AP1000_资料介绍
AP1000主要参数
2台
换料水储存箱
12230m3（IR）
11600 m3
硼注入箱
不需要
13.4m3
9.安全喷淋系统
无
有
安全喷淋泵
不需要
2台（安全级）
热交换器
不需要
2台（安全级）
10.正常余热导出
非安全相关
安全相关
设计压力
6.2 MPa.g
4.65 MPa.g
设计流量
2340 m3/h
2911 m3/h
11.乏燃料水池冷却系统
11500m2
5430m2
传热管数量
10025
4474
独立的启动给水接管
有
无
5.主泵
类型
屏蔽泵
轴封泵
数量
4
3
额定功率
5.15MW
6.5MW
最佳设计流量
17000 m3/h
23790 m3/h
扬程
110m
97.2 m
6.稳压器
总容积
59.5m3
39 m3
稳压器卸压箱
无
有
自动卸压装置
有
安全阀卸压
7.安全壳
建造周期（批量后）
<42
58
堆芯损坏频率
<4×10-7/堆年
<1×10- 5/堆年
(未计入所有外部事件)
事故早期大量放射性物质释放至环境的频率
<4×10-8/堆年
<1×10-6/堆年
(未计入所有外部事件)
反应堆运行压力
15.5MPa
15.5MPa
热段温度
321.1℃
327.6℃
SG出口压力
AP1000简介汇编.
第三代核电站与AP1000一、世界核电站可划分为四代第一代核电站：自50年至60年代初苏联、美国等建造的第一批单机容量在300MWe左右的核电站，如美国的希平港核电站和英第安角1号核电站，法国的舒兹(Chooz)核电站，德国的奥珀利海母(Obrigheim)核电站,日本的美浜1号核电站等。
第一代核电厂属于原型堆核电厂，主要目的是为了通过试验示范形式来验证其核电在工程实施上的可行性。
第二代核电站：第二代核电厂主要是实现商业化、标准化、系列化、批量化，以提高经济性。
自60年代末至70年代世界上建造了大批单机容量在600－1400MWe的标准化和系列化核电站，以美国西屋公司为代表的Model 212（600MWe，两环路压水堆，堆芯有121合组件，采用12英尺燃料组件）、Model 312（1000MWe，3环路压水堆，堆芯有157盒组件，采用12英尺燃料组件，），Model 314 （1040MWe，3环路压水堆，堆芯有157盒组件，采用14英尺燃料组件），Model 412（1200MWe，4环路压水堆，堆芯有193盒组件，采用12英尺燃料组件，）、Model 414（1300MWe，4环路压水堆，堆芯有193盒组件，采用14英尺燃料组件）、System80（1050MWe，2环路压水堆）以及一大批沸水堆（BWR）均可划入第二代核电站范畴。
法国的CPY，P4，P4′′也属于Model 312，Model 414一类标准核电站。
日本、韩国也建造了一批Model 412、BWR、System80等标准核电站。
第二代核电站是目前世界正在运行的439座核电站（2007年9月统计数）主力机组，总装机容量为3.72亿千瓦。
还共有34台在建核电机组，总装机容量为0.278亿千瓦。
在三里岛核电站和切尔诺贝利核电站发生事故之后，各国对正在运行的核电站进行了不同程度的改进，在安全性和经济性都有了不同程度的提高。
第三代核电站:对于第三代核电站类型有各种不同看法。
AP1000简介-1
53
VES
Main Control Room Emergency Habitability System
54
VFS
Containment Air Filtration System
55
VHS
Health Physics and Hot Machine Shop HVAC
System
56
VLS
Containment Hydrogen Control System
2.1. 总平面布置 AP1000 包括以下七个基本构筑物 分别建在各自的整体基础上。 反应堆厂房/屏蔽厂房/核辅助厂房； 附属厂房； 柴油发电机组厂房； 放射性废物厂房； 汽轮机厂房；
2.2. 核岛 AP1000安全壳核岛包括主设备闸门，操作平台的人员闸门，地平面的维护闸
门和人员闸门。
2.2.1. 反应堆厂房
2.2.2. 屏蔽厂房
屏蔽厂房是围绕安全壳的环形区域和结构。正常运行工况下，屏蔽厂房的基 本功能是保护安全壳、带放射性的系统以及位于反应堆厂房的其它设备。屏蔽厂 房与反应堆厂房内部相衔接为 RCS 及其它带有放射性的系统、设备提供屏蔽， 在事故工况下为阻止放射性气体或液体逸出安全壳提供屏蔽。
屏蔽厂房也是非能动安全壳冷却系统的组成部分。PCCS 空气导流层位于环 形区的上部，附着在钢制安全壳的周围。在 DBA 引起大量能量释放于安全壳时， PCCS 空气导流层为冷却安全壳所需的自然空气对流提供通道，在导流层与安全 壳之间的空气可带走安全壳表面的热量。
