AP1000基础教材培训

API000基础教材

目录

第一章AP1000的设计特点和主要参数1

第一节概述......................................1

第二节API000的设计特点........................2

第三节相对于AP600,AP1000设计中作的改进......5

第四节AP1000的主要技术数据....................6

第五节AP1000构筑物、部件和系统分级...........13

第二章AP1000反应堆堆芯和燃料16

第一节概述.....................................16

第二节核设计...................................18

第三节热工水力设计............................29

第四节堆芯燃料管理............................38

第五节API000燃料.............................46

第三章反应堆冷却剂系统(RCS)53

第一节反应堆冷却剂系统的功能...................53

第二节系统描述.................................55

第三节系统运行.................................57

第四章AP1000安全系统61

第一节非能动余热排出系统(PRHRS)........................61

第二节非能动安全注射系统(PSIS).............................65

第三节非能动安全壳冷却系统(PCS)..........................69

第四节可居留系统...............................73

第五节安全壳氢气控制系统(VLS)..............................79

第六节非能动安全壳pH控制.....................83

第七节非能动安全壳裂变产物去除系统.............84

第八节自动卸压系统(ADS).........................................88

第九节安全壳隔离系统(CIV).......................................91

第五章核辅助系统94

第一节化学和容积控制系统(CVS)..............................94

第二节正常余热排出系统(RNS)..................................99

第三节设备冷却水系统(CCS)....................................102

第四节厂用水系统(SWS)...........................................105

第五节核取样系统(PSS).............................................107

第六节启动给水系统(FWS).......................................109

第七节乏燃料池冷却系统（SFS）.................................112

第八节燃料操作与换料系统（FHS）............................115

第九节安全壳泄漏率试验系统（VUS）.......................119

第六章三废系统121

第一节放射性废液系统（WLS）...................................121

第二节放射性废气系统（WGS）...................................125

第三节放射性废固系统（WSS）...................................127

第七章AP1000的主要设备及其特征131

第一节反应堆压力容器..........................131

第二节蒸汽发生器功能和技术特点...............133

第三节反应堆冷却剂屏蔽电动泵（CMP）...................134

第四节稳压器..................................137

第五节堆内构件................................139

第六节非能动余热排出热交换器（PRHRHX）.............141

第七节爆破阀..................................143

第八节其他设备................................146

第八章核电厂的布置149

第一节概述....................................149

第二节核岛主厂房..............................151

第三节汽轮机厂房..............................155

第九章模块化技术156

第一节模块化建造.............................157

第二节模块化设计.............................160

第三节AP600和API000模块化设计进展..........161

第十章AP1000的技术经济特性163

第一节先进核电厂共同的技术经济性能...........164

第二节设计简化................................167

第三节模块化建造技术..........................168

第四节燃料循环经济............................169

附件AlAP600与AP1000研发的背景与过程171

Al.lAP600和AP1000的研究开发情况....................171

A1.2AP600和API000的试验验证情况....................172

A1.3可用于AP1000的分析程序..........................174

A1.4美国核电项目的一步审批法.........................175

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API000的设计特点和主要参数

第一节概述

API000在传统成熟的压水堆核电技术的基础上，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。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

