AP1000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简介-1
53
VES
Main Control Room Emergency Habitability System
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VFS
Containment Air Filtration System
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VHS
Health Physics and Hot Machine Shop HVAC
System
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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。
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VPS
Pump House Ventilation System
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VRS
Radwaste Building HVAC System
AP1000技术简介
AP1000的安全性能（一） 反应堆堆芯损坏频率（CDF）显著降低---保护业主投资
陈钢电子文档编号PPT-2008-3-21
AP1000的安全性能（二） 大量放射性释放频率（LERF）显著降低---保护业主投资
陈钢电子文档编号PPT-2008-3-21
(只)
592 6 (180包括非安 全级泵） 5791
10800 （其中安全4 级3700）
147
(台)
(m) (106x m) (m3)
2.77
0.366
抗震厂房容积
359773
158640
陈钢电子文档编号PPT-2008-3-21
AP1000主要特点（四）
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。
AP1000安全审评情况
1. 西屋公司于2002年3月28日向美国核管会提交了AP1000 标准设 计的“标准设计证书”申请，该申请包括AP1000设计控制文 件、概率安全分析报告等。 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”。 4. 2004年9月23日，西屋公司获得了NRC 关于AP1000 的“最终 设计批准书”。 5. 根据美国有关法律举行听证会后，NRC 于2005年12月30日向 西屋公司颁发了AP1000 标准设计的“标准设计证书”。
AP1000和EPR两种核电技术的比较
AP1000和EPR两种核电技术的比较1、AP1000和EPR的安全系统采用了两种完全不同的设计理念AP1000安全系统采用“非能动”的设计理念，更好地达到“简化”的设计方针。
安全系统利用物质的自然特性：重力、自然循环、压缩气体的能量等简单的物理原理，不需要泵、交流电源、1E级应急柴油机，以及相应的通风、冷却水等支持系统，大大简化了安全系统（它们只在发生事故时才动作），大大降低了人因错误。
“非能动”安全系统的设计理念是压水堆核电技术中的一次重大革新。
EPR安全系统在传统第二代压水堆核电技术的基础上，采用“加”的设计理念，即用增加冗余度来提高安全性。
安全系统全部由两个系列增加到四个系列，EPR在增加安全水平的同时，增加了安全系统的复杂性。
核电站安全系统的设计基本上属于第二代压水堆核电技术，是一种改良性的变化。
2、AP1000和EPR的安全性的比较由于AP1000和EPR的安全系统采用了两种完全不同的设计理念AP1000 和E PR的安全性有较大的差别。
AP1000在发生事故后的堆芯损坏频率为5.0894×10-7/堆年比EPR的1.18×10-6 /堆年小2.3倍，大量放射性释放概率为5.94×10-8/堆年也比EPR的9.6×10-8/堆年小1.6倍（而且AP1000采用的设备可靠性数据均比较保守）；核电站发生事故后，AP1000操作员可不干预时间高达72小时，而EPR为半小时；AP1000 在发生堆芯熔化事故时，能有效地防止反应堆压力容器（第二道屏障）熔穿，将堆芯放射性熔融物保持在反应堆压力容器内，使放射性向环境释放的概率降到最低；而EPR不防止反应堆压力容器熔穿，堆芯放射性熔融物暂时滞留在堆腔内，然后采取措施延缓熔融物和安全壳（第三道屏障）底板的混凝土相互作用，防止安全壳底板熔穿。
AP1000的人因失误占堆熔频率的7.74%，共因失效占堆熔频率的57%，而EP R分别为29%和94%，AP1000 明显优于EPR。