57
VPS
Pump House Ventilation System
58
VRS
Radwaste Building HVAC System
AP1000一回路系统设备
3
1.反应堆（2）
反应堆主要包括以下部件： —堆芯 —堆内构件 —压力容器 —控制棒驱动机构 —一体化上封头 —堆芯仪表系统等
38
3.化学和容积控制系统（2）
39
3.化学和容积控制系统（3）
容积控制原理
40
3.化学和容积控制系统（4）
化学控制原理
41
3.化学和容积控制系统（5）
反应性控制原理 —加硼，在补水泵吸入口注入预先规定数量 的硼酸溶液。在正常功率运行时，为了将调 节棒组调整到正常使用范围；或者，反应堆 停运时，为了增加停堆深度，需进行加硼操 作。 —稀释，用等量的除盐水代替一部分一回路 冷却剂的硼水。
44
4.正常余热排出系统（2）
45
4.正常余热排出系统（3）
46
4.正常余热排出系统（4）
正常余热排出系统的投入前主要包括两大项 操作 —硼浓度的调整：防止在余热排出系统内硼 浓度低于RCS的硼浓度情况下误稀释一回路； —升压和加热：避免压力和热冲击，以保护 余热排出系统的泵和热交换器。
47
7
1.反应堆（6）
8
1.反应堆（7）
9
1.反应堆（8）
燃料组件主要设计参数： 燃料组件设计 17x17 燃料组件数量 157 每个燃料组件中燃料棒数量 264 包壳厚度 （mm） 0.57 燃料棒外径（mm） 9.50 燃料芯块长度（mm） 12.6 燃料组件长度（m） 4.80 核裂变原料 铀235，浓集度2.35%-4.8%
AP1000技术简介知识讲解
技术简介
生产技术部 2009年6月
陈钢电子文档编号PPT-2008-3-21
AP1000非能动核电站
陈钢电子文档编号PPT-2008-3-21
AP1000三位模型
陈钢电子文档编号PPT-2008-3-21
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，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。
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。
2. 美国核管会 于 2002年7月25受理该申请，据联邦法规10 CFR Part 52 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”。
陈钢电子文档编号PPT-2008-3-21
AP1000主要特点（一）
简化的非能动设计提高安全性－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；
AP1000详细介绍
50
6.厂用水系统（1）
系统功能：
在各种运行模式下带走设备冷却水系统的热 量
51
6.厂用水系统（2）
52
6.厂用水系统（3）
表 3.6.1 不同运行模式下厂用水的额定流量和热负荷 SWS 泵 正 常投入台数 1 2 2 2 CCS 泵 和热交换 器 正常运行 (满负荷) 电站冷却 换料 (全堆芯卸出) 电站启动 支持安全停堆 和乏燃料冷却 的 最 小 量 （SWS 系统供 水 温 度 90.5oF (32.5oC) 1 2 2 2 额定流量 10,800 gpm (2453 m3/hr) 21,600 gpm (4906 m3/hr) 21,600 gpm (4906 m3/hr) 21,600 gpm (4906 m3/hr) 热传输 90.4 x106 Btu/hr (26.5 MW) 303 x106 Btu/hr (88.7 MW) 73.9 x106 Btu/hr (21.6 MW) 76.1 x106 Btu/hr (22.3 MW)
16
1.反应堆（8）
17
1.反应堆（9）
控制棒设计参数： 控制捧（黑捧）： —53束，每束24根 —吸收材料：银-铟-镉合金封包在不锈钢管 内 灰棒： —16束，每束24根 —吸收材料： 12根银-铟-镉合金，12根为不 锈钢材料
18
1.反应堆（10）
19
1.反应堆（11）
20
1.反应堆（12）
21
1.反应堆（13）
22
2.反应堆冷却剂系统（1）
23
2.反应堆冷却剂系统（2）
主要功能： 反应堆冷却剂压力边界的完整性 堆芯冷却和反应性控制 反应堆冷却剂系统压力控制 过程监控 自动降压功能
AP1000电气系统介绍
荧光灯
指示灯
应急照明灯
照明配电盘
8、 EGS系统
