AP1000反应堆结构设计
AP1000第三代反应堆系统介绍精讲
AP1000是AP600的扩大容量版，其设计保留了AP600的主要特点，同
时运用了一些已经验证的技术
AP1000的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。
采用西屋公司三环路反应堆压力容器
31
非能动安全系统
AP1000的设计特点
由于非能动安全系统的采用，在万一发生事故时 堆芯冷却及安全壳减压等，不依靠泵之类的能动 设备，仅依靠所谓重力下降自然循环压缩气体膨 胀力的自然力便可实现
由于没有能动设备所以取消了要求纵深防御安全 系统的交流电源设备、应急用柴油发电机等，
由于取消了依靠泵的驱动力的安全系统设备系统 得到了简化
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AP1000的设计特点
高安全水平
18
AP600的高安全性（CDF对比）
19
AP1000的设计特点
简化的系统结构及设备
20
AP1000比标准1000MW压水堆 的结构简化
1000MW 压 水 AP1000
减少
堆
泵
280
180
36％
ASME阀门
2800
1400
50％
ASME管道系统
33500
采用西屋Performance+燃料组件
AP1000的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。
采用经验证的△125蒸汽发生器，其设计源自西屋-CE，已用于
South Texas Project-1、-2和Arkansas-2等机组
AP1000反应堆厂房总体布置设计分析
【 摘 要】核 电站的总体布 置设计是整冷 却剂系统、非能动堆芯冷却 系统、非 能动安 全壳冷却系统、安全壳氢气控 制系 统、蒸 汽 发生器 系统、化学和容积控制系统 、安全 壳再循 环 冷却系统等 。 １ ．屏蔽厂房布置 屏蔽 厂房主要包括如下物项 ：屏 蔽厂房圆柱结 构 、屏 蔽厂房屋顶结构 、非能动安全 壳冷 却系统的 空气入 口、重力 水箱 、空气扩 散器及 空气 导流板 。 屏蔽厂房屋顶结构为非 能动安全壳冷却系统重 力水箱和空气扩散器提供支撑 空气扩散器布置在 屋顶中心 ，空气进气 口位于厂 房圆柱结构的顶部 。 屏蔽厂房与安全壳之 间的环形 区可分为下部环形 区 （ １ ０ ０ 以下 ） 、中间环 形区 （ １ ０ ０ ～１ ３ ２ 一 ３ ”） 及上部环形 区 （ １ ３ ２ － ３ ”以上 ） ，贯穿件集 中布置 在 中部 环 形 区 内 。在 上 部 环 形 区 和 中部 环 形 区之 间 设置 了水密封 ，以防止 水排入中部环形区 。非能动 安全壳冷却系统空气导流板位于上部环形区 内。 ２ ．安全 壳厂房布置 安 全 壳 厂房 内有 两 个 重 要 的楼 层 ， 即 标 高 １ ０ ７ 一 ２ ”的维护层和标 高 １ ３ ５ 一 ３ 的操作层 。
通过分析 其布置的主要特点 ，对 其在反应堆厂房的总体 布
置 中采取 的设计理念进行总结和 探讨，为其他 电站 的厂房
内置 换料水箱顶部封 闭并设置通风 孔。 内置换 料 水池 上方设置了一体化顶盖存放 处，用 于在换料
期间压力容器项盖 的存放 。 在安全壳顶部设置 了环 吊，用于正常换料 时起 吊一体化顶盖组件 、上部堆 内构 件和下部堆 内构件 等设备 ，以及 更换蒸汽 发生器 和主泵 等操 作。 ３ ． 通 道 设 计 屏蔽厂房的上部环形 区、中部环形 区和下 部环 形区均设置 了出入 口 人 员和设备经 由设置在操作 层 标 高 的 出入 口进 入 上 部 环 形 区 ，利 用 设 置 在 环 形 区内的升降机可 以到达 屏蔽厂房顶部 。屏蔽厂房 上 部环形 区还设置 了一台单轨 吊车 ，用于非 能动 安全 壳冷却系统空气导流板签条的安装和拆卸 。
《核电厂蒸汽供应系统》第2章 AP1000反应堆本体结构(2)
导向筒支承板
• 是一块带裙式圆筒的多孔板， 厚度约100mm，直径约为4m ；
• 支承板法兰上有24个流水孔， 以便部分冷却剂流进压力容器 顶盖；
