先进核电概述ap1000技术

本课程由国家核电技术公司国核大学开发，国核大©2013，国核大 ©2013，国核大 Course了解核电基础知了解AP1000发展历掌握AP1000核电厂总体掌握AP1000技术特点理解AP1000在国内的发展现状和创新思路©2013，国核大 ©2013，国核大 1核电生产过发展核电的优越核电发展历©2013，国核大 核能（核能（nuclearenergy） 时释©2013，国核大 ©2013，国核大 核电站与常 电站的差常 电站能源转化过程 化学能→热能→机械能→电核电站能源转化过程： 裂变能→热能→机械能→电©2013，国核大 2-3快中裂变：原子核吸收一个中子后，成两个质量相近的核素。同位2-3快中裂裂

（235U©2013，国核大 链式反应：如果每次裂变产生的中子数目（2.5个）在减去一个核中铀中铀中慢化慢慢中©2013，国核大 临界定义有效增殖系数keff，以方便地表示自续keff

直属上一代中 keff1keff1

K1超临界，功率增K1临界，功率恒K1次临界，功率降©2013，国核大 的补充。

铀-235核裂变释放出的能份额瞬态γ份额瞬态γ4735裂变产物γ衰变-缓发γ47裂变产物β衰变-缓发β485 裂变能转化为电 热能 ©2013，国核大 ©2013，国核大 100100万千瓦核电厂与火电厂比©2013，国核大

量

百万吨原煤开 ©2013，国核大 受到过量的辐射照放射性核素进入环境造成辐射 ©2013，国核大 什么是所谓“核安全”是指：完成正确的运行工况、事故预防或缓 从而实现保护厂区人员、公众和环境免遭过量辐射危害安全目标（详见HAF102核动力厂设计安全规定总的核安全目标：在核动力厂中建立并保持对放射性危害的有效，以保护人员、社会和环境免受危总的核安全目标由辐射防护目标和技术安全目标所支持，这两个目互相补充、相辅相成，技术措施与管理性和程序性措施一起保证离辐射危害的–。发生事故时减轻其；对于在设计该核动力厂时考虑过的所有可能事故，包括概率很低的事故，要以高可信度保证任何放射性尽可能小且低于规定限值；有严重放射性的事故发生的概率极低。©2013，国核大 为了保证核安全对核电厂总的安全要求停堆和维持安全停堆状态提供必要 ；(停堆堆后从堆芯排出余热提供必要的；(排出余热)。(限制放射性物质的释放©2013，国核大 余热排

放射性包 控制放射性泄（详见HAF102核动力厂设计安全规定 ©2013，国核大 纵深防御概念应用于核动力厂的设计，提供一系列多层–第一层次防御的目的是防止偏离正常运行及防止系统失效–第二层次防御的目的是检测和纠正偏离正常运行状态，以防止计运行事件升级为事–设置第三层次防御是基于以下假定：尽管极少可能，某些预计运，而演变成一种较严重的事件–第四层次防御的目的是针对设计基准可能已被超过的严 放射性释放保持在尽实际–第五次防，即后层防御的的是减可能事工起潜在的放射性物质释放造成的放射性 。–第一道屏障 元件包壳（锆合金–第二道屏障∶反应堆压力–第三道屏障∶安全©2013，国核大 第一道屏障- 组件包 组 芯第一道锆合金铀与金包壳装卸料组©2013，国核大 第组件第组件包容在反应堆统压力堆顶结构道堆顶结构道反应堆冷却剂管道热©2013，国核

安注接

反应堆冷却剂管道

第第三道第 安全©2013，国核大 第三道屏三三（钢制压力容器道厂道©2013，国核大 件发生的事件 会风险？？？ ©2013，国核大

证明了利用核能发电的技术可行性。第一代核电站受循环等技术核电站/前54560-2560©2013，国核大

第站，这证明了发展核电在经济上是©2013，国核大 针对公众对核电安全性、经济性的疑虑 和欧洲相继出台了《先轻水堆用户要求》（URD）和《欧洲用户对轻水堆核电站的要求》），对新建核电站的安全性、经济性和先进性提出了更高的要求。国际通常把满足URD文件或EUR文件的核第三代核电站具有以下优越在能源转换系统方面大量采用二代的成熟技术©2013，国核大 2001年7月，、英国、法国、、巴西、韩国和阿根廷等九个有意发 ©2013，国核大 超临超临 堆示意©2013，国核大 ©2013，国核大