AP1000专设安全系统研究
２ ＡＰ Ｉ Ｏ Ｏ ０专设安全系统的构成
Ａ Ｐ １ ０ ０ ０专 设安 全系 统主 要 由以下系 统 构成 ： 第 一 ，非 能动 堆 芯 冷 却 系 统 。该 系 统 包 括 非 能 动
３ Ａ Ｐ Ｉ Ｏ Ｏ ０专设安全系统的特点
Ａ Ｐ １ ０ ０ ０ 专 设 安 全 系 统 通 过 设 计 上 的改 变 ， 也 形 成
第三 ， 裂 变 产 物 去 除 系 统 。Ａ Ｐ １ ０ ０ ０并 没 有依 靠 传 统 的喷淋 方 式来 去 除裂 变 产 物 ， 而 是采 取 自然 的过 程 将 裂 变 产 物 去除 。发 生 事 故后 ， 如 放射 性 活度 升 高 ， 非 能 动 安 全 壳喷 淋 系统 在 安全 壳 外充 氮 罐 的压 力作 用 下进 行 喷淋 ，以限制 裂变 产物 的释 放 。大 部分 非 气态 的活性 物 质最 后将 沉 积在 冷 却水 中。 第 四 ，安 全 壳 隔 离系 统 。Ａ Ｐ １ ０ ０ ０安 全 专 设 系 统 设 有两 道 隔离 屏 障 ， 分 别在 安 全 壳 内和安 全 壳外 。相对 传 统核 电站 ，Ａ Ｐ １ ０ ０ ０的安全 壳 机械 贯 穿件 数量 显 著减 少 ， 正常 状 态 隔离 阀 处于 关 闭状 态 的 比例 更高 。正常 打开 的 隔离 阀也 由故 障 自动 关 闭 ， 不要 求 贯 穿兼 具有 支 持事 故 后缓 解 的功 能 。 第 五 ，主 控 室应 急 可 居 留 系 统 。 核 电站 一 旦 发 生 事故 ，主控 室 的 可居 留 时 间对 于事 故 的应 急 处理 具有 重 要影 响 。主控 室 工作 人 员需 保 证充 足 的空 气供 给 ， 并完 成 具 体 的事 故 处 理 工 作 。 因此 ，Ａ Ｐ １ ０ ０ ０ 可 居 留系 统 的 设 计采 取 自行 启 动 的方 式 ， 在 事故 发 生后 ， 及 时 向主控 室传 递 新 鲜 空气 ， 并 开 展冷 却 和增 压 等应 急 处理 。工 作 人 员可 维持 至少 ７ ２ ｈ的继续 居 留 。
AP1000安全系统
AP1000核电厂的技术成熟性 • 西屋公司为了研究开发AP600和AP1000的非能动安全系统，历经 十几年时间，花费大量的人力财力，在计算分析的基础上建立了 相应试验验证装置，并进行了大量的实/试验验证。
1、反应堆 采用西屋公司成熟的314型反应堆而略有改进，是同一型号
2013年7月12日7时43分
AP1000核电厂的技术成熟性
非能动堆芯冷却实验
AP600非能动堆芯冷却系统SPES－2综合试验装置。它是1/39a Informazioni Esperienze Termoidrauliche’s in Piacenza, Italy) 。 从试验装置得到的数据，用于评估高压下的非能动堆芯冷却剂系统的运行情况，包括小LOCA、 SGTR和蒸汽管道破裂瞬态工况。
单项试验 －风洞实验装置
2013年7月12日7时43分
AP600和AP1000的试验验证情况
单项试验 ULPU－IV 试验装置
2013年7月12日7时43分
AP1000核电厂的技术成熟性
（2）AP1000非能动安全系统的设备采了成熟的技术
1) AP1000非能动安全系统的设备，如：水箱、管道、直流电动阀门、 换热器等设备和部件的设计和制造均建立在同类型常规设备成熟技术 的基础上，基本上无新的技术挑战。 2) 为反应堆事故时自动降压所采用的大口径（Φ335.6mm）爆破阀虽 第一次用于大型压水堆核电厂，但爆破阀本身的设计制造技术是成熟 的，它早已在国内外航天、航空领域得到广泛的、成功的应用，而且 在先进沸水堆设计中也得到应用。因此，爆破阀设计、制造和维护技 术均为经过大量工程验证的成熟技术。
● 预防和缓解事故和严重事故的操作简化，同时安全性能显著提高 事故运行简化－－大大降低人因错误
最新AP1000安全系统综述及其与EPR关键措施对比汇总
A P1000安全系统综述及其与E P R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
浅谈AP1000核电厂安全级仪控系统
浅谈AP1000核电厂安全级仪控系统1 概述AP1000核电厂采用了全数字化仪控系统，其中保护和安全监测系统（PMS）属于安全级，其余均为非核安全级。
PMS系统为电厂提供反应堆停堆、专设安全设施、核级数据处理三大主要功能。
PMS系统直接关系到核电站的安全运行，是AP1000机组中最为重要的仪控系统，因此该系统现场安装的全过程需要高度关注。
2 PMS安装工程分类及施工要点PMS系统安装的实体工作可分解成三大类：处理机柜、电缆与光缆、中子探测器。
