AP1000核电站总体介绍课件

/AP1000总体介绍

AP1000核电站总体介绍目录概述核电厂的布置核岛系统常规岛系统仪控系统电气系统海阳核电主体工程进展AP1000核电站总体介绍1.概述

AP1000是美国西屋公司设计开发的双环路1000MW级压水堆。AP1000在传统压水堆核电技术的基础上，采用“非能动”的安全系统，使其安全性、经济性有了显著提高。

AP1000核电站总体介绍1.概述AP1000的总结构图AP1000核电站总体介绍1.概述1.1安全评审情况西屋公司美国核管会（NRC）02年3月标准设计证书申请包括：DCD,PRA等受理申请，开始评审04年9月确认AP600有关的试验和分析程序可以用于AP1000设计预认证审查最终安全评价报告最终设计批准书标准设计证书审查验证接受评审700多个问题04年9月获得最终设计批准书获得标准设计证书02年7月05年12月AP1000核电站总体介绍1.概述1.2设计理念NSSS:基本采用二代技术,部分设备升级,少量系统优化;安全技术:不放弃但不依赖已有的安全技术和设备，尽量采用全新的非能动技术以提高整个电站的安全性。（例如，柴油发电系统、厂用水系统、正常余热导出系统、辅助给水系统，等等）AP1000核电站总体介绍1.概述1.2.1安全系统设计理念

安全系统非能动化简化安全系统配置减少安全支持系统减少安全级设备及抗震厂房提高可操作性将人为制造的安全条件让位于由自然规律形成的本质安全降低维修要求AP1000核电站总体介绍1.概述1.3主要特点描述安全性提高反应堆堆芯损坏频率显著降低大量放射性释放频率显著降低成熟性设计系统的优化厂房、设备布置简化系统、设备、厂房等物项减少技术的进步全厂数字化仪控模块化设计，制造AP1000核电站总体介绍1.3主要特点(安全性提高)非能动安全系统要点四路安全注射:1.堆芯补充水箱(70.8M3×2)2.安全注射箱(56.6M3×2)3.内置换料水箱(2092M3)4.RPV被淹没后的地坑水三路防止RCS超压:1.自动卸压阀第1、2、3级2.自动卸压阀第4级3.RPV顶盖放气 两路自然循环冷却:1.RCS→PRHS→IRWST→RCS2.IRWST(蒸发)→CV(传导＋对流)→大气AP1000核电站总体介绍反应堆堆芯损坏频率显著降低

1.3主要特点(安全性提高)AP1000核电站总体介绍第二代和AP1000核电站系统和设备布置的比较AP1000核电站总体介绍1.3主要特点(成熟性设计)成熟性设计反应堆和反应堆冷却剂系统设计采用成熟技术非能动技术，经过大量试验、计算和验证NRC于2005年12月30日向西屋公司颁发了AP－1000标准设计的“标准设计证书”AP1000核电站总体介绍1.3主要特点(简化)模块化设计，建造结构模块(二种)设备模块(三种)提高安装质量，缩短建设工期AP1000核电站总体介绍结构模块设备模块AP1000核电站总体介绍模块化设计，建造AP1000核电站总体介绍1.4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(净)1117MWe电厂可利用率93%大量早期释放频率5.94×10-81/ry堆芯熔化频率5.08×10-71/rySG堵管裕量10％换料周期18个月AP1000核电站总体介绍2.电厂布置