©2013，国核大 核电机组：Babcock&Wilcox(B&W)公司设计的两环路压水©2013，国核大 事故年月日凌晨时， 站第2组反应堆的操作室里，红灯闪亮，汽 。涡轮机停，堆心温度和压力升高。一系列错误导致堆芯三次露，失去冷却。2小时后，部分 元件烧毁，放射性物质溢出。15小时51分，反应堆冷却剂系统恢复衰变热排出的能力。事故中， ©2013，国核大

年月日， 日，三里岛核电站的2重新开始运行04：00：37am，由二回路一台给水泵停转，蒸发器给水中断，事故过程©2013，国核大

堆芯3次露；锆包壳总量的30%--40%被氧化；堆芯上部1/3放射性惰性气体的%%释放；半径公里范围 万居民的集体剂量当量约人．Sv；最大工作人员受照射分别38、34、31mSv巨大经 ：经济损失200 以上深远的影响 核电工业推迟20年©2013，国核大 安全剂安全标准≤2.7mSv/a.中国平均放射性天然本底为2.3mSv/a.短时<100mSv/h剂量率 无害 致死剂量医学干预水平核电厂放射性正常排放控制值辐照医疗≤0.19mSv/a.人（全球平均值一次X射线胸透约2h高空飞行约增加0.005mSv一个数量级（≤m人，核≤m/人）（全球平均值）©2013，国核大 直接原因 根本原因 Ohio州OakHarbor市Davis-Besse核电厂发生类似瞬态事件，但是，事故21分钟， ©2013，国核大 首先，检修过程违章，误关闭了辅助给水阀门 改进措施员模拟机培包括：卸压阀回座［号建立全世界范围运行经验反馈体系©2013，国核大 ©2013，国核大 切尔诺贝利核电厂位于 加水冷却压管式反应堆机组。每台建，发电量 发电量的一半©2013，国核大 因此，操作规程规定在热功率700MW以下运行。否则，会发生热功水力参数的不稳定性。，3©2013，国核大 事故简切尔诺贝利核电厂号机组计划于年月日仃堆检©2013，国核大 l4月26日１点23分切断蒸汽供应，到1点23分40秒功率陡增 芯块 了大量的能量并引 和水蒸汽相互作用，合 卷起了1000吨的反应堆防护顶板，所有的压力管全部断裂并卷走全部的随后，又发生了第二 ，这可能是压力管材料合金与水发生锆-水反应产生氢而引反应堆上部结构被炸毁，炽热的碎片熔在空间。30几处火源在反应堆及附近燃烧大火。随 大量的放射性物质进入环境©2013，国核大 事故处理消防队员在3个半小时内将火扑为将堆芯冷却，避免石墨燃烧从月 日至月日用 吨）、白云石（600吨）和铅块等材料抛在反应堆上，逐渐将应堆复盖。减少了裂变物质的释 日早晨用小 核电站所在地 名居民5月5日开始热交换器。使反应堆温度逐渐降0人51从月 照射量小于0.25Sv。©2013，国核大 反应堆设计存在操作人员明显操作规程以及几个极不可能事件的运行管理。。及 缺乏认识©2013，国核大 ©2013，国核大 据 年 月日 ： 已与诺卡司订5.0亿 的合同，划造一个大钢罩把尔诺贝核电站事地点整个起，新的护高10米，长10米，五年完工，总耗资亿千万 ，在新护罩修建完毕后，从内部逐拆除“石棺”，50年内彻底清除 ©2013，国核大 切尔诺贝利积雪过厚核电厂建筑物坍塌（2013-2-——坍塌部位为涡轮机房墙壁和部分屋顶，受损面积约为600平方©2013，国核大

©2013，国核大 福岛核电站（FukushimaNuclearPowerPlant）是目时间2011年3月11日13时46分, 发生9.0级 高达10米的强烈海啸。福岛第一核电站损毁极 ©2013，国核大 ©2013，国核大 ©2013，国核大 年起在对下属家核电站总 ©2013，国核大 1号机 级别年 2号机 级别 3号机 级别机组15日清晨发生氢 4号机 级别：●●●●●（ 核废料池发 ，15日和16日两度出现火 ©2013，国核大

①由

海啸（预计其高度海啸（预计其高度SBOSBO（全厂失电©2013，国核大

核三里岛核电事 福岛核电事©2013，国核大 任？是全世界核电工作者的。如何评估和平利用核能的社会风险？福岛核》（《Safetygoalsfortheoperationsofnuclearpowerplants》（51FR30028））政策 两个定性的安全目标（qualitativesafetygoal）：应当为公众成员提供这样一种水平的防护，以使核电厂运不会对其生命和健康造成明显的附加©2013，国核大 ），“： 症 风险，不应超过由于其他原因产生 风险的0.1％ “两个千分之一”为准则，即：以 公众 ©2013，国核大 更大的功 23

