先进型压水堆核电机组AP1000综述
AP1000的特点和优势及其在我国的应用2
AP1000的特点和优势及其在我国的应用南华大学核资院工程学院资勘102班AP1000是西屋公司在已开发的非能动先进压水堆AP600的基础上开发的。
为Advanced Passive PWR的简称，1000为其功率水平（百万千瓦级），该堆型为西屋公司设计的3代核电堆型。
现在对核电站的反应堆分为四代：第一代(GEN-I)核电站是早期的原型堆电站，即1950年至1960年前期开发的轻水堆(light water reactors, LWR)核电站，如美国的希平港(Shipping Port)压水堆(pressurized-water reactor, PWR)、德累斯顿(Dresden)沸水堆(boiling water reactor, BWR)以及英国的镁诺克斯(Magnox)石墨气冷堆等。
第二代(GEN-Ⅱ)核电站是1960年后期到1990年前期在第一代核电站基础上开发建设的大型商用核电站，如LWR(PWR，BWR)、加拿大坎度堆(CANDU)、苏联的压水堆VVER/RBMK等。
目前世界上的大多数核电站都属于第二代核电站。
第三代(GEN-Ⅲ)是指先进的轻水堆核电站，即1990年后期到2010年开始运行的核电站。
第三代核电站采用标准化、最佳化设计和安全性更高的非能动安全系统，如先进的沸水堆(advanced boiling water reactors, ABWR)、系统80+(9system 80+)、AP600、AP1000、欧洲压水堆(European pressurized reactor, EPR)等。
第四代(GEN-Ⅳ)是待开发的核电站，其目标是到2030年达到实用化的程度，主要特征是经济性高(与天然气、火力发电站相当)、安全性好、废物产生量小，并能防止核扩散。
美国能源部成立的“近期项目实施组”（NTDG）在2002年提出的“美国2010年部署新核电厂的路线图”评审报告中对已经出笼的GE的ABWR 和ESBWR,西屋的AP600和AP1000和IRIS,Exelin的PBMR.法玛通的SWR1000 ,GA的GT-MHR)从设计深度、获得安全当局批准的能力、现实基础条件的匹配性、安全经济性能能的可信度等进行评价时只有ABWR一种机型评为一级，AP1000及其他机型等为二等[1]。
AP1000非能动核电站技术简介
AP1000 设计目标
1、在 600 MWe 的基础上提高电厂的功率以降低成本； 2、在核电站批量建造后，建造成本降到 $900-1000/千瓦，以获得在美 国电力市场的竞争能力； 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。
AP1000堆芯燃料管理
首炉堆芯燃料装载
●先进燃料装载方式（续） ➣ D，E和F区的燃料棒二端各有 203.2mm的低富集度区,以提 高燃料的有效利用。此外，E 和F高富集度区燃料组件内的 燃料棒有4种不同富集度，以 展平组件内功率分布。作为 例子，左图为E区燃料组件内 4种富集度燃料棒和可燃毒物 在组件内的布置。 ➣由于先进燃料装载技术以及用 WABA可燃毒物代替硼玻璃， 与传统的三区装载方式相比, 首炉堆芯的燃料成本将节约 6%。
Fit Data AP1000 $10.4
$10.2
$10.0
$9.8
$9.6
$9.4
$9.2
➣ AP1000采用 18个月长周 期平衡换料,相对年换 料制(12个月换料),电 厂的可利用率提高约 3.5%，并且由于换料次 数的减少，降低了电厂 运行人员的放射性辐照 剂量。 ➣ AP1000堆芯平均卸料达 到50 GWD/MTU的高燃耗。 目前运行压水堆的平均 卸料燃耗一般为3340GWD/MTU。由于燃料 的发电成本随燃耗加深 而降低（见左图），所 以采用高燃耗管理策略 可降低燃料的发电成本，
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
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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
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AP600的高安全性（CDF对比）
