AP1000非能動核電站技術(shù)簡介.ppt

第三代壓水堆核電站AP1000非能動核電站 技術(shù)簡介 AP1000非能動核電廠 AP1000核電站三維模型 AP1000開發(fā)情況 1 1985年西屋公司開始了非能動先進壓水堆AP600的開發(fā)研究工作 對非能動安全系統(tǒng)進行了大量的試驗研究 對西屋公司原有的設(shè)計和安全分析程序進行了改造 開發(fā)了適用于非能動先進壓水堆設(shè)計和安全分析程序 前后共化了13年的時間 于1998年9月3日NRC頒布了AP600最終設(shè)計批準(zhǔn)書 化費了1300人年 完成了12 000份設(shè)計文件 耗資近6個億美元 2 西屋公司在已開發(fā)的非能動先進壓水堆AP600的基礎(chǔ)上 于1999年12月啟動了AP1000的研究開發(fā)工作 歷時5年開發(fā)了AP1000 AP1000安全審評情況 1 西屋公司于2002年3月28日向美國核管會提交了AP1000標(biāo)準(zhǔn)設(shè)計的 標(biāo)準(zhǔn)設(shè)計證書 申請 該申請包括AP1000設(shè)計控制文件 概率安全分析報告等 2 美國核管會于2002年7月25受理該申請 據(jù)聯(lián)邦法規(guī)10CFRPart52及對付嚴(yán)重事故等相關(guān)法規(guī) 在獨立審查和獨立進行部分試驗的基礎(chǔ)上 完成AP1000設(shè)計的 預(yù)認(rèn)證審查 確認(rèn)AP600有關(guān)的試驗和分析程序可以用于AP1000設(shè)計 3 美國核管會對AP1000設(shè)計的審查先后共提出了700多個問題 經(jīng)獨立審查和驗證完成了對AP1000設(shè)計的 最終安全評價報告 于2004年9月正式發(fā)布了 最終安全評價報告 4 2004年9月23日 西屋公司獲得了NRC關(guān)于AP1000的 最終設(shè)計批準(zhǔn)書 5 根據(jù)美國有關(guān)法律舉行聽證會后 NRC于2005年12月30日向西屋公司頒發(fā)了AP 1000標(biāo)準(zhǔn)設(shè)計的 標(biāo)準(zhǔn)設(shè)計證書 AP1000設(shè)計目標(biāo) 1 在600MWe的基礎(chǔ)上提高電廠的功率以降低成本 2 在核電站批量建造后 建造成本降到 900 1000 千瓦 以獲得在美國電力市場的競爭能力 3 保持AP600的目標(biāo)和設(shè)計細節(jié) 4 在AP600開發(fā)研究的成果 框架 內(nèi)增加功率 容量 5 保持 成熟設(shè)備 的可信度 6 保持成本估計 建造進度和模塊化建造等方面的原有基礎(chǔ) 7 保持AP600的安全執(zhí)照許可證基礎(chǔ) 8 滿足美國核安全管理委員會對 先進的非能動安全系統(tǒng)核電廠 的要求 9 接受AP600政策質(zhì)詢 AP1000設(shè)計變化 相對于AP600 AP1000的設(shè)計作了如下變化 1 增加反應(yīng)堆堆芯長度和燃料組件數(shù)目 2 增加NSSS主要部件的尺寸 3 增加反應(yīng)堆壓力容器的高度 4 采用 125型蒸汽發(fā)生器 類似于ANO ArkansasNuclearOne 核電廠更換的蒸汽發(fā)生器 5 采用多臺屏蔽式反應(yīng)堆冷卻劑泵 屏蔽電動泵 帶調(diào)頻裝置 6 比較大的穩(wěn)壓器 7 增加安全殼的高度 8 增加部分非能動安全系統(tǒng)設(shè)備的容量 9 增加常規(guī)島的尺寸以提高功率 AP1000的設(shè)計理念 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) 