AP1000核电厂概述-山东核电有限公司的技术讲座

2019/12/22AP1000核电站概述运行处王甲强[e-mail]2019/12/22核能历史核动力是利用可控核反应来获取能量，从而得到动力，热量和电能。因为核辐射问题和现在人类还只能控制核裂变，所以核能暂时未能得到大规模的利用。利用核反应来获取能量的原理是：当裂变材料(例如铀-235)在受人为控制的条件下发生核裂变时，核能就会以热的形式被释放出来，这些热量会被用来驱动蒸汽机。蒸汽机可以直接提供动力，也可以连接发电机来产生电能。世界各国军队中的很多潜艇及航空母舰都以核能为动力，同时，核能每年提供人类获得的所有能量中的8%，或人类获得的所有电能中的17%。2019/12/22当前世界的能源结构世界能源消费结构（2000年）煤40%石油25%天然气22%核能8%其它5%核电在世界能源消费中占8%（2000年）核电在世界电力能源中占17%（2000年）世界电力能源结构（2000年）其它2%核能17%水力18%天然气15%石油11%煤37%电力总能源化石能源fossilfuels占总能源的85％。化石能源占总电力能源的30％。石油用于发电非常可惜。2019/12/22足球场看台下的第一座核反应堆TheChicagoPile-11942年12月2日下午，美国费米实验室在芝加哥大学的足球场西看台下的网球场，世界上第一座原子核反应堆“芝加哥”第一号（CP-1）开始运行,揭开了人类利用原子能的序幕。“反应堆之父”费米“芝加哥”第一号“人类于此首次完成自持链式反应的实验并因而肇始了可控的核能释放。”2019/12/22核能和平利用的历程1951年，美国利用一座生产钚的反应堆的余热试验发电1954年，苏联建成世界上第一座核电站美国、英国和法国相继建成一批核电站上世纪70年代中期，进入了发展核电站的高潮美国的核电站（100多座）我国秦山核电站于1991年并网发电。全世界目前有核电站441多座，占全世界电力供应的17%，（截止2005年1月）世界电力能源结构（2000年）其它2%核能17%水力18%天然气15%石油11%煤37%电力2019/12/22人类的梦想――可控聚变反应堆地球上实现连续聚变反应发生的条件是温度必须超过82,000,000℃磁约束托卡马克装置等离子体目前最高温度1,200,000℃2019/12/22第三代反应堆开发背景一代：核电站的开发与建设开始于上世纪50年代。1954年，前苏联建成电功率为五千千瓦的实验性核电站；1957年，美国建成电功率为九万千瓦的希平港原型核电站。这些成就证明了利用核能发电的技术可行性。国际上把上述实验性和原型核电机组称为第一代核电机组。2019/12/22二代：上世纪60年代后期，在试验性和原型核电机组基础上，陆续建成电功率在30万千瓦以上的压水堆、沸水堆、重水堆等核电机组，它们在进一步证明核能发电技术可行性的同时，使核电的经济性也得以证明：可与火电、水电相竞争。上世纪70年代，因石油涨价引发的能源危机促进了核电的发展，目前世界上商业运行的四百多座核电机组绝大部分是在这段时期建成的，称为第二代核电机组。2019/12/22三代：上世纪90年代，为解决三里岛和切尔诺贝利核电站的严重事故的负面影响，世界核电界集中力量对严重事故的预防和后果缓解进行了研究和攻关，美国和欧洲先后出台“先进轻水堆用户要求”文件和“欧洲用户对轻水堆核电站的要求”，进一步明确了防范与缓解严重事故、提高安全可靠性和改善人因工程等方面的要求。国际上通常把满足这两份文件之一的核电机组称为第三代核电机组。2019/12/22核电站的改进和升级EPR第二代第二代改进第三代第四代SCWR先进反应堆N4ABWR：GE＋日立APWR，APWR+：日本三菱＋西屋ACR：AECLAP1000:美国西屋技术EPR：欧洲压水堆，法国技术2019/12/22第三代核电机组的设计原则和特点2019/12/22为了进一步提高核电厂的安全性，严重事故的预防和缓解，就成为新一代核电技术开发的核心。