建造模塊化、系統(tǒng)簡潔、非能動性、全數(shù)字化的核電技術

1、建造模塊化、系統(tǒng)簡潔、非能動性、全數(shù)字化的核電技術AP1000技術特點介紹作者：戴法AP1000是西屋公司開發(fā)的一種兩環(huán)路1000MWe的非能動壓水反應堆核電。與傳統(tǒng)的PWR安全系統(tǒng)相比，非能動安全系統(tǒng)要簡單得多，它們不需要現(xiàn)有核電站中那些必不可少、種類繁多的安全支持系統(tǒng)，如相關的安全級交流電源、HVAC（加熱、通風、空調(diào)系統(tǒng)）、冷卻水系統(tǒng)以及安裝這些部件的抗震廠房。非能動安全系統(tǒng)的采用和系統(tǒng)的簡化，減少了運行人員的操作。通過這些設計改進，AP1000機組的安全性得到了顯著的改進，其堆芯熔化概率31.010-7/堆年，遠低于URD要求的1.010-5/堆年，進一步將AP600“非能動”理念引入

2、壓水反應堆設計，使得設計大大簡化、安全性提高、投資有所降低、設計與性能特點滿足用戶要求文件（URD）的要求。AP1000的設計滿足用戶對具有非能動安全性能的先進輕水堆的要求（URD），具有第三代先進輕水堆的簡單性、安全性、可靠性和經(jīng)濟性的特點。AP1000 的主要性能特點是系統(tǒng)簡化、非能動安全、數(shù)字化儀控和模塊化建造，主要設計目標包括：機組額定電功率：1000MWe電站設計壽命：60年堆芯損壞頻率：1.01E-5/堆年嚴重事故下大量放射性物質(zhì)釋放至環(huán)境的頻率：1.01E-6/堆年換料周期：18個月另外，AP1000的設計目標還包括從設計、認證、建設、運行、檢測和維修等方面提供一個盡可能簡化的核

3、電站。模塊化建設由于初投資大，因此核電發(fā)電成本對建設期的長短非常敏感，現(xiàn)有核電站的建設期太長就成為新建核電站在財務上的主要障礙之一。為此，AP1000將實行一種新的建設模式虛擬建造技術和模塊式建設方式。虛擬建造技術是利用虛擬現(xiàn)實技術的思想將三維工廠設計技術與施工進度計劃管理結合在一起，以實現(xiàn)對AP1000的建造進行可視化計劃編制和可視化進度仿真及優(yōu)化的一項新技術。采用這項技術，有可能大幅度地提高核電廠施工現(xiàn)場的平行施工能力和工作效率，實現(xiàn)模塊化設計和模塊化施工，達到縮短AP1000施工工期的目的。模塊式建設方式是在設計中根據(jù)AP1000整體系統(tǒng)結構（包括它們的支撐和部分土建結構）的特點將其歸列

4、為各自的模塊，直接在工廠里按模塊進行預制、組裝，最后在核電站實行總裝。模塊化建設已作為AP1000電廠詳細設計的組成部分，是AP1000實現(xiàn)壓縮工期降低成本的重要措施之一，還能提高工程質(zhì)量。AP1000的模塊分為結構模塊、管道模塊和設備模塊。西屋公司的設計已經(jīng)有了具體的模塊種類、數(shù)量及其安裝位置?？傮w來看，模塊化設計不再是一項新的技術，有過成熟的應用，也可以預期模塊化安裝將直接帶來工期的縮短，同時潛在地節(jié)省后續(xù)機組的投資。但目前引進該項技術可能會受到制造業(yè)水平和大型施工機具能力的制約。由于系統(tǒng)的簡化、模塊化建造方式、虛擬技術的引入，將使AP1000的建設周期得到顯著壓縮。從現(xiàn)場準備、大型設備訂