非能動化 非能動化安全系統(tǒng) 利用自然物理現(xiàn)象 重力 蒸發(fā) 冷凝 自然循環(huán) 自然對流等 以及氣體蓄能驅(qū)動流體流動 帶走堆芯余熱和安全殼的熱量 不需要外部能源 非能動設(shè)計理念已有實際應(yīng)用 技術(shù)是成熟的 非能動設(shè)計理念的引入 使核電站的設(shè)計發(fā)生了根本的變化 設(shè)計簡化 系統(tǒng)設(shè)置簡化 工藝布置簡化 施工量減少 工期縮短 運行和維修簡化等一系列效應(yīng) 最終使AP1000在安全性能顯著提高的同時 經(jīng)濟上也具有較強的競爭力 預(yù)防和緩解事故和嚴(yán)重事故的操作簡化 系統(tǒng)配置簡化 安全支持系統(tǒng)減少 安全級設(shè)備和抗震廠房大幅減少 安全等級和質(zhì)保等級降低 應(yīng)急動力電源和很多動力設(shè)備被取消 大宗材料需求明顯降低 安全性能顯著提高 AP1000主要特點 簡化 事故運行簡化 大大降低人因錯誤 在發(fā)生事故之后 至少在72小時內(nèi) 操作員不必采取手動動作 在72小時以外 僅需要操縱員簡單的動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小時內(nèi) 不需要廠外應(yīng)急援助 在72小時以外 僅需少量的廠外援助 AP1000主要特點 簡化系統(tǒng) 設(shè)備 廠房等物項減少 降低電廠建造成本 設(shè)備 廠房數(shù)量比較 AP1000主要特點 簡化廠房 設(shè)備布置簡化 縮短建造周期 第二代核電站的安全系統(tǒng)是能動系統(tǒng) 它包括數(shù)量較多的泵 安全閥門以及相應(yīng)的管道 應(yīng)急柴油機 換料水箱 安全級支持系統(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 由紅框表示 第三代AP1000核電站的安全系統(tǒng)是非能動系統(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 簡化第二代和AP1000核電站系統(tǒng)和設(shè)備布置的比較 AP1000的安全性能反應(yīng)堆堆芯損壞頻率顯著降低 保護業(yè)主投資 AP1000的安全性能大量放射性釋放頻率顯著降低 保護業(yè)主投資 AP1000堆芯和燃料 AP1000堆芯有157個燃料組件 堆芯活性區(qū)高度為4 267米 14英尺 AP1000堆芯以Doel4和Tihangle4堆芯為參考并作了如下改進 堆芯圍筒代替堆芯圍板 避免了堆芯圍板螺栓松動脫落 并且降低中子泄漏 提高了中子的經(jīng)濟性 利用固定式堆內(nèi)探測器代替可移動探測器 實現(xiàn)堆芯功率分布的在線監(jiān)測 并且消除了壓力殼底部可移動探測器的貫穿件 降低了在嚴(yán)重事故情況下壓力殼下封頭失效的概率 堆芯設(shè)置棒價值比較低的灰控制棒 功率調(diào)節(jié)和負荷跟蹤采用機械補償運行 取消硼回系統(tǒng) 大大減少了調(diào)硼產(chǎn)生的廢水量 AP1000堆芯和燃料 AP1000堆芯采用的燃料 左圖 是基于RFA燃料組件 RobustFuelAssembly 和RFA 2燃料組件 RobustFuelAssembly 2 并經(jīng)改進的AP1000燃料 它包括了在抗腐蝕 燃耗性能 抗異物 機械穩(wěn)定性 熱工水力性能和核性能等方面的所有改進 AP1000燃料許可證的最大組件燃耗可達60GWD tU 法馬通的AFA3G燃料許可證的最大組件燃耗為52GWD tU 允許的組件最大燃耗越深 可達到的平均卸料燃耗也越深 燃料循環(huán)的經(jīng)濟性也就越好 