一些核電英文縮寫.doc

中國新一代核電站研究開發(fā)的總體思路與設計方案 摘要：本文提出了關于我國新一代核電站研究開發(fā)的總體思路的設想，包括總體目標、階段目標、技術路線和主要設計原則，重點提出了建議的中國百萬千瓦級非能動型先進壓水堆核電站的設計方案。關鍵詞：新一代核電站；研究開發(fā)；總體思路、AC1000、方案設計；中國目前，世界核電技術發(fā)展的主要目標是研究開發(fā)先進堆核電站。簡言之，滿足先進輕水堆用戶要求文件（URD）要求的先進沸水堆（ABWR）和壓水堆（APWR）稱為先進堆，即所謂國際上“第三代”核電站。與所謂國際上“第二代”核電站（一般指國外20世紀七、八十年代設計建造，至今在運行的大部分商用核電站，如大亞灣核電站的參考電站格拉夫林核電站）相比，先進堆核電站的安全性更高、經濟性更好，在電力市場上更具競爭力。為貫徹落實黨和國家關于“要適度發(fā)展核電”的方針，現在就應抓緊時間研究開發(fā)自己的先進堆核電站即中國的新一代核電站。一、 新一代核電站研究開發(fā)的總體思路1. 總體目標：研究開發(fā)擁有自主知識產權、安全性和經濟性達到URD主要指標要求、具有本世紀初國際先進水平的先進堆核電站。2. 進程：可分為三個階段。詳見表1。3. 技術路線：堆型為壓水堆、機組容量為百萬千瓦級，采用非能動安全技術和模塊化建造技術，即研究開發(fā)百萬千瓦級非能動型先進壓水堆核電站（暫簡寫為AC1000）。4. 主要設計原則：（a）保證安全、可靠，同時追求經濟性；（b）能充分利用“八五”和“九五”AC600（中國600MWe級非能動型先進壓水堆）研究開發(fā)和“先進壓水堆核電站關鍵技術研究”已取得的研究成果，充分利用國內已有的核電技術和經驗。（c）采用成熟技術；（d）以我為主進行研究開發(fā)；（e）與國際接軌，適當開展國際技術合作，采用國外成熟的先進堆技術。二、AC1000設計方案1. AC1000的主要設計目標和總體技術參數1）AC1000的主要設計目標：2）AC1000的總體技術參數：2. 堆芯設計1）核燃料組件：采用具有國際先進水平的高性能燃料組件（FA），與Performance+XL型FA相類似。其活性段長度為4267mm（14英尺）、平均批卸料燃耗達到55000MWd/tU。2）堆芯：堆芯采用157個FA。可燃毒物可選用含釓或含硼毒物。采用優(yōu)化的低泄漏燃料管理技術，即In-Out裝載方式。具有日負荷跟蹤能力。堆芯中子測量系統從反應堆壓力交器（RPV）上封頭插入。3. 反應堆總體結構AC1000的反應堆總體結構。1）RPV：內徑3989mm、總高度（不包括上封頭的接管）約為12640mm。接管法蘭段設置反應堆冷卻劑的2個出口接管和4個進口接管。堆芯段筒體無環(huán)焊縫，下封頭無貫穿件。在筒體上設置2個安注接管。2）堆內構件（RVI）：采用鐵水反射層組件，代替堆芯圍板成型板和熱屏蔽結構。結構上適應于采用加長型FA和堆芯中子注量測量系統從上部插入等。3）CRDM：采用國內已研究開發(fā)的長壽命CRDM，包括采用350高溫線圈而取消CRDM的通風系統，采用雙齒鉤爪設計，采用新型的數字式位置探測器。4）堆頂結構：采用堆頂一體化結構設計。4. 反應堆冷卻劑系統采用2條反應堆冷卻劑系統（RCS）環(huán)路，布置見附圖2。每條環(huán)路包括一臺蒸汽發(fā)生器（SG）、兩臺反應堆冷卻劑泵（主泵）、一根主管道熱段和兩個冷段。主泵與SG一次側出口接管直接相連接，取消主管道過渡段。設置一臺穩(wěn)壓器（PZR）。其波動管與一條RCS環(huán)路的主管道相連接。PZR頂部設置安全閥。1）SG：采用立式安裝、U形管式自然循環(huán)式SG。總傳熱面積約11700m2（可參考125型SG設計）。2）主泵：采用屏蔽式電機泵，與SG一次側出口接管直接相接，懸掛在SG之下方。3）PZR：采用立式圓筒形電加熱式穩(wěn)壓器，總容積約59.5m3。4）主管道：采用離心澆濤法制造的奧氏體不銹鋼主管道。5. 專設安全系統為保證在事故工況下核電站的安全，專門設置以下專設安全系統，用以在其它系統正常運行但不足以補償流失的反應堆冷卻劑時及時向堆芯補水，在需緊急停堆的情況下排出堆芯余熱，在事故情況下對安全殼進行冷卻和降壓，事故后將堆芯余熱排至環(huán)境、防止放射性物質向環(huán)境釋放。