中广核AP1000三代核电技术(讲座).ppt

第三代核电技术与AP1000先进核电机组,目录,1、世界和中国核电发展现状，二代核电技术的不足之处。2、什么是第三代核电技术？为什么要引进第三代核电技术？3、AP1000先进核电机组的优越性及其成熟性。4、AP1000的主要技术特点：非能动安全技术、模块化施工和屏蔽电机泵。,1、世界和中国核电发展现状,1.1世界核电发展概况截止2010年6月，全世界共有438台运行中的核电机组（另有5台长期关闭），总装机容量达3.72亿千瓦，有58台建设中的核电机组，总装机容量达5.58亿千瓦。美国有运行核电机组104座、总装机容量1亿千瓦；法国有运行核电机组58座、总装机容量6313万千瓦；日本有运行核电机组54座、总装机容量4682万千瓦。,Note:IntheWorldTotaltherearealso6reactorsinoperationinTaiwan,China.,中国12台,美国104台,法国58台,日本54台,俄罗斯32台,韩国20台,截止2011.1,截止2011.1,中国23台,NUCLEARPOWERPLANTSINFORMATION,中国1.89%,法国75.17%,西欧30%,日本28.89%,美国20.17%,韩国34.79,平均16,1、世界和中国核电发展现状,1.2中国核电发展概况自从我国首座自主设计建造的秦山核电站于1991年12月15日实现首次并网发电以来，目前我国大陆已有12台运行中的核电机组，总装机容量1012万千瓦，在建核电机组23台，总装机容量2445万千瓦。我国核电发展已从起步阶段进入快速发展阶段，从建设第二代核电站发展到建设第三代核电站，从建设沿海核电站发展到考虑建设内陆核电站。,中国大陆运行的核电机组,中国大陆在建的核电机组,1、世界和中国核电发展现状,1.3积极发展核电是我国发展核电的方针2005年10月11日发布的中共中央关于制定国民经济和社会发展第十一个五年规划的建议中，明确提出要“积极发展核电”。2007年10月，国家正式颁布的核电中长期发展规划（20052020年）提出：“到2020年，核电运行装机容量争取达到4000万千瓦；2020年末在建核电容量应保持1800万千瓦左右”。从现在的发展势头来看，这个目标能够达到，肯定超额完成。,1、世界和中国核电发展现状,1.4第二代核电技术在安全上的教训由于第二代核电的设计没有把预防和缓解严重事故作为必须要求有的措施，世界上核电站运行50多年以来发生过两次严重事故：1979年的美国三哩岛核电站的堆芯熔化事故和1986年的前苏联的切尔诺贝利核电站的大量放射性释放到环境的事故。两次事故说明：第二代核电的设计低估了发生严重事故的可能性。因此，第三代核电把设置预防和缓解严重事故作为设计上必须要满足的要求。这是第三代与第二代在安全要求上的根本差别。,2、什么是第三代核电技术？,2.1吸取第二代核电在安全上的教训对核电规模发展提出的新要求：美国用户要求文件（URD）介绍二次核电站严重事故以后，针对公众对核电安全性、经济性的疑虑，美国电力研究院在美国能源部和核管会的支持下，对进一步大力发展核电的可行性进行了研究，认为从已有的经验和技术来说美国能够开发出新一代的核电站，其安全性和经济性可以被公众接受；根据其研究成果制定出了美国用户要求文件（URD），对新建核电站的安全性、经济性和先进性提出了要求。随后，欧洲也出台了欧洲用户要求文件（EUR），表达了与URD文件相同和相似的要求。,为了消除公众对核电安全性、经济性、可靠性和核废物处置方面的疑虑，促进核电发展，八十年代中期开始，美国电力研究所（APRI）在美国核管会（NRC）的支持下，制定了一个能被供应商、投资方、业主、核安全监管当局、用户和公众各方面都能接受的，提高安全性和改善经济性的核电站设计基础文件，即适用于先进轻水堆设计的美国用户要求文件（URD）。,2、什么是第三代核电技术？