5、貨到商業(yè)運行所需的建設總工期為60個月。其中，現(xiàn)場準備、大型設備訂貨到第一罐混凝土為18個月；第一罐混凝土到裝料為36個月；再經(jīng)6個月的調(diào)試轉(zhuǎn)入商業(yè)運行。簡潔的系統(tǒng)一、反應堆系統(tǒng)AP1000的堆芯由157個14英尺的 Robust 燃料組件構成，其名義熱功率為 3400MWt。AP1000的堆芯設計基本上保持了傳統(tǒng) PWR 堆芯設計的思想。在堆芯構造、設計準則、分析方法以及運行保護值的確定等方面，AP1000的設計完全遵循傳統(tǒng) PWR 的設計理念。AP1000的燃料組件是由西屋公司在有實際運行經(jīng)驗的1717 XL Robust燃料組件的基礎上結合一些經(jīng)過驗證的成熟技術設計形成。改進設計后的燃料

6、組件在熱工水力和燃耗方面的性能得到進一步提高并且更便于維修。對于可燃毒物西屋公司提供了IFBA和釓兩種建議。AP1000堆芯核設計依據(jù)與第二代壓水堆基本相同。具備不調(diào)硼負荷跟隨能力；從初始堆芯開始就實現(xiàn)18個月長燃料循環(huán)；設計工具先進；設計方法和設計內(nèi)容與第二代壓水堆相比有一定改進；達到第三代壓水堆的要求。是世界上先進的堆芯核設計之一。AP1000的堆芯熱工水力設計采用的是成熟的可靠的傳統(tǒng)的設計思路和技術；西屋公司提供的堆芯功率、系統(tǒng)壓力、冷卻劑流量和溫度等數(shù)據(jù)與堆芯 DNBR裕量是相互自洽匹配的，這些數(shù)據(jù)是可信的；AP1000沿襲西屋的設計傳統(tǒng)留有足夠的堆芯 DNBR 裕量（19%）且滿足

7、URD關于15%的熱工裕量的要求；AP1000降低一次側(cè)溫度為保證堆芯熱工裕量帶來了比較大的貢獻但導致二次側(cè)主蒸汽參數(shù)降低。二、反應堆冷卻劑系統(tǒng)AP1000反應堆冷卻劑系統(tǒng)的主要功能與傳統(tǒng)壓水堆核電站的功能要求相同，因而兩者的設計基準、主要設備的安全分級、制造質(zhì)量要求、抗震要求以及選材方面的考慮也基本相同。但由于AP1000安全系統(tǒng)的非能動化，降低了冷卻劑系統(tǒng)及其相連系統(tǒng)的某些安全功能的要求，因而在冷卻劑系統(tǒng)及其設備的設計上均有許多不同的特點兩臺蒸汽發(fā)生器對稱布置，系統(tǒng)管路由兩個主冷卻劑環(huán)路構成。每個環(huán)路的冷端完全相同，并采用了大半徑彎管使管路流動阻力降低，并為調(diào)節(jié)冷熱管不同的膨脹率提供柔韌性

8、。管子整體鍛造，消除焊縫，既降低成本，也減少在役檢查的工作量。管路結構和材料的選擇顯著降低了管子的應力。主泵采用屏蔽式泵，電機與水泵共用一根轉(zhuǎn)動軸，其間沒有聯(lián)軸器，所有轉(zhuǎn)動部件均被包容在與主回路冷卻劑相連通的承壓殼中。由于屏蔽泵沒有軸封，使主回路成為一個“封閉的”系統(tǒng)，傳統(tǒng)壓水堆核電站中的軸封LOCA事件在AP1000設計中不會發(fā)生。另外，主泵直接安裝在蒸汽發(fā)生器下封頭上，可使泵與蒸汽發(fā)生器采用同一個支撐，大大簡化了支撐系統(tǒng)與主回路相連的接口減少，壓力邊界的完整性得到更可靠的保障。在AP1000設計中，與主回路相連的系統(tǒng)主要包括正常余熱排出系統(tǒng)和化容系統(tǒng)。這些系統(tǒng)與主回路間至少有兩重的隔離設施

