AP核电站的系统简介

1、6.2 AP-600，西屋西屋公司先进的非能动压水堆AP-600是一种电功率为600MW的压水反应堆，它具有先进的非能动的安全特性，并且通过广泛采用简化设计从而显著提高了电站的建造，运行和维护性能。电站设计充分利用了经过30多年压水堆运行经验验证的成熟技术。在世界范围内，压水堆的比重占所有轻水反应堆的76%，而67%的压水堆是建立在西屋压水堆技术基础之上的。AP-600的设计目标是达到很高的安全和性能记录。它的设计虽然基于保守的已被验证的压水堆技术，但是在安全特性方面强调依赖自然力。安全系统尽可能使用自然驱动力比如压缩气体，重力流和自然循环流动。安全系统不使用能动部件（比如泵，风机或柴油发电机

2、）并且设计为功能实现不需要安全级的支持系统（比如交流电源，部件冷却水，生活服务水，采暖通风）。控制安全系统所需的运行人员的操作在数量上和复杂度上都尽可能小；其宗旨就是用自动实现取代运行人员的操作。最终结果就是形成的设计显著降低了复杂度并提高的可操作性。AP-600的标准设计符合所有适用的美国核管会标准。大量的安全分析工作已经完成，相关内容写入了提交核管会的标准安全分析报告（SSAR）和概率风险评价（PRA）。广泛的实验计划也已经完成，从而验证了电站的创新性设计在运行中将与预期的设计和分析一致。概率风险评价（PRA）的结果表明了其具有满足先进反应堆设计目标的非常低的堆芯损坏几率，并且由于改善了安

3、全壳的隔离与冷却能力，其也具有很低的放射性泄漏几率。AP-600的设计理念中非常重要的一个方面是关注电站的可操作性和可维护性。这些因素已经融入了其整个的设计过程。AP-600的设计具有许多独到之处，比如通过简化设计在提高可操作性的同时也减少了部件及其配套设施的数量。特别是，简化的安全系统显著地简化了技术规格，从而降低了监督的要求。通过强调已验证的部件的应用，从而确保达到高水平的可靠性同时具有很低的维护要求。部件的标准化降低了备件的数量，减小了维护的培训要求，并且使维护周期进一步缩短。对于关键部件，还提供了机内测试的能力。电站的布置确保检查和维护通道的合理性。对于诸如设备与人员运输，设备移动路径

4、，以及容纳远距离操作服务设备和移动单元等所需要的预留空间已经作为电站的一部分进行考虑。在关键区域提供了入口平台和起重设备，同时提供了工作所需的电源，除盐水，呼吸和工作所需气体，通风和照明。AP-600的设计也体现了多种降低辐照的原则从而使工作人员的辐照剂量合理可能尽量低（ALARA）。辐照时间长短，距离大小，屏蔽和降低源项等主要因素在设计中都得以充分考虑。为了通过削减部件的数目，减少总体积和建筑体积等方法减少建造周期和总成本，在设计中融入了多种新方法。这些方法包括：· 核岛所采用了很通用的基础设计从而有效的减少了建造成本和周期。· 通过使用集成化的保护系统，先进的控制室，分

5、布式逻辑控制柜，多路复用技术，和光导纤维电缆，从而显著减少了电缆，电缆桥架，和电缆管的使用量。· AP-600电站布局的一个显著特点就是在1E级电池组室，直流开关设备室，集成保护系统室，以及主控室采用了层叠布置。层叠布置可以省去电缆夹层，而这是在目前的压水堆核电站所必须的。· 通过采用非能动安全系统从而替代和省去了许多传统的机械安全系统，在当前的压水堆电站中，这些系统往往都位于抗震I类的构筑物内。在AP-600的设计中对于环境的考虑始终位于优先的地位。在设计中，公众和电站运行人员的安全以及对于环境的影响都遵循了下列特定的设计目标：· 尽量减小运行排放。·

6、 对于运行人员的辐照剂量设置并达到了非常苛刻的目标。· 发射性废物的总量尽可能低。· 其他无放射性的有毒废物的总量尽可能低。AP-600核电站是在美国能源部（DOE）和电力研究协会（EPRI）的资助下由西屋公司设计的。设计团队包含了许多美国和美国以外的公司和组织，比如来自Bechtel，Burns&Roe，Initec（西班牙），UTE（西班牙），和Ansaldo（意大利）的建筑工程师，Avondale Industries（模块设计），CBI Services，Inc.（安全壳设计），M-K Ferguson Co.（建造可行性，计划，和成本估计），Souther

7、n Electric International（常规岛建筑物和系统），ENEA Energy Research Center of Italy（自动泄压系统相关试验），SIET，SPES Facility In Italy（满压力下完整的非能动安全系统试验），和Oregon State University（低压完整的非能动安全系统试验）。电力研究协会（EPRI）在多个国家的广泛参与下，形成了一份针对先进轻水堆（ALWR）的用户需求文件（URD），其中充分吸收了运行的商用核电站在安全和运行等方面的要求。URD的目的是反映公众对于下一代核电站的要求，它包括了对于未来电站的全面的设计要求。满足U

8、RD对于先进压水堆的要求，在AP-600设计的一开始就作为了其设计目标，同时也是正在进行的First-of-a-Kind Engineer（FOAKE）计划的目标。AP-600具有明确的设计基础，而且通过严格的工程分析与试验验证是符合URD的要求的。以下列出一些电站的主要设计特点：· 净电功率至少可以达到600MWe，热功率为1940MWe。· 掌握了在蒸汽发生器管10%阻塞情况下的运行工况，热端最高温度为600oF（315.6oC）。· 堆芯采用保守设计，使其堆芯功率至少有15%的运行裕度。· 缩短交付时间（从业主委托到商业运行共5年）和建造周期（3年

