AP1000与M310堆型的主要区别

AP1000与M310堆型的主要区别2011-9-152内容1.非能动概念的影响2.系统差异分析反应堆系统主冷却剂系统专设安全设施仪控系统电气系统辅助系统汽轮发电机非能动概念的影响1非能动概念的影响•与同样容量的传统核电站相比，AP1000的设计概念简单，厂房规模缩小，系统设置简化，工艺布置简化，管道交叉减少。相应使设计工作量减少，设计接口更易于控制和管理。•很多动力设备被取消；取消了应急动力电源。•设计和设备分级要求有相应变动，很多设备无需作抗震分析或鉴定，由此相应降低了工程造价。同时，非安全相关的部分可以采用与常规火力发电厂相应的设计标准。•AP1000的阀门、管道、电缆、泵、抗震厂房容积分别减少了50%、80%、85%、35%和45%。直接降低了投资成本，也使初因事件发生的频率大为减少，降低了堆芯熔化频率和大剂量释放频率。•发生设计基准事故后72小时内，操纵员无需采取动作；72小时以外，仅需操纵员简单的动作和少量的厂外援助。3反应堆系统2.1反应堆系统•AP1000的堆芯设计基本上保持了传统PWR堆芯设计的思想。在堆芯构造、设计准则、分析方法以及运行保护限值的确定等方面，完全遵循传统PWR的设计理念。•燃料组件由西屋公司在有实际运行经验的17×17XLRobust燃料组件的基础上结合一些经过验证的成熟技术设计形成。•堆芯核设计依据与M310基本相同。具备不调硼负荷跟随能力；从初始堆芯开始就实现18个月燃料循环；设计方法和设计内容与M310相比有一定改进；达到第三代压水堆的要求。•堆芯热工水力设计采用成熟可靠的传统设计思路和技术；留有足够的堆芯DNBR裕量（19%），满足URD关于15%热工裕量的要求；降低一次侧温度为保证堆芯热工裕量带来了较大贡献，但导致二次侧主蒸汽参数降低。4反应堆系统2.1反应堆系统（1）燃料系统设计AP1000推荐的燃料组件17×17XLRobust是在17×17XLRobust（NoIFM）的基础上在上部增加4个中间搅混格架形成。5图2.1-1AP1000推荐燃料组件17×17XLRobust反应堆系统2.1反应堆系统（2）堆芯核设计•AP1000的设计依据没有什么特别，与M310基本相同。•不调硼负荷跟踪能力：第二代压水堆具有负荷跟随能力，但需要调整可溶硼的浓度来补偿负荷跟随时瞬态氙引起的反应性变化。URD和EUR都要求第三代压水堆具有不调硼负荷跟随能力，使核电站的负荷跟随能力达到循环寿期的95%以上，AP1000满足该要求。•AP1000核设计所采用的计算机程序是昀新版本的二代核设计程序包。与早期的二代核设计程序包没有本质区别。•从第一循环开始就实现18个月高泄漏装载并逐渐过渡到平衡循环的18个月低泄漏装载。6反应堆系统2.1反应堆系统（3）热工水力设计堆芯热工水力设计的总目的是提供足够的与堆芯发热相匹配的热传输能力。在AP1000设计中由反应堆冷却剂系统、堆芯余热排除系统和非能动堆芯冷却系统实现。•AP1000堆芯设计采用可靠成熟的传统技术。7•AP1000失流事故昀小DNBR裕量为19.3%。如果按法玛通的计算方法，AP1000的失流事故DNBR裕量为23.97%，与大亚湾18个月换料设计值22.2%接近。主冷却剂系统2.2主冷却剂系统•AP1000的主冷却剂系统由2个环路组成，每个环路由一台蒸汽发生器、一条热段主管道、两个冷段主管道和两台主泵组成，另有一台稳压器连接到其中一个环路的热管段。•M310主冷却剂系统由3个环路组成，每个环路有1台蒸汽发生器，1台主泵，1条热段管道，1条冷段管道，1条连接主泵和SG的连接管道。•AP1000主冷却剂系统设有2个弹簧式稳压器安全阀，2×3组稳压器安全卸压隔离阀组（ADS前三级），2×2组主管道安全卸压隔离阀组（ADS第四级。•M310主冷却剂系统包括3组兼具安全卸压功能的稳压器安全阀组。