时在经济上具有较强的竞争力。

西屋公司于2002年3月28日向美国核管会（NRC）提交AP1000

标准设计的“设计认证书”（DC）申请，该申请包括API000设计控制

文件、PSA报告等。NRC于2002年7月25日受理该申请，并据联邦

法规10CFRPart52及相关法规、严重事故政策等进行了审评，于2004

年9月正式发布了“最终安全评价报告（FSER）”。2004年9月23日，

西屋公司获得了NRC关于AP1000的最终设计认可（FDA）,并于2005

年12月获得NRC的“设计证书”。

第二节AP1000的设计特点

1.安全性：

堆芯损坏频率小于2.41X10，堆年（满功率内部事件），大量放射性

释放概率小于1.95X10』/堆年（满功率内部事件）。

由于采用非能动安全系统，发生事故时，操作员在72小时内可不

必采取任何手动动作，在72小时以外，也仅需要少量的厂外援助，大

大减少由于操作中的人因错误，引发更严重的核电站事故的可能性。

在发生堆芯熔化事故时，换料水箱的水可以非能动地注入堆腔，从

压力容器外有效地冷却堆芯熔融物，使堆芯熔融物滞留在压力容器内

（IVR）,并保证压力容器不被熔穿，避免堆芯熔融物和混凝土底板发

生反应，使放射性向环境释放的概率降到最低。

安全系统设计采用加压气体的贮能、地球重力、自然循环以及自然

对流等自然驱动力；不使用泵、风机或柴油发电机等能动部件；可以

在没有交流电源、设备冷却水、厂用水以及供暖、通风与空调（HVAC）

等安全级支持系统的条件下，保证核电厂在事故情况下处于安全状态。

对安全系统在事故情况下，所要求的操纵员动作次数和复杂程度都降

到了最低限度，采取的方法是尽量取消操纵员的动作而不是将其设计

成自动化。

2.成熟性：

API000与现有二代压水堆核电技术的区别是安全系统采用了非能

动技术，西屋电气公司为此做过大量试验、计算和验证工作（见附件

Al.kA1.2、A1.3）,这些试验结果已全部被美国核管会（NRC）接受，

认为是可信的，满足成熟性的要求。

反应堆和反应堆冷却剂系统设计采用成熟技术。但API000屏蔽泵

功率比现有屏蔽泵产品（三台大型屏蔽泵的平均值）增加一倍，属于

首次设计和工程应用的原型泵。对于API000所用的屏蔽泵应特别关注

以下几方面的问题：第一，功率提高带来定子绕组发热量增加以及电

机冷却问题；第二，推力轴承比压和平均线速度问题；第三，屏蔽泵

与蒸汽发生器作为整体结构可能带来的问题，如泵壳与接管的焊接，

抗震相关问题等。屏蔽泵制造厂美国EMD公司基本技术是成熟、可信

的，但上述问题需在优化设计过程中得到解决。

2

3.经济性

由于AP1000安全系统采用非能动的理念，安全系统配置简化、安

全支持系统减少、安全级设备和抗震厂房减少、IE级应急柴油机系统

和很多能动设备被取消，以及大宗材料需求明显降低。AP1000的安全

系统及其设备数量得到大量的减少，它的阀门、管道、电缆、泵、控

制装置、抗震厂房总量上分别减少了50%、80%、85%、35%、70%

和45%,再加上模块化设计和建造新技术的应用，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、工期缩短以及运

