AP1000 非能动安全系统
AP1000非能动安全系统
AP1000非能动安全系统AP1000 设计的革命性变化在设计理念上，这就是采用非能动方式简化安全系统。
核电站安全系统有能动安全和非能动安全之分，其区别在于这些系统的安全功能的实现是否依赖外界的电能或动力以及人员的操作。
当前运行中核电站的安全系统大都是能动的。
非能动安全概念是20世纪80年代提出的一种旨在提高核电站安全性和可靠性的新概念。
非能动安全系统安全功能依靠状态的变化、储能的释放或自主的动作来实现，如利用流体被加热或蒸发、冷却或冷凝而产生的密度差形成驱动压头或位差形成的重力压头，无需任何外部动力，在事故工况下，实现应急堆芯冷却和安全壳喷淋，导出堆芯和安全壳内的热量，确保安全壳的完整性。
在保留现有核电站的主要工艺技术的基础上，非能动安全概念的引入，使核电站安全系统的设计发生了根本的变化。
这种非能动安全系统不仅简化了专设安全设施，而且可以减少人员干预而可能产生的误动作，改善了人机关系，提高了核电站的安全性。
这一设计理念的更新，还使核电厂成本显着下降。
正是基于这种设计理念，西屋公司推出AP600和AP1000类型电厂。
一、非能动堆芯冷却系统AP1000非能动堆芯冷却系统包括非能动余热去除系统和安全注入系统。
与传统压水堆应急堆芯冷却系统相比，AP1000非能动堆芯冷却系统除了具有安全注射和应急硼化的功能外，还具有堆芯应急衰变热导出和安全壳pH 值控制的功能，替代了传统压水堆辅助（应急）给水系统和安全壳喷淋系统的部分功能。
在反应堆冷却剂系统中，引入一个非能动热交换器。
当冷却剂泵失效时，水流自然循环到该热交换器，后者将热量载带到安全壳内的换料水箱（IRWST）。
传热过程无需动力。
当IRWST达到饱和时，向安全壳大气蒸发，非能动安全壳冷却系统动作，冷凝水沿壳壁流回环料水池，可以实现长时间的堆芯冷却。
安全注入系统由两台堆芯补给水箱（CMT）、两台安全注射箱和IRWST 组成，连接于反应堆冷却剂环路并充满硼水，注射依靠重力和气体储能的释放。
AP1000_资料介绍
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。
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安全系统综述及其与EPR关键措施对比
AP1000安全系统综述AP1000安全系统综述AP1000安全系统设计理念如下：•安全系统非能动化•降低维修要求•简化安全系统配置•减少安全支持系统•减少安全级设备及抗震厂房•提高可操作性本文不考虑传统安全系统，只对非能动安全系统作介绍。
一．AP1000非能动安全系统简介AP1000非能动安全系统的优点可概括如下:(1)极大地降低了人因失误发生的可能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，减少了事故发生后，由于人为操作错误而导致事件升级的可能性。
AP1000在事故条件下允许操纵员的不干预时间高达72 h，而对于已经运行的第二代或二代+核电厂，此不干预时间仅为10^30 mina(2)大大地提高了系统运行的可靠性非能动安全系统利用自然力驱动，提高了系统运行的可靠性，而不需要采用泵、风机、柴油机、冷冻水机或其他能动机器，减少了因电源故障或者机械故障而引起的系统运行失效。
由于非能动安全系统只需少量的阀门连接，并能自动触发，同时这些阀门遵循“失效安全”的准则，在失去电源或接收到安全保护启动信号时开启。
(3)取消了安全级的交流应急电源非能动安全系统的启动和运行无需交流(AC)电源，AP1000的设计取消了安全级的应急柴油发电机组。
AP1000非能动安全系统子系统如下：•非能动堆芯冷却系统•非能动安全壳冷却系统•非能动主控制室应急可居留系统•非能动裂变产物去除系统•非能动氢复合子系统•非能动反应堆压力壳防熔穿系统二．非能动堆芯冷却系统AP1000的非能动堆芯冷却系统(PXS)由非能动堆芯余热排出系统和非能动安全注人系统两部分组成。
PXS的主要作用就是在假想的设计基准事件下提供应急堆芯冷却，为此，PXS具有以下功能:·应急堆芯余热排出·RCS应急补水和硼化·安全注入·安全壳内pH值控制PXS安全相关功能的设计基于以下考虑(设计基准):<1> 即使在发生设计基准事件同时伴随不太可能的最大极限单一故障事件时，PXS也有多重的部件来执行其安全相关的功能。
AP1000非能动安全相关系统综述
1）在LOCA事故时，能 在有限的几分钟时间间 隔内向堆芯注射十分大 的安注流量。 2）在事故情况下，反 应堆冷却剂系统压下降 到低于安注箱的氮气压 力（50大气压）时，两 只串连的止回阀开启， 硼水靠氮气压力注入反 应堆冷却剂系统。