9、，且主冷卻劑壓力邊界限制在安全殼以內(nèi)，降低了安全殼旁路風險。正常余熱排出系統(tǒng)的設計壓力高于傳統(tǒng)設計，在安全殼以內(nèi)的管道設計壓力與主回路相同，在安全殼以外管道的極限承載能力不低于主回路運行壓力?；菹到y(tǒng)的換熱器及凈化設施移到安全殼內(nèi)，實際上已構成主冷卻劑系統(tǒng)的一部分，并由主泵提供驅(qū)動壓頭。而包括補水泵等設備在內(nèi)的其它部分位于安全殼外，正常運行時不需要連續(xù)運行，間歇期內(nèi)與主回路隔離。在非能動專設安全設施中，一些管道的隔離閥不再是反應堆冷卻劑系統(tǒng)的壓力邊界，這類閥門的誤動作或隔離失效不會危及到冷卻劑壓力邊界的完整性，例如：堆芯補水箱和非能動換熱器的隔離閥。AP1000壓力邊界隔離設施除了傳統(tǒng)的高可靠

10、性閥門外，如：安全閥和前三級自動卸壓閥，還采用了高可靠性的無泄漏的隔離邊界爆破閥（Squib Valve）。綜上所述，AP1000反應堆冷卻劑系統(tǒng)采用了簡化、安全和緊湊布置的設計，壓力邊界相對于傳統(tǒng)壓水堆核電站有所簡化，冷卻劑壓力邊界的完整性比傳統(tǒng)設計更加可靠。非能動安全系統(tǒng)AP1000 設計的革命性變化在設計理念上，這就是采用非能動方式簡化安全系統(tǒng)。核電站安全系統(tǒng)有能動安全和非能動安全之分，其區(qū)別在于這些系統(tǒng)的安全功能的實現(xiàn)是否依賴外界的電能或動力以及人員的操作。當前運行中核電站的安全系統(tǒng)大都是能動的。非能動安全概念是20世紀80年代提出的一種旨在提高核電站安全性和可靠性的新概念。非能動安全

11、系統(tǒng)安全功能依靠狀態(tài)的變化、儲能的釋放或自主的動作來實現(xiàn)，如利用流體被加熱或蒸發(fā)、冷卻或冷凝而產(chǎn)生的密度差形成驅(qū)動壓頭或位差形成的重力壓頭，無需任何外部動力，在事故工況下，實現(xiàn)應急堆芯冷卻和安全殼噴淋，導出堆芯和安全殼內(nèi)的熱量，確保安全殼的完整性。在保留現(xiàn)有核電站的主要工藝技術的基礎上，非能動安全概念的引入，使核電站安全系統(tǒng)的設計發(fā)生了根本的變化。這種非能動安全系統(tǒng)不僅簡化了專設安全設施，而且可以減少人員干預而可能產(chǎn)生的誤動作，改善了人機關系，提高了核電站的安全性。這一設計理念的更新，還使核電廠成本顯著下降。正是基于這種設計理念，西屋公司推出AP600和AP1000類型電廠。一、非能動堆芯冷卻

12、系統(tǒng)AP1000非能動堆芯冷卻系統(tǒng)包括非能動余熱去除系統(tǒng)和安全注入系統(tǒng)。與傳統(tǒng)壓水堆應急堆芯冷卻系統(tǒng)相比，AP1000非能動堆芯冷卻系統(tǒng)除了具有安全注射和應急硼化的功能外，還具有堆芯應急衰變熱導出和安全殼 pH 值控制的功能，替代了傳統(tǒng)壓水堆輔助（應急）給水系統(tǒng)和安全殼噴淋系統(tǒng)的部分功能。在反應堆冷卻劑系統(tǒng)中，引入一個非能動熱交換器。當冷卻劑泵失效時，水流自然循環(huán)到該熱交換器，后者將熱量載帶到安全殼內(nèi)的換料水箱（IRWST）。傳熱過程無需動力。當 IRWST達到飽和時，向安全殼大氣蒸發(fā)，非能動安全殼冷卻系統(tǒng)動作，冷凝水沿殼壁流回環(huán)料水池，可以實現(xiàn)長時間的堆芯冷卻。安全注入系統(tǒng)由兩臺堆芯補給水箱