发电生产设施由5个主要的厂房结构组成: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。这些厂房结构中的每一个均建筑在各自单独的筏基上。核岛由安全壳厂房、屏蔽厂房和核辅助厂房组成,三部分被建造在同一筏基上。AP1000核电站总体介绍2.电厂布置海阳核电主厂区总平面布置图AP1000核电站总体介绍2.电厂布置安全壳厂房安全壳厂房是安全壳容器以及该容器内所含的所有结构；功能是在假想的设计基准事故以后包容气载放射性的释放以及在正常运行期间为反应堆堆芯和冷却剂系统提供屏蔽,其本身也是非能动安全壳冷却系统的组成部分；位于安全壳厂房内的主要系统是反应堆冷却剂系统、安全相关系统。AP1000核电站总体介绍2.电厂布置屏蔽厂房屏蔽厂房是环绕安全壳容器的结构和环形区域。在正常运行/事故状态期间,屏蔽厂房与安全壳厂房的内部结构为安全壳内的反应堆冷却剂系统和所有其它放射性系统和部件提供所要求的屏蔽保护。屏蔽厂房也为安全壳提供所要求的外部人为或非人为的撞击保护。屏蔽厂房是非能动安全壳冷却系统中整体的一部分。AP1000核电站总体介绍2.电厂布置辅助厂房辅助厂房的基本功能是为位于安全壳厂房外的安全相关抗震Ⅰ类机械和电气设备提供保护和隔离。辅助厂房也为设置在厂房内的放射性设备和管道提供屏蔽。位于辅助厂房内的最重要的设备和系统有:主控室、仪控系统、电气系统、燃料吊装区、燃料厂房、乏燃料水池、机械设备区、安全壳贯穿区和主蒸汽、给水阀门隔间。辅助厂房通过附属厂房中的人员、设备闸门与安全壳厂房相连21AP1000核电站总体介绍2.电厂布置附属厂房

在附属厂房内不含有安全相关设备；提供了通往发电设施的主要人员出入口；包括了用于控制人员出入辐射控制区的保健物理设施；非1E级交流和直流电源系统、辅助柴油发电机及其燃油供应、其它电气设备、技术支持中心和各种暖通空调系统以及用于维护辐射控制区设备的热机械车间。AP1000核电站总体介绍2.电厂布置放射性废物厂房

放射性废物厂房内不含安全相关设施。包括了各类废料在处理前的隔离储存设施、移动式废物系统的处理设施和将经处理的废物贮存装入输送和处置容器的设施。AP1000核电站总体介绍2.电厂布置汽轮机厂房

汽轮机厂房内不含安全相关设备。汽轮机厂房内安装了主汽轮机、发电机和相关的流体和电气系统。它为主汽轮发电机部件的搁置和维修提供全天候的保护。汽轮机厂房内同样还安装了补给水净化系统。属于核岛的12个非安全相关系统也布置在汽轮机厂房内。AP1000核电站总体介绍2.电厂布置柴油发电机厂房柴油发电机厂房内也没有安全相关设备。柴油发电机厂房内装备了2台柴油发电机，防火墙耐火能力可以达3小时。AP1000核电站总体介绍3.核岛系统3.1反应堆冷却剂系统3.2非能动安全系统3.3辅助系统AP1000核电站总体介绍3.1反应堆冷却剂系统系统描述有两条环路；每条环路由一条热段主管道和两条冷段主管道、一台蒸汽发生器以及与之直接相连的两台反应堆冷却剂屏蔽泵组成。RCS还包括一台反应堆压力容器、一台稳压器、自动卸压系统和反应堆压力容器顶盖放气系统；所有设备都布置在反应堆安全壳内。AP1000核电站总体介绍3.1反应堆冷却剂系统1，2，3级自动卸压阀4级自动卸压阀AP1000核电站总体介绍3.1反应堆冷却剂系统

同M310堆型相比，由于两环路布置减少了一个环路，同时由于主泵直接焊接在蒸汽发生器底部而减少了主泵入口管道，AP1000主回路布置得到大幅简化，降低了安全壳内部设备的布置难度。除此之外，AP1000反应堆冷却剂系统应用了LBB设计准则，其设计理念更为先进。简化了主回路的支撑设计，不仅有利于在役检查，而且有利于防止大LOCA事故的发生。AP1000核电站总体介绍3.1反应堆冷却剂系统堆芯和燃料