• 上部构件在换料操作时可作为 一个整体拆除，为此支承板法 兰面上有4个定位键槽，通过与 吊篮法兰上的定位键配合，使 上部构件安装时与下部构件径 向定位；
• 是主要承力部件，通过压力容 器顶盖和压紧弹簧压紧下部堆 内构件，通过堆芯上栅格板将 堆芯部件压紧。
堆芯上栅格板
• 是一块厚约50mm的圆形板， 在其上表面对应每个控制棒导 向筒的位置开有2个定位销孔， 以便与导向筒准确定位；
• 在对应每个燃料组件的位置上 有流水孔；
• 下表面有2个销钉，堆芯安装时 ，定位销插入燃料组件的上管 座对角线 控制棒驱动机构
➢ 主要功能 • 功能：为了对控制棒束进行提升、下插和定位操作，对应
每个控制棒组件都设置了一个控制棒驱动机构； ➢ 基本要求 • 控制棒驱动机构安装在压力容器顶盖的上部，其驱动杆穿
过顶盖伸进压力容器内，与控制棒组件星形架的连接柄相 连接； • 为了防止高温高压的冷却剂泄漏，控制棒驱动机构的密封 承压壳焊接在压力容器顶盖的管座上，驱动机构在壳内而 控制线圈在壳外。
➢ 主要功能 • 包容反应堆堆芯燃料组件，固定、支承堆内构件，确保燃
料组件按规定位置在堆芯内支撑和定位； • 确保冷却剂按规定流道畅通无阻，将热量带出反应堆； • 作为一回路的一部分，是冷却剂与外界的压力边界； • 压力容器的承压密封可以避免放射物质外逸； • 与堆内构件一起，作为生物屏蔽对工作人员起防护作用； • 利用压力容器顶部和底部的控制棒驱动机构、测量装置，
✓2 个直径787.4mm的出口热管
嘴
•管嘴支承和连接一回路冷却剂 管道； •直接向压力容器安全注入； •冷、热管咀的高度差有利于 RCP的维护和“半管” 运行； •四个进口（Φ560mm）、二 个出口（Φ787mm）和二个 安注（Φ219mm），分别处 在三个横截面上。
AP1000核岛反应堆厂房微网点布设施工工法
AP1000核岛反应堆厂房微网点布设施工工法AP1000核岛反应堆厂房微网点布设施工工法一、前言随着能源需求的增加和环境污染的加剧，核能在全球能源结构中的地位越来越重要。
AP1000核岛反应堆是世界上最先进的核能发电技术之一，具有安全性高、经济性强等优势。
在AP1000核岛反应堆的建设过程中，微网点布设施工工法被广泛应用，以提高工程质量和施工效率，进一步推进核电发展。
二、工法特点微网点布设施工工法是一种将施工作业划分为多个独立的小作业，通过网络连接起来，实现同步施工的工法。
该工法具有以下特点：1.高效率：通过合理的分工与协作，实现施工作业的同步进行，大幅度提高施工效率。
2.质量控制：每个小作业都有专门的责任人负责，对各项工作进行严格的质量控制，确保工程质量达到设计要求。
3.安全性高：施工作业同时进行，可以有效减少工地拥挤、危险因素等，提高施工安全性。
4.经济性强：微网点布设施工工法有效利用了资源，减少了不必要的等待时间和浪费，提高了资源利用效率，降低了工程成本。
三、适应范围微网点布设施工工法适用于AP1000核岛反应堆厂房微网点的布设施工，例如设备安装、管道布设等，能够满足大型工程的施工需求。
四、工艺原理微网点布设施工工法的原理是通过合理划分作业区域和工作任务，进行分工协作，并采取一系列的技术措施来保障工程的稳定和成功。
具体包括：1.责任划分：根据施工任务的复杂程度和难度，合理划分责任区域和责任人，明确各个小作业的职责和任务；2.网络连接：通过网络连接各个小作业，实现施工任务的同步进行，确保时间节点的严格控制；3.协调沟通：设置专门的协调员，负责各个小作业之间的协调沟通，解决各类问题和矛盾；4.监督检查：对各个小作业进行定期的监督检查，及时发现和解决问题，确保施工工艺符合设计要求。
五、施工工艺微网点布设施工工法主要包括以下几个施工阶段：1.作业策划：制定施工计划和时间节点，并对每个小作业进行具体的流程设计；2.责任划分：根据施工任务的不同，确定责任人和小组，明确各个小作业的职责和任务；3.网络连接：通过合理设置临时设施和网络连接，实现各个小作业的同步进行，确保施工过程的顺利进行；4.协调沟通：设置专门的协调员，负责各个小作业之间的协调沟通，解决各类问题和矛盾；5.监督检查：对各个小作业进行定期的监督检查，及时发现和解决问题，确保施工工艺符合设计要求；6.质量控制：制定严格的质量控制标准和程序，通过各类检测手段确保工程质量；7.安全措施：针对施工过程中的危险因素，采取相应的安全措施，确保施工安全。