AP1000堆芯燃料管理首爐堆芯燃料裝載 AP1000提出了傳統(tǒng)的堆芯三區(qū)裝載和先進燃料裝載二種首爐堆芯的燃料裝載方式 堆芯三區(qū)燃料裝載方式 首爐堆芯采用三種235U富集度燃料的三區(qū)裝載方式 對應(yīng)左圖中的黃 綠和紅色的三區(qū)富集度分別為4 45 3 4和2 35w o 這是傳統(tǒng)的首爐堆芯裝載方式 從圖中看到 最高富集度的燃料 黃色 裝在堆芯周遍 較低富集度的二種燃料 紅 綠 按棋盤式布置在堆芯內(nèi)區(qū) 由于最高富集度的燃料裝在堆芯外區(qū) 中子泄漏大 因此中子經(jīng)濟性差 但功率分布的控制比較容易 采用IFBA和硼玻璃作可燃毒物 AP1000堆芯燃料管理首爐堆芯燃料裝載 先進燃料裝載方式AP1000燃料管理對首爐堆芯 推薦采用先進的堆芯燃料裝載技術(shù) 先進燃料裝載技術(shù)的主要特點有 堆芯采用六區(qū)燃料裝載方式 按富集度從低到高 六區(qū)燃料分別為A B C D E和F 從左圖中看到 較低富集度的燃料A C D裝在堆芯的周邊 較高富集度的燃料E F和較低富集度的燃料B裝在內(nèi)區(qū) 這是模擬換料堆芯的低泄漏裝載 以提高中子的經(jīng)濟性 采用WABA和IFBA作為可燃毒物 AP1000堆芯燃料管理首爐堆芯燃料裝載 先進燃料裝載方式 續(xù) D E和F區(qū)的燃料棒二端各有203 2mm的低富集度區(qū) 以提高燃料的有效利用 此外 E和F高富集度區(qū)燃料組件內(nèi)的燃料棒有4種不同富集度 以展平組件內(nèi)功率分布 作為例子 左圖為E區(qū)燃料組件內(nèi)4種富集度燃料棒和可燃毒物在組件內(nèi)的布置 由于先進燃料裝載技術(shù)以及用WABA可燃毒物代替硼玻璃 與傳統(tǒng)的三區(qū)裝載方式相比 首爐堆芯的燃料成本將節(jié)約6 AP1000堆芯燃料管理平衡循環(huán) AP1000堆芯平衡燃料循環(huán)采用如下的策略和技術(shù) 長周期高燃耗的燃料管理策略 堆芯燃料采用低泄漏裝載方式 LLLP 軸向設(shè)置低富集度區(qū) 采用IFBA可燃毒物 用于展平堆芯功率分布和燃耗反應(yīng)性補償 AP1000堆芯燃料管理平衡循環(huán) 長周期高燃耗的燃料管理策略 AP1000采用18個月長周期平衡換料 相對年換料制 12個月?lián)Q料 電廠的可利用率提高約3 5 并且由于換料次數(shù)的減少 降低了電廠運行人員的放射性輻照劑量 AP1000堆芯平均卸料達到50GWD MTU的高燃耗 目前運行壓水堆的平均卸料燃耗一般為33 40GWD MTU 由于燃料的發(fā)電成本隨燃耗加深而降低 見左圖 所以采用高燃耗管理策略可降低燃料的發(fā)電成本 AP1000堆芯燃料管理平衡循環(huán) 低泄漏裝載方式 LLLP AP1000每次換料更換64個燃料組件 添加的64個新組件有二種富集度 其中36個組件的富集度為4 95w o 28個組件的富集度為4 45w o 采用二種富集度是為了提高燃料的利用效率并得到更好的徑向功率分布 堆芯采用低泄漏裝載方式 新燃料Z1 Z2 圖中的咖啡色和紅色 布置在堆芯內(nèi)區(qū) 而經(jīng)過二個燃料循環(huán)的燃料X1和X2 淡紅和淡藍 在堆芯周邊 這樣的裝載方式可以顯著降低中子的泄漏 延長循環(huán)周期 同時低中子泄漏還可延長壓力容器的壽命 AP1000堆芯燃料管理平衡循環(huán) 軸向設(shè)置低富集度區(qū) 在燃料棒二端各設(shè)置20 32cm長富集度為3 2w o的低富集度區(qū) 黃色 燃料棒中部為4 95或4 45w o高富集度區(qū) 紅色 見左圖 以節(jié)約235鈾的裝量 可減少約1 5 的鈾礦石和分離功 