核电AP1000与CAP1400的区别

1、AP1000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 AP1000O2002年3月，核管会已经完成AP1000设计的预认证审查（Pre-certification Review）, AP600有关的试验和分析程序可以用于AP1000设计。2004年12月获 得了美国核管会授予的最终设计批准。AP1000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。AP1000主要的设计特点包括：（1）主回路系统和设备设计采用成熟电站设计AP1000堆芯采用西屋的加长型堆芯设计，

2、这种堆芯设计已在比利时的Doel4 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。（2）简化的非能动设计提高安全性和经济性AP1000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

3、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。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化概率和放射性释放概率分别为5.1 X 10-7/堆年和5.9X 10-8/堆年，远小于第二代的1X 10-5/堆年和1X 10-6/堆 年的水平。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A

4、P600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。AP1000隔夜价 低于1200美元/千瓦（包括业主费用和厂址费用）。（3）严重事故预防与缓解措施AP1000设计中考虑了以下几类严重事故：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。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。 在AP600设计时已进

5、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。针对高压熔堆事故，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。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璧的威胁。同时在环安全壳内 部布置冗余、多样的氢点

6、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。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IVR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。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

7、结气体引起的安全壳 超压事故。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。仪控系统和主控室设计AP1000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。建造中大量采用模块化建造技术AP1000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

8、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。平行进行的各个模块建造大量减少了现场的人员和施工活动。通过与前期工程平行开展的按模块进行混凝土施工、设备安装的建造方法， AP1000的建设周期大大缩短至60个月，其中从第一罐混凝土到装料只需36个 月。美国西屋电气公司在中国核电招标中成功竞标，将向中国进行技术转让，建 设4台核电机组。西屋公司总裁兼首席执行官史睿智先生接受新华社记者采访时 表示，西屋的AP1000核电技术是目前唯一一项通过美国核管理委员会最终设计 批准的“第三代+”核电技术，“这是目前全球核电市场中最安全、最先进的商 业核电技术”。

9、AP1000是一种先进的“非能动型压水堆核电技术”。用铀制成的核燃料在“反 应堆”的设备内发生裂变而产生大量热能，再用处于高压下的水把热能带出，在 蒸汽发生器内产生蒸汽，蒸汽推动汽轮机带着发电机一起旋转，电就源源不断地 产生出来，并通过电网送到四面八方。采用这一原理的核电技术就是压水堆核电 技术。AP1000最大的特点就是设计简练，易于操作，而且充分利用了诸多“非能 动的安全体系”，比如重力理论、自然循环、聚合反应等，比传统的压水堆安全 体系要简单有效得多。这样既进一步提高了核电站的安全性，同时也能显著降低 核电机组建设以及长期运营的成本。西屋公司提供的技术材料称，AP1000在建设过程中，可

10、利用模块化技术， 多头并进实施建设，极大地缩短了核电机组建设工期。AP1000从开工建设到加 载原料开始发电，最快只需要36个月，建设成本方面的节约优势明显。西屋预 计，中国的4台核电机组将于2013年建成发电。中国在美国、法国、俄罗斯等投标方中认真比较后选择西屋的核电技术。在 美国本土，计划中将要建设的18台核电机组中，已经有至少12个确定选择 AP1000技术为设计基础。他说：“西屋非常高兴这次中国也选择了 AP1000O现在 能够进军中国核电市场对于西屋意义重大，我们致力于和中国核电市场发展长期、 互利的合作关系。”西屋公司是全球压水反应堆核电技术的龙头，早在1957年就开发出了全球 首

11、个压水反应堆。目前全球超过40%的运营核电机组都是由西屋建造或经西屋批 准利用其设计基础建造的。AP1000是西屋在AP600技术的基础上延展开发的。AP600以“非能动性”为 特点的设计最早始于1991年，西屋当初试图将核电站技术从经济效益和安全水 平两方面都提升到一个新高度，保持自己在核电领域的技术领先优势。AP600在 1998年获得美国核管会的“最终设计批准”，但随着世界电力市场的不断变化， 核电新的目标电价降至每度3美分，AP600已无法满足这个要求。为此西屋启动 了 AP1000的开发工作，目标是更便宜、更安全、更高效的核反应堆技术，以提 升其在核电市场的竞争力。由于AP1000脱

