AP1000非能动核电站技术简介

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1、第三代压水堆核电站AP1000非能动核电站 技术简介 AP1000非能动核电厂 AP1000核电站三维模型 AP1000开发情况 1 1985年西屋公司开始了非能动先进压水堆AP600的开发研究工作 对非能动安全系统进行了大量的试验研究 对西屋公司原有的设计和安全分析程序进行了改造 开发了适用于非能动先进压水堆设计和安全分析程序 前后共化了13年的时间 于1998年9月3日NRC颁布了AP600最终设计批准书 化费了1300人年 完成了12 000份设计文件 耗资近6个亿美元 2 西屋公司在已开发的非能动先进压水堆AP600的基础上 于1999年12月启动了AP1000的研究开发工作 历时5年

2、开发了AP1000 AP1000安全审评情况 1 西屋公司于2002年3月28日向美国核管会提交了AP1000标准设计的 标准设计证书 申请 该申请包括AP1000设计控制文件 概率安全分析报告等 2 美国核管会于2002年7月25受理该申请 据联邦法规10CFRPart52及对付严重事故等相关法规 在独立审查和独立进行部分试验的基础上 完成AP1000设计的 预认证审查 确认AP600有关的试验和分析程序可以用于AP1000设计 3 美国核管会对AP1000设计的审查先后共提出了700多个问题 经独立审查和验证完成了对AP1000设计的 最终安全评价报告 于2004年9月正式发布了 最终安全

3、评价报告 4 2004年9月23日 西屋公司获得了NRC关于AP1000的 最终设计批准书 5 根据美国有关法律举行听证会后 NRC于2005年12月30日向西屋公司颁发了AP 1000标准设计的 标准设计证书 AP1000设计目标 1 在600MWe的基础上提高电厂的功率以降低成本 2 在核电站批量建造后 建造成本降到 900 1000 千瓦 以获得在美国电力市场的竞争能力 3 保持AP600的目标和设计细节 4 在AP600开发研究的成果 框架 内增加功率 容量 5 保持 成熟设备 的可信度 6 保持成本估计 建造进度和模块化建造等方面的原有基础 7 保持AP600的安全执照许可证基础 8

4、 满足美国核安全管理委员会对 先进的非能动安全系统核电厂 的要求 9 接受AP600政策质询 AP1000设计变化 相对于AP600 AP1000的设计作了如下变化 1 增加反应堆堆芯长度和燃料组件数目 2 增加NSSS主要部件的尺寸 3 增加反应堆压力容器的高度 4 采用 125型蒸汽发生器 类似于ANO ArkansasNuclearOne 核电厂更换的蒸汽发生器 5 采用多台屏蔽式反应堆冷却剂泵 屏蔽电动泵 带调频装置 6 比较大的稳压器 7 增加安全壳的高度 8 增加部分非能动安全系统设备的容量 9 增加常规岛的尺寸以提高功率 AP1000的设计理念 在传统成熟的压水堆核电技术的基础上

5、 安全系统 非能动化 非能动化安全系统 利用自然物理现象 重力 蒸发 冷凝 自然循环 自然对流等 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 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 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 预防和缓解事故和严重事故的操作简化 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

6、安全性能显著提高 AP1000主要特点 简化 事故运行简化 大大降低人因错误 在发生事故之后 至少在72小时内 操作员不必采取手动动作 在72小时以外 仅需要操纵员简单的动作和少量的厂外援助 在严重事故情况下 安全壳特性满足厂外放射性剂量限值的要求 至少72小时内 不需要厂外应急援助 在72小时以外 仅需少量的厂外援助 AP1000主要特点 简化系统 设备 厂房等物项减少 降低电厂建造成本 设备 厂房数量比较 AP1000主要特点 简化厂房 设备布置简化 缩短建造周期 第二代核电站的安全系统是能动系统 它包括数量较多的泵 安全阀门以及相应的管道 应急柴油机 换料水箱 安全级支持系统 通风系统