另外 為了展平軸向的功率分布 另一種燃料棒中部為有可燃毒物的高富集度區(qū) 深綠 但二端各設(shè)置20 32cm長的低富集度區(qū) 黃色 和10 16cm長度無可燃毒物的高富集度區(qū) 紅色 AP1000堆芯燃料管理平衡循環(huán) 采用IFBA作可燃毒物 IFBA可燃毒物中的主要吸收體是10B 它包含在燃料芯塊外側(cè)表面的硼化鋯涂層內(nèi) IFBA的主要優(yōu)點 是IFBA在每個循環(huán)周期末的剩余反應(yīng)性懲罰基本為零 釓是另一種被廣泛應(yīng)用的可燃性吸收體 它以氧化釓彌散在燃料芯塊中組成一體化的可燃毒物 釓含有多種天然出現(xiàn)的同位素 奇數(shù)核同位素是非常強的吸收體 但偶數(shù)核的中子吸收能力很小 當(dāng)偶數(shù)核吸收中子后變成奇數(shù)核 將產(chǎn)生下一代非常強的吸收體 因此只要釓留在堆內(nèi) 這一過程將持續(xù) 在每個循環(huán)產(chǎn)生顯著的剩余反應(yīng)性懲罰 這是釓可燃毒物的主要缺點 在同樣的燃料管理策略下釓與IFBA相比 由于釓顯著的剩余反應(yīng)性懲罰 將增加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核蒸汽供應(yīng)系統(tǒng) AP1000核蒸汽供應(yīng)系統(tǒng)包括 1 反應(yīng)堆基本上與第二代核電站比利時Doel4 Tihange3的相同2 反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng) 采用與第二代核電站 系統(tǒng)80 相同的二環(huán)路系統(tǒng) 系統(tǒng)包括 一臺反應(yīng)堆壓力容器 一臺穩(wěn)壓器和兩條冷卻劑環(huán)路 每一條環(huán)路有一臺蒸汽發(fā)生器 兩臺主泵 兩條冷段主管道和一條熱段主管道 3 蒸汽發(fā)生器采用 125型蒸汽發(fā)生器 它是在已有成熟運行經(jīng)驗 75型蒸汽發(fā)生器基礎(chǔ)上的改進 與ANO核電站的蒸汽發(fā)生器相似 4 穩(wěn)壓器與第二代核電站的相同5 冷卻劑主泵采用屏蔽電動泵 AP1000非能動安全系統(tǒng) AP1000非能動安全系統(tǒng)包括 1 非能動余熱排出系統(tǒng)2 非能動安全注射系統(tǒng)3 非能動安全殼冷卻系統(tǒng)4 非能動主控制室應(yīng)急可居留系統(tǒng)5 安全殼氫氣控制系統(tǒng) AP1000非能動安全系統(tǒng)1 非能動余熱排出系統(tǒng) 非能動余熱排出系統(tǒng) 可在電廠事故工況下以及反應(yīng)堆正常余熱排出系統(tǒng)失效時 自動排出堆芯的余熱 該系統(tǒng)主要設(shè)備是非能動余熱排出熱交換器和相連的管道 閥門 熱交換器布置在換料水箱內(nèi) 可大量吸收反應(yīng)堆內(nèi)的余熱 當(dāng)換料水箱內(nèi)的水達到飽和溫度時 箱內(nèi)產(chǎn)生的蒸汽進入反應(yīng)堆鋼安全殼 并由安全殼的壁面冷卻 使凝水沿鋼殼內(nèi)壁向下流 回到換料水箱內(nèi) 繼續(xù)作為熱交換器的冷卻介質(zhì) 鋼安全殼外 設(shè)有非能動安全殼冷卻系統(tǒng) 通過給安全殼外噴水和自然對流的空氣帶走熱量 最后將反應(yīng)堆的余熱排出 AP1000非能動安全系統(tǒng)1 非能動余熱排出系統(tǒng) 非能動余熱熱交換器驅(qū)動信號a 手動驅(qū)動 b 蒸汽發(fā)生器窄量程水位 低信號 95 000lbm43100kg 與啟動給水流量 低信號 200gpmperSG 相符合 c 蒸汽發(fā)生器寬量程水位 低信號 