8.1 系统名称：接地与防雷保护系统 Grounding and Lightning Protection System 8.2 系统主要功能 接地与防雷保护系统为电站厂房和设备提供了接地和防雷保护，包括外 部防雷和内部防雷两个方面： 外部防雷包括避雷针、避雷带、引下线、接地极等，其主要的功能是为 了确保建筑物本体免受直击雷的侵袭，将可能击中建筑物的雷电通过避雷针、 避雷带、引下线等，泄放入大地。
8.3 主要设备或工程量
我公司负责核岛接地工作主要包含设备接地、电缆桥架和电缆保护管接地以
及钢结构模块接地等工作，包括各种规格接地工程量如下：
序号 1 2 3 工程量名称 设备接地 电缆管、桥架接地 金属结构接地 数量 1385 3165 50 单位 m m m
9、 ZOS系统
9.1 系统名称：现场备用电系统 Onsite Standby Power System 9.2 系统主要功能 由两个备用柴油发电机供电的现场备用电系统（ZOS）,在厂用和首选电 源失去的情况下，主要为反应堆冷却剂系统提供后备电源。 ZOS系统主要用 于深度防御功能，分配给母线ES1和ES2(40413房间、40414房间)。每段母线 由非1E级现场备用柴油机供电。
• 低压负荷中心
• 低压电机控制中心
1.3 主要设备或工程量
序号 1 2 3 4 5 6 7 8 设备或工程量名称 中压开关柜 主泵断路器柜 主泵变频器柜 低压配电变压器 低压动力开关柜 低压电机控制中心 就地配电盘 柴油发电机 数量 台 台 台 台 台 台 台 台 单位 31 8 4 10 71 99 58 2
AP1000电气专业系统介、电气系统
AP1000技术简述
AP1000技术简述Ap1000是非能动性压水堆核电技术。
铀燃料在反应堆中裂变产生大量热量，反应堆冷却系统1回路通过高压轻水来对反应堆冷却，吸收热量并通过蒸汽发生器传递到2回路，2回路蒸汽推动汽轮机带着发电机做功，发电。
用加压水作为慢化剂和冷却剂的反应堆叫做压水堆。
二，AP1000厂房包括核岛（Ni），常规岛（ci）和电站配套设施（BOP）；核岛包括：反应堆厂房，核辅助厂房，柴油发电机组厂房，放射性废料厂房，附属厂房为钢结构厂房。
常规岛（ci）包括：汽轮机厂房，变压器区，虹吸井等。
电站配套设施（bop）：循环水泵房，水处理厂，除盐水厂房，检修车间，开关站，模拟体厂房，培训中心以及综合楼及保卫设施。
1，反应堆厂房采用双层安全壳结构，内层是钢制安全壳，外层是钢筋混凝土筒体墙，坚固可靠，增加了安全性，降低了泄漏率。
反应堆厂房作为反应堆系统的整体部分，在假象事故工况下起包容放射性气体，在正常运行时为堆芯及反应堆冷却剂系统（RCS）提供屏蔽。
安全壳容器是非能动安全壳冷却系统的组成部分，它可以在假象设计基准事故（DBA）下有效的排除热量而使安全壳不超压，位于其内的系统有RCS,PXS,CVS的反应堆冷却剂净化部分。
2，屏蔽厂房屏蔽厂房是围绕安全壳的环形结构，屏蔽厂房也是非能动安全壳冷却系统的组成部分。
3，辅助厂房辅助厂房呈半月形围绕在屏蔽厂房的周围，核辅助厂房是除反应堆厂房外最重要的厂房，大型结构模块CA20，主控室，装卸料系统均位于该厂房。
辅助厂房的基本功能是位于安全壳之外的抗震Ⅰ类机电设备提供保护，此外还保护安全相关设备不受假想电厂内部和外部事故的后果影响。
核辅助厂房包括机械设备区域，安全壳贯穿区域；燃料运输区域；4，燃料厂房燃料厂房用于新燃料和乏燃料的储存。
5，附属厂房提供了进入发电站的主要人员通道。
它包括人员和设备进入辅助厂房核岛清洁区的通道。
6，柴油发电机组厂房共有两台想同的发电机组，在失去正常电源后，发电机组提供备用电源。
AP1000简介汇编
第三代核电站与AP1000一、世界核电站可划分为四代第一代核电站：自50年至60年代初苏联、美国等建造的第一批单机容量在300MWe左右的核电站，如美国的希平港核电站和英第安角1号核电站，法国的舒兹(Chooz)核电站，德国的奥珀利海母(Obrigheim)核电站,日本的美浜1号核电站等。
第一代核电厂属于原型堆核电厂，主要目的是为了通过试验示范形式来验证其核电在工程实施上的可行性。
第二代核电站：第二代核电厂主要是实现商业化、标准化、系列化、批量化，以提高经济性。
自60年代末至70年代世界上建造了大批单机容量在600－1400MWe的标准化和系列化核电站，以美国西屋公司为代表的Model 212（600MWe，两环路压水堆，堆芯有121合组件，采用12英尺燃料组件）、Model 312（1000MWe，3环路压水堆，堆芯有157盒组件，采用12英尺燃料组件，），Model 314 （1040MWe，3环路压水堆，堆芯有157盒组件，采用14英尺燃料组件），Model 412（1200MWe，4环路压水堆，堆芯有193盒组件，采用12英尺燃料组件，）、Model 414（1300MWe，4环路压水堆，堆芯有193盒组件，采用14英尺燃料组件）、System80（1050MWe，2环路压水堆）以及一大批沸水堆（BWR）均可划入第二代核电站范畴。
