AP1000资料

AP1000的设计理念在传统成熟的压水堆核电技术的基础上，安全系统采用“非能动”设计理念。“非能动安全系统”利用自然物理现象-重力、自然循环(蒸发、冷凝和密度差）以及气体蓄能驱动流体流动，带走堆芯余热和安全壳的热量，不需要外部能源。非能动设计理念已有实际应用，技术是成熟的。非能动设计理念的引入，使核电站的设计发生了根本的变化：●系统配置简化，安全支持系统减少，安全级设备和抗震厂房大幅减少，安全等级和质保等级降低，应急动力电源和很多动力设备被取消，大宗材料需求明显降低；●预防和缓解事故和严重事故的操作简化;●安全性能显著提高；由于设计简化、系统简化、工艺布置简化、施工量减少、工期缩短、运行和维修简化等一系列效应，最终使AP1000在安全性能显著提高的同时，经济上也具有较强的竞争力。AP1000总体概括及特点1.总体概况AP1000是西屋公司开发的一种双环路1000MW的压水堆核电机组，其主要特点有：采用非能动的安全系统，安全相关系统和部件大幅减少、具有竞争力的发电成本、60年的设计寿命、数字化仪空室、容量因子高、易于建造(工厂制造和现场建造同步进行)等，其设计与性能特点满足用户要求文件（URD）的要求。西屋公司在开发AP1000之前，已完成了AP600的开发工作，并于1998年9月获得美国核管会（NRC）的最终设计批准（FDA），1999年12月则获得NRC的设计许可证，该设计许可证的有效期为15年。西屋公司投入了大量人力，通过大量的实体试验和众多听证与答辩来确保其设计的成熟性。AP1000基本上保留了AP600核岛底座的尺寸，但也作了适当的设计改进以提升AP1000的先进性和竞争力：增加堆芯长度和燃料组件的数目；加大核蒸汽供应系统主要部件的尺寸；适当增加反应堆压力壳的高度；采用△125的蒸汽发生器；采用大型密封反应堆主泵（装备有变速调节器）；采用大型的稳压器；增加安全壳的高度；增加某些非能动安全系统部件的容量；增加汽轮机岛的尺寸和容量等。2.主要技术特点反应堆采用西屋成熟的Model314技术，该技术已成功地用于比利时Doel-4、Tihange-3和美国SouthTexasProject电站上。反应堆冷却系统为二环路设计，每个环路通过冷却剂管道联接有一台大容量蒸汽发生器和两台密封式的冷却剂泵，此外冷却系统上还联接有一台稳压器。采用非能动的安全系统。它采用双层安全壳，并保留了AP600的非能动安全系统的构架，系统设计简化，安全性大大提高。仪控系统是基于SizewellB的全数字技术而开发完成的，特别采用了经验证的数字化安全系统，采用了紧凑型的工作站式的控制室，采用了基于影像技术的人-机接口。AP1000的经济性AP1000安全系统采用非能动的理念，安全系统配置简化、安全支持系统减少、安全级设备和抗震厂房减少、IE级应急柴油机系统和很多能动设备被取消，以及大宗材料需求明显降低。AP1000的安全系统及其设备数量得到大量的减少，例如AP1000的安全级泵和阀门分别为6台（包括4台主泵）和599台，EPR则为88台和7000台。再加上模块化设计和建造新技术的采用，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、工期缩短以及运行方便、维修简单等一系列效应。从长远观点来看，AP1000不仅使安全性能得到显著提高，而且费用和长期的运行费用也得到明显降低，在经济上也具有较强的竞争力。这种优势在批量建造若干台（譬如8至10台）后AP1000核电机组将会越来越明显。P1000主要设备简介从制造的角度看，除了AP1000特有的主泵和爆破阀等极少量的设备外，主要设备与目前国内制造的2.5代设备相近；关键的制造难点：◆AP1000的主泵是屏蔽泵，可以避免泄漏，具有很大的优点和吸引力，但与以往的轴封式主泵很不同。加工精度高、配件均是非商品级的，国产化难度大。◆主管道是锻件，不是以往的铸件，其中的主要接管和弯头与管子合成单件产品，这在我国还是第一次，尚无经验可谈。目前有几家公司都在紧锣密鼓地在试制攻关。◆爆破阀也是AP1000的一个特点，其中的驱动装置是由炸药爆炸切断原来密闭的管道封板，以满足应急打开要求。◆重型锻件的结构、重量和质量有别于2.5代的大锻件，它必须满足60年寿命的要求。这里包括反应堆压力容器的一体化顶盖、法兰接管段、蒸发器下封头，也包括蒸发器的管板等。其中，反应堆压力容器的一体化上封头与一体化下法兰接管段由于需要350吨左右的钢锭，目前全世界只有日本制钢可供货，国产化难度大。蒸发器下封头型线复杂，需要对3根主管道与两个人孔对接焊提供冲压的翻边，需要更大的锻造能力、工装与经验。◆其他设备：包括堆内构件和控制棒驱动机构也有别于过去的设备，比如，堆内构件更多采用了焊接方式，需要一定的工艺试验和攻关；驱动机构与60年寿命相适应的材料、零件与加工工艺相适应；其他二三核级阀门国内制造供货的经验也少，即使第五套后也还需要进口。AP1000主设备设计制造技术的转让情况西屋公司转让核岛工艺与系统设计，提供主要设备的技术规格书和指导图，以及核蒸汽关于系统的主设备基础设计，这部分由西屋公司转让。其他设备，根据SNPTC与WEC商定，由西屋（分包方）联队提供设备的设计与制造技术。