,URD对新建核电站的主要要求：更大的功率（100-150万千瓦）更高的安全性（向外放射性大量释放概率小于10-6/堆年）更长的寿命（由40年延长至60年）更短的建设周期（48-52个月）更好的经济性（批量化之后大幅度降低造价）,2、什么是第三代核电技术？,URD包括了安全设计要求和性能设计要求。安全设计要求包括：事故预防；燃料设计裕度15%、压力容器最大出口温度摄氏316度、安全停堆地震0.3g、事故后30分钟不干预原则。防堆芯损坏；堆芯损坏几率小于10-5/堆年。事故缓解；氢浓度不超过10%、大量放射性释放几率小于10-6/堆年、事故状况下保持安全壳完整性。,2、什么是第三代核电技术？,性能设计要求包括：电厂性能：设计寿命60年、可以适用24个月换料、燃耗可达60000MWD/tU、燃料棒允许制造损坏1/50000、湿乏燃料组件贮存能力10年加一个堆芯。负荷跟踪能力：可靠性和可利用因子：年可利用因子大于87%、计划大修时间每年小于25天、强迫大修每年小于5天、重大大修每10年小于180天、无重大问题的换料大修可在17天内完成、非计划停堆每年小于一次。,2、什么是第三代核电技术？,2.2什么是第三代核电技术？第三代核电技术是指满足美国用户要求文件（URD）或欧洲用户要求文件（EUR），具有更高安全性的新一代先进核电站技术。它在设计上必须具有预防和缓解严重事故的设施，在经济上能与天然气机组相竞争，并且能在近期（2010年前）进行商用建造。三代核电技术在能源转换系统方面大量采用了二代的成熟技术，但是在安全性方面大大提高。,2、什么是第三代核电技术？,第三代核电技术的特点：1、安全上满足URD文件的要求2、经济上要求能与联合循环的天然气电厂相竞争3、采用非能动安全系统4、单机容量进一步大型化5、采用整体数字化控制系统6、施工建设模块化以缩短工期,2、什么是第三代核电技术？,2.3第三代核电设计的关注点(1)进一步降低堆芯熔化和放射性向环境大量释放的风险，使发生严重事故的概率减小到极至，以消除社会公众的顾虑；(2)进一步减少核废料(特别是强放射性和长寿命核废料)的产量，寻求更佳的核废料处理方案，减少对人员和环境的剂量影响；(3)降低核电站每单位千瓦的造价和缩短建设周期，提高机组热效率和可利用率，提高寿期，以进一步改善其经济性。,2、什么是第三代核电技术？,2.4国际上第三代核电机组的主要机型目前，具有代表性的第三代核电技术有如下6种堆型：ABWR先进沸水堆(美国通用电气公司AP1000先进非能动压水堆（美国西屋公司）EPR欧洲压水堆（法国阿海珐公司）APWR先进压水堆(日本三菱公司)APR1400韩国先进压水堆（韩国电力工程公司）ESBWR经济简化型沸水堆(美国通用电气公司),2、什么是第三代核电技术？,2.5世界核电发达国家进入建设第三代核电机组的新阶段世界上核电发达国家已经开工建设和拟开工建设的核电机组几乎都是第三代的，法国已明确表示不再新建第二代核电站。三代核电是当今国际上核电发展的主流。,2、什么是第三代核电技术？,3、AP1000先进核电机组的优越性,3.1满足我国现行核安全法规的要求国际原子能机构于2000年10月发布新建核电站推荐采用的核安全标准核电厂安全设计。我国国家核安全局参照国际原子能机构的要求制定并于2004年4月18日颁布的核动力厂设计安全规定(HAF102)要求“设计必须以防止或减轻（在无法防止时）由设计基准事故和选定的严重事故引起的辐射照射作为目标”、“除设计基准外，设计中还必须考虑核动力厂在特定的超设计基准事故包括选定的严重事故中的行为”。我国第二代核电站设计不满足现行核安全法规的上述要求。,3.2安全性高是第三代核电技术的主要特点AP1000的堆芯熔化概率和放射性大量释放概率比现有的第二代核电机组大约低2个量级。这充分体现了第三代核电技术的优越性，即一台二代核电机组发生严重事故的风险要相当于100多台第三代核电机组发生严重事故的风险。,3、AP1000先进核电机组的优越性,3、AP1000先进核电机组的优越性,为衡量核电站发生严重事故的风险，通常采用评价以下两种概率：堆芯熔化概率和大量放射性向外释放概率。