内置换料水箱
1）在LOCA事故时，能 在很长时间间向堆芯注 射较小的安注流量。 2）内置换料水箱位置 高于反应堆和反应堆冷 却剂系统。 在事故情 况下，根据驱动信号自 动打开爆破阀，依靠位 差产生的重力向反应堆 注水，冷却堆芯
自动降压系统
在假想事故发生后，自动降压系统的阀门必须打开 后，堆芯冷却系统（PXS）才能运行为堆芯提供应急 冷却
安全壳PH值控制系统 值控制系统 安全壳
在安全壳内设有PH调节篮，篮中装有颗粒状的磷酸 三钠（TSP），篮子位置低于事故后最小的淹没水位。 因而在发生事故时，水到达篮子，溶解磷酸三钠，控 制安全壳内PH值在7.0—9.5之间，减少空气中放射 性碘含量。
主控室应急可居留性系统(VES) 为主控室(MCR) 在 一次电厂事故以后提供新鲜空气、冷却和增压。 在接收到主控室高辐射信号以后, VES系统自动启动 运行, 隔离正常的控制室通风通道并开始增压。一旦 系统开启运行, 所有功能都完全是非能动的。VES 空 气气源来自一组压缩空气贮存箱。 VES 也使主控室保持在一个略为正压的状态下, 以尽 量减少周围区域内气载污染物的渗入。
2只，每只容积为56.6m3，内装2600ppm的含硼水
内置换料水箱： （执行低压 低压安全注射功能） 内置换料水箱： 低压 ）
1只，容积为2092 m3 ，内装2600－2900ppm的含硼水
第四个水源
堆芯补水箱
1）在LOCA事故时，能在 较长时间间隔内向堆芯注 入较大的安注流量 2）在发生不包括LOCA事 故的情况下，当正常补水 系统不可用或不足时，堆 芯补水箱为反应堆冷却剂 系统提供紧急补水和硼化。 3）堆芯补水箱位置高于反 应堆和反应堆冷却剂系统。 在事故情况下，根据驱动 信号自动打开下泄注射管 的气动阀，依靠位差产生 的重力向反应堆注水，冷 却堆芯
AP1000非能动安全系统
卸压喷淋器（Sparger）
① 有两个反应堆冷却剂卸压喷淋器。每个都连入一个ADS下泄封头
（三个ADS级共用），并淹没在IRWST中。每个喷淋器都有四个 向下的支臂。喷淋器支臂在 IRWST 溢出水位下的水中连入喷淋 器中心。喷淋器是AP1000C级设备，设计符合抗震I类要求。 ② 喷淋器将蒸汽分配至IRWST，从而促进更有效的蒸汽浓缩。
再循环滤网（Recirculation Screen）
① PXS 有两个不同种类的滤网，在 LOCA 发生后使用： IRWST 滤网
和安全壳再循环滤网。
② 这些滤网可防止碎片在LOCA事故期间进入反应堆，阻塞堆芯冷 却通道。
阀门（Valve）
① 低压差开启止回阀
② 安注箱止回阀
③ 释放阀 ④ 爆破阀
非能动堆芯冷却系统安全相关的功能
应急堆芯余热排出 反应堆冷却剂系统应急补给和硼化 安全注入 安全壳PH值控制
13
安 全 壳 内 换 料 水 箱 (In-Containment Refueling Water Storage Tank, IRWST)
①IRWST是一个大型的，具有不锈钢内衬的水箱，位于安全壳内 运行甲板下方。 ②IRWST是AP1000C级设备，其设计符合抗震I类要求。 ③IRWST的底部在 RCS 回路高度上方，这样换料硼溶液在充分卸 压后可以通过重力排入RCS。 ④IRWST通过两个DVI管连入RCS。 ⑤出口安装在IRWST顶部。 ⑥这些出口在正常运行期间通常是关闭的，以将水气和放射性气 体维持在水箱内，防止碎片从安全壳运行甲板进入水箱。
Characteristics of Passive Core Cooling System
The passive core cooling system operates without pumps or power sources. PCCS的运行无需泵的驱动也无需电源（交 流）。 Processes such as gravity and expansion of compressed gases are relied on. 依靠诸如重力和压缩气体的膨胀过程来驱 动PCCS工作。 A one-time valve alignment (DC electric power required) is required upon actuation.一旦收到触发信号，只需要一次性的 直流电源使阀门开启。
AP1000第三代反应堆系统介绍精讲
45
14
88
房
附加产房 10
10
总数
122
99
55
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
