第一章-AP1000核电厂概述2016

1、第一章 AP1000核电厂概述,1. 1 设计背景,西屋电气公司设计了定名为AP600 的电功率为600 MW(反应堆热功率为1933 MW)的先进核电厂。 AP600 采用非能动安全系统来提高电厂的安全性，非能动安全系统的使用给电厂系统的简化、安全性、可靠性的提高以及降低投资风险和发电成本等方面提供了巨大的改进。 1999 年 12 月，AP600 通过了安全审评，获得了 NRC颁发的设计证书。,1. 1 设计背景,西屋公司在 AP600 的基础上开展 AP1000 核电厂的标准设计。AP1000 的设计保留了 AP600 的设计结构，通过对 AP600 的设计尽可能少的改动，充分利用成熟设

2、备/部件以及以现有许可证为基础， AP1000 的输出电功率约1000 MW(反应堆热功率为3400 MW) AP1000 的标准设计在2005 年 12月通过了安全审评，获得了 NRC颁发的设计许可证。 AP1000在反应堆和非能动安全特点上保留了与 AP600 相同的结构和配置。反应堆主要部件的容量有所增大，以支持反应堆额定电功率的增加。AP1000 的设计方法和设计验证证明了非能动安全设施(堆芯冷却以及安全壳冷却)在更高的额定功率下仍然具有足够的安全裕量。安全评价表明 AP1000非能动安全系统在预防和缓解事故时拥有良好的特性。,二环路的压水反应堆(PWR) ，它采用非能动安全设施以及简

3、化的电厂设计，从而使核电厂具有良好的可建造性、可运行性和可维护性。,1.2 核电厂整体描述,1.2 核电厂整体描述,AP1000 安全壳布置,1.2 核电厂整体描述,AP1000 安全系统最大限度地利用了压缩空气膨胀、重力以及自然循环等自然驱动力。安全系统不采用能动部件(例如泵、风机或者柴油发电机) ，并且设计成无需安全级 支持系统(例如交流电源、设备冷却水、厂用水或者暖通空调系统等)。,1.2 核电厂整体描述,M310型核电厂的安全系统 与AP1000相比，失水事故情况下，分别是如何向一回路注水的？,1.2 核电厂整体描述,需要操纵员控制安全系统动作的次数和复杂性大大降低，因此，这种设计减少

4、了复杂性并且提高了电厂的可运行性。 与M310型核电厂相比，事故工况下如何导出释放在安全壳内的热量？,1.2 核电厂整体描述,1.2 核电厂整体描述,1.2 核电厂整体描述,辅助厂房,附属厂房,柴油发电机厂房,1.2 核电厂整体描述,1.2 核电厂整体描述AP1000 的设计特征,净电功率大约为1 090 MW，核蒸汽热功率为 3 415 MW(包括反应堆冷却剂泵的 15 MW) 在10%的蒸汽发生器传热管堵管和热管段的最高温度325 时，能够达到核电厂的额定出力。 主要的安全系统是非能动的;事故后 72 h 内无需操纵员干预、无需交流电源的情况下能够保持堆芯和安全壳的冷却。 预测的堆芯损坏频

5、率 1.7 X 10- 7 /堆年，大量放射性物质释放的频率1.8XI0- 8 /堆年，远低于1XI0- 4 /堆年和1 X 10- 6 /堆年的安全目标。 18 个月的换料周期。,16,1.2 核电厂整体描述AP1000 的设计特征,1.2 核电厂整体描述AP1000 的设计特征,整个电厂的可用率大于93% ;非计划停堆的目标小于1 次/年。 电厂能够从100%满功率甩负荷到厂用电，并且反应堆不停堆稳压器或蒸汽发生器的安全阀不开启。 与相同容量的现有压水堆相比，该电厂需要的部件更少特别是安全级部件更少。,1.3 与其他核电厂的比较1. 3. 1 电厂总体参数,1.3.2 电厂设计特点( 1)

6、 堆芯设计,AP1000 的堆芯包括 157 个燃料组件。,1.3.2 电厂设计特点(2) 蒸汽发生器设计,蒸汽发生器是直立式的，传热管为三角形布置的 U 形管。 使用了 Inconel-690 镍基合金传热管材料，主管道热管段温度可达到615,1.3.2 电厂设计特点(3) 反应堆冷却剂泵,使用了成熟设计的密封屏蔽电机。,1.3.2 电厂设计特点(4) 稳压器,M310稳压器,1.3.2 电厂设计特点(4) 稳压器,AP1000的稳压器比相当容量核电厂的稳压器大，这通过加大稳压器的高度和内径来达到。 大容积稳压器增加了核电厂瞬态运行的裕量，从而使核电厂停堆次数减小，运行也更加可靠。它也不再需

