三菱重工APWR的设计改进
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Ｕ ． Ｐ 日本 ＡＰ Ｕ ４ 环路 Ｐ Ｓ Ａ ＷＲ ＷＲ Ｓ ＷＲ
进一步降低运行（ 燃料 以及运 行与维护） 成本，Ｕ —Ｐ ＳＡ ＷＲ将 获得额 外增 加 的发 电能力 ，电 功率达到 ｌ ０ ０ＭＷ 级。这是 ７ 因 为 电 厂 热 效 率 提 高 了 约 １％ ， 而 热 功 率 保 持 与 日本 ０ ＡＰ ＷＲ完 全一样 的 ４ ５ ＭＷ 。 ４１
１ 设 计 特 点
表 １ 列出了日本 Ａ ＷＲ Ｐ 、Ｕ — Ｐ Ｓ ＷＲ和用于近期美国典型的 ４环路 Ｐ Ａ ＷＲ的主要技 术参数。 为了利用规模经济的优势 ， 本 Ａ ＷＲ的输 出电功率已通过增加堆芯和主要设备的 日 Ｐ
容量 而提高 到 １ ３ ＭＷ 。 了 ８ ５ 为
表 １ ＵＳＡ ＷＲ和 日本 ＡＰ —Ｐ ＷＲ主要技术参数 比较
６０ ２
燃料组件数
燃料 棒排列
２７ ５
ｌ ｘ７ ７ １
２７ ５
ｌｘ ７ ７ ｌ
１３ ９
１ｘ７ ７ ｌ
通过提高蒸汽发生器和汽轮机 系统的效率 ，使电厂总效率得
以增加 。
活性燃料高度／ ｆ ｌ
平 均 线功率 密度 ｗ・ ｆ
ｌ ４
４ ． ６
１ ２
５３
ｌ ２
５ ７
２０ ０ ８年
国
外
核
动
力
第 ４期
三菱重工 Ａ ＷＲ的设计 改进 Ｐ
Ｍ ａ ａ ｉ ｏＫａ ｅ ａ Ｔ ｋ ｌ ｍｉ ｄ ｓ ｈ ｋ ｎ ｄ ， ａ ａｕ Ｎｏ ａ
为了满足美国市场的需求，日 本三菱重工公司（ ） ＭＨＩ 对其先进型压水堆（ Ｐ ） Ａ ＷＲ 进行
了设计改进。 虽然热功率与 日 本原有的 Ａ ＷＲ相同， 由于提高 了热效率使输出电功率 Ｐ 但
况下降低堆芯 比功率。这种低功率密度的设计不仅提供了较大的热工裕量 ，而且也允许 比２ 批次换料策略的循环更长的 ２ 个月运行循环周期 ，同时考虑在提高热效率 口 ４ 上所 述） 的情况下 ，这将导致比传统 Ｐ ＷＲ降低约 １％的铀需求量。 ６ 随着 Ａ ＷＲ和 Ｕ — Ｐ Ｐ Ｓ ＷＲ更大堆芯的采用 ， Ａ 诸如反应堆压力容器、 主泵之类有关设 备相对于传统 ４ 环路 Ｐ ＷＲ核电厂所用的设备也要相应加大。
和 ４ ，目 号１ 前正在 申请执照。 Ａ ＷＲ设计基于传统 的 ４ Ｐ 环路压水堆（ＷＲ 核电厂技术 ，这种核电厂在 日 已经积 Ｐ ） 本
累了很有价值的运行经验 ， 获得了较高的输出电功率。 此外 ， 了提高经济性 、 为 安全性 、 可靠性 、可运行性和可维修性 ， Ａ ＷＲ进行了改进。同时 ，考虑到美 国（ 对 Ｐ 核电） 市场的 复苏 ， 三菱重工在不增加堆芯热功率的情况下 ， 通过改进 Ａ ＷＲ的某些设计特性 ， Ｐ 已经 开发 出具有 更 大容 量 的 Ａ ＷＲ 改 进 机组 。ＭＨ Ｐ Ｉ计 划 向美 国核管 会 申请 美 国型 Ａ ＷＲＵ — Ｐ ） Ｐ （ Ｓ ＷＲ 的设计证书 ，并已召开过一些预 申请评审会 。 Ａ
