圖文詳解AP1000核電站

1、1山東核電有限公司山東核電有限公司 宿偉成宿偉成/ /薛益鳴薛益鳴AP1000總體介紹總體介紹2目錄目錄概述概述核電廠的布置核電廠的布置核島系統(tǒng)核島系統(tǒng)常規(guī)島系統(tǒng)常規(guī)島系統(tǒng)儀控系統(tǒng)儀控系統(tǒng)電氣系統(tǒng)電氣系統(tǒng) 海陽核電主體工程進展海陽核電主體工程進展31.1.概述概述 AP1000是美國西屋公司設計開發(fā)的雙環(huán)路1000MW級壓水堆。AP1000在傳統(tǒng)壓水堆核電技術的基礎上，采用“非能動”的安全系統(tǒng) ，使其安全性、經(jīng)濟性有了顯著提高。 41.1.概述概述AP1000的總結(jié)構(gòu)圖的總結(jié)構(gòu)圖51.1.概述概述1.1 安全評審情況安全評審情況西屋公司美國核管會（NRC）02年3月標準設計證書申請包括：DCD

2、,PRA等受理申請，開始評審04年9月確認AP600有關的試驗和分析程序可以用于AP1000設計預認證審查最終安全評價報告最終設計批準書標準設計證書審查驗證接受評審700多個問題04年9月獲得最終設計批準書獲得標準設計證書02年7月05年12月61.1.概述概述1.2 設計理念設計理念NSSS: 基本采用二代技術,部分設備升級,少量系統(tǒng)優(yōu)化;A. 安全技術: 不放棄但不依賴已有的安全技術和設備，盡量采用全新的非能動技術以提高整個電站的安全性。（例如，柴油發(fā)電系統(tǒng)、廠用水系統(tǒng)、正常余熱導出系統(tǒng)、輔助給水系統(tǒng)，等等）71.1.概述概述1.2.1 安全系統(tǒng)設計理念安全系統(tǒng)設計理念 安全系統(tǒng)非能動化簡

3、化安全系統(tǒng)配置減少安全支持系統(tǒng)減少安全級設備及抗震廠房提高可操作性將人為制造的安全條件讓位于由自然規(guī)律形成的本質(zhì)安全降低維修要求81.1.概述概述1.3 主要特點描述主要特點描述安全性提高反應堆堆芯損壞頻率顯著降低大量放射性釋放頻率顯著降低成熟性設計系統(tǒng)的優(yōu)化廠房、設備布置簡化系統(tǒng)、設備、廠房等物項減少技術的進步全廠數(shù)字化儀控模塊化設計，制造91.3 1.3 主要特點主要特點( (安全性提高安全性提高) )非能動安全系統(tǒng)要點四路安全注射:1.堆芯補充水箱(70.8M32)2.安全注射箱 (56.6M32)3.內(nèi)置換料水箱 (2092M3)4.RPV被淹沒后的地坑水三路防止三路防止RCS超壓超壓

4、:1.自動卸壓閥第自動卸壓閥第1、2、3級級2.自動卸壓閥第自動卸壓閥第4級級3.RPV頂蓋放氣頂蓋放氣兩路自然循環(huán)冷卻兩路自然循環(huán)冷卻:1.RCSPRHS IRWST RCS2.IRWST(蒸發(fā)蒸發(fā)) CV(傳導傳導對流對流) 大氣大氣10反應堆堆芯損壞頻率顯著降低反應堆堆芯損壞頻率顯著降低 1.3 1.3 主要特點主要特點( (安全性提高安全性提高) )11第二代和第二代和AP1000AP1000核電站系統(tǒng)和設備布置的比較核電站系統(tǒng)和設備布置的比較121.3 1.3 主要特點主要特點( (成熟性設計成熟性設計) )成熟性設計反應堆和反應堆冷卻劑系統(tǒng)設計采用成熟技術 非能動技術，經(jīng)過大量試驗

5、、計算和驗證NRC 于2005年12月30日向西屋公司頒發(fā)了AP1000 標準設計的“標準設計證書”131.3 1.3 主要特點主要特點( (簡化簡化) )模塊化設計，建造結(jié)構(gòu)模塊結(jié)構(gòu)模塊(二種二種)設備模塊設備模塊(三種三種)提高安裝質(zhì)量，縮提高安裝質(zhì)量，縮短建設工期短建設工期14結(jié)構(gòu)模塊結(jié)構(gòu)模塊設備模塊設備模塊15模塊化設計，建造模塊化設計，建造161.4 1.4 電廠總參數(shù)電廠總參數(shù)電廠設計壽命60年反應堆熱功率3400MWt設計地震烈度(地面加速度)0.3g電廠效率(凈)32.7%電廠輸出電功率(凈)1117MWe電廠可利用率93%大量早期釋放頻率5.9410-8 1/ry堆芯熔化頻率

6、5.0810-7 1/rySG堵管裕量10換料周期18個月172.2.電廠布置電廠布置 發(fā)電生產(chǎn)設施由5 個主要的廠房結(jié)構(gòu)組成: 核島、汽輪機廠房、附屬廠房、柴油發(fā)電機廠房和放射性廢物廠房。這些廠房結(jié)構(gòu)中的每一個均建筑在各自單獨的筏基上。核島由安全殼廠房、屏蔽廠房和核輔助廠房組成, 三部分被建造在同一筏基上。182.2.電廠布置電廠布置海陽核電主廠區(qū)總平海陽核電主廠區(qū)總平面布置圖面布置圖192.2.電廠布置電廠布置l 安全殼廠房 安全殼廠房是安全殼容器以及該容器內(nèi)所含的所有結(jié)構(gòu)； 功能是在假想的設計基準事故以后包容氣載放射性的釋放以及在正常運行期間為反應堆堆芯和冷卻劑系統(tǒng)提供屏蔽,其本身也是非