610 1933 315.6C 1058
1090 3400 323.9C 1505
1.484
1.447
15.8
13.6
17X17
17X17
145
157
3658
4267
34
AP600
堆芯直径/mm
3361
反应堆压力容器内径 4000 /mm
线功率/（kW/m）
13.45
控制棒/灰棒
45/16
蒸汽发生器传热面/m2 6967.7
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。
3
先进非能动压水堆AP600概述
设计
1984年EPRI开始发展一项中等规格的600 MW的新型核电站，其目的在于将核电站进行 简化并减少成本和提高安全性。这些非能动设 计提高了核电站的性能，操纵性，稳定性等
开发
1996年两个小型电站设计的版本发展出来， 分别是西屋公司的AP600和通用公司的简型 沸水堆。
AP1000的非能动安全系统
14AP1000的非能动安全系统【英国《核未来》2005年第5/6期报道】 1999年12月美国核管会（NRC ）向AP600颁发了设计证书，它是惟一获得西方和亚洲国家许可的采用非能动安全技术的核反应堆设计。
2004年9月AP1000获得最终设计批准书，预期将在2005年12月拿到设计证书时完全获得许可。
AP600能够满足美国电力部门的要求，包括成本目标，但是西屋公司（Westinghouse ）承认AP600的估计成本为4.1～4.6美分/kWh ，无法在美国市场上竞争，因此公司开始研发AP1000。
该设计将规模经济应用于非能动安全机组上，将成本降至大约3.0～3.5美分/kWh ，从而使AP1000成为未来核复兴的一种理想选择。
英国能源公司（BE ）和英国核燃料公司（BNFL ）最近的一项合作研究已将AP1000反应堆评定为在英国新建核电厂的可选方案。
简洁性是AP 系列的关键技术概念，使其成为建设、运行和维护更容易且成本比较低廉的系列设计。
设备最少化的简约设计有助于降低造价，并限制运行与维护成本。
AP600极为简约的设计符合NRC 的全部要求，并符合美国电力研究所（EPRI ）的先进轻水堆电力公司要求。
一次高水平的审查已证明，该设计广泛符合欧洲电力公司的用户要求文件。
AP1000在AP600的设计基础上进行了最少数量的改进，从而使AP1000的功率大幅提升。
AP1000电厂占地面积及辅助系统与AP600一模一样。
AP1000设计继续采用经过验证的成熟部件，保留了AP600的固有安全性和简洁性。
非能动机组设计非能动系统只利用自然力，例如重力、自然循环和压缩气体等我们每天所依赖的简单物理学原理，不需要泵、风机、柴油机、冷却器或者其他旋转机械设备，从而也不需要安全交流电源。
当一些简单的阀门自动开启后，它们将非能动安全系统连成一体。
这些阀门在自动启动失败后还可以由电厂操纵员来手工启动。
在大多数情况下，这些阀门都具有“失效保护”。
AP1000与M310堆型的主要区别
专设安全设施
2.3 专设安全设施
（1）非能动堆芯冷却系统 AP1000 非能动堆芯冷却系统最主要的功能是在假想基准事故情况 下为堆芯提供应急冷却。
• • • •
堆芯衰变热应急导出（非LOCA）； 反应堆冷却剂系统应急补水和硼化（非LOCA）； 安全注射（LOCA）； 安全壳pH值控制（磷酸三钠）。
ap1000非能动堆芯冷却系统对应传统压水堆应急堆芯冷却系统传统压水堆的堆芯应急冷却系统主要指安全注射系统安注系统又分16专设安全设施23专设安全设施1非能动堆芯冷却系统非能动余热排出热交换器堆芯补水箱cmt安注箱acc安全壳内换料水箱irwstph值调节吊篮卸压喷淋器滤网阀门自动卸压阀低压差止回阀安注箱止回阀安全阀爆破阀17表231acc主要设计参数比较表232irwst主要设计参数比较专设安全设施23专设安全设施1非能动堆芯冷却系统大亚湾核电站安全注入系统ris在两种情况下执行堆芯注水的安全功能
10
主冷却剂系统
2.2 主冷却剂系统
（1）反应堆压力容器
表2.2-2 RPV设计参数对比
11
主冷却剂系统
2.2 主冷却剂系统
（2）蒸汽发生器 M310蒸汽发生器为55/19 型，由底部的三根立柱承担垂直支撑。 SG 底部热侧水室焊接1 个热段接管，冷侧水室焊接1 个冷段接管。SG 上段壳体有2 个二次侧给水接管，主给水、辅助给水和启动给水均通过 该接管注入SG 并通过给水环管上的倒J 形管喷入SG 二次侧。设 有两 级汽水分离器，一级分离、一级干燥。 AP1000 蒸汽发生器为Δ125 型，垂直支撑由单根立柱承担。SG 底 部热侧水室焊接1 个热段接管，冷侧水室焊接2 个屏蔽泵接管和1 个非 能动余热排出换热器的回流接管或1 个净化流量回流接管。SG 上段壳 体有1 个二次侧主给水接管和1 个启动给水接管，主给水和启动给水均 通过各自独立的接管和倒J 形管注入SG 二次侧。设 有两级汽水分离器， 其中第一级中装有泥渣收集装置。
