第三代压水堆核电站AP1000简介1

– 下部堆芯支撑板
AP1000的RCS主要特点
在RCS中增设了多级自动降压系统，确保非能动堆芯冷却系统 运行，实现高、中、低压阶段的安注功能。 冷却剂管道采用4进2出的布置，即每一环路有两条冷管段和一 条热管段。适应于采用屏蔽泵、有利于泵的维护及半管运行。 采用屏蔽电机泵作为反应堆冷却剂泵。具有较高的运行寿命和 可靠性，减少维修工作量，消除了因轴封水失效或全厂断电情 况下冷却剂泄漏的潜在根源，提高了电厂的安全性和可用率。 加大了稳压器的容积，提高了RCS承受瞬态工况的能力，减少 了非计划停堆次数。 采用一体化顶盖技术，取消了堆芯下部（压力容器底部）贯穿 件，将压力容器泄漏的可能性降至最低，降低堆芯裸露风险。
AP1000主要特点---简化
系统、设备、厂房等物项减少－－降低电厂建造成本
设备、厂房数量比较
项目 安全级阀 各类泵 安全级管道 电缆 抗震厂房容积 单位 (只) (台) (m) (106× m) (m3) 1000MW 参考电站 2844 280 33528 2.77 359773 AP1000 592 180 5791 0.366 158640
AP1000非能动安全系统
非能动堆芯冷却系统
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，在电厂瞬态、事故工况下，当反 应堆正常余热排出系统失效时，利用冷热流体的密度差形 成的驱动力，自动排出堆芯的余热。（自然循环） 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 反应堆钢制安全壳，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，设有非能动安全壳冷却系统，通过给安全壳 外喷水和自然对流的空气带走CV热量，实现反应堆余热 的排出。
AP1000非能动安全系统
①非能动堆芯冷却系统（PXS）
在发生设计基准事故时，非能动堆芯冷却系统对堆芯实施 冷却，确保燃料包壳的完整性。 在设计上，非能动堆芯冷却系统的运行无需泵、风机和交 流电源等能动设备，只依靠自然循环、重力注射和压缩空 气膨胀等非能动设备。 系统由一个非能动余热排出热交换器（PRHR HX），两 个堆芯补水箱（CMT），两个蓄压箱（ACC）和一个安 全壳内换料水储存箱（IRWST）组成，同时包括IRWST 滤网，安全壳再循环管线和pH调节篮。PXS设备位于安 全壳内部。
AP1000反应堆冷却剂系统
反应堆冷却剂系统（RCS）又称一 回路系统，RCS将堆芯裂变释放的 热能转化为高温饱和蒸汽，并输送 到汽轮发电机组转化为电能。 AP1000是一个两环路的压水型反应 堆，对称布置在反应堆压力容器的 两侧。 主要设备包括：1个反应堆、2台蒸 汽发生器、4台主泵、1个稳压器 系统功能： 1.保持反应堆冷却剂压力边界完整 性,包容反应堆冷却剂,限制放射性 向安全壳释放，防止RCS超压。 2.保持堆芯冷却和反应性控制。 3.提供工艺监测，为保护安全监测 系统提供信号，在运行工况下触发 反应堆自动停堆和非能动安全系统 运行。
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。
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
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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。
AP1000反应堆冷却剂系统
AP1000核蒸汽供应系统包括： 1、反应堆：实现可控核裂变以产生核能 的设备。 RV装载反应堆堆芯，密封高温高压的冷却剂。 作为一项安全改进，堆内中子注量率和温度测 量装置由反应堆堆顶进入堆芯，因此反应堆压 力容器下封头没有中子注量率测量管的接管 座，消除了因反应堆压力容器下封头发生泄漏 导致冷却剂丧失事故和堆芯裸露的可能性 。 2、蒸汽发生器：一二回路之间的换热设备，将反 应堆产生的热量由一次侧传递给二次侧给水， 使二回路水变成蒸汽。实现一回路放射性介质 与二回路流体的隔离。 3、稳压器：提供RCS超压保护、通过电加热器及 喷淋来实现压力控制。水位控制。 改进：稳压器容积增大了40%，增大了核电厂 瞬态运行的裕量，减少非计划停堆次数。 4、冷却剂主泵 输送反应堆冷却剂，实现冷却剂在堆芯、冷却 剂环路和蒸汽发生器之间的强制循环 。采用屏 蔽电动泵，体积小，重量轻，安全性高，消除 了常规泵轴密封失效导致失水事故的可能性； 可靠性高：维护要求低，使用寿期内可实现无 检修目标；缺点：电机效率较低。
AP1000非能动核电厂
AP1000 核电厂三维模型
AP1000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“非能动化” 。“非能动化安全系统” 利用自 然界的物理现象和原理，如：重力、蒸发、冷凝、 自然循环、对流以及压缩气体蓄能等自然驱动力， 带走堆芯余热和安全壳的热量，不需要泵、交流电 源、1E级应急柴油发电机组以及相应的通风和冷却 水等支持系统。 少量能动阀门由直流电源驱动，在失去交流电 源的情况下，直流电源能持续供应72小时。 非能动设计理念已有实际应用，技术是成熟的。