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AP1000的设计特点
简化的系统结构及设备
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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
先进型压水堆核电机组AP1000综述
先进型压水堆核电机组AP1000综述一、AP1000的总体概况和技术特点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。
西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。
二、AP1000的安全性、经济性与成熟性1. AP1000的安全性AP1000采用失效概率低的非能动安全系统，大大提升了机组的安全性，其堆芯熔化概率（CDF）仅3×10-7/堆年，远低于URD的10-5/堆年的要求，其安全裕度与堆芯熔化概率较典型二代压水堆核电站以及AP600都有了长足的进步。
第三代压水堆核电站AP1000简介1
1200MWe 电厂可利用率 1117MWe 堆芯熔化频率 3415MWt 大量早期释放频率
AP1000主要系统构成
反应堆和反应堆冷却剂系统 专设安全设施 反应堆辅助系统 蒸汽动力转换系统 电气系统 仪表控制系统
核蒸汽供应系统示意图
核电站是利用核裂变反 应产生的能量来发电。 它大体上可分为两部分： 一部分是利用核能产生 蒸汽的核岛，包括核反 应堆和一回路系统；另 一部分是利用蒸汽发电 的常规岛，包括汽轮发 电机系统。 由反应堆、一回路、 二回路实现着： 核能→热能→机械能 →电能的转换 核能以热能的形式释 放出来，被流经反应堆 的一回路高压冷却水带 走，水在堆芯中吸热， 温度升高后流出反应 堆，流经SG将热量传给 二次侧给水，降温后的 冷却水由主泵送入反应 堆不断地循环。SG二次 侧水受热后蒸发成饱和 蒸汽，通过主蒸汽管道 送往汽轮机，推动汽轮 机转动，带动发电机发 电。
系统可靠性 操纵员可不干预时间
AP1000主要特点---简化
厂房、设备布置简化－－缩短建造周期
●
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、 安全级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 都布置在安全壳外的辅助厂房内。
●
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。
前言
固有安全性主要体现在：
① 自然的安全性：自然科学法则，事故时能控制反应性或自动终止裂 变，确保堆芯不熔化。 ② 非能动安全性：建立在惯性原理、重力法则、热传递法则等基础上 的非能动设备（无源设备）的安全性，既安全功能的实现毋需依赖 外来的动力。 ③ 后备的安全性：由冗余系统的可靠度或阻止放射性物质释放的多重 屏障提供的安全性保证。
AP1000-SA技术要求(汉译)
AP1000-SA技术要求(汉译)背景AP1000是一种第三代压水堆核电站技术，由美国公司Westinghouse Electric Company开发，并在全球范围内广泛应用。
在发展核电的过程中，我国积极引进国外先进核能技术，AP1000就是其中之一。
AP1000核电站在核安全、经济性、安全性和环保等方面有很高的评价，是我国未来发展核能产业的主要方向。
技术要求AP1000-SA是针对我国市场需求和地理特点，对AP1000技术做了一定的调整和改进，具备更加良好的可靠性和安全性。
下面是AP1000-SA要求的详细介绍。
核岛AP1000-SA核岛采用RV型反应堆压力容器，设计寿命为60年。
为更好地适应我国地理特点，AP1000-SA芯片排布的密度和长度与原本的AP1000有所不同，更适合我国特定的地震和气候条件。
安全AP1000-SA安全性和可靠性得到了大幅提升。
采用锂铝合金铝化物燃料，降低了核燃料辐射放射性的影响。
同时在核安全设计中增加了防污染和防爆炸设计，从而提高了AP1000-SA的安全性。
经济性AP1000-SA更为经济，从而更具可行性。
