AP1000核电技术特点介绍 2009-03-23 17:20 AP1000 是西屋公司开发的一种两环路1000MWe 的非能动压水反应堆核电 与 传统的 PWR 安全系统 相比，非能动安全系统要简单得多，它们不需要现有核电站中那些必不可少、种类繁多的安全支持系 统，如相关的安全级交流电源、HVAC （加热、通风、空调系统）、冷却水系统以及安装这些部件的 抗震厂房非能动安全系统的采用和系统的简化，减少了运行人员的操作 通过这些设计改进， AP1000 机组的安全性得到了显着的改进，其堆芯熔化概率3× 1.0× 10-7/堆年，远低于 URD 要求的 1.0× 10-5/堆 年，进一步将AP600 “ 非能动 ” 理念引入压水反应堆设计，使得设计大大简化、安全性提高、投资有所 降低、设计与性能特点满足用户要求文件（URD）的要求AP1000 的设计满足用户对具有非能动安全性能的先进轻水堆的要求（URD），具有第三代先进轻水堆 的简单性、安全性、可靠性和经济性的特点AP1000 的主要性能特点是系统简化、非能动安全、数 字化仪控和模块化建造，主要设计目标包括：机组额定电功率： ≈1000MWe电站设计寿命： 60年堆芯损坏频率：＜ 1.0× 1E-5/堆年严重事故下大量放射性物质释放至环境的频率：＜1.0× 1E-6/堆年换料周期： 18 个月另外，AP1000 的设计目标还包括从设计、认证、建设、运行、检测和维修等方面提供一个尽可能简化 的核电站。
模块化建设由于初投资大，因此核电发电成本对建设期的长短非常敏感，现有核电站的建设期太长就成为新建核 电站在财务上的主要障碍之一为此，AP1000 将实行一种新的建设模式 ——虚拟建造技术和模块式建 设方式虚拟建造技术是利用虚拟现实技术的思想将三维工厂设计技术与施工进度计划管理结合在一起， 以实 现对 AP1000 的建造进行可视化计划编制和可视化进度仿真及优化的一项新技术采用这项技术，有 可能大幅度地提高核电厂施工现场的平行施工能力和工作效率， 实现模块化设计和模块化施工，达到 缩短 AP1000 施工工期的目的模块式建设方式是在设计中根据AP1000 整体系统结构（包括它们的 支撑和部分土建结构）的特点将其归列为各自的模块，直接在工厂里按模块进行预制、组装，最后在 核电站实行总装模块化建设已作为AP1000 电厂 详细设计的组成部分，是AP1000 实现压缩工期降 低成本的重要措施之一，还能提高工程质量AP1000 的模块分为结构模块、管道模块和设备模块西 屋 公司的设计已经有了具体的模块种类、数量及其安装位置总体来看，模块化设计不再是一项新的 技术，有过成熟的应用，也可以预期模块化安装将直接带来工期的缩短，同时潜在地节省后续机组的 投资。
但目前引进该项技术可能会受到制造业水平和大型施工机具能力的制约由于系统的简化、模块化建造方式、虚拟技术的引入，将使AP1000的建 设周期得到显着压缩从现场准备、大型设备订货到商业运行所需的建设总工期为60 个月其中，现场准备、大型设备订货到第 一罐混凝土为 18 个月；第一罐混凝土到装料为 36 个月；再经 6 个月的调试转入商业运行简洁的系统一 、反应堆系统AP1000 的堆芯由 157个 14英尺的 Robust 燃料组件构成，其名义热功率为3400MWtAP1000 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值 的确定等方面， AP1000的设计完全遵循传统PWR 的设计理念AP1000 的燃料组件是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改进设计后的燃料组件在热工水力和燃耗方面的性能得到进一步提高并 且更便于维修对于可燃毒物西屋公司提供了IFBA 和钆两种建议AP1000 堆芯核设计依据与第二代压水堆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 个月长燃料循环；设计工具先进；设计方法和设计内容与第二代压水堆相比有一定改进；达到第三 代压水堆的要求。