©2013，国核大

堆芯热工安全裕堆芯熔化概大量放射性向外释放概

≦1.0x10-5/堆·≦1.0x10-6/堆·第三代核电机组有更好的经济性,能与联合循环的机组额定功可利用因换料周电建设周

100~150万18~246048~52©2013，国核大

为实现第三代核电安全目设计思路

设计思路©2013，国核大

EPREPR的厂房布置示意©2013，国核大 AP1000“减法”©2013，国核大

泵00（非核级©2013，国核大 多NorthAnna（3）南卡电力&燃VC乔治亚电力HoldingsHoldingsBruneauComanchePeak(3,4)RiverBenda，

第三代核电技术的特AP1000的技术的特1安全上满足URD234567核电厂设计为60设计为60©2013，国核大 能动压水堆核电站，设计60年，反应堆功率3400MWt，电功率约为1,200MWe,可用性≥93%。©2013，国核大 参AP1000堆芯参电站比利时4/Tihange-净电功反应堆功热段温组件组件类活化长度线功率密压力容器内蒸汽发生器表稳压器体©2013，国核大 中©2013，国核大 成技术基础简化的系统设良好的经济性©2013， AP1000核电技术是一项先进的核能新技术，采用“非能动安全系统设计理念安全系统设计采用加压气体、重力、自然循环（蒸发、冷凝和密度变化等自然驱动力排出反通过尽量取 员的动作（而不是将其自动化），使得控制安全系统要求 员动作的数量和复杂度都达到了最小在事故发生后72小时内无 员干预,并且在没有交流电源的情况下能保证堆芯和安全壳©2013，国核大 构成简单 个设置在安全壳内的换 以及1个非能动安全壳冷却系统淋 ） 功能可靠对人的依赖降到最事故后无 员干预的时间为72小时，保持堆芯和安全壳的冷却©2013，国核大 10基于传统的验证过的压水堆核电成熟

已有的取证基础©2013，国核大 AP1000核电厂的成熟

只是“站岗放哨”的“部门”，正常发电时一般是不动作的，只是在事故应急时才动作。所以，衡量它们的成熟性主要是看是否已经过充分的论证，试验验证和鉴定合格，并经政府主管部门和核安全批准，而不是看它陪©2013，国核大 AP1000核电厂的成熟

例如对大LOCA条件下的事故缓解功能有效性的验证方法是等同的。AP1000非能动安全系统和严重事故预防和缓解措施是核电高科技成果的应用，它的成熟性也同样是建立在有效的计算分析©2013，国核大 气公员

AP1000采用的非能动安系统是AP1000采用非能动安全统的设备是©2013，国核大 AP1000核电厂的成熟 西屋公司在AP600和AP1000的非能动安全系统大量的LOFTRAN:瞬态分析；NOTRUMP:WCOBRA/TRAC:大WCOBRA/TRAC-SB:长期冷却；WGOTHIC:安全壳分析©2013，国核大 AP1000核电厂的成熟堆芯补 （CMT）试验及装置非能动余热排出（PRHR）试验自动卸压系统（ADS）试验非能将堆芯熔融物保持在压力容器内UPLU(IVR)的试验及装置长期©2013，国核大 AP1000非能动安全系统的设备，如：、管道、直流电动规设备成熟技术的基础上，基本上无新的技术。破阀虽第一次用于大型压水堆核电厂，但阀本身的设计制造技术是成，它早已在国内外航天、航空领域得到广因此，阀设计、制造和技术均为经过大量工程验证©2013，国核大

壳内换料注入管线采用了不同结构阀示意©2013，国核大 100,提高了可操作性,件数量并降低了相关维修要求等。100（））。©2013，国核大 第三代核电AP1000与英国二代改进型SizewellB核电厂比