在原有20%的缩小基础上，AP1000-SA的设计能够进一步降低成本，从而增强了能源的竞争力和经济性。
可视化AP1000-SA核电站还在设计上增加了可视化的部分。
通过设计操作平台和硬件控制台等，使得人员可以更方便地监控和操作核电站，从而增强了安全性和可靠性。
AP1000-SA是美国先进核能技术AP1000的改进版，采用了更符合我国特定地理条件的设计。
在核安全、经济性、安全性和环保方面均有很高的评价。
AP1000-SA将成为我国未来发展核能产业的主要方向。
AP1000先进性及主回路介绍
一回路压力边界作为反应堆内产生的放射 性释放的屏障，并用来在整个电厂运行期 间提供高度的整体性。
系统参数
参数 反应堆功率 NSSS功率 电功率 净电功率 运行压力 堆出口温度 堆入口温度 环路流量 总蒸汽流量 蒸汽发生器出口蒸汽压力 蒸汽发生器出口蒸汽温度 主泵电机功率
针对安全壳旁路事故:AP1000通过改进安全壳隔离系统设 计、减少安全壳外LOCA发生等措施来减少事故的发生。
5、 采用成熟的数字化控制技术
AP1000仪控系统采用成熟的数字化技术设计，通过多样 化的安全级、非安全级仪控系统和信息提供、操作避免 发生共模失效。仪表和控制系统采用数字化的分布式控 制系统（DCS）。采用成熟的、先进的技术（如远程I／O 技术、网络通讯技术、智能诊断技术等），满足电厂各 种运行模式及事故工况下的监视和控制要求。
6、 模块化建造提高施工效率和降低建
设周期
AP1000在建造中大量采用模块化建造技术。模块 建造是电站详细设计的一部分，整个电站共分4种 模块类型，其中结构模块122个，管道模块154个， 机械设备模块55个，电气设备模块11个。模块化 建造技术使建造活动处于容易控制的环境中，在 制作车间即可进行检查，经验反馈和吸取教训更 加容易，保证建造质量。平行进行的各个模块建 造大量减少了现场的人员和施工活动。
AP1000一回路示意图
图 反应堆冷却剂系统
反应堆简介
反应堆用于实现可控的链式裂变反应并且将 反应产生的能量通过燃料棒包壳传递给一 回路冷却剂。
反应堆主要包括： 反应堆压力容器； 一体化顶盖； 堆芯； 堆内构件。
核电厂电气系统 特点 AP1000简介
1957年：西屋建成世界上第一座陆上压水原型堆核电厂— —Shipping Port核电站，开创了第一代压水堆技术。
1960年代: 其他国家相继建成了其首座核电站，如苏联的 切尔诺贝利、法国Chooz、德国Obrigheim、日本的美浜1号， 容量均在300MWe左右。
1990年代以来：基于上述要求二开发的以AP系列、EPR和新 一代VVER为代表的先进压水堆技术，在设计理念及其实践上 取得突破，极大地提升了电厂安全性指标，从而形成了第三 代压水堆技术。
核电发展简述 核电技术的划代
三代核电技术的共同特征是：
采用非能动专设安全设施 采取严重事故应对措施实现熔融物包容和防止蒸汽爆炸 更高的建造和运行经济性
第一代核电厂属于原型堆核电站，主要目的是为了通过实验 示范形式来验证其核电在工程实施上的可行性。
核电发展简述 核电技术的划代
1960和1970年代：基于西屋原型堆的压水堆技术得到进一 步提升和完善，以通过商业化、标准化、批量化提高经济性 ，并在欧美得到广泛应用，形成了二代压水堆技术主流。其 与经历类似发展过程的同时代沸水堆、重水堆核电站共同构 成了二代核电站技术，容量在600-1400MWe。
核电安全设计理念
基本概念
设计基准事件（DBE） 为确立构筑物、系统和设备的合格性能要求，而在设计中引用 的假想事件，是确定论思想方法在核电厂设计中应用的典型体 现。
单一故障准则 核电厂安全系统应在发生下列故障时仍能完成安全功能：
单一可探测故障及同时发生的可知但不可探测故障； 单一故障引起的继发故障； 导致设计基准事件或由设计基准事件引发的系统故障或 系统误动作。
AP1000详细介绍
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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
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6.厂用水系统（2）