法国的CPY，P4，P4′′也属于Model 312，Model 414一类标准核电站。
日本、韩国也建造了一批Model 412、BWR、System80等标准核电站。
第二代核电站是目前世界正在运行的439座核电站（2007年9月统计数）主力机组，总装机容量为3.72亿千瓦。
还共有34台在建核电机组，总装机容量为0.278亿千瓦。
在三里岛核电站和切尔诺贝利核电站发生事故之后，各国对正在运行的核电站进行了不同程度的改进，在安全性和经济性都有了不同程度的提高。
第三代核电站:对于第三代核电站类型有各种不同看法。
AP1000概况介绍
中国核工业第二三建设公司
10
2 Month
建造模块——800T 钢结构组成、业主提供、含 400T设备、管道和泵 堆腔预留洞
2005年1月8日
中国核工业第二三建设公司
11
2005年1月8日
中国核工业第二三建设公司
12
3 Month
CA1模块放置现场— 500T
2005年1月8日
中国核工业第二三建设公司
13
电气设备在附属厂房
2005年1月8日
中国核工业第二三建设公司
14
2005年1月8日
中国核工业第二三建设公司
15
4 Month
安全壳地板浇灌砼 墙、支柱
2005年1月8日
中国核工业第二三建设公司
16
钢筋混凝土浇灌 到地表面
2005年1月8日
中国核工业第二三建设公司
17
在安全壳厂房开始安装 机械 电气 HVAC
中国核工业第二三建设公司
35
2005年1月8日
中国核工业第二三建设公司
36
10 Month
安全壳第二圈 放射废物厂房到顶部
2005年1月8日
中国核工业第二三建设公司
37
11 Month
管道、机械模块仍在现 场组装
2005年1月8日
中国核工业第二三建设公司
38
12 Month
管道、机械模块仍在现 场组装
28
2005年1月8日
中国核工业第二三建设公司
29
2005年1月8日
中国核工业第二三建设公司
30
2005年1月8日
AP1000系统简介
废气处理系统
非能动余热排出系统 非能动安全注射系统
非能动安全系统
非能动安全壳冷却系统 非能动主控制室应急可居留系统
安全壳氢气控制系统
非能动氢气控制系统
壳完整性 的氢气爆燃或爆炸。
非能动是指系统的启动操作、介质流动和运 行均靠自然力完成。 非能动部件包括：容器、热交换器、泵壳、 阀体、管道及部件的支撑件等。
• 发生LOCA（冷却剂丧失事故）后，安全壳 可能有以下原因产生氢气：
• • • • 1.堆芯温度升高后由燃料包壳的锆与蒸汽反应。 2.水的辐照分解 3.安全壳内铝和锌结构材料的腐蚀。 4.RCS反应堆冷却剂中的溶解氢（氚）。
• 当氢气释放到安全壳内时，非能动自动催化复合 器（PAR）在催化剂表面复合氢气和氧气，并由 于反应焓而在PAR内产生热量，从而进一步强化 安全壳内自然循环驱动的混合。PAR可在非常低 的氢浓度（<1%）和非常高的蒸汽浓度条件下运 行促进对流，从而抑制安全壳大气的分层。
PAR特点：
低温条件下，可实现氢气的催化“燃烧” 非常低的氢浓度（<1%）和非常高的蒸汽浓度条件下运行可促 进对流。 催化剂在不湿的条件下，只要氢、氧存在，PAR立即开始复合。 如果催化剂材料是湿的，那么PAR的启动会有短暂延迟 PAR可控制氢气浓度在<4%的范围内（基准设计）
不足：
催化剂表面会中毒，需要大的表面积； 不能有效缓解氢浓度峰值； 由于复合过程中氧气的不断消耗，一定时间以后复合效率 下降。
Advanced Passive PWR
非能动安全先进核电站
——AP1000
概述
AP1000是美国西屋公司设计研収的双环路 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、经济性有了显著的提高。
AP1000概述
2014-7-9
在AP1000设计中，运用PRA分析找出设计中的薄 弱环节并加以改进，提高安全水平。AP1000考虑 内部事件的堆芯熔化概率和放射性释放概率分别 为5.1×10-7/堆年和5.9×10-8/堆年，远小于第二 代的1×10-5/堆年和1×10-6/堆年的水平。
2014-7-9
简化非能动设计大幅度减少了安全系统的设备和 部件，与正在运行的电站设备相比，阀门、泵、 安全级管道、电缆、抗震厂房容积分别减少了约 50%，35%，80%，70%和45%。同时采用标准 化设计，便于采购、运行、维护，提高经济性。 西屋公司以AP600的经济分析为基础，对AP1000 作的经济分析表明，AP1000的发电成本小于3.6美 分/kWh，具备和天然气发电竞争的能力
2014-7-9
