措施，能可靠地降低一回路压力，从而避免发生高压熔堆事故。（3）安全壳内部设置冗余、多样的非