9、）。· 由于发电系统的部件都经过验证，因而无需建原型电站。· 主要安全系统都是非能动的；在事故后72小时不需要运行人员的操作，并且可以在无交流电源的情况下长时间保持堆芯和安全壳的冷却。· 堆芯损坏的几率为1.7E-07/堆年，大大低于1E-05/堆年的要求，严重外泄的几率为1E-08/堆年，大大低于1E-06/堆年的要求。· 标准设计可以应用于所有美国的预期厂址。· 职业照射预计低于0.7人-Sv/堆年（70人rem/堆年）。· 堆芯设计为在负荷因子为87%时，燃料循环周期为24个月；同时具有18个月燃料循环的能力。· 再次

10、装料操作可以在17天或更短的时间完成。· 电站的设计寿命为60年，期间不需要更换压力壳。· 电站的总利用率大于90%，包括了被迫和计划的停机；非计划的反应堆停堆要小于每年一次。 核系统描述.1 主回路及其主要特点AP-600的主回路保留了大部分当代设计的通用设计特点，同时出于安全性和可维护性考虑也采取了一些改进设计。在图6.1和图6.2所示的冷却剂回路共包括2条高温导管和4条低温导管，反应堆冷却剂泵直接安装于蒸汽发生器上，从而省去了主泵和蒸汽发生器间的主回路管道；这些设计特点可以显著提高安全性和可维护性。同时，简化的主回路支承结构减少了在役检查的次数同时提高了维护的可达性。

11、反应堆冷却系统压力边界为组织反应堆产生的反射性外泄提供了第一道屏障，它被设计为在电站运行期间具有高度的完整性。图6.1 反应堆冷却系统流程图图6.2 反应堆冷却系统侧视图.2 反应堆堆芯和燃料设计AP-600的堆芯，压力壳，和反应堆内部构件的设计与西屋传统的压水堆设计是类似的。基于现有技术的几个重要改进显著提高了电站的运行性能。反应堆堆芯采用低功率密度设计，使用12英尺（305.mm）,17×17的燃料组件。通过采用比原有600MW设计更大的堆芯，以及将燃料组件的数目从121增加到145，实现了降低功率密度的目的。与同等规模的压水堆核电站相比，这种构造方式使得堆芯功率密度和平均线性功

12、率密度减小了大约25%。从而使燃料富集度降低，对可燃毒物的依赖减小，同时延长了燃料循环的时间。另一个有助于降低燃料循环成本和延长反应堆寿命的特殊设计是使用了不锈钢径向中子反射层。反射层降低了中子的泄漏率，因而增加了堆芯中子利用率同时允许降低燃料的富集度。径向反射层同时有助于减少到达压力壳损伤中子流量，而这正是达到60年设计寿命的关键因素。采用径向反射层和低功率密度的堆芯设计，将共同使得燃料循环费用与同等规模核电站相比节省约15%20%。另一项堆芯的设计特点是使用低价值的控制棒（称作“灰”棒）以实现每天的负荷跟踪，从而不再需要每天改变可溶硼酸浓度。通过使用灰棒，并结合一套自动负荷跟踪机制，省去了

13、为了进行硼酸调节进行的每天数千加仑水的处理工作。由于省去了蒸发器和其他硼处理设备（比如泵，阀门，和管道），使系统大为简化。除去中子吸收材料有所改变之外，灰棒装置的设计与普通的控制棒装置设计没有区别。堆芯在径向分为3个富集度不同的区域；燃料富集度范围从2%到4%。堆芯具有很大的负反应性温度系数。堆芯的燃料循环周期设计为18到24个月，卸料的燃耗深度将达到55,000MWd/t。.3 燃料装卸与运输系统反应堆的在装料方式与当前的核电站相同。在移开压力容器顶盖后，使用装料机，燃料的装卸从上部开始操作。换料期间，1/3的堆芯容量被替换。新燃料的储存新燃料储存于高密度的台架中，其中包含了整体的中子吸收材

14、料以保证达到所要求深度的次临界状态。储存台架按照最高燃料富集度设计。在新燃料储存坑中，各台架规则排列并彼此相连，同时各层之间相互支承。新燃料台架提供了储存56个燃料组件的空间。各燃料组件间保持必要的距离，从而保证在建筑物被淹没或充满失火烟雾的情况下或者在任何设计基准事故下，保持次临界状态。乏燃料的储存乏燃料储存于高密度的台架中，其中包含了整体的中子吸收材料以保证达到所要求深度的次临界状态。储存台架按照最高燃料富集度设计。在乏燃料水池中，各台架规则排列并彼此相连，同时各层之间相互支承。乏燃料台架共提供了储存619个乏燃料组件的空间。另外还提供了7×10的台架以存放破损燃料储存容器。.4

15、 主要部件反应堆压力壳RPV（见图6.3）是支持和包容反应堆堆芯的压力边界。压力壳是圆柱形，底部有半圆形封头，而上部是可移动的法兰连接的半圆形封头。RPV近11.7m高，在堆芯区域的内径为3.988m。PRV的总重约400吨。由于表面在运行和换料阶段会变湿，因此，在表面用堆焊的方式镀了一层不锈钢。AP-600的反应堆压力壳设计为在17.1MPa和343oC的环境下工作60年。影响PRV寿命的主要原因是内层壳的辐射脆化。为了提升安全性，从堆芯顶部以下区域不设置贯穿。从而消除了因RPV泄漏所造成的可能引起堆芯损坏的失冷事故的可能性。堆芯放置于RPV中尽可能低的位置，这是为了缩短在事故工况下堆芯再次