是世界上先进的堆芯核设计之一AP1000 的堆芯热工水力设计采用的是成熟的可靠的传统的设计思路和技术；西屋公司提供的堆芯功 率、系统压力、冷却剂流量和温度等数据与堆芯DNBR 裕量是相互自洽匹配的，这些数据是可信的； AP1000 沿袭西屋的设计传统留有足够的堆芯DNBR 裕量（ 19%）且满足URD 关于 15%的热工裕量 的要求；AP1000 降低一次侧温度为保证堆芯热工裕量带来了比较大的贡献但导致二次侧主蒸汽参数降 低二、反应堆冷却剂系统AP1000 反应堆冷却剂系统的主要功能与传统压水堆核电站的功能要求相同，因而两者的设计基准、 主要设备的安全分级、制造质量要求、抗震要求以及选材方面的考虑也基本相同但由于AP1000 安 全系统的非能动化， 降低了冷却剂系统及其相连系统的某些安全功能的要求，因而在冷却剂系统及其 设备的设计上均有许多不同的特点两台蒸汽发生器对称布置，系统管路由两个主冷却剂环路构成每 个环路的冷端完全相同，并采用了大半径弯管使管路流动阻力降低，并为调节冷热管不同的膨胀率提 供柔韧性管子整体锻造，消除焊缝，既降低成本，也减少在役检查的工作量管路结构和材料的选 择显着降低了管子的应力。
主泵采用屏蔽式泵，电机与水泵共用一根转动轴，其间没有联轴器，所有 转动部件均被包容在与主回路冷却剂相连通的承压壳中 由于屏蔽泵没有轴封， 使主回路成为一个 “ 封 闭的” 系统，传统压水堆核电站中的轴封LOCA 事件在 AP1000 设计中不会发生另外，主泵直接安装在蒸汽发生器下封头上，可使泵与蒸汽发生器采用同一个支撑，大大简化了支撑 系统与主回路相连的接口减少，压力边界的完整性得到更可靠的保障在AP1000 设计中，与主回路 相连的系统主要包括正常余热排出系统和化容系统 这些系统与主回路间至少有两重的隔离设施，且 主冷却剂压力边界限制在安全壳以内，降低了安全壳旁路风险正常余热排出系统的设计压力高于传 统设计，在安全壳以内的管道设计压力与主回路相同，在安全壳以外管道的极限承载能力不低于主回 路运行压力化容系统的换热器及净化设施移到安全壳内，实际上已构成主冷却剂系统的一部分，并 由主泵提供驱动压头而包括补水泵等设备在内的其它部分位于安全壳外，正常运行时不需要连续运 行，间歇期内与主回路隔离在非能动专设安全设施中，一些管道的隔离阀不再是反应堆冷却剂系统的压力边界，这类阀门的误动作或隔离失效不会危及到冷却剂压力边界的完整性，例如：堆芯补水箱 和非能动换热器的隔离阀。
AP1000 压力边界隔离设施除了传统的高可靠性阀门外，如：安全阀和前三级自动卸压阀，还采用了高 可靠性的无泄漏的隔离边界爆破阀（Squib Valve）综上所述， AP1000反应堆冷却剂系统采用了简化、安全和紧凑布置的设计，压力边界相对于传统压水 堆核电站有所简化，冷却剂压力边界的完整性比传统设计更加可靠非能动安全系统AP1000 设计的革命性变化在设计理念上，这就是采用非能动方式简化安全系统核电站安全系统有 能动安全和非能动安全之分， 其区别在于这些系统的安全功能的实现是否依赖外界的电能或动力以及 人员的操作当前运行中核电站的安全系统大都是能动的非能动安全概念是20 世纪 80 年代提出的 一种旨在提高核电站安全性和可靠性的新概念 非能动安全系统安全功能依靠状态的变化、储能的释 放或自主的动作来实现， 如利用流体被加热或蒸发、 冷却或冷凝而产生的密度差形成驱动压头或位差 形成的重力压头，无需任何外部动力，在事故工况下，实现应急堆芯冷却和安全壳喷淋，导出堆芯和 安全壳内的热量，确保安全壳的完整性在保留现有核电站的主要工艺技术的基础上，非能动安全概 念的引入，使核电站安全系统的设计发生了根本的变化。
