AP1000核电辅助设备
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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...
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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
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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
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
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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%
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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
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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
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