美国最早开展严重事故的研究，美国原子能委员 会1974年发表的《核电站风险报告》WASH-1400 报告首次将概率安全分析技术应用到核电厂，提 出了以事件发生频率为依据的事故分类方法。 WASH-1400报告首次指出，核电厂风险主要并非 来自设计基准事故，而是导致堆芯熔化的严重事 故。WASH-1400还首次建立了安全壳失效模式和 放射性物质释放模式。
2011614核能和平利用的历程19511951年美国利用一座生产钚的反应堆的余热试验发电年美国利用一座生产钚的反应堆的余热试验发电上世纪上世纪7070年代中期进入了发展核电站的高潮年代中期进入了发展核电站的高潮1717截止截止20052005年年11月月19541954年苏联建成世界上第一座核电站年苏联建成世界上第一座核电站美国英国和法国相继建成一批核电站美国英国和法国相继建成一批核电站美国的核电站100多座我国秦山核电站于我国秦山核电站于19911991年并网发电
AP1000
AP1000先进非能动核电技术介绍AP1000 是由美国西屋公司开发的先进的非能动的压水堆（Advanced Passive PWR）。
2002年3月，美国核管会已经完成AP1000设计的预认证审查（Pre-certification Review），AP600有关的试验和分析程序可以用于AP1000设计。
2004年12月获得了美国核管会授予的最终设计批准。
AP1000为单堆布置两环路机组，电功率1250MWe，设计寿命60年，主要安全系统采用非能动设计，布置在安全壳内，安全壳为双层结构，外层为预应力混凝土，内层为钢板结构。
AP1000主要的设计特点包括：（1）主回路系统和设备设计采用成熟电站设计AP1000堆芯采用西屋的加长型堆芯设计，这种堆芯设计已在比利时的Doel 4号机组、Tihange 3号机组等得到应用；燃料组件采用可靠性高的Performance+；采用增大的蒸汽发生器（D125型），和正在运行的西屋大型蒸汽发生器相似；稳压器容积有所增大；主泵采用成熟的屏蔽式电动泵；主管道简化设计，减少焊缝和支撑；压力容器与西屋标准的三环路压力容器相似，取消了堆芯区的环焊缝，堆芯测量仪表布置在上封头，可在线测量。
（2）简化的非能动设计提高安全性和经济性AP1000主要安全系统，如余热排出系统、安注系统、安全壳冷却系统等，均采用非能动设计，系统简单，不依赖交流电源，无需能动设备即可长期保持核电站安全，非能动式冷却显著提高安全壳的可靠性。
安全裕度大。
针对严重事故的设计可将损坏的堆芯保持在压力容器内，避免放射性释放。
在AP1000设计中，运用PRA分析找出设计中的薄弱环节并加以改进，提高安全水平。
AP1000考虑内部事件的堆芯熔化概率和放射性释放概率分别为5.1×10-7/堆年和5.9×10-8/堆年，远小于第二代的1×10-5/堆年和1×10-6/堆年的水平。
简化非能动设计大幅度减少了安全系统的设备和部件，与正在运行的电站设备相比，阀门、泵、安全级管道、电缆、抗震厂房容积分别减少了约50%，35%，80%，70%和45%。
AP1000技术简介知识讲解
AP1000非能动安全系统 2、非能动安全注射系统
陈钢电子文档编号PPT-2008-3-21
AP1000非能动安全系统
陈钢电子文档编号PPT-2008-3-21
AP1000非能动安全系统
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。
电厂设计寿命
60年
反应堆热功率
设计地震烈度(地面加速 度)
0.3g
电厂效率(净)
电厂输出电功率(毛)
1200MWe 电厂可利用率
3400MWt 32.7% 93%
电厂输出电功率(净)
1117MWe 堆芯熔化频率
5.08×10-7 1/ry
核蒸汽供应系统功率
3415MWt 大量早期释放频率 5.94×10-8 1/ry
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。
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（由下图的红框表示）。
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。
主控室采用布置紧凑的计算机工作站控制技术，人 机接口设计充分考虑了运行电站的经验反馈。
AP1000重点
非能动先进核电厂AP1000第一章(1)AP1000核电厂一回路的配置（热段、冷段、主泵、蒸汽发生器数目）2热段4冷段4主泵2蒸汽发生器第二章(1)AP1000 燃料棒的特点。
A、锆铌包壳；B、一体化可燃吸收体；C、轴向再生区；D下部空腔(2)AP1000灰棒组件与M310堆型的灰棒组件相比的异同点AP1000灰棒组件吸收体：不锈钢吸收体12根、银铟镉合金吸收体12根；M310灰棒组件吸收体：不锈钢吸收体16根、银铟镉合金吸收体8根。
