AP1000核電站概述

1、2021-12-11AP1000核電站概述核電站概述 核能歷史n核動力核動力是利用可控核反應(yīng)來獲取能量，從而得到動力，熱量和電能。因為核輻射問題和現(xiàn)在人類還只能控制核裂變，所以核能暫時未能得到大規(guī)模的利用。n利用核反應(yīng)來獲取能量的原理是：當(dāng)裂變材料(例如鈾-235)在受人為控制的條件下發(fā)生核裂變時，核能就會以熱的形式被釋放出來，這些熱量會被用來驅(qū)動蒸汽機。蒸汽機可以直接提供動力，也可以連接發(fā)電機來產(chǎn)生電能。n世界各國軍隊中的很多潛艇及航空母艦都以核能為動力，同時，核能每年提供人類獲得的所有能量中的8%，或人類獲得的所有電能中的17%。2021-12-11當(dāng)前世界的能源結(jié)構(gòu)世界能源消費結(jié)構(gòu)（20

2、00年）煤40%石油25%天然氣22%核能8%其它5%核電在世界能源消費中占8%（2000年）核電在世界電力能源中占17%（2000年）世界電力能源結(jié)構(gòu)（2000年）其它2%核能17%水力18%天然氣15%石油11%煤37%化石能源fossil fuels占總能源的85?；茉凑伎傠娏δ茉吹?0。石油用于發(fā)電非?？上?。2021-12-11足球場看臺下的第一座核反應(yīng)堆The Chicago Pile-11942年12月2日下午，美國費米實驗室在芝加哥大學(xué)的足球場西看臺下的網(wǎng)球場，世界上第一座原子核反應(yīng)堆 “芝加哥”第一號（CP-1）開始運行,揭開了人類利用原子能的序幕?！胺磻?yīng)堆之父”費米“芝加

3、哥芝加哥”第一第一號號“人類于此首次完成自持鏈?zhǔn)椒磻?yīng)的實驗并因而肇始了的核能釋放?！?021-12-11核能和平利用的歷程 美國的核電站（100多座）世界電力能源結(jié)構(gòu)（2000年）其它2%核能17%水力18%天然氣15%石油11%煤37%2021-12-11人類的夢想可控聚變反應(yīng)堆 地球上實現(xiàn)連續(xù)聚變反應(yīng)發(fā)生的條件是溫度必須超過磁約束磁約束等離子體等離子體目前最高溫度2021-12-11第三代反應(yīng)堆開發(fā)背景第三代反應(yīng)堆開發(fā)背景n一代：核電站的開發(fā)與建設(shè)開始于上世紀(jì)50年代。1954年，前蘇聯(lián)建成電功率為五千千瓦的實驗性核電站；1957年，美國建成電功率為九萬千瓦的希平港原型核電站。這些成就證明

4、了利用核能發(fā)電的技術(shù)可行性。國際上把上述實驗性和原型核電機組稱為第一代核電機組。2021-12-11n二代：上世紀(jì)60年代后期，在試驗性和原型核電機組基礎(chǔ)上，陸續(xù)建成電功率在30萬千瓦以上的壓水堆、沸水堆、重水堆等核電機組，它們在進(jìn)一步證明核能發(fā)電技術(shù)可行性的同時，使核電的經(jīng)濟性也得以證明：可與火電、水電相競爭。上世紀(jì)70年代，因石油漲價引發(fā)的能源危機促進(jìn)了核電的發(fā)展，目前世界上商業(yè)運行的四百多座核電機組絕大部分是在這段時期建成的，稱為第二代核電機組。2021-12-11n三代：上世紀(jì)90年代，為解決三里島和切爾諾貝利核電站的嚴(yán)重事故的負(fù)面影響，世界核電界集中力量對嚴(yán)重事故的預(yù)防和后果緩解進(jìn)行

