第三代壓水堆核電站AP1000簡(jiǎn)介1

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1、第三代壓水堆核電站AP1000非能動(dòng)核電廠簡(jiǎn)介設(shè)計(jì)處饒建民主要內(nèi)容?AP1000的技術(shù)特性?非能動(dòng)安全系統(tǒng)（PXS、PCS）前言世界核電已累積運(yùn)行12000多堆·年的實(shí)踐表明，核電廠的總體運(yùn)行記錄是好的。但是，1979年美國(guó)三哩島和1986年前蘇聯(lián)切爾諾貝利事故的發(fā)生，加重了人們對(duì)核電安全性的顧慮，對(duì)核電是安全清潔的能源產(chǎn)生懷疑。這兩次重大事故的發(fā)生表明，由于核電廠的高度復(fù)雜性，核電廠的安全性取決于工程安全性，與事故發(fā)生時(shí)主控操縱員的響應(yīng)密切相關(guān)。事故時(shí)，操縱人員若未能采取正確的行動(dòng)或采用了錯(cuò)誤的應(yīng)對(duì)措施，就

2、有發(fā)生嚴(yán)重事故的可能。因此，人們對(duì)反應(yīng)堆的安全性提出了更高的要求，在核電廠設(shè)計(jì)安全上提出了‘固有安全性’的概念。固有安全性被定義為：當(dāng)反應(yīng)堆出現(xiàn)異常工況時(shí)，不依靠人為操作或外部設(shè)備的強(qiáng)制性干預(yù)，只是由堆的自然安全性和非能動(dòng)的安全性，控制反應(yīng)性或移出堆芯熱量，將反應(yīng)堆引入到安全狀態(tài)。前言固有安全性主要體現(xiàn)在：①自然的安全性：自然科學(xué)法則，事故時(shí)能控制反應(yīng)性或自動(dòng)終止裂變，確保堆芯不熔化。②非能動(dòng)安全性：建立在慣性原理、重力法則、熱傳遞法則等基礎(chǔ)上的非能動(dòng)設(shè)備（無源設(shè)備）的安全性，既安全功能的實(shí)現(xiàn)毋需依賴外來的動(dòng)

3、力。③后備的安全性：由冗余系統(tǒng)的可靠度或阻止放射性物質(zhì)釋放的多重屏障提供的安全性保證。反應(yīng)堆的安全設(shè)計(jì)必須有利于操縱員在有限的時(shí)間內(nèi)和有心理壓力的狀態(tài)下采取成功的行動(dòng)，盡量減少操縱員在短期內(nèi)進(jìn)行干預(yù)的必要性。三哩島、切爾諾貝利核電廠嚴(yán)重事故后，全球核電業(yè)界集中力量對(duì)核電安全可靠性進(jìn)行了研究公關(guān)，美國(guó)和歐洲先后開發(fā)出了以“先進(jìn)輕水堆”（ALWR）為主要特征的第三代核電技術(shù)。第三代核電技術(shù)具有更加安全、更加經(jīng)濟(jì)、核廢料減少等優(yōu)點(diǎn)。經(jīng)過評(píng)審論證，我國(guó)決定引進(jìn)被稱為全球最先進(jìn)的第三代核電技術(shù)AP1000。世界首座由美

4、國(guó)西屋公司設(shè)計(jì)的AP1000核電廠已落戶浙江三門。為了積極響應(yīng)國(guó)家戰(zhàn)略決策，桃花江核電項(xiàng)目決定采用AP1000技術(shù)，成為內(nèi)陸首批AP1000技術(shù)用戶。AP1000非能動(dòng)核電廠AP1000核電廠三維模型AP1000的設(shè)計(jì)理念在傳統(tǒng)成熟的壓水堆核電技術(shù)的基礎(chǔ)上，安全系統(tǒng)“非能動(dòng)化”?！胺悄軇?dòng)化安全系統(tǒng)”利用自然界的物理現(xiàn)象和原理，如：重力、蒸發(fā)、冷凝、自然循環(huán)、對(duì)流以及壓縮氣體蓄能等自然驅(qū)動(dòng)力，帶走堆芯余熱和安全殼的熱量，不需要泵、交流電源、1E級(jí)應(yīng)急柴油發(fā)電機(jī)組以及相應(yīng)的通風(fēng)和冷卻水等支持系統(tǒng)。少量能動(dòng)閥門由直

