AP1000核电站概述

1、2021-12-11AP1000核电站概述核电站概述 核能历史n核动力核动力是利用可控核反应来获取能量，从而得到动力，热量和电能。因为核辐射问题和现在人类还只能控制核裂变，所以核能暂时未能得到大规模的利用。n利用核反应来获取能量的原理是：当裂变材料(例如铀-235)在受人为控制的条件下发生核裂变时，核能就会以热的形式被释放出来，这些热量会被用来驱动蒸汽机。蒸汽机可以直接提供动力，也可以连接发电机来产生电能。n世界各国军队中的很多潜艇及航空母舰都以核能为动力，同时，核能每年提供人类获得的所有能量中的8%，或人类获得的所有电能中的17%。2021-12-11当前世界的能源结构世界能源消费结构（20

2、00年）煤40%石油25%天然气22%核能8%其它5%核电在世界能源消费中占8%（2000年）核电在世界电力能源中占17%（2000年）世界电力能源结构（2000年）其它2%核能17%水力18%天然气15%石油11%煤37%化石能源fossil fuels占总能源的85。化石能源占总电力能源的30。石油用于发电非常可惜。2021-12-11足球场看台下的第一座核反应堆The Chicago Pile-11942年12月2日下午，美国费米实验室在芝加哥大学的足球场西看台下的网球场，世界上第一座原子核反应堆 “芝加哥”第一号（CP-1）开始运行,揭开了人类利用原子能的序幕。“反应堆之父”费米“芝加

3、哥芝加哥”第一第一号号“人类于此首次完成自持链式反应的实验并因而肇始了的核能释放。”2021-12-11核能和平利用的历程 美国的核电站（100多座）世界电力能源结构（2000年）其它2%核能17%水力18%天然气15%石油11%煤37%2021-12-11人类的梦想可控聚变反应堆 地球上实现连续聚变反应发生的条件是温度必须超过磁约束磁约束等离子体等离子体目前最高温度2021-12-11第三代反应堆开发背景第三代反应堆开发背景n一代：核电站的开发与建设开始于上世纪50年代。1954年，前苏联建成电功率为五千千瓦的实验性核电站；1957年，美国建成电功率为九万千瓦的希平港原型核电站。这些成就证明

4、了利用核能发电的技术可行性。国际上把上述实验性和原型核电机组称为第一代核电机组。2021-12-11n二代：上世纪60年代后期，在试验性和原型核电机组基础上，陆续建成电功率在30万千瓦以上的压水堆、沸水堆、重水堆等核电机组，它们在进一步证明核能发电技术可行性的同时，使核电的经济性也得以证明：可与火电、水电相竞争。上世纪70年代，因石油涨价引发的能源危机促进了核电的发展，目前世界上商业运行的四百多座核电机组绝大部分是在这段时期建成的，称为第二代核电机组。2021-12-11n三代：上世纪90年代，为解决三里岛和切尔诺贝利核电站的严重事故的负面影响，世界核电界集中力量对严重事故的预防和后果缓解进行

5、了研究和攻关，美国和欧洲先后出台“先进轻水堆用户要求”文件和“欧洲用户对轻水堆核电站的要求”，进一步明确了防范与缓解严重事故、提高安全可靠性和改善人因工程等方面的要求。国际上通常把满足这两份文件之一的核电机组称为第三代核电机组。2021-12-11核电站的改进和升级EPR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2021-12-11第三代核电机组的设计原则和特点第三代核电机组的设计原则和特点 2021-12-11n为了进一步提高核电厂的安全性，严重事故的预防和缓解

6、，就成为新一代核电技术开发的核心。n如果计算到1986年切尔诺贝利事故时为止，世界商用核电厂累计约4000堆年的运行历史，其间发生过两次严重事故，发生概率达到510-4/堆年。n这说明，严重事故发生概率虽然低，但并不是不可能发生的；同时亦说明，单纯考虑设计基准事故，不考虑严重事故的预防和缓解，不足以确保工作人员、公众和环境的安全。2021-12-11n美国最早开展严重事故的研究，美国原子能委员会1974年发表的核电站风险报告WASH-1400报告首次将概率安全分析技术应用到核电厂，提出了以事件发生频率为依据的事故分类方法。WASH-1400报告首次指出，核电厂风险主要并非来自设计基准事故，而是