7、设备冷却水系统 等组成 大部分设备都布置在安全壳外 由红框表示 第三代AP1000核电站的安全系统是非能动系统 它仅由5只水箱以及相关的安全阀门和管道组成 全部设备都布置在安全壳内 AP1000主要特点 简化第二代和AP1000核电站系统和设备布置的比较 AP1000的安全性能反应堆堆芯损坏频率显著降低 保护业主投资 AP1000的安全性能大量放射性释放频率显著降低 保护业主投资 AP1000堆芯和燃料 AP1000堆芯有157个燃料组件 堆芯活性区高度为4 267米 14英尺 AP1000堆芯以Doel4和Tihangle4堆芯为参考并作了如下改进 堆芯围筒代替堆芯围板 避免了堆芯围板螺栓松

8、动脱落 并且降低中子泄漏 提高了中子的经济性 利用固定式堆内探测器代替可移动探测器 实现堆芯功率分布的在线监测 并且消除了压力壳底部可移动探测器的贯穿件 降低了在严重事故情况下压力壳下封头失效的概率 堆芯设置棒价值比较低的灰控制棒 功率调节和负荷跟踪采用机械补偿运行 取消硼回系统 大大减少了调硼产生的废水量 AP1000堆芯和燃料 AP1000堆芯采用的燃料 左图 是基于RFA燃料组件 RobustFuelAssembly 和RFA 2燃料组件 RobustFuelAssembly 2 并经改进的AP1000燃料 它包括了在抗腐蚀 燃耗性能 抗异物 机械稳定性 热工水力性能和核性能等方面的所有

9、改进 AP1000燃料许可证的最大组件燃耗可达60GWD tU 法马通的AFA3G燃料许可证的最大组件燃耗为52GWD tU 允许的组件最大燃耗越深 可达到的平均卸料燃耗也越深 燃料循环的经济性也就越好 AP1000堆芯燃料管理首炉堆芯燃料装载 AP1000提出了传统的堆芯三区装载和先进燃料装载二种首炉堆芯的燃料装载方式 堆芯三区燃料装载方式 首炉堆芯采用三种235U富集度燃料的三区装载方式 对应左图中的黄 绿和红色的三区富集度分别为4 45 3 4和2 35w o 这是传统的首炉堆芯装载方式 从图中看到 最高富集度的燃料 黄色 装在堆芯周遍 较低富集度的二种燃料 红 绿 按棋盘式布置在堆芯内

10、区 由于最高富集度的燃料装在堆芯外区 中子泄漏大 因此中子经济性差 但功率分布的控制比较容易 采用IFBA和硼玻璃作可燃毒物 AP1000堆芯燃料管理首炉堆芯燃料装载 先进燃料装载方式AP1000燃料管理对首炉堆芯 推荐采用先进的堆芯燃料装载技术 先进燃料装载技术的主要特点有 堆芯采用六区燃料装载方式 按富集度从低到高 六区燃料分别为A B C D E和F 从左图中看到 较低富集度的燃料A C D装在堆芯的周边 较高富集度的燃料E F和较低富集度的燃料B装在内区 这是模拟换料堆芯的低泄漏装载 以提高中子的经济性 采用WABA和IFBA作为可燃毒物 AP1000堆芯燃料管理首炉堆芯燃料装载 先进

11、燃料装载方式 续 D E和F区的燃料棒二端各有203 2mm的低富集度区 以提高燃料的有效利用 此外 E和F高富集度区燃料组件内的燃料棒有4种不同富集度 以展平组件内功率分布 作为例子 左图为E区燃料组件内4种富集度燃料棒和可燃毒物在组件内的布置 由于先进燃料装载技术以及用WABA可燃毒物代替硼玻璃 与传统的三区装载方式相比 首炉堆芯的燃料成本将节约6 AP1000堆芯燃料管理平衡循环 AP1000堆芯平衡燃料循环采用如下的策略和技术 长周期高燃耗的燃料管理策略 堆芯燃料采用低泄漏装载方式 LLLP 轴向设置低富集度区 采用IFBA可燃毒物 用于展平堆芯功率分布和燃耗反应性补偿 AP1000堆

12、芯燃料管理平衡循环 长周期高燃耗的燃料管理策略 AP1000采用18个月长周期平衡换料 相对年换料制 12个月换料 电厂的可利用率提高约3 5 并且由于换料次数的减少 降低了电厂运行人员的放射性辐照剂量 AP1000堆芯平均卸料达到50GWD MTU的高燃耗 目前运行压水堆的平均卸料燃耗一般为33 40GWD MTU 由于燃料的发电成本随燃耗加深而降低 见左图 所以采用高燃耗管理策略可降低燃料的发电成本 AP1000堆芯燃料管理平衡循环 低泄漏装载方式 LLLP AP1000每次换料更换64个燃料组件 添加的64个新组件有二种富集度 其中36个组件的富集度为4 95w o 28个组件的富集度为