第三章(1)AP1000压力容器与M310堆型压力容器相比的异同点A、下壳体无纵向焊缝；B、四进两出、两个直接安注管嘴；C、入口接管嘴轴线与出口接管嘴最高点平齐；D、下封头上没有贯穿孔；E、上封头和法兰一体化环形锻件。
(2)AP1000 蒸汽发生器与M310堆型SG相比的异同点A、U形传热管采用三角形排列；B、采用三叶梅花孔支承板；C、采用椭球形一次侧下腔室；D、蒸汽发生器下封头直接与两台反应堆冷却剂泵的壳体连接；E、给水环管上的倒J形管均匀分布。
(3)AP1000屏蔽电机泵的冷却(了解)A、低温电机在下，高温的叶轮壳体在上，且两者这件由迷宫式密封分隔，由热屏部件隔热；B、电动机的定子和转子通过屏蔽套由辅助叶轮循环的冷却水冷却；C、定子腔外侧通过电动机的承压壳体将热量直接传递给电机壳体冷却套中的设备冷却水。
(4)AP1000屏蔽电机泵的优点A、无轴封无泄漏；B、辅助系统简化；C、整体占用空间小；D、高可靠性维护简单；E、水力模型优秀。
第四章(1)AP1000非能动安全系统包括哪些子系统？非能动堆芯余热排出系统非能动安全注入系统非能动安全壳冷却系统氢气控制系统的氢气复合子系统非能动主控室可居留系统(2)AP1000 非能动余热排出系统的流程(掌握图4.2a)(3)AP1000 非能动安全注入系统的流程（掌握图4.3）(4)ADS的功能(5)爆破阀的特点(了解)(6)非能动堆芯冷却系统的结构图（掌握图4.1）第五章(1)Ap1000安全壳的基本构成及作用。
AP1000-最安全的核电技术
AP1000:最安全的核电技术我国在浙江三门新建的AP1000核电站机组,第一台在2022年就能并网运行。
这将是世界上第一座第三代AP1000核电站,比XX提前了两年半。
AP1000技术是目前最安全的核电技术,是全世界核电发展50年经验和智慧的结晶。
2022年12月15日上午,我国第三代核电自主化依托项目浙江三门核电站2号机组提前一个半月实现主体工程全面开工。
以此为标志,我国引进目前世界上安全性最好、技术最先进的核电技术,建设的4台AP1000先进核电机组已经有3台先后进入主体工程建设阶段。
什么是AP1000西屋公司总裁兼首席执行官史睿智先生接受新华社记者采访时表示,西屋的AP1000核电技术是目前唯一一项通过XX核管理委员会最终设计批准的“第三代+”核电技术,“这是目前全球核电市场中最安全、最先进的商业核电技术”。
AP1000是一种先进的“非能动型压水堆核电技术”。
用铀制成的核燃料在“反应堆”的设备内发生裂变而产生大量热能,再用处于高压下的水把热能带出,在蒸汽发生器内产生蒸汽,蒸汽推动汽轮机带着发电机一起旋转,电就不断地产生出来,并通过电网送到四面八方。
采用这一原理的核电技术就是压水堆核电技术。
AP1000最大的特点就是设计简练,易于操作,而且充分利用了诸多“非能动的安全体系”,比如重力理论、自然循环、聚合反应等,比传统的压水堆安全体系要简单有效得多。
这样既进一步提高了核电站的安全性,同时也能显著降低核电机组建设以及长期运营的成本。
据西屋公司提供的技术材料称,AP1000在建设过程中,可利用模块化技术,多头并进实施建设,极大地缩短了核电机组建设工期。
AP1000从开工建设到加载原料开始发电,最快只需要36个月,建设成本方面的节约优势明显。
西屋公司预计,中国的4台核电机组将于2022年建成发电。
中国在XX、法国、俄罗斯等投标方中认真比较后选择西屋的核电技术。
在XX本土,计划中将要建设的18台核电机组中,已经有至少12个确定选择AP1000技术为设计基础。
- 1、下载文档前请自行甄别文档内容的完整性，平台不提供额外的编辑、内容补充、找答案等附加服务。
- 2、"仅部分预览"的文档,不可在线预览部分如存在完整性等问题,可反馈申请退款(可完整预览的文档不适用该条件!)。
- 3、如文档侵犯您的权益，请联系客服反馈,我们会尽快为您处理(人工客服工作时间：9:00-18:30)。
所有关于AP1000AP1000的设计理念在传统成熟的压水堆核电技术的基础上，安全系统采用“非能动” 设计理念。
“非能动安全系统” 利用自然物理现象-重力、自然循环(蒸发、冷凝和密度差）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：● 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；● 预防和缓解事故和严重事故的操作简化;● 安全性能显著提高；由于设计简化、系统简化、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。