AP1000PXS系讲义统主要设备介绍
概述
主要设备
非能动余热排出热交换器(PRHR HX) 堆芯补水箱(CMT) 安注箱(ACC) 安全壳内置换料水箱(IRWST) pH调节篮 鼓泡器
非能动余热排出热交换器
PRHR HX 描述
- U型管式热交换器 - 数量：1个 -管内径0.75英寸 -竖直部分接近18英尺长 -进/出口温度： 297.2°C/ 92.8°C - 入口（上端）连接至RCS热管段 - 封头选用碳钢制造
堆芯补水箱(CMT)
入口管嘴
CMT补给水由CVS提供，
补给管线位于水箱一侧（刚
好在下封头上方）。选择这
种布置的原因是因为当CMT
部分或全部充满热的、稀释 的反应堆冷却剂时，它使
注水管嘴人Leabharlann 盖CMT从注射运行状态中的恢
复最优化。
支承柱基板
出口管嘴
堆芯补水箱(CMT)
CMT 描述
➢CMTs位于安全壳内，在连接到反 应堆容器的DVI管线上方（地面标 高上方107英尺），接近热管底部 标高 ➢下封头有支柱支撑，便于在役检 查时接近CMTs。在地面标高处， 设有1英尺高的圆环防止水溢出进 入下面ACC或阀门隔间 ➢堆芯补水箱位于安全壳内，二次 屏蔽墙外。这样布置便于维修和检 查
- 抗震I类、A级设备 - 689根C形管 - 55根，8%堵管裕量， - 位于IRWST内 - 出口（下端）连接至SG冷端水室 - 传热管由inconel690制成 - RCS和IRWST的接触面衬有不锈钢衬 里
非能动余热排出热交换器
非能动余热排出热交换器
非能动余热排出热交换器
PRHR HX 基本功能
AP1000PXS系统主要设备介绍
概述
AP1000的非能动堆芯冷却系统(PXS)由 一个非能动余热排出热交换器(PRHR HX)、 两个堆芯补水箱(CMTs)、两个安注箱、和 一个安全壳内置换料水箱(IRWST)组成。 PXS系统其他的设备包括安全壳内置换料水 箱滤网、安全壳再循环管线、和一个装有 能在事故后调整pH值化学物质的调整篮。
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。
浅析AP1000 非能动安全系统技术特点
Science and Technology &Innovation ┃科技与创新2018年第14期·95·文章编号：2095－6835（2018）14－0095－02浅析AP1000非能动安全系统技术特点李国壮（华北水利水电大学，河南郑州450000）摘要：AP1000作为近年来发展迅速且技术较为成熟的先进三代堆型，其非能动安全系统的应用也是人们所密切关注的，同时我国已经引进4台AP1000堆型核电站，并在2018-04得到了装料批准。
由此可见，我国也在通过引进新技术来对原有堆型进行更新和发展。
首先简要介绍AP1000非能动安全系统的设计理念，其次浅析其针对不同的堆芯事故又有怎样的技术特点，从其经济性和安全性两方面解析非能动安全系统在现在第三代核电站的应用及将来可能的发展方向，最后提出“非能动安全系统必须与能动系统相结合”这一观点。
关键词：AP1000；非能动安全系统；技术特点；断电事故中图分类号：TM623.8文献标识码：A DOI ：10.15913/ki.kjycx.2018.14.0951绪论AP1000是西屋电气公司以AP600为基础，改进研发的非能动先进压水堆，经历了十余年的设计、制造、审核和评估，最终于2004-09正式发布“最终安全评估报告”。
非能动安全技术作为先进压水堆核电站的主要特点，受到了核电发达国家的重视，欧洲的EPP1000、日本的SPWR 、俄罗斯的WWER1000等都有非能动安全系统的应用。
除此以外，目前在现役核电站中也采用了非能动安全技术，比如中压安全注射箱（ACC ）等。
在我国，于2009年正式动工，分别在三门、海阳、台山、田湾和阳江5处建设了AP1000机组，已经在2018-04得到了装料批准，缘于这一次对AP1000堆型的使用，其非能动安全技术也在国内受到了广泛关注。
AP1000与常规压水堆堆型最大的不同在于其专设的非能动安全系统，系统主要包括应急堆芯冷却系统、非能动安全壳冷却系统和非能动余热排出系统等[1]，非能动安全系统依靠自然的物理规律，凭借如重力、自然循环流和对流等自然力来达到保证核电站安全的目的，这样就从根本上解决了动力来源不稳定或动力暂时无法提供等问题。