5、了研究和攻關(guān)，美國和歐洲先后出臺“先進(jìn)輕水堆用戶要求”文件和“歐洲用戶對輕水堆核電站的要求”，進(jìn)一步明確了防范與緩解嚴(yán)重事故、提高安全可靠性和改善人因工程等方面的要求。國際上通常把滿足這兩份文件之一的核電機組稱為第三代核電機組。2021-12-11核電站的改進(jìn)和升級EPR第二代第二代改進(jìn)第三代第四代SCWR先進(jìn)反應(yīng)堆N4ABWR：GE日立APWR，APWR+：日本三菱西屋ACR：AECLAP1000: 美國西屋技術(shù)EPR：歐洲壓水堆，法國技術(shù)2021-12-11第三代核電機組的設(shè)計原則和特點第三代核電機組的設(shè)計原則和特點 2021-12-11n為了進(jìn)一步提高核電廠的安全性，嚴(yán)重事故的預(yù)防和緩解

6、，就成為新一代核電技術(shù)開發(fā)的核心。n如果計算到1986年切爾諾貝利事故時為止，世界商用核電廠累計約4000堆年的運行歷史，其間發(fā)生過兩次嚴(yán)重事故，發(fā)生概率達(dá)到510-4/堆年。n這說明，嚴(yán)重事故發(fā)生概率雖然低，但并不是不可能發(fā)生的；同時亦說明，單純考慮設(shè)計基準(zhǔn)事故，不考慮嚴(yán)重事故的預(yù)防和緩解，不足以確保工作人員、公眾和環(huán)境的安全。2021-12-11n美國最早開展嚴(yán)重事故的研究，美國原子能委員會1974年發(fā)表的核電站風(fēng)險報告WASH-1400報告首次將概率安全分析技術(shù)應(yīng)用到核電廠，提出了以事件發(fā)生頻率為依據(jù)的事故分類方法。WASH-1400報告首次指出，核電廠風(fēng)險主要并非來自設(shè)計基準(zhǔn)事故，而是

7、導(dǎo)致堆芯熔化的嚴(yán)重事故。WASH-1400還首次建立了安全殼失效模式和放射性物質(zhì)釋放模式。 2021-12-11第三代核電機組的設(shè)計原則n在采用第二代核電機組已積累的技術(shù)儲備和運行經(jīng)驗的基礎(chǔ)上，針對其不足之處，進(jìn)一步采用經(jīng)過開發(fā)驗證是可行的新技術(shù)，以顯著改善其安全性和經(jīng)濟性，滿足URD文件或EUR文件和IAEA新建議法規(guī)的要求；同時，應(yīng)能在2010年前進(jìn)行商用核電站的建造。n統(tǒng)觀各國已提出的設(shè)計方案，有下列特點：n(1)在安全性上，滿足URD文件的要求，主要是：n堆芯熔化事故概率1.010-5堆年；n大量放射性釋放到環(huán)境的事故概率1.010-6堆年；n應(yīng)有預(yù)防和緩解嚴(yán)重事故的設(shè)施；n核燃料熱工

8、安全余量15%。2021-12-11n(2)在經(jīng)濟性上，要求能與聯(lián)合循環(huán)的天然氣電廠相競爭；n機組可利用率87%；n設(shè)計壽命為60年；n建設(shè)周期不大于54個月。n(3)采用非能動安全系統(tǒng)n即利用物質(zhì)的重力，流體的對流，擴散等天然原理，設(shè)計不需要專設(shè)動力源驅(qū)動的安全系統(tǒng)，以適應(yīng)在應(yīng)急情況下冷卻和帶走堆芯余熱的需要。這樣，既使系統(tǒng)簡化，設(shè)備減少，又提高了安全度和經(jīng)濟性。這是革新型的重大改進(jìn)，是代表核安全發(fā)展方向的。2021-12-11能動與非能動概念n系統(tǒng)的功能要靠部件來實現(xiàn)。n在核電廠中，一般將部件分為能動部件與非能動部件。依靠觸發(fā)，機械運動或動力源等外部輸入而行使功能，因而能以主動態(tài)影響系統(tǒng)的

