AP1000核电辅助设备

1 / 5 AP1000 核电机组辅助设备 引言 1. 我国核电发展现状 国务院颁布《核电中长期发展规划》，提出到 2020 年核电装机容量达到 4000 万千瓦、 在建 1800万千瓦。 国家能源局有关负责人于 2010年 3月 22日提到，我国对 2020年核电中长期发展规划 进行调整，到 2020年核电装机目标保守看为 7000万千瓦至 8000万千瓦，由于 3.11事件影 响，最新的建设目标未定。  我国核电站布局:  2011中国核电项目统计：另见附件 《2011中国核电项目总表》 2. 核电发展简史  核电技术的分“代” 到目前为止，核电发展已历经三代 2 / 5  一代： 上世纪五十年代末至六十年代初第一批原型核电机组。我国秦山一期 核电厂于 1985 年 3 月 21 日主体工程正式开工，1994 年 4 月 1 日投入商业 运行，装机容量 310MW，属于第一代核电机组。  二代： 六十年代至七十年代建造单机容量为 600～1400KW的型核电机组 为第二代，我国广东大亚湾核电站（2×984MW）、广东岭澳核电站（2×990MW）、 浙江秦山第二核电站（2×650MW）、浙江秦山第三核电站（2×728MW）、江苏 田 湾核电站（2×1060MW）等厂的核电机组均属第二代核电机组。  三代： 国际上通常把满足美国 URD 文件或欧洲 EUR 文件的核电机组称为第三 代核电机组。目前在国际上已经核安全监管当局批准， 可以进行商用建造的 第三代核电机组有：ABWR、SYSTEM80+、AP600、AP1000 （美国）、EPR（法国）； 正在接受核安全监管当局审查的有：APWR （日本）、ESBWR（美国）、APR1400 （韩国）。  四代：上世纪与本世纪之交提出的、目前正在开发的先进核能系统为第四代。  三代核电设计 ----满足 URD或 EUR要求 URD（用户要求文件）要求举例: 设计寿期 60年 厂址包络性 SSE=0.3g 燃料热工裕度≥15% 堆芯熔化概率〈10-5/堆年 放射性大量释放概率〈10-6/堆年 设计可利用率 87% 换料周期 18个月 非计划紧急停堆〈1次/年 建造周期 48-52个月 先进仪控系统 非能动安全特性 严重事故缓解措施 3 / 5 3. 当前我国核电安全目标两种思路  加法－－EPR EPR安全系统在传统第二代压水堆核电技术的基础上，采用“加”的设计理念，即 用增加冗余度来提高安全性。安全系统全部由两个系列增加到四个系列， EPR 在 增加安全水平的同时，增加了安全系统的复杂性。核电站安全系统的设计基本上属 于第二代压水堆核电技术，是一种改良性的变化。  减法－－AP1000 安全系统利用物质的自然特性：重力、自然循环、压缩气体的能量等简单的物理原 理，不需要泵、交流电源、1E 级应急柴油机，以及相应的通风、冷却水等支持系 统，大大简化了安全系统（它们只在发生事故时才动作），大大降低了人因错误。 “非能动”安全系统的设计理念是压水堆核电技术中的一次重大革新。  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； 一、 AP1000简介 1、 AP1000基本特点 AP1000为单堆布置两环路机组，电功率 1250MWe，设计寿命 60年，主要安全系统采 用非能动设计，布置在安全壳内，安全壳为双层结构，外层为预应力混凝土，内层为钢板结 构。  主回路系统和设备设计采用成熟电站设计  主泵采用成熟的屏蔽式电动泵；主管道简化设计，减少了焊缝和支撑  简化的非能动设计提高安全性和经济性 AP1000 主要安全系统，如余热排出系统、安注系统、安全壳冷却系统等，均采用 非能动设计，系统简单，不依赖交流电源，无需能动设备即可长期保持核电站安全， 非能动式冷却显著提高安全壳的可靠性。 AP1000 考虑内部事件的堆芯熔化概率和放射性释放概率分别为 5.1×10-7/堆年和 5.9×10-8/堆年，远小于第二代的 1×10-5/堆年和 1×10-6/堆年的水平。 简化非能动设计大幅度减少了安全系统的设备和部件，与正在运行的电站设备相比， 阀门、泵、安全级管道、电缆、抗震厂房容积分别减少了约 50%，35%，80%，70% 4 / 5 和 45%。  严重事故预防与缓解措施 AP1000 设计中考虑了以下几类严重事故：堆芯和混凝土相互反应；高压熔堆；氢 气燃烧和爆炸；蒸汽爆炸；安全壳超压；安全壳旁路。  建造中大量采用模块化建造技术 AP1000 在建造中大量采用模块化建造技术。模块建造是电站详细设计的一部 分，整个电站共分 4 种模块类型，其中结构模块 122 个，管道模块 154 个， 机械设备模块 55 个，电气设备模块 11 个。 模块化建造技术使建造活动处于容易控制的环境中，在制作车间即可进行检 查，经验反馈和吸取教训更加容易，保证建造质量。平行进行的各个模块建 造大量减少了现场的人员和施工活动。 2、 AP1000安全级要求 A级 反应堆冷却剂系统压力边界 －－安全 1级 B级 贯穿安全壳、安全有关系统 ASME －－安全 2级 C级 运行重要支持系统 －－安全 3级 D级 纵深防御系统、带放射性系统 ASME －－非核安全级 AP1000采用非能动安全系统，安全有关能动设备大量减少 二、 辅助设备选用特点 1、 泵  循环水泵－－金属壳代替水泥蜗壳泵  正常余热排水泵－－除主泵外唯一 C级，立式泵  补水泵－－替代原化容上充泵  有纵深防御要求 D级泵－－补水泵、冷却水泵、厂用水泵、乏燃料冷却泵质保 按 Q3要求  放射性介质采用双隔膜泵 2、 阀  稳压器安全阀为弹簧式安全阀  主蒸汽隔离阀 DN950 关闭时间 <=5秒 5 / 5  AP1000增加自动卸压系统，设置爆破罚 14”最大  低压差止回阀，保证注入有效性  上装式球阀－－流阻小、检修方便  驱动方式为直流电机的隔离阀－－保证电流可靠性  电磁阀－－满足快开要求  主蒸汽安全阀，大气释放阀排量增大 3、 辅助系统设备  核与氢气、化容净化设备为高压（设备在安全壳内）  设备冷热交换器为板式热交换器（沿海为钛材）  装换料设备  人员、设备、阀门（满足两层安全壳要求）  电气和机械贯穿件（满足两层安全壳要求） 4、 三废系统设备  设立全厂集中废物处理设备，由机组至处理器设备可采用管道运输  各类废物的屏蔽转运容器（废树脂、废过滤芯子、废液等）  各类处理工艺设备－－现国内引进、后续实现国产化 （各类干燥装置、超压机、灌浆机、固化设备）  储存容易及处置最终包装件（屏蔽和长期储存）  热去污和检修设备