13、（CMT）、兩臺安全注射箱和IRWST組成，連接于反應堆冷卻劑環(huán)路并充滿硼水，注射依靠重力和氣體儲能的釋放。當正常上充水系統(tǒng)失效時，可應付小泄漏及由失水事故引起的大泄漏，CMT、安全注射水箱和IRWST 為堆芯提供冷卻。依靠 IRWST 提供冷卻水注入保持LOCA后期冷卻和余熱去除，和安全殼冷卻系統(tǒng)一起建立再循環(huán)，使堆芯保持淹沒。二、非能動安全殼冷卻系統(tǒng) AP1000非能動安全殼冷卻系統(tǒng)與傳統(tǒng)壓水堆的安全殼噴淋系統(tǒng)的主要功能相同，其作用是發(fā)生LOCA事故或主蒸汽管破裂事故發(fā)生在安全殼內(nèi)時，排出安全殼內(nèi)的熱量。非能動安全殼冷卻系統(tǒng)以鋼安全殼作為傳熱界面，將空氣從外層屏蔽殼入口引入，通過外部環(huán)廊到

14、達底部，在空氣折流板底部轉(zhuǎn)向180度，進入內(nèi)部環(huán)廊，再沿安全殼內(nèi)壁向上流動。由于內(nèi)部環(huán)廊空氣被加熱和水蒸氣存在，造成內(nèi)外環(huán)廊空氣密度差，形成空氣的自然循環(huán)，空氣最終從屏蔽殼頂部煙囪排出。在安全殼頂部設有可供72小時的冷卻水貯存箱，水依靠重力向下流，在鋼安全殼弧頂和殼壁外側(cè)形成一層水膜。當安全殼內(nèi)壓力或溫度過高時，系統(tǒng)自動開啟。由形成的水膜和空氣自然循環(huán)導出安全殼內(nèi)的熱量，降低安全殼的壓力，保證安全殼不受損壞。三、非能動安全殼裂變產(chǎn)物去除系統(tǒng)AP1000在設計上沒有安全相關的安全殼噴淋系統(tǒng)用于去除安全殼中的裂變產(chǎn)物。安全殼大氣中活性物質(zhì)的去除完全靠自然的過程（如沉淀、擴散、熱遷移等）。事故后如安

15、全殼內(nèi)放射性活度升高，由防火系統(tǒng)提供的非能動安全殼噴淋系統(tǒng)在安全殼外充氮罐的壓力作用下進行噴淋，以限制裂變產(chǎn)物的釋放。絕大多數(shù)非氣態(tài)活性物質(zhì)最終沉積在安全殼地坑冷卻水中。非能動主控室可居留系統(tǒng)失去交流電源時，主控室非能動應急可居留系統(tǒng)向主控室通風和充氣，維持工作人員可以繼續(xù)居留的環(huán)境至少72小時，并兼作主控室、儀表間和直流設備室的非能動熱阱。四、非能動主控室可居留系統(tǒng)失去交流電源時，主控室非能動應急可居留系統(tǒng)向主控室通風和充氣，維持工作人員可以繼續(xù)居留的環(huán)境至少72小時，并兼作主控室、儀表間和直流設備室的非能動熱阱。數(shù)字化儀控系統(tǒng)AP1000儀控系統(tǒng)是一個先進的分散式計算機控制系統(tǒng)(即 DCS

16、)，是西屋在長期積累的經(jīng)驗基礎上逐步完善、開發(fā)的系統(tǒng)，得到過檢驗，是一個成熟的系統(tǒng)。但由于AP1000在安全系統(tǒng)上采用了非能動設計，許多專設安全設施驅(qū)動系統(tǒng)(ESFAS)被簡化甚至取消，所以相應的儀控系統(tǒng)也簡化了。但若今后在安全級部分采用Advant（AC160）系統(tǒng)，則有可能納入在線偏離泡核沸騰保護與線功率密度保護(即 DNBR 保護與 LPD 保護) DAS（多樣性系統(tǒng)）作為保護系統(tǒng)的多樣性后備，是AP1000儀控系統(tǒng)七大功能組之一，在AP1000設計中更為重視。DAS是個獨立的計算機系統(tǒng),這也是AP1000在提高安全性措施方面除了非能動設計以外的一項重要措施。一、電氣系統(tǒng)非能動安全系統(tǒng)的