7、导致堆芯熔化的严重事故。WASH-1400还首次建立了安全壳失效模式和放射性物质释放模式。 2021-12-11第三代核电机组的设计原则n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文件或EUR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。n统观各国已提出的设计方案，有下列特点：n(1)在安全性上，满足URD文件的要求，主要是：n堆芯熔化事故概率1.010-5堆年；n大量放射性释放到环境的事故概率1.010-6堆年；n应有预防和缓解严重事故的设施；n核燃料热工

8、安全余量15%。2021-12-11n(2)在经济性上，要求能与联合循环的天然气电厂相竞争；n机组可利用率87%；n设计寿命为60年；n建设周期不大于54个月。n(3)采用非能动安全系统n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。这样，既使系统简化，设备减少，又提高了安全度和经济性。这是革新型的重大改进，是代表核安全发展方向的。2021-12-11能动与非能动概念n系统的功能要靠部件来实现。n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

9、工作过程，称能动部件。如泵，风机，柴油发电机组等。n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。2021-12-11n(4)单机容量进一步大型化n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，欧洲法马通、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，俄罗斯也正在设计单

10、机电功率为150万千瓦的WWER型第三代核电机组，美国西屋公司和燃烧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110120万千瓦的AP1000型机组。2021-12-11n(5)采用整体数字化控制系统n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。世界各国核电设计和机组供应商提出的第三代核电机组无一例外地均采用整体数字化仪表控制系统。2021-12-11n(6)施工建设模块化以缩短工期n核电建设工期的长

11、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。2021-12-11AP1000反应堆设计特点反应堆设计特点2021-12-11nAP1000 是由美国西屋公司开发的先进的非能动的压水堆（Advanced Passive PWR）。AP1000在传统成熟的压水堆核电技术

12、的基础上，采用“非能动”的安全系统。安全系统非能动化理念的引入，使核电站安全系统的设计发生了革新的变化：在设计中采用了非能动的严重事故预防和缓解措施；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和抗震厂房；提高了可操作性；降低了相关的维修要求；取消了1E级应急柴油机系统和大部分安全级能动设备以及明显降低了大宗材料的需求。2021-12-11n由此派生出了设计简化、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。由于采用非能动安全系统，减少了事故情况下对操作人员的相应要求，大大降低了人因错误造成事故扩大的可能性，最终使AP1000的安全性能得到显著提高，同时在经

13、济上具有较强的竞争力。2021-12-11nAP1000为单堆布置两环路机组，电功率1250MWe，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。2021-12-11nAP1000主要的设计特点包括：n(1)主回路系统和设备设计采用成熟电站设计nAP1000堆芯采用西屋的加长型堆芯设计，这种堆芯设计已在比利时的Doel 4号机组、Tihange 3号机组等得到应用；燃料组件采用可靠性高的Performance+；采用增大的蒸汽发生器（D125型），和正在运行的西屋大型蒸汽发生器相似；稳压器容积有所增大；主泵采用成熟的屏蔽式电动

14、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。2021-12-11n(2)简化的非能动设计提高安全性和经济性nAP1000主要安全系统，如余热排出系统、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。2021-12-11n在AP1000设计中，运用PRA分析找出设计中的薄弱环节并加以改进，提高安全水平。AP1000考虑内部事件的堆芯熔

15、化概率和放射性释放概率分别为5.110-7/堆年和5.910-8/堆年，远小于第二代的110-5/堆年和110-6/堆年的水平。2021-12-11n简化非能动设计大幅度减少了安全系统的设备和部件，与正在运行的电站设备相比，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%。同时采用标准化设计，便于采购、运行、维护，提高经济性。西屋公司以AP600的经济分析为基础，对AP1000作的经济分析表明，AP1000的发电成本小于3.6美分/kWh，具备和天然气发电竞争的能力 2021-12-112021-12-11n(3)严重事故预防与缓解措施nAP1000设