２３０ ０
５ ０ ５ ０ ０
１ ０ ０ ８
设计 寿命／ 年
６ ０
６ ０
４ ０
装载 ２７个 ｌ×７型燃 料组件 。 ５ ７１ 考虑 到源 于水平 氙振荡稳 定性 的限制 ， 大 了堆 芯直径 ， 加
使堆芯容量（ 功率） 最大化。 Ａ ＷＲ采用 日 Ｐ Ｐ 本 ＷＲ广泛应用的 ｌ 英尺长的燃料组件， ｓＡ ＷＲ采用 同样的设 ２ ｕ ．Ｐ 计，但是有效燃料高度从 ｌ 英尺延长到 １ 英尺，以便在保持反应堆容器直径相同的情 ２ ４
输出总电功率／ Ｍｗ
堆芯 输 出热功￣ ／ －ＭＷ 环路 数 冷却 剂压力 ，ｓ ｐｉ ａ
热段 冷却剂 温度 厂 Ｆ
１０ ０ ７
４４ １ ５ ４ ２ ５ ０ ２
６７ ｌ
ｌ ３ ８ ５
４４ １ ５ ４ ２２０ ５
６７ ｌ
ｌ ｌ ９ ２
３５５ ６ ４ ２２０ ５
效率有进一步贡献。这是因为采用了三角形排列和更窄的管间距。结果 ，虽然传热面积 有所增加 ，但 ９Ｔ －蒸汽发生器的直径比 Ａ ＷＲ所用的 ７Ｆ１ １Ｔ１ Ｐ ０ ． 蒸汽发生器的略小。 同时 ，由于采用 Ｔ ６０ Ｔ ９ 合金管子以及十点支承抗振杆（Ｖ ） Ａ Ｂ ，相对于传统的六点支
承缩短了支承间距 ，可靠性得到进一步提高。 为了获得高效率和更好 的可靠性 ， Ｐ Ａ ＷＲ汽轮机完全采用 了 ３ 维反动式叶片 ， 其运 行记录特别好 ， 尤其对核 电用汽轮机 ， 还采用了 ５ 英寸（ ７ ｍ 整体围带叶片（ Ｂ型式 ４ １ ） ３ｃ Ｉ ） Ｓ
控制棒束组件数
热工设 计 流量， Ｔ 路 即１
６ ９
ｌ２００ ｌ ０
６ ９
ｌ３６０ １ ０
５ ３
９ ０ ３６０
２ 大堆芯、低功率密度
ＡＰ ＷＲ和 ＵＳＡＰ ． ＷＲ堆芯
ｓ Ｇ传热面积／ ｓ Ｇ
稳压 器容积 ／ ｆ 【
９ ０ １ ０ ５
２ ０ ９０
７ ０ ０００
得以增加 。 在美 国无新建核电站的 ２ ０多年的断档期之后 ，许多新核电机组已处于计划之中。
同时 ， 三菱重工正在继续进行核电机组的设计、制造和建设 ，包括设计 比传统 ４环路核 电机组更 大容量 的 ＡＰ ＷＲ。 日本 目前 正计划 建造 ２台这 种 ＡＰ ＷＲ 机 组［ 贺（ｓｒｇ ３ 敦 Ｔｕｕ ａ）
３ 高的热效 率
对 于 Ｕ —Ｐ ＳＡ ＷＲ，ＭＨ Ｉ特别强 调提高 热效 率 ，以便输 出更 多 的电力 ， 其 运行成本 使
比Ａ ＷＲ约低 １％。 Ｐ ０ 在 Ａ ＷＲ和 Ｕ —Ｐ Ｐ ＳＡ ＷＲ的蒸汽发生器 中， 应用了较小但更有效的分离器 ， 使蒸汽湿
度 降低到原来的 １ ０ 还用了外径 ３ 英寸（． ５ 更加紧凑 ， 同时获得更好的性能。 此外 ， ＳＡ ＷＲ蒸汽发生器（１ 、 型） Ｕ ．Ｐ ９，－ 丌 １ 设计增大了 ３％的传热面积 ， ０ 这对提高热
