第三代压水堆核电站

第三代压水堆核电站

AP1000非能动核电站 非能动核电站技术简介

AP1000非能动核电厂 非能动核电厂

AP1000 核电站三维模型

AP1000开发情况 开发情况1985年西屋公司开始了非能动先进压水堆AP600的开发研究工作， 年西屋公司开始了非能动先进压水堆AP600的开发研究工作 1、1985年西屋公司开始了非能动先进压水堆AP600的开发研究工作， 对非能动安全系统进行了大量的试验研究， 对非能动安全系统进行了大量的试验研究，对西屋公司原有的设计和 安全分析程序进行了改造， 安全分析程序进行了改造，开发了适用于非能动先进压水堆设计和安 全分析程序， 前后共化了13 年的时间， 1998年 13年的时间 NRC颁布了 全分析程序 ， 前后共化了 13 年的时间 ， 于 1998 年 9 月 3 日 NRC 颁布了 AP600最终设计批准书。化费了1300人年，完成了12 000份设计文件 600最终设计批准书 1300人年 12, 份设计文件， AP600最终设计批准书。化费了1300人年，完成了12,000 份设计文件， 耗资近6个亿美元。 耗资近6个亿美元。 2、西屋公司在已开发的非能动先进压水堆AP600的基础上，于1999 、 屋公司在已开发的非能动先进压水堆AP600的基础上， AP600的基础上 月启动了AP1000 的研究开发工作，历时5年开发了AP1000 AP1000。 年12 月启动了AP1000 的研究开发工作，历时5年开发了AP1000。

AP1000安全审评情况 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 、西屋公司于 年 月 日向美国核管会提交了AP1000 标准设计的 日向美国核管会提交了 标准设计证书”申请，该申请包括AP1000设计控制文件、概率安 设计控制文件、 “标准设计证书”申请，该申请包括 设计控制文件 全分析报告等。 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 CFR Part 受理该申请， 、 年 月 受理该申请 据联邦法规10 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 及对付严重事故等相关法规， 基础上，完成AP1000设计的“预认证审查”,确认 设计的“ 基础上，完成 设计的 预认证审查” 确认AP600有关的试 有关的试 验和分析程序可以用于AP1000设计。 验和分析程序可以用于 设计。 设计 3、美国核管会对AP1000设计的审查先后共提出了 、美国核管会对 设计的审查先后共提出了700多个问题，经独 多个问题， 设计的审查先后共提出了 多个问题 立审查和验证完成了对AP1000设计的“最终安全评价报告”,于 设计的“ 立审查和验证完成了对 设计的 最终安全评价报告” 2004年9月正式发布了“最终安全评价报告”。 月正式发布了“ 年 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 关于AP1000 的“最终设计 、 年 月 日 西屋公司获得了NRC 关于 批准书” 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 、根据美国有关法律举行听证会后， 年 月 日向西屋公 司颁发了AP- 标准设计的“标准设计证书” 司颁发了 -1000 标准设计的“标准设计证书”。

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； 、 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 千瓦， 、在核电站批量建造后， 千瓦 国电力市场的竞争能力； 国电力市场的竞争能力； 3、保持 AP600 的目标和设计细节； 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； 容量； 、 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； 、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； 建造进度和模块化建造等方面的原有基础； 、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； 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 、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” 要求； 要求； 9、接受 AP600 政策质询。 政策质询。 、

AP1000 设计变化相对于 AP600, AP1000的 设计作了如下变化： , 的 设计作了如下变化：1、增加反应堆堆芯长度和燃料组件数目； 、增加反应堆堆芯长度和燃料组件数目； 2、增加 NSSS 主要部件的尺寸； 主要部件的尺寸； 、 3、增加反应堆压力容器的高度； 、增加反应堆压力容器的高度； 4、采用△125型蒸汽发生器 类似于 ANO(Arkansas Nuclear One) 核 型蒸汽发生器,类似于 、采用△ 型蒸汽发生器 ( 电厂更换的蒸汽发生器 ； 5、采用多台屏蔽式反应堆冷却剂泵 屏蔽电动泵 (带调频装置 ； 带调频装置); 、采用多台屏蔽式反应堆冷却剂泵---屏蔽电动泵 带调频装置 6、比较大的稳压器； 、比较大的稳压器； 7、增加安全壳的高度； 、增加安全壳的高度； 8、增加部分非能动安全系统设备的容量； 、增加部分非能动安全系统设备的容量； 9、增加常规岛的尺寸以提高功率。 、增加常规岛的尺寸以提高功率。