45%Less

85%LessReducedComponentsSafetyGrade

1000MW9.1

AP1000®1.2 12.7 5.6©2013，国核大 AP1000先进反应堆设计为事故的缓解提供了多层防护（纵深防御纵深防御具有多层的独立电厂设施，每一层均能为核电厂安全性提供一程度的防护，主要体现实体电厂边界。放射性的释放将首先被非能动安全相关系统。非能动型安全相关设备和系统足以能够在最的单一失效设计基准事故后并且无操作员行动、无场内流电源的情况下自动的建©2013，国核大 安全相关系统的多样性。非能动安全相关系统内的多重功能提供了额外的一层防御。如，非能动余热排出热交换器（PRHRHX）是一种用于瞬间期间排出衰变热的非能动安全相关设施。一旦PRHRHX出现多重失效，非能动堆芯冷却系统的非能动安全注射和自动减压功能（非能动充排）将提供纵深防御。非安全系统。动和运行的可能性。包容损坏堆芯。一旦出现堆芯露和熔化，AP1000反应堆设计使员有能力把安全壳内换料（IRWST）中的水排放的堆腔。这就防止了反应堆压©2013，国核大 ©2013，国核大 ©2013，国核大 （1）AP1000先进非能动核电技术的大功率、 设计为良好的经性打下基础。AP1000电厂设计寿期60年,不需更换反应堆压力容器,机电功率可达125万千瓦 ©2013，国核大 堆芯设计成18－24个月 1次/年。电厂可利用率大于93％。©2013，国核大 IHP是反应堆顶盖（RVCH）、控制棒驱动机构（CRDM）共同组成的顶盖，整体呈圆柱形，吊装重量200余吨，是AP1000反应堆的部件之一。在更换时，可以作为一个整体结构被拆除和移动到架上，减少并简化停堆年 ©2013，国核大 吊装就位。这也是核岛最后吊装就位的一件主设 ，安全性改良了建造工艺增强了电厂的运行能力和可维修性。通过©2013，国核大 AP1000核电厂采用模块化的设计与建造技术，俗称“搭积木”。块化施工将“先土建，后安装”，“串联式”的传统施工方法的建造时间（由-0个月缩短为-8个月）。模块化施工对施工管©2013，国核大

©2013，国核大 余热排出系统余热排出系统阀门／管道模块©2013，国核大 设备模块设备模块启动给水泵模块设备模设备模启动给水泵模工厂制造

模块组件的电厂合同电厂合同场备

模块组件在现场组现场建造现场建造电厂运行电厂运行©2013，国核大 ；©2013，国核大 发

建成运行

造费©2013，国核大 ©2013，国核大 Sizewell ©2013，国核大 AP1000置在安全级和非安全级系统之间提供，以防止两系统互相对冗余的、安全相关设备通道及系统的可帮助AP1000安全设计功能的可靠性。总体而言，这种是由混凝土墙来©2013，国核大 ——核岛NuclearIslandI

ThecontainmentvesselConcreteShieldBuildingAuxiliaryBuilding Annex房 ©2013，国核大 Fuelhanding

ConcreteShieldBuilding AuxiliaryBuilding（辅助厂房TurbineBuilding（汽轮机厂房 AnnexAnnexDieselGeneratorBuilding（柴油发电机厂房安全壳可防止非控制的放射性释放。在设安全壳可防止非控制的放射性释放。在设计基准事故及安全壳 工况下，设计泄露率为0.10%安全壳内空气质量/天。©2013，国核大

安全壳的布置提供运行平台和维修平台的存放区域的面积也比现有的常规核电厂大的多。宽敞的堆放区域可用于设备的存放、移，也便于检修工具进行远距离 作业。在主要位置上提供平台、吊具，便于检修服，如电源供应、除盐水、压缩空气、通风照明安全壳厚度约为4.4cm，直径约为40m。环块和封头在工厂预制，现场组装焊接而6围绕安全壳容器的一个厂房，形成一个自然对流的环型空间为安全壳提供冷却；为安全壳内的放射性系统和设备提供额外的辐射防护屏障；保护安全壳容器不受外部事件影响，如台风和由台风卷起的物体的冲击。厂房成筒状形，带有锥形顶的预应力混凝土结构，可用来支撑和PCS的空气扩散器（或烟囱）与安全壳及辅助厂房位于同一块岩石地基上也是抗震.，©2013，国核大 ，AuxiliaryBuilding（辅助厂房辅助厂房械和电气设备进行保护和。在外部或内部事故发生时也可保护安全相辅助厂 在 中子吸收材料的高密 架保持计基准富集度 。

架 最大架 72组件，即使发生架被无硼水、消防介质气溶胶淹没事故或任何设计基准事件，相邻的组件之间的最小乏在 中子吸收材料的高密 架内保所要求的次临界度，该设计 架 最大设计基准富集度 。 架可容纳619 组件改进后的 架单元增加了可容纳5根破 组 空间。按设计要求， 架的某个位置只能©2013，国核大