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。
非能动安全先进核电厂AP1000问答
第二章1、反应堆堆芯的组成（哪些组件构成）燃料组件、控制棒组件、中子源组件、可燃毒物组件、阻力塞组件2、简述燃料组件的组成（17*17， 24+1，格架（底部、顶部、中间、搅混）及格架的材料）17X17方阵构成燃料组件、包括264 根燃料棒、24 根控制棒导向管、1根中央测量管、14 层结构格架（10+4）：包括顶部格架、底部格架、8层中间格架和四层中间搅混格架及一层保护格架进行支撑。
中间搅混格架放置在高热流密度区域，以利于混流。
保护格架又叫P-格架，主要起到阻止异物进入的作用。
结构格架与导向管相连。
底部结构格架和保护格架通常由防腐性、高强度的Ni-Cr-Fe合金制成。
顶部格架由Ni-Cr-Fe合金或ZIRLO制成。
其余结构格架和中间搅混格架由 ZIRLO制成。
注：选用ZIRLO材料是考虑到其固有的低中子俘获截面。
3、控制棒组件分类（调节棒组（机械补偿控制棒组、轴向偏移控制棒组）、停堆棒组；黑棒组和灰棒组（12+12））控制棒束可以分成调节棒和停堆棒。
调节棒组用于当反应堆运行条件改变，即功率和温度改变时，补偿运行过程中的反应性变化。
停堆棒组用于反应堆停堆。
黑棒的价值基本保持不变(特别是对热中子的吸收)。
调节棒分为轴向偏移控制棒和补偿棒。
轴向偏移控制棒，只有一组，由9束控制棒组件组成，用于轴向功率分布控制。
补偿棒共有六组，用于补偿由于温度、功率、和瞬时氙毒变化所引起的反应性变化。
停堆棒共有四组，每组有8束控制棒组件，用于快速停堆。
4、灰棒功能（p38, 调功率，替代改变硼浓度的负荷调节方法）①灰棒吸收中子的能力低于黑控制棒，用于在30%额定功率以上的负荷跟踪。
灰棒由驱动机构传动，进出堆芯来改变功率，以适应电网负荷变化。
②代替过去用改变冷却水的硼浓度来跟踪负荷的方法。
改变硼浓度会产生废水，采用灰棒可减少废水量。
第三章1、AP1000反应堆冷却剂系统的组成①反应堆压力容器(Reactor Pressure Vessel，RPV)，包括控制棒驱动机构安装接管②反应堆冷却剂泵(Reactor Coolant Pump，RCP)③蒸汽发生器(Steam Generator，SG)④稳压器(Pressurizer，PRZ)包括与其相连接通往一条反应堆冷却剂主管道热管段的波动管线⑤安全阀(Safety Valves) 和自动降压系统(Automatic Depressurization System，ADS)的阀门；⑥反应堆压力容器顶盖(上封头)上的排气管道(Reactor Vessel Head Vent)和排气管道隔离阀(Head Vent Isolation Valves)；⑦上述主要部件之间相互连接的管道及其支承；⑧与通往辅助系统和支持系统之间相互连接的管道及其支承。
AP1000简介-1
2. 厂房布置
17
SMS
Special Monitoring System
18
CDS
Condensate System
19
CFS
Turbine Island Chemical Feed System
20
CPS
Condensate Polishing System
21
DTS
Demineralized Water Treatment System
被加热了的低密度空气沿空气导流层上升散发流入大气 而高密度的空气从 位于屏蔽厂房顶部的气孔吸入，沿屏蔽厂房内表面与导流层外表面之间的通道下 沉进行补充。
屏蔽厂房的再一个功能就是保护安全壳免遭外来物碰击，以及龙卷风及其夹 带物的影响。
2.2.3. 辅助厂房 辅助厂房的基本功能是为位于安全壳之外的抗震 I 类机电设备提供保护，
27
MTS
Main Turbine System
28
RWS
Raw Water System
29
TDS
Turbine Island Vent, Drain and Relief System
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IDS
Class 1E dc and UPC System
31
IDSA
Class 1E DC and UPS System Division A
核电厂电气系统 特点 AP1000简介
BOP辅助 电气系统
照明、防雷 接地、通讯
等等
核电厂电气系统任务和结构 核电厂电气系统负荷
核电厂厂用（或辅助）电力负荷