AP1000 总参数电厂设计寿命 60年 年 反应堆热功率 3400MWt

设计地震烈度(地面加速 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 毛)

0.3g

电厂效率(净 电厂效率 净)

32.7%

1200MWe 电厂可利用率

93%

电厂输出电功

率(净 电厂输出电功率 净)

1117MWe

堆芯熔化频率

5.08×10-7 1/ry 8

核蒸汽供应系统功率

3415MWt

大量早期释放频率

5.94×10-8 1/ry ×

AP1000的设计理念 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” 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、 “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， 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。 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： 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、系统设置简化、工艺布置简化、施工量减少、 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 AP1000在安全性能显 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， 著提高的同时，经济上也具有较强的竞争力 ● 预防和缓解事故和严重事故的操作简化； 预防和缓解事故和严重事故的操作简化； ● 系统配置简化，安全支持系统减少，安全级设备和抗震厂房 系统配置简化，安全支持系统减少， 大幅减少，安全等级和质保等级降低， 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； 被取消，大宗材料需求明显降低； 安全性能显著提高； ● 安全性能显著提高；

AP1000主要特点 简化 主要特点---简化 主要特点事故运行简化--大大降低人因错误 事故运行简化--大大降低人因错误 --● ●

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； 72小时内 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；

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； 72小时以外，仅需要操纵员简单的动作和少量的厂外援助； 小时以外 在严重事故情况下， ● 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 至少72小时内，不需要厂外应急援助； 72小时以外 72小时内 小时以外， 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； 的厂外援助；

AP1000主要特点 简化 主要特点---简化 主要特点系统、设备、

厂房等物项减少--降低电厂建造成本 系统、设备、厂房等物项减少--降低电厂建造成本 --

设备、 设备、厂房数量比较项目 安全级阀 单位 (只) 只 1000MW 参考电站 2844 AP1000 592 EPR (芬兰 芬兰) 芬兰 10800 其中安全4 (其中安全 级3700) ) 147

安全级泵 (包括主泵 包括主泵) 包括主泵 安全级管道 电缆 抗震厂房容积

(台) 台

280 (包括非安全 级泵) 级泵) 33528

6 (180包括非安 包括非安 全级泵) 全级泵) 5791

(m) (106x m) (m3)

2.77

0.366

359773

158640

AP1000主要特点 简化 主要特点---简化 主要特点厂房、设备布置简化--缩短建造周期 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、 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 是能动系统 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( 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。 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 红框表示 表示)。 (由红框表示)。 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 核电站的安全系统是非能动系统，它仅由 只水箱以 第三代 核电站的安全系统是非能动系统 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。 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。

●

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AP1000主要特点 简化 主要特点---简化 主要特点第二代和AP1000核电站系统和设备布置的比较 核电站系统和设备布置的比较 第二代和

AP1000 的安全性能 反应堆堆芯损坏频率显著降低---保护业主投资

AP1000 的安全性能 大量放射性释放频率显著降低---保护业主投资

AP1000堆芯和燃料 堆芯和燃料AP1000堆芯有157个燃料组件，堆芯活性区高度为4.267米(14英尺) AP1000堆芯有157个燃料组件，堆芯活性区高度为4.267米(14英尺)。 堆芯有157个燃料组件 4.267 英尺 AP1000堆芯以 堆芯以Doel 4和 4堆芯为参考并作了如下改进 堆芯为参考并作了如下改进： AP1000堆芯以Doel 4和Tihangle 4堆芯为参考并作了如下改进： 堆芯围筒代替堆芯围板 避免了堆芯围板螺栓松动脱落， 代替堆芯围板， ● 堆芯围筒代替堆芯围板，避免了堆芯围板螺栓松动脱落，并且 降低中子泄漏，提高了中子的经济性。 降低中子泄漏，提高了中子的经济性。 固定式堆内探测器代替可移动探测器 利用固定式堆内探测器代替可移动探测器， ● 利用固定式堆内探测器代替可移动探测器，实现堆芯功率分布 的在线监测，并且消除了压力壳底

部可移动探测器的贯穿件， 的在线监测，并且消除了压力壳底部可移动探测器的贯穿件，降低了 在严重事故情况下压力壳下封头失效的概率。 在严重事故情况下压力壳下封头失效的概率。 堆芯设置棒价值比较低的灰控制棒 灰控制棒， ● 堆芯设置棒价值比较低的灰控制棒，功率调节和负荷跟踪采用 机械补偿运行，取消硼回系统，大大减少了调硼产生的废水量。 机械补偿运行，取消硼回系统，大大减少了调硼产生的废水量。