行方便、维修简单等一系列效应。从长远观点来看，API000不仅安全

性能得到显著提高，而且建造和长期运行费用也得到明显降低，在经

济上将具有较强的竞争力。这种优势在后续的API000建造中将会越来

越明显。

4.具体的设计特点

(1)简化系统设计，提高可操作性，减少部件数量和降低相关维修要求

等。特别是，由于安全系统的技术规范大大简化，从而降低了监督要

求；

(2)选用技术成熟的部件和标准化的部件，在保证高可靠性下，尽可能

简化了维修工作和培训要求；

(3)电厂布置设计上保证了有足够大的检查和维修工作空间；

(4)采用使工作人员受辐照剂量合理可行尽量低(ALARA)的原则；

(5)一体化保护系统、先进控制室、分布式逻辑机柜、多路传输以及光

导纤维通信等技术的采用，大大减少了电缆、电缆桥架和电缆管的使

用量；

(6)优先考虑了环境因素；从以下几方面考虑公众、核电厂工作人员的

安全以及对环境的影响：

1)运行过程中尽可能降低放射性释放率；

2)制定了工作人员辐射目标，并予以实现；

3)尽可能减少放射性废物总量；

4)尽可能减少其它非放射性危险废物量。

⑺核电厂顶层设计特点：

1)净电功率N1117MWe,热功率为3415MWt；

3

2）10%的蒸汽发生器管子堵塞，以及热段温度321c的情况下，也

能达到额定运行功率；

3）堆芯设计合理，堆芯功率参数运行余量在15%以上；

4）缩短建造时间（从业主订货至投入商业运行只需5年时间），建

造工期为3年；

5）无需建造原型堆，因为采用的是成熟技术；

6）主要安全系统采用非能动型.，这些系统在事故发生72小时内都

无需操纵员干预，并且能在没有交流电源的情况下仍能在相当

长一段时间内保证堆芯和安全壳冷却；

7）预计堆芯损坏频率（CDF）为5.08x10-7/堆年，远低于1x10-5/

堆年的要求值，并且大量放射性释放频率（LRF）为5.94x10-8/堆

年，也比规定的1x10-6/堆年小；

8）标准化电厂设计可适用于美国和其他国家已确定的厂址；

9）职业辐照剂量将低于0.7人・Sv/年；

10）堆芯设计成18个月燃料循环周期；

11）可在17天以内完成停堆换料；

12）电厂设计寿命为60年，期间不需要更换反应堆压力容器；

13）考虑了强迫停堆和计划停堆以后，电厂总体可利用率可达93%

以上，非计划停堆目标数小于1次/年；

14）反应堆冷却剂系统直径大于15.24cm的管道设计和主蒸汽管道

设计采用先漏后破（LBB）原则；

⑸设计基准地震地面水平加速度为0.3g；

16）改进保安设计，所有安全停堆设备均设于安全性更强的钢筋混

凝土核岛厂房内；

17）符合美国核电用户要求文件（URD）的要求；

⑻使堆芯熔融物滞留在压力容器内（IVR）内，这样大大减少了

评价因压力容器熔穿的严重事故现象而导致安全壳失效和放射

性物质泄漏到环境过程的不确定因素；

19）堆芯顶部以下不再设置反应堆压力容器贯穿件，这就减少了反

应堆容器泄漏导致冷却剂丧失事故的可能性，而压力容器泄漏

可能会导致堆芯裸露。

4

第三节相对于AP600,AP1000设计中作的改进

根据PRA分析结果，相对于AP600,在AP1000设计中作了如下

七项改进：

(1)两只安全壳再循环电动阀(和爆破阀串联)由常闭阀改为常开阀。

这两只安全壳再循环电动阀支持安全壳再循环冷却堆芯；为了使堆芯

熔融物滞留在压力容器内(IVR),也支持安全壳内置换料水箱(IRWST)