16、计中考虑了以下几类严重事故：n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。2021-12-11n为防止堆芯熔融物熔穿压力容器和混凝土底板发生反应，AP1000采用了将堆芯熔融物保持在压力容器内设计（IVR）。在发生堆芯熔化事故后，将水注入到压力容器外壁和其保温层之间，可靠地冷却掉到压力容器下封头的堆芯熔融物。在AP600设计时已进行过IVR的试验和分析，并通过核管会的审查。对于AP1000，这些试验和分析结果仍然适用，但需作一些附加试验。由于采用了IVR技术，可以保证压力容器不被熔穿，从而避免了堆芯熔融物和混凝土底板发生反应。2021-12-11n针对高压

17、熔堆事故，AP1000主回路设置了4列可控的自动卸压系统（ADS），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。2021-12-11n针对氢气燃烧和爆炸的危险，AP1000在设计中使氢气从反应堆冷却剂系统逸出的通道远离安全壳壁，避免氢气火焰对安全壳壁的威胁。同时在环安全壳内部布置冗余、多样的氢点火器和非能动自动催化氢复合器，消除氢气，降低氢气燃烧和爆炸对安全壳的危险。2021-12-11n对于蒸汽爆炸事故，由于AP1000设置冗余多样的自动卸压系统，避免了高压蒸汽爆炸发生。而在低压工况下，由于I

18、VR技术的应用，堆芯熔融物没有和水直接接触，避免了低压蒸汽爆炸发生。2021-12-11n对于由于丧失安全壳热量排出引起的安全壳超压事故，AP1000非能动安全壳冷却系统的两路取水管线的排水阀在失去电源和控制时处于故障安全位置，同时设置一路管线从消防水源取水，确保冷却的可靠性。事故后长期阶段仅靠空气冷却就足以带出安全壳内的热量，有效防止安全壳超压。由于采用了IVR技术，不会发生堆芯熔融物和混凝土底板的反应，避免了产生非凝结气体引起的安全壳超压事故。 2021-12-11n针对安全壳旁路事故，AP1000通过改进安全壳隔离系统设计、减少安全壳外LOCA发生等措施来减少事故的发生。2021-12-

19、11n(4)仪控系统和主控室设计nAP1000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。2021-12-11n(5)建造中大量采用模块化建造技术nAP1000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

20、模块建造大量减少了现场的人员和施工活动。2021-12-112021-12-11 AP1000系统简介系统简介 n1 核岛系统核岛系统n(1)主回路及其主要特性主回路及其主要特性n反应堆冷却剂系统采用二环路，各有一台蒸汽发生器、两台屏蔽式电动泵、一条热管段和两条冷管段组成，泵的吸入管直接连在蒸汽发生器下端，省去泵的单独支撑，从而省去了主泵与蒸汽发生器之间的主管道，大大的提高了安全性及可维护性。同时，简化了主回路支撑结构，减少了在役检查，并改善了维护的空间。2021-12-112021-12-112021-12-11n功率密度低，燃料元件305mm、1717，数目也由121增至157，堆芯尺寸大

21、。降低了25%堆芯功率密度n低功率密度使得反应堆具有更高的热工裕度 n可使用更低富集度的燃料，减弱中子强吸收体的依赖性n采用不锈钢作为中子辐射反射层，降低了15%20%燃料循环成本，延长了反应堆的寿命反应堆堆芯及燃料设计反应堆堆芯及燃料设计2021-12-11压力容器压力容器n内径157寸，157组燃料组件；环形锻件，无纵向焊缝，活性区无焊缝；改进型材质，确保使用60年；W-CE TYPE堆芯围板替代径向反射层；顶置式堆芯仪表套管；两个堆芯注射管嘴，四个冷段管嘴，两个热段管嘴；整个起吊高度29米 n堆芯布置在压力容器中尽可能低的位置，保证压力容器的泄漏不能导致冷却剂丧失事故，进而导致堆芯裸露。

