第一章_AP1000核电厂概述

1、第一章 AP1000核电厂概述 1. 1 设计背景 西屋电气公司设计了定名为AP600 的电功率为600 MW(反 应堆热功率为1933 MW)的先进核电厂。 AP600 采用非能动安全系统来提高电厂的安全性，非能动 安全系统的使用给电厂系统的简化、安全性、可靠性的提 高以及降低投资风险和发电成本等方面提供了巨大的改进。 1999 年 12 月，AP600 通过了安全审评，获得了 NRC颁发 的设计证书。 1. 1 设计背景 西屋公司在 AP600 的基础上开展 AP1000 核电厂的标准设 计。AP1000 的设计保留了 AP600 的设计结构，通过对 AP600 的设计尽可能少的改动，充分

2、利用成熟设备/部件以 及以现有许可证为基础， AP1000 的输出电功率约1000 MW(反应堆热功率为3400 MW) AP1000 的标准设计在2005 年 12月通过了安全审评，获得了 NRC颁发的设计许可证。 AP1000在反应堆和非能动安全特点上保留了与 AP600 相同 的结构和配置。反应堆主要部件的容量有所增大，以支持 反应堆额定电功率的增加。AP1000 的设计方法和设计验 证证明了非能动安全设施(堆芯冷却以及安全壳冷却)在更 高的额定功率下仍然具有足够的安全裕量。安全评价表明 AP1000非能动安全系统在预防和缓解事故时拥有良好的特 性。 二环路的压水型反应堆 (PWR) ，

3、它采用非能动安全 设施以及简化的电厂设计， 从而使核电厂具有良好的可 建造性、可运行性和可维护 性。 1.2 核电广整体描述 1.2 核电广整体描述 AP1000 安全系统 最大限度地利用 了压缩空气膨胀、 重力以及自然循 环等自然驱动力。 安全系统不采用 能动部件(例如泵、 风机或者柴油发 电机) ，并且设计 成无需安全级 支持系统(例如交 流电源、设备冷 却水、厂用水或 者暖通空调系统 等)。 1.2 核电广整体描述 M310型核电厂的 安全系统 1.2 核电广整体描述 需要操纵员控制安全系统动作的 次数和复杂性大大降低，因此， 这种设计减少了复杂性并且提高 了电厂的可运行性。 1.2 核

4、电广整体描述 1.2 核电广整体描述 1.2 核电广整体描述 1.2 核电广整体 描述 API000 安全壳布置 1.2 核电广整体描述 API000 的设计特征 l 净电功率大约为1 090 MW，核蒸汽热功率为 3 415 MW(包括 反应堆冷却剂泵的 15 MW) l 在10%的蒸汽发生器传热管堵管和热管段的最高温度325 l 时，能够达到核电厂的额定出力。 l 主要的安全系统是非能动的;事故后 72 h 内无需操纵员干预、 无需交流电源的情况下能够保持堆芯和安全壳的冷却。 l 预测的堆芯损坏频率 1.7 X 10- 7 /堆年，大量放射性物质释放 的频率1.8XI0- 8 /堆年，远低

5、于1XI0- 4 /堆年和1 X 10- 6 /堆年的 安全目标。 l 18 个月的换料周期。 1.2 核电广整体描述 API000 的设计特征 l 整个电厂的可用率大于93% ;非计划停堆的目标小于1 次/ 年。 l 电厂能够从100%满功率甩负荷到厂用电，并且反应堆不 停堆稳压器或蒸汽发生器的安全阀不开启。 l 与相同容量的现有压水堆相比，该电厂需要的部件更少 特别是安全级部件更少。 1.3 与其他核电厂的比较 1. 3. 1 电厂总体参数 1.3.2 电厂设计特点 ( 1) 堆芯设计 AP1000 的堆芯包括 157 个燃料组件。 1.3.2 电厂设计特点 (2) 蒸汽发生器设计 蒸汽发

6、生器是直立式的，传热管为三角形布置的 U 形管。 使用了 Inconel-690 镇基合金传热管材料，主管道热管段温度 可达到615 1.3.2 电厂设计特点 (3) 反应堆冷却剂泵 使用了成熟 设计的密封 屏蔽电机。 1.3.2 电厂设计特点 (4) 稳压器 1.3.2 电厂设计特点 (4) 稳压器 对比M310型核电厂稳压器参数 1.3.2 电厂设计特点 (4) 稳压器 AP1000的稳压器比相当容量核电厂的稳压器大，这通过加 大稳压器的高度和内径来达到。 大容积稳压器增加了核电厂瞬态运行的裕量，从而使核电 厂停堆次数减小，运行也更加可靠。它也不再需要动力操 作释放阀，而这个释放阀有可能成