AP1000堆芯和燃料 堆芯和燃料● AP1000堆芯采用的燃料 AP1000堆芯采用的燃料 左图),是基于RFA ),是基于 (左图),是基于RFA 燃 料组件(Robust 料组件(Robust Fuel Assembly)和RFAAssembly)和RFA-2燃料组 件(Robust Fuel Assembly-2)并经改进的 Assembly-2)并经改进的 AP1000燃料 燃料， AP1000燃料，它包括了在 抗腐蚀、燃耗性能、 抗腐蚀、燃耗性能、抗异 机械稳定性、 物、机械稳定性、热工水 力性能和核性能等方面的 所有改进。 所有改进。 AP1000燃料许可证的最大组 ● AP1000燃料许可证的最大组 件燃耗可达60GWD/tU(法 件燃耗可达60GWD/tU( 60GWD/tU 马通的AFA3G AFA3G燃料许可证的 马通的AFA3G燃料许可证的 最大组件燃耗为 52GWD/tU)。 )。允许的组件 52GWD/tU)。允许的组件 最大燃耗越深， 最大燃耗越深，可达到的 平均卸料燃耗也越深，燃 平均卸料燃耗也越深， 料循环的经济性也就越好。 料循环的经济性也就越好。

AP1000堆芯燃料管理 堆芯燃料管理首炉堆芯燃料装载AP1000提出了传统的堆芯三区装 AP1000提出了传统的堆芯三区装 载和先进燃料装载二种首炉 堆芯的燃料装载方式: 堆芯的燃料装载方式: ● 堆芯三区燃料装载方式 首炉堆芯采用三种235U 富集度 燃料的三区装载方式( 燃料的三区装载方式(对应 左图中的黄、 左图中的黄、绿和红色的三 区富集度分别为4.45、3.4和 区富集度分别为4.45、3.4和 4.45 2.35w/o, 2.35w/o,这是传统的首炉堆 芯装载方式。从图中看到， 芯装载方式。从图中看到， 度的燃料(黄色), 最高富集度的燃料(黄色), 装在堆芯周遍， 装在堆芯周遍，较低富集度 的二种燃料(红、绿)按棋 的二种燃料( 盘式布置在堆芯内区。 盘式布置在堆芯内区。由于 最高富集度的燃料装在堆芯 外区，中子泄漏大， 外区，中子泄漏大，因此中 子经济性差， 子经济性差，但功率分布的 控制比较容易。 控制比较容易。 采用IFBA和硼玻璃作可燃毒物 采用IFBA和硼玻璃作可燃毒物 IFBA

AP1000堆芯燃料管理 堆芯燃料管理首炉堆芯燃料装载●先进燃料装载方式 AP1000燃料管理对首炉堆芯 燃料管理对首炉堆芯， AP1000燃料管理对首炉堆芯，

推荐采用先进的堆芯燃料装载 技术。 技术。先进燃料装载技术的主 要特点有： 要特点有： 堆芯采用六区燃料装载方式， 六区燃料装载方式 堆芯采用六区燃料装载方式， 按富集度从低到高。 按富集度从低到高。六区燃料 分别为A 分别为A,B,C,D、E和F 。从左 图中看到， 图中看到，较低富集度的燃料 装在堆芯的周边， A,C,D装在堆芯的周边，较高 富集度的燃料E 富集度的燃料E,F和较低富集 度的燃料B装在内区， 度的燃料B装在内区，这是模 拟换料堆芯的低泄漏装载， 拟换料堆芯的低泄漏装载，以 提高中子的经济性。 提高中子的经济性。 采用WABA IFBA作为可燃毒物 WABA和 采用WABA和IFBA作为可燃毒物

AP1000堆芯燃料管理 堆芯燃料管理首炉堆芯燃料装载●先进燃料装载方式(续) 先进燃料装载方式( D,E和F区的燃料棒二端各有 203.2mm的低富集度区 的低富集度区, 203.2mm的低富集度区,以提 高燃料的有效利用。此外， 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， 燃料棒有4种不同富集度，以 展平组件内功率分布。 展平组件内功率分布。作为 例子，左图为E 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。 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 可燃毒物代替硼玻璃， WABA可燃毒物代替硼玻璃， 与传统的三区装载方式相比, 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%。 6%。

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