16、淹没的时间。图6.3 反应堆压力容器及内部构件反应堆内部构件反应堆内部构件，堆芯支承结构，堆芯围板，导流套管和结构布置，以及堆芯上部设备和结构，都与目前核电站非常相似。反应堆内部主要分为两个主要部分：下部内部构件和上部内部构件。反应堆内部构件主要为堆芯，控制棒，和灰棒提供保护，定位和支承的作用，以保证反应堆安全可靠的运行。此外，反应堆内部构件还用于引导主冷却剂在燃料元件的流向；承受控制棒和燃料组件的动态荷载，并将荷载传递到压力容器；支承在RPV中的仪表；为避免RPV收到过量的堆芯辐照提供保护；同时对辐照监测样品提供定位和支承。反应堆内部构件的主要密封和支承单元是下部堆内构件（见图6.4）。其组

17、成包括：堆芯围板，堆芯支承板，二次支承组件，涡流抑制板，径向反射层，径向支承，以及相关的配套装置。他们的主要材料是300系列奥氏体不锈钢。中子反射层装置位于堆芯围板内部堆芯支承机构之上。它构成了堆芯的径向边界。通过控制空腔（燃料组件和反射层的间隙）和反射层法兰孔洞的尺寸，反射层装置提供了控制流经堆芯冷却剂方向和流量的能力。反射层是圆形的堆芯围板和方形的燃料元件的过渡。在反射层中设有纵向的孔洞，冷却剂可以从中流过，同时反射层中也含有足够的材料以提供反射中子和辐射屏蔽的功能。图6.4 下部堆内构件上部堆内构件（见图6.5）的组成包括：上部支承板，堆芯上栅格板，支承柱，和导向管等装置。支承柱确立了上

18、部支承板和堆芯上栅格板的空间。支承柱的上部和下部分别固定在两板上。支承柱在两板间传递机械荷载，同时部分为堆芯探测器的导向管提供支承。径向反射层位于下部堆芯围板和堆芯之间，包围了堆芯并形成堆芯空腔。反射层是由不锈钢加工而成的多层固体环，并具有用于水冷却的纵向孔洞。不锈钢将快中子反射到堆芯区域。从而减少了堆芯的中子损失并降低了RPV的中子通量。每一层反射环的高度是统一的，从而使连接处刚好与燃料栅格的高度持平。图6.5 上部堆内构件蒸汽发生器Delta-75型蒸汽发生器是一种集成汽水分离器的立式U形管蒸汽发生器。蒸汽发生器的基本设计和改进技术都在试验和以前的蒸汽发生器中得到验证，甚至包括替代的设计方

19、案。设计改进包括：经过热处理的因科镍合金690传热管按三角形栅格布置，管子的间距以隔板来维持，增强的抗振杆，单层布置的分离器，提高了维护性，带主侧通道的封头设计便于机器人设备的进入和维护。所有在蒸汽发生器中的传热管都设计为可在需要时插入套管。所有的设计改进都是基于经过验证的技术。蒸汽发生器的基本功能是通过U形传热管将热量从单相的反应堆冷却水传递给蒸汽发生器二次侧的沸腾的汽水混合物。蒸汽发生器从汽水混合物中分离出干的饱和蒸汽，并将蒸汽通过其顶部的管嘴传送到汽轮机。来自给水系统的水通过给水接口和给水分配器进入蒸汽发生器以补充其水量。除了稳定运行状态下的功能，蒸汽发生器二次侧始终保持一定的水量，作为

20、热阱其用于吸收一次侧瞬态的温度增加。Delta-75型蒸汽发生器是基于西屋标准的F型技术。目前共有84座F型蒸汽发生器运行在25座核电站中。到目前为止，已经积累了超过450发生器年的运行经验，其换热管的阻塞率小于1根/每运行年。而25座F替代型蒸汽发生器的运行记录更加出色，其换热管的阻塞率小于1根/4运行年。这是世界范围内最好的运行记录。所有F型蒸汽发生器的运行在二次侧都使用经过全挥发处理的化学水。图6.6 蒸汽发生器稳压器稳压器（图6.7）采用基于成熟技术和多年运行经验的常规设计。就体积而言，AP-600的稳压器设计比常规同等规模电站的设计大30%。增大的稳压器也相应增大了运行瞬态的裕度，从

21、而减少紧急停堆的次数而使得电站更加可靠，同时也避免了瞬态给电站和运行人员带来的压力。它同时也排除了对快速动作电启动卸压阀的需要，而它们也是冷却系统泄漏和维护的可能问题来源。稳压器是反应堆冷却系统的关键设备。它是立式圆筒型容器，在上下部各有一个半球形封头，水在稳压器中保持液态和气态的平衡状态。在顶部封头上，设置有一个4英寸（100mm）的喷淋管嘴和两个14英寸（356mm）的用于连接安全阀和卸压阀的管嘴。在底封头，贯穿安装有电加热器。电加热器设计为可更换。下封头设置有连接波动管路的管嘴。这条波动管路连接稳压器和热端，为反应堆冷却剂因热胀冷缩而进出稳压器提供通路。图6.7 稳压器反应堆冷却剂泵（主

22、泵）反应堆冷却剂泵（如图6.8）是一种高惯性，高可靠性，低维护率的全封闭屏蔽泵，用于驱动反应堆冷却剂使其在压力壳，环路管道，和蒸汽发生器间循环流动。主泵集成在蒸汽发生器的水侧封头内。通过将主泵的吸入口集成到蒸汽发生器水侧封头的底端，从而省去了冷却剂环路的过渡段；也降低了环路的压降；简化了蒸汽发生器，主泵，和管道的基础和支承系统；AP-600的设计共采用4台主泵，其中每台蒸汽发生器配2台。由于主泵不需要密封，因此它不会因密封失效导致失冷事故。由于密封失效导致失水是一个业界的难题，因此这种设计显著提高了安全性能。由于不再需要更换密封装置，可维护性也提高了。主泵直接倒挂（电机在空腔下部）在SG出口空