9、工作過程，稱能動部件。如泵，風(fēng)機，柴油發(fā)電機組等。n無需依賴外部輸入而執(zhí)行功能的部件稱非能動部件。非能動部件內(nèi)一般沒有活動部件。如管道，孔板，換熱器等。如果某一非能動部件的設(shè)計、制造、檢查和在役檢查均能保證很高的質(zhì)量水平，則可不必假設(shè)它會發(fā)生故障。2021-12-11n(4)單機容量進(jìn)一步大型化n研究和工程建造經(jīng)驗表明，輕水堆核電站的單位千瓦比投資是隨單機容量（千瓦數(shù)）的加大而減少的（在單機容量為150萬-170萬千瓦前均如此）。因此，歐洲法馬通、德國電站聯(lián)盟聯(lián)合設(shè)計的EPR機組的電功率為160萬-170萬千瓦，日本三菱提出的NP-21型壓水堆核電機組的電功率為170萬千瓦，俄羅斯也正在設(shè)計單

10、機電功率為150萬千瓦的WWER型第三代核電機組，美國西屋公司和燃燒公司也在原單機容量為65萬千瓦的AP600型的基礎(chǔ)上改進(jìn)，設(shè)計出單機電功率為110120萬千瓦的AP1000型機組。2021-12-11n(5)采用整體數(shù)字化控制系統(tǒng)n國外近年來新建成投產(chǎn)的核電機組，如法國的N4、英國的Sizewell、捷克的Temelin、日本的ABWR均采用了數(shù)字化儀控系統(tǒng)。經(jīng)驗證明，采用數(shù)字化儀表控制系統(tǒng)可顯著提高可靠性，改善人因工程，避免誤操作。世界各國核電設(shè)計和機組供應(yīng)商提出的第三代核電機組無一例外地均采用整體數(shù)字化儀表控制系統(tǒng)。2021-12-11n(6)施工建設(shè)模塊化以縮短工期n核電建設(shè)工期的長

11、短對其經(jīng)濟性有顯著影響。因此，新的核電機組從設(shè)計開始就考慮如何縮短工期。有效辦法之一就是改變傳統(tǒng)的把單項設(shè)備逐一運往工地安裝方式，向模塊化方向發(fā)展：以設(shè)計標(biāo)準(zhǔn)化和設(shè)備制造模塊化的方式盡可能在制造廠內(nèi)（條件較工地好）組裝好，減少現(xiàn)場施工量以縮短工期。美國和日本聯(lián)合建設(shè)的ABWR機組已成功地采用了這種技術(shù)。美國AP1000也將采用模塊化設(shè)計、建造技術(shù)，據(jù)稱其工期可縮短為48個月。2021-12-11AP1000反應(yīng)堆設(shè)計特點反應(yīng)堆設(shè)計特點2021-12-11nAP1000 是由美國西屋公司開發(fā)的先進(jìn)的非能動的壓水堆（Advanced Passive PWR）。AP1000在傳統(tǒng)成熟的壓水堆核電技術(shù)

12、的基礎(chǔ)上，采用“非能動”的安全系統(tǒng)。安全系統(tǒng)非能動化理念的引入，使核電站安全系統(tǒng)的設(shè)計發(fā)生了革新的變化：在設(shè)計中采用了非能動的嚴(yán)重事故預(yù)防和緩解措施；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)備和抗震廠房；提高了可操作性；降低了相關(guān)的維修要求；取消了1E級應(yīng)急柴油機系統(tǒng)和大部分安全級能動設(shè)備以及明顯降低了大宗材料的需求。2021-12-11n由此派生出了設(shè)計簡化、系統(tǒng)設(shè)置簡化、工藝布置簡化、施工量減少、工期縮短等一系列效應(yīng)。由于采用非能動安全系統(tǒng)，減少了事故情況下對操作人員的相應(yīng)要求，大大降低了人因錯誤造成事故擴大的可能性，最終使AP1000的安全性能得到顯著提高，同時在經(jīng)