AP1000培训-堆芯设计
堆芯设计基准
在工况I 和工况II 下不希望发生燃料破损，也就是 燃料棒包壳压力边界被破坏。可能会发生少量的 燃料破损，但必须处于核电厂净化系统的净化能 力之内并与电厂设计基准保持一致 在出现工况III 后，仅有少量燃料棒破损，反应堆 能返回安全状态。 在发生工况IV 后，反应堆能重建一个安全状态， 即维持堆芯次临界并保持冷却堆芯的几何形状
堆芯水力设计
概念 对堆芯流量大小、流量分配、堆芯阻力
及流量的不稳定性等进行计算预计 主要参数：
堆芯流量大小 堆芯阻力及压降 流量的不稳定性
堆芯监测仪表
堆芯功率和功率分布测量系统（IIS） 金属撞击监测系统（松动件）
引用资料
核电专刊（AP1000) 非能动安全先进核电厂AP1000 AP1000研究总论 AP1000研究总报告_第一章-系统设计特征 和差异分析 第三代核电技术与AP1000先进核电机组 AP1000技术手册
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1、有时候读书是一种巧妙地避开思考 的方法 。20.9. 1420.9. 14Monday, September 14, 2020
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2、阅读一切好书如同和过去最杰出的 人谈话 。01:3 8:3001: 38:3001 :389/1 4/2020 1:38:30 AM
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谢谢！
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设计和运行工况
三门AP1000核反应堆厂房内部结构施工技术介绍
三门核电站AP1000机组主要厂房由核岛厂房和常规岛厂房组成：核岛（NI）：核反应堆厂房(Containment Bld.)、核辅助厂房(Auxiliary Bld.) 、附属厂房(Annex Bld.) 、放射性废料厂房(Radwaste Bld.) 、柴油发电机组厂房(Diesel Generator Bld.) 。
反应堆厂房和辅助厂房的基础为连成一体的大型筏板基础，辅助厂房为剪力墙和混凝土楼板结构，辅助厂房部分楼板和墙体和反应堆厂房的基础连为一体。
附属厂房，放射废物厂房与辅助厂房的结构外边距离为51mm，基础为筏板基础，主要主体结构是钢结构。
柴油发电机厂房为筏板基础，上部为钢结构。
常规岛(CI)：汽轮发电机厂房、海水泵房、排水构筑物、变压器区域等。
AP1000核岛两台机组间距为210m。
反应堆厂房概述三门核电反应堆厂房为圆筒状，可根据CV钢壳将本厂房划分为CV外部结构（反应堆基础、屏蔽墙、穹顶）和CV内部结构。
核反应堆厂房施工工艺介绍根据施工组织设计及反应堆内部结构的施工工艺特点主要有：1、大体积混凝土施工；2、模块化施工；3、自密实混凝土在施工中的运用；4、土建与安装、 CV 内部与外部的深度穿插施工。
1、大体积混凝土施工反应堆内部结构共有5个施工层属于大体积混凝土的范畴。
施工过程中，项目部严格按照大体积混凝土的施工工作程序来组织混凝土的浇筑，并进行了精心的测温和砼养护，取得了较好的效果，各层混凝土均未产生有害裂缝。
2、模块化施工反应堆内部结构的施工过程中，需要安装大量的结构模块、设备模块。
其中主要有：CA模块：CA01~05、31~37、55~58CB模块：共36个CH模块：CH51~59CS模块：CS11、12、15、17模块安装后，需进行调整，固定，OLP板、贯穿件、管道、钢筋等物项的安装。
完成后，方可浇筑混凝土。
可以说，模块的施工，在很大程度上影响着内部结构的施工质量和进度。
3、自密实混凝土在施工中的运用在内部结构的施工，有较多部位因结构的特点采用了自密实混凝土。
第三代反应堆AP 1000和EPR的堆芯核设计
基金项 Ｉ ｉ １ １ ：大型先进压水堆核 电站国家重大专项 （ ２ ０ １ １ Ｚ Ｘ ０ ６ ０ ０ ２ － ０ １ ０ ）