主设备转让方反应堆压力容器Doosan（韩国斗山）蒸汽发生器Doosan（韩国斗山）堆内构件NCMD西屋公司核部件制造厂控制棒驱动机构NCMD西屋公司核部件制造厂燃料装卸料设备美国ParNuclear一体化安全壳顶盖Ansaldo意大利安莎多环形吊车美国ParNuclear电控爆破阀美国SPX.已经或即将进行技术转让谈判有如下各项:①反应堆压力容器②蒸汽发生器（南韩斗山）、③反应堆内件与④控制棒驱动机构（WEC下属的核电设备制造部NCMD)、⑤爆破阀（美国SPX公司)、⑥反应堆冷却剂泵（美国EMD公司）、⑦环吊与⑧装卸料机（美国WEC下属的NuPar公司）、⑨安全壳一体化顶盖（意大利ANSALDO)等项。除了上述9个项目外，国产化难度高的大锻件、主管道和关键核级阀门等不属转让范围。不转让的部分还包括：1RCP:计算机程序－EMD称用于军事，较多的关键部件和材料属于第三方制造,诸如：石墨自润滑轴承，陶瓷密封端子、屏蔽套薄板HASTERLLOY材料、不锈钢铸造外壳以及外置冷却器等。没有这些材料和部件，设备国产化和供货还受限制。2环吊:电控EX-SAM部套是选项，不在转让之列。WEC与SNPTC和第三方机构一起签订一个对EX-SAM系统全部技术资料的保管协议。当出现不可抗原因时，由第三方机构向SNPTC提供资料。3各类核级阀门:WEC认为在国内已有合资企业生产，只有当合资企业在中国境内不再生产相关产品时向中方进行技术转让。目前或一个相当时间内一些关键阀门如稳压器安全阀等，还需从国外购进。4主管道:与其他大型铸锻件情况一样，由于WEC联合体没有制造能力和技术，其供货商明确不转让锻件制造技术。WEC联合体对此表示无能为力，将主管道列为B类供货，即由中方采购范围，不属于技术转让范围。解决办法可能是国内攻关，择优选择，来不及时，向国外采购。5其他低合金钢锻件:国内有几家紧锣密鼓的攻关，进行工艺评定与产品评定，可以解决绝大部分的大型锻件的供货，少量的特殊锻件来不及时，可能需要短期采购。AP1000先进非能动核电技术介绍AP1000是由美国西屋公司开发的先进的非能动的压水堆（AdvancedPassivePWR）。2002年3月，美国核管会已经完成AP1000设计的预认证审查（Pre-certificationReview），AP600有关的试验和分析程序可以用于AP1000设计。2004年12月获得了美国核管会授予的最终设计批准。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。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。（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。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。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。（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。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璧和其保温层之间，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。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（ADS），其中3列卸压管线通向安全壳内换料水储存箱，1列卸压管线通向安全壳大气。通过冗余多样的卸压措施，能可靠地降低一回路压力，从而避免发生高压熔堆事故。针对氢气燃烧和爆炸的危险，AP1000在设计中使氢气从反应堆冷却剂系统逸出的通道远离安全壳壁，避免氢气火焰对安全壳璧的威胁。同时在环安全壳内部布置冗余、多样的氢点火器和非能动自动催化氢复合器，消除氢气，降低氢气燃烧和爆炸对安全壳的危险。对于蒸汽爆炸事故，由于AP1000设置冗余多样的自动卸压系统，避免了高压蒸汽爆炸发生。而在低压工况下，由于IVR技术的应用，堆芯熔融物没有和水直接接触，避免了低压蒸汽爆炸发生。对于由于丧失安全壳热量排出引起的安全壳超压事故，AP1000非能动安全壳冷却系统的两路取水管线的排水阀在失去电源和控制时处于故障安全位置，同时设置一路管线从消防水源取水，确保冷却的可靠性。事故后长期阶段仅靠空气冷却就足以带出安全壳内的热量，有效防止安全壳超压。由于采用了IVR技术，不会发生堆芯熔融物和混凝土底板的反应，避免了产生非凝结气体引起的安全壳超压事故。针对安全壳旁路事故，AP1000通过改进安全壳隔离系统设计、减少安全壳外LOCA发生等措施来减少事故的发生。（4）仪控系统和主控室设计AP1000仪控系统采用成熟的数字化技术设计，通过多样化的安全级、非安全级仪控系统和信息提供、操作避免发生共模失效。主控室采用布置紧凑的计算机工作站控制技术，人机接口设计充分考虑了运行电站的经验反馈。（5）建造中大量采用模块化建造技术AP1000在建造中大量采用模块化建造技术。模块建造是电站详细设计的一部分，整个电