AP1000核电总体介绍.ppt

1.山东核电有限公司，AP1000简介，2。目录，核电厂布局概述，核岛系统，常规岛系统，仪表和控制系统，电气系统，3。1.概述，AP1000是由西屋公司设计和开发的双回路1000兆瓦压水堆。在传统压水堆核电技术的基础上，AP1000采用了“被动”安全系统，大大提高了其安全性和经济性。2002年3月，标准设计证书申请包括DCD、PRA等。申请的接受，审查的开始，2004年9月，确认AP600相关的测试和分析程序可用于AP1000设计，预认证审查，最终安全评估报告，最终设计批准文件，标准设计证书，审查和验证，审查，超过700个问题，2004年9月，最终设计批准文件，标准设计证书，2002年7月，2005年12月，6月1日。概述，1.2设计理念NSSS:基本采用第二代技术，部分设备升级，少量系统优化；安全技术：不放弃但不依赖于现有的安全技术和设备，并试图采用全新的被动技术来提高整个电站的安全性。(例如，柴油发电系统、厂用水系统、正常废热提取系统、辅助给水系统等。)，7，1 .概述，1.2.1安全系统的设计概念，安全系统的被动性，安全支持系统的减少，安全级设备和抗震车间的减少，可操作性的提高，让位于由自然法则形成的人为创造的本质安全的安全条件，维护要求的减少，8，1 .概述，1.3主要特征的描述，9，1.3主要特征(安全改进)，被动安全系统的关键点，4向安全注射：1，核心补给水箱(70.8m32)，2。安全注射箱(56.6m32)，3。内部替换水箱(2092m3)，4。反应堆压力容器浸没后的坑水，防止反应堆控制系统超压的三种方法：1。自动泄压阀等级1、2和3 2。自动泄压阀4级3。遥控飞行器顶盖放气。自然循环冷却的两种方式。RCS PRHS 欧文斯特 Rcs2。Irwst(蒸发)CV(传导对流)大气，10。反应堆堆芯损坏频率显著降低，1.3主要特征(安全改进)，11。与第二代和亚太1000核电厂的系统和设备布局相比，12 . 1 . 3(成熟设计)的主要特点是，反应堆和反应堆冷却剂系统设计采用成熟技术和被动技术。经过大量的测试、计算和验证，美国核管理委员会于2005年12月30日向韦斯特伍德公司颁发了AP-1000标准设计的“标准设计证书”，以及13、1.3(简化)、14、15、模块化设计、构造、16、1.4电厂通用参数、17、2的主要特点。电厂、发电生产设施的布局由5个主要厂房结构：核岛、汽轮机厂、辅助厂房、柴油发电机厂和放射性废物厂组成。这些植物结构中的每一个都建立在独立的筏形基础上。核岛由安全壳建筑、屏蔽建筑和核辅助建筑组成。这三个部分建在同一个筏子基础上。18，2。海阳核电厂总平面布置图，19，2。电厂布局，安全壳工厂安全壳工厂安全壳工厂是安全壳容器和容器中包含的所有结构；其功能是在假设的设计基准事故后控制空气中放射性的释放，并在正常运行期间为反应堆堆芯和冷却剂系统提供屏蔽。它本身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和安全相关系统。电厂布置图，屏蔽建筑屏蔽建筑是安全壳周围的结构和环形区域。在正常运行/事故条件下，屏蔽厂房和安全壳厂房的内部结构为反应堆冷却剂系统和安全壳内所有其他放射性系统和部件提供所需的屏蔽保护。屏蔽车间还为安全壳提供所需的外部人工或非人工冲击保护。屏蔽建筑是非能动安全壳冷却系统的一个组成部分。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一级机械和电气设备提供保护和隔离辅助厂房内最重要的设备和系统包括：主控制室、仪表控制系统、电气系统、燃料提升区、燃料厂房、乏燃料池、机械设备区、安全壳贯穿件区和主蒸汽和供水阀室。辅助厂房通过辅助厂房中的人员和设备门与安全壳厂房相连。22，2。布置电厂，辅助厂房内不含安全相关设备；提供主要人员进入发电设施；包括用于控制人员进入和离开辐射控制区域的健康物理设施；非1E级交流和DC电力系统、辅助柴油发电机及其燃料供应、其他电气设备、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力车间。放射性废物工厂不包含与安全相关的设施。包括处理前各种废物的隔离储存设施、移动废物系统的处理设施以及将处理过的废物装载到运输和处置容器中的设施。24，2。电厂布局。涡轮机工厂不包含安全相关设备。主涡轮机、发电机以及相关的流体和电气系统安装在涡轮机厂房内。