进一步降低运行（ 燃料 以及运 行与维护） 成本，Ｕ —Ｐ ＳＡ ＷＲ将 获得额 外增 加 的发 电能力 ，电 功率达到 ｌ ０ ０ＭＷ 级。这是 ７ 因 为 电 厂 热 效 率 提 高 了 约 １％ ， 而 热 功 率 保 持 与 日本 ０ ＡＰ ＷＲ完 全一样 的 ４ ５ ＭＷ 。 ４１
１ 设 计 特 点
表 １ 列出了日本 Ａ ＷＲ Ｐ 、Ｕ — Ｐ Ｓ ＷＲ和用于近期美国典型的 ４环路 Ｐ Ａ ＷＲ的主要技 术参数。 为了利用规模经济的优势 ， 本 Ａ ＷＲ的输 出电功率已通过增加堆芯和主要设备的 日 Ｐ
容量 而提高 到 １ ３ ＭＷ 。 了 ８ ５ 为
表 １ ＵＳＡ ＷＲ和 日本 ＡＰ —Ｐ ＷＲ主要技术参数 比较
６０ ２
燃料组件数
燃料 棒排列
２７ ５
ｌ ｘ７ ７ １
２７ ５
ｌｘ ７ ７ ｌ
１３ ９
１ｘ７ ７ ｌ
通过提高蒸汽发生器和汽轮机 系统的效率 ，使电厂总效率得
以增加 。
活性燃料高度／ ｆ ｌ
平 均 线功率 密度 ｗ・ ｆ
ｌ ４
４ ． ６
１ ２
５３
ｌ ２
５ ７
２０ ０ ８年
国
外
核
动
力
第 ４期
三菱重工 Ａ ＷＲ的设计 改进 Ｐ
Ｍ ａ ａ ｉ ｏＫａ ｅ ａ Ｔ ｋ ｌ ｍｉ ｄ ｓ ｈ ｋ ｎ ｄ ， ａ ａｕ Ｎｏ ａ
为了满足美国市场的需求，日 本三菱重工公司（ ） ＭＨＩ 对其先进型压水堆（ Ｐ ） Ａ ＷＲ 进行
了设计改进。 虽然热功率与 日 本原有的 Ａ ＷＲ相同， 由于提高 了热效率使输出电功率 Ｐ 但
况下降低堆芯 比功率。这种低功率密度的设计不仅提供了较大的热工裕量 ，而且也允许 比２ 批次换料策略的循环更长的 ２ 个月运行循环周期 ，同时考虑在提高热效率 口 ４ 上所 述） 的情况下 ，这将导致比传统 Ｐ ＷＲ降低约 １％的铀需求量。 ６ 随着 Ａ ＷＲ和 Ｕ — Ｐ Ｐ Ｓ ＷＲ更大堆芯的采用 ， Ａ 诸如反应堆压力容器、 主泵之类有关设 备相对于传统 ４ 环路 Ｐ ＷＲ核电厂所用的设备也要相应加大。
和 ４ ，目 号１ 前正在 申请执照。 Ａ ＷＲ设计基于传统 的 ４ Ｐ 环路压水堆（ＷＲ 核电厂技术 ，这种核电厂在 日 已经积 Ｐ ） 本
累了很有价值的运行经验 ， 获得了较高的输出电功率。 此外 ， 了提高经济性 、 为 安全性 、 可靠性 、可运行性和可维修性 ， Ａ ＷＲ进行了改进。同时 ，考虑到美 国（ 对 Ｐ 核电） 市场的 复苏 ， 三菱重工在不增加堆芯热功率的情况下 ， 通过改进 Ａ ＷＲ的某些设计特性 ， Ｐ 已经 开发 出具有 更 大容 量 的 Ａ ＷＲ 改 进 机组 。ＭＨ Ｐ Ｉ计 划 向美 国核管 会 申请 美 国型 Ａ ＷＲＵ — Ｐ ） Ｐ （ Ｓ ＷＲ 的设计证书 ，并已召开过一些预 申请评审会 。 Ａ