23、腔。倒挂的密封电机已经在船舶和化石锅炉循环系统运行了28年。这些泵相对于直立泵运行更加稳定，这是由于相对于商用和船舶应用的密封泵，主泵的改进是使用了飞轮以提高泵的旋转惯性。在失去电源的情况下，可延长主泵的惰转时间从而增加堆芯的热裕度。进一步的试验已经验证了泵飞轮的制造工艺和运行性能。图6.8 反应堆冷却剂泵主冷却剂管线反应堆冷却系统（RCS）管道由两条相同的环路所组成，每一条环路由一根内径为31英寸（790mm）的热端管道将反应堆冷却器输送到蒸汽发生器。两台主泵的吸入端接口直接焊在蒸汽发生器水侧封头的两个出水管嘴上。在每个环路中，两根内径为22英寸（560mm）的冷端管道（每个主泵一根）将反应

24、堆冷却剂输送回RPV从而完成循环。为了使设计更加简化和安全，RCS的环路布置采用了几项重要的改进。主泵直接安装在每个蒸汽发生器水侧封头上。从而可以使蒸汽发生器和主泵使用同一套支承结构，从而大大简化了支承系统并且为蒸汽发生器和主泵的维护提供了更宽敞的空间。蒸汽发生器/主泵的联合体是通过一根由腔室底部延伸到水侧封头的销接柱子所支承。蒸汽发生器的水侧封头是单体铸造而成，相对于多块焊接工艺在制造和检查方面都有很多优势。简化且紧凑布置的RCS还具有其他优势。两条环路的冷端管道是相同的（除了仪表和小管线的连接）而且通过弯曲提供了低阻力的通道，同时可以较灵活的适应热端和冷端所形成的膨胀差。管道是铸造的并应用

25、热感成形技术弯曲。弯管的应用可以避免焊接从而降低成本和在役检查的需要。环路的布置和材料的选取使得管道应力的产生很小，因此主回路和大的辅助管线满足可以验证“断裂前裂缝”的设计要求。因此，不在需要管道破裂约束，大大的简化了设计并为运行维护提供更好的进入通道。简化的RCS环路结构使得缓冲器，防甩击装置，和支吊架的数量大幅度降低。从现场服务的经验和用户的反馈来看，对于这些设计特点的需求是很强烈的。.5 反应堆辅助系统化学与容积控制系统化学与容积控制系统的组成包括：再生式和下泄式热交换器，除盐装置和过滤器，补充水泵，水箱和相关的阀门，管道和仪表。化学与容积控制系统设计为执行以下主要功能：· 净

26、化保持反应堆冷却剂的纯度和活性在可接受的范围内。· 反应堆冷却剂的存量控制和补充保持RCS必要的冷却剂存量；在电站正常运行期间，按照既定程序保持稳压器的水位。· 化学补偿和化学控制在电站启动阶段通过调节冷却剂中硼酸的浓度保持反应堆冷却剂的化学条件，正常的稀释硼酸浓度以补偿燃料的损耗，并提供方法以控制RCS的pH值从而保持氢氧化锂的含量在合理的水平。· 含氧量控制在电站运行阶段保持反应堆冷却剂中溶解氢在合理的水平，同时在电站启动之前，保持得到合理的含氧量。· 反应堆冷却系统的注水和压力试验提供RCS注水和压力试验功能。化学与容积控制系统不执行RCS的水压试

27、验，水压试验只在启动前和重大非例行检修后才需要，但是提供了与一个临时水压试验泵的接口。· 向辅助设备补充含硼水为一次侧需要反应堆级含硼水的系统提供补充水。· 稳压器的辅助喷淋在失压事故时，为稳压器提供辅助喷淋水。正常余热排出系统正常余热排出系统由两列能动的机械设备组成，其中每一列由一台泵和一台热交换器组成。两列设备公用同一个吸入管线和同一个出口压头。正常余热排出系统还包括系统运行所需的管道，阀门和仪表。系统的主要功能包括：· 停堆热量排除正常余热排出系统排出来自堆芯和反应堆冷却系统的余热和显热。在反应堆冷停堆的第二阶段，它降低了RCS的温度。冷停堆第一阶段的冷却是

28、通过蒸汽发生器将冷却剂的热量传递到主蒸汽系统而实现的。随着进一步冷却的进行，正常余热排出系统将堆芯和RCS的热量带出，直到电站再次启动。在冷停堆96小时后，正常余热排出系统将反应堆冷却剂的温度从177.oC降低到48.9oC。在电站停堆条件下，本系统可以保证反应堆冷却剂温度保持或低于1,200oF。· 停堆净化在换料期间，正常余热排出系统将RCS导流到化学与容积控制系统。· IRWST冷却在非能动余热排出热交换器运行期间或电站正常运行时需要时，正常余热排出系统为安全壳内反应堆换料水贮存箱（IRWST）提供冷却。这个系统需要操作人员手动启动。正常余热排出系统可以保证在非能动余

29、热排出系统在长期运行时IRWST的水温小于100oC，以及在正常运行时小于120.oF。· 低压RCS补水和冷却正常余热排出系统从IRWST向RCS提供低压补水，同时为堆芯冷却提供裕度。本系统是在运行人员接到自动失压信号后手动启动的。如果系统可用，在RCS的压力小于正常余热排出系统泵的截流压头时，它将向RCS进行补水。· 低温过压保护在换料，启动和停堆操作时，正常余热排出系统为RCS提供低温过压保护功能。· 事故后长期安全壳贮存水补水路径在设计基准的安全壳泄漏事故下，正常余热排出系统为事故后长期的安全壳贮存水补水提供水流路径。.6 运行特性电站的控制方案是基于“反

30、应堆跟踪电站符合的能力”。在频率跌降的情况下，通过汽轮机控制阀可以补偿电网的波动。汽轮机压力的下降通常需要反应堆功率的增加。AP-600设计为可以经受以下运行事件而不使反应堆紧急停堆或执行安全相关的非能动工程安全系统。· 在15%到100%的功率范围内，每分钟±5%的倾斜负荷变化· 在15%到100%的功率范围内，±10%的阶跃性负荷变化· 100%发电机甩负荷· 在超过90%的燃料寿期内，保证每天可以在100-50-100%功率范围内进行负荷跟踪· 电网频率变化相当于以每分钟2%的速率下，10%由极大到极小的功率变化