第三代反应堆ＡＰ １ ｏ ｏ Ｏ 和Ｅ Ｐ Ｒ 的堆芯核设计
韩向臻 攸国顺 孙 微 环境保护部核 － ５ － 辐射 安全 中心核与辐射安 全研 究所，北京 １ ０ ０ ０ ８ ２
捅 要
Ａ Ｐ １ ０ ０ ０ 和Ｅ Ｐ 趴 差 两 种 三 代 堆 型 的 堆 芯 核 设
பைடு நூலகம்
隙 ，提供 更 多燃料 棒生长 空 间等 。 表１ Ａ Ｐ Ｉ Ｏ ０ ０ 和Ｅ Ｐ Ｒ 总体 参数的比较
一
关 键 词
堆 芯核 设计 ；燃料 组件 ；燃 料 管理
３堆芯设计
Ａ Ｐ１ ０ ０ ０ 和Ｅ Ｐ Ｒ是我 国正 在发 展 的 两种 第 三 代 核 电 站 。 这 两 种 核 电堆 型 的设 计 理 念 有较 大 的 差异 ，Ａ Ｐｌ ｏ ｏ ｏ ￣ Ｉ 入 安全 系 统非 能 动 理 念 ，大 大 降 低 了 发 生 人 因错 误 的 可 能性 ；Ｅ Ｐ Ｒ 在 传统 设计 的基 础 上对 系统 的 设 计 、布 置和运 行进 行 了适 当的改 进和优 化 ， 增 加安全 系统 多重 性 ，增大 了单机 容 量 ，经 济性 能得 到 了改善 和提 高 。 由于设计理 念 的 不 同 ，ＡＰ １ ０ ０ ０ ￣ Ｎ Ｅ Ｐ Ｒ两 种堆 型 的堆 芯 核 设 计也存 在较 大差异 。 燃料组 件 呈 ｌ ７ Ｘ １ ７ 方 阵 排 列 ， 包 含 ２ ６ ４ 根燃 料 棒 ，２ ４ 根 控 制 棒 导 向管 ，１ 根中 央 测 量 管 。燃 料 芯 块 由稍 加 富 集 的 ＵＯ ， 粉 末 经 冷 压 后 烧结 而 成 ，两 端 为浅 碟 型 ，并 在 两端 外 圆 柱 面 上 留 有倒 角 。燃 料 包 壳 为 Ｚ Ｉ ＲＬ Ｏ合金 。Ａ Ｐ１ ０ ０ ０ 燃料 组 件 的格 架 包括 １ ０ 层结 构 格架 （ 顶 部格 架 、底 部 格架 、８ 层 中间 格 架 ） 、４ 层 中 间搅 混 格 架 以 及 １ 层 保 护 格 架 。其 中 ，顶 部 和底 部格 架 的材 料 为 Ｉ Ｎｃ ０Ｎ Ｅ Ｌ ，中 间格 架和 中间搅 混格 架 的材 料为Ｚ Ｉ Ｒ Ｌ Ｏ合金 。Ｚ Ｉ ＲＬ Ｏ合金 具 备 较 低 中 子 吸收 截面 ，有 良好 的中 子经济 性能 ；较 高 的 抗冷 却剂 、燃料 和 裂变产 物腐 蚀能 力 ；更 好 的抗辐 照生 长和 蠕 变的性 能 ，在运 行温 度 下 有高 机械 强度和 延 展性 。有利 干加 深燃料 的 燃耗 。Ｉ Ｎｃ Ｏ ＮＥ Ｌ 合 金具 有 丰富 的 压水 堆 使 用经 验 ，可确保 满 足反应 堆运 行对 材料 的 要求。
AP1000设计理念核电
1.概述
整理课件
AP1000的总结构图
1.概述
1.1 URD的基本政策原则 1.2 AP1000的研发过程 1.3 二代技术路线的基本特点 1.4 设计理念 1.5 主要特点描述 1.6 电厂总参数
整理课件
5
1.1 URD的基本政策原则
简化
美国用户要求文 件（1985年 启动）
设计裕度 人因工程
整理课件
3.1反应堆冷却剂系统
总高度（含CRDM 管座） 设计压力 设计温度 工作压力 出口温度 入口温度 总流量 上封头贯穿件数量 下封头贯穿件数量 出，入接管数量 安注接管数量 筒体内径
AP1000 13.94mm 172bar.a 343℃ 155bar.a 321.1℃ 280.7℃ 68000m3/h 69＋42 0 2/4 2 3987.8mm
整理课件
M310 13.21mm 172bar.a 343℃ 155bar.a 327 ℃ 292 ℃ 71000m3/h 61＋4 50 3/3 0 3990mm
3.1反应堆冷却剂系统
蒸汽发生器
➢AP1000的蒸汽发生 器是带干燥器的立 式、U型管结构蒸汽 发生器
➢传热管和管道上部 分隔盘使用耐腐蚀 性能很好的合金因 科镍690，改善了材 料可焊性、腐蚀性、 机械性等性能。
整理课件
2.电厂布置
柴油发电机厂房
柴油发电机厂房内也没有安全相关设备。 柴油发电机厂房内装备了2 台柴油发电机，防火墙耐 火能力可以达3小时。
整理课件
3.核岛系统
3.1反应堆冷却剂系统 3.2非能动安全系统 3.3辅助系统
