1、第一章 AP1000核電廠概述1. 1 設(shè)計背景 西屋電氣公司設(shè)計了定名為AP600 的電功率為600 MW(反應(yīng)堆熱功率為1933 MW)的先進核電廠。 AP600 采用非能動安全系統(tǒng)來提高電廠的安全性，非能動安全系統(tǒng)的使用給電廠系統(tǒng)的簡化、安全性、可靠性的提高以及降低投資風(fēng)險和發(fā)電成本等方面提供了巨大的改進。 1999 年 12 月，AP600 通過了安全審評，獲得了 NRC頒發(fā)的設(shè)計證書。1. 1 設(shè)計背景 西屋公司在 AP600 的基礎(chǔ)上開展 AP1000 核電廠的標(biāo)準設(shè)計。AP1000 的設(shè)計保留了 AP600 的設(shè)計結(jié)構(gòu)，通過對 AP600 的設(shè)計盡可能少的改動，充分利用成熟設(shè)備/

2、部件以及以現(xiàn)有許可證為基礎(chǔ)， AP1000 的輸出電功率約1000 MW(反應(yīng)堆熱功率為3400 MW) AP1000 的標(biāo)準設(shè)計在2005 年 12月通過了安全審評，獲得了 NRC頒發(fā)的設(shè)計許可證。 AP1000在反應(yīng)堆和非能動安全特點上保留了與 AP600 相同的結(jié)構(gòu)和配置。反應(yīng)堆主要部件的容量有所增大，以支持反應(yīng)堆額定電功率的增加。AP1000 的設(shè)計方法和設(shè)計驗證證明了非能動安全設(shè)施(堆芯冷卻以及安全殼冷卻)在更高的額定功率下仍然具有足夠的安全裕量。安全評價表明 AP1000非能動安全系統(tǒng)在預(yù)防和緩解事故時擁有良好的特性。AP600AP1000電機功率/kW23514450穩(wěn)壓器容積/

3、m345.359.5安全殼徑/高/m39.6/57.939.6/65.5安全殼設(shè)計壓力/MPa0.310.41鋼安全殼厚/cm4.134.45安全殼總自由體積/m34814058616電力成本/美分.（kW.h）-14.12.76二環(huán)路的壓水反應(yīng)堆(PWR) ，它采用非能動安全設(shè)施以及簡化的電廠設(shè)計，從而使核電廠具有良好的可建造性、可運行性和可維護性。1.2 核電廠整體描述1.2 核電廠整體描述AP1000 安全殼布置1.2 核電廠整體描述AP1000 安全系統(tǒng)最大限度地利用了壓縮空氣膨脹、重力以及自然循環(huán)等自然驅(qū)動力。安全系統(tǒng)不采用能動部件(例如泵、風(fēng)機或者柴油發(fā)電機) ，并且設(shè)計成無需安全

4、級支持系統(tǒng)(例如交流電源、設(shè)備冷卻水、廠用水或者暖通空調(diào)系統(tǒng)等)。1.2 核電廠整體描述M310型核電廠的安全系統(tǒng)與AP1000相比，失水事故情況下，分別是如何向一回路注水的？1.2 核電廠整體描述需要操縱員控制安全系統(tǒng)動作的次數(shù)和復(fù)雜性大大降低，因此，這種設(shè)計減少了復(fù)雜性并且提高了電廠的可運行性。與M310型核電廠相比，事故工況下如何導(dǎo)出釋放在安全殼內(nèi)的熱量？1.2 核電廠整體描述1.2 核電廠整體描述1.2 核電廠整體描述輔助廠房附屬廠房柴油發(fā)電機廠房1.2 核電廠整體描述1.2 核電廠整體描述AP1000 的設(shè)計特征l 凈電功率大約為1 090 MW，核蒸汽熱功率為 3 415 MW(包