AP1000总体概括及特点1. 总体概况AP1000是西屋公司开发的一种双环路1000 MW的压水堆核电机组，其主要特点有：采用非能动的安全系统，安全相关系统和部件大幅减少、具有竞争力的发电成本、60年的设计寿命、数字化仪空室、容量因子高、易于建造(工厂制造和现场建造同步进行)等，其设计与性能特点满足用户要求文件（URD）的要求。
西屋公司在开发AP1000之前，已完成了AP600的开发工作，并于1998年9月获得美国核管会（NRC）的最终设计批准（FDA），1999年12月则获得NRC的设计许可证，该设计许可证的有效期为15年。
屋公司投入了大量人力，通过大量的实体试验和众多听证与答辩来确保其设计的成熟性。
AP1000基本上保留了AP600核岛底座的尺寸，但也作了适当的设计改进以提升AP1000的先进性和竞争力：增加堆芯长度和燃料组件的数目；加大核蒸汽供应系统主要部件的尺寸；适当增加反应堆压力壳的高度；采用△125的蒸汽发生器；采用大型密封反应堆主泵（装备有变速调节器）；采用大型的稳压器；增加安全壳的高度；增加某些非能动安全系统部件的容量；增加汽轮机岛的尺寸和容量等。
2. 主要技术特点反应堆采用西屋成熟的Model314技术，该技术已成功地用于比利时Doel-4、Tihange-3和美国South Texas Project电站上。
反应堆冷却系统为二环路设计，每个环路通过冷却剂管道联接有一台大容量蒸汽发生器和两台密封式的冷却剂泵，此外冷却系统上还联接有一台稳压器。
采用非能动的安全系统。
它采用双层安全壳，并保留了AP600的非能动安全系统的构架，系统设计简化，安全性大大提高。
仪控系统是基于Sizewell B的全数字技术而开发完成的，特别采用了经验证的数字化安全系统，采用了紧凑型的工作站式的控制室，采用了基于影像技术的人-机接口。
AP1000的经济性AP1000 安全系统采用非能动的理念，安全系统配置简化、安全支持系统减少、安全级设备和抗震厂房减少、IE级应急柴油机系统和很多能动设备被取消，以及大宗材料需求明显降低。
AP1000的安全系统及其设备数量得到大量的减少，例如AP1000的安全级泵和阀门分别为6台（包括4台主泵）和599台，EPR 则为88台和7000台。
再加上模块化设计和建造新技术的采用，由此派生出了设计简化、系统设置简化、工艺布置简化、施工量减少、工期缩短以及运行方便、维修简单等一系列效应。
从长远观点来看，AP1000不仅使安全性能得到显著提高，而且费用和长期的运行费用也得到明显降低，在经济上也具有较强的竞争力。
这种优势在批量建造若干台（譬如8至10台）后AP1000核电机组将会越来越明显。
P1000主要设备简介从制造的角度看，除了AP1000特有的主泵和爆破阀等极少量的设备外，主要设备与目前国内制造的2.5代设备相近；关键的制造难点：◆AP1000的主泵是屏蔽泵，可以避免泄漏，具有很大的优点和吸引力，但与以往的轴封式主泵很不同。
加工精度高、配件均是非商品级的，国产化难度大。
◆主管道是锻件，不是以往的铸件，其中的主要接管和弯头与管子合成单件产品，这在我国还是第一次，尚无经验可谈。
目前有几家公司都在紧锣密鼓地在试制攻关。
◆爆破阀也是AP1000的一个特点，其中的驱动装置是由炸药爆炸切断原来密闭的管道封板，以满足应急打开要求。
◆重型锻件的结构、重量和质量有别于2.5代的大锻件，它必须满足60年寿命的要求。
这里包括反应堆压力容器的一体化顶盖、法兰接管段、蒸发器下封头，也包括蒸发器的管板等。
其中，反应堆压力容器的一体化上封头与一体化下法兰接管段由于需要350吨左右的钢锭，目前全世界只有日本制钢可供货，国产化难度大。
蒸发器下封头型线复杂，需要对3根主管道与两个人孔对接焊提供冲压的翻边，需要更大的锻造能力、工装与经验。
◆其他设备：包括堆内构件和控制棒驱动机构也有别于过去的设备，比如，堆内构件更多采用了焊接方式，需要一定的工艺试验和攻关；驱动机构与60年寿命相适应的材料、零件与加工工艺相适应；其他二三核级阀门国内制造供货的经验也少，即使第五套后也还需要进口。
AP1000主设备设计制造技术的转让情况西屋公司转让核岛工艺与系统设计，提供主要设备的技术规格书和指导图，以及核蒸汽关于系统的主设备基础设计，这部分由西屋公司转让。
其他设备，根据SNPTC与WEC商定，由西屋（分包方）联队提供设备的设计与制造技术。
主设备转让方反应堆压力容器Doosan（韩国斗山）蒸汽发生器Doosan（韩国斗山）堆内构件NCMD 西屋公司核部件制造厂控制棒驱动机构NCMD 西屋公司核部件制造厂燃料装卸料设备美国ParNuclear一体化安全壳顶盖Ansaldo意大利安莎多环形吊车美国ParNuclear电控爆破阀美国SPX.已经或即将进行技术转让谈判有如下各项:①反应堆压力容器②蒸汽发生器（南韩斗山）、③反应堆内件与④控制棒驱动机构（WEC下属的核电设备制造部NCMD)、⑤爆破阀（美国SPX公司)、⑥反应堆冷却剂泵（美国EMD公司）、⑦环吊与⑧装卸料机（美国WEC下属的NuPar 公司）、⑨安全壳一体化顶盖（意大利ANSALDO)等项。