31、83; 在失去二回路给水泵10分钟的时间内，功率阶跃性增大或减少20%AP-600核蒸汽供应系统（NSSS）的控制系统的逻辑和限值保护，其目的就是保证在遇到上述运行瞬变的情况下，不会达到任何保护系统的设定值。 汽轮发电机系统描述.1 汽轮发电机组AP-600的汽轮机由一个双排气的高压缸和两个双排气的低压缸组成，每条排气进入独立的凝汽器。这是一种单轴多缸4排气汽轮机，转速为1800rpm。汽轮发电机设计为带基本负荷运行，同时也具有负荷跟踪的能力。汽轮机组的根部和电机转子顶端的固定专职都采用了优化的轮廓设计，从而显著减小了运新应力。流入高压缸的蒸汽收到安装在地面的蒸汽箱的控制。每个蒸汽箱包括两个调

32、节/截止阀装置，和两个负荷调节阀。汽水分离再热器（MSR）是单级再热器。凝汽器和循环水系统也经过优化。凝汽器是一种双层壳多重压力容器，双排气低压缸的每一条排气管道从顶端进入两个凝汽器。汽轮发电机组及附属的管道，阀门，和控制装置全部位于汽轮机厂房。在汽轮机厂房内没有安全相关的系统与部件。在正常检查的条件下，发生破坏性的超速和飞射物产生的概率小于每年1×10-5。而且，汽轮发电机的朝向使得高能飞射物的飞出方向偏离与安全相关的构筑物，系统和组件。汽轮发电机的设备失效并不会导致反应堆的安全停堆。与汽轮机超速保护相关的组件和仪表在正常运行期间是可达的。直接激励的电机采用气冷方式，在22kV的额

33、定功率是856MVA，功率因子为0.9。其他相关系统部件包括一个完整的汽轮发电机轴承润滑油系统，一个带监测仪表的数字电动液压调节系统（DEH），一个汽轮机蒸汽密封系统，超速保护装置，转轴装置，氢和密封油产生系统，CO2产生系统，励磁冷却系统，一个整流器单元，一个励磁机，和一个电压调节器。由两个蒸汽发生器生成的蒸汽通过4个截止阀和4个调节阀进入高压缸；2个截止阀和2个调节阀组成一套装置。在高压缸膨胀做功后，排气流经一个外部的汽水分离再热器。汽水分离再热器使高压排气的水分从1020%降低到0.17%或更少。再热器使用一部分主蒸汽将再热蒸汽加热到过热状态。再热蒸汽在流经分离再热截止阀和截流阀后进入低

34、压汽轮机。热力系统采用7级给水加热，并与汽轮机抽汽装置连接。参考图：AP-1000汽轮发电机布置.2 凝结水和给水系统凝结水和给水系统通过一个闭合回路向蒸汽发生器提供经可再生式热交换器加热的给水。凝结水和给水系统的组成包括凝结水系统，主给水和启动给水系统，以及部分蒸汽产生系统。给水循环由7级给水加热组成，其中首先是在凝汽器的出口处的两个并列的低压加热器，之后连接两个串列的低压加热器，除氧器，以及之后的高压加热器，它们都放置于汽轮机厂房。凝汽器的热井和除氧器的容量在设计中都留有裕度。这些裕度并结合3个50%的凝汽器水泵，为运行人员提供了更加灵活的控制给水和凝汽器瞬态变化的能力。.3 辅助系统放射

35、性废物处理放射性废物处理系统提供处理液态，气态和固态废物的能力。液态废物处理系统具有处理含发射性废水的能力。这些系统包括：· 蒸汽发生器泄放处理系统· 放射性废物排水系统· 液态放射性废物系统气态放射性废物系统是一种一次通过，与环境同温，活性碳延迟系统。这个系统的组成包括一个疏水箱，一个气体冷却器，一个汽水分离器，一个活性碳防护床，和两个活性碳延迟床。同时，这个系统也包括一个氧分析器子系统和一个气体抽样子系统。进入系统的放射性裂变气体以氢气和氮气的形式存在。而来源主要是液态放射性系统的脱气器。脱气器从化学与容积控制系统的下泄水流中排出氢气和氮气。固体废物处理系统设

36、计为用来收集和积累用过的离子交换树脂和厚层过滤介质，用过的过滤器盒，干燥的活性废物，以及在电站正常运行或发生假想事件时产生的混和废物。这个系统位于核辅助厂房。废物的处理和打包是通过位于核辅助厂房装卸料区域的移动系统及相关设施实现的。经打包的废物存放于附属建筑或核服务厂房内，最终将运输到厂外经过批准的处理设施。 仪表与控制系统AP-600的仪控（I&C）是在现有硬件发展的基础上根据核电站的特点设计而成的。虽然仪控系统由技术相近的多个独立的系统所组成，但系统的核心是用于电站的保护和运行。AP-600集成化的仪控系统具有以下优势：· 与其他没有非能动特点的同等规模电站相比，控制线路

37、减少了80%· 省去了电缆敷设房间· 省去了冗余的传感器，信号调节器，和电缆· 维护被简化· 电站的设计变更对I&C系统的影响很小· 可以保证精确不漂移的刻度· 运行裕度得到提高与现有核电站相比，AP-600的人机界面更加简化。运行人员误操作的几率被降低而且操作，试验和维护也更加简化。当需要仪表盘运行人员进行手动的选择时，自动信号选择器将会来自冗余传感器的信号进行筛选操作。事故检测和安全参数在安全级显示器上显示为经过安全级数据处理器产生的图形信息。改进的人机界面的主要优势体现在：· 减少了手动操作的数量·