置一根组件，而不能在同一位置插入别 组件©2013，国核大 施,例如更衣室。该厂房内还配备了非1E级交流和直流电源系统、辅助柴油AnnexAnnex柴油发电机厂房内装备了柴油发电机厂房内装备了2台用 DieselGeneratorBuilding（柴油发电机厂房Radwaste

前的设施、移动式废物系统的处理设施和将经处理的废物装入输系统设置了楼面区和牵引挂车停泊①将受污染的洗衣用品运至厂外处理②干废物的处理和包装③有害和混合废物运往厂外作处理④化学废物处理⑤空废物容器的接收 ⑥封装废物 和装 放射性废物大楼也提供了其它种类的电厂废物的临 主控室提供了正常运行工况下主控室包含了主控区、运行人员域、开关盘室以及值政支持©2013，国核大 ©2013，国核大 ©2013，国核大 ©2013，国核大 ©2013，国核大 ©2013，国核大 ©2013，国核大

©2013，国核大

非能动安全系©2013，国核大 AP1000反应堆的一回路保留 压水堆的大部分设计特点，——1个热段+2个冷段的热传输回路（或称主管道——1台蒸汽发生器—— 应堆冷却剂泵（或称主泵©2013，国核大

蒸汽发生器反应堆压力容器（Reactor蒸汽发生器蒸汽发生器（反应堆冷却剂泵（RCPs（Hotlegs反应堆冷却剂冷管道（Coldlegs（PZRsurgeline

堆顶结

反应堆反应堆冷却剂管道热安注接管嘴

反应堆冷却剂管道冷管段

反应堆冷却剂循环泵

反应反应堆力容器稳压器蒸汽稳压器蒸汽发生器蒸汽发生 蒸汽发蒸汽发生 蒸汽发生稳压器构反应堆冷却剂管道热管段波动管反应堆冷却剂反应堆冷循环泵反应堆 安注 却剂管力容 管 冷管

条件下设 60年©2013，国核大 1234©2013，国核大 ©2013，国核大 ©2013，国核大 主管热段从压力容器出口携带热能送到蒸汽发生器 加压，送入压力容器进口，完成冷却剂循环主管道中，有一条热段接波动管与稳压器相连，调节系统四条冷段直接与悬挂在蒸汽发生器底部水室的主泵出口及压力容器进口相连。由此，构成压力容器“四进两出”©2013，国核大 主管

热冷©2013，国核大 抵消或减缓电站运行中，工况、负荷变化，导致系统压力、温度、水容积的波动，保证电站安全稳定运 压器©2013，国核大 AP1000稳压器结 ©2013，国核大 电动©2013，国核大 、小装及总装技©2013，国核大 AP1000的堆芯、反应堆压力容器AP1000采用了低硼堆芯设计，提况下的安全余量耗等。AP1000的堆芯采用了西屋的ROBUST组件设计（AP600采©2013，国核大 ——堆芯 个长英尺 ×17矩阵排列 组件构成——100的堆芯设计在偏离泡核沸腾（DN）方面至少有%的余量。——堆芯根 富集度不同沿径向分为3个区，从2.35%~4.8%不等反应堆堆芯具有深度的温度负反——堆芯设计采用18个 循环周期，容量因子为93%， 区均卸料燃耗高达60000MWd/t©2013，国核大

非能动安全系©2013，国核大

堆芯损坏的堆内滞留©2013，国核大

©2013，国核大 Passivecorecoolingsystem非能动堆芯冷却系统在反应堆冷却剂系统不同位置上出现不同尺寸口 和破裂的情况下对核电厂进行保护非能动安全注入和反应堆冷却剂补:堆芯 Core 安注 安全壳内换料 堆内非能动长期循非能动余热排 PassiveResidualHeatRemoval(PRHR非能动余热排出热交换器PassiveResidualHeatRemovalHeat (PRHRHX)安全壳内换料 箱多级非能动自动降压系统©2013，国核大 Passivecorecoolingsystem Core

堆芯补在正常补水系 ©2013，国核大

•In-containmentrefuelingwater 长期的安注水由 ©2013，国核大 Passivecorecoolingsystem(非能动安全注长期的注射水有安全壳换料（IRWST）依靠重力提供。通常，IRWST由阀与反应堆冷却剂系统（RCS）。被设计成正常大气压，故在安©2013，国核大 Passivecorecoolingsystem(非能动余热排出PassiveResidualHeatRemoval 容量的管束组成。它连到PCS构成一个自然循环回路。该回路由阀门将其和RCS。这些阀门正常运行时处于关闭状态，只要当丧失电源或仪控保护系统 为PRHR