AP1000非能动核电站技术简介

第三代压水堆核电站AP1000非能动核电站,技术简介,AP1000非能动核电厂,AP1000核电站三维模型,AP1000开发情况,1、1985年西屋公司开始了非能动先进压水堆AP600的开发研究工作，对非能动安全系统进行了大量的试验研究，对西屋公司原有的设计和安全分析程序进行了改造，开发了适用于非能动先进压水堆设计和安全分析程序，前后共化了13年的时间，于1998年9月3日NRC颁布了AP600最终设计批准书。化费了1300人年，完成了12,000份设计文件，耗资近6个亿美元。2、西屋公司在已开发的非能动先进压水堆AP600的基础上，于1999年12月启动了AP1000的研究开发工作，历时5年开发了AP1000。,AP1000安全审评情况,1、西屋公司于2002年3月28日向美国核管会提交了AP1000标准设计的“标准设计证书”申请，该申请包括AP1000设计控制文件、概率安全分析报告等。2、美国核管会于2002年7月25受理该申请，据联邦法规10CFRPart52及对付严重事故等相关法规，在独立审查和独立进行部分试验的基础上，完成AP1000设计的“预认证审查”，确认AP600有关的试验和分析程序可以用于AP1000设计。3、美国核管会对AP1000设计的审查先后共提出了700多个问题，经独立审查和验证完成了对AP1000设计的“最终安全评价报告”，于2004年9月正式发布了“最终安全评价报告”。4、2004年9月23日，西屋公司获得了NRC关于AP1000的“最终设计批准书”。5、根据美国有关法律举行听证会后，NRC于2005年12月30日向西屋公司颁发了AP1000标准设计的“标准设计证书”。,AP1000设计目标,1、在600MWe的基础上提高电厂的功率以降低成本；2、在核电站批量建造后，建造成本降到$900-1000/千瓦，以获得在美国电力市场的竞争能力；3、保持AP600的目标和设计细节；4、在AP600开发研究的成果“框架”内增加功率/容量；5、保持“成熟设备”的可信度；6、保持成本估计,建造进度和模块化建造等方面的原有基础；7、保持AP600的安全执照许可证基础；8、满足美国核安全管理委员会对“先进的非能动安全系统核电厂”的要求；9、接受AP600政策质询。,AP1000设计变化,相对于AP600，AP1000的设计作了如下变化：1、增加反应堆堆芯长度和燃料组件数目；2、增加NSSS主要部件的尺寸；3、增加反应堆压力容器的高度；4、采用125型蒸汽发生器,类似于ANO（ArkansasNuclearOne)核电厂更换的蒸汽发生器；5、采用多台屏蔽式反应堆冷却剂泵-屏蔽电动泵(带调频装置)；6、比较大的稳压器；7、增加安全壳的高度；8、增加部分非能动安全系统设备的容量；9、增加常规岛的尺寸以提高功率。,AP1000的设计理念,在传统成熟的压水堆核电技术的基础上，安全系统“非能动化”。“非能动化安全系统”利用自然物理现象（重力、蒸发、冷凝、自然循环、自然对流等）以及气体蓄能驱动流体流动，带走堆芯余热和安全壳的热量，不需要外部能源。非能动设计理念已有实际应用，技术是成熟的。非能动设计理念的引入，使核电站的设计发生了根本的变化：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、运行和维修简化等一系列效应，最终使AP1000在安全性能显著提高的同时，经济上也具有较强的竞争力预防和缓解事故和严重事故的操作简化；系统配置简化，安全支持系统减少，安全级设备和抗震厂房大幅减少，安全等级和质保等级降低，应急动力电源和很多动力设备被取消，大宗材料需求明显降低；安全性能显著提高；,AP1000主要特点-简化,事故运行简化大大降低人因错误在发生事故之后，至少在72小时内，操作员不必采取手动动作；在72小时以外，仅需要操纵员简单的动作和少量的厂外援助；在严重事故情况下，安全壳特性满足厂外放射性剂量限值的要求，至少72小时内，不需要厂外应急援助；在72小时以外，仅需少量的厂外援助；,AP1000主要特点-简化系统、设备、厂房等物项减少降低电厂建造成本,设备、厂房数量比较,AP1000主要特点-简化厂房、设备布置简化缩短建造周期,第二代核电站的安全系统是能动系统，它包括数量较多的泵、安全阀门以及相应的管道，应急柴油机，换料水箱，安全级支持系统（通风系统、设备冷却水系统）等组成。大部分设备都布置在安全壳外（由红框表示）。第三代AP1000核电站的安全系统是非能动系统，它仅由5只水箱以及相关的安全阀门和管道组成。全部设备都布置在安全壳内。