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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)
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1.反应堆（8）
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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
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1.反应堆（10）
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1.反应堆（11）
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1.反应堆（12）
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1.反应堆（13）
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2.反应堆冷却剂系统（1）
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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
先进压水堆AP-1000(概述)
核科学与技术学院
Nuclear Thermohydraulic Research Group
AP1000设计特征 AP1000设计特征
净电功率：1090MW，核蒸汽热功率：3415MW（含主泵15MW） 净电功率：1090MW，核蒸汽热功率：3415MW（含主泵15MW） 15MW 10%蒸汽发生器传热管堵管和热管段最高温度325 10%蒸汽发生器传热管堵管和热管段最高温度325oC时，能保证额定出力 蒸汽发生器传热管堵管和热管段最高温度 非能动的安全系统，事故后72小时内无需操作员干预、 非能动的安全系统，事故后72小时内无需操作员干预、无需交流电源保证堆芯和 72小时内无需操作员干预 安全壳的冷却 堆芯损坏概率1.7X10-7/堆年（ 1X10-4），大量放射性物质释放概率1.8X10-8/堆 ），大量放射性物质释放概率1.8X10-8/堆 大量放射性物质释放概率1.8X10 堆芯损坏概率1.7X10 堆年（ 年(1X10-6) 18个月换料周期 18个月换料周期 电厂可用率大于93%，非计划停堆目标小于1 电厂可用率大于93%，非计划停堆目标小于1次/年 93% 100%满功率甩负荷到厂用电，反应堆不停堆， 100%满功率甩负荷到厂用电，反应堆不停堆，稳压器或蒸汽发生器安全阀不开启 满功率甩负荷到厂用电 所需部件特别是安全级部件更少 。。。。。。。。。。。。。
2009.4.27
秋穗正
Nuclear Thermohydraulic Research Group
AP100与EPR安全系统特性比较
特性 先进性 技术成熟性 系统简化 AP1000 创新型 成熟技术 系统设计简化，设备 系统设计简化， 部件数量显著减少， 部件数量显著减少， 减少安全壳贯穿件（ 减少安全壳贯穿件（ 约50%） ） 提高 72h EPR 能动型 改良型 成熟技术 四个安全系列的 配置， 配置，增加电源 、设备和相应的 支持系统以及安 全壳贯穿件 提高 30min 秋穗正 系统设计采用技术 非能动型
AP1000核电厂概述
- 对凝结水品质进行控制 凝结水系统通过与凝结水精处理系统和加药系统的协同 运行及除氧器对凝结水进行处理，保证凝结水的品质满 足电厂运行要求。 - 输送凝结水 凝结水系统将合格的凝结水按合适的流量输送至给水系 统。 - 给水加热 通过低压加热器对凝结水进行加热，以提高电厂的循环 热效率。
主给水系统
• 1999 年12 月西屋公司在已开发的非能动先进压水堆 AP600的基础上，启动了AP1000 的研究开发工作，历时 5年先后取得了NRC颁发的AP1000标准设计的最终设计 批准书和设计证书。
AP1000核电厂主要特点
• 1 AP1000核电机组上网电功率大约为1250MWe,NSSS 热功率为 3415 MWt.