5、括反應(yīng)堆冷卻劑泵的 15 MW)l 在10%的蒸汽發(fā)生器傳熱管堵管和熱管段的最高溫度325 時，能夠達到核電廠的額定出力。l 主要的安全系統(tǒng)是非能動的;事故后 72 h 內(nèi)無需操縱員干預(yù)、無需交流電源的情況下能夠保持堆芯和安全殼的冷卻。l 預(yù)測的堆芯損壞頻率 1.7 X 10- 7 /堆年，大量放射性物質(zhì)釋放的頻率1.8XI0- 8 /堆年，遠低于1XI0- 4 /堆年和1 X 10- 6 /堆年的安全目標(biāo)。l 18 個月的換料周期。161.2 核電廠整體描述AP1000 的設(shè)計特征1.2 核電廠整體描述AP1000 的設(shè)計特征l 整個電廠的可用率大于93% ;非計劃停堆的目標(biāo)小于1 次/年。

6、l 電廠能夠從100%滿功率甩負荷到廠用電，并且反應(yīng)堆不停堆穩(wěn)壓器或蒸汽發(fā)生器的安全閥不開啟。l 與相同容量的現(xiàn)有壓水堆相比，該電廠需要的部件更少特別是安全級部件更少。1.3 與其他核電廠的比較1. 3. 1 電廠總體參數(shù)1.3.2 電廠設(shè)計特點( 1) 堆芯設(shè)計 AP1000 的堆芯包括 157 個燃料組件。1.3.2 電廠設(shè)計特點(2) 蒸汽發(fā)生器設(shè)計 蒸汽發(fā)生器是直立式的，傳熱管為三角形布置的 U 形管。使用了 Inconel-690 鎳基合金傳熱管材料，主管道熱管段溫度可達到6151.3.2 電廠設(shè)計特點(3) 反應(yīng)堆冷卻劑泵使用了成熟設(shè)計的密封屏蔽電機。 1.3.2 電廠設(shè)計特點(4

7、) 穩(wěn)壓器M310穩(wěn)壓器1.3.2 電廠設(shè)計特點(4) 穩(wěn)壓器 AP1000的穩(wěn)壓器比相當(dāng)容量核電廠的穩(wěn)壓器大，這通過加大穩(wěn)壓器的高度和內(nèi)徑來達到。 大容積穩(wěn)壓器增加了核電廠瞬態(tài)運行的裕量，從而使核電廠停堆次數(shù)減小，運行也更加可靠。它也不再需要動力操作釋放閥，而這個釋放閥有可能成為反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)泄漏的來源，也是維修的一個重要部位。1.3.2 電廠設(shè)計特點(5) 安全殼安全殼是由鋼制安全殼容器和屏蔽構(gòu)筑物兩部分組成，其功能是包容放射性并為反應(yīng)堆堆芯和反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)提供屏蔽。1.3.2 電廠設(shè)計特點(5) 安全殼安全殼是由鋼制安全殼容器和屏蔽構(gòu)筑物兩部分組成，其功能是包容放射性并為反應(yīng)堆堆芯和

8、反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)提供屏蔽。1.3.2 電廠設(shè)計特點(6) 非能動安全系統(tǒng) 非能動安全系統(tǒng)(Passive Safety Systems)給核電廠提供了安全和投資保護。當(dāng)發(fā)生事故并失去交流電源后72 小時以內(nèi)元需操縱員動作，可以保持堆芯的冷卻和安全殼的完整性。非能動安全系統(tǒng)的設(shè)計能夠滿足單一故障準則。 它包含更少的系統(tǒng)和部件，因而能夠減少試驗、檢查和維護的工作量。非能動安全系統(tǒng)遠距離控制閥門的數(shù)量只有典型能動安全系統(tǒng)的1/3 ，并且它不包含任何泵。1.3.2 電廠設(shè)計特點(6) 非能動安全系統(tǒng)1.3.2 電廠設(shè)計特點API000 核電廠設(shè)備、部件和構(gòu)筑物的簡化量1.3.2 電廠設(shè)計特點AP100