AP1000堆芯有157个燃料组件，堆芯活性区高度为4.267米(14英尺)：堆芯围筒代替堆芯围板，避免了堆芯围板螺栓松动脱落，并且降低中子泄漏，提高了中子的经济性。利用固定式堆内探测器代替可移动探测器，实现堆芯功率分布的在线监测，并且消除了压力壳底部可移动探测器的贯穿件，降低了在严重事故情况下压力壳下封头失效的概率。堆芯设置棒价值比较低的灰控制棒，功率调节和负荷跟踪采用机械补偿运行，取消硼回系统，大大减少了调硼产生的废水量。AP1000核电站总体介绍堆芯和燃料燃料组件

AP1000堆芯采用的燃料（左图），是基于RFA燃料组件和RFA-2燃料组件，并经改进的AP1000燃料，它包括了在抗腐蚀、燃耗性能、抗异物、机械稳定性、热工水力性能和核性能等方面的所有改进。

AP1000燃料许可证的最大组件燃耗可达60GWD/tU（法马通的AFA3G燃料许可证的最大组件燃耗为52GWD/tU）。允许的组件最大燃耗越深，可达到的平均卸料燃耗也越深，燃料循环的经济性也就越好。AP1000核电站总体介绍堆芯和燃料燃料管理AP1000堆芯平衡燃料循环采用如下的策略和技术:

堆芯燃料采用低泄漏装载方式(LLLP)

轴向设置低富集度区采用IFBA可燃毒物，用于展平堆芯功率分布和燃耗反应性补偿AP1000核电站总体介绍3.1反应堆冷却剂系统压力容器压力容器由圆柱形筒体和半球形下封头、可移动法兰连接的上封头组成。压力容器属于A级，因此它的设计和建造都满足ASMECode,SectionIII,Class1要求。为减少照射脆化的影响，限制了对铜、镍和磷的使用量AP1000核电站总体介绍3.1反应堆冷却剂系统AP1000M310总高度（含CRDM管座）13.94mm13.21mm设计压力172bar.a172bar.a设计温度343℃343℃工作压力155bar.a155bar.a出口温度321.1℃327℃入口温度280.7℃292℃总流量68000m3/h71000m3/h上封头贯穿件数量69＋4261＋4下封头贯穿件数量050出，入接管数量2/43/3安注接管数量20筒体内径3987.8mm3990mmAP1000核电站总体介绍3.1反应堆冷却剂系统蒸汽发生器AP1000的蒸汽发生器是带干燥器的立式、U型管结构蒸汽发生器传热管和管道上部分隔盘使用耐腐蚀性能很好的合金因科镍690，改善了材料可焊性、腐蚀性、机械性等性能。AP1000核电站总体介绍3.1反应堆冷却剂系统AP1000M310总高度22.3mm20.8mm换热面积11500m25430m2二次侧泥渣收集器有无一次侧设计压力172bar.a172bar.a二次侧设计压力82.5bar.g85bar.g换热功率1707.5MWT969MWT蒸汽流量943.7kg/s538kg/s传热管数100254474传热管外径17.475mm19.05mm传热管壁厚1.016mm1.09mm传热管布置三角型方型AP1000核电站总体介绍3.1反应堆冷却剂系统主泵AP1000冷却剂泵是具有高惯性、高可靠性、低维护、高度密封；与蒸汽发生器的两个出口管嘴分别直接相连；为立式离心式屏蔽泵，可以承受整个系统的压力，能承受超基准工况。泵自身还装有振动监控系统，提供高振动警报。AP1000核电站总体介绍3.1反应堆冷却剂系统AP1000M310类型屏蔽泵轴封泵总高6.77m8m额定功率5.15MW6.5MW额定流量17880m3/h23790m3/h扬程11.1bar9.7barAP1000核电站总体介绍3.1反应堆冷却剂系统主泵