13、濟上具有較強的競爭力。2021-12-11nAP1000為單堆布置兩環(huán)路機組，電功率1250MWe，設(shè)計壽命60年，主要安全系統(tǒng)采用非能動設(shè)計，布置在安全殼內(nèi)，安全殼為雙層結(jié)構(gòu)，外層為預(yù)應(yīng)力混凝土，內(nèi)層為鋼板結(jié)構(gòu)。2021-12-11nAP1000主要的設(shè)計特點包括：n(1)主回路系統(tǒng)和設(shè)備設(shè)計采用成熟電站設(shè)計nAP1000堆芯采用西屋的加長型堆芯設(shè)計，這種堆芯設(shè)計已在比利時的Doel 4號機組、Tihange 3號機組等得到應(yīng)用；燃料組件采用可靠性高的Performance+；采用增大的蒸汽發(fā)生器（D125型），和正在運行的西屋大型蒸汽發(fā)生器相似；穩(wěn)壓器容積有所增大；主泵采用成熟的屏蔽式電動

14、泵；主管道簡化設(shè)計，減少焊縫和支撐；壓力容器與西屋標(biāo)準(zhǔn)的三環(huán)路壓力容器相似，取消了堆芯區(qū)的環(huán)焊縫，堆芯測量儀表布置在上封頭，可在線測量。2021-12-11n(2)簡化的非能動設(shè)計提高安全性和經(jīng)濟性nAP1000主要安全系統(tǒng)，如余熱排出系統(tǒng)、安注系統(tǒng)、安全殼冷卻系統(tǒng)等，均采用非能動設(shè)計，系統(tǒng)簡單，不依賴交流電源，無需能動設(shè)備即可長期保持核電站安全，非能動式冷卻顯著提高安全殼的可靠性。安全裕度大。針對嚴(yán)重事故的設(shè)計可將損壞的堆芯保持在壓力容器內(nèi)，避免放射性釋放。2021-12-11n在AP1000設(shè)計中，運用PRA分析找出設(shè)計中的薄弱環(huán)節(jié)并加以改進(jìn)，提高安全水平。AP1000考慮內(nèi)部事件的堆芯熔

15、化概率和放射性釋放概率分別為5.110-7/堆年和5.910-8/堆年，遠(yuǎn)小于第二代的110-5/堆年和110-6/堆年的水平。2021-12-11n簡化非能動設(shè)計大幅度減少了安全系統(tǒng)的設(shè)備和部件，與正在運行的電站設(shè)備相比，閥門、泵、安全級管道、電纜、抗震廠房容積分別減少了約50%，35%，80%，70%和45%。同時采用標(biāo)準(zhǔn)化設(shè)計，便于采購、運行、維護(hù)，提高經(jīng)濟性。西屋公司以AP600的經(jīng)濟分析為基礎(chǔ)，對AP1000作的經(jīng)濟分析表明，AP1000的發(fā)電成本小于3.6美分/kWh，具備和天然氣發(fā)電競爭的能力 2021-12-112021-12-11n(3)嚴(yán)重事故預(yù)防與緩解措施nAP1000設(shè)

16、計中考慮了以下幾類嚴(yán)重事故：n堆芯和混凝土相互反應(yīng)；高壓熔堆；氫氣燃燒和爆炸；蒸汽爆炸；安全殼超壓；安全殼旁路。2021-12-11n為防止堆芯熔融物熔穿壓力容器和混凝土底板發(fā)生反應(yīng)，AP1000采用了將堆芯熔融物保持在壓力容器內(nèi)設(shè)計（IVR）。在發(fā)生堆芯熔化事故后，將水注入到壓力容器外壁和其保溫層之間，可靠地冷卻掉到壓力容器下封頭的堆芯熔融物。在AP600設(shè)計時已進(jìn)行過IVR的試驗和分析，并通過核管會的審查。對于AP1000，這些試驗和分析結(jié)果仍然適用，但需作一些附加試驗。由于采用了IVR技術(shù)，可以保證壓力容器不被熔穿，從而避免了堆芯熔融物和混凝土底板發(fā)生反應(yīng)。2021-12-11n針對高壓