55 000lbm25000Kg d ADS第1 2 3級閥門驅(qū)動信號 e 堆芯補水箱驅(qū)動信號 f 穩(wěn)壓器水位 高3信號 80 AP1000非能動安全系統(tǒng)1 非能動余熱排出系統(tǒng) AP1000非能動安全系統(tǒng)1 非能動余熱排出系統(tǒng) AP1000非能動安全系統(tǒng)1 非能動余熱排出系統(tǒng) 工作原理 插入動畫片 AP1000非能動安全系統(tǒng)2 非能動安全注射系統(tǒng) AP1000非能動安全系統(tǒng)2 非能動安全注射系統(tǒng) AP1000非能動安全系統(tǒng)2 非能動安全注射系統(tǒng) 1 非能動安全注射系統(tǒng)的功能 在事故情況 包括失去反應(yīng)堆冷卻劑 下 給反應(yīng)堆應(yīng)急注水 冷卻堆芯 2 非能動安全注射系統(tǒng)組成 2只堆芯補水箱 每只容積為70 8m3 內(nèi)裝3400ppm的含硼水 2只安全注射箱 每只容積為56 6m3 內(nèi)裝2600ppm的含硼水 1只內(nèi)置換料水箱 容積為2092m3 內(nèi)裝2600 2900ppm的含硼水以及相連的閥門和管道 AP1000非能動安全系統(tǒng)2 非能動安全注射系統(tǒng) 設(shè)備布置堆芯補水箱 安安注箱 內(nèi)置換料水箱和相應(yīng)的管道 閥門全部布置在安全殼內(nèi) AP1000非能動安全系統(tǒng)2 非能動安全注射系統(tǒng) 堆芯補水箱 堆芯補水箱是非能動安全注射系統(tǒng)四個水源之一 堆芯補水箱執(zhí)行高壓安全注射功能 在LOCA事故時 能在較長時間間隔內(nèi)向堆芯注入較大的安注流量 在發(fā)生不包括LOCA事故的情況下 當(dāng)正常補水系統(tǒng)不可用或不足時 堆芯補水箱為反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)提供緊急補水和硼化 堆芯補水箱位置高于反應(yīng)堆和反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng) 在事故情況下 根據(jù)驅(qū)動信號自動打開下泄注射管的氣動閥 依靠位差產(chǎn)生的重力向反應(yīng)堆注水 冷卻堆芯 AP1000非能動安全系統(tǒng)2 非能動安全注射系統(tǒng) 堆芯補水箱 堆芯補水箱驅(qū)動信號a 手動b 穩(wěn)壓器水位 低2信號 7 0 1 0 c 專設(shè)安全系統(tǒng)驅(qū)動信號d ADS第1 2 3級閥門驅(qū)動信號 AP1000非能動安全系統(tǒng)2 非能動安全注射系統(tǒng) 安全注射箱 安全注射箱是非能動安全注射系統(tǒng)四個水源之一 安全注射箱執(zhí)行中壓安全注射功能 在LOCA事故時 能在有限的幾分鐘時間間隔內(nèi)向堆芯注射十分大的安注流量 在事故情況下 反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)壓下降到低于安注箱的氮氣壓力 50大氣壓 時 兩只串連的止回閥開啟 硼水靠氮氣壓力注入反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng) AP1000非能動安全系統(tǒng)2 非能動安全注射系統(tǒng) 內(nèi)置換料水箱 內(nèi)置換料水箱是非能動安全注射系統(tǒng)四個水源之一 內(nèi)置換料水箱執(zhí)行低壓安全注射功能 在LOCA事故時 能在很長時間間向堆芯注射較小的安注流量 內(nèi)置換料水箱位置高于反應(yīng)堆和反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng) 