反应堆堆芯熔化概率从统计概率的观点，一个反应堆在一年的运行期间发生堆芯熔化这一严重事故的可能性（概率）大量放射性向外释放概率从统计概率的观点，一个反应堆在一年的运行期间发生放射性物质大规模向环境释放的可能性（概率）,3、AP1000先进核电机组的优越性,3、AP1000先进核电机组的优越性,3.3第三代核电采取了预防和缓解严重事故的措施第三代核电技术采用了很多严重事故预防和缓解措施，以降低堆芯熔化和大量放射性向外释放的概率，例如：设置堆芯自动快速降压以防止高压熔堆、安全壳冷却和隔离、安全壳内氢复合器控制氢浓度防止爆炸、堆芯熔融物冷却和保持等设施。,3.4AP1000先进核电机组的优越性3.4.1功率大寿命长单机电功率可达125万千瓦，设计寿命60年。,3、AP1000先进核电机组的优越性,3.4.2安全性好AP1000已将预防和缓解严重事故作为设计基准，将其发生的可能性降到极低；完全满足我国现行核安全法规和国际安全标准的要求。,3、AP1000先进核电机组的优越性,3.4.3采用非能动的安全系统在万一发生事故后的三天（72小时）内，可完全依靠自动投入的非能动安全系统保障核电厂的安全，而不需要操纵员干预；非能动安全系统的投入和运行不需要任何交流电源。,3、AP1000先进核电机组的优越性,3.4.4采用简化型设计，俗称“减法”与第二代、二代改进型和能动型的第三代核电站相比系统简化、设备明显減少，有利于降低建造成本和运行维护成本。,3、AP1000先进核电机组的优越性,3.4.5AP1000核电厂可利用率高系统与设备的高可靠性，使得核电厂可利用率不小于93%；采用先进的燃料组件，燃料经济性好；每18-24个月进行一次装换核燃料和必要的维修，运行周期长；换料和维修时间短。,3、AP1000先进核电机组的优越性,3.4.6AP1000核电厂的设计采用了成熟的，经验证的技术，己通过了美国核安全监管当局的独立审查，获得了设计许可证，可以进行商用建造。3.4.7AP1000核电厂的设计将提高安全性和提高经济性很好地统一起来，是创新型的设计。,3、AP1000先进核电机组的优越性,3.4.8经济性好由于AP1000系统简化、设备材料减少，工程量减少，模块化施工、工期缩短，设计寿命长、年利用率高，运行维护费用低，在批量化建造时经济性比较好。,2020年6月5日星期五,3、AP1000先进核电机组的优越性,3.5AP1000核电厂采用成熟的技术:AP1000核电厂采用西屋公司成熟的314型反应堆而略有改进AP1000核电厂反应堆冷却剂系统的设备都是在已有运行实践基础上选用或改进设计的，都是成熟的设备和部件AP1000非能动安全系统和设备均采用了成熟的技术。AP1000非能动安全系统已通过美国核监管委员会的独立核算、试验验证和审查批准。,3、AP1000先进核电机组的优越性,3.5.1AP1000核电厂采用西屋公司成熟的314型反应堆而略有改进，是同一型号在不同建设时期的改良，属于“翻版加改进”性质。314型反应堆己有两台在在比利时（Doel4，Tihange3）运行，具有二十年以上的运行经验。,3、AP1000先进核电机组的优越性,AP1000的反应堆堆芯与Doel4和Tihange3反应堆一样，采用157组西屋公司的14英尺长核燃料组件。,西屋电气公司14英尺长核燃料组件,3、AP1000先进核电机组的优越性,3.5.2AP1000核电厂反应堆冷却剂系统的设备都是在已有运行实践基础上选用或改进设计的，都是成熟的设备和部件。,3、AP1000先进核电机组的优越性,3.5.3AP1000首次采用免维修的大型屏蔽电机泵作为反应堆冷却剂循环泵，由于没有轴封而提高了反应堆系统的安全可靠性；屏蔽电机泵直接倒置于蒸汽发生器的底部，简化了系统。