22、2021-12-11冷却泵冷却泵 n高转动惯量、高可靠性、低维修性的密封式动力泵.安装在蒸汽发生器底部.n消除交叉布置的冷却剂回路管道；n 简化蒸汽发生器、泵、管道的基本支撑系统；n四个冷却泵，每个蒸汽发生器分配两个泵。防止轴封LOCA事故。n主泵的安装不同于通常，而是泵在上电机在下。在潜艇和常规锅炉的循环系统中应用已有30年以上的历史 2021-12-11蒸汽发生器蒸汽发生器n采用Delta-125型蒸汽发生器，总重约530吨，高度23米。已在阿肯色、南德州和田纳西核电站应用。设计特性：Inconel 690管、不锈钢支撑板、小于0.1%堵管率。2021-12-11(2)安全系统安全系统n采

23、用非能动安全系统是对传统电厂在简化、安全、可靠性及投资保护方面得以获得重大的显而易见的改进。nAP1000采用非能动安全系统改进了电厂的安全，完全满足核安全当局的安全法规要求。n非能动安全系统再不需运行人员干预来减缓设计基准事件（DBA）。n非能动安全系统中仅采用自然力，如重力、自然循环或压缩气体来驱动系统工作，不用泵、风机、柴油机、冷水机或别的能动机械。n系统中布置了一些简单阀门，可自动执行非能动功能。为提高可靠性，这些阀门在失电或收到安全触发信号时处于安全位置。但这些阀门也是配多路可靠电源以防误触发。2021-12-11nAP1000的非能动相关安全系统包括：n非能动堆芯冷却系统（PXS）

24、n非能动安全壳冷却系统（PCCS）n主控室应急可居留系统（VES）n安全壳隔离2021-12-112021-12-112021-12-11应急堆芯冷却系统n补水箱：能在全压下提供注射，省去了高压安注泵。其容量能满足小失水事故时的补水，在亚力下降到IRWST投入之前缓解事故进展n安注箱：球形箱上部覆盖氮气，在大失水事故压力下降至4.7MPa时提供大流量浓硼水5.5min n安全壳内换料水箱：当自动卸压系统动作或发生大LOCA事故，反应堆冷却剂系统卸压后，止回阀顶开向系统注水2021-12-11nPXS通过安全注射系统的三路非能动水源来维持堆芯冷却。这些注射物的来源包括堆芯补给水箱（CMT）、蓄压

25、箱（ACC）和安全壳内换料水箱（IRWST）。水被直接注入RPV的两个接管，确保不因大破口而将注射流体旁路掉。IRWST布置在RCS环路的上方，注射水通过重力自流长时间的工作。通常IRWST有止回阀与RCS隔离。水箱与安全壳空间相通保持着常压，当然在注射之前先要对RCS御压。2021-12-11非能动余热导出nPXS配有100%容量的非能动余热导出换热器（PRHR HX）。PRHR HX的进/出口与RCS回路的热/冷段分别相连。PRHR HX在SG给水少,蒸汽系统发生瞬态时保护电厂安全。PRHR HX满足给水丧失、给水管破裂、蒸汽管破裂的安全准则。nIRWST为PRHR HX提供热井。IRWS

26、T的水量可保证吸收衰变余热一个小时也不致沸腾。一旦沸腾，蒸汽便通向安全壳。蒸汽在钢制安全壳内冷凝后又回流到IRWST。PRHR HX与非能动安全壳冷却系统可长久地去除衰变热而无需运行人员的任何干预。2021-12-112021-12-11非能动安全壳冷却系统nPCCS为反应堆提供了最终的热井。计算机分析和大量的试验已经证明，PCCS可在事故发生后对安全壳进行有效的冷却从而保证安全壳不超压并迅速降压。钢制安全壳的传热表面可将内部的热量带到外面大气中去。这种传热过程通过持续不断的自然空气对流来得以实现。在事故持续期间，安全壳内的空气冷却还可通过水的蒸发来得以强化。水从安全壳顶部的水箱流出。n西屋公

27、司的研究表明，AP1000一次堆芯熔化事故导致的放射性释放的可能性是极低的。分析表明仅有了常规的PCS空气冷却，安全壳就能完好地处于预设的失效压力之下。其它的一些因素还包括改进安全壳的隔离及降低安全壳外的LOCA。这些安全壳性能的改进为厂外应急对策的简化提供了技术上的依据。2021-12-11n与传统的电厂相比，通过采用非能动安全系统使安全性、经济性都大为提高。非能动安全系统确保堆芯冷却与安全壳的完整性万无一失。非能动安全系统满足单一故障准则，且用概率风险评价（PRA）来验证其可靠性。n与典型的PWR安全系统相比非能动安全系统要简化得多，非能动安全系统的设备很少，也就减少了试验、检查维护工作量