8主冷却剂系统同M310堆型相比，由于两环路布置减少了一个环路，同时主泵直接焊接在蒸汽发生器底部而减少了主泵入口管道，AP1000主回路布置得到大幅简化，降低了安全壳内部设备的布置难度。2.2主冷却剂系统表2.2-1反应堆冷却剂系统设备设置对照表9AP1000M310热功率，MWe34152905环路数量23热段数量23冷段数量43蒸汽发生器数量23主泵数量43稳压器11安全阀或泄压阀2+6×2+4×23×2RPV顶盖排气阀4无主冷却剂系统2.2主冷却剂系统（1）反应堆压力容器M310和AP1000的反应堆压力容器均由筒体、下封头和顶盖组成。筒体和下封头用低合金钢制造，堆焊奥氏体不锈钢。M310反应堆压力容器下封头上焊有50个堆芯仪表贯穿件，用作堆芯中子测量仪表的通道。AP1000反应堆压力容器下封头上没有贯穿件，堆芯中子测量仪表从顶盖引入。M310反应堆压力容器顶盖上有61个控制棒驱动机构贯穿件，4个堆芯热电偶贯穿件。AP1000反应堆压力容器顶盖上有69个控制棒驱动机构贯穿件；42个堆芯仪表贯穿件。M310反应堆压力容器上有3个堆芯出口接管和3个堆芯入口接管，没有安注接管。AP1000反应堆压力容器上有2个堆芯出口接管、4个堆芯入口接管，2个直接安注接管。10主冷却剂系统2.2主冷却剂系统（1）反应堆压力容器表2.2-2RPV设计参数对比11主冷却剂系统2.2主冷却剂系统（2）蒸汽发生器M310蒸汽发生器为55/19型，由底部的三根立柱承担垂直支撑。SG底部热侧水室焊接1个热段接管，冷侧水室焊接1个冷段接管。SG上段壳体有2个二次侧给水接管，主给水、辅助给水和启动给水均通过该接管注入SG并通过给水环管上的倒J形管喷入SG二次侧。设有两级汽水分离器，一级分离、一级干燥。AP1000蒸汽发生器为Δ125型，垂直支撑由单根立柱承担。SG底部热侧水室焊接1个热段接管，冷侧水室焊接2个屏蔽泵接管和1个非能动余热排出换热器的回流接管或1个净化流量回流接管。SG上段壳体有1个二次侧主给水接管和1个启动给水接管，主给水和启动给水均通过各自独立的接管和倒J形管注入SG二次侧。设有两级汽水分离器，其中第一级中装有泥渣收集装置。12主冷却剂系统2.2主冷却剂系统（3）主泵AP1000采用屏蔽式主泵。相对于传统的轴封式主泵，屏蔽泵在维持RCS压力边界完整性方面具有技术优势，能够显著减少LOCA事件发生频率。由于AP1000主泵电机电源在主回路温度低于232℃时可与变频器相连，有利于减少启动前的电力消耗，而且可以改善电机的启动性能，降低电机启动对设备寿命的消耗。表2.2-3AP1000与M310主泵参数对比13主冷却剂系统2.2主冷却剂系统（4）稳压器AP1000稳压器容积约为59m3，M310约为39m3。由于容积率增加，相应的瞬态响应能力增强，有利于限制事件发展。（5）主管道AP1000主回路冷段和热段管道的规格不相同，但总体上AP1000主回路管道相对于M310有所简化。这些规格上的差异对电站安全性和设备可靠性没有影响，但主管道成本会稍低。（6）卸压阀AP1000主回路卸压系统比较完善，设备满足多样性要求，前三级自动卸压可以受控，设置第四级更有利于堆芯淹没。14专设安全设施2.3专设安全设施传统压水堆一般包括下列9类：（1）安全壳（2）安全壳喷淋系统（3）安全壳空气纯化及净化系统（4）安全壳隔离系统（5）安全壳内可燃气体控制系统（6）应急堆芯冷却系统（7）辅助给水系统（8）安全系统冷却水系统（9）可居留性系统15AP1000已经简化为6类：（1）安全壳（2）非能动安全壳冷却系统（3）安全壳隔离系统（4）非能动堆芯冷却系统（5）主控室可居留性系统（6）裂变产物控制系统专设安全设施2.3专设安全设施（1）非能动堆芯冷却系统AP1000非能动堆芯冷却系统昀主要的功能是在假想基准事故情况下为堆芯提供应急冷却。•堆芯衰变热应急导出（非LOCA）；•反应堆冷却剂系统应急补水和硼化（非LOCA）；•安全注射（LOCA）；•安全壳pH值控制（磷酸三钠）。