,3、AP1000先进核电机组的优越性,3.5.4AP1000非能动安全系统和设备均采用了成熟的技术（1）AP1000非能动安全系统采用了成熟的技术专设的核安全系统和设施，在电站运行时一般只是“站岗放哨”的“保卫部门”，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要看是否已经过充分的论证和试验验证，鉴定合格，并经政府主管部门和核安全当局批准。而不是看它陪伴着核动力发电系统运行了多长时间。,3、AP1000先进核电机组的优越性,（2）AP1000非能动安全系统的设备采用了成熟技术AP1000非能动安全系统的设备，如：水箱、管道、直流电动阀门、换热器等设备和部件的设计和制造均建立在同类型常规设备成熟技术的基础上，基本上无新的技术挑战。为反应堆事故时自动降压所采用的大口（335.6mm）爆破阀虽第一次用于大型压水堆核电厂，但爆破阀本身的设计制造技术是成熟的，它早已在国内外航天、航空领域得到广泛的、成功的应用，而且在先进沸水堆设计中也得到应用。因此，爆破阀设计、制造和维护技术均为经过大量工程验证的成熟技术。,3、AP1000先进核电机组的优越性,3.5.5AP1000非能动安全系统已通过美国核监管委员会的独立核算、试验验证和审查批准（1）经美国国会授权，负责对美国核监管委员会（NRC）的工作进行独立审核的美国反应堆安全咨询委员会就美国核监管委员会对AP1000的审查进行了独立的审核。2004年7月完成了审核工作，其结论是“AP1000的设计是坚实的，它可以建造和运行，不会对公众的健康和安全带来过度风险。”,3、AP1000先进核电机组的优越性,（2）AP1000的标准设计，包括非能动安全系统的设计巳于2004年9月23日通过美国核监管委员会的最终审查，颁发了最终设计批准书和最终安全评价报告。（3）AP1000标准设计按照美国的法律，通过了公众听证。2005年12月美国核监管委员会向西屋电气公司颁发了AP1000标准设计的“设计证书”。,3、AP1000先进核电机组的优越性,4、AP1000的主要技术特点,2020年6月5日星期五,AP1000主要设计参数,堆芯物理和热工设计主要技术特点,堆芯物理设计在堆芯构造、设计准则、分析方法以及T保护值的确定等方面采用了PWR堆芯设计的成熟技术。堆芯由157个14英尺的燃料组件构成，名义热功率为3400MWt。组件最大燃耗62000MWd/tU停堆裕量(1600pcm)满足限值要求最大可控反应性引入率小于限值平均线功率密度187.3W/cm换料次临界深度要求Keff0.95由氙引起的功率震荡可控保证功率反应性负反馈特性,堆芯物理和热工设计主要技术特点,反应性控制由化学调节、控制棒、离散型可燃毒物和一体化可燃毒物完成。灰棒(MA、MB、MC、MD)补偿负荷变化引起的反应性变化。调节棒（M1、M2）控制功率水平和温度，AO棒控制轴向偏移。停堆棒（SD1、SD2、SD3、SD4）与其他所有控制棒一起保证停堆裕量。采用先进的堆芯DNBR和LPD在线监测系统。,堆芯物理和热工设计主要技术特点,初始堆芯和平衡循环各有两种燃料管理方案选择，在技术上有很大的灵活性。初始堆芯：基本换料方案：采用传统的高泄漏堆芯布置，有三种不同富集度，换料周期为18个月(510EFPD)；先进换料方案：采用低泄漏堆芯布置，有六种不同富集度，换料周期为16.5个月(465EFPD)。平衡循环堆芯：18个月换料循环，每次装入64个新燃料组件；16个月和20个月交替换料循环，16个月时装入57个新燃料组件；20个月时装入72个新燃料组件，交替使用不同富集度的燃料。,堆芯物理和热工设计主要技术特点,热工水力设计基本上保持了传统PWR堆芯设计的思路，遵循传统PWR的设计理念，采用相同的物理模型（传热、搅混、入口流量分配不均匀等），采用改进的热工水力设计方法（RTDP），仍然采用超温T和超功率T保护，燃料组件使用的临界热流密度公式：WRB-2M。以双95%设计准则为DNB分析依据:在I、II类工况下，堆芯中极限燃料棒至少在95%的置信水平上有95%的概率不发生偏离泡核沸腾。