2.1 处理机柜PMS总共包含39个DCS（集散控制系统）标准机柜，尺寸约为700*750*2300（宽*深*高），按照功能分为NIC（核仪表子系统柜）、BCC（双稳态逻辑处理器柜）、ILC（符合逻辑处理器柜）、MTP（检修试验柜）、QDP（核级数据处理子系统柜）、SVC（爆破阀控制子系统）、SOE（顺序事件记录柜）。
PMS机柜按照不同的安全序列分别布置在辅助厂房内的6个房间内，成排布置。
PMS属于精密电子设备，对安装环境的要求高，温度必须控制在10℃～25℃、相对湿度控制在20%～75%、空气中无粉尘和腐蚀性气體。
AP1000首堆工程中，现场参照ASME NQA-1的标准，在PMS房间建立了增强的Ⅲ级清洁区，不仅对进入人员、进入材料、区域内的焊接、切割、打磨等动火作业加以控制，还专门设置了临时空调、除湿机、吸尘器等设施改善安装环境。
PMS机柜的安装过程大体包括五个步骤：（1）卸车。
按照核电厂物项分类原则，有抗震要求的PMS机柜属于B类物项，卸车时应十分注意机柜顶部吊耳的受力均衡性，以防止机柜结构变形。
为此，首堆工程中采用了一种方形平衡梁，并与其他辅助吊具一起进行了150%静载试验；（2）引入房间。
PMS机柜要求竖直搬运，但受限于厂房内门洞高度，通过时需要倾斜。
此时应注意倾斜时必须确保柜门在两侧而不至于受压变形。
首堆工程中专门设计了一种翻转运输小车，为提高厂房内搬运效率；（3）调平。
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
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AP1000建造进度图
26
AP1000 建造进度表
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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 非能动安全系统
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
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非能动安全相关系统综述
本文由有宇的天空贡献 ｐｐｔ１。
ＡＰ１０００非能动安全相关系统综述 非能动安全相关系统综述 组员：２００８１５１９１３ 方利超 组员： ２００８１５１９０９ 孙冠宇 ２００８１５１９１５ ２００８１５１９２１ 李琪 王稳 ２００８１５１９０１ 叶欣楠 ＡＰ１０００——双环路第三代先进压水堆 双环路第三代先进压水堆 非 能 动 安 极大的降低了人因失误发生的可能性 ７２小时 小时＞＞１０￣３０分钟 小时 分钟 大大的提高了系统运行的可靠性 系统 了 运行 的 发 全 技 术 非能动安全技术 非能动余热排出系统 非能动安全注射系统 自动降压系统 安全壳ＰＨ值控制系统 非能动安全壳冷却系统 氢气控制系统 非能动主控制室应急可居留系统 非能动余热排出系统 非能动堆芯冷却系统包含一台１００％容量的非能动余热排出 换热器（ＰＲＨＲ ＨＸ）。
该换热器通过输入和输出管道连接到 反应堆冷却剂系统一环路上。
该换热器可防止电厂出现造成蒸 汽发生器给水系统和蒸汽系统发生失常的瞬态，达到了有关给 水系统丧失、给水管线和蒸汽管道破裂的安全标准。
非能动余 热排出换热器和非能动安全壳冷却系统可在无需操纵员采取行 动的情况下，提供无限的衰变热排出能力。
换料贮水箱中的水在沸腾之前可以吸收超过１ 个小时的衰变热 换料贮水箱 一旦开始沸腾，蒸汽将在钢制安全壳上凝结，经收集后可借助重力流回换料贮水箱 温 差 产 生 的 水 密 度 差 异 提供热阱 非能动安全注入系统 在非ＬＯＣＡ事故工况下，非能动安全注入系统可对反 补水和硼化 应堆冷却剂系统（ＲＣＳ）进行补水 硼化 补水 在ＬＯＣＡ事故工况下，非能动安全注入系统可对反应 堆冷却剂系统（ＲＣＳ）进行安全注入 安全注入，冷却堆芯 安全注入 堆芯补水箱 水 源 安全注入箱 内置换料水箱 淹没安全壳 非能动安全注射系统 水源 堆芯补水箱：（ 高压 高压安全注射功能） 堆芯补水箱：（执行高压 ） ２只，每只容积为７０．８ｍ３ ，内装３４００ｐｐｍ的含硼水 安全注入箱： 中压安全注射功能） 安全注入箱：（执行中压 中压 ） 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。
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
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
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。