除了上述9个项目外，国产化难度高的大锻件、主管道和关键核级阀门等不属转让范围。
不转让的部分还包括：1 RCP: 计算机程序－EMD称用于军事，较多的关键部件和材料属于第三方制造,诸如：石墨自润滑轴承，陶瓷密封端子、屏蔽套薄板HASTERLLOY材料、不锈钢铸造外壳以及外置冷却器等。
没有这些材料和部件，设备国产化和供货还受限制。
2 环吊:电控EX-SAM部套是选项，不在转让之列。
WEC与SNPTC和第三方机构一起签订一个对EX-SAM系统全部技术资料的保管协议。
当出现不可抗原因时，由第三方机构向SNPTC提供资料。
3 各类核级阀门:WEC认为在国内已有合资企业生产，只有当合资企业在中国境内不再生产相关产品时向中方进行技术转让。
目前或一个相当时间内一些关键阀门如稳压器安全阀等，还需从国外购进。
4 主管道:与其他大型铸锻件情况一样，由于WEC联合体没有制造能力和技术，其供货商明确不转让锻件制造技术。
WEC联合体对此表示无能为力，将主管道列为B类供货，即由中方采购范围，不属于技术转让范围。
解决办法可能是国内攻关，择优选择，来不及时，向国外采购。
5 其他低合金钢锻件:国内有几家紧锣密鼓的攻关，进行工艺评定与产品评定，可以解决绝大部分的大型锻件的供货，少量的特殊锻件来不及时，可能需要短期采购。
AP1000先进非能动核电技术介绍AP1000 是由美国西屋公司开发的先进的非能动的压水堆（Advanced Passive PWR）。
2002年3月，美国核管会已经完成AP1000设计的预认证审查（Pre-certification Review），AP600有关的试验和分析程序可以用于AP1000设计。
2004年12月获得了美国核管会授予的最终设计批准。
AP1000为单堆布置两环路机组，电功率1250MWe，设计寿命60年，主要安全系统采用非能动设计，布置在安全壳内，安全壳为双层结构，外层为预应力混凝土，内层为钢板结构。
AP1000主要的设计特点包括：（1）主回路系统和设备设计采用成熟电站设计AP1000堆芯采用西屋的加长型堆芯设计，这种堆芯设计已在比利时的Doel 4号机组、Tihange 3号机组等得到应用；燃料组件采用可靠性高的Performance+；采用增大的蒸汽发生器（D125型），和正在运行的西屋大型蒸汽发生器相似；稳压器容积有所增大；主泵采用成熟的屏蔽式电动泵；主管道简化设计，减少焊缝和支撑；压力容器与西屋标准的三环路压力容器相似，取消了堆芯区的环焊缝，堆芯测量仪表布置在上封头，可在线测量。
（2）简化的非能动设计提高安全性和经济性AP1000主要安全系统，如余热排出系统、安注系统、安全壳冷却系统等，均采用非能动设计，系统简单，不依赖交流电源，无需能动设备即可长期保持核电站安全，非能动式冷却显著提高安全壳的可靠性。
安全裕度大。
针对严重事故的设计可将损坏的堆芯保持在压力容器内，避免放射性释放。
在AP1000设计中，运用PRA分析找出设计中的薄弱环节并加以改进，提高安全水平。
AP1000考虑内部事件的堆芯熔化概率和放射性释放概率分别为5.1×10-7/堆年和5.9×10-8/堆年，远小于第二代的1×10-5/堆年和1×10-6/堆年的水平。
简化非能动设计大幅度减少了安全系统的设备和部件，与正在运行的电站设备相比，阀门、泵、安全级管道、电缆、抗震厂房容积分别减少了约50%，35%，80%，70%和45%。
同时采用标准化设计，便于采购、运行、维护，提高经济性。
西屋公司以AP600的经济分析为基础，对AP1000作的经济分析表明，AP1000的发电成本小于3.6美分/kWh，具备和天然气发电竞争的能力。
（3）严重事故预防与缓解措施AP1000设计中考虑了以下几类严重事故：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。
为防止堆芯熔融物熔穿压力容器和混凝土底板发生反应，AP1000采用了将堆芯熔融物保持在压力容器内设计（IVR）。
在发生堆芯熔化事故后，将水注入到压力容器外璧和其保温层之间，可靠地冷却掉到压力容器下封头的堆芯熔融物。
在AP600设计时已进行过IVR的试验和分析，并通过核管会的审查。
对于AP1000，这些试验和分析结果仍然适用，但需作一些附加试验。
由于采用了IVR技术，可以保证压力容器不被熔穿，从而避免了堆芯熔融物和混凝土底板发生反应。
针对高压熔堆事故，AP1000主回路设置了4列可控的自动卸压系统（ADS），其中3列卸压管线通向安全壳内换料水储存箱，1列卸压管线通向安全壳大气。