5、流電源驅(qū)動(dòng)，在失去交流電源的情況下，直流電源能持續(xù)供應(yīng)72小時(shí)。非能動(dòng)設(shè)計(jì)理念已有實(shí)際應(yīng)用，技術(shù)是成熟的。AP1000的設(shè)計(jì)理念非能動(dòng)設(shè)計(jì)理念的引入，使核電站的設(shè)計(jì)發(fā)生了根本的變化：設(shè)計(jì)簡(jiǎn)化、系統(tǒng)配置簡(jiǎn)化、工藝布置簡(jiǎn)化、施工量減少、工期縮短、運(yùn)行和維修簡(jiǎn)化等一系列效應(yīng)，最終使AP1000在安全性能顯著提高的同時(shí)，經(jīng)濟(jì)上也具有較強(qiáng)的競(jìng)爭(zhēng)力。?嚴(yán)重事故的預(yù)防和緩解事故操作簡(jiǎn)化；?系統(tǒng)配置簡(jiǎn)化，安全支持系統(tǒng)減少，安全級(jí)設(shè)備和抗震廠房大幅減少，安全等級(jí)和質(zhì)保等級(jí)降低，應(yīng)急動(dòng)力電源和很多動(dòng)力設(shè)備被取消，大宗材料需求明顯

6、降低；?安全性能顯著提高；AP1000主要特點(diǎn)---簡(jiǎn)化事故運(yùn)行簡(jiǎn)化－－大大降低人因失誤●在發(fā)生事故后，至少在72小時(shí)內(nèi)，無需操作員干預(yù)，能保證堆芯的冷卻和安全殼的完整性；●在72小時(shí)以外，只需要操縱員簡(jiǎn)單的操作和少量的廠外援助；●在嚴(yán)重事故情況下，安全殼特性滿足廠外放射性劑量限值的要求，至少72小時(shí)內(nèi)，不需要廠外應(yīng)急援助；在72小時(shí)以外，僅需少量的廠外援助；緩解了應(yīng)急響應(yīng)的緊迫性，減輕了應(yīng)急的社會(huì)資源壓力。AP1000主要特點(diǎn)---簡(jiǎn)化系統(tǒng)、設(shè)備、廠房等物項(xiàng)減少－－降低電廠建造成本設(shè)備、廠房數(shù)量比較項(xiàng)目單位

7、1000MWAP1000參考電站安全級(jí)閥(只)2844592各類泵(臺(tái))280180安全級(jí)管道(m)335285791電纜(106×m)2.770.366抗震廠房容積(m3)359773158640安全系統(tǒng)特性比較特性AP1000EPR（三代）系統(tǒng)設(shè)計(jì)采用技術(shù)非能動(dòng)型能動(dòng)型先進(jìn)性創(chuàng)新型改良型技術(shù)成熟性成熟技術(shù)成熟技術(shù)系統(tǒng)簡(jiǎn)化系統(tǒng)設(shè)計(jì)簡(jiǎn)化，設(shè)備、部四個(gè)安全系列的配置，增加電件顯著減少，減少安全殼源、設(shè)備和相應(yīng)的支持系統(tǒng)以貫穿件（約50%）及安全殼貫穿件系統(tǒng)可靠性提高提高操縱員可不干預(yù)時(shí)間72h30minAP10

8、00主要特點(diǎn)---簡(jiǎn)化廠房、設(shè)備布置簡(jiǎn)化－－縮短建造周期●第二代核電站的安全系統(tǒng)是能動(dòng)系統(tǒng)，它包括數(shù)量較多的泵、安全級(jí)閥門以及相應(yīng)的管道，應(yīng)急柴油機(jī)，換料水箱，安全級(jí)支持系統(tǒng)（通風(fēng)系統(tǒng)、設(shè)備冷卻水系統(tǒng)）等組成。大部分設(shè)備都布置在安全殼外的輔助廠房?jī)?nèi)。●第三代AP1000核電站的安全系統(tǒng)是非能動(dòng)系統(tǒng)，它僅由5只水箱以及相關(guān)的安全閥門和管道組成。全部設(shè)備都布置在安全殼內(nèi)。AP1000主要特點(diǎn)---簡(jiǎn)化第