整理课件
3.1反应堆冷却剂系统
系统描述
➢有两条环路；
非能动先进压水堆AP1000详细介绍_国核工程有限公司
三，反应堆冷却剂系统一RCS
核裂变：
235 U+1N →X1+X2+2.431N +△E 92 0 0
其中，△E～200 MeV，裂变能是在燃料元件内释放出来的， 平均值 2.431N0→99.35％瞬发中子+0.65％缓发中子， 5％左右的 裂变能是在慢化剂中释放出来的，不足5％的裂变能是在反射层和热 屏蔽层中释放出来的。 AP100O核电厂堆芯功率为3400MW， NSSS输出热功率为 3415MW，其中有15MW是主泵的贡献。
2009年3月16日星期一
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三，反应堆冷却剂系统一RCS
2009年3月23日星期一
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三，反应堆冷却剂系统一RCS
2009年3月23星期一
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三，反应堆冷却剂系统一RCS
2009年3月23日星期一
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三，反应堆冷却剂系统一RCS
2009年3月23星期一
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三，反应堆冷却剂系统一RCS
2009年3月16日星期一 -31-
三，反应堆冷却剂系统一RCS
～每台蒸汽发生器的排污流量（0.061%）：2.07T/h ～每台蒸汽发生器最大排污流量（0.61%）：20.7T/h ～在110%设计压力下，每台蒸汽发生器安全阀的 排放能力：3740T/h ～每台蒸汽发生器释放阀排放能力： 在0.689MPa压力下，排放量：32 T/h 在8.274MPa压力下，排放量：46.3 T/h
2009年3月23日星期一
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二、AP1000核岛主要的设计参数
～AP1000发电机的上网电为1090MKW ～NNNS热功率为3415MKW ～反应堆的换料周期为18个月 ～100%功率甩负荷到厂用电，不仃堆、仃机 ～设计寿期为60年 ～ RCS设计压力：17.1MPa ～ RCS设计温度：343℃（360℃） ～正常运行压力：15.4 Mpa ～ 热段温度：321 ℃ ～冷段温度：281 ℃ ～在考虑热蒸汽发生器传热管堵管10%的状态下，RCS的热段温度可达325℃（321 ℃） ～AP1000属于第三核电厂，但用于发电的主设备都有成熟的经验：如反应堆压力容器，核燃 料组件，堆内构件，蒸汽发生器，主泵，汽轮发电机组等。
AP1000技术手册-PT3
当来自启动给水系统的余热去除或化容控制系统的补给容量不足或不可用时，PXS提供了与安全相关的安全注射和来自反应堆冷却剂系统（RCS）的余热去除。
PXS 设备位于安全壳内。
非能动堆芯冷却系统草图2)主要功能应急堆芯余热去除应急反应堆补给/硼酸安全壳pH控制安全注射3)设备描述4)堆芯补给罐（CMT）两台CMT是垂直的，圆柱形罐，带半球形顶封头和低封头。
由碳钢制成，内衬不锈钢衬里，位于107英尺地板高度，位于连接到压力容器上的DVI管线上方，位于靠近热端底部同一高度。
5)蓄压器两台蓄压器是球罐，内衬不锈钢衬里。
位于安全壳里面，在CMT下方的地板上。
收集器主要冲有硼酸水和氮气。
每个蓄压罐和DVI管道相连。
正常运行时，用串联的两个截止阀将蓄压器与RCS隔离。
6)安全壳内换料水储存罐IRWST 是大的不锈钢衬里罐，位于反应堆操作平台的下面。
罐作为反应堆内部结构的一部分，和钢制安全壳隔离。
IRWST 底部位于RCS的上面。
IRWST通过两条DVI管线和RCS相连。
IRWST顶部安有通风管。
7)非能动余热去除热交换器PRHR HX由C型管连接在一起的输入封头 、输出封头组成。