17、熔堆事故，AP1000主回路設(shè)置了4列可控的自動卸壓系統(tǒng)（ADS），其中3列卸壓管線通向安全殼內(nèi)換料水儲存箱，1列卸壓管線通向安全殼大氣。通過冗余多樣的卸壓措施，能可靠地降低一回路壓力，從而避免發(fā)生高壓熔堆事故。2021-12-11n針對氫氣燃燒和爆炸的危險，AP1000在設(shè)計中使氫氣從反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)逸出的通道遠(yuǎn)離安全殼壁，避免氫氣火焰對安全殼壁的威脅。同時在環(huán)安全殼內(nèi)部布置冗余、多樣的氫點火器和非能動自動催化氫復(fù)合器，消除氫氣，降低氫氣燃燒和爆炸對安全殼的危險。2021-12-11n對于蒸汽爆炸事故，由于AP1000設(shè)置冗余多樣的自動卸壓系統(tǒng)，避免了高壓蒸汽爆炸發(fā)生。而在低壓工況下，由于I

18、VR技術(shù)的應(yīng)用，堆芯熔融物沒有和水直接接觸，避免了低壓蒸汽爆炸發(fā)生。2021-12-11n對于由于喪失安全殼熱量排出引起的安全殼超壓事故，AP1000非能動安全殼冷卻系統(tǒng)的兩路取水管線的排水閥在失去電源和控制時處于故障安全位置，同時設(shè)置一路管線從消防水源取水，確保冷卻的可靠性。事故后長期階段僅靠空氣冷卻就足以帶出安全殼內(nèi)的熱量，有效防止安全殼超壓。由于采用了IVR技術(shù)，不會發(fā)生堆芯熔融物和混凝土底板的反應(yīng)，避免了產(chǎn)生非凝結(jié)氣體引起的安全殼超壓事故。 2021-12-11n針對安全殼旁路事故，AP1000通過改進(jìn)安全殼隔離系統(tǒng)設(shè)計、減少安全殼外LOCA發(fā)生等措施來減少事故的發(fā)生。2021-12-

19、11n(4)儀控系統(tǒng)和主控室設(shè)計nAP1000儀控系統(tǒng)采用成熟的數(shù)字化技術(shù)設(shè)計，通過多樣化的安全級、非安全級儀控系統(tǒng)和信息提供、操作避免發(fā)生共模失效。主控室采用布置緊湊的計算機工作站控制技術(shù)，人機接口設(shè)計充分考慮了運行電站的經(jīng)驗反饋。2021-12-11n(5)建造中大量采用模塊化建造技術(shù)nAP1000在建造中大量采用模塊化建造技術(shù)。模塊建造是電站詳細(xì)設(shè)計的一部分，整個電站共分4種模塊類型，其中結(jié)構(gòu)模塊122個，管道模塊154個，機械設(shè)備模塊55個，電氣設(shè)備模塊11個。模塊化建造技術(shù)使建造活動處于容易控制的環(huán)境中，在制作車間即可進(jìn)行檢查，經(jīng)驗反饋和吸取教訓(xùn)更加容易，保證建造質(zhì)量。平行進(jìn)行的各個

20、模塊建造大量減少了現(xiàn)場的人員和施工活動。2021-12-112021-12-11 AP1000系統(tǒng)簡介系統(tǒng)簡介 n1 核島系統(tǒng)核島系統(tǒng)n(1)主回路及其主要特性主回路及其主要特性n反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)采用二環(huán)路，各有一臺蒸汽發(fā)生器、兩臺屏蔽式電動泵、一條熱管段和兩條冷管段組成，泵的吸入管直接連在蒸汽發(fā)生器下端，省去泵的單獨支撐，從而省去了主泵與蒸汽發(fā)生器之間的主管道，大大的提高了安全性及可維護(hù)性。同時，簡化了主回路支撐結(jié)構(gòu)，減少了在役檢查，并改善了維護(hù)的空間。2021-12-112021-12-112021-12-11n功率密度低，燃料元件305mm、1717，數(shù)目也由121增至157，堆芯尺寸大

21、。降低了25%堆芯功率密度n低功率密度使得反應(yīng)堆具有更高的熱工裕度 n可使用更低富集度的燃料，減弱中子強吸收體的依賴性n采用不銹鋼作為中子輻射反射層，降低了15%20%燃料循環(huán)成本，延長了反應(yīng)堆的壽命反應(yīng)堆堆芯及燃料設(shè)計反應(yīng)堆堆芯及燃料設(shè)計2021-12-11壓力容器壓力容器n內(nèi)徑157寸，157組燃料組件；環(huán)形鍛件，無縱向焊縫，活性區(qū)無焊縫；改進(jìn)型材質(zhì)，確保使用60年；W-CE TYPE堆芯圍板替代徑向反射層；頂置式堆芯儀表套管；兩個堆芯注射管嘴，四個冷段管嘴，兩個熱段管嘴；整個起吊高度29米 n堆芯布置在壓力容器中盡可能低的位置，保證壓力容器的泄漏不能導(dǎo)致冷卻劑喪失事故，進(jìn)而導(dǎo)致堆芯裸露。