• 7 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。 • 8 在无需替换反应堆压力容器的前提下，核电厂的设计寿 命为60年，压力容器60年的设计寿命本身就是一个保守
的假定。其他大型部件可以更换，包括蒸汽发生器。
• 9 用于功率转换的大型部件的设计—例如蒸汽发生器，反 应堆冷却剂泵，燃料，堆内构件，汽轮机和发电机—是基
• 系统功能 - 开始冷却水系统的功能是为闭式冷却水系统提供冷却， 通过闭式冷却水热交换器将闭式冷却水系统的热量带出， 并传递给循环冷却水系统。
闭式冷却水系统
• 系统功能 - 汽机房闭式水系统向汽机房内的与核安全无关的热交换 器提供除盐水来带走热量，在板式热交换器内将热量传 递给开式冷却水系统。
AP1000核电厂常规岛主要设备简介
辅助蒸汽系统
• 系统功能 - 辅助蒸汽系统由主蒸汽系统或辅助锅炉提供蒸汽，并将 符合要求的蒸汽分配至各辅助蒸汽用户。辅助蒸汽系统 用户主要为： 电厂热水系统； 除氧器（电厂试运行期间或除氧器失去加热蒸汽时）； 汽轮机轴封系统； 化学专业用汽； 核岛用汽； MSR、给水加热器保养用汽。
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核电技术
2009年12月21日15时28分，三门核电站一号机组核岛钢制安全壳底封头成功实现整体吊装就位，这一底封 头的钢材制造、弧形钢板压制、现场拼装焊接、焊接材料生产、整体运输吊装等都是由中国企业自主承担完成的。 AP1000首次采用在核电站反应堆压力容器外增加钢制安全壳的新技术。钢制安全壳是AP1000核电站反应堆厂房的 内层屏蔽结构，是非能动安全系统中的重要设备之一。AP1000钢制安全壳底封头钢板的典型特征是大尺寸、多曲 率、高精度，采用整体模压一次成型技术，尚属世界性难题。中方企业攻克了一系列世界性的技术难题和工艺难 关，提升了我国核电装备制造和相关材料研制的水平。
原理特点
核心技术
工作原理
主要特点
工作原理
AP1000核电技术建设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，电就源源不断地产生出来，并通过电送到四面八方。采用这一原理的核电技术就是压水 堆核电技术。
核心技术
核岛筏基大体积混凝土一次性整体浇注技术、核岛钢制安全壳底封头成套技术、模块设计和制造技术、主管 道制造技术、核岛主设备大型锻件制造技术。
主要特点
1、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。
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关键技术
关键技术
筏基大体积混凝土一次性整体浇注技术
2009年3月31日14时06分，世界上首台AP1000核电机组三门核电站一号机组核岛第一罐混凝土浇注顺利完成， 4月20日混凝土养护取得成功。这是世界核电站工程建设中首次成功采用核岛筏基大体积混凝土一次性整体浇注 的先进技术，中国成为首个成功掌握此项技术的国家。核电站核岛筏基是核反应堆厂房的基础部分，其大体积混 凝土一次性整体浇注，可以实现核电站核岛基础的一次整体成形，具有无接口、防渗好等技术优点，特别适合安 全性能要求较高的核电施工。但由于浇注后的养护是难点，一直是施工的一大技术难题。该项技术的成功实施， 可以有效缩短工期，将为未来第三代核电的批量化建设带来巨大的经济价值。
AP1000就是西屋公司开发的一种两环路1000MWe的非能动压水反应堆核电
AP1O0 0是西屋公司开发的一种两环路1000MW e的非能动压水反应堆核电。
与传统的PWR安全系统相比，非能动安全系统要简单得多，它们不需要现有核电站中那些必不可少、种类繁多的安全支持系统，如相关的安全级交流电源、HVAC(加热、通风、空调系统)、冷却水系统以及安装这些部件的抗震厂房。
非能动安全系统的采用和系统的简化，减少了运行人员的操作。