它为主要汽轮发电机部件的搁置和维护提供全天候保护。汽轮机厂房中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涡轮机建筑中。25，2。电厂布置上，柴油发电机组柴油发电机组也没有安全相关设备。柴油发电机楼配有2台柴油发电机，防火墙的耐火极限可达3小时。27，3。核岛系统，3.1反应堆冷却剂系统，3.2被动安全系统，3.3辅助系统，28，3.1反应堆冷却剂系统，系统描述，两个回路；每个回路由一个热段主管道和两个冷段主管道、一个蒸汽发生器和两个与其直接相连的反应堆冷却剂屏蔽泵组成。反应堆控制系统还包括一个反应堆压力容器、一个稳压器、一个自动泄压系统和一个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。与M310反应堆类型相比，29级、3.1级、1级、2级、3级自动泄压阀、4级自动泄压阀、30级、3.1级反应堆冷却剂系统由于两个回路的布置而减少了一个回路，并且由于主泵直接焊接在蒸汽发生器底部而减少了主泵的入口管，从而大大简化了AP1000主回路的布置，并降低了安全壳内设备的布置难度。主回路的支撑设计得到简化，不仅有利于在役检查，也有利于防止大型LOCA事故的发生。31，3.1反应堆冷却剂系统、堆芯和燃料AP1000堆芯有157个燃料组件，堆芯有效面积高度为4.267米(14英尺):堆芯围板取代了堆芯围板，防止堆芯围板螺栓松动和脱落，减少了中子泄漏，提高了中子经济性。用固定式堆内探测器代替移动式探测器实现堆芯功率分布的在线监测，消除了移动式探测器在压力壳底部的穿透，降低了压力壳下封头在严重事故下的失效概率。棒值相对较低的灰分控制棒安装在反应堆堆芯中。功率调节和负载跟踪采用机械补偿操作。取消了硼回流系统，大大减少了硼调节产生的废水量。32、堆芯和燃料，燃料组件在堆芯中使用的AP1000燃料(左)，是基于RFA燃料组件和RFA-2燃料组件，以及改进的AP1000燃料，其中包括耐腐蚀性、燃耗性能、抗异物性、机械稳定性、热工水力性能和核性能的所有改进。AP1000燃料许可证的最大部件燃料消耗可达到60GWD/Tu(Fama ton的AFA3G燃料许可证的最大部件燃料消耗为52GWD/tU)。部件的最大允许燃油消耗量越大，可达到的平均排放燃油消耗量就越大，燃油循环的经济性就越好。33.核心和燃料，燃料管理。AP1000核心平衡燃料循环采用以下策略和技术。堆芯燃料采用低泄漏装载模式(LLLP)并轴向设置低浓缩区。IFBA可燃毒物用于压平堆芯功率分布和燃料消耗反应性补偿。34 . 3 . 1反应堆冷却剂系统、压力容器和压力容器由圆柱形筒体、半球形下封头和活动法兰连接的上封头组成。压力容器属于甲级，因此其设计和构造符合美国机械工程师协会规范第三节和第一级的要求。为了减少辐照脆化的影响并限制铜、镍和磷的使用，35，3.1反应堆冷却剂系统、36，3.1反应堆冷却剂系统、蒸汽发生器和AP1000蒸汽发生器均为立式U型管蒸汽发生器传热管，带有干燥器和管道上隔板。Inconel 690是一种具有良好耐腐蚀性的合金，用于改善材料的可焊性、耐腐蚀性和机械性能。37、3.1反应堆冷却剂系统、38、3.1反应堆冷却剂系统、主泵和AP1000冷却剂泵具有高惯性、高可靠性、低维护和高密封。分别与蒸汽发生器的两个出口喷嘴直接连接；它是一种立式离心屏蔽泵，能承受整个系统的压力，并能承受超出参考值的工作条件。泵本身也装有振动监测系统，以提供高振动报警。39，3.1反应堆冷却剂系统，40，3.1反应堆冷却剂系统，主泵AP1000采用屏蔽主泵。与传统轴封主泵相比，屏蔽主泵在保持反应堆冷却剂系统压力边界的完整性方面具有独特的技术优势，可显著降低核电厂LOCA事件的发生频率。屏蔽泵是一种高度可靠的泵，其维护间隔可达20年，41、3.1反应堆冷却剂系统、稳压器、立式和圆柱形容器，上下封头均为半球形。它由低合金钢制成，内表面镀有奥氏体不锈钢。AP1000稳压器的体积比普通稳压器大约40%，因此增强了相应的瞬态性能，并减少了安全泄压阀的使用。42 . 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回路组成，包括连接到压力容器、蒸汽发生器和冷却剂泵的冷却剂管道的冷端和热端，连接到冷却剂回路管道和主设备的管道材料为奥氏体不锈钢。每个回路的两个冷端完全相同(除了测量仪器和小连接管道)，并采用大弯曲半径弯头来降低管道的流动阻力。