22、2021-12-11冷卻泵冷卻泵 n高轉(zhuǎn)動慣量、高可靠性、低維修性的密封式動力泵.安裝在蒸汽發(fā)生器底部.n消除交叉布置的冷卻劑回路管道；n 簡化蒸汽發(fā)生器、泵、管道的基本支撐系統(tǒng)；n四個冷卻泵，每個蒸汽發(fā)生器分配兩個泵。防止軸封LOCA事故。n主泵的安裝不同于通常，而是泵在上電機在下。在潛艇和常規(guī)鍋爐的循環(huán)系統(tǒng)中應(yīng)用已有30年以上的歷史 2021-12-11蒸汽發(fā)生器蒸汽發(fā)生器n采用Delta-125型蒸汽發(fā)生器，總重約530噸，高度23米。已在阿肯色、南德州和田納西核電站應(yīng)用。設(shè)計特性：Inconel 690管、不銹鋼支撐板、小于0.1%堵管率。2021-12-11(2)安全系統(tǒng)安全系統(tǒng)n采

23、用非能動安全系統(tǒng)是對傳統(tǒng)電廠在簡化、安全、可靠性及投資保護(hù)方面得以獲得重大的顯而易見的改進(jìn)。nAP1000采用非能動安全系統(tǒng)改進(jìn)了電廠的安全，完全滿足核安全當(dāng)局的安全法規(guī)要求。n非能動安全系統(tǒng)再不需運行人員干預(yù)來減緩設(shè)計基準(zhǔn)事件（DBA）。n非能動安全系統(tǒng)中僅采用自然力，如重力、自然循環(huán)或壓縮氣體來驅(qū)動系統(tǒng)工作，不用泵、風(fēng)機、柴油機、冷水機或別的能動機械。n系統(tǒng)中布置了一些簡單閥門，可自動執(zhí)行非能動功能。為提高可靠性，這些閥門在失電或收到安全觸發(fā)信號時處于安全位置。但這些閥門也是配多路可靠電源以防誤觸發(fā)。2021-12-11nAP1000的非能動相關(guān)安全系統(tǒng)包括：n非能動堆芯冷卻系統(tǒng)（PXS）

24、n非能動安全殼冷卻系統(tǒng)（PCCS）n主控室應(yīng)急可居留系統(tǒng)（VES）n安全殼隔離2021-12-112021-12-112021-12-11應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)n補水箱：能在全壓下提供注射，省去了高壓安注泵。其容量能滿足小失水事故時的補水，在亞力下降到IRWST投入之前緩解事故進(jìn)展n安注箱：球形箱上部覆蓋氮氣，在大失水事故壓力下降至4.7MPa時提供大流量濃硼水5.5min n安全殼內(nèi)換料水箱：當(dāng)自動卸壓系統(tǒng)動作或發(fā)生大LOCA事故，反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)卸壓后，止回閥頂開向系統(tǒng)注水2021-12-11nPXS通過安全注射系統(tǒng)的三路非能動水源來維持堆芯冷卻。這些注射物的來源包括堆芯補給水箱（CMT）、蓄壓

25、箱（ACC）和安全殼內(nèi)換料水箱（IRWST）。水被直接注入RPV的兩個接管，確保不因大破口而將注射流體旁路掉。IRWST布置在RCS環(huán)路的上方，注射水通過重力自流長時間的工作。通常IRWST有止回閥與RCS隔離。水箱與安全殼空間相通保持著常壓，當(dāng)然在注射之前先要對RCS御壓。2021-12-11非能動余熱導(dǎo)出nPXS配有100%容量的非能動余熱導(dǎo)出換熱器（PRHR HX）。PRHR HX的進(jìn)/出口與RCS回路的熱/冷段分別相連。PRHR HX在SG給水少,蒸汽系統(tǒng)發(fā)生瞬態(tài)時保護(hù)電廠安全。PRHR HX滿足給水喪失、給水管破裂、蒸汽管破裂的安全準(zhǔn)則。nIRWST為PRHR HX提供熱井。IRWS