这种非能动安全系统不仅简化了专设安全设 施，而且可以减少人员干预而可能产生的误动作，改善了人机关系，提高了核电站的安全性这一设 计理念的更新，还使核电厂成本显着下降正是基于这种设计理念，西屋公司推出AP600 和 AP1000 类型电厂一、非能动堆芯冷却系统AP1000 非能动堆芯冷却系统包括非能动余热去除系统和安全注入系统与传统压水堆应急堆芯冷却 系统相比， AP1000 非能动堆芯冷却系统除了具有安全注射和应急硼化的功能外，还具有堆芯应急衰变 热导出和安全壳pH 值控制的功能，替代了传统压水堆辅助（应急）给水系统和安全壳喷淋系统的部 分功能在反应堆冷却剂系统中， 引入一个非能动热交换器 当冷却剂泵失效时， 水流 自然循环到该热交换器， 后者将热量载带到安全壳内的换料水箱（IRWST）传热过程无需动力当IRWST 达到饱和时，向 安全壳大气蒸发， 非能动安全壳 冷却系统动作，冷凝水沿壳壁流回环料水池，可以实现长时间的堆芯 冷却安全注入系统由两台堆芯补给水箱（CMT）、两台安全注射箱和IRWST 组成，连接于反应堆冷却剂 环路并充满硼水，注射依靠重力和气体储能的释放当正常上充水系统失效时，可应付小泄漏及由失 水事故引起的大泄漏， CMT、安全 注射水箱和 IRWST 为堆芯提供冷却。
依靠 IRWST 提供冷却水注 入保持 LOCA 后期冷却和余热去除，和安全壳冷却系统一起建立再循环，使堆芯保持淹没二、非能动安全壳冷却系统AP1000 非能动安全壳冷却系统与传统压水堆的安全壳喷淋系统的主要功能相同，其作用是发生 LOCA 事故或主蒸汽管破裂事故发生在安全壳内时，排出安全壳内的热量非能动安全壳冷却系统以钢安全壳作为传热界面，将空气从外层屏蔽壳入口引入，通过外部环廊到达 底部，在空气折流板底部转向180 度，进入内部环廊，再沿安全壳内壁向上流动由于内部环廊空气 被加热和水蒸气存在，造成内外环廊空气密度差，形成空气的自然循环，空气最终从屏蔽壳顶部烟囱 排出在安全壳顶部设有可供72小时的冷却水贮存箱，水依靠重力向下流，在钢安全壳弧顶和壳壁外 侧形成一层水膜当安全壳内压力或温度过高时，系统自动开启由形成的水膜和空气自然循环导出 安全壳内的热量，降低安全壳的压力，保证安全壳不受损坏三、非能动安全壳裂变产物去除系统AP1000 在设计上没有安全相关的安全壳喷淋系统用于去除安全壳中的裂变产物安全壳大气中活性 物质的去除完全靠自然的过程（如沉淀、扩散、热迁移等）事故后如安全壳内放射性活度升高，由 防火系统提供的非能动安全壳喷淋系统在安全壳外充氮罐的压力作用下进行喷淋，以限制裂变产物的 释放。
绝大多数非气态活性物质最终沉积在安全壳地坑冷却水中非能动主控室可居留系统失去交流 电源时，主控室非能动应急可居留系统向主控室通风和充气，维持工作人员可以继续居留的环境至少 72 小时，并兼作主控室、仪表间和直流设备室的非能动热阱四、非能动主控室可居留系统失去交流电源时，主控室非能动应急可居留系统向主控室通风和充气，维持工作人员可以继续居留的 环境至少 72 小时，并兼作主控室、仪表间和直流设备室的非能动热阱数字化仪控系统AP1000 仪控系统是一个先进的分散式计算机控制系统(即 DCS)， 是西屋在长期积累的经验基础上逐步 完善、开发的系统，得到过检验，是一个成熟的系统但由于AP1000 在安全系统上采用了非能动设 计，许多专设安全设施驱动系统 (ESFAS)被简化甚至取消，所以相应的仪控系统也简化了但若今后 在安全级部分采用Advant（AC160）系统，则有可能纳入偏离泡核沸腾保护与线功率密度保护(即 DNBR 保护与 LPD 保护 ) DAS（多样性系统）作为保护系统的多样性后备，是AP1000 仪控系统七大 功能组之一， 在 AP1000 设计中更为重视 DAS 是个独立的计算机系统 ,这 也是 AP1000 在提高安全性 措施方面除了非能动设计以外的一项重要措施。