1）應急堆芯冷卻系統：該系統由非能動高壓安注（堆芯補水箱）、非能動中壓安注（氮氣加壓的安注箱）和能動的低壓安注（低壓安注泵）三個子系統組成。2）自動卸壓系統：該系統用于在發(fā)生失水事故（LOCA）時堆芯補水箱完成向堆芯補水后，降低反應堆的壓力（通過排放反應堆冷卻劑），使中壓和低壓安注子系統能及時投入，防止發(fā)生高壓熔堆事故。該系統包括不同壓力等級的卸壓閥組。3）SG二次側非能動余熱排出系統：該系統在發(fā)生全廠斷電、SG正常給水喪失等假想事故或事故緊急停堆的情況下，非能動地導出堆芯余熱。4）非能動安全殼冷卻系統：該系統用于發(fā)生LOCA事故或主蒸汽管道破裂事故后降低安全殼內的壓力和溫度，保證安全殼的結構完整性。5）可燃氣體控制系統：該系統用于監(jiān)控LOCA和嚴重事故工況下安全殼內的氫氣濃度，防止發(fā)生氫爆，是一種嚴重事故的應對措施。該系統包括氫氣的濃度監(jiān)測子系統、復合子系統和點火子系統。6）主控制室應急可居流系統：該系統用于在喪失電廠交流電源、核島非放射性通風系統不能使用，或主控室內出現高放射性信號時，向主控室提供應急通風和增壓，以維持主控室環(huán)境的可居留性。該系統為非能動系統。7） 安全殼隔離系統：與“第二代”核電站相比，該系統有明顯的改進，主要是要減少安全殼貫穿件的數量。6. 主要核輔助系統與“第二代”核電站相比，將按URD的要求對一些主要核輔系統進行改進。例如，化學與容積控制系統的上充泵單獨設置，不再具有安全級的安注功能。正常余熱排出系統為安全相關系統，采用n+1的冗余設置。增設啟動給水系統，在主給水系統無法運行的低流量條件下（如啟動工況、熱備用工況）向SG二次側供水。7. 儀表和控制系統AC1000的儀控系統采用先進的全數字化儀控系統。8. 汽輪發(fā)電機C1000采用半速（1500r/min）透平汽輪發(fā)電機組。9. 總體布置AC1000采取單堆布置。10. 嚴重事故對策與“第二代”核電站相比，AC1000將具有對嚴重事故的預防與緩解能力，以滿足我國核安全局的有關新的安全要求。嚴重事故對策主要包括事故的預防（采用一切可利用的措施防止堆芯熔化）和緩解與控制（若堆芯已開始熔化，則采用各種手段盡量減少放射性物質向大氣環(huán)境釋放）兩大方面。上述設計方案中的一些較具體的技術問題有待進一步論證。三 主要特點本文建議的AC-1000設計方案具有下列特點：1）安全性和經濟性設計目標滿足URD的要求。2）先進壓水堆核電站可分為改進型（能動型）和非能動型兩類。AC-1000為非能動型，采用了全非能動專設安全系統，更有利于提高核電站的安全堆和可靠性。同時提高經濟性。3）將采用模塊化設計與建造技術，這是縮短建造周期，降低建造成本的一種有效措施。4）先進的堆芯設計。這是先進堆核電站的共同特點之一。5）系統簡化程度較高。6）采用目前國外已成熟的其它一些先進的技術，如數字化和智能化儀表與控制系統，破前漏（LBB）技術、半速汽輪發(fā)電機等。7）能充分利用國內先進堆研發(fā)第階段的科研成果。8）可以以西屋公司的AP-1000為參考，有利于實施以我為主研發(fā)，開展國際技術合作。本方案的技術難點之一是大型屏蔽泵（主泵）和超大型SG的設計。國內的有關技術基礎較差。對超大型的SG，建議與美國或法國等國的有關公司開展技術合作。對大型屏蔽泵，建議與法國或德國、美國和俄羅斯等國的有關公司開展技術合作?；瘜W和容積控制系統（RCV，Chemical and volume control system ）反應堆硼和水補給系統（REA）余熱排出系統（RRA）反應堆和乏燃料水池冷卻和處理系統（PTR）反應堆冷卻劑系統（RCP，Reactor Coolant System）汽機控制系統(GRE)汽機保護系統(GSE)汽機旁路系統(GCT)除氧器系統(ADG)汽動給水泵系統(APP)電動給水泵系統(APA)給水流量控制(ARE)核島安全設施輔助給水系統（ASG）主蒸汽系統（VVP）：將蒸汽發(fā)生器產生的主蒸汽送往常規(guī)島各系統。涉及常規(guī)島部分的與主蒸汽系 統相關的管道。高壓給水加熱器系統（AHP）：汽機回熱系統的一部分，通過抽汽來加熱給水、收集來自汽水分離再 熱器的疏水和收集汽側不可凝結