26、T的水量可保證吸收衰變余熱一個小時也不致沸騰。一旦沸騰，蒸汽便通向安全殼。蒸汽在鋼制安全殼內(nèi)冷凝后又回流到IRWST。PRHR HX與非能動安全殼冷卻系統(tǒng)可長久地去除衰變熱而無需運行人員的任何干預(yù)。2021-12-112021-12-11非能動安全殼冷卻系統(tǒng)nPCCS為反應(yīng)堆提供了最終的熱井。計算機分析和大量的試驗已經(jīng)證明，PCCS可在事故發(fā)生后對安全殼進(jìn)行有效的冷卻從而保證安全殼不超壓并迅速降壓。鋼制安全殼的傳熱表面可將內(nèi)部的熱量帶到外面大氣中去。這種傳熱過程通過持續(xù)不斷的自然空氣對流來得以實現(xiàn)。在事故持續(xù)期間，安全殼內(nèi)的空氣冷卻還可通過水的蒸發(fā)來得以強化。水從安全殼頂部的水箱流出。n西屋公

27、司的研究表明，AP1000一次堆芯熔化事故導(dǎo)致的放射性釋放的可能性是極低的。分析表明僅有了常規(guī)的PCS空氣冷卻，安全殼就能完好地處于預(yù)設(shè)的失效壓力之下。其它的一些因素還包括改進(jìn)安全殼的隔離及降低安全殼外的LOCA。這些安全殼性能的改進(jìn)為廠外應(yīng)急對策的簡化提供了技術(shù)上的依據(jù)。2021-12-11n與傳統(tǒng)的電廠相比，通過采用非能動安全系統(tǒng)使安全性、經(jīng)濟性都大為提高。非能動安全系統(tǒng)確保堆芯冷卻與安全殼的完整性萬無一失。非能動安全系統(tǒng)滿足單一故障準(zhǔn)則，且用概率風(fēng)險評價（PRA）來驗證其可靠性。n與典型的PWR安全系統(tǒng)相比非能動安全系統(tǒng)要簡化得多，非能動安全系統(tǒng)的設(shè)備很少，也就減少了試驗、檢查維護(hù)工作量

28、，也無需能動支持系統(tǒng)。非能動安全系統(tǒng)設(shè)備隨時處于可用狀態(tài)。與傳統(tǒng)的能動安全系統(tǒng)相比，非能動安全系統(tǒng)只需三分之一的遠(yuǎn)操閥門，不需要任何泵。2021-12-11n非能動安全系統(tǒng)不需要如典型核電廠那樣采用龐大的能動安全支持系統(tǒng)，如AC供電、HVAC冷卻水以及包容這些設(shè)備的相關(guān)地震廠房容積。這種簡化適用于應(yīng)急柴油發(fā)電機組及其配電、壓縮空氣起動裝置、油箱、輸油泵、進(jìn)/排氣系統(tǒng)。故此，這些設(shè)備不是必須為安全等級或者干脆就不設(shè)計。如在要廠用水系統(tǒng)及相關(guān)的冷卻塔就可變成非安全級的廠用冷卻系統(tǒng)。在AP1000電廠內(nèi)非安全級支持系統(tǒng)與非能動安全系統(tǒng)在設(shè)計時被系統(tǒng)地加以優(yōu)化。這樣的設(shè)計在大大簡化電廠設(shè)計的同時又完全