第三代压水堆核电站
AP1000非能动核电厂
简介
设计处 饶建民
主要内容
AP1000的技术特性 非能动安全系统（PXS、PCS）
前言
世界核电已累积运行12000多堆·年的实践表明，核电厂的总体 运行记录是好的。但是，1979年美国三哩岛和1986年前苏联切尔诺 贝利事故的发生，加重了人们对核电安全性的顾虑，对核电是安全 清洁的能源产生怀疑。 这两次重大事故的发生表明，由于核电厂的高度复杂性，核电 厂的安全性取决于工程安全性，与事故发生时主控操纵员的响应密 切相关。事故时，操纵人员若未能采取正确的行动或采用了错误的 应对措施，就有发生严重事故的可能。因此，人们对反应堆的安全 性提出了更高的要求，在核电厂设计安全上提出了‘固有安全性’的 概念。 固有安全性被定义为：当反应堆出现异常工况时，不依靠人为 操作或外部设备的强制性干预，只是由堆的自然安全性和非能动的 安全性，控制反应性或移出堆芯热量，将反应堆引入到安全状态。
反应堆的安全设计必须有利于操纵员在有限的时间内和有心理压 力的状态下采取成功的行动，尽量减少操纵员在短期内进行干预的 必要性。 三哩岛、切尔诺贝利核电厂严重事故后，全球核电业界集中力量 对核电安全可靠性进行了研究公关，美国和欧洲先后开发出了以“先 进轻水堆”（ALWR）为主要特征的第三代核电技术。第三代核电技术 具有更加安全、更加经济、核废料减少等优点。经过评审论证，我 国决定引进被称为全球最先进的第三代核电技术AP1000。世界首座 由美国西屋公司设计的AP1000核电厂已落户浙江三门。为了积极响 应国家战略决策，桃花江核电项目决定采用AP1000技术，成为内陆 首批AP1000技术用户。
AP1000主要特点---简化
事故运行简化－－大大降低人因失误
● 在发生事故后，至少在72小时内，无需操作员干预，能保证 堆芯的冷却和安全壳的完整性； ● 在72小时以外，只需要操纵员简单的操作和少量的厂外援 助； ● 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；缓解了应急响应的紧迫性，减轻 了应急的社会资源压力。
AP1000非能动安全系统
优点： 极大地降低了人因失误的可能性。 大大地提高了系统运行的可靠性。 取消了安全级的交流应急电源。
AP1000非能动安全系统
AP1000非能动安全系统主要包括： 1、非能动堆芯冷却系统（PXS） ①非能动余热排出系统 ②非能动安全注射系统 2、非能动安全壳冷却系统（PCS）
AP1000的设计理念
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： 设计简化、系统配置简化、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。 严重事故的预防和缓解事故操作简化； 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； 安全性能显著提高；
①非能动余热排出系统
AP1000非能动安全系统
②非能动安全注射系统--设备布置
堆芯补水箱，安注箱，内置换料水箱和相应的管道、 阀门全部布置在安全壳内
AP1000非能动安全系统
② 非能动安全注射系统
AP1000非能动安全系统
②非能动安全注射系统
AP1000非能动安全系统
②非能动安全注射系统
1）非能动安全注射系统的
AP1000反应堆压力容器
1. 反应堆压力容器是改进的西屋公司两环 路反应堆压力容器。因为 采用两台蒸汽发生器和四台反应堆 冷却剂泵的环路设计 压力容器直接注射管嘴 14 ft燃料组件 2. 在活芯区顶部以下没有贯穿件。 3. 采用一体化的堆顶部件
AP1000反应堆堆内构件
关键部件 – – – – 堆芯吊篮 上部堆芯支撑板 上部支撑筒 上部堆芯板
安全系统特性比较
特 性 AP1000
非能动型 创新型 成熟技术 系统设பைடு நூலகம்简化，设备、部 件显著减少，减少安全壳 贯穿件（约50%） 提高 72h
EPR（三代）
能动型 改良型 成熟技术 四个安全系列的配置，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
系统设计采用技术 先进性 技术成熟性 系统简化
AP1000主要特点---简化
第二代和AP1000核电站系统、设备布置的比较
AP1000 的安全性能
反应堆堆芯损坏频率显著降低---保护投资、公众环境
AP1000 的安全性能
大规模放射性释放频率显著降低---保护投资、公众环境
AP1000 总参数
电厂设计寿命 设计地震烈度(地面加速度) 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 60年 0.3g 反应堆热功率 电厂效率(净) 3400MWt 32.7% 93% 5.08×10-7 1/ry 5.94×10-8 1/ry
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。
AP1000非能动安全系统
①非能动余热排出系统
常开状态
通过水槽回到 IRWST
开启
PRHRHX 触发信号: 1. CMT 注入 2. 第1级ADS触发信号 3. SG宽量程低水位 4. SG窄量程低水位+ 低 启动 给水流量 5. 稳压器高-3水位 (71%) 6. 手动
AP1000非能动安全系统