7、要动力操作释放阀，而这个释放阀有可能成为反应堆冷却剂系统泄漏的来源，也是维修的一个重要部位。,1.3.2 电厂设计特点(5) 安全壳,安全壳是由钢制安全壳容器和屏蔽构筑物两部分组成，其功能是包容放射性并为反应堆堆芯和反应堆冷却剂系统提供屏蔽。,1.3.2 电厂设计特点(5) 安全壳,安全壳是由钢制安全壳容器和屏蔽构筑物两部分组成，其功能是包容放射性并为反应堆堆芯和反应堆冷却剂系统提供屏蔽。,1.3.2 电厂设计特点(6) 非能动安全系统,非能动安全系统(Passive Safety Systems)给核电厂提供了安全和投资保护。当发生事故并失去交流电源后72 小时以内元需操纵员动作，可以保持堆

8、芯的冷却和安全壳的完整性。非能动安全系统的设计能够满足单一故障准则。 它包含更少的系统和部件，因而能够减少试验、检查和维护的工作量。非能动安全系统远距离控制阀门的数量只有典型能动安全系统的1/3 ，并且它不包含任何泵。,1.3.2 电厂设计特点(6) 非能动安全系统,1.3.2 电厂设计特点,API000 核电厂设备、部件和构筑物的简化量,1.3.2 电厂设计特点,AP1000 核电厂设备、部件和构筑物的简化量,1.3.2 电厂设计特点(7) 辅助系统,辅助系统具有如下功能: 反应堆冷却剂系统的补水能力能够补偿反应堆冷却剂系统管道直径为3/8 in（9. 5 mm）当量破口的泄漏。 在失去主给

9、水的情况下，启动给水系统能够为蒸汽发生器提供足够的给水流量。 正常的安全壳地坑泵(它是放射性废物排水系统的一部分)能够辅助,1.3.2 电厂设计特点(8) 蒸汽动力转换系统,AP1000汽轮发电机的输出电功率为1199500kW。,(9) 电力系统,AP1000厂内电源系统(Electrical Systems)包括交流电源系统和直流电源系统。交流电源系统是一个非IE 级的系统。直流电源系统由两个独立的系统组成，一个IE 级的电源系统和一个非IE 级的电源系统。,1.3.2 电厂设计特点(9) 电力系统,B 系列和C 系列有两个蓄电池组，两个蓄电池组中的其中一组能够向安全相关的负载提供不少于2

10、4 h 的电源，另一组在发生设计基准事故情况下向较小的安全相关负载提供不少于72 h 的电源(包括失去交流电源的情况)。 为了使蓄电池能有72 h 的供电能力，蓄电池系列中的B 和C 系列与连接在IE 级调压变压器上的辅助交流发电机相连。这些电源给事故后的IE 级监控系统、主控室的照明系统和主控室与B 和 C 系列仪控室的通风系统供电。,33,主冷却剂管道,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。同时也补偿冷、热管段不同的膨胀率提供柔韧性。 一回路的管路的材料是奥氏体不锈钢。 管子是整体锻造然后经感应加热工艺弯曲形成,稳压器波动管,

11、四维建造技术,采用四维建造技术的优点： 1.建立经改进的建造工序，以减少总的时间 2.验证准确的和可实现的进度 3.在现场遇到问题前加以解决 4.规定现场使用的工具 5.使核电厂投资者在实现预期进度的能力方面更有信心,四维建造技术,四维建造技术启动给水泵模块,四维建造技术,四维建造技术,四维建造技术,四维建造技术,AP1000建设周期 电站签合同后18个月浇第一罐混凝土，再经36个月开始装料，经6个月调试启动开始商业运行。即签合同后60个月开始商业运行。,四维建造技术,AP1000和 EPR两种第三代核电机型的比较设计理念,AP1000和 EPR两种第三代核电机型的比较安全目标,AP1000和

12、 EPR设计的一个重要目标，是进一步加强事故预防和缓解的能力，提高核电厂的安全性。 堆芯熔化频率(Core Damage Frequency , CDF)不超过1 X 10-5 /堆年； 大量放射性释放频率(Large Release Frequecy , LRF)不超过1 X 10-6 /堆年作为设计的安全目标。,AP1000和 EPR两种第三代核电机型的比较,AP1000和 EPR两种第三代核电机型的比较,API000和 EPR两种第三代核电机型的比较,注:1) 由于堆腔注水，直接加热造成安全壳早期失效的可能性很小，快速卸压是防止压力壳蠕变失效。,API000和 EPR两种第三代核电机型的

13、比较,后 记 AP1000在中国,2007年12月31日，项目ATP（启动零点）如期实现。2008年2月26日，一期工程基坑负挖提前一个月开工，标志着三门核电一期工程进入现场实质性建造施工阶段，标志着中国迈出了建设世界最先进核电站的第一步。三门核电一期工程一号机组计划于2009年3月31日浇灌第一罐混凝土，2013年11月建成并投入商业运行；二号机组计划于2014年9月建成并投入商业运行。,2013.10,2013.10,工期延误两年左右，主要是四方面原因： 一是受日本福岛核事故影响，设计施工和设备制造一度放慢了进度，同时按国家要求对项目进行了评估并验证了安全性。 二是西屋联队的施工设计有较大程度的延误，设备供货及施工中的问题导致大量设计变更。 三是有关设备制造出现延误，尤其是首次应用于大型商用核电机组的关键设备屏蔽主泵在研制过程中遇到较大挑战。 四是作