如果计算到1986年切尔诺贝利事故时为止，世界商用核电厂累计约4000堆·年的运行历史，其间发生过两次严重事故，发生概率达到5×10-4/堆·年。这说明，严重事故发生概率虽然低，但并不是不可能发生的；同时亦说明，单纯考虑设计基准事故，不考虑严重事故的预防和缓解，不足以确保工作人员、公众和环境的安全。2019/12/22美国最早开展严重事故的研究，美国原子能委员会1974年发表的《核电站风险报告》WASH-1400报告首次将概率安全分析技术应用到核电厂，提出了以事件发生频率为依据的事故分类方法。WASH-1400报告首次指出，核电厂风险主要并非来自设计基准事故，而是导致堆芯熔化的严重事故。WASH-1400还首次建立了安全壳失效模式和放射性物质释放模式。2019/12/22第三代核电机组的设计原则在采用第二代核电机组已积累的技术储备和运行经验的基础上，针对其不足之处，进一步采用经过开发验证是可行的新技术，以显著改善其安全性和经济性，满足URD文件或EUR文件和IAEA新建议法规的要求；同时，应能在2010年前进行商用核电站的建造。统观各国已提出的设计方案，有下列特点：(1)在安全性上，满足URD文件的要求，主要是：堆芯熔化事故概率≤1.0×10-5堆·年；大量放射性释放到环境的事故概率≤1.0×10-6堆·年；应有预防和缓解严重事故的设施；核燃料热工安全余量≥15%。2019/12/22(2)在经济性上，要求能与联合循环的天然气电厂相竞争；机组可利用率≥87%；设计寿命为60年；建设周期不大于54个月。(3)采用非能动安全系统即利用物质的重力，流体的对流，扩散等天然原理，设计不需要专设动力源驱动的安全系统，以适应在应急情况下冷却和带走堆芯余热的需要。这样，既使系统简化，设备减少，又提高了安全度和经济性。这是革新型的重大改进，是代表核安全发展方向的。2019/12/22能动与非能动概念系统的功能要靠部件来实现。在核电厂中，一般将部件分为能动部件与非能动部件。依靠触发，机械运动或动力源等外部输入而行使功能，因而能以主动态影响系统的工作过程，称能动部件。如泵，风机，柴油发电机组等。无需依赖外部输入而执行功能的部件称非能动部件。非能动部件内一般没有活动部件。如管道，孔板，换热器等。如果某一非能动部件的设计、制造、检查和在役检查均能保证很高的质量水平，则可不必假设它会发生故障。2019/12/22(4)单机容量进一步大型化研究和工程建造经验表明，轻水堆核电站的单位千瓦比投资是随单机容量（千瓦数）的加大而减少的（在单机容量为150万-170万千瓦前均如此）。因此，欧洲法马通、德国电站联盟联合设计的EPR机组的电功率为160万-170万千瓦，日本三菱提出的NP-21型压水堆核电机组的电功率为170万千瓦，俄罗斯也正在设计单机电功率为150万千瓦的WWER型第三代核电机组，美国西屋公司和燃烧公司也在原单机容量为65万千瓦的AP600型的基础上改进，设计出单机电功率为110－120万千瓦的AP1000型机组。2019/12/22(5)采用整体数字化控制系统国外近年来新建成投产的核电机组，如法国的N4、英国的Sizewell、捷克的Temelin、日本的ABWR均采用了数字化仪控系统。经验证明，采用数字化仪表控制系统可显著提高可靠性，改善人因工程，避免误操作。世界各国核电设计和机组供应商提出的第三代核电机组无一例外地均采用整体数字化仪表控制系统。2019/12/22(6)施工建设模块化以缩短工期核电建设工期的长短对其经济性有显著影响。因此，新的核电机组从设计开始就考虑如何缩短工期。有效办法之一就是改变传统的把单项设备逐一运往工地安装方式，向模块化方向发展：以设计标准化和设备制造模块化的方式尽可能在制造厂内（条件较工地好）组装好，减少现场施工量以缩短工期。美国和日本联合建设的ABWR机组已成功地采用了这种技术。