38、减少了提供给运行人员的数据量· 减少了警报的数量· 提高了提供给运行人员数据的质量· 数据在提供给运行人员前经过了系统计算机的处理· 维护得以简化.1 设计理念，包括主控室图6.9表示了AP-600的仪表与控制系统结构。它采用多层的方式从而提供了一种简单的结构化设计，同时可以保证横向和纵向的集成。位于检测总线上部的系统执行运行人员与I&C系统交互的功能。这包括运行与控制中心（OCS）和数据显示和处理系统（DDS）。检测总线以下的系统执行保护，控制和数据检测功能。包括保护和安全监控系统（PMS）（.2段），电站控制系统（PLS），特殊监控系统（SM

39、S），和堆内仪表系统（IIS）。电站控制系统（PLS）可以保证电站的运行状态在规定限值以内。控制系统由于减少了运行人员对于一些保护响应的初始操作，也就减轻了运行人员的风险，从而提高了电站的安全性。多样化驱动系统（DAS）的功能是为反应堆紧急停堆和设计安全特性的初始操作提供替代方法。DAS系统中使用的硬件和软件与在PMS中应用的硬件和软件是不同的。DAS符合假设瞬态事件不停堆的准则，保护和安全监控系统设计为阻止通用模式失效；但是，在低概率事件中，DAS提供多样化的保护。图6.9 仪表与控制系统结构图主控室运行与控制中心系统（OCS）包括主控室的全部运行区域，备用停堆点，废物处理控制室，以及技术支

40、持中心的部分区域。除去控制台装置以外，主控室中的设备属于其他系统（比如，保护和安全监控系统，电站控制系统，数据显示和处理系统）。主控室的概念布置见图6.10。图6.10 主控室概念设计主控室与备用停堆点的运行控制中心边界是与电站部件的信号接口。这些接口包括：电站保护和安全监控系统（PMS）的处理器和逻辑电路，它们连接到反应堆紧急停堆和与安全相关的电站部件上；电站控制系统（PLS）的处理器和逻辑电路，它们与安全无关的电站部件相连接；以及电站监控总线，它们提供电站运行参数，电站运行状态和警报信息。.2 反应堆保护系统及其他安全系统AP-600提供仪表和控制装置以自动检测事故状态和激发专设安全设施。

41、当发生假想事故时，比如失冷事故或二回路系统破裂，需要反应堆紧急停堆并激活一个或多个专设安全设施。这些动作可以阻止或减轻对堆芯和反应堆冷却系统部件的损坏，同时保证安全壳的完整性。保护与安全监控系统（PMS）在电站正常运行阶段保证与安全相关的功能，并负责电站停堆，同时保证电站处于安全停堆状态。通过PMS，可以在主控室和备用停堆点对安全相关的部件进行控制。 电力系统AP-600现场电源系统由主交流AC电源系统和直流DC电源系统所组成。主AC电源系统是非安全级1E级系统。DC电源系统由两个独立的系统所组成，一个是安全1E级另一个是非安全级。现场电源系统设计为在电站正常运行，启动，正常停堆，以及事故缓解

42、及紧急停堆等工况下，为电站的安全或非安全设备体统稳定的电源供应。主发电机通过三台单相升压变压器连接到厂外电网。用于电站辅助交流荷载的正常电源通过两台定额的辅助变压器与22kV的同相发电总线相连。当主发电机停止供电时，电源供应会自动切换到优先设计的电源供应，从而保证电源供应不中断。电流将通过主变压器和厂用变压器流到辅助荷载。由于AP-600的非能动设计，厂外电源不具备与安全相关的功能。因此，冗余的厂外电源不再需要。.1 运行供电系统主交流AC供电系统是非安全1E级系统，它不执行任何安全功能。备用供电系统包括在现场备用电源系统中。主AC供电系统的电力通过厂用变压器来自主发电机。电站设计为可以承受满

43、功率运行下的甩负荷，同时保证汽轮机的稳定运转以满足厂用电的负荷。甩负荷设计不执行任何安全功能。现场备用AC电源的电力来自两个现场备用柴油发电机，它在失去正常电源和优先AC电源供应时，为特定的设备提供电力。电站直流DC供电系统由两个独立的系统组成，分别是安全1E级和非安全1E级直流电源系统。每个系统包括不接地的固定电池组，直流DC分配设备，和不间断电源。.2 安全相关系统安全1E级的DC供电系统由4路独立的电池系统组成。4路中的任何3路都可以使电站安全停堆并且维持安全停堆状态。B通道和C通道具有两个蓄电池组。任何一个蓄电池组都可以保证特定的安全相关荷载24小时的电量，其他的蓄电池组可以保证其他安

44、全相关的荷载在设计基准事故后维持至少72小时（包括失去所有交流电源的事故）。 安全概念.1 安全需求和设计理念AP-600的设计为减轻事故后果提供了多层次的防御（纵深防御），从而使得堆芯损坏的概率极低，同时也将安全壳淹没，过压，和过热等事件的发生减小到最低。纵深防御的能力包括对于广泛的电站事件提供多层次的防御。纵深防御的理念已经融入了AP-600的设计之中，通过采用各种不同的电站设计措施从而为电站的安全提供不同层次的保护。AP-600的以下6个方面的设计特点反应了纵深防御的理念：稳定的运行。在正常运行时，纵深防御最基本的要求是保证电站稳定和可靠的运行。它的实现是通过材料的选取，在设计和施工时采