AP1000采用屏蔽式主泵。相对于传统的轴封式主泵，屏蔽式主泵在维持反应堆冷却剂系统压力边界完整性方面具有独到的技术优势，能够显著减少减少核电站LOCA事件发生频率。屏蔽式泵是一种高可靠性的泵，其维修间隔可以达到20年AP1000核电站总体介绍3.1反应堆冷却剂系统稳压器立式、圆筒状的容器，上下封头为半球形。采用低合金钢制造，内表面镀以奥氏体不锈钢。AP1000的稳压器体积比普通稳压器大40%左右，相应的瞬态能力增强，减少安全卸压阀的使用。AP1000核电站总体介绍3.1反应堆冷却剂系统主管道冷却剂系统管道由两个相同的主冷却环路构成，包括与压力容器、蒸汽发生器和冷却剂泵相连的冷却剂管道冷端、热端，还包括与冷却剂环路管道和主要设备连接的管道管路的材料是奥氏体不锈钢。每个环路的两个冷端是完全相同的（除测量仪器和小的连接管线），并采用大弯曲半径弯管使得管路流动阻力降低。AP1000核电站总体介绍3.1反应堆冷却剂系统主管道相对与M310机组，AP1000主管道设计在安全方面有两个较突出的优点，即：稳压器波动管的布置更加合理，有利于减少影响主管道寿命的热分层现象。简化了主回路的支撑设计，不仅有利于在役检查，而且有利于防止大LOCA事故的发生。AP1000核电站总体介绍3.2非能动安全系统非能动安全系统非能动安全注射系统非能动主控制室应急可居留系统非能动安全壳冷却系统安全壳氢气控制系统非能动余热排出系统AP1000核电站总体介绍3.2非能动安全系统非能动余热排出系统

非能动余热排出系统，可在电厂事故工况下以及反应堆正常余热排出系统失效时，靠自然循环，由余热排出系统的热交换器将堆芯衰变热带走。该系统主要设备是非能动余热排出热交换器和相连的管道、阀门。热交换器布置在换料水箱内，换料水箱作为中间热阱。换料水箱内水吸收衰变热达到饱和温度需要几个小时，如全部水沸腾带走热量，其水量足够数天冷却之用，而且水蒸气进入安全壳冷凝后仍可回收利用。这样，操作人员有足够的时间采取恢复行动。AP1000核电站总体介绍AP1000核电站总体介绍3.2非能动安全系统非能动安全注射系统（PSIS）非能动安全注射系统的功能：在事故情况（包括失去反应堆冷却剂）下，给反应堆应急注水，冷却堆芯。非能动安全注射系统组成：2只堆芯补水箱每只容积为70.8m3

，内装3400ppm的含硼水2只安全注射箱每只容积为56.6m3，内装2600ppm的含硼水1只内置换料水箱容积为2092m3，内装2600－2900ppm的含硼水

以及相连的阀门和管道

AP1000核电站总体介绍AP1000核电站总体介绍AP1000核电站总体介绍1）堆芯补水箱是非能动安全注射系统四个水源之一，堆芯补水箱执行高压安全注射功能，在LOCA事故时，能在较长时间间隔内向堆芯注入较大的安注流量。2）在发生不包括LOCA事故的情况下，当正常补水系统不可用或不足时，堆芯补水箱为反应堆冷却剂系统提供紧急补水和硼化。3）堆芯补水箱位置高于反应堆和反应堆冷却剂系统。在事故情况下，根据驱动信号自动打开下泄注射管的气动阀，依靠位差产生的重力向反应堆注水，冷却堆芯堆芯补水箱非能动安全注射系统（PSIS）AP1000核电站总体介绍非能动安全注射系统（PSIS）1）安全注射箱是非能动安全注射系统四个水源之一。安全注射箱执行中压安全注射功能，在LOCA事故时，能在有限的几分钟时间间隔内向堆芯注射十分大的安注流量。

