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1、AP1000与M310堆型的主要区别 2011 9 15 2 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 AP10
2、00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 17 XL Robust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
3、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 反应堆系统反应堆系统 1 燃料系统设计 AP1000推荐的燃料组件17 17 XL Robust是在17 17 XL Robust No IFM 的基础上在上部增加4个中间搅混格架形成 5图2 1 1 AP1000
4、推荐燃料组件17 17 XL Robust 反应堆系统 2 1 反应堆系统反应堆系统 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最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
5、 6 反应堆系统 2 1 反应堆系统反应堆系统 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 失流事故最小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
6、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
7、设备的布置难度 2 2 主冷却剂系统主冷却剂系统 表2 2 1 反应堆冷却剂系统设备设置对照表 9 AP1000M310 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 2 RPV顶盖排气阀4无 主冷却剂系统 2 2 主冷却剂系统主冷却剂系统 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
8、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 主冷却剂系统主冷却剂系统 1 反应堆压力容器 表2 2 2 RPV设计参数对比 11 主冷却剂系统 2 2 主冷却剂系统主冷却剂系统 2 蒸汽发生器 M310蒸汽
9、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 125 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
10、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 3 AP1000与M310主泵参数对比 13 主冷却剂系统 2 2 主冷却剂系统主冷却剂系统 4 稳压器 AP1000稳压器容积约为59m3
11、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
12、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 15 AP1000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最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
13、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 1 ACC主要设计参数比较 表2 3 2 IRWST主要设计参数比较 专设安全设施 2 3 专设安全设施专设安全设施 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
14、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
15、 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 专设安全设施专设安全设施 2 安全壳系统 AP1000安全壳设计
16、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 Shield Building 为混 凝土结构 内部是安全壳厂房 Containment Building 包括密封 钢壳 Containment Vessel 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最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 专设安全设施专设安全设施 4 安全