向堆腔注水。这样可以降低电动阀的开启故障模式对堆芯损坏频率

(CDF)和大量放射性释放频率(LRF)的贡献。

(2)改进IRWST向堆腔注水的操作程序，使操纵员有更长时间来成功

地使IRWST向堆腔注水。

(3)改进IVR的热传导。因为API000的堆芯功率比AP600大，实现

IVR时热负荷增加，为此改变反应堆压力容器外部和反应堆压力容器

热屏之间的流道，提高冷却流体的流速，增加反应堆压力容器外部的

临界热通量限值。

(4)设计一个低硼堆芯，降低ATWS电站风险(增加反应性负温度系

数)。

(5)改进IRWST排气。AP1000堆芯较大，在严重事故情况下可能产

生更多的氢气，IRWST排气位置应该远离钢安全壳，以避免氢燃爆对

安全壳完整性的影响。

(6)增加第三个非能动安全壳冷却水箱排放阀(采用与气动阀不同的

多样性的电动阀)。由于AP1000的堆芯功率增加，降低了每MW堆芯

功率的安全壳的表面积，在长期(大于一天)安全壳热量导出时，可

能在没有非能动安全壳表面冷却水系统情况下，单靠空气对流不足以

带走热量，因此增加第三个非能动安全壳冷却排放阀，提高了非能动

安全壳冷却水箱排水的可靠性。

(7)降低再循环管路爆破阀可能的故障。为了降低共因故障，两组再

循环管路爆破阀(每组有一只安全壳再循环低压爆破阀和一只高压爆

破阀)分属于不同的共因故障组。

5

第四节AP1000的主要技术数据

1.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0.3g电厂效率（净）32.7%

速度）

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5.08X10〃1/ry

核蒸汽供应系统功率3415MWt大量早期释放频5.94XIO-81/ry

率

2.蒸汽供应系统

主蒸汽管路数2额定工况下的蒸汽流量1888.7kg

/sec

冷却剂环路数蒸汽压力（限流器出口，5.61Mpa

冷段4零堵管）

热段2蒸汽温度（限流器出口，271℃

零堵管）

蒸汽最大湿度0.30%

额定功率下反应堆冷却给水温度226.7℃

剂系统水体积（包括稳272m3

压器水体积）

3.应堆冷却剂系统

最佳估计流量2X35772m3/hr冷却剂温度：

热工设计流量2X34055m3/hr反应堆入口

280.7℃

最大测量流量2X34699m3/hr反应堆出口

J17乙1•J1.℃

机械设计流量2X37203m3/hr额定功率下平均温度

300.9℃

零功率下平均温度

热段内径78.7cm291.7℃

冷段内径55.9cm反应堆堆芯平均升温42.6℃

反应堆运行压力15.41MPa

6

4.反应堆堆芯

活性区高度4.267m第一堆芯富集度2.35/3.4/4.45Wt%

燃料组件数157燃料循环长度18月

堆芯等效直径3.04m加料富集度（平均）4.5714Wt%

堆芯传热面积5268m2平均卸料燃耗50GWD/tU

燃料装量84.5tU燃料包壳材料ZIRLO™

平均燃料功率密40.2kW/kgU包壳厚度0.57mm

度

平均燃料功率密109.7kW/l燃料棒外径9.5mm

度（体积）

平均燃料线发热18.7kW/m可热毒物吸收体IFBA+WABA

率

总热流密度热管2.6控制棒数目,黑棒/53/16

因子灰棒

焰升热管因子1.65每个控制棒组件24

的吸收棒数

燃料组件类型API000控制棒吸收体材

料：

燃料组件总长4795mm黑棒银-锢-镉

燃料棒排列17x17（正方）灰棒银-钢-镉/304SS

结构格架数10驱动机构磁力提升

中间搅混格架数4提棒速率114.3cm/min

燃料棒数/组件264可溶中子吸收体硼

燃料材料烧结的UO2

7

5.反应堆压力容器

设计压力17.13Mpa下封头壁厚152.4mm

（最小）

设计温度343.3℃顶盖法兰外径4.78m

筒体内径3.99m顶盖密封螺栓45个

数量

不锈钢堆焊层高度5.59mm压力容器总高12.2m

筒体壁厚203mm容器材料基材碳钢，堆焊层

不锈钢

6.蒸汽发生器

型号△-125型，直总传热面积11,477m2

立,U-管

数量2传热管数10025

设计压力（一17.13MPa传热管外/内17.48/15.4mm

次侧）直径

设计压力（二8.17MPa赞巨（三角形）24.89mm

次侧）

设计温度（一343.3℃传热管材料Inconel690-TT

次侧）

设计温度（二315.6℃总高22.5m

次侧）

7.蒸汽安全阀

每条管路安全6每条管路总释放能力（10%超压下）1050.8

阀数kg/sec

8.气动大气释放阀

每条蒸汽管路1每台阀门最小排量8.8kg/sec

阀门数

每台阀门最大128.5kg/sec

排量

8

9.反应堆冷却剂泵

类型屏蔽电机扬程111.3m

数量4转速1800rpm

泵名乂功率5.22MW转子最小转动惯量668.3kg/m2

设计压力17.13MPa设备冷却水需要量136.3m3/hr

设计温度343.3℃总高6.69m

设计流量17,886m3/hr总重83.7t

10.稳压器

总体积59.47m3

水体积（满功电加热功率：1600kW

28.32m3

率）总电功率370kW

1230kW

17.13MPa控制组

设计压力/温度

/360.0℃备用组

喷淋能力159.0m3/hr

内径2.29m总高15.42m

11.稳压器安全阀

数量2整定压力17.13MPa±0.17

Mpa

要求最小泄压94.50kg/sec流体饱和蒸汽

能力

12.内层安全壳

圆筒形立式钢

类型设计压力0.504MPa

安全壳

材料SA738,B级设计外压力0.20bar

直径/高度39.624/65.634m设计温度149℃

自由容积56634m3设计泄漏率0.1体积%/天

9

13.压力容器顶盖放气系统