在设计中确保满足燃料温度准则：在I、II类工况下，具有峰值线功率的燃料棒在95%的置信水平上有95%的概率不会超过UO2的熔化温度（2800）。旁通流量的设计值(5.9%)。功率分布峰值因子焓升因子确保在I、II类工况下不发生流动不稳定性。,堆芯物理和热工设计主要技术特点,运行方式较为复杂，但具备不调硼负荷跟随能力。AP1000不仅在80寿期内可以进行昼夜负荷跟踪，还能在负荷跟踪过程中保持硼浓度不变（即棒控系统可以在不调硼的条件下进行负荷跟踪），可大大减少废水量；再加上主泵采用了无泄漏且不需要轴封注入的屏蔽式泵，故正常运行时位于安全壳外的化容子系统不再需要连续运行，同时取消了硼回收系统。AP1000堆芯入口温度比大亚湾降低了13.26，这一措施弥补了由于平均线功率密度较高对热工裕量的影响，但该措施使一回路整体温度分布相应下降，由此导致蒸汽发生器二回路出口参数（压力和温度）降低，最终导致汽轮机效率有所降低。,反应堆冷却剂系统主要技术特点,反应堆冷却剂系统采用了简化、安全和紧凑布置的设计，压力边界相对于传统压水堆核电站有所简化，冷却剂压力边界的完整性比传统设计更加可靠。与传统压水堆核电站（如CPR）相同的方面：功能要求设计基准主要设备的安全分级、制造规范、抗震要求及选材,反应堆冷却剂系统主要技术特点,主冷却剂环路2环路，两台蒸汽发生器对称布置。应用了LBB设计准则。每个环路上有1条内径为31英寸的热段管道和2条内径为22英寸的冷段管道；其中一个环路上有1条螺旋形稳压器波动管。没有交叉段管道。采用了大半径弯管管子整体锻造，消除焊缝。,反应堆冷却剂系统主要技术特点,反应堆冷却剂系统主要技术特点,主泵（RCP）采用屏蔽式泵，电机与水泵共用一根转动轴，其间没有联轴器，所有转动部件均被包容在与主回路冷却剂相连通的承压壳中。屏蔽泵没有轴封。直接安装在蒸汽发生器下封头上(一体化设计，省去了主管道U型段)，泵与蒸汽发生器采用同一个支撑。轴承采用水润滑方式，转速达到一定值(20rpm)时，屏蔽泵轴和轴承之间就会形成水膜，由于水膜的存在，轴和轴承不会受到磨损。通过每台主泵均配备的变频器，主泵可以低于100%转速运行。,2020年6月5日星期五,压力边界,推力轴承,上部径向轴承,下部径向轴承,上部飞轮,外部热交换器,下部飞轮,泵,电机,AP1000核电机组主泵示意图,-54-,2020年6月5日星期五,压力边界,轴封系统轴封水,泵,电机,空气冷却器,润滑油冷却器,二代核电机组主泵示意图,反应堆冷却剂系统主要技术特点,选择屏蔽泵的原因用户要求文件URD对非能动安全核电厂的要求取消轴封水系统简化主泵运行(轴封式主泵启动前需要先启动顶油泵，轴封先注入水，要满足十几个条件主泵才能启动)提高安全性(与轴封泵相比，系统减少了安全壳贯穿件)简化主泵支撑系统,2020年6月5日星期五,采用屏蔽电机泵的优点：主泵吸入口直接连接在蒸汽发生器的底部封头中，取消了过渡段的管道；降低了环路压降；简化了蒸汽发生器、主泵以及管线的基座和支撑系统；由于不需要提供主泵轴封注入水，从而消除了在小LOCA事故时造成堆芯裸露的可能。,2020年6月5日星期五,反应堆冷却剂系统主要技术特点,反应堆冷却剂系统主要技术特点,2010年5月17日，世界上首台第三代核电AP1000屏蔽电机主泵第三次中间试验在美国匹兹堡市的科蒂斯怀特公司EMD主泵制造厂取得成功，标志着AP1000屏蔽电机主泵台架试验取得了重大进展，向取得最终鉴定试验成功迈出了重要的一步。,反应堆冷却剂系统主要技术特点,反应堆压力容器上壳体有2个堆芯出口接管、4个堆芯入口接管，2个直接安注接管。反应堆顶盖IHP设计，取消了底部通量管座；下封头结构与法兰连成一体，下封头无贯穿孔。保温层设计成兼作防止堆芯熔化事故时的热交换器，下部设置了冷却水入口组件，上部设置了四个汽水出口。顶盖上有69个控制棒驱动机构贯穿件，42个堆芯仪表贯穿件。顶盖贯穿件失效风险增加。顶盖设有应急放气系统。