２３０ ０
５ ０ ５ ０ ０
１ ０ ０ ８
设计 寿命／ 年
６ ０
６ ０
４ ０
装载 ２７个 ｌ×７型燃 料组件 。 ５ ７１ 考虑 到源 于水平 氙振荡稳 定性 的限制 ， 大 了堆 芯直径 ， 加
使堆芯容量（ 功率） 最大化。 Ａ ＷＲ采用 日 Ｐ Ｐ 本 ＷＲ广泛应用的 ｌ 英尺长的燃料组件， ｓＡ ＷＲ采用 同样的设 ２ ｕ ．Ｐ 计，但是有效燃料高度从 ｌ 英尺延长到 １ 英尺，以便在保持反应堆容器直径相同的情 ２ ４
输出总电功率／ Ｍｗ
堆芯 输 出热功￣ ／ －ＭＷ 环路 数 冷却 剂压力 ，ｓ ｐｉ ａ
热段 冷却剂 温度 厂 Ｆ
１０ ０ ７
４４ １ ５ ４ ２ ５ ０ ２
６７ ｌ
ｌ ３ ８ ５
４４ １ ５ ４ ２２０ ５
６７ ｌ
ｌ ｌ ９ ２
３５５ ６ ４ ２２０ ５
效率有进一步贡献。这是因为采用了三角形排列和更窄的管间距。结果 ，虽然传热面积 有所增加 ，但 ９Ｔ －蒸汽发生器的直径比 Ａ ＷＲ所用的 ７Ｆ１ １Ｔ１ Ｐ ０ ． 蒸汽发生器的略小。 同时 ，由于采用 Ｔ ６０ Ｔ ９ 合金管子以及十点支承抗振杆（Ｖ ） Ａ Ｂ ，相对于传统的六点支
承缩短了支承间距 ，可靠性得到进一步提高。 为了获得高效率和更好 的可靠性 ， Ｐ Ａ ＷＲ汽轮机完全采用 了 ３ 维反动式叶片 ， 其运 行记录特别好 ， 尤其对核 电用汽轮机 ， 还采用了 ５ 英寸（ ７ ｍ 整体围带叶片（ Ｂ型式 ４ １ ） ３ｃ Ｉ ） Ｓ
控制棒束组件数
热工设 计 流量， Ｔ 路 即１
６ ９
ｌ２００ ｌ ０
６ ９
ｌ３６０ １ ０
５ ３
９ ０ ３６０
２ 大堆芯、低功率密度
ＡＰ ＷＲ和 ＵＳＡＰ ． ＷＲ堆芯
ｓ Ｇ传热面积／ ｓ Ｇ
稳压 器容积 ／ ｆ 【
９ ０ １ ０ ５
２ ０ ９０
７ ０ ０００
得以增加 。 在美 国无新建核电站的 ２ ０多年的断档期之后 ，许多新核电机组已处于计划之中。
同时 ， 三菱重工正在继续进行核电机组的设计、制造和建设 ，包括设计 比传统 ４环路核 电机组更 大容量 的 ＡＰ ＷＲ。 日本 目前 正计划 建造 ２台这 种 ＡＰ ＷＲ 机 组［ 贺（ｓｒｇ ３ 敦 Ｔｕｕ ａ）
３ 高的热效 率
对 于 Ｕ —Ｐ ＳＡ ＷＲ，ＭＨ Ｉ特别强 调提高 热效 率 ，以便输 出更 多 的电力 ， 其 运行成本 使
比Ａ ＷＲ约低 １％。 Ｐ ０ 在 Ａ ＷＲ和 Ｕ —Ｐ Ｐ ＳＡ ＷＲ的蒸汽发生器 中， 应用了较小但更有效的分离器 ， 使蒸汽湿
度 降低到原来的 １ ０ 还用了外径 ３ 英寸（． ５ 更加紧凑 ， 同时获得更好的性能。 此外 ， ＳＡ ＷＲ蒸汽发生器（１ 、 型） Ｕ ．Ｐ ９，－ 丌 １ 设计增大了 ３％的传热面积 ， ０ 这对提高热