2）在事故情况下，反应堆冷却剂系统压下降到低于安注箱的氮气压力（50大气压）时，两只串连的止回阀开启，硼水靠氮气压力注入反应堆冷却剂系统。安全注射箱AP1000核电站总体介绍非能动安全注射系统（PSIS）1）内置换料水箱是非能动安全注射系统四个水源之一。内置换料水箱执行低压安全注射功能，在LOCA事故时，能在很长时间间向堆芯注射较小的安注流量。2）内置换料水箱位置高于反应堆和反应堆冷却剂系统。在事故情况下，根据驱动信号自动打开爆破阀，依靠位差产生的重力向反应堆注水，冷却堆芯内置换料水箱AP1000核电站总体介绍非能动安全注射系统（PSIS）●淹没的安全壳是非能动安全注射系统第四个水源，而且是堆芯冷却的长期水源。●当换料水箱的液位达到低-低液位时，与之相连的爆破阀和相关阀门自动打开，安全壳内的水经再循环滤网进入反应堆，冷却堆芯。●当安全壳内的水温达到饱和温度时，产生的蒸汽由安全壳的壁面冷却。凝水沿钢壳内壁向下流，回安全壳底部，进行再循环，实现反应堆长期冷却堆芯的目的。

AP1000核电站总体介绍3.2非能动安全系统非能动安全壳冷却系统(PCS)

在事故情况下，导出安全壳内的热量，使钢安全壳内的温度和压力不超过设计值。

非能动的安全壳冷凝系统在发生冷却剂失流事故(LOCA)和蒸汽管道破裂(MSLB)事故的情况下导出安全壳内空气的热量，同时它还为其他导致安全壳压力和温度大幅升高的设计基准事故提供安全相关的最终热阱。

AP1000核电站总体介绍

非能动安全壳冷却包括两过程：●安全壳内的蒸汽由安全壳的内壁面冷却，凝水流回安全壳底部，实现反应堆的再循环冷却；●安全壳的外壁面由安全壳冷却水箱的分配装置在安全壳穹顶和圆柱筒体形成均匀水膜，以及自然对流的空气冷却安全壳，反应堆余热最终经安全壳屏蔽厂房的空气出口排入大气。●在事故后的72小时内，系统的运行不需要任何干预，运行人员不必调节冷却水流量，也不必补水。3.2非能动安全系统AP1000核电站总体介绍3.2非能动安全系统主控室应急可居留系统（VES）:为主控室人员提供呼吸用的空气；保持主控室相对正压，防止污染空气进入；设计基准事故后为电厂中必须保持其功能的设备提供非能动冷却。AP1000核电站总体介绍3.2非能动安全系统预防，缓解严重事故的措施除上述非能动安全设施外，将熔融堆芯滞留在压力容器内(IVR)是APl000非能动AP1000核电站采用的一项重要的对付严重事故策略。它保证第二道屏障－压力容器不被熔穿，避免了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。AP1000核电站总体介绍3.2非能动安全系统IVR

在发生堆芯熔化的严重事故情况下，堆腔淹没系统将水注入堆腔，淹没堆腔的水，从金属保温层低部的入水口进入压力容器和金属保温层之间的夹缝，从外部冷却反应堆压力容器，有效地冷却堆芯熔融碎片。AP1000核电站总体介绍3.2非能动安全系统IVR

从外部冷却压力容器的水，吸收热量后，产生泡核沸腾形成两相混合流体，有效地冷却堆芯熔融碎片，使堆芯熔融碎片滞留在压力容器内。

AP1000核电站总体介绍3.3辅助系统AP1000一回路主要的辅助系统有：化学与容积控制系统设备冷却水系统常规的余热导出系统安全壳循环冷却系统安全壳气体过滤系统设计及功能上与传统的压水堆核岛辅助系统没有本质的区别AP1000核电站总体介绍4常规岛系统4.1二回路热力系统4.2常规岛内布置的核岛系统4.3常规岛主要系统4.4二回路主要系统设备参数4.5AP1000常规岛布置4.6AP1000常规岛特点AP1000核电站总体介绍4.1二回路热力系统AP1000核电站总体介绍