在事故情況下 根據(jù)驅(qū)動信號自動打開爆破閥 依靠位差產(chǎn)生的重力向反應(yīng)堆注水 冷卻堆芯 AP1000非能動安全系統(tǒng)2 非能動安全注射系統(tǒng) 內(nèi)置換料水箱 安全殼內(nèi)置換料水箱 IRWST 安注管道閥 爆破閥 驅(qū)動信號a 手動驅(qū)動 b ADS第4級閥驅(qū)動信號c RCS環(huán)路1和2熱段水位 低2信號 熱段底部內(nèi)表面3in7 6cm 相符合 插入動畫片 AP1000非能動安全系統(tǒng)2 非能動安全注射系統(tǒng) 長期水源 淹沒的安全殼是非能動安全注射系統(tǒng)第四個水源 而且是堆芯冷卻的長期水源 當(dāng)換料水箱的液位達到低 低液位時 與之相連的爆破閥和相關(guān)閥門自動打開 安全殼內(nèi)的水經(jīng)再循環(huán)濾網(wǎng)進入反應(yīng)堆 冷卻堆芯 當(dāng)安全殼內(nèi)的水溫達到飽和溫度時 產(chǎn)生的蒸汽由安全殼的壁面冷卻 凝水沿鋼殼內(nèi)壁向下流 回安全殼底部 進行再循環(huán) 實現(xiàn)反應(yīng)堆長期冷卻堆芯的目的 AP1000非能動安全系統(tǒng)2 非能動安全注射系統(tǒng) 長期水源 IRWST安全殼再循環(huán)閥 爆破閥 驅(qū)動信號a 手動驅(qū)動 b ADS第4級閥驅(qū)動信號與IRWST水位 低3信號 安全殼標(biāo)高107 2 相符合 AP1000非能動安全系統(tǒng)2 非能動安全注射系統(tǒng) 長期冷卻 插入動畫片 AP1000非能動安全系統(tǒng)3 非能動安全殼冷卻系統(tǒng) 1 非能動安全殼冷卻系統(tǒng)的功能 在事故情況下 導(dǎo)出安全殼內(nèi)的熱量 使鋼安全殼內(nèi)的溫度和壓力不超過設(shè)計值 非能動余熱排出系統(tǒng)長時間運行后 換料水箱內(nèi)的水加熱蒸發(fā) 在安全殼壁面冷凝 將熱量轉(zhuǎn)給大氣 鋼安全殼的直徑為39 624m 高為65 634m 自由容積為56634m3 總?cè)莘e為 m3 AP1000非能動安全系統(tǒng)3 非能動安全殼冷卻系統(tǒng) 2 非能動安全殼冷卻包括兩個過程 安全殼內(nèi)的蒸汽由安全殼的內(nèi)壁面冷卻 凝水流回安全殼底部 實現(xiàn)反應(yīng)堆的再循環(huán)冷卻 安全殼的外壁面由安全殼冷卻水箱的分配裝置在安全殼穹頂和圓柱筒體形成均勻水膜 以及自然對流的空氣冷卻安全殼 反應(yīng)堆余熱最終經(jīng)安全殼屏蔽廠房的空氣出口排入大氣 在事故后的72小時內(nèi) 系統(tǒng)的運行不需要任何干預(yù) 運行人員不必調(diào)節(jié)冷卻水流量 也不必補水 AP1000非能動安全系統(tǒng)3 非能動安全殼冷卻系統(tǒng) 非能動安全殼冷卻驅(qū)動信號a 手動驅(qū)動 b 安全殼壓力 高2 8 0psig0 055MPa AP1000非能動安全系統(tǒng)3 非能動安全殼冷卻系統(tǒng) 插入動畫片 AP1000非能動安全系統(tǒng)4 非能動主控制室應(yīng)急可居留系統(tǒng) 主控制室應(yīng)急可居留系統(tǒng)能自動啟動和非能動地工作 保證主控制室可居留性和限制電廠選定區(qū)域內(nèi)的溫度 它可以不依靠廠內(nèi)和廠外交流電源 操縱員的動作或能動部件 系統(tǒng)執(zhí)行以下的功能 為主控制室人員提供呼吸用的空氣 保持主控制室相對于周圍區(qū)域有一個正壓 防止沾圬的空氣進入 在設(shè)計基準(zhǔn)事故后 利用結(jié)構(gòu)的熱容量 