美国AP1000也将采用模块化设计、建造技术，据称其工期可缩短为48个月。2019/12/22AP1000反应堆设计特点2019/12/22AP1000是由美国西屋公司开发的先进的非能动的压水堆（AdvancedPassivePWR）。AP1000在传统成熟的压水堆核电技术的基础上，采用“非能动”的安全系统。安全系统非能动化理念的引入，使核电站安全系统的设计发生了革新的变化：在设计中采用了非能动的严重事故预防和缓解措施；简化了安全系统配置；减少了安全支持系统；大幅度地减少了安全级设备和抗震厂房；提高了可操作性；降低了相关的维修要求；取消了1E级应急柴油机系统和大部分安全级能动设备以及明显降低了大宗材料的需求。2019/12/22由此派生出了设计简化、系统设置简化、工艺布置简化、施工量减少、工期缩短等一系列效应。由于采用非能动安全系统，减少了事故情况下对操作人员的相应要求，大大降低了人因错误造成事故扩大的可能性，最终使AP1000的安全性能得到显著提高，同时在经济上具有较强的竞争力。2019/12/22AP1000为单堆布置两环路机组，电功率1250MWe，设计寿命60年，主要安全系统采用非能动设计，布置在安全壳内，安全壳为双层结构，外层为预应力混凝土，内层为钢板结构。2019/12/22AP1000主要的设计特点包括：(1)主回路系统和设备设计采用成熟电站设计AP1000堆芯采用西屋的加长型堆芯设计，这种堆芯设计已在比利时的Doel4号机组、Tihange3号机组等得到应用；燃料组件采用可靠性高的Performance+；采用增大的蒸汽发生器（D125型），和正在运行的西屋大型蒸汽发生器相似；稳压器容积有所增大；主泵采用成熟的屏蔽式电动泵；主管道简化设计，减少焊缝和支撑；压力容器与西屋标准的三环路压力容器相似，取消了堆芯区的环焊缝，堆芯测量仪表布置在上封头，可在线测量。2019/12/22(2)简化的非能动设计提高安全性和经济性AP1000主要安全系统，如余热排出系统、安注系统、安全壳冷却系统等，均采用非能动设计，系统简单，不依赖交流电源，无需能动设备即可长期保持核电站安全，非能动式冷却显著提高安全壳的可靠性。安全裕度大。针对严重事故的设计可将损坏的堆芯保持在压力容器内，避免放射性释放。2019/12/22在AP1000设计中，运用PRA分析找出设计中的薄弱环节并加以改进，提高安全水平。AP1000考虑内部事件的堆芯熔化概率和放射性释放概率分别为5.1×10-7/堆年和5.9×10-8/堆年，远小于第二代的1×10-5/堆年和1×10-6/堆年的水平。2019/12/22简化非能动设计大幅度减少了安全系统的设备和部件，与正在运行的电站设备相比，阀门、泵、安全级管道、电缆、抗震厂房容积分别减少了约50%，35%，80%，70%和45%。同时采用标准化设计，便于采购、运行、维护，提高经济性。西屋公司以AP600的经济分析为基础，对AP1000作的经济分析表明，AP1000的发电成本小于3.6美分/kWh，具备和天然气发电竞争的能力2019/12/222019/12/22(3)严重事故预防与缓解措施AP1000设计中考虑了以下几类严重事故：堆芯和混凝土相互反应；高压熔堆；氢气燃烧和爆炸；蒸汽爆炸；安全壳超压；安全壳旁路。2019/12/22为防止堆芯熔融物熔穿压力容器和混凝土底板发生反应，AP1000采用了将堆芯熔融物保持在压力容器内设计（IVR）。在发生堆芯熔化事故后，将水注入到压力容器外壁和其保温层之间，可靠地冷却掉到压力容器下封头的堆芯熔融物。在AP600设计时已进行过IVR的试验和分析，并通过核管会的审查。对于AP1000，这些试验和分析结果仍然适用，但需作一些附加试验。由于采用了IVR技术，可以保证压力容器不被熔穿，从而避免了堆芯熔融物和混凝土底板发生反应。2019/12/22针对高压熔堆事故，AP1000主回路设置了4列可控的自动卸压系统（A