AP1000非能动堆芯冷却系统对应传统压水堆应急堆芯冷却系统，传统压水堆的堆芯应急冷却系统主要指安全注射系统，安注系统又分为高压安注、中压安注和低压安注。16专设安全设施2.3专设安全设施（1）非能动堆芯冷却系统—非能动余热排出热交换器—堆芯补水箱（CMT）—安注箱（ACC）—安全壳内换料水箱（IRWST）—pH值调节吊篮—卸压喷淋器—滤网—阀门自动卸压阀、低压差止回阀、安注箱止回阀、安全阀、爆破阀17表2.3-1ACC主要设计参数比较表2.3-2IRWST主要设计参数比较专设安全设施2.3专设安全设施（1）非能动堆芯冷却系统大亚湾核电站安全注入系统（RIS）在两种情况下执行堆芯注水的安全功能：—一回路冷却剂泄漏。当冷却剂泄漏发展到化容系统已不能维持稳压器水位和压力时，安注系统动作，向反应堆冷却剂系统注入含硼水，用以维持反应堆冷却剂系统压力和稳压器水位，使反应堆得到连续的冷却，并确保反应堆具有足够的停堆深度。—二回路蒸汽大量泄漏。该泄漏主要由蒸汽系统管道断裂引起，也可能是卸压阀、安全阀故障引起大量蒸汽排放。从功能上来说，AP1000非能动堆芯冷却系统还具有堆芯衰变热导出（与非能动安全壳冷却系统共同作用）和安全壳pH值控制功能。18专设安全设施2.3专设安全设施（1）非能动堆芯冷却系统•AP1000非能动堆芯冷却系统采取直接安注模式，通过两条直接安注管（DVI）将冷却水直接注入压力容器内。M310安注系统通过母管分别注入反应堆冷却剂冷段主管道或热段主管道。•AP1000换料水池设置在安全壳内，M310换料水池设置在安全壳外。•AP1000非能动堆芯冷却系统设备主要都布置在安全壳内，除了必要的测量和取样管道外，没有贯穿安全壳的管道。而M310安注系统主要设备（除安注箱）布置在安全壳外，增加了贯穿件和隔离阀的数量。•AP1000非能动堆芯冷系统由于采用非能动设备，系统简单，不需要应急电源、冷却水和复杂的HVAC等支持系统，而M310安注系统本身系统复杂，且需要大量的支持系统。19专设安全设施2.3专设安全设施（2）安全壳系统AP1000安全壳设计基准与大亚湾核电站安全壳的设计基准基本相同。安全壳峰值压力应低于设计压力。•AP1000的安全壳设计，外部是屏蔽厂房（ShieldBuilding），为混凝土结构；内部是安全壳厂房（ContainmentBuilding），包括密封钢壳（ContainmentVessel）及其内部构筑物。大亚湾核电站是单层安全壳，包括预应力混凝土结构和内部密封钢衬。20表2.3-3安全壳设计参数比较专设安全设施2.3专设安全设施（3）非能动安全壳冷却系统非能动安全壳冷却系统昀主要的功能是在安全壳内发生冷却剂丧失（LOCA）或主蒸汽管破口（MSLB）事故时，导出安全壳内热量，降低安全壳的温度和压力，降低安全壳大气和外部环境的压差，限制事故后放射性物质的释放。非能动安全壳冷却系统也作为乏燃料水池的补给水源，可在失去正常乏燃料冷却水的情况下，提供补水。非能动安全壳冷却水贮存箱（PCCWST）、PCCWST隔离阀、水流分配桶、非能动安全壳冷却辅助水贮存箱（PCCAWST）、化学添加箱、再循环泵、再循环加热器21专设安全设施2.3专设安全设施（4）安全壳隔离系统安全壳隔离系统的主要作用是提供安全壳隔离，保护安全壳边界的完整性，防止或限制事故后裂变产物向外释放。安全壳隔离系统由管道、阀门和执行机构组成。—AP1000安全壳隔离系统与大亚湾核电站相比设计准则基本相同；—AP1000安全壳隔离系统设计尽量减少隔离阀的数量，隔离阀约为80个，而大亚湾核电站隔离阀约有240个；—大亚湾核电站余热导出系统在安全壳内，而AP1000在安全壳外，事故后，如果安全壳内放射性不高，AP1000正常余热导出系统仍可以通过安全保护动作信号复位，启动投入，提供纵深防御。22专设安全设施2.3专设安全设施（5）安全壳氢控制系统在发生严重事故时，假定100%的燃料包壳与水发生反应，产生大量的氢，安全壳氢控制系统使得安全壳内氢在低于燃烧限值前促进氢燃烧