為電廠中必須保持其功能的那些設(shè)備提供非能動的冷卻 AP1000非能動安全系統(tǒng)4 非能動主控制室應(yīng)急可居留系統(tǒng) 在主控制室內(nèi)居住人員最多為11人的情況下 向主控制室供應(yīng)的設(shè)計空氣流量為110 4 8 5標(biāo)準(zhǔn)m3 hr 保持CO2的濃度小于0 5 主控制室應(yīng)急可居留系統(tǒng)有32只空氣儲存箱 分成4個機械模塊 儲存壓縮空氣 在72小時內(nèi)可向主控制室供應(yīng)足夠的呼吸用空氣 由壓縮儀表空氣系統(tǒng)的可供呼吸用的空氣壓縮機為VES空氣供應(yīng)儲存箱提供正常的空氣補充 VES空氣供應(yīng)儲存箱模塊 AP1000非能動安全系統(tǒng)4 非能動主控制室應(yīng)急可居留系統(tǒng) 當(dāng)非放射性通風(fēng)系統(tǒng)不工作時 非能動熱阱能在任何72小時內(nèi)限制主控制室 儀表控制室和直流設(shè)備室內(nèi)的溫度上升 非能動熱阱主要由這些房間的天花板和墻的混凝土熱質(zhì)量組成 為了增加天花板的吸熱能力 設(shè)計一種帶有金屬 散熱 片的天花板 它是一種結(jié)構(gòu)模塊 輔助廠房帶金屬 散熱 板的樓板 見圖 在失去通風(fēng)系統(tǒng)時 它能將熱量很快地傳到混凝土墻 使儀表設(shè)備室或直流設(shè)備室的溫度限制在49 主控制室的溫度限制在30 帶金屬 散熱 板的樓板 AP1000非能動安全系統(tǒng)5 安全殼氫氣控制系統(tǒng) 安全殼氫氣控制系統(tǒng)功能 1 安全相關(guān)功能在設(shè)計基準(zhǔn)LOCA事故后 限制和降低安全殼內(nèi)的整體氫濃度 2 非安全相關(guān)功能在嚴(yán)重事故后 為防止氫燃燒或爆炸提供縱深防御 在正常運行和設(shè)計基準(zhǔn)事故后監(jiān)測安全殼內(nèi)大氣中的氫濃度 在堆芯發(fā)生惡化或熔化情況時或之后 采用就地點燃釋放的氫氣的方法 防止安全殼內(nèi)的整體氫濃度達到可燃極限 AP1000非能動安全系統(tǒng)5 安全殼氫氣控制系統(tǒng) 安全殼氫氣控制系統(tǒng)組成 氫氣濃度監(jiān)測系統(tǒng) 氫氣復(fù)合子系統(tǒng)和氫氣點火子系統(tǒng)組成 氫氣濃度監(jiān)測系統(tǒng)有3個監(jiān)測器 氫氣復(fù)合子系統(tǒng)有2個非能動氫氣自動催化復(fù)合器 氫氣點火子系統(tǒng)有64個氫氣點火器 AP1000非能動安全系統(tǒng)5 安全殼氫氣控制系統(tǒng) AP1000預(yù)防和緩解嚴(yán)重事故的措施 AP1000核電站采用如下的預(yù)防和緩解嚴(yán)重事故措施 采用高壓設(shè)計的接口系統(tǒng) 多樣性驅(qū)動系統(tǒng) 反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)降壓系統(tǒng) 安全殼內(nèi)的非能動余熱排出系統(tǒng) 非能動堆芯冷卻系統(tǒng) 非能動安全殼冷卻系統(tǒng) 安全殼氫氣控制系統(tǒng) 堆腔淹沒系統(tǒng) 使堆芯熔融物保持在壓力容器內(nèi) IVR AP1000預(yù)防和緩解嚴(yán)重事故的措施 將熔融堆芯滯留在壓力容器內(nèi) IVR 將熔融堆芯滯留在壓力容器內(nèi) IVR 是APl000非能動AP1000核電站采用的一項重要的對付嚴(yán)重事故策略 它保證第二道屏障 壓力容器不被熔穿 避免了堆芯熔融物和混凝土底板發(fā)生反應(yīng) 使放射性向環(huán)境釋放的概率降到最低 AP1000預(yù)防和緩解嚴(yán)重事故的措施 將