机组运行负荷 永久性非安全负荷 安全相关负荷
对应热力回路数量以及多重或备 用设置要求，上述负荷多呈冗余 布置。
核电厂电气系统任务和结构 辅助电气系统分级
厂用电力负荷的核安全相关性质决定了核 电厂须设置1E级（安全级）和非1E级辅助 电气系统：
AP600：首次引入“非能动”概念 该概念在满足了ALWR URD的基础上，进一步简化设计、提
高安全性、降低投资，开辟了核电发展新径。非能动系统的应 用极大地减少了反应堆安全对安全支持系统及其抗震厂房的依 赖，使系统简化， 操作减少，进而安全性得到极大的提升。
AP1000 背景和特点介绍
概述
AP1000是对AP600的继承和发展
在AP600的设计概念基础上，应用ABB/CE 的System80+的某些技术，推出AP1000； 克服AP600容量小、比造价高两大弱点； 堆芯熔化概率3X1E-7/堆年，远低于URD 要求的1E-5/堆年； 设备等级降低，设备数量和所占用厂房 容积减少； 采用模块化建设和虚拟技术缩短工期， 降低财务风险。
升压变
降压变
机组
辅助电气系统
厂内直流电源
厂内 应急 交流 电源
核电厂电气系统任务和结构 辅助电气系统电源结构
500kV MT
G
开关站
220kV
DG ST
DG AT
N1E
1E
核电厂电气系统任务和结构 辅助电气系统结构
厂内应
机组
急电源
PC
MMCMCCCCC
蓄电池 电源
浅谈AP1000核电厂保护和安全监视系统PMS操作平台Common Q
浅谈AP1000核电厂保护和安全监视系统PMS操作平台Common Q【摘要】AP1000核电厂采用了非能动安全系统，其保护和安全监测系统（PMS）用于检测核电厂的非正常工况，当发生事故工况时，执行其安全相关的功能，使核电厂维持在安全停堆状态，PMS系统用Common Q平台来实现。
【关键词】PMS；Common Q；数字化仪控一、引言AP1000是美国西屋公司开发的第三代核电站，设计采用了先进的“非能动”安全设计理念，其保护和安全监视系统（PMS）的功能包括在正常运行时的保护功能、停堆功能，以及维持安全停堆状态。
PMS系统提供了在主控制室和远程停堆工作站手动操作的功能。
发生事故后72小时内，不需要操作员采取任何手动干预动作，大大减少人因错误，AP1000明显优于EPR，其功能实现的操作平台为Common Q。
二、保护和安全监视系统操作平台——Common Q组成PMS系统都是安全级的设备，PMS系统有如下功能：1、当电厂的工况达到安全限值时提供反应堆自动停堆功能；2、提供专设安全设施驱动功能，以缓解设计基准事故的后果；3、提供指示功能，帮助操纵员评估和维持电厂的安全和周边环境的安全；4、发送信息到DDS系统，使得操纵员能够提防任何异常工况。
PMS系统用Common Q平台来实现。
该平台属1E级，所有部件也都是1E 级的，用于实现安全仪控功能，设备具有抗震I级要求。
它包括如下主要部件：1、AC160控制器AC160控制器是一个带有多通道处理能力的模件化控制器，被用来执行安全相关系统的保护算法。
处理器模件内置一个独立的看门狗计时器。
如果一个保护功能由于处理器的故障而无法实行，看门狗能够发出报警和提供通道跳闸功能。
AC160采用PM646处理器模件，包括两个32位的微处理器板：处理器部分和通讯部分。
2、输入输出模件Advant 160控制器采用S600 I/O系列输入输出模件，模件包含了各种常规的卡件。
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、CPR、EPR1000的比较
二、EP1000核电机组
1994年，欧洲用户集团会同西屋公司及其工业合作伙伴 GENESI（一个意大利企业集团，包括ANSALDO和 FIAT），启动了一项名为 EPP（欧洲非能动型核电站）的 计划，以评估西屋公司非能动核电站技术在欧洲的应用前 景。已完成以下主要工作：（1）评估了欧洲用户要求 （EUR）对西屋核岛设计的影响；（2）确定了满足EUR 的1000MWe级非能动核电站的基准设计（EP1000），并 期望在欧洲获得设计许可。对于安全系统和安全壳，基准 电站设计基本上采用了西屋公司简化压水堆（SPWR）的 设计，而在EP1000基准设计中的辅助系统设计部分，则是 根据AP600进行设计的。但是，EP1000同样具有满足EUR 和欧洲取证许可要求的特点
1、EP1000主要的设计特点包括：