（由4个遥控隔离阀组成典型的并/串联结构）在60年设计寿期内累计快中子注量约为8.21019n/cm2,反应堆冷却剂系统主要技术特点,堆内构件将堆芯成形板围板由螺栓、销钉连接改为焊接连接成为整体式堆芯围板组件（避免过多螺栓引起连接件脱落，提高设备的安全性）。增加腔室涡流抑制结构取消下堆芯板和中子屏蔽垫堆芯测量通道由堆顶引出，简化二次支撑组件，增加冷却剂的活动空间。下支承板和下栅格板采用一体化设计,反应堆冷却剂系统主要技术特点,稳压器容积约为59m3。（M310约为39m3）*AP1000稳压器也是采用两个主喷淋回路和一个辅助喷淋回路。喷淋回路在进入稳压器之前汇合到一条管线，由此单一管线将喷淋引入稳压器，因此在稳压器上只有一个喷淋接管（在上封头）。（M310两个主喷淋回路和一个辅助喷淋回路直接进入稳压器，因此在稳压器上有三个喷淋接管（在上部筒体）。）设计寿命目标为60年。,反应堆冷却剂系统主要技术特点,反应堆冷却剂系统主要技术特点,蒸汽发生器（SG）设置两台，对称布置125型，传热面积约11477m2，垂直支撑由单根立柱承担。两级汽水分离器，其中第一级汽水分离器中装有泥渣收集装置。一个主给水水管嘴、一个启动给水管嘴。下封头增加了一根主管道、一根通往化容的管嘴及一根通往余热排出热交换器的管嘴。这些增加了下封头制造的难度。,反应堆冷却剂系统主要技术特点,主回路卸压系统2个弹簧式稳压器安全阀ADS：10组20个自动卸压阀组成，分为四级，其中前三级共6组稳压器安全卸压隔离阀，各由1个常规电动隔离阀串接1个电动截止阀组成，第四级共4组主管道安全卸压隔离阀，各由1个常规电动隔离阀(常开)串接1个爆破阀(常闭)组成。*4个RPV顶盖应急排气隔离阀，派往安全壳内换料水箱。卸压过程是受控的、平稳的。,反应堆冷却剂系统主要技术特点,冷却剂压力边界与主回路相连的系统数量减少，例如：取消传统设计中的高压安注和低压安注系统。（相应地，压力边界的完整性得到更可靠的保障。）与主回路相连的系统（主要包括正常余热排出系统和化容系统）和主回路间至少有两重隔离设施，且主冷却剂压力边界限制在安全壳以内，降低了安全壳旁路风险。正常余热排出系统的设计压力高于传统设计，在安全壳以内的管道设计压力与主回路相同，在安全壳以外管道的极限承载能力不低于主回路运行压力。,反应堆冷却剂系统主要技术特点,爆破阀（SquibValve）与传统核电站相比，这是AP1000设计中采用的新设备，是非能动堆芯冷却系统中较为重要的一个设备，对维持反应堆压力边界的完整性、堆芯注水和堆芯淹没具有至关重要的作用。安全1级、抗震1级、主要制造规范ASMEIII1、由安全级蓄电池供电。,反应堆冷却剂系统主要技术特点,非能动概念：不需要能动设备的运行和外部动力，依靠状态的变化、储能的释放或自主的动作来实现安全功能，减少对安全支持系统的依赖程度，降低安全系统的失效概率；AP1000用于发电系统部分全部应用传统的设计，仅专设安全系统使用非能动，而且在发生事故时仍然要求能动系统先动作，如果能动系统还不能满足要求时，才会触发非能动动系统；非能动原理在实际中已有应用，是经过验证的和成熟的技术；优点：可靠安全性好，简单设备少不需要安全(可靠)交流电源支持(仍需要1E级直流电源和UPS系统)自动触发不需要人员操作72小时可不干预-减少人因失误缺点：效率低结构庞大、提高功率难度大一般不可逆水只能往下流、压缩气体、爆破阀有条件使用,非能动专设安全系统技术特点,非能动专设安全系统技术特点,在CPR核电厂设计中，专设安全设施一般包括9项：安全壳安全壳喷淋系统安全壳空气过滤净化系统安全壳隔离系统安全壳内可燃气体控制系统应急堆芯冷却系统辅助给水系统安全系统冷却水系统可居留性系统,在AP1000设计里，专设安全设施被简化为6项：安全壳非能动安全壳冷却系统裂变产物去除和控制系统安全壳隔离系统安全壳氢气控制系统非能动堆芯冷却系统主控室应急居留系统,非能动专设安全系统技术特点,安全壳AP1000安全壳外部是屏蔽厂房，是混凝土结构；内部是安全壳厂房,包括钢安全壳和其内部构筑物；屏蔽厂房的主要功能是在电厂正常运行期间为钢安全壳和安全壳厂房内的放射性系统和部件提供屏蔽。