7、能動安全殼冷卻系統(tǒng)的組成部分； 位于安全殼廠房內(nèi)的主要系統(tǒng)是反應堆冷卻劑系統(tǒng)、安全相關系統(tǒng)。202.2.電廠布置電廠布置l 屏蔽廠房 屏蔽廠房是環(huán)繞安全殼容器的結(jié)構(gòu)和環(huán)形區(qū)域。 在正常運行/事故狀態(tài)期間, 屏蔽廠房與安全殼廠房的內(nèi)部結(jié)構(gòu)為安全殼內(nèi)的反應堆冷卻劑系統(tǒng)和所有其它放射性系統(tǒng)和部件提供所要求的屏蔽保護。 屏蔽廠房也為安全殼提供所要求的外部人為或非人為的撞擊保護。 屏蔽廠房是非能動安全殼冷卻系統(tǒng)中整體的一部分。212.2.電廠布置電廠布置l輔助廠房 輔助廠房的基本功能是為位于安全殼廠房外的安全相關抗震類機械和電氣設備提供保護和隔離。 輔助廠房也為設置在廠房內(nèi)的放射性設備和管道提供屏蔽。

8、位于輔助廠房內(nèi)的最重要的設備和系統(tǒng)有: 主控室、儀控系統(tǒng)、電氣系統(tǒng)、燃料吊裝區(qū)、燃料廠房、乏燃料水池、機械設備區(qū)、安全殼貫穿區(qū)和主蒸汽、給水閥門隔間。 輔助廠房通過附屬廠房中的人員、設備閘門與安全殼廠房相連222.2.電廠布置電廠布置l附屬廠房 在附屬廠房內(nèi)不含有安全相關設備； 提供了通往發(fā)電設施的主要人員出入口； 包括了用于控制人員出入輻射控制區(qū)的保健物理設施；非1E 級交流和直流電源系統(tǒng)、輔助柴油發(fā)電機及其燃油供應、其它電氣設備、技術支持中心和各種暖通空調(diào)系統(tǒng)以及用于維護輻射控制區(qū)設備的熱機械車間。232.2.電廠布置電廠布置l 放射性廢物廠房 放射性廢物廠房內(nèi)不含安全相關設施。 包括了各

9、類廢料在處理前的隔離儲存設施、移動式廢物系統(tǒng)的處理設施和將經(jīng)處理的廢物貯存裝入輸送和處置容器的設施。242.2.電廠布置電廠布置l汽輪機廠房 汽輪機廠房內(nèi)不含安全相關設備。 汽輪機廠房內(nèi)安裝了主汽輪機、發(fā)電機和相關的流體和電氣系統(tǒng)。 它為主汽輪發(fā)電機部件的擱置和維修提供全天候的保護。汽輪機廠房內(nèi)同樣還安裝了補給水凈化系統(tǒng)。 屬于核島的12個非安全相關系統(tǒng)也布置在汽輪機廠房內(nèi)。252.2.電廠布置電廠布置l 柴油發(fā)電機廠房 柴油發(fā)電機廠房內(nèi)也沒有安全相關設備。 柴油發(fā)電機廠房內(nèi)裝備了2 臺柴油發(fā)電機，防火墻耐火能力可以達3小時。273.3.核島系統(tǒng)核島系統(tǒng)3.1反應堆冷卻劑系統(tǒng)3.2非能動安全系

10、統(tǒng)3.3輔助系統(tǒng)283.13.1反應堆冷卻劑系統(tǒng)反應堆冷卻劑系統(tǒng)l系統(tǒng)描述有兩條環(huán)路；每條環(huán)路由一條熱段主管道和兩條冷段主管道、一臺蒸汽發(fā)生器以及與之直接相連的兩臺反應堆冷卻劑屏蔽泵組成。RCS還包括一臺反應堆壓力容器、一臺穩(wěn)壓器、自動卸壓系統(tǒng)和反應堆壓力容器頂蓋放氣系統(tǒng) ；所有設備都布置在反應堆安全殼內(nèi)。293.13.1反應堆冷卻劑系統(tǒng)反應堆冷卻劑系統(tǒng)1，2，3級自動卸壓閥4級自動卸壓閥303.13.1反應堆冷卻劑系統(tǒng)反應堆冷卻劑系統(tǒng) 同M310 堆型相比，由于兩環(huán)路布置減少了一個環(huán)路，同時由于主泵直接焊接在蒸汽發(fā)生器底部而減少了主泵入口管道，AP1000 主回路布置得到大幅簡化，降低了安全

11、殼內(nèi)部設備的布置難度。 除此之外，AP1000 反應堆冷卻劑系統(tǒng)應用了LBB 設計準則，其設計理念更為先進。 簡化了主回路的支撐設計，不僅有利于在役檢查，而且有利于防止大LOCA 事故的發(fā)生。313.13.1反應堆冷卻劑系統(tǒng)反應堆冷卻劑系統(tǒng)l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)： 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，降低了在嚴重事故情況下壓力殼下封頭失效的概率。 堆芯設置棒價值比較低

12、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。32堆芯和燃料燃料組件 AP1000堆