13、4 45w o 采用二种富集度是为了提高燃料的利用效率并得到更好的径向功率分布 堆芯采用低泄漏装载方式 新燃料Z1 Z2 图中的咖啡色和红色 布置在堆芯内区 而经过二个燃料循环的燃料X1和X2 淡红和淡蓝 在堆芯周边 这样的装载方式可以显著降低中子的泄漏 延长循环周期 同时低中子泄漏还可延长压力容器的寿命 AP1000堆芯燃料管理平衡循环 轴向设置低富集度区 在燃料棒二端各设置20 32cm长富集度为3 2w o的低富集度区 黄色 燃料棒中部为4 95或4 45w o高富集度区 红色 见左图 以节约235铀的装量 可减少约1 5 的铀矿石和分离功 另外 为了展平轴向的功率分布 另一种燃料棒中部

14、为有可燃毒物的高富集度区 深绿 但二端各设置20 32cm长的低富集度区 黄色 和10 16cm长度无可燃毒物的高富集度区 红色 AP1000堆芯燃料管理平衡循环 采用IFBA作可燃毒物 IFBA可燃毒物中的主要吸收体是10B 它包含在燃料芯块外侧表面的硼化锆涂层内 IFBA的主要优点 是IFBA在每个循环周期末的剩余反应性惩罚基本为零 钆是另一种被广泛应用的可燃性吸收体 它以氧化钆弥散在燃料芯块中组成一体化的可燃毒物 钆含有多种天然出现的同位素 奇数核同位素是非常强的吸收体 但偶数核的中子吸收能力很小 当偶数核吸收中子后变成奇数核 将产生下一代非常强的吸收体 因此只要钆留在堆内 这一过程将持

15、续 在每个循环产生显著的剩余反应性惩罚 这是钆可燃毒物的主要缺点 在同样的燃料管理策略下钆与IFBA相比 由于钆显著的剩余反应性惩罚 将增加0 08w o235U的富集度 AP1000灰棒控制 Ma插入100 Mb插入10 AP1000灰棒控制 AP1000核蒸汽供应系统 AP1000核蒸汽供应系统包括 1 反应堆基本上与第二代核电站比利时Doel4 Tihange3的相同2 反应堆冷却剂系统 采用与第二代核电站 系统80 相同的二环路系统 系统包括 一台反应堆压力容器 一台稳压器和两条冷却剂环路 每一条环路有一台蒸汽发生器 两台主泵 两条冷段主管道和一条热段主管道 3 蒸汽发生器采用 125

16、型蒸汽发生器 它是在已有成熟运行经验 75型蒸汽发生器基础上的改进 与ANO核电站的蒸汽发生器相似 4 稳压器与第二代核电站的相同5 冷却剂主泵采用屏蔽电动泵 AP1000非能动安全系统 AP1000非能动安全系统包括 1 非能动余热排出系统2 非能动安全注射系统3 非能动安全壳冷却系统4 非能动主控制室应急可居留系统5 安全壳氢气控制系统 AP1000非能动安全系统1 非能动余热排出系统 非能动余热排出系统 可在电厂事故工况下以及反应堆正常余热排出系统失效时 自动排出堆芯的余热 该系统主要设备是非能动余热排出热交换器和相连的管道 阀门 热交换器布置在换料水箱内 可大量吸收反应堆内的余热 当换料水箱内的水达到饱和温度时 箱内产生的蒸汽进入反应堆钢安全壳 并由安全壳的壁面冷却 使凝水沿钢壳内壁向下流 回到换料水箱内 继续作为热交换器的冷却介质 钢安全壳外 设有非能动安全壳冷却系统 通过给安全壳外喷水和自然对流的空气带走热量 最后将反应堆的余热排出 AP1000非能动安全系统1 非能动余热排出系统 非能动余热热交换器驱动信号a 手动驱动 b 蒸汽发生器窄量程水位 低信号 95 000lbm