9、0 核電廠設(shè)備、部件和構(gòu)筑物的簡化量1000MW壓水堆AP1000減少泵28018036ASME閥門2800140050ASME管道系統(tǒng)33500580083電纜，106 m2.770.3787%防 震 建 筑 體 積 ，106 m30.360.1656%1.3.2 電廠設(shè)計特點(7) 輔助系統(tǒng)輔助系統(tǒng)具有如下功能: 反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的補水能力能夠補償反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)管道直徑為3/8 in（9. 5 mm）當(dāng)量破口的泄漏。 在失去主給水的情況下，啟動給水系統(tǒng)能夠為蒸汽發(fā)生器提供足夠的給水流量。 正常的安全殼地坑泵(它是放射性廢物排水系統(tǒng)的一部分)能夠輔助1.3.2 電廠設(shè)計特點(8) 蒸汽動力

10、轉(zhuǎn)換系統(tǒng)AP1000汽輪發(fā)電機的輸出電功率為1199500kW。(9) 電力系統(tǒng) AP1000廠內(nèi)電源系統(tǒng)(Electrical Systems)包括交流電源系統(tǒng)和直流電源系統(tǒng)。交流電源系統(tǒng)是一個非IE 級的系統(tǒng)。直流電源系統(tǒng)由兩個獨立的系統(tǒng)組成，一個IE 級的電源系統(tǒng)和一個非IE 級的電源系統(tǒng)。1.3.2 電廠設(shè)計特點(9) 電力系統(tǒng) B 系列和C 系列有兩個蓄電池組，兩個蓄電池組中的其中一組能夠向安全相關(guān)的負載提供不少于24 h 的電源，另一組在發(fā)生設(shè)計基準事故情況下向較小的安全相關(guān)負載提供不少于72 h 的電源(包括失去交流電源的情況)。 為了使蓄電池能有72 h 的供電能力，蓄電池系列

11、中的B 和C 系列與連接在IE 級調(diào)壓變壓器上的輔助交流發(fā)電機相連。這些電源給事故后的IE 級監(jiān)控系統(tǒng)、主控室的照明系統(tǒng)和主控室與B 和 C 系列儀控室的通風(fēng)系統(tǒng)供電。33主冷卻劑管道 每個環(huán)路的兩個冷端是完全相同的（除測量儀器和小的連接管線），并采用大彎曲半徑彎管使得管路流動阻力降低。同時也補償冷、熱管段不同的膨脹率提供柔韌性。 一回路的管路的材料是奧氏體不銹鋼。 管子是整體鍛造然后經(jīng)感應(yīng)加熱工藝彎曲形成穩(wěn)壓器波動管四維建造技術(shù)采用四維建造技術(shù)的優(yōu)點：1.建立經(jīng)改進的建造工序，以減少總的時間2.驗證準確的和可實現(xiàn)的進度3.在現(xiàn)場遇到問題前加以解決4.規(guī)定現(xiàn)場使用的工具5.使核電廠投資者在實現(xiàn)

12、預(yù)期進度的能力方面更有信心四維建造技術(shù)四維建造技術(shù)啟動給水泵模塊四維建造技術(shù)Use of Large Structural Modules Contributes to the 3-Year Construction Schedule四維建造技術(shù)四維建造技術(shù)四維建造技術(shù)AP1000AP1000建設(shè)周期建設(shè)周期 電站簽合同后18個月澆第一罐混凝土，再經(jīng)36個月開始裝料，經(jīng)6個月調(diào)試啟動開始商業(yè)運行。即簽合同后簽合同后6060個月開始商業(yè)個月開始商業(yè)運行運行。四維建造技術(shù)18 Months36 Months6 MonthsPre-ConstructionConstructionStart-upPl

13、ant OrderContainment VesselProcurement andModule FabricationExcavationFirst Structural ConcreteNuclear Island BasementTurbine Island Basemat/PedestalSet TurbineGeneratorFuel LoadLower RingInternal Concrete/Steel ModulesSet Primary EquipmentCold HydroHotUpper RingTop HeadMid-RingPolar CraneCommercial