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3、非能动安全壳冷却系统
4、非能动主控制室应急可居留系统 5、安全壳氢气控制系统
2013年7月12日7时43分
AP1000非能动安全系统
1、非能动余热排出系统
● 非能动余热排出系统，可在电厂事故工况下以及反应堆正常余热排出系统 失效时，自动排出堆芯的余热。 ● 该系统主要设备是非能动余热排出热交换器和相连的管道、阀门。热交换 器布置在换料水箱内，可大量吸收反应堆内的余热。 ● 当换料水箱内的水达到饱和温度时，箱内产生的蒸汽进入反应堆钢安全壳， 并由安全壳的壁面冷却，使凝水沿钢壳内壁向下流，回到换料水箱内，继续 作为热交换器的冷却介质。 ● 钢安全壳外，设有非能动安全壳排出。
2013年7月12日7时43分
AP1000核电厂的技术成熟性
非能动堆芯冷却实验
AP600非能动堆芯冷却系统SPES－2综合试验装置。它是1/395体积比例、全高度、高压、高 温试验台架。试验装置设在意大利（Societa Informazioni Esperienze Termoidrauliche’s in Piacenza, Italy) 。 从试验装置得到的数据，用于评估高压下的非能动堆芯冷却剂系统的运行情况，包括小LOCA、 SGTR和蒸汽管道破裂瞬态工况。
2013年7月12日7时43分
AP1000核电厂的技术成熟性
2) AP1000采用Δ-125型蒸汽发生器，它是在成熟的Δ-109型
和Δ-75型基础上的改进型，也同样是成熟蒸汽发生器的 “翻版加改进”
3) AP1000增大了稳压器容积，提高了反应堆冷却剂系统的 压力稳定性，但并不增加设计、制造难度。
比利时Doel核电厂
比利时Tihange 核电厂
AP1000核电厂的技术成熟性
2、反应堆冷却剂系统
RCS的设备都是在已有运行实践基础上选用或改进设计的，都是成熟 的设备和部件。
1) AP1000的反应堆压力容器的设计与制造技术是基于西屋电气公司 314型反应堆压力容器但略有改进。
主要改进如下：
• 不同于原来三环路“3进3出”和冷热管段接管嘴在同一平面的结构，采用了两环路“4 进2出”的结构，即在压力容器上对应于每个环路有二个冷管段接管嘴和一个热管段接 管嘴，且冷热管段接管嘴不在同一平面上，前者高于后者，上述改进并不存在制造上 的困难。 • • 堆芯中子通量和温度测量系统均从压力容器顶部进入堆芯，简化了结构提高了安全性。 反应堆压力容器采用了一体化的顶盖，使换料和维修更加方便。 “翻版加改进”
在不同建设时期的改良，属于“翻版加改进”性质。314型反 应堆己有两台在比利时（Doel 4，Tihange 3）运行，具有二 十年以上的运行经验。 AP1000的反应堆堆芯与Doel 4和Tihange 3反应堆堆芯一 样，采用157组西屋公司的14英尺长核燃料组件。
2013年7月12日7时43分
4、 AP1000非能动安全系统和设备均采用了成熟的技术
（1）采用了成熟的非能动堆芯冷却系统
（有相关试验及装置作为佐证）
主要的单项和综合验证试验和装置包括：
1）非能动余热排出试验及装置；
2）自动卸压系统试验及装置； 3）非能动安全壳冷却试验及装置； 4）将堆芯熔融物保持在压力容器内（IVR）的试验装置；
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”。 4、2004年9月23日，西屋公司获得了NRC 关于AP1000 的“最终设计批准书”。 5、根据美国有关法律举行听证会后，NRC 于2005年12月30日向西屋公司颁发
设计地震烈度(地面加速度) 0.3g 电厂输出电功率(毛) 电厂输出电功率(净) 核蒸汽供应系统功率 1200MWe 1117MWe 3415MWt
2013年7月12日7时43分
Harbin Engineering University
AP1000的设计理念及特点
在传统成熟的压水堆核电技术的基础上，安全系统“非能动 化”。“非能动化安全系统” 利用自然物理现象（重力、蒸发、冷 凝、自然循环、自然对流等）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。
2013年7月12日7时43分
AP1000核电厂的技术成熟性 • 西屋公司为了研究开发AP600和AP1000的非能动安全系统，历经 十几年时间，花费大量的人力财力，在计算分析的基础上建立了 相应试验验证装置，并进行了大量的实/试验验证。
1、反应堆 采用西屋公司成熟的314型反应堆而略有改进，是同一型号
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。非 能动设计理念已有实际应用，技术是成熟的。