另外一个作用是保护安全壳厂房，免受外部事件影响，如龙卷风及龙卷风产生的飞射物等；安全壳厂房的主要作用是包容设计基准事故后放射性物质，在电厂正常运行时为反应堆堆芯和冷却剂系统提供屏蔽。钢安全壳和屏蔽厂房是非能动安全壳冷却系统整体的组成部分，非能动安全壳冷却系统能够在设计基准事故后导出安全壳内的热量，防止安全壳超温、超压；安全壳厂房和屏蔽厂房都是抗震I类设计。,安全壳结构剖面图,屏蔽厂房,钢制安全壳,非能动安全壳冷却水贮存箱PCCWST,非能动专设安全系统技术特点,非能动安全壳冷却系统非能动安全壳冷却系统是重要的专设安全设施，其最主要的功能是在事故情况下时，导出安全内热量，降低安全壳的温度和压力，降低安全壳大气和外部环境的压差，限制事故后放射性物质的释放；非能动安全壳冷却系统也作为乏燃料水池的补给水源，也可在失去正常乏燃料冷却水的情况下，提供补水。,非能动专设安全系统技术特点,非能动安全壳冷却系统非能动安全壳冷却系统是安全相关系统。系统主要部件包括：非能动安全壳冷却水贮存箱（PCCWST）空气导流板空气的入口、出口水分配系统（分水斗、分水堰）非能动安全壳冷却辅助贮水箱（PCCAWST）两台再循环泵,非能动专设安全系统技术特点,4、AP1000的主要技术特点,采用非能动技术后，简化了系统，例如以6个水箱代替了大量能动安全系统。又例如安全壳非能动冷却方法：采用安全壳内部自然循环、安全壳外部自然循环、必要时可以通过重力驱动的安全壳顶部水箱实施安全壳外部喷淋，顶部水箱可以维持3天运行，并可以重新充水。,非能动专设安全系统技术特点,非能动安全壳冷却系统系统运行：安全壳高高压力信号（4取2）触发PCS系统运行，也可以从主控室或远程停堆站由操纵员手动动作。系统动作打开PCCWST隔离阀，PCCWST水流到安全壳顶部外表面，水依靠重力向下流，在安全壳圆顶和壳壁外侧形成一层水膜；PCCWST向安全壳外表面提供水流至少持续72小时，实现对设计基准的冷却剂丧失事故短期内安全壳冷却，流量的变化能够满足安全壳降压的需要。流量的变化只依靠PCCWST水位的降低；在事故后72小时之前，操作员动作，启动再循环泵，从PCCAWST向PCCWST供水，PCCAWST具有足够的水装量，可以保持要求的最小流量4天以上。,非能动专设安全系统技术特点,裂变产物去除与控制系统AP1000在设计上没有安全相关的安全壳喷淋系统用于去除安全壳大气中粒子和元素碘。安全壳大气中活性物质的去除完全靠自然的过程（如沉淀、扩散、热迁移等）。安全壳大气中绝大多数非气态活性物质最终沉积在安全壳地坑冷却水中，地坑冷却水的PH值由非能动堆芯冷却系统进行调节，使得地坑冷却水PH值大于7.0，可以将碘长期滞留在地坑内。在严重事故管理中，防火系统提供了非安全相关的安全壳喷淋功能。由于非安全相关的设计特点，在事故分析中（包括剂量分析）不做考虑。,非能动专设安全系统技术特点,安全壳氢气控制系统氢浓度监测子系统氢浓度监测子系统由3个氢探测器组成，探测器布置在穹顶的上部，系统的三个探测器设置为非1E级，提供事故后监测功能；氢复合子系统氢复合子系统在设计上能够处理假想LOCA事故情况下产生的氢气。氢复合子系统由两个非安全相关非能动自动催化复合器(PAR)组成，分别布置在安全壳内操作平台上方，布置在自然对流的主上升流区；氢点火子系统氢点火子系统由64个氢点火器组成，当发生事故快速产生大量氢气，超出复合器的复合能力时，氢点火系统发挥作用。考虑假想的堆芯熔化（严重事故），发生100%锆燃料包壳与蒸汽反应产生氢气的极限情况。,非能动专设安全系统技术特点,非能动堆芯冷却系统非能动堆芯冷却系统最主要的功能是在假想基准事故情况下为堆芯提供应急冷却。在设计上执行下列一些功能：堆芯衰变热应急导出反应堆冷却剂系统应急补给和硼化安全注射安全壳pH值控制在设计上，非能动堆芯冷却系统的运行不需要使用泵、交流电源等能动设备，只依靠重力注射、压缩气体膨胀等非能动设备和工艺。