通过这些设计改进，API000机组的安全性得到了显着的改进，其堆芯熔化概率3x1.Ox 1 0-7/堆年，远低于URD要求的1.0x10—5/堆年，进一步将A P 600“非能动”理念引入压水反应堆设计，使得设计大大简化、安全性提高、投资有所降低、设计与性能特点满足用户要求文件(URD)的要求。
A AP 1 00 0的设计满足用户对具有非能动安全性能的先进轻水堆的要求(UR D),具有第三代先进轻水堆的简单性、安全性、可靠性和经济性的特点。
AP1000的主要性能特点是系统简化、非能动安全、数字化仪控和模块化建造，主要设计目标包括：机组额定电功率：^lOOOMWe4电站设计寿命：60年4堆芯损坏频率：V 1 .0X1E-5/堆年4严重事故下大量放射性物质释放至环境的频率：V1。
O X 1E-6/堆年换料周期：18个月另外，AP1000的设计目标还包括从设计、认证、建设、运行、检测和维修等方而提供一个尽可能简化的核电站.» 模块化建设由于初投资大，因此核电发电成本对建设期的长短非常敏感，现有核电站的建设期太长就成为新建核电站在财务上的主要障碍之一。
为此，AP1O0O将实行一种新的建设模式-一虚拟建造技术和模块式建设方式。
虚拟建造技术是利用虚拟现实技术的思想将三维工厂设计技术与施工进度计划管理结合在一起，以实现对A P10O O的建造进行可视化计划编制和可视化进度仿真及优化的一项新技术。
采用这项技术，有可能大幅度地提高核电厂施工现场的平行施工能力和工作效率，实现模块化设计和模块化施工，达到缩短AP10O0施工工期的目的。
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
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三，反应堆冷却剂系统一RCS
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三，反应堆冷却剂系统一RCS
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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。
AP1000一回路系统及设备
323.9C 1505 1.447 13.6 17X17 157 4267
34
AP600 AP1000
堆芯直径/mm 反应堆压力容器内径 /mm 线功率/（kW/m） 3361 4000 13.45 3498 4000 18.73 53/16 11613 4.73 106.7 632.1
35
45/16 控制棒/灰棒 蒸汽发生器传热面/m2 6967.7 反应堆冷却剂泵 3.22 流量（m3/s） 73.2 扬程/m 传动惯量（kg.m2） 210.7
AP1000一回路系统及设备
1
西屋先进压水堆AP1000
概述
设计特点
一回路系统
燃料元件设计
主要系统设备
安全特性
2
AP1000的总体概况
AP1000是西屋公司开发的一种双环路1000 MW的压水堆核电机组，是AP600的延伸 保持了AP600的基本设计：
堆芯尺寸基本不变， 采用非能动的安全系统， 其设计与性能特点满足用户要求文件（URD）的要求
41 42 29
附加产房
总数
10
122 99 55
10
276 23
建筑模块
管道模块
机械设备模块
24
AP1000的设计特点
25
AP1000建造进度图
26
AP1000 建造进度表
27
建造成本
AP600 有很高成本竞争能力，发电成本预
计为 1300 ～ 1500 ＄ /kW ，低于“用户要求” 1475＄/kW AP1000 比 AP600 的总成本增加 11 ％，功率 提高了66％，发电成本大大降低 AP600的建造周期缩短到 36个月， AP1000 周期缩短到32个月
第3代核电(AP1000)关键设备工艺制造特点综述
设 计 批 准 的 ４种 第 ３代 核 反 应 堆 之 一 应 堆 一 回 路 由 １台 反