,AP1000主要特点-简化第二代和AP1000核电站系统和设备布置的比较,AP1000的安全性能反应堆堆芯损坏频率显著降低-保护业主投资,AP1000的安全性能大量放射性释放频率显著降低-保护业主投资,AP1000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)。AP1000堆芯以Doel4和Tihangle4堆芯为参考并作了如下改进：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堆芯和燃料,AP1000堆芯采用的燃料（左图），是基于RFA燃料组件(RobustFuelAssembly)和RFA-2燃料组件(RobustFuelAssembly-2)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堆芯燃料管理首炉堆芯燃料装载,AP1000提出了传统的堆芯三区装载和先进燃料装载二种首炉堆芯的燃料装载方式:堆芯三区燃料装载方式首炉堆芯采用三种235U富集度燃料的三区装载方式（对应左图中的黄、绿和红色的三区富集度分别为4.45、3.4和2.35w/o，这是传统的首炉堆芯装载方式。从图中看到，最高富集度的燃料（黄色），装在堆芯周遍，较低富集度的二种燃料（红、绿）按棋盘式布置在堆芯内区。由于最高富集度的燃料装在堆芯外区，中子泄漏大，因此中子经济性差，但功率分布的控制比较容易。采用IFBA和硼玻璃作可燃毒物,AP1000堆芯燃料管理首炉堆芯燃料装载,先进燃料装载方式AP1000燃料管理对首炉堆芯，推荐采用先进的堆芯燃料装载技术。先进燃料装载技术的主要特点有：堆芯采用六区燃料装载方式，按富集度从低到高。六区燃料分别为A,B,C,D、E和F。从左图中看到，较低富集度的燃料A,C,D装在堆芯的周边，较高富集度的燃料E，F和较低富集度的燃料B装在内区，这是模拟换料堆芯的低泄漏装载，以提高中子的经济性。采用WABA和IFBA作为可燃毒物,AP1000堆芯燃料管理首炉堆芯燃料装载,先进燃料装载方式（续）D，E和F区的燃料棒二端各有203.2mm的低富集度区,以提高燃料的有效利用。此外，E和F高富集度区燃料组件内的燃料棒有4种不同富集度，以展平组件内功率分布。作为例子，左图为E区燃料组件内4种富集度燃料棒和可燃毒物在组件内的布置。由于先进燃料装载技术以及用WABA可燃毒物代替硼玻璃，与传统的三区装载方式相比,首炉堆芯的燃料成本将节约6%。,AP1000堆芯燃料管理平衡循环,AP1000堆芯平衡燃料循环采用如下的策略和技术:长周期高燃耗的燃料管理策略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堆芯燃料管理平衡循环长周期高燃耗的燃料管理策略,AP1000采用18个月长周期平衡换料,相对年换料制(12个月换料),电厂的可利用率提高约3.5%，并且由于换料次数的减少，降低了电厂运行人员的放射性辐照剂量。AP1000堆芯平均卸料达到50GWD/MTU的高燃耗。目前运行压水堆的平均卸料燃耗一般为33-40GWD/MTU。由于燃料的发电成本随燃耗加深而降低（见左图），所以采用高燃耗管理策略可降低燃料的发电成本，,AP1000堆芯燃料管理平衡循环低泄漏装载方式(LLLP),AP1000每次换料更换64个燃料组件，添加的64个新组件有二种富集度，其中36个组件的富集度为4.95w/o,28个组件的富集度为4.45w/o。采用二种富集度是为了提高燃料的利用效率并得到更好的径向功率分布。堆芯采用低泄漏装载方式，新燃料Z1、Z2（图中的咖啡色和红色）布置在堆芯内区，而经过二个燃料循环的燃料X1和X2（淡红和淡蓝）在堆芯周边。这样的装载方式可以显著降低中子的泄漏，延长循环周期。同时低中子泄漏还可延长压力容器的寿命,AP1000堆芯燃料管理平衡循环轴向设置低富集度区,在燃料棒二端各设置20.32cm长富集度为3.2w/o的低富集度区(黄色),燃料棒中部为4.95或4.45w/o高富集度区(红色)(见左图)以节约235铀的装量，可减少约1.5%的铀矿石和分离功。另外，为了展平轴向的功率分布，另一种燃料棒中部为有可燃毒物的高富集度区（深绿），但二端各设置20.32cm长的低富集度区(黄色),和10.16cm长度无可燃毒物的高富集度区（红色）。,AP1000堆芯燃料管理平衡循环采用IFBA作可燃毒物,IFBA可燃毒物中的主要吸收体是10B，它包含在燃料芯块外侧表面的硼化锆涂层内。IFBA的主要优点，是IFBA在每个循环周期末的剩余反应性惩罚基本为零。钆是另一种被广泛应用的可燃性吸收体，它以氧化钆弥散在燃料芯块中组成一体化的可燃毒物。