根据西屋提供的初步资料，由核岛设计供货但布置于常规岛厂房中的12个系统，如下所示：

ASS：辅助蒸汽系统

BDS：蒸汽发生器排污系统

CAS：压缩空气仪用空气系统

CCS：设备冷却水系统

DWS：除盐水输送、储存系统

FWS：启动给水系统

FPS：火灾保护系统

PGS：厂用气系统

SWS：服务水系统

VWS：中央冷冻水系统

VYS：热水加热系统

RCP：一回路主冷却剂泵变频装置4.2常规岛内布置的核岛系统AP1000核电站总体介绍

MTS：主汽轮机系统

MSS：主蒸汽系统

CDS：冷凝水系统

FWS：主给水系统

ASS：辅助蒸汽供应系统

CES：冷凝器管道清理系统

CFS：汽轮机厂房化学药品补给系统

CMS：冷凝器空气排放系统

CPS：凝结水净化系统

DTS：除盐水处理系统

GSS：轴封系统4.3二回路主要系统AP1000核电站总体介绍HCS：发电机氢气与二氧化碳系统

HDS：加热器疏水系统

HSS：氢气密封油系统

LOS：主汽轮机与发电机润滑油系统

SSS：次取样系统

TCS：汽轮机厂房循环冷却水系统

TDS：汽轮机厂房通风、排水和溢流系统

TOS：主汽轮机控制与诊断系统

VTS：汽轮机厂房通风系统

ZAS：主发电机系统

ZVS：励磁与电压调节系统4.3二回路主要系统AP1000核电站总体介绍4.4二回路主要系统设备参数汽轮机

型式：单轴四缸六排汽，凝汽式，汽水分离二级再热额定转速：1500r/min

额定工况下主汽门前蒸汽参数：蒸汽压力：5.53MPa(a)

蒸汽温度：270.3℃

蒸汽湿度：0.36%

低压缸排汽湿度:11%

热耗率：9762.8kJ/kW.h

机组额定出力：1259MWeAP1000核电站总体介绍汽水分离再热器

汽水分离再热器型式：卧式、一级分离、两级再热额定工况下：汽轮机高压缸排汽流量 5188t/h

汽轮机高压缸排汽压力 0.971MPa(a)

汽轮机高压缸排汽湿度 12.2%

汽轮机高压缸排汽温度 178.6℃

汽水分离再热器出口蒸汽压力0.932MPa(a)

再热蒸汽的出口温度 258.9℃4.4二回路主要系统设备参数AP1000核电站总体介绍发电机最大连续出力：1300MWe级功率因数：0.9

短路比：0.59

额定电压：24kV

额定转速：1500r/min

极数：4

频率：50Hz

绝缘等级(定子绕组、转子绕组)F

冷却方式及介质定子绕组：水转子绕组：氢定子铁芯：氢效率：99%

励磁：机端励磁变静态励磁4.4二回路主要系统设备参数AP1000核电站总体介绍

AP1000常规岛部分具有系统简化的特点。但系统简化往往影响机组热效率和运行的经济性。

AP1000系统简化表现在以下几个方面:设置3台电动给水泵，采用6级抽汽,1级高加回热系统疏水逐级自流,没设疏水泵。汽机旁排系统容量为40%凝结水精处理量为33%

与其它机组相比，AP1000的主蒸汽参数较低，会对汽轮机组的设计产生一定的影响。4.5AP1000常规岛特点AP1000核电站总体介绍5电气系统5.1厂外供电系统

5.2厂用供电系统

5.3电气主设备配置AP1000核电站总体介绍5.1厂外供电系统

由于AP1000采用的是非能动安全系统，故厂外供电系统无安全方面的要求，该系统仅向机组提供