17、設計，使AP1000對其交流供電系統(tǒng)無安全方面的要求，也無實體隔離要求。廠外供電系統(tǒng)僅向機組提供正常啟動和正常停堆用的電源，也不需要冗余。廠內(nèi)交流供電系統(tǒng)是非1E級系統(tǒng)，無任何安全相關功能，也不需要應急柴油發(fā)電機組。該系統(tǒng)中唯一的1E級設備是與反應堆主泵串聯(lián)的二臺斷路器，確保主泵在失去交流電源后可靠斷開。其它設備不需實體隔離，可以通用。備用柴油發(fā)電機是非1E級設備，當主交流電源全部失去后，可以在120s后對相關負荷進行供電。完成安全相關功能所必需的唯一電源是1E級直流和UPS供電系統(tǒng)。由于AP1000的直流負荷比M310的直流負荷小得多，4組1000AH的蓄電池組便可滿足安全相關功能72小時的

18、供電需求。72小時后還可以由兩臺輔助柴油發(fā)電機(480v,35kw)向安全相關功能供電4天。由于 AP1000 的屏蔽式主泵無大的飛輪慣性，故其要求在失去主交流時，供電系統(tǒng)應能保持大于3秒的供電時間。這一要求由發(fā)電機的慣性惰走發(fā)電來滿足。二、汽輪發(fā)電機系統(tǒng)常規(guī)島主要設備的選型與核島的選型沒有直接的關系，因此常規(guī)島的方案選擇有一定的靈活性。AP1000技術文件所提供的核電站的常規(guī)島部分只是示意性質(zhì)，現(xiàn)有數(shù)據(jù)表明，目前的配備留有較大的裕度，具體工程選擇的空間很大。AP1000文件的常規(guī)島示意部分，與其他壓水堆核電站的常規(guī)島部分無明顯區(qū)別。三、輔助系統(tǒng)a)化容系統(tǒng)由于非能動安全設施的應用，AP100

19、0化容系統(tǒng)不再執(zhí)行安全功能，相應地，該系統(tǒng)設計級別降低為非安全級。除少量隔離設施（如：安全殼隔離、主冷卻劑隔離）外，系統(tǒng)中其它設施均為非安全相關設施。由于系統(tǒng)設計簡化、系統(tǒng)設計級別降低及設備級別降低，不僅可以降低相關造價，而且有助于實現(xiàn)相關國產(chǎn)化自主化目標。化容系統(tǒng)的安全功能有：隔離貫穿安全殼的管線、終止意外硼稀釋、在穩(wěn)壓器或蒸發(fā)器高水位時停止上充等。方法是通過溫度、壓力、水位信號觸發(fā)相應的控制系統(tǒng)來實現(xiàn)化容系統(tǒng)的上述安全功能。當前的I&C系統(tǒng)與設計都已達到相當完善、可靠的水平，所以，實現(xiàn)化容系統(tǒng)的安全功能的方法也是常規(guī)設計。這樣，AP1000化容系統(tǒng)所有的功能設計都可以從普遍的民用設計和應用

20、中得到經(jīng)驗、依據(jù)，同時設備設計、制造也是無特殊要求，因此其設計技術是成熟的。相對于傳統(tǒng)壓水堆，AP1000的化容系統(tǒng)不同之處有：上充泵只用作上充，不兼顧高壓安注功能不參與負荷跟蹤化容系統(tǒng)的凈化回路移至安全殼內(nèi)，實際上已構成主冷卻劑系統(tǒng)的一部分，并由主泵提供驅(qū)動壓頭；其它部分位于安全殼以外，一般被隔離，不構成冷卻劑的承壓邊界。由于AP1000主泵采用了無泄漏且不需要軸封注入的屏蔽式泵，而棒控系統(tǒng)可以在不調(diào)硼的條件下進行負荷跟蹤，故正常運行時位于安全殼外的化容子系統(tǒng)不需要連續(xù)運行，間歇期內(nèi)它們與主回路隔離。b)防火系統(tǒng)為滿足防火設計基準要求，AP1000構思了一種革新型的核電廠防火設計理念，在縱深