14、OperationBottom HeadAP1000和 EPR兩種第三代核電機型的比較設(shè)計理念A(yù)P1000EPR在傳統(tǒng)成熟的壓水堆核電技術(shù)的基礎(chǔ)上，引入安全系統(tǒng)非能動理念，使核電廣安全系統(tǒng)的設(shè)計發(fā)生了革新的變化。根據(jù)現(xiàn)役核電廠的設(shè)計、建設(shè)和運行經(jīng)驗，在傳統(tǒng)設(shè)計的基礎(chǔ)上對系統(tǒng)的設(shè)計、布置和運行進行了適當(dāng)?shù)母倪M和優(yōu)化。簡化了安全系統(tǒng)配置。減少了安全支持系統(tǒng);大幅度地減少了安全級設(shè)備(包括核級電動閥、泵和電纜等)及抗震廠房;取消了 IE 級應(yīng)急柴油發(fā)電機系統(tǒng)和大部分安全級能動設(shè)備;明顯降低了對大宗材料的需求。增加安全系統(tǒng)多重性，安全系統(tǒng)全部采用4X100%的配置。在設(shè)計中采用了非能動的嚴重事故預(yù)防和

15、緩解措施。全面考慮了嚴重事故的預(yù)防和緩解措施。AP1000EPR設(shè)計簡化、系統(tǒng)設(shè)置簡化、工藝布置簡化、施工量減少、工期縮短、應(yīng)急響應(yīng)時限要求降低。由于采用非能動安全系統(tǒng)，大大降低了發(fā)生人因錯誤的可能性，使 AP1000 的安全性能得到顯著提高的同時也提高了經(jīng)濟競爭力。EPR核電廠的瞬態(tài)特性以及抵御事故和災(zāi)害的能力明顯改善 ，由于系統(tǒng)裕度的增加，延長了操縱員的寬限時間，降低人因失誤概率，使EPR 的安全水平得到提高。增大了單機容量，經(jīng)濟性能得到了改善和提高，提高了經(jīng)濟競爭力。AP1000和 EPR兩種第三代核電機型的比較安全目標(biāo)AP1000和 EPR設(shè)計的一個重要目標(biāo)，是進一步加強事故預(yù)防和緩解

16、的能力，提高核電廠的安全性。堆芯熔化頻率(Core Damage Frequency , CDF)不超過1 X 10-5 /堆年；大量放射性釋放頻率(Large Release Frequecy , LRF)不超過1 X 10-6 /堆年作為設(shè)計的安全目標(biāo)。AP1000和 EPR兩種第三代核電機型的比較AP1000和 EPR兩種第三代核電機型的比較API000和 EPR兩種第三代核電機型的比較注:1) 由于堆腔注水，直接加熱造成安全殼早期失效的可能性很小，快速卸壓是防止壓力殼蠕變失效。API000和 EPR兩種第三代核電機型的比較 后 記 AP1000在中國2007年12月31日，項目ATP（啟動零點）如期實現(xiàn)。2008年2月26日，一期工程基坑負挖提前一個月開工，標(biāo)志著三門核電一期工程進入現(xiàn)場實質(zhì)性建造施工階段，標(biāo)志著中國邁出了建設(shè)世界最先進核電站的第一步。三門核電一期工程一號機組計劃于2009年3月31日澆灌第一罐混凝土，2013年11月建成并投入商業(yè)運行；二號機組計劃于2014年9月建成并投入商業(yè)運行。2013.102013.10工期延誤兩年左右，主要是四方面原因：一是受日本福島核事故影響，設(shè)計施工和設(shè)備制造一度放慢了進度，同時按國家要求對項目進行了評估并驗證了安全性。二是西屋聯(lián)隊的施工設(shè)計有較大程度的延誤，設(shè)備供貨及施工中的問題