29、滿足安全準(zhǔn)則。2021-12-11主控室適留系統(tǒng)n電廠發(fā)生事故后VES向主控室（MCR）提供了新鮮涼爽并帶有一定壓力的空氣，在收到MCR放射性高的信息后，VES自動打開并同時自動隔離了MCR的正常通風(fēng)途徑以建立起MCR正壓。系統(tǒng)觸發(fā)后，所有功能都是安全的非能動。nVES的氣源來自一組（約十個）壓縮空氣貯罐。VES維持MCR處于微正壓，以盡量減少周圍環(huán)境氣體的滲入。2021-12-11安全殼隔離n比起常規(guī)PWR來AP1000安全殼隔離有著重大改進(jìn)。改進(jìn)之一是大量減少安全殼的貫穿件數(shù)量。僅開啟式貫穿件就有60%被減去。再也沒有事故后減緩功能的貫穿件（屏蔽密封式反應(yīng)堆冷卻劑主泵無需注入高壓密封流體，

30、而非能動余熱去除和非能動注射系統(tǒng)都整體地布置在安全殼內(nèi)）。2021-12-11長期事故的減緩n比起當(dāng)今流行的PWR，AP1000的重大安全進(jìn)步在于無需運行人員干預(yù)，也無需廠內(nèi)/外AC供電系統(tǒng)便能長期地維護(hù)并減緩事故。而現(xiàn)今的電廠無論是長期還是短期的事故緩解都有賴于運行人員的干預(yù)或廠內(nèi)/外的電源。非能動安全系統(tǒng)可以長期保持堆芯冷卻和衰變熱的去除而不需要運行人員干預(yù)，也不需要依靠能動的非安全相關(guān)的系統(tǒng)。n即使在設(shè)計基準(zhǔn)安全殼泄漏率下也可供應(yīng)堆芯有不少于30天冷卻所需的冷卻劑及硼。2021-12-112 儀表及控制系統(tǒng)儀表及控制系統(tǒng)n(1)基于成熟基于成熟I&C技術(shù)經(jīng)驗的先進(jìn)主控室技術(shù)經(jīng)驗的

31、先進(jìn)主控室n數(shù)字化安全系統(tǒng)n事故后監(jiān)測n電廠計算機n緊湊型工作站控制室n先進(jìn)的報警n軟件控制n計算機化了的預(yù)設(shè)措施n安全參數(shù)顯示n大屏幕顯示2021-12-11n(2)人機接口人機接口n緊湊型控制室n只需一名反應(yīng)堆操作員和一名監(jiān)督員n需要時也可容納額外工作人員n顯示n嵌壁式電廠狀態(tài)/瀏覽n詳細(xì)顯示，經(jīng)由工作站顯示屏n少量的來項顯示，安全和多樣性n控制n正常運行自動控制n少量的來項顯示開關(guān)，安全和多樣性n先進(jìn)的報警管理n計算機化的應(yīng)對措施2021-12-114 電氣系統(tǒng)電氣系統(tǒng)n廠外電源再無需安全相關(guān)功能，因為AP1000已經(jīng)采用了非能動安全特性，也即不再需要冗余廠外供電。廠外供電系統(tǒng)的可靠性對

32、非能動系統(tǒng)而言影響微乎其微。2021-12-11電廠總參數(shù)電廠總參數(shù)電廠設(shè)計壽命60年反應(yīng)堆熱功率3400MWt設(shè)計地震烈度(地面加速度)0.3g電廠效率(凈)32.7%電廠輸出電功率(毛)1200MWe電廠可利用率93%電廠輸出電功率(凈)1117MWe堆芯熔化頻率5.0810-7 1/ry核蒸汽供應(yīng)系統(tǒng)功率3415MWt大量早期釋放頻率5.9410-8 1/ry2021-12-11應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng) 最佳估計流量235772 m3/hr冷卻劑溫度：反應(yīng)堆入口反應(yīng)堆出口額定功率下平均溫度零功率下平均溫度280.7321.1300.9291.7熱工設(shè)計流量234055 m3/hr最大測量流量234699 m3/hr機械設(shè)計流量237203 m3/hr熱段內(nèi)徑78.7cm冷段內(nèi)徑55.9cm反應(yīng)堆堆芯平均升溫42.6反應(yīng)堆運行壓力15.41MPa2021-12-11蒸汽供應(yīng)系統(tǒng)蒸汽供應(yīng)系統(tǒng) 主蒸汽管路數(shù)2額定工況下