45、用的质保措施，通过受过良好训练的运行人员，并通过先进的控制系统和电站设计，它们为电站运行提供了相当的安全裕度。电站实体边界。对于纵身防御而言，最公认的一个方面是通过电站的实体边界保护公众的安全。燃料包壳，反应堆压力边界，安全壳压力边界可以直接有效地阻止放射性的泄漏。对于燃料包壳边界，反应堆保护系统设计为在任何需要时执行反应堆紧急停堆以阻止燃料超过设计极限。堆芯的设计，以及纵深防御的措施和余热排出系统，使得在任何预期正常运行的情况下，为不确定和可预计的瞬态事件提供足够的安全裕度。反应堆冷却剂压力边界在设计中提供了完整的过压保护，并且选取合适的材料从而保证在电站的所有运行模式下都保持边界的完整性。

46、安全壳以及出于纵深防御的排热系统，其设计为它的设计压力不会超过假想的设计基准事故，并且即使在SA的状态下也不会发生安全壳失效。非能动的安全相关系统。AP-600纵身防御的最高层次是与安全相关的非能动的系统和设备。在发生设计基准事故后，并假设发生单一故障，非能动的安全系统可以有充足的能力自动形成并保持对堆芯的冷却以及安全壳的完整性。这些系统在事故后可以保持堆芯的冷却和安全壳的完整，但是它们不需要运行人员的动作和厂内厂外的交流电源，而且可以持续无限时间。非能动的安全相关系统的运行只应用自然力，比如重力，自然循环和压缩空气。不使用泵，风机，柴油机，制冷装置，或其他旋转机械设备。在非能动安全系统被安全

47、相关的保护与监控系统启动后，一些简单的阀门用于调节这些非能动的安全系统。PMS执行诸如紧急停堆，专设安全设施的启动，和事故后检测等安全功能。安全相关系统的多样性。通过在非能动安全系统采用多样化的防御功能从而提供了多一层的防御。多样性存在于诸如余热排出功能。PRHR的换热器HX通过非能动的安全设施带走瞬态的剩余发热。如果在PRHR的HX中发生了多重失效，纵身防御的功能通过非能动的堆芯冷却系统的注入和自动减压（非能动的补水和排水）而实现。非安全系统。纵深防御的下一个层次是通过一些特定的非安全系统实现，以降低导致堆芯损害的潜在事件的发生。对于一些概率相对较大的事件，这些纵身防御的非安全系统将自动启动

48、以提供第一层次的保护，从而减小与安全相关系统的启动和运行的概率。这些非安全相关的系统可以在发生设计基准事故后实现并维持安全停堆状态，但是需要至少有一路非安全相关的AC电源可用。包容堆芯损坏。AP-600设计为运行人员可以在堆芯裸露和溶化的情况下，可以将安全壳内换料水贮存箱（IRWST）的水排入反应堆地坑。这种淹没地坑操作的目的是阻止反应堆压力壳的失效以及之后的熔融物进入安全壳。对于反应堆压力容器内熔融物的滞留大大降低了安全壳失效的概率同时减少了放射性物质的外泄。AP-600的纵深防御设计提高了安全性，可以实现在发生堆芯损坏的100小时后，并假设不采取任何补救措施，不会有严重的放射性产物外泄。这

49、段时间提供了执行事故管理以减小事故影响和阻止安全壳失效的机会。通过PRA分析得到，发生严重泄漏事故的概率是3.0×108/堆年，这个概率远远低于传统的核电站。.2 安全系统和设施（能动，非能动，和固有的）非能动安全系统由于在电站简化，安全性，可靠性，和投资保护等方面进行了显著的改进设计，从而使其与传统电站设计相比具有明显的优势。AP-600采用非能动安全系统提高了电站的安全性并且可以满足管理部门提出的安全标准。非能动安全系统不需要运行人员的操作来减轻设计基准事故。这些系统只使用诸如重力，自然循环，和压缩气体等自然力驱动系统的运行。不使用泵，风机，柴油机，冷却器，或其他能动机械。非能动

50、系统的自动启动是通过一些简单的阀门。为了达到高的可靠性，这些阀门的启动是通过失去电能或通过接受安全启动信号。但是，它们也通过多路可靠的电源供电以避免不必要的启动。AP-600的非能动安全系统包括：· 非能动堆芯冷却系统（PXS）· 非能动安全壳冷却系统（PCCS）· 主控室可居留性系统（VES）· 安全壳的隔离与传统电站相比，这些非能动系统在电站安全性和投资保护方面有较大的提升。在没有运行人员操作和AC电源供应的情况下，它们可以完成并保持堆芯的冷却和安全壳的完整性。非能动系统设计满足单一故障准则，同时也使用了概率风险评价（PRAs）以验证它们的可靠性。由

51、于非能动安全系统大幅度的减少了设备部件的数量，以及所需试验，检查，和维护的次数，同时不需要其他能动的支持系统，并且其状态更易监测，因此AP-600的安全系统与其他典型的压水堆相比设计显著简化。与典型能动安全系统相比，非能动安全系统使用的遥控阀门的数量只是其1/3，并且不含泵。而且，非能动的系统不需要在其他系统，如堆芯，RCS，或安全壳，的设计中考虑轴向偏离。非能动安全系统不需要在典型核电站中复杂的能动的支持系统。这些系统包括AC电源，HVAC，冷却水，以及容纳相关设备的防震建筑物。这也就导致了应急柴油机系统及其支持系统的简化，这些支持系统包括：气体启动，燃料储存箱和输送泵，以及气体吸入/排出系

52、统。因此，这些支持系统不在要求必须是安全级的，它们或被简化或被省去。比如，重要厂用水系统及其安全冷却塔被一个非安全级的厂用水冷却系统所替代。通过电站布置的系统优化，AP-600的非安全级的支持系统和非能动的安全系统在设计中有效的融为了一体。在设计中的努力使得在系统大幅度简化的同时，也满足安全审评的准则。应急堆芯冷却系统非能动的堆芯冷却系统（PXS）（见图6.11）是在RCS某处发生不同尺寸的裂缝或断裂时，实现对电站的保护。PXS提供的安全功能包括堆芯余热的排出，安全注入，和泄压保护。安全分析（使用美国NRC批准的程序）已经证明了PXS在发生不同的RCS破口事故下，甚至包括RPV诸如管线的8英寸

