第三代压水堆核电站
更新时间:2023-05-14 19:29:01 阅读量: 实用文档 文档下载
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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