反应 堆压 力 容器 、 １台 稳 压 器 、 台 大 容 量 的 蒸 汽 发 生 器 、 ２ ４ 台 屏 蔽 式 主 泵 、 冷 段 和 ２条 热 段 管 道 组 成 。 由 于 主 泵 入 ４条
５ ８ ３锻 件 和 低 合 金 ０—
Ａ １０ Ｐ ０ ０是 美 国 西 屋 公 司 开 发 的 一 种 双 环 路 、百 万 ｋ Ｗ
级 的先 进 压 水 堆 核 电 机 组 ． 通 过 美 国 核 监 管 委 员 会 （ Ｒ 是 Ｎ Ｃ）
１２ ０ ｍ 高 ． 芯 区 ２０ ｍ 堆
内 径 ４４ ｍ ０ ０ ｍ． 总 重 为 ４ ５３ ． 由 Ｓ 一 ２ ．ｔ Ａ
之 间 采 用 焊 接 连 接 封 头 由 顶 盖 和 法 兰 制 成 上 封 头 为 控 制
将 封 头 与 下 部 压 力 容
器 相连 ． ２个 ０ 型 金
图 ２ ＡＰ ０ ０蒸 汽 发 生 器 １０
属 密 封 圈 起 密 封 作 用 。上 封 头 上具 有 ６ ９个 １ １ ｍ 的贯 穿孑 以插 入 控 制棒 驱 动 ０． ｍ ６ Ｌ
技 术 仍 处 于 试 制 阶 段 ． 内制 造 厂 家 缺 乏 相 关 的 工 艺技 术 和 制 造 经 验 。 设 备 的 国产 化 带 来 了 巨大 困难 。 过 对 Ａ １ ０ 国 给 通 Ｐ ０ ０先 进
压 水 堆 设 备 的 制 造 特 点 进 行 分析 ． 以 加 深 对 第 ３代 先 进 压 水 堆 技 术 的 了解 。 确 设 备 制 造 的 难 点 以及 国产 化 面 临 的 一 些 问 可 明
底 封 头 及 可 拆 卸 带 法 兰 上 封 头 构 成 的 圆柱 形 结 构 。 体 包 括 壳 两 部分 ： 上壳 体 （ 管 段 ） 下 壳 体 （ 性 段 ） 接 和 活 。下 壳 体 和 底 封
AP1000主要参数
无
15.化容控制
主泵轴封水
不需要
需要
上充泵（补水泵）
222.7m3/h
334m3/h
-用作安全停堆
不需要
需要
-连续运行
否
是
16.仪控系统
I& C类型
数字化分布式
数字化分布式
主控室
计算机化
计算机化
7.汽机岛
高压缸
1
1
低压缸
3
2或3
主给水泵
3台电动泵
3台电动泵
17.电气
安全级动力电源
无
1500
2270m3/h
2360 m3/h
12.冷却水系统
安全等级
非安全相关
安全相关
设备冷却水泵
21800m3/h
2台
厂用水泵
21800m3/h
4台
13.启动给水/辅助给水
启动给水电动泵
2118m3/h：非安全相关
一台：非安全相关
辅助给水电动泵
无
250%：安全相关
辅助给水汽动泵
无
250%：安全相关
14.非能动换热器（仅适用于非能动设计）
MWd/tU
55000
23
控制棒组件总数
个
89
24
堆冷却剂RPV入口温度
（热工设计流量）
℃
280.7C(最佳估计)
25
堆冷却剂RPV出口温度
（热工设计流量）
℃
321.1C(最佳估计)
四、反应堆压力容器（RPV）
26
进、出口平均温度
℃
310
27
内径
mm
3989
AP1000核电厂二代压水堆
压水堆核电厂运行课程论文AP1000核电厂二代压水堆安全设施和系统的比较学生姓名：班级：090学号：090二零一二年十一月AP1000核电厂二代压水堆安全设施和系统的比较AP1000简介AP1000又称为先进压水堆，自美国三里岛核电站和苏联切尔诺贝利核电站事故发生以来，暴露了二代核电厂设计中的一些根本性的弱点和安全隐患。
迫切的需要一种安全又可靠的新型核电厂来取代二代核电厂。
20世纪80年代中期开始，美国EPRI与NRC的支持下，经过多年努力，制定了一个能被供货商、投资方、业主、核安全局、用户和公众各方面都能被接受的，提高电厂安全性和改善经济性的设计基础，1990年，发表了适用于先进轻水堆核电厂设计的URD，1994年欧共体制定了EUR。
现在人们通常把符合URD和EUR要求的核反应堆称作先进堆核电厂。
非能动安全系统AP1000先进非能动型压水堆是美国西屋公司在AP600的基础上研发的。
AP1000采用了大量的非能动安全设计，大大的提高了反应堆的自然安全性。
非能动安全系统的采用使其对比与二代压水堆具有更大的优越性。