53、破口同等规模的事故，可以保护堆芯的安全。在发生主冷却剂管道双端断裂的事故后，PXS提供了对燃料包壳极限温度400.oF（220.oC）的裕度。图6.11 非能动堆芯冷却系统安全注入和泄压PXS通过安全注入使用3条水源保持堆芯的冷却。这些注入水源包括堆芯补给水箱（CMTs），蓄压安注箱，和安全壳内换料水贮存箱（IRWST）。注水源直接与RPV的两个管嘴相连，从而在更大的破口事故中不会有注入水流溢出。长期注水是通过IRWST的重力作用完成的，IRWST位于安全壳内部，同时高于RCS回路。在正常状态下，IRWST通过止回阀与RCS隔离。这个水箱设计为承受环境压力，因此RCS在安注前必须进行泄压操作。

54、RCS的泄压被自动控制强压到约0.18MPa；在这个值，IRWST的水头可以克服RCS的低压和安注管线的压力损失。PXS采用4级自动泄压系统从而保证相对慢速，可控的RCS泄压过程。非能动的余热排出PXS包括一个100%容量的非能动余热排出热交换器（PRHR HX）（见图6.12）。PRHR HX通过入口和出口连接到RCS的1环路。PRHR HX保护电站由于蒸汽发生器的给水和蒸汽系统的扰动产生的瞬态变化。PRHR HX满足安全准则对于丧失给水，给水管道破裂，和蒸汽管道破裂等事故的要求。IRWST为PRHR HX提供了热阱。在水沸腾之前，IRWST的水容量足够吸收1小时的剩余发热。一旦开始沸腾，蒸

55、汽将输送到安全壳。这些蒸汽在钢制安全壳上凝结，通过重力作用汇集，排回到IRWST中。PRHR HX和非能动安全壳冷却系统可以在无需运行人员操作的情况下，提供长期的余热排出能力。图6.12 非能动余热排出系统非能动安全壳冷却系统非能动安全壳冷却系统（PCCS）（如图6.13）为电站提供了安全相关的最终热阱。通过计算机分析和进一步的试验验证，PCS可以在事故后有效的冷却安全壳，从而保证其不超过设计压力并使压力迅速降低。钢制安全壳提供了换热面从而将热量从安全壳内部排出到周围大气中。通过周围空气流持续的自然循环，安去壳的热量被排出。在事故工况下，水的蒸发也可以补充空气的冷却效果。水是从位于安全壳屏蔽厂

56、房顶端的水箱中靠重力排出的。西屋的计算结果表面AP-600在发生严重事故造成堆芯损坏后，发生大规模放射性泄漏的概率是非常低的。计算同时指出，即使只有PCS的空气冷却正常运行，安全壳仍然可以在预计的失效压力下保持完好。其他因素包括改进的安全壳隔离和降低了安全壳外LOCAs的可能性。安全壳性能的提升是简化厂外应急响应计划的技术基础。图6.13 非能动安全壳冷却系统主控室可居留系统主控室可居留系统（VES）负责在电站事故后保证主控室（MCR）的空气新鲜，冷却，和升压。VES是在收到MCR高放射性信号后自动运行的，它隔离了正常的控制室通风管路并且启动了升压装置。在系统启动后，所有功能的实现都是非能动的

57、。VES的空气供应通过一系列压缩空气储存罐提供。VES还使MCR保持轻微的正压，以减少来自周围环境气载污染物的渗入。安全壳隔离与传统PWR相比，AP-600的安全壳隔离得到了明显的改进。最主要的改进是大量减少了贯穿件的数量。而且，正常运行的贯穿件数量减少了60%。同时也不再需要用于缓解事故的贯穿件（全封闭的冷却剂主泵不需要密封注入，同时非能动的余热排出和非能动安全注入全部放置于安全壳以内）。长期事故缓解与当前的PWR相比，AP-600一个主要的安全优势是其长期事故缓解不需要运行人员的操作，并且不依赖厂内和厂外AC电源。现存核电站的近期与远期事故缓解都需要运行人员的操作，并且都需要厂内或厂外的A

58、C电源的驱动。非能动的安全系统设计为在不需要运行人员操作和不依靠其他能动的非安全系统下，可以保持堆芯的长期冷却和余热的排出。对于设计基准事故，用于循环冷却的堆芯的冷却剂存量和硼含量足够维持30天时间，即使在设计基准的安全壳泄漏导致存量减少也不例外。.3 严重事故（超设计基准事故）堆芯熔融物的压力壳内滞留通过外部冷却而使堆芯熔融物滞留在压力壳内部（IVR）是AP-600设计中缓解严重事故的特性。如果RPV完成，堆芯熔融物将保留在低封头以内，不会使得熔融物流动到反应堆舱室中。AP-600采取RPV绝热措施以提高其滞留能力，并且对其表面进行了处理提高了外表面的亲水能力。AP-600安全壳的设计提高了

59、其在事故工况下，淹没安全壳舱室区域的能力，可以将RPV低封头用水浸没。在LOCA事故中，破口处的流出物被导流到反应堆舱室内。AP-600的设计还允许通过运新人员的操作将安全壳内换料水贮存箱（IRWST）的水排到反应堆腔室中。 电站布置.1 建筑物和构筑物，包括总图一个典型的AP-600单机组电站布置见图6.14。其中动力部分共包括5个主要的构筑物：核岛，汽轮机厂房，附属厂房，柴油发电机厂房和放射性废物厂房。每一个厂房的结构都建立在独立的基础之上。其中核岛包括安全厂房，屏蔽厂房，和辅助厂房，这些厂房结构在同一个基础上。电站布局电站的布局既继承了传统的知识又有独特的创新，从而更加方便电站的运行和维护。比如，在停堆期间安全