设计压力17.13MPa放气管线直径25.4mm

设计温度343.3℃放气能力（假设单一故障，反3.72kg/sec

远距离控制4应堆冷却剂系统压力为

阀数8.62MPa,a）

14.非能动余热排出系统热交换器

数量1设计流量：

类型直立C型管管侧2.28X

105kg/hr

传热率5.89X104kW壳侧/

流体：反应堆冷却剂入口/出297.2/92.8℃

口温度

管侧反应堆冷却剂换料水箱水温度48.9℃

壳侧换料水箱水管侧设计压力17.1MPa

管材Alloy690管侧设计温度343.3℃

15.堆芯补水箱

数量2设计压力17.1MPa

类型直立、圆筒形设计温度343.3℃

体积70.8m3材料碳钢，堆焊不锈

钢

16.安注箱

数量2设计压力5.52MPa

类型球形箱设计温度148.9℃

体积56.0m3材料碳钢，堆焊不锈

钢

10

17.安全壳内换料水箱

数量1类型带有不锈钢复面

设计压力0.034MPa的安全壳内部结

构

设计温度65.6℃最小水体积2092m3

18.电源系统

主变压器：低压母线系统数10

备用柴油发电机

额定电压组数2

厂址有关/24kV备用柴油机组额

额定容量1250MVA定功率4MW

柴油发电机母线

系统数2

辅助变压器：备用柴油发电机

额定电压24/6.9kV电压6900V

额定容量70MVA直流配电系统数10

直流电压125V

启动变压器：厂址有关/6.9蓄电池母线系统

额定电压kV数10

额定容量70MVA蓄电池母线125V

中压母线数6

11

19.汽轮机

汽轮机数/每个反1汽轮机类型单轴,6排

应堆汽,1372mm的末

每台汽轮机缸数1高压/3低压级叶轮

汽轮机转速1500（对高压缸入口压力/5.5MPa/271℃

50Hz）rpm温度

20.发电机

类型三相，同步发电电压24kV

机

额定功率1250MVA频率60/50Hz

有功功率1200MWe

12

第五节AP1000构筑物、部件和系统分级

1.抗震分类

核电厂构筑物、系统和部件（以下称为“物项”）的抗地震等级划

分为三类：抗震I类（C-D,抗震n类（C-II）和非抗震类（NS）o

抗震I类物项属于安全相关物项，它既要执行安全相关功能又要保

证其完整性。

抗震II类物项仅要求保证其完整性。

非抗震类物项是不属于抗震I类或II类的物项。在安全停堆期间，

当靠近安全相关物项的非抗震类物项失效时，可能导致安全相关物项

的功能丧失，则应将该非抗震类物项定为抗震II类。

2.AP1000构筑物、部件和系统分级

为了设备分级的目的，将构筑物、系统和部件（以下称为“物项”）

划分为A、B、C、D、E、F、L、P、R或W级。对于机械设备，A、

B、C级等同于ANS安全1、2和3级。对于电气设备，C级等同于1E

级。设备A、B、C级的物项或抗震1类是基本部分，设备D级是非安

全相关级。设备E、F、L、P、R和W级是与不同的工业规范和标准

有关的非安全相关级。

（1）设备A级

设备A级是安全相关级，等同于ANS安全1级。反应堆冷却剂系

统压力边界（包括必需的隔离阀和机械支承）属于设备A级。设备A

级要求最严格的完整性和最低的泄漏率。

对应于设备A级的物项属于抗震1类，其使用的规范和标准与NRC

质量A组，10CFR50附录B和ASME规范第III卷1级设备的导则相

一致。

⑵设备B级

设备B级是安全相关级，等同于ANS安全2级。在设计基准事故

后，它限制安全壳释放放射性物质的泄漏率。

对应于设备B级的物项属于抗震I类，其使用的规范和标准与NRC

质量B组，10CFR附录B和ASME规范第HI卷，2级或MC级设备

的导则相一致。ASME规范第III卷NE分卷适用于安全壳和防护管道。

13

⑶设备C级

设备C级是安全相关级，等同于ANS安全3级。它执行减轻设计

基准事故和其它设计基准事件的安全相关功能。

对应于设备C级的物项属于抗震I类,其使用的规范和标准与NRC

质量C组，10CFR50附录B和ASME规范第III卷，3级设备的导则

相一致。

(4)设备D级

设备D级是对采购、检验或监测方面有附加要求的非安全相关级。

对包容放射性的D级物项，由保守分析已证明因设计基准事件引起的

失效不会导致超过10CFR20规定的正常厂外剂量。此准则与RG1.26

中D级定义相一致。

为防止非能动系统不必要的动作，而需要投入的非安全级物项及其

支持物项可定为D级。

(5)其它设备级别

E、F、L、P、R和W级设备是非安全相关级，它们不属于上述设

备级别的物项；它们不执行安全相关功能；它们不包容足够的放射性

物质(它的释放可能会导致超过放射性限值)。

对于E、F、L、P、R和W级的物项没有特殊的质量保证要求，可按

工业标准进行设计。

E级一适用于下列各级别中涉及的没有专用工业标准或级别的非安

全相关的构筑物、系统和部件。

F级一适用于防火系统。遵守美国国家防火协会规范：ANSIB31.K

AWWA(美国给水工程协会)、API(美国石油研究所)、Underwriters实验

室(UL)和其它使用的规范。在某些情况下防火系统被设计成API000

设备C级。

L级一适用于换热，通风和空调系统。遵守SMACNA-1985标准。

部件也可按AMCA和ASHRAE标准采购。

P级一适用于管道暖通系统设备。遵守美国国家管道暖通规范。

R级一适用于用来包容、清洁或排除放射性污染空气的空气净化装

置和部件。遵守ASME509规范。当使用10CFR50附录B质量保证时

可等同于C级。

W级一适用于给水工程。遵守美国给水工程协会导则，无专用的质

量保证要求。

14

API000构筑物、部件和系统分级与其他标准要求的比较见后表

1.5.-1O

表1.5-1安全分级要求的比较

AP10RG1.29RG1.26

00ANS地震设计要ASME规NRC

分级设备安全求范，第III卷IEEE质量分组

(1)分级(2)(3)分级(4)要求(5)