PRHRHX 图8)pH 调节篮PXS使用四个调节篮来进行安全壳污水坑的Ph控制，篮子由不锈钢制造带前网。
4.11.2.非能动余热去除PXS 配有 100%容量的非能动余热去除换热器（PRHR HX）。
PRHR HX 的进/出口与RCS 回路的热/冷段分别相连，PRHR HX 在 蒸汽发生器给水合蒸汽系统扰动瞬间保护电厂。
PRHR HX 满足给水丧失、给水管破裂、蒸汽管破裂的安全准则。
IRWST 为 PRHR HX 提供热井。
IRWST 的水量可保证吸收衰变余热一个小时也不致沸腾。
一旦沸腾，蒸汽便通向安全壳，蒸汽在钢制安全壳内冷凝后又回流到IRWST。
PRHRHX 与非能动安全壳冷却系统可长久地去除衰变热而无需运行人员的任何干预。
4.11.3.非能动安全壳冷却系统非能动安全壳冷却系统 PCS 为反应堆提供了最终的热井。
AP1000培训-堆芯设计解析
第三代核电站（续）
更高的安全目标 堆芯热工安全裕量 ＞15%（19%） 堆芯融化概率 ≤1.0*10E-5/堆（ 5.08*10E-7/堆） 大量放射性向环境释放概率 ≤ 1.0*10E-6/堆（ 5.94*10E-8/堆） 可利用因子 ＞87%（93%）
第三代核电站（续）
更高的经济目标
造价大大降低约为1200美元/KWe （批量化 后大幅降低造价）(2200/1760) 生产成本大大降低约3.4美分/KWh
堆芯设计组成部分
堆芯核设计 热工水力设计 堆芯水力设计 堆芯监测仪表
核设计工具
使用新版 APA 程序包进行堆芯核设计。主要程序如下： 用多群（70 群）两维输运理论组件能谱程序PHOENIX-P 计算燃料组件均匀化两群扩散参数及反射层参数。核数据 库采用ENDF/B VI 库 用三维两群节块展开法扩散理论程序ANC 进行堆芯计算 （包括功率分布、燃耗、临界硼浓度、反应性系数、控制 棒价值等等主要的核设计内容） 用一维两群细网扩散理论程序APOLLO 进行轴向功率分布、 控制棒微分价值、负荷跟随、功率能力分析等设计计算。 用积分输运理论程序LASER 计算燃料棒内部功率分布
AP1000堆芯设计整体特点
AP1000 的堆芯保持了传统压水堆（314）的堆芯 构造(比利时的Doel 4 和Tihange 3) ； 堆芯核设计依据与第二代压水堆基本相同； 从首炉料开始就实现18 个月长燃料循环； 设计方法和设计内容与第二代压水堆相比有一定 改进； 达到第三代压水堆的要求； 具备不调硼负荷跟随能力。
反应堆结构
堆芯
压力容器剖面图
堆芯
田湾
表示，共计42个通道 MA： MSHIM 灰棒组 A MC： MSHIM 灰棒组 C M1： MSHIM 黑棒组 1 AO： A.O. 控制棒组 SD1：停堆棒组1 SD3：停堆棒组3
AP1000核岛结构模块建造顺序示意图
1152
1152-CA56
标高EL+135′3″IRWST西侧楼板
标高
底部 135′3″ 顶部 135′3″
12mX5mX0.6m
10
吨
CS/SS
5
吨
5
吨
备注
模块编号
1151-CA55
模块名称
标高EL+135′3″IRWST南侧楼板/IHP储罐
位置
1151 底部
标高 135′3″ 顶部
147′3″
外形尺寸
标高EL+107′2″PXS B阀门间楼板
标高
底部 105′2″ 顶部 107′2″
8mX5mX0.6m
8
吨
CS
8
吨
0
吨
备注
模块编号 模块名称
位置
外形尺寸 总重量
材质 碳钢重量 不锈钢重量
1133
1133-CA35
标高EL+107′2″PXS B房间楼板
标高
底部 105′2″ 顶部 107′2″
7mX7mX0.6m
标高 128′4″ 顶部
7.5mX3mX3m 8.83
CS 8.83
0
137′6″
吨
吨 吨
备注
标高 EL+135′3″楼板 EL+135′3″ FLOOR
模块编号 模块名称
位置
1130 底部
外形尺寸
总重量
材质
碳钢重量
不锈钢重量
1130-CA31 反应堆容器腔室楼板
标高 107′2″ 顶部
8mX7mX0.6m 12
位置
1100 底部
标高 82′6″ 顶部
AP1000堆型核电站反应堆装堆技术分析