12、胎于AP600，因此研发进程大大加快，通过设计改进达到增 容目的，显著提高发电功率，同时又保持了原有系统的安全性和简洁性。从AP600 到AP1000，经过了 15年的开发和完善。史睿智特意提到，在多年的开发工作中， 不少中国工程技术人员也参与其中。AP1000作为当今核电市场最具竞争力的技术，应用到中国核电机组建设中， “对于中美双方是真正的双赢合作”。中国将依托先进核电技术，更好地满足日 益增加的能源需求。而与中国合作，一方面为美国创造大量就业岗位，同时也为 美国的产品、技术和服务出口提供了良机。西屋电气的AP1000有以下特点：1、世界市场现有的最安全、最先进、经过验证的核电站（保守概率

13、风险评 估（PRA）:堆芯损毁概率为可忽略不计的2.5x10- 7 ）；2、唯一得到美国核管会最后设计批准（FDA）的新三代+核电站;3、基于标准的西屋压水反应堆（PWR）技术，该技术已实现了超过2,500反 应堆年次的成功的运营；4、1100 MWe设计，对于提供基本发电负荷容量很理想；5、模块化设计，有利于标准化并提高建造质量；6、更经济的运营（更少的混凝土和钢铁，更少零部件和系统，意味着更少 的安装、检测和维护）；7、更简便的运营（配备行业最先进的仪表和控制系统）；8、符合美国用户要求文件（URD）对新一代商用反应堆的要求。CAP1400核电站是我国建设创新型国家的标志性工程之一，是在消

14、化吸收我 国引进的三代核电技术的基础上，通过再创新，形成的具有自主知识产权的大型 核电技术品牌。按照国家批准的计划，CAP1400核电站将于2013年在山东荣成石岛湾核电 基地开工建设，计划于2017年建成发电。目前，重大专项内陆核电标准化设计 已经实现阶段目标，CAP1400示范工程前期工作全面展开。我国三代核电自主化“三步走”的最后阶段就是通过再创新形成具有自主 知识产权的大型先进压水堆（CAP1400）核电技术。据悉，目前CAP1400核电技术研发进入实质性推进阶段，已完成了具有自主 知识产权的CAP1400核电的概念设计，并全面启动初步设计。何谓CAP1400 ？它与AP1000又有何

15、区别？两者共同之处在于AP，而A、P分别是Advanced（先进）和Passive（非能动） 的首字母。1000表示装机容量为100万千瓦级，而1400表示装机容量为140万 千瓦级。最主要的区别在于“C”，即China的首字母，标志着第三代核电技术 的中国智慧。而CAP1400即为“中国具有自主知识产权的装机容量为140万千瓦级的先进 非能动核电技术”。这个代号为CAP1400的核电技术，代表我国装机容量达140万千瓦级以上的 先进非能动核电技术，意味着中国的大型先进核电技术品牌概念已经破茧而出。记者进一步获悉，CAP1400核电站将落户山东荣成市，2011年底将完成初步 设计，2013年4

16、月浇注第一罐混凝土，2017年底并网发电。届时，我国将具备成套核电技术出口能力。“十二五时期是三代核电自主化的攻坚期，我国将在此期间全面掌握第 三代先进非能动压水堆核电技术，完成国产化AP1000全厂标准设计、自主化 CAP1400标准设计以及三环路（170万千瓦及以上）非能动核电技术概念设计； 建成投产AP1000自主化依托项目4台机组，开工建设示范项目2台CAP1400机 组，形成国际先进水平的工程总承包能力；核级锆材、先进核电数字化仪控、一 体化堆顶组件等形成规模化生产能力，基本形成核电站高端运行技术服务体系”。 国家核电技术公司董事长王炳华在接受本报记者采访时说，要通过引进消化吸收 再创新，使我国拥有具有自主知识产权的大型先进核电技术，使我国步入世界核 电大国行列，并向核电强国迈进。现在，我国在技术引进消化吸收的基础上再创新，形成具有自主知识产权的 核电品牌的征程上已经迈出了坚实的步伐，第三代先进核电技术在中国正从图纸 变为现实。“现在，国内核电二代、二代+技术的国产化率不到90%，但是，到山东 海阳核电二号机