钆含有多种天然出现的同位素。奇数核同位素是非常强的吸收体，但偶数核的中子吸收能力很小。当偶数核吸收中子后变成奇数核，将产生下一代非常强的吸收体。因此只要钆留在堆内，这一过程将持续，在每个循环产生显著的剩余反应性惩罚，这是钆可燃毒物的主要缺点。在同样的燃料管理策略下钆与IFBA相比，由于钆显著的剩余反应性惩罚，将增加0.08w/o235U的富集度。,AP1000灰棒控制,Ma插入100%Mb插入10%,AP1000灰棒控制,AP1000核蒸汽供应系统,AP1000核蒸汽供应系统包括：1、反应堆基本上与第二代核电站比利时Doel4、Tihange3的相同2、反应堆冷却剂系统采用与第二代核电站“系统80”相同的二环路系统。系统包括：一台反应堆压力容器、一台稳压器和两条冷却剂环路。每一条环路有一台蒸汽发生器、两台主泵、两条冷段主管道和一条热段主管道。3、蒸汽发生器采用125型蒸汽发生器，它是在已有成熟运行经验75型蒸汽发生器基础上的改进，与ANO核电站的蒸汽发生器相似。4、稳压器与第二代核电站的相同5、冷却剂主泵采用屏蔽电动泵,AP1000非能动安全系统,AP1000非能动安全系统包括：1、非能动余热排出系统2、非能动安全注射系统3、非能动安全壳冷却系统4、非能动主控制室应急可居留系统5、安全壳氢气控制系统,AP1000非能动安全系统1、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，自动排出堆芯的余热。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，可大量吸收反应堆内的余热。当换料水箱内的水达到饱和温度时，箱内产生的蒸汽进入反应堆钢安全壳，并由安全壳的壁面冷却，使凝水沿钢壳内壁向下流，回到换料水箱内，继续作为热交换器的冷却介质。钢安全壳外，设有非能动安全壳冷却系统，通过给安全壳外喷水和自然对流的空气带走热量，最后将反应堆的余热排出。,AP1000非能动安全系统1、非能动余热排出系统,非能动余热热交换器驱动信号a.手动驱动；b.蒸汽发生器窄量程水位低信号（95,000lbm43100kg）与启动给水流量低信号（200gpmperSG）相符合；c.蒸汽发生器宽量程水位低信号（55,000lbm25000Kg）；dADS第1、2、3级阀门驱动信号；e堆芯补水箱驱动信号；f.稳压器水位高3信号（80%*）,AP1000非能动安全系统1、非能动余热排出系统,AP1000非能动安全系统1、非能动余热排出系统,AP1000非能动安全系统1、非能动余热排出系统工作原理,插入动画片,AP1000非能动安全系统2、非能动安全注射系统,AP1000非能动安全系统2、非能动安全注射系统,AP1000非能动安全系统2、非能动安全注射系统,1）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。2）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26002900ppm的含硼水以及相连的阀门和管道,AP1000非能动安全系统2、非能动安全注射系统设备布置堆芯补水箱，安安注箱，内置换料水箱和相应的管道、阀门全部布置在安全壳内,AP1000非能动安全系统2、非能动安全注射系统堆芯补水箱,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。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。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,AP1000非能动安全系统2、非能动安全注射系统堆芯补水箱,堆芯补水箱驱动信号a.手动b.稳压器水位低2信号(7.0%*1.0%)c.专设安全系统驱动信号d.ADS第1、2、3级阀门驱动信号,AP1000非能动安全系统2、非能动安全注射系统安全注射箱,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。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。,AP1000非能动安全系统2、非能动安全注射系统内置换料水箱,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。