AP1000堆型核电站反应堆装堆技术分析摘要：本文对AP1000堆型反应堆装堆工作进行描述，结合笔者在核电装堆工作的实际经验，着重分析相关的技术关键点以及在工作过程中可能存在的风险，通过分析并提出相应的预防措施以达到精益施工的要求，为后续大修期间装拆堆工作提供借鉴。
关键词：AP1000；装堆；堆内构件；风险前言：在目前我国核电行业大力发展的背景下，核电的安全性受到更高程度的关注，AP1000堆型核电站作为三代核电技术代表将引领着中国核电的发展，但目前在国际上对于AP1000堆型无成熟的运行、维修经验。
反应堆装堆工作属于核电站的核心工作，主要涉及到的设备有上部堆内构件、下部堆内构件等，均属于核电站中最核心的设备，也是核燃料的反应活性区，在大修期间也拥有着最高的剂量率。
本文通过论述装堆工作内容，抓住关键风险质量控制点，优化工作步骤，合理安排人员，提高工作效率，保证安全质量。
1.反应堆装设备描述反应堆装堆工作主要涉及到设备有：下部堆内构件、上部堆内构件、下部堆内构件主要为核燃料组件提供支撑的作用，并起到合理分配进入堆芯冷却剂流量作用，上部堆内构件主要为控制棒提供导向以及为堆芯仪表提供支撑。
2.反应堆装堆关键点2.1控制区建立反应堆的装堆过程中，对防异物要求非常高，需作为防异物高风险区进行管理，堆内构件、一体化顶盖吊装作业风险高，要严格控制该区域的人员，以此为背景建立作业控制区，通过人员控制以达到异物及安全作业控制。
2.2下部堆内构件吊装关键点1：下部堆内构件从存放区域吊移至压力容器上方。
下部堆内构件通过堆内构件吊具吊装就位至反应堆压力容器内，将下部堆内构件从下部堆内构件存放区域吊出，其吊出高度应高于在通往压力容器吊装通道的最高点，即压力容器密封凸台的高度，经过高度计算得出，在堆内构件吊具导向套下表面高出堆内构件存放架池壁导向柱约1305mm时（此高度可使用激光测距仪进行测量），此时下部堆内构件最底部高出压力容器上表面200mm，记录此时环吊的高度示数H，缓慢将下部堆内构件移至压力容器上方，在此过程中，严格监控吊装路径是否通畅，是否存在干涉情况。
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AFA 3G
4.1.3
图
西 屋 ＋ 燃 料 组 件
P
（3）上、下管座 上管座：优化上管座弹簧压紧力，改进流水孔孔
型 下管座：过滤异物 上下管座，均为可拆连接件
（4）燃料棒 细棒径9.59mm，大晶粒UO2芯块。 表4.1 国外四种型号高性能燃料组件参数 表4.2 国外四种型号高性能燃料组件参数
HTP
17 ×17 9.5 ×0.57
264 1 24
1.26 21.504 21.402 8.19
13.5 385.15－448.8
ELS-DoPLEX合 金
ZiRLOTM Zr-4-Inconel Zr-4-Inconel
Inconel 304
表4.2 国外四种型号高性能燃料组件参数比较
项目 定位格架
板弹簧可拆结构 小圆孔形滤网
ZrB2 TFB芯块
45000MWd/TU 55000MWd/TU
88% 1992年开发，现 已有8万组件应
HTP 双金额格架 6-7（14英寸）
3-4 2
板弹簧可拆结构 曲板滤网 Gd2O3
88%
AP1000堆芯采用燃料是基于RFA燃料组件（Robust Fuel Assembly）和RFA-2燃料组件并经改进，它在抗腐 蚀、燃耗性能、抗异物、机械稳定性、热工水力性能和核 性能等方面有所改进。
AP1000燃料组件是17X17加长型（XL）燃料组件 （见图4.1.4）。每个组件有264根包壳材料为ZLROTM的 燃料棒，24根控制棒导向管，以及1根仪表测量管。上、 下管座是可拆卸的，可以更换损坏的燃料棒。
上管座使用一体化结构，定位格架是“蛋篓”焊接结 构，搅混格架与定位格架相似结构。未辐照过AP1000燃 料组件结构参数见表4.3。
55000MWd/TU 88%
九十年代末开发，
Vantage+
双金额格架 6-7（14英寸）
3-4 2
板弹簧可拆结构 小圆孔形滤网
Gd2O3 UO2+ G块d2O3芯
45000MWd/T U
55000MWd/T U
88% 1989年开发，
Performance+