ASC-1I1A

BSC-2I2B

CSC-3I31EC

DNNSD

其他NNS

注：1.其他包括E,F,L,P,R,和W级

2.NNS表示非安全级

15

第二章

API000反应堆堆芯和燃料

第一节概述

反应堆堆芯和燃料是API000反应堆系统的重要组成部分。在满足

所有设计和安全准则的条件下，反应堆堆芯和燃料的首要功能，是作

为核蒸汽供应系统产生蒸汽的主要热源。反应堆堆芯和燃料主要包括，

燃料组件，可燃毒物吸收体组件（对初始堆芯用分裂式的可燃毒物吸

收体组件和一体化的硼化错可燃毒物吸收体，从第二燃料循环开始，

仅用与燃料一体化的硼化错可燃毒物吸收体）,棒束控制组件（RCCA）,

灰棒束组件（GRCA）,中子源组件和阻力塞组件。

API000堆芯有157个燃料高度为4.267m（14英寸），不同富集度的

燃料组件，这些燃料组件通过堆内构件的支撑，按要求布置在反应堆

内。反应堆堆内构件还具有导流作用，它使反应堆冷却剂从燃料组件

的底部流经燃料棒，带走燃料棒中产生的热量。在15.5Mpa的正常运

行压力下，反应堆冷却剂和慢化剂是轻水。

API000燃料组件有264根燃料棒，按17x17正方形排列。燃料组

件的中心有一根用于堆内测量仪表的仪表管。燃料组件的其余24个位

置有导向管，这些导向管与燃料组件的上管座和下管座相连接，组成

燃料棒的支撑结构。棒束控制组件（RCCA）和灰棒控制组件（GRCA）,

用于API000的机械反应性控制。RCCA用于停堆和温度反应性控制以

及轴向偏移控制。GRCA具有较小吸收体价值，它用于堆芯运行中的

负荷跟踪调节。在AP1000堆芯设计中，RCCA和GRCA在堆芯的位

置，在每一个燃料循环中是不变的。在反应堆启动过程中，AP1000堆

芯设计将使用初级中子源和次级中子源，为堆外中子探测器提供足够

的记数率水平，保证堆外核测系统在源量程范围内可对堆芯临界状态

进行有效监督。阻力塞组件的应用，是为了减少流入没有堆芯相关组

件的导向管的旁通流量。

如上面所述，堆芯和燃料的首要功能是反应堆系统的热源。在满足

所有设计和安全准则的条件下，API000反应堆堆芯产生3400MW的

热功率（核蒸汽供应系统的热功率是3415MW）,反应堆冷却剂经过堆

芯后，冷却剂的温度将增加42.6。（3。

16

上部堆内构件，提供堆芯和控制棒的对准，使控制棒易于插人堆芯。

因此，反应堆堆芯的另一功能是，在正常运行和事故条件下，与反应

性控制和控制棒系统一起，提供反应堆安全停堆。燃料的另一功能是

为裂变产物的释放，提供第一道屏障。

17

第二节核设计

1.堆芯燃料装载方式

API000有2种初始堆芯的燃料装载设计。一种是传统的基本初始

堆芯燃料装载方式，采用3种富集度的燃料组件，较低富集度的二种

燃料组件装在堆芯内区，较高富集度的燃料组件布置在堆芯边缘。另

一种是先进的初始堆芯燃料装载，堆芯采用6区燃料（即6种富集度

的燃料组件）装载，较高富集度的燃料布置在堆芯内区，较低富集度

的燃料布置在堆芯外区，最低富集度的燃料放在堆芯边缘。这样的燃

料装载方式,使初始堆芯能够模拟18个月平衡循环堆芯的反应性分布，

提高堆芯的中子经济性。

换料堆芯采用低泄漏燃料装载，换料添加的新燃料布置在堆芯内

区，经过一次或二次循环的燃料放在堆芯的外区。初始堆芯和换料堆

芯设计的循环长度以及循环燃耗约为18个月和21000MWD/MTU。为

满足确定的燃料循环长度以及循环燃耗的要求，在堆芯循环初必须装

入足够的后备反应性。这种反应性是通过冷却剂中的可溶硼、可燃毒

物和控制棒来控制的。

API000的初始堆芯和换料堆芯都需要可燃毒物，通过可燃毒物的

数量和在堆芯的布置，得到要求的堆芯功率分布和负的慢化剂温度系

数。详细可参见本章“堆芯燃料管理”。

2.功率分布

反应堆堆芯功率分布是堆芯功率能力和保证堆芯安全的重要因素。

堆芯功率分布以及峰值线功率密度（PLPD）,必须保证在正常运行和

任何预计运行事件下满足偏离泡核沸腾设计基准，并且不造成燃料中

心熔化。同时，在任何正常运行条件下也不使燃料的峰值线功率密度

超过安全允许的限制值。API000堆芯功率分布的设计和控制都满足这

些要求。

（1）径向功率分布

满功率条件下径向功率分布，与燃料组件、可燃毒物和控制棒的布

置以及燃料的燃耗分布有关。在燃料循环的任何时候，根据功率分布

的特点，满功率条件下的堆芯径向区段可以分为有棒和无棒二种。这

18

二种堆芯径向区段再考虑堆芯的燃耗效应，可以确定满功率时堆芯可

能出现的径向功率分布。在AP1000堆芯的功率分布计算中，还考虑了