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,AP1000非能动安全系统2、非能动安全注射系统内置换料水箱,安全壳内置换料水箱(IRWST)安注管道阀（爆破阀）驱动信号a.手动驱动；b.ADS第4级阀驱动信号c.RCS环路1和2热段水位低2信号（热段底部内表面3in7.6cm）相符合。,插入动画片,AP1000非能动安全系统2、非能动安全注射系统长期水源,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非能动安全系统2、非能动安全注射系统长期水源,IRWST安全壳再循环阀（爆破阀）驱动信号a.手动驱动；b.ADS第4级阀驱动信号与IRWST水位低3信号（安全壳标高1072）相符合,AP1000非能动安全系统2、非能动安全注射系统长期冷却,插入动画片,AP1000非能动安全系统3、非能动安全壳冷却系统,（1）非能动安全壳冷却系统的功能：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。非能动余热排出系统长时间运行后，换料水箱内的水加热蒸发，在安全壳壁面冷凝，将热量转给大气。钢安全壳的直径为39.624m，高为65.634m,自由容积为56634m3(总容积为?m3）,AP1000非能动安全系统3、非能动安全壳冷却系统,（2）非能动安全壳冷却包括两个过程：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。,AP1000非能动安全系统3、非能动安全壳冷却系统,非能动安全壳冷却驱动信号a.手动驱动；b.安全壳压力高2（8.0psig0.055MPa）,AP1000非能动安全系统3、非能动安全壳冷却系统,插入动画片,AP1000非能动安全系统4、非能动主控制室应急可居留系统,主控制室应急可居留系统能自动启动和非能动地工作，保证主控制室可居留性和限制电厂选定区域内的温度,它可以不依靠厂内和厂外交流电源、操纵员的动作或能动部件。系统执行以下的功能：为主控制室人员提供呼吸用的空气；保持主控制室相对于周围区域有一个正压，防止沾圬的空气进入；在设计基准事故后，利用结构的热容量，为电厂中必须保持其功能的那些设备提供非能动的冷却。,AP1000非能动安全系统4、非能动主控制室应急可居留系统,在主控制室内居住人员最多为11人的情况下，向主控制室供应的设计空气流量为110.48.5标准m3/hr，保持CO2的浓度小于0.5。主控制室应急可居留系统有32只空气储存箱（分成4个机械模块）储存压缩空气，在72小时内可向主控制室供应足够的呼吸用空气。由压缩仪表空气系统的可供呼吸用的空气压缩机为VES空气供应储存箱提供正常的空气补充。,VES空气供应储存箱模块,AP1000非能动安全系统4、非能动主控制室应急可居留系统,当非放射性通风系统不工作时，非能动热阱能在任何72小时内限制主控制室、仪表控制室和直流设备室内的温度上升。非能动热阱主要由这些房间的天花板和墙的混凝土热质量组成。为了增加天花板的吸热能力，设计一种带有金属（散热）片的天花板，它是一种结构模块辅助厂房带金属（散热）板的楼板(见图）。在失去通风系统时，它能将热量很快地传到混凝土墙，使仪表设备室或直流设备室的温度限制在49，主控制室的温度限制在30。,带金属（散热）板的楼板,AP1000非能动安全系统5、安全壳氢气控制系统,安全壳氢气控制系统功能(1)安全相关功能在设计基准LOCA事故后，限制和降低安全壳内的整体氢浓度。(2)非安全相关功能在严重事故后，为防止氢燃烧或爆炸提供纵深防御；在正常运行和设计基准事故后监测安全壳内大气中的氢浓度；在堆芯发生恶化或熔化情况时或之后，采用就地点燃释放的氢气的方法，防止安全壳内的整体氢浓度达到可燃极限。,AP1000非能动安全系统5、安全壳氢气控制系统,安全壳氢气控制系统组成：氢气浓度监测系统、氢气复合子系统和氢气点火子系统组成氢气浓度监测系统有3个监测器氢气复合子系统有2个非能动氢气自动催化复合器氢气点火子系统有64个氢气点火器,AP1000非能动安全系统5、安全壳氢气控制系统,AP1000预防和缓解严重事故的措施,AP1000核电站采用如下的预防和缓解严重事故措施：采用高压设计的接口系统多样性驱动系统反应堆冷却剂系统降压系统安全壳内的非能动余热排出系统非能动堆芯冷却系统非能动安全壳冷却系统安全壳氢气控制系统堆腔淹没系统，使堆芯熔融物保持在压力容器内（IVR）,AP1000预防和缓解严重事故的措施-将熔融堆芯滞留在压力容器内(IVR),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预防和缓解严重事故的措施-将熔融堆芯