7、为反应堆冷却剂系统泄 漏的来源，也是维修的一个重要部位。 1.3.2 电厂设计特点 (5) 安全壳 安全壳是由钢 制安全壳容器 和屏蔽构筑物 两部分组成， 其功能是包容 放射性并为反 应堆堆芯和反 应堆冷却剂系 统提供屏蔽。 1.3.2 电厂设计特点 (5) 安全壳 安全壳是由钢 制安全壳容器 和屏蔽构筑物 两部分组成， 其功能是包容 放射性并为反 应堆堆芯和反 应堆冷却剂系 统提供屏蔽。 1.3.2 电厂设计特点 (6) 非能动安全系统 非能动安全系统(Passive Safety Systems)给核电厂提供了安 全和投资保护。当发生事故并失去交流电源后72 小时以内 元需操纵员动作，可以

8、保持堆芯的冷却和安全壳的完整性。 非能动安全系统的设计能够满足单一故障准则。 它包含更少的系统和部件，因而能够减少试验、检查和维 护的工作量。非能动安全系统远距离控制阀门的数量只有 典型能动安全系统的1/3 ，并且它不包含任何泵。 1.3.2 电厂设计特点 (6) 非能动安全系统 1.3.2 电厂设计特点 API000 核电厂设备、部件和构筑物的简化量 1.3.2 电厂设计特点 (7) 辅助系统 辅助系统具有如下功能: 反应堆冷却剂系统的补水能力能够补偿反应堆冷却剂系统 管道直径为3/8 inC9. 5 mm)当量破口的泄漏。 在失去主给水的情况下，启动给水系统能够为蒸汽发生器 提供足够的给水

9、流量。 正常的安全壳地坑泵(它是放射性废物排水系统的一部分) 能够辅助地 1.3.2 电厂设计特点 (8) 蒸汽动力转换系统 API000汽轮发电机的输出电功率为1199500kW。 1.3.2 电厂设计特点 (9) 电力系统 API000厂内电源系统(Electrical Systems)包括交流电源系统 和直流电源系统。交流电源系统是一个非IE 级的系统。直 流电源系统由两个独立的系统组成，一个IE 级的电源系统 和一个非IE 级的电源系统。 1.3.2 电厂设计特点 (9) 电力系统 B 系列和C 系列有两个蓄电池组，两个蓄电池组中的其中 一组能够向安全相关的负载提供不少于24 h 的电

10、源，另一 组在发生设计基准事故情况下向较小的安全相关负载提供 不少于72 h 的电源(包括失去交流电源的情况)。 为了使蓄电池能有72 h 的供电能力，蓄电池系列中的B 和 C 系列与连接在IE 级调压变压器上的辅助交流发电机相连。 这些电源给事故后的IE 级监控系统、主控室的照明系统和 主控室与B 和 C 系列仪控室的通风系统供电。 API000和 EPR两种 第三代核电机型的比较设计理念 AP1000EPR 在传统成熟的压水堆核电技 术的基础上，引入安全系统 非能动理念，使核电广安全 系统的设计发生了革新的变 化。 根据现役核电厂的设计、建 设和运行经验，在传统设计 的基础上对系统的设计、

11、布 置和运行进行了适当的改进 和优化。 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 IE 级应急柴油 发电机系统和大部分安全级能动设备; 明显降低了对大宗材料的需求。 增加安全系统多重性，安全 系统全部采用4X100%的配置。 在设计中采用了非能动的严 重事故预防和缓解措施。 全面考虑了严重事故的预防 和缓解措施。 API000和 EPR两种 第三代核电机型的比较设计理念 AP1000EPR 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。 由于采用非能动安全系统， 大大降低了发

12、生人因错误的 可能性，使 API000 的安全性 能得到显著提高的同时也提 高了经济竞争力。 EPR核电厂的瞬态特性以及抵 御事故和灾害的能力明显改 善 ，由于系统裕度的增加， 延长了操纵员的宽限时间， 降低人因失误概率，使EPR 的 安全水平得到提高。 增大了单机容量，经济性能 得到了改善和提高，提 高了经济竞争力。 API000和 EPR两种 第三代核电机型的比较安全目标 API000和 EPR设计的一个重要目标，是进一步加强事故预 防和缓解的能力，提高核电厂的安全性。 堆芯熔化频率(Core Damage Frequency , CDF)不超过1 X 10-5 /堆年； 大量放射性释放频率(Large Release