28、，也无需能动支持系统。非能动安全系统设备随时处于可用状态。与传统的能动安全系统相比，非能动安全系统只需三分之一的远操阀门，不需要任何泵。2021-12-11n非能动安全系统不需要如典型核电厂那样采用庞大的能动安全支持系统，如AC供电、HVAC冷却水以及包容这些设备的相关地震厂房容积。这种简化适用于应急柴油发电机组及其配电、压缩空气起动装置、油箱、输油泵、进/排气系统。故此，这些设备不是必须为安全等级或者干脆就不设计。如在要厂用水系统及相关的冷却塔就可变成非安全级的厂用冷却系统。在AP1000电厂内非安全级支持系统与非能动安全系统在设计时被系统地加以优化。这样的设计在大大简化电厂设计的同时又完全

29、满足安全准则。2021-12-11主控室适留系统n电厂发生事故后VES向主控室（MCR）提供了新鲜凉爽并带有一定压力的空气，在收到MCR放射性高的信息后，VES自动打开并同时自动隔离了MCR的正常通风途径以建立起MCR正压。系统触发后，所有功能都是安全的非能动。nVES的气源来自一组（约十个）压缩空气贮罐。VES维持MCR处于微正压，以尽量减少周围环境气体的渗入。2021-12-11安全壳隔离n比起常规PWR来AP1000安全壳隔离有着重大改进。改进之一是大量减少安全壳的贯穿件数量。仅开启式贯穿件就有60%被减去。再也没有事故后减缓功能的贯穿件（屏蔽密封式反应堆冷却剂主泵无需注入高压密封流体，

30、而非能动余热去除和非能动注射系统都整体地布置在安全壳内）。2021-12-11长期事故的减缓n比起当今流行的PWR，AP1000的重大安全进步在于无需运行人员干预，也无需厂内/外AC供电系统便能长期地维护并减缓事故。而现今的电厂无论是长期还是短期的事故缓解都有赖于运行人员的干预或厂内/外的电源。非能动安全系统可以长期保持堆芯冷却和衰变热的去除而不需要运行人员干预，也不需要依靠能动的非安全相关的系统。n即使在设计基准安全壳泄漏率下也可供应堆芯有不少于30天冷却所需的冷却剂及硼。2021-12-112 仪表及控制系统仪表及控制系统n(1)基于成熟基于成熟I&C技术经验的先进主控室技术经验的

31、先进主控室n数字化安全系统n事故后监测n电厂计算机n紧凑型工作站控制室n先进的报警n软件控制n计算机化了的预设措施n安全参数显示n大屏幕显示2021-12-11n(2)人机接口人机接口n紧凑型控制室n只需一名反应堆操作员和一名监督员n需要时也可容纳额外工作人员n显示n嵌壁式电厂状态/浏览n详细显示，经由工作站显示屏n少量的来项显示，安全和多样性n控制n正常运行自动控制n少量的来项显示开关，安全和多样性n先进的报警管理n计算机化的应对措施2021-12-114 电气系统电气系统n厂外电源再无需安全相关功能，因为AP1000已经采用了非能动安全特性，也即不再需要冗余厂外供电。厂外供电系统的可靠性对

32、非能动系统而言影响微乎其微。2021-12-11电厂总参数电厂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5.0810-7 1/ry核蒸汽供应系统功率3415MWt大量早期释放频率5.9410-8 1/ry2021-12-11应堆冷却剂系统应堆冷却剂系统 最佳估计流量235772 m3/hr冷却剂温度：反应堆入口反应堆出口额定功率下平均温度零功率下平均温度280.7321.1300.9291.7热工设计流量234055 m3/hr最大测量流量234699 m3/hr机械设计流量237203 m3/hr热段内径78.7cm冷段内径55.9cm反应堆堆芯平均升温42.6反应堆运行压力15.41MPa2021-12-11蒸汽供应系统蒸汽供应系统 主蒸汽管路数2额定工况下