经济性高 EPR的发电成本很低，比N4系列反应堆低10%[8]。主要优化措施是： （1） EPR的功率（约1600兆瓦）比近期建设的反应堆功率（约1450兆瓦） 更高。 （2） 建设周期更短：从建造至商业运行计划用57个月。 （3） 能量效益提高到36%，这是轻水反应堆最好的指标。 （4） EPR技术寿期将达到60年。 （5） 提高燃料的利用率。在发电量相同的条件下，EPR将减少使用15%的 铀，废物产量因此降低。同样，也降低了核燃料循环（从铀浓缩到后处理等 各个环节）的费用。 （6） EPR降低了运行费：由于提高了人机接口的质量和主控室的功效，操 作简化，通过运行支持系统，提升自动化水平；设备布局更合理，便于进入 工作区，简化了检修，缩短了工期；可进行不停运的标准化保养维修；停堆 换料期减至16天；反应堆寿期内可利用率可达到91%，法国在役反应堆的平 均使用率为82%。 （7） EPR的发电成本将降至30欧元/MWh[9]，比主要竞争对手-天然气低 20%。发电成本包括各种外部费用：研发费、乏燃料后处理费、废物处置费、 设施退役费。与之相比，化石能源发电成本不含外部费用。
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Characteristics of Passive Core Cooling System
The passive core cooling system operates without pumps or power sources. PCCS的运行无需泵的驱动也无需电源（交 流）。
Processes such as gravity and expansion of compressed gases are relied on. 依靠诸如重力和压缩气体的膨胀过程来驱 动PCCS工作。
3
AP1000非能动安全系统
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
AP1000 Passive Core Cooling System
➢ Characteristics of PXS ➢ Safety Functions ➢ PRHRHX Design Basis ➢ Emergency Makeup & Boration Design
①IRWST是一个大型的，具有不锈钢内衬的水箱，位于安全壳内 运行甲板下方。
②IRWST是AP1000C级设备，其设计符合抗震I类要求。
③IRWST的底部在RCS回路高度上方，这样换料硼溶液在充分卸 压后可以通过重力排入RCS。
④IRWST通过两个DVI管连入RCS。
⑤出口安装在IRWST顶部。
⑥这些出口在正常运行期间通常是关闭的，以将水气和放射性气 体维持在水箱内，防止碎片从安全壳运行甲板进入水箱。
表PXS 自动触发信号
PRHR HX 触发 任一SG中窄量程低水位，延时 + 低 SFW流量后 任一SG中宽量程低水位
Pzr 水位高
任何CMT触发信号 ADS第一级触发信号 CMT注入触发 Pzr低压 Pzr低水位 任一蒸汽管线中低压 任一回路中RCS CL低温 安全壳高压 ADS第一级触发 安注箱注入触发 NA (没有触发部件，只有自动触发的止回阀) IRWST注入触发 ADS 第四级触发信号 安全壳再循环触发 ADS第四级触发信号 + IRWST低水位
安全壳内换料水箱 (In-Containment Refueling Water Storage Tank, IRWST)
①从IRWST至换料腔室有大型流体溢出通道，以调节PRHR HX或 ADS运行期间容积和质量的增加。 ②水箱和再循环通路都不含有能阻塞出口滤网的物质。
③IRWST包括一个PRHR HX和两个卸压喷淋器。PRHR HX管道顶部 位于水下，向下延伸至IRWST。喷淋器也淹没在正常水位以下。 ④IRWST的尺寸可在正常换料时提供换料腔室的注水，RCS长期冷 却模式下LOCA事故后安全壳的注水，并支持PRHR HX的运行。 ⑤安全壳内换料水箱水位和温度由指示器和警报监测。
➢ 其他PXS设备包括IRWST的滤网，安全壳再循环管线和事故后装 有pH值调整剂的篮子。
➢ 当启动补给水或化学容积补给水流量的余热排出功能不足够或不 能使用时，PXS 提供安全相关的安全注入和将RCS系统的余热排 出。PXS设备位于安全壳内部。
➢ 这个系统包括支持其运行的管道，阀门和仪器。乏燃料池冷却系 统为从CVS获取加硼水，电厂供气系统获取安注箱加压氮气补给 ，IRWST循环/净化/转移提供了连接。
ADS STAGES 1-3
(1 OF 2)
CONTAINMENT
SPARGERS (1 OF 2)
REFUEL CAVITY
M
PRESSURIZER
PRHR HX
M
LOOP
FAI
COMPART.