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、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。
2013年7月12日7时43分
Harbin Engineering University
2013年7月12日7时43分
AP1000非能动安全系统
1、非能动余热排出系统
2013年7月12日7时43分
当启动时: 开启FO 隔离阀；. 温度和 PRHRHX标高 (IRWST情况)提供热驱动头； 自然循环或，如RCP在运转，强迫流量通过热交换器。
如果需要延长热传导: IRWST内的水达到饱和状态 (~2 hr)； IRWST内的水蒸发到安全壳； 蒸汽在钢安全壳容器上冷凝（由非能动安全壳冷却系统冷却）； 凝水通过水槽回到 IRWST 。
单项试验 －风洞实验装置
2013年7月12日7时43分
AP600和AP1000的试验验证情况
单项试验 ULPU－IV 试验装置
2013年7月12日7时43分
AP1000核电厂的技术成熟性
（2）AP1000非能动安全系统的设备采了成熟的技术
1) AP1000非能动安全系统的设备，如：水箱、管道、直流电动阀门、 换热器等设备和部件的设计和制造均建立在同类型常规设备成熟技术 的基础上，基本上无新的技术挑战。 2) 为反应堆事故时自动降压所采用的大口径（Φ335.6mm）爆破阀虽 第一次用于大型压水堆核电厂，但爆破阀本身的设计制造技术是成熟 的，它早已在国内外航天、航空领域得到广泛的、成功的应用，而且 在先进沸水堆设计中也得到应用。因此，爆破阀设计、制造和维护技 术均为经过大量工程验证的成熟技术。
Harbin Engineering University
核科学与技术学院 《核反应堆安全分析》课程调研
AP1000的安全性认识
gfxf（M1） 时间：2009年11月
2013年7月12日7时43分
Harbin Engineering University
AP1000 总参数
电厂设计寿命 60年 反应堆热功率 电厂效率(净) 电厂可利用率 堆芯熔化频率 大量早期释放频率 3400MWt 32.7% 93% 5.08×10-7 1/ry 5.94×10-8 1/ry
AP1000屏蔽电机定子
AP1000屏蔽电机定子
定子初级绕组1
定子初级绕组2
AP1000屏蔽电机泵部件
屏蔽泵叶轮（顶视）
屏蔽泵叶轮（侧视）
2013年7月12日7时43分
AP1000屏蔽电机泵部件
AP1000屏蔽电机泵主轴
主轴磨床
2号主泵不锈钢壳体做法兰射线探伤
主泵不锈钢壳体法兰焊接
AP1000核电厂的技术成熟性
目前，首台AP1000屏蔽电机泵的设计和制造进展顺利， 即将进行完全模拟运行工况的型式试验和整机考核，预计能 够按进度完成型式试验、考核鉴定和出厂验收检验。
2013年7月12日7时43分
AP1000屏蔽电机泵部件
AP1000屏蔽电机泵 惰转飞轮
2013年7月12日7时43分
AP1000屏蔽电机泵部件
了AP－1000 标准设计的“标准设计证书”。
2013年7月12日7时43分
Harbin Engineering University
To be continue
The second part
2013年7月12日7时43分
AP1000非能动安全系统
AP1000非能动安全系统包括：
1、非能动余热排出系统 2、非能动安全注射系统
● 预防和缓解事故和严重事故的操作简化，同时安全性能显著提高 事故运行简化－－大大降低人因错误
1、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； 2、在72小时以外，仅需要操纵员简单的动作和少量的厂外援助；
3、在严重事故情况下，安全壳特性满足厂外放射性剂量限值的要求，至少 72小时内，不需要厂外应急援助；在72小时以外，仅需少量的厂外援助；
2013年7月12日7时43分
AP1000核电厂的技术成熟性
3、反应堆冷却剂循环泵 AP1000首次采用免维修的大型屏蔽电机泵作为反应堆冷
却剂循环泵，由于没有轴封而提高了反应堆系统的安全可靠 性；屏蔽电机泵直接倒置于蒸汽发生器的底部，简化了系统。
屏蔽电机泵己在核潜艇及航空母舰和石化行业普遍应用，
其设计、制造商美国科蒂斯-怀特EMD公司已生产了1500多 台，具有良好的运行业绩，是成熟产品。
● 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；
2013年7月12日7时43分
2013年7月12日7时43分
Harbin Engineering University
Let’s begin the first part
2013年7月12日7时43分