,非能动专设安全系统技术特点,非能动专设安全系统技术特点,非能动堆芯冷却系统非能动堆芯冷却系统是抗震I类安全相关系统。系统主要设备有：2个堆芯补水箱（CMT）；2个安注箱（accumulator)；1个安全壳内换料水箱（IRWST），1台非能动余热导出热交换器(PRHRHX)；PH调节吊篮；相应的管道，阀门，仪表及其它相关设备。自动卸压阀(ADS)和喷淋器是反应堆冷却剂系统的一部分，也提供重要的非能动堆芯冷却功能。冗余的厂内安全相关1E级直流电源和UPS系统。,非能动专设安全系统技术特点,堆芯补水箱,安注箱,安全壳内换料水箱,非能动余热导出热交换器,自动卸压阀,非能动安注系统设备布置图,非能动专设安全系统技术特点-非能动余热排出,非能动专设安全系统技术特点-应急补给与硼化,当阀门开启后，堆芯补水箱依靠位差向反应堆进行重力补水,当反应堆的压力降到4.8MPa以下时，安注箱靠其顶部氮气的膨胀压力向反应堆补水,堆进行重力补水换料水箱依靠位差向反应当爆破阀打开后，安全壳内,AP1000反应堆非能动堆芯冷却系统（无需任何交流电源）,非能动安全技术,非能动专设安全系统技术特点-非能动安注,非能动专设安全系统技术特点-非能动安注,（堆芯补水箱注射）,非能动专设安全系统技术特点-非能动安注,（安注箱注射）,非能动专设安全系统技术特点-非能动安注,（IRWST重力注射）,非能动专设安全系统技术特点-非能动安注,（安全壳再循环注射）,非能动专设安全系统技术特点-非能动安注,（安全壳再循环注射）,非能动专设安全系统技术特点,非能动主控室可居留系统当失去交流电源时，导致核岛非放射性通风系统不可用，或者监测到主控室放射性超标时，非能动主控室应急可居留系统向主控室提供应急通风，并保持主控室压力。主控室应急居留系统也为主控室、仪表和控制室、直流设备间提供应急非能动热阱。非能动主控室可居留系统主要由压缩空气贮存箱（32个）、手动隔离阀、压力调节阀、流量测量孔板、遥控操作隔离阀等。为了增强主控室房间顶棚的热吸收能力，混凝土上面装有金属肋片，加大房间热量向混凝土的传输。,非能动专设安全系统技术特点,专设安全系统AP1000与传统压水堆核电厂安全级设施工程量的比较,AP1000的主要技术特点-严重事故的缓解措施,设计中考虑了以下几类严重事故，且全部采用非能动系统予以缓解：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,AP1000的主要技术特点-严重事故的缓解措施,堆芯和混凝土相互反应的缓解措施熔融物堆内保持系统（IVR）堆芯和混凝土相互反应,堆芯熔融物保持在压力容器内（In-VesselRetention.IVR）的技术。AP1000的反应堆安装在由混凝土围墙和绝热层组成的堆腔内。在万一发生反应堆堆芯熔化的严重事故时，反应堆压力容器壁被堆芯熔融物加热而急剧升温；此时，设置在安全壳内的换料水箱靠重力（非能动）自动地向堆腔注水，水经压力容器外壁和绝热层之间的流道向上流动，冷却压力容器外壁，通过自然循环将热量帶走，使压力容器不被熔穿，从而使堆芯熔融物保持在压力容器内。,将堆芯熔融物保持在压力容器内（IVR）是AP1000所特有的创新技术。这项技术的应用使得大规模放射性释放到环境的可能性进一步降低。,AP1000的主要技术特点-严重事故的缓解措施,AP1000的主要技术特点-严重事故的缓解措施,高压熔堆的缓解措施采用不依赖交流电源的4级自动降压系统ADS。ADS是一个专设安全系统，其安全功能之一是：在严重事故下，提供卸压能力，以防高压熔堆。20个阀门分为4级，前3级作为PZR安全、释放阀的一部分与PZR的管嘴相连，第4级直接与Hotleg连接。,AP1000的主要技术特点-严重事故的缓解措施,氢气燃烧和爆炸的缓解措施氢气控制系统由氢气监测系统和消氢系统组成；消氢系统采用在安全壳内同时设置氢点火器和氢复合器的