M
ห้องสมุดไป่ตู้
ADS STAGE 4 (1 OF 2)
RECIRC SCREEN (1 OF 2)
IRWST
M
IRWST SCREEN (1 OF 2)
③ CMT水位和出入管温度由指示器和警报监测。CMT水位仪器用于触发ADS。
④ 『说明』：当进行IRWST注入时，需通过ADS进行主系统卸压，然后注入 水以重力排入压力容器。
蓄压箱or 安注箱（ Accumulator，ACCU）
①两个安注箱是碳钢球形水箱，内表面包壳为不锈钢。安注箱是AP1000C类设备 ，设计符合抗震I类要求。安注箱位于安全壳内，CMT下一层上 ②安注箱主要充满硼溶液，并用氮气加压。 ③在正常运行期间，安注箱通过两个串联的止回阀与RCS隔离。 ④当RCS压力降低到安注箱压力以下时，止回阀开启，硼溶液受气体压力而排入 RCS中。止回阀的机械运行是开启安注箱到堆芯的注入通路的唯一动作。 ⑤在RCS压力下降至安注箱静态压力以下后，安注箱提供几分钟的安注。当安注 箱排空时，氮气将进入RCS。当发生冷端破裂时，预计大部分氮气会直接排出破 口。当发生热端破裂时，预计大部分氮气会通过破裂口或或ADS阀门排出。在以 上事故中，一些氮气可能通过反应堆容器，之后再通过热端的ADS阀门排出。氮 气不会阻碍堆芯冷却
M
HL
CL
RNS PUMPS
CORE
DVI CONN. (1 OF 2)
REACTOR VESSEL
CORE MAKEUP TANK (1 OF 2)
FO
RNS PUMPS
ACCUM (1 OF 2
N2
M
非能动堆芯冷却系统概述
➢ 非能动堆芯冷却系统（PXS）组成部分包括一个非能动余热排出 热交换器（PRHR HX），两个堆芯补水箱（CMT），两个安注 箱和一个安全壳内换料水储存箱（IRWST）。
2. Reactor coolant system emergency makeup & boration 反应堆系统应急补水和硼化: Provide makeup & boration when makeup from CVCS is unavailable or insufficient.当CVCS无效或功 能不足时，提供补水和硼化
堆芯补水箱（ core makeup tank，CMT）
① 在正常电厂运行期间，要提供连接用于远距离调整每个CMT中硼水的硼浓度 。CMT补水由CVS提供。定期采集CMT的样本以监测硼浓度。
② 每个CMT都有一个入口扩散器，该扩散器的设计可减轻进入CMT的蒸汽速率 ，从而将潜在的水击作用降到最低，并减少CMT初始运行期间发生混合的总 量。
Chapter 3
AP1000 非能动安全系统
AP1000专设安全设施
➢非能动堆芯冷却系统
➢非能动堆芯余热排出系统 ➢非能动堆芯安全注入系统
➢卸压系统（ADS系统） ➢安全壳和安全壳隔离系统 ➢安全壳泄漏率试验系统
2
AP1000专设安全设施
➢ 安全壳氢气控制系统 ➢ 非能动安全壳冷却系统 ➢ 裂变产物泄漏控制系统 ➢ MCR应急可居住系统
➢ 为便于维护，PXS还为取样，通风，疏水提供了其他的管道连接
。
12
非能动堆芯冷却系统安全相关的功能
➢ 应急堆芯余热排出 ➢ 反应堆冷却剂系统应急补给和硼化 ➢ 安全注入 ➢ 安全壳PH值控制
13
安全壳内换料水箱 (In-Containment Refueling Water Storage Tank, IRWST)
SNPTC内部培训教材
7
49
PRESSURIZER
CONTAINMENT
VENTS
CONDENSATE
M
OVERFLOW
PRHR HX
IRWST
ADS STAGE 4
FO
HL
CL
CORE
REACTOR VESSEL
STEAM GEN.
STEAM LINE
FEEDWATER LINE
RCP
M #1 M M #2 M M #3 M
Basis ➢ Safety Injection ➢ Component Details：
➢ IRWST ➢ IRWST & Containment Recirc. Screens ➢ Explosively Opening (Squib) Valves
Existing Plants
2021/4/18
③ 在发生失去主给水或主给水管线破裂事故时，其运行和蒸汽发生器可用容量 能够提供RCS冷却，避免通过稳压器安全阀排水。
④ 非能动余热排除热交换器流体和进出管线温度由指示器和警报监测。
pH 调整篮（pH Adjustment basket）
①PXS使用四个pH调整篮控制安全壳地坑内pH水平。篮子由不锈钢 构成，带有一个网状头，易于与水接触。根据设计，篮子为 AP1000C类设备，符合抗震I类要求。 ②在事故后，粒状的TSP（磷酸三钠）被用于提高安全壳内硼溶液 的pH值至少至7.0。 ③由于篮子的结构，以及篮子被放置在与事故后再循环流体有传导 性的地方，因此篮子与地坑水应良性混合。篮子的设计可防止TSP 移动。 ④电厂延伸运行后，粒状TSP由于吸收潮气可能结成固体状态。 ⑤TSP的溶解时间大约是3小时。
再循环用
引起非能动堆芯冷却系统启动事件
二回路系统热量排出增加 ✓蒸汽发生器电动蒸汽释放阀或安全阀误开启 ✓ 蒸汽系统管道破裂
二回路系统热量排出减少 ✓失去主给水 ✓ 给水系统管道破裂
冷却剂系统水量减少 ✓蒸汽发生器管道破裂 ✓ 假想冷却剂系统管道破裂引起冷却剂丧失
停堆事件 ✓启动给水丧失 ✓ 冷却剂系统压力边界完整时常规余热排出系统失效 ✓半环运行时常规余热排出系统失效 ✓ 换料腔淹没时常规余热排出系统失效
Safety Functions
3. Safety injection安全注入: Provide adequate core cooling for the complete range of LOCAs. 对各种LOCAs提供足够的堆芯冷却