43、3.1反应堆冷却剂系统中，主管道在安全性上与M310机组和AP1000主管道设计相比有两个突出的优点，即调节器缓冲管的布置更合理，这有利于减少影响主管道使用寿命的热分层现象。主回路的支撑设计得到简化，不仅有利于在役检查，也有利于防止大型LOCA事故的发生。非能动安全系统，44，3.2，安全壳氢气控制系统，45，3.2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，在发电厂事故条件下和反应堆正常余热排出系统失效时，可以依靠自然循环从余热排出系统的热交换器中排出堆芯衰变热。该系统的主要设备是被动式余热排出换热器及相连的管道和阀门。热交换器设置在换料水箱中，作为中间散热器。换料水箱中的水需要几个小时才能吸收衰变热达到饱和温度。如果所有的水沸腾带走热量，水的量足以冷却几天，水蒸气进入安全壳冷凝后仍可循环使用。这样，操作员有足够的时间采取恢复措施。46，47，3.2被动安全系统，被动安全注射系统(PSIS)，被动安全注射系统的功能：在发生事故(包括反应堆冷却剂损失)时，向反应堆注入应急水并冷却堆芯。非能动安全注射系统由两个容积为70.8m3的堆芯补给水箱、两个容积为56.6m3的安全注射箱(其中含有3400ppm的硼水)、一个内部置换水箱(其中含有2600ppm的硼水，其中含有2092m3、2600-2900 ppm的硼水)以及连接的阀门和管道组成，48、49、50、1)堆芯补给水箱是非能动安全注射系统的四个水源之一。堆芯补给水箱具有高压安全注入功能，在LOCA事故期间，可以在长时间间隔内向堆芯注入大量安全注入流。2)在除失水事故以外的事故中，当正常补给水系统不可用或不足时，堆芯补给水箱为反应堆冷却剂系统提供应急补给水和渗硼。3)堆芯补给水箱的位置高于反应堆和反应堆冷却剂系统的位置。发生事故时，根据驱动信号自动打开下泄注入管的气动阀，利用电位差产生的重力向反应堆注水、冷却堆芯、填充堆芯水箱、被动安全注入系统(PSIS)、51、被动安全注入系统(PSIS)、1)安全注入箱是被动安全注入系统的四大水源之一。安全注射箱执行中压安全注射功能，在发生失水事故时，可以在几分钟的有限时间间隔内向堆芯注入非常大的安全注射流量。2)如果发生事故，当反应堆冷却剂系统压力降至注入箱的氮气压力(50大气压)以下时，两个串联止回阀打开，硼水通过氮气压力注入反应堆冷却剂系统。52、安全注射箱、被动安全注射系统(PSIS)1、置换水箱是被动安全注射系统的四大水源之一。内部替换水箱执行低压安全注射功能，在发生LOCA事故时，可以将少量安全注射流长时间注入堆芯。2)内部置换水箱的位置高于反应堆和反应堆冷却剂系统的位置。发生事故时，爆破阀根据驱动信号自动打开，由电势差产生的重力被用于向反应堆注入水以冷却堆芯、内部替换水箱53、非能动安全注射系统(PSIS)，水下安全壳是非能动安全注射系统的第四水源，也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，爆炸阀和与之相连的相关阀门将自动打开，安全壳中的水将通过再循环过滤网进入反应堆，以冷却反应堆堆芯。当安全壳中的水温达到饱和温度时，产生的蒸汽被安全壳壁冷却。冷凝液沿钢壳内壁向下流动，并返回安全壳底部循环使用，以达到反应堆堆芯长期冷却的目的。54，3.2非能动安全系统，非能动安全壳冷却系统(PCS)在事故发生时，安全壳中的热量被导出，使得钢制安全壳中的温度和压力不超过设计值。在冷却剂流量损失(LOCA)和蒸汽管道破裂(MSLB)事故的情况下，非能动安全壳冷凝系统获得安全壳内空气的热量。同时，它还为导致安全壳压力和温度显著增加的其他设计基准事故提供了与安全相关的最终散热器。非能动安全壳冷却包括两个过程：安全壳内的蒸汽被安全壳内壁表面冷却，冷凝液流回安全壳底部，实现反应堆的再循环冷却；安全壳的外壁表面通过安全壳冷却水箱的分配装置在安全壳圆顶和圆柱形筒体上形成均匀的水膜，自然对流空气冷却安全壳，反应堆废热最终通过安全壳屏蔽装置的空气出口排放到大气中。事故发生后72小时内，系统运行不需要任何干预，操作人员不需要调整冷却水流量或补充水。3.2被动安全系统，56，3.2被动安全系统和VES):为测试中的人员提供呼吸空气它确保第二个屏障压力容器不被熔化，避免堆芯熔化物和混凝土地板之间的反应，并将放射性物质释放到环境中的可能性降至最低。58，3.2非能动安全系统，IVR在堆芯熔化的严