功率水平、氤、彩和慢化剂密度对径向功率分布的影响，但结果表明

它们的影响是比较小的。冷却剂流量分布的不均匀性对径向功率分布

的影响可以忽略。由于堆芯热管(通道)的位置在运行中是变化的，

因此，在DNB计算中确定并采用一个参考径向功率分布。这个参考径

向功率分布能够包络可能出现的分布，使堆芯安全评价结果是保守的。

(2)组件功率分布

堆芯热管周围的功率分布在运行中也是变化的。在DNB分析中，

对热管所在的组件内假设一个平坦的组件功率分布，它的热管功率被

人为地提高到径向功率分布的设计限值戒.。事实上，在燃料循环和运

行中不会出现达到设计限值门■的平坦组件功率分布，因此这是保守的

假设。

(3)轴向功率分布

影响轴向功率形状的各种因素，包括反应堆功率水平、控制棒、慢

化剂密度效应、燃料多普勒效应、债和燃耗的空间分布以及燃料富集

度和可燃毒物吸收体的轴向分布等。最重要的是控制棒在堆芯的插入

位置对功率分布的影响，API000采用常轴向偏移控制。

在API000核设计中，在线监测系统(BEACON-DMM)可通过固

定式堆内探测器，根据需要为操纵员提供详细的径向和轴向功率分布

信息。堆外4个长电离室提供的反映堆芯轴向上、下功率差的通量差

(△I)及其目标值，将主要用作轴向功率形状控制的依据。测量得到

的AI还将用于对超温(OTATDNB)保护和超功率(OPAT)保护修

正。

(4)燃料密实化引起的局部功率峰因子

堆芯燃料在运行中，由于辐照产生的密实化，使燃料芯块在轴向和

径向发生收缩。收缩的芯块在燃料包壳中，或向下掉落或被卡，并在

芯块间形成间隙。这种间隙的大小和在轴向的位置是随机变化的。密

实化引起的间隙将使周围的燃料棒出现局部功率峰。由于局部功率峰

与轴向位置有关，所以用局部功率峰因子S(Z)来考虑它对堆芯总的功

率峰因子的影响。先进的西屋公司的压水堆燃料，已经基本消除了密

实化效应对反应堆设计和运行的影响，因此取S(Zhl.0o

(5)极限功率分布

19

根据美国国家标准学会（ANSI）关于核电厂工况分类标准，工况I

是指核电厂正常运行和运行瞬态。任何工况I事件将由核电厂参数的额

定值与要求手动或自动保护动作的对应参数值间的裕量所包容。工况1

是核电厂事故的初始条件，因此工况I事件将影响事故的后果。堆芯功

率分布对事故后果有重要影响，稳态功率分布作为初始条件，每个事

故分析都以保守的最不利的功率分布，即极限功率分布为基础。因此

稳态功率分布的设计和控制，要保证极限功率分布满足堆芯性能和安

全要求。

AP1000设置了BEACONTM-DMM在线堆芯监测系统，该系统根据

当时堆芯的条件，评价极限功率分布的后果以及运行空间。在线堆芯

监测系统的评价是在当时的功率水平、僦分布、MSHIM或A0（轴向

偏移）棒组插入和燃耗的条件下，考虑了不适当的操纵员操作或控制

棒动作产生的极限功率分布。因此，这将保证稳态运行时可能出现的

最坏或极限功率分布，已在事故（工况n,in和IV）分析的初始功率

分布中考虑。在线评价时计算得到的功率峰因子，由于方法的不确定

性增加5%以及工程热管因子增加3%o与极限功率分布的包络计算相

比，在线堆芯监测系统的连续监测可以消除包络计算中的保守性。

在线监测系统停运情况下，操纵员将基于预先进行的包络分析和由

计算确定的功率分布控制和负荷跟踪程序，进行极限功率分布的控制。

因此对AP1000,在线堆芯监测系统不是反应堆运行必要的因素。在包

络分析和计算时应考虑对轴向和径向功率分布重要影响的因素，如负

荷跟踪、降功率运行和轴向氤瞬态等。计算中包括燃料和慢化剂温度

反馈效应，但不考虑流量再分配的影响。分析了数千种工况以保证极

限功率分布有很好的包络性。在线监测系统停运情况下，在正常运行

中必须遵守功率分布控制和负荷跟踪程序，确保极限功率分布作为最

不利的初始值已被事故分析所考虑。对API000堆芯，堆功率为

3400MW时平均线功率密度为187.6W/cm。考虑了不确定性后，极限

功率分布归一化的局部功率密度上限值是26在101%额定功率时的

对应峰值线功率密度为492.0W/cmo

为了确定关于功率和功率分布的保护整定值，需要考虑三类事件，

即失控提棒事故；由于操纵员操作错误引起的AO和/或MSHIM棒组

位置超过插入极限，使反应堆离开正常运行区域；以及由于硼化或硼

稀释等原因，使堆芯功率分布超过限制值。这里所讨论的三类事件，

20

根据ANSI关于核电厂工况分类标准，属于n类工况事件。这些事件

引起的异常功率和功率分布，不是正常运行的极限功率分布。异常功