双金额格架 6-7（14英寸）
3-4 2 /
形式 中间格架数 交混格架数 端部格架数 保护格架 上、下管座： 上管座形式 下管座形式 可燃毒物： 材料
形式
燃耗深度：
类型
AFA－3G
双金额格架 6-7（14英寸）
3-4 2
板弹簧可拆结构 方孔形滤网
Gd2O3 UO2+ Gd2O3芯块
堆芯平均卸料燃耗 45000MWd/TU
燃料燃耗限值 燃料循环相对成本 核电站使用经验
目录
4.1 堆芯结构设计 4.2 反应堆堆内构件 4.3 反应堆压力容器及一体化顶盖 4.4 反应性控制及控制棒驱动机构 4.5 反应堆本体配套部件
4.1 堆芯结构设计 AP1000堆芯由157个燃料组件，69束控制棒，
几十个可燃毒物和阻力塞组件及4个中子源组件，构 成等效直径为3.04m，活性区高度为4.267m的核裂 变反应区。
包壳周向弹性加塑性拉伸应变不超过1% 燃料棒包壳累积应变疲劳因子低于设计应变疲劳 寿命 包壳均匀腐蚀深度或磨蚀深度小于包壳壁厚的 10% 燃料组件承受I、II类工况下流体引起振动，压力 波动流动不稳定引起作用 燃料组件为控制棒提供通道，缓冲和冲击 燃料组件为容纳相关组件并提供足够冷却 燃料组件在堆内能承受横向和轴向载荷，其变形 在限值之内不发生失稳
ZrRLTM
Zr-4 Zr-4 Zr-4 Inconel 304
Performance+
17×17 9.5 ×0.57
264 1 24
1.26 21.504 21.402 8.19
13.5 385.15－448.8
ZiRLOTM
ZiRLOTM Zr-4-Inconel Zr-4-Inconel
Inconel 304
264 1 24
1.26 21.504 21.402 8.19
13.5 385.15－448.8
M5
Zr-4 Zr-4-Inconel Zr-4-Inconel
Inconel 304
Vantage+
17 ×17 9.5 ×0.57
264 1 24
1.26 21.504 21.402 8.19
13.5 385.15－448.8
图4.1.1 堆芯布置 功能：
实现核燃料裂变并将核能转化为热能，既是释放 能量，又是强放射性源。
燃料棒包壳是放射性ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ变产物的首道屏障。 燃料组件栅格排列保持核设计中堆芯水铀体积比。
4.1.1
图 堆 芯 布 置
组件结构可为控制棒、可燃毒物、中子源、阻力塞 和中子探测提供导向，插入和冷却条件。
组件结构为冷却剂流动和带出热量分布均匀。 燃料组件为安全三级，抗震类别为SSE，质量等级 为QA1级。 设计准则： 在冷却剂压力，温度下燃料棒包壳必须自立 设计寿期内，燃料棒不应发生蠕变坍塌 设计寿期内棒内部气体压力低于冷却剂工作压力 最热燃料芯块中心温度低于二氧化铀燃耗相应熔点 包壳有效应力不超过材料辐照后屈服强度
（2）非活性段材料 上下管座为304不锈钢，弹簧为低钴因科镍－
718合金。 结构形式 （1）定位格
保护格架，中间格架，端部格架，要求吸收中子 少的锆合金条带，带导向翼，中间格架有搅混冷却功 能，冲制成形，激光焊接。 （2）导向管
带水力缓冲器，上、下可拆结构
图 法 国 － 燃 料 组 件
4.1.2
表4.1 国外四种型号高性能燃料组件参数比较
项目
类型
几何尺寸：
栅元排列
燃料棒直径mm
燃料棒数
中子测量管数
导向管数
棒栅元距cm
组件间距cm
组件边长cm
芯块直径mm
芯块高度mm
燃料棒长度cm
结构材料：
包壳材料
导向管材料 定位格架材料 搅混格架材料 端部格架材料 上、下管座材料
AFA－3G
17×17 9.5 ×0.57
图4.1.4 AP1000燃料组件
组件结构设计： 国外压水堆高性能燃料组件的开发按17×17-25
型排列主要有三种结构型式：法国的AFA－3G,西屋 Performavce+和西门子动力公司的HTP。
图4.6.2，4.6.3，4.6.4。 结构材料： （1）活性段结构材料
包括燃料棒包壳、导向管、通量管和定位格架。 采用吸收中子少，耐腐蚀，低辐照生长和低蠕变的新 型锆合金：ZiRLo，M5,ELS-DUPLex锆合金。