非能动安全系统不需要操纵员的行动来缓解设计基准事故。
这些系统仅仅利用自然力因素，例如重力、自然循环和压缩空气来使系统工作，而不需要采用泵，风机，柴油机，冷水机或其他机器。
非能动安全系统不需要大规模的能动安全支持系统（例如，交流电源，HVAC，冷却水以及有关抗震厂房来安置这些部件）而这些在典型的常规二代核电厂里是必须的。
因此，支持系统不再必须是安全级的，它们有的被简化有的被消去了。
而且，设备的减少和简化大大的降低了事故下操纵员的操控难度和复杂度，减小认为控制出错的概率，增加了控制的安全性。
AP1000核电厂的非能动安全系统有：1.非能动堆芯冷却系统（PXS）;2.非能动余热排出系统（PRHR）；3.非能动安全壳冷却系统（PCS）;4.主控室应急可居留性系统（VES）;5.安全壳隔离系统。
（1）、非能动堆芯冷却系统（PXS）PXS利用3个非能动水源通过安注来维持堆芯冷却。
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先进型压水堆核电机组AP1000综述
一、AP1000的总体概况和技术特点
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。
西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。
二、AP1000的安全性、经济性与成熟性
1. AP1000的安全性
AP1000采用失效概率低的非能动安全系统，大大提升了机组的安全性，其堆芯熔化概率（CDF）仅3×10-7/堆年，远低于URD的10-5/堆年的要求，其安全裕度与堆芯熔化概率较典型二代压水堆核电站以及AP600都有了长足的进步。
其非能动堆芯冷却系统如下图所示：
核电站有关的概率安全评价对比结果如下图所示：
2. AP1000的经济性
由于采用了非能动安全系统，减少了50%的阀门、35%的泵、80%的管道、45%的抗震建筑和70%的电缆，还大幅减少能动安全设备、构筑物和安全电源，使投资大大下降并缩短工期，提高了电站经济性和价格竞争力。
对照结果如下图：
阀门泵管道抗震建筑电缆
减少50% 减少35% 减少80% 减少45% 减少70%
标准二代压水堆核电站 AP1000核电站
3. AP1000的成熟性
AP600经过7年的开发试验与论证，1999年12月得到NRC的最终设计批准，无论其设计还是执照申请都是成熟的。
AP1000保留了AP600的设计特点，但又进行了适当的优化和改进，相对于AP600所作的改进与变更，AP1000都采用了经验证的成熟技术；AP1000是一种满足URD要求的成熟堆型，其工艺系统设置借鉴了成熟压水核电站的设计经验。
AP1000工艺系统设置如下表：
4. AP1000技术的厂址兼容性
据了解，我国大陆已通过初步可行性研究审查的核电候选厂址均能满足AP1000设计基准参数的要求，这表明AP1000核电机组在我国大陆核电候选厂址上都能建造。
三、AP1000先进的模块化建造
1. AP1000的模块化建造
模块化建造已作为AP1000电厂详细设计的组成部分，它直接带来了工期的缩短，同时潜在地节省了后续机组的投资。
2. AP1000的模块化类型
AP1000的模块分为结构模块、管道模块和设备模块。
结构模块分为以下几种：
—CA模块：注入混凝土的钢支架模块。
—CB模块：定位用的钢模板模块，将在其周围注入混凝土。
—CG模块：置于某处而形成构筑物的一部分，但并不安装机械设备。
—CH模块：置于某处而形成构筑物的一部分，同时还安装某些机械设备。
—CS模块：钢楼梯模块。
化容系统设备模块：
启动给水泵组模块
AP1000各种结构模块的数量及其所处位置如下表所示。
结束语
本文从安全性、经济性、技术特点等方面对AP1000先进型压水堆进行了简要描述，以期能增加对AP1000技术的了解。
通过三门核电一期工程AP1000首堆的建设，工程技术人员必将通过自身的努力和别人的帮助逐渐掌握第三代核电相关技术，以推动我国核电事业发展和后续核电自主化的建设。