率和功率分布，用于确定关于功率和功率分布的保护整定值，而正常

运行的极限功率分布，用作事故分析的初始条件。

在正常运行条件下，也可能出现局部功率密度超过事故分析假设的

初始条件的情况。此时如果不造成燃料的损坏，仅将发出报警，操纵

员根据操作程序使堆芯回到安全状态。

3.负荷跟踪和功率调节

堆芯控制的主要目标是同时实现堆芯反应性和功率分布的控制。在

压水堆（PWR）设计中，一般是通过控制棒的自动调节或手动操作以及

通过化容控制系统（CVCS）手动调节反应堆冷却剂的硼浓度（化学补

偿），实现反应性和轴向功率分布的控制。在AP1000设计中，提出了一

种新的机械补偿（MSHIM）堆芯控制策略。API000设计采用的机械

补偿（MSHIM）策略，仅依靠控制棒就可完成核电厂的负荷跟踪和功

率调节。冷却剂硼浓度的调节仅用于补偿燃料燃耗和维持M控制棒组

所要求的堆芯插入深度。大的硼浓度变化仅限制在起、停堆情况。在

整个功率运行范围和燃料循环的大多数时间内，通过机械补偿进行负

荷跟踪以及反应堆功率水平和功率分布的调节和控制，不需要调节冷

却剂中的可溶硼浓度。

（1）机械补偿（MSHIM）策略

为了使MSH1M系统满足API000设计的负荷跟踪和功率调节能力

的要求，设计二个独立控制棒组，轴向偏移控制棒组（AO棒组）和冷

却剂温度/反应性控制的M棒组（AO棒组和M控制棒组在堆芯的布置

见图2.2』），分别用于不同的控制功能。AO棒组用于轴向功率分布的

控制，它独立于其它的控制功能要求。AO棒组设计有足够的控制棒价

值，随着棒组提升或下插，使轴向功率偏移单调地变大或变小。因此

通过控制棒系统，可以独立地调节AO棒组在堆芯的插入深度，在整

个功率运行范围内使轴向功率分布儿乎保持一个不变的轴向偏移

（CAOC）oM控制棒组由MA、MB、MC、MD、Ml和M2组成，其中

MA、MB、MC和MD是灰棒组，Ml和M2是黑棒组。在机械补偿运

行策略中，M控制棒组按预设的功率温度控制程序，进行冷却剂温度/

反应性的控制。

负荷跟踪运行中轴向偏移（AO）控制的AO目标值，是基本负荷运

21

行的目标值，该目标值不超过8%至10%。为了在循环寿期的大部分时

间内,负荷跟踪不通过调硼并能补偿瞬态反应性效应，需要设置小价值

控制棒组(即灰棒组)，MA、MB、MC和MD。

(2)负荷跟踪运行

M棒组中各控制棒组间必须有适当的重叠，当它们在堆芯提升或插

入时的反应性变化就像单组棒移动的一样。为使AO棒组能有效控制

轴向功率分布，小的棒组移动对AO就有足够的影响，因此AO棒组

必须有较高的控制棒价值。API000设计采用的是常轴向偏移控制

(CAOC)策略，在基本负荷运行时AO棒组使轴向偏移(AO)控制

至预先设定的AO目标值(TAOBASE)O

在负荷跟踪运行以前，M棒组的二个灰控制棒组(例如MA+MB)将

全插入堆芯，M棒组和AO棒组稍稍插入堆信。M棒组的初始插入深

度，将能够补偿功率调节过程中出现的正或负的反应性变化。在负荷

跟踪前和负荷跟踪过程中，AO值控制在比基本负荷运行时的目标值

(TAOBASE)更负约8%,这是为了满足在正、负二个方向的轴向偏移

的控制能力，保证功率峰因子不超过设计限值。对像18个月那样的长

燃料循环期运行，一般在循环期末，出现双峰状轴向功率分布。负荷

跟踪中控制棒的插入，可使轴向偏移和功率峰因子产生显著的变化。

由于MSHIM系统对轴向偏移能够维持非常好控制，消除了负荷跟踪

运行中的功率峰因子可能超过设计限值的担心。对AP1000堆芯各种负

荷跟踪需求分析表明，在没有调硼情况下MSH1M堆芯控制策略，在

循环期的大部分时间内(85%-95%的循环期)能够满足负荷跟踪的要

求。

22

RPNMLKJHGFEDCBA

180

1

2SDMCSD

3M2SDSDM2

4MBAOMlAO

5M2SDSDSDSDM2

6SDAOMAMDAOSD

7SDSDSDSDSDSD

890MCMlMDAOMDMlMC270

9SDSDSDSDSDSD

10SDAOMAMDMAAOSD

11M2SDSDSDSDM2

12AOMlAOMB

13M2SDSDM2

14SDMCSD

15

0

棒组控制棒棒束数

MA（MSHIM灰棒组A）

MB（MSHIM灰棒组B）■4I灰棒

MC（MSHIM灰棒组C）4.位置

MD（MSHIM灰棒组D）■

Ml（MSHIM黑棒组1）4

M2（MSHIM黑棒组2）8

AO（A.O.控制棒组）9

SD1（停堆棒组1）8

SD2（停堆棒组2）8

SD3（停堆棒组3）8