21、防御對策的前提下，進一步提出了區(qū)別對待，重點防御的防火策略。AP1000配置2套消防系統(tǒng)，一套專供確保反應堆安全的非能動消防系統(tǒng)（安全殼內(nèi)高位水箱 PCCWST +滿足抗震I類要求的消防水立管供水管線），另一套確保全廠發(fā)電安全生產(chǎn)的能動消防系統(tǒng)（非抗震的消防水池+消防泵+供配水管線）。由于采用了非能動的消防系統(tǒng)，反應堆安全系統(tǒng)的防火保護得到了可靠保證，AP1000的消防系統(tǒng)就比傳統(tǒng)的PWR消防系統(tǒng)更簡化、經(jīng)濟。其設計和設備分級要求也將有相應變動，例如水泵不再需要配置應急動力電源，對諸如水泵、輸配水管路、閥門等消防設備（尤其是大容積消防水池）無特殊抗震分析或鑒定要求，由此相應降低了核電消防工程造

22、價。同時，非安全相關的部分可以采用與常規(guī)火力發(fā)電廠相應的防火設計標準。AP1000防火分區(qū)的設計原則與M310基本相同。與傳統(tǒng)的PWR電廠設計相比，由于AP1000安全系統(tǒng)的非能動化，它們就無需配置電動泵、動力電纜以及相應所需的潤滑與冷卻油料。初步定性的防火分析結果表明，核島火荷載將減到最低程度，因而大大降低了火災在安全重要場所發(fā)生的概率。c)燃料貯存和操作系統(tǒng)AP1000燃料貯存和操作系統(tǒng)的設計和設備制造均遵循美國有關的規(guī)范和標準，設計中采取了相應的措施保證本系統(tǒng)運行的安全性能。本系統(tǒng)所包括的五部分（新燃料貯存、乏燃料貯存、乏燃料水池冷卻系統(tǒng)，輕荷載操作系統(tǒng)和高架重荷載操作系統(tǒng)）的設計基準和

23、功能要求與M310核燃料裝卸貯存系統(tǒng)所采用的RCC-P中的規(guī)定基本相同。設計上的主要改進是：新燃料和乏燃料格架的力學分析和與環(huán)境的適應性有更為具體和明確的要求，抗震和設備分級要求提高，安全性更有保障。乏燃料水池冷卻系統(tǒng)設計布置簡化，設備數(shù)量減少，提高了經(jīng)濟性和運行可靠性。燃料操作分區(qū)布置使換料操作更為簡捷和安全。環(huán)吊設計為安全相關級，抗震I類，安全性提高。d)空調(diào)、供熱、冷卻及通風系統(tǒng)由于AP1000方案采用非能動專設安全設施的特點, AP1000的全廠通風、供熱、冷卻和空調(diào)系統(tǒng)中,除個別功能 (主控制室邊界和安全殼邊界隔離功能及主控制室進風放射性測量功能)為安全相關功能外,其余功能都是非安全

24、相關功能,因而采用的設備都是非安全級、非抗震類設備,也不需采用安全級的柴油發(fā)電機作為備用電源，這樣就大大降低了對設備的要求，也降低了造價。AP1000設計中為保證主控制室應急可居留性的主控制室應急可居留性系統(tǒng)不再采用傳統(tǒng)的 HVAC 設備，而采用非能動的壓縮空氣貯罐及相關的管道系統(tǒng)，在應急情況下給主控制室壓力邊界內(nèi)提供所要求的壓縮空氣，以保證在事故后72小時內(nèi)主控制室（11人）壓力邊界內(nèi)CO2含量低于0.5%。同時，采用的主控制室非能動熱阱可限制事故后72小時內(nèi)主控制室壓力邊界內(nèi)的溫度低于人員可靠操作的限值。采用非能動的主控制室應急可居留性系統(tǒng)減少了應急情況下對應急電源的依賴，降低了由于應急電源失效或能動設備故障造成系統(tǒng)失效的概率，從而提高了系統(tǒng)的可靠性和電廠的安全性。e)放射性廢物管理系統(tǒng)一個堆先進與否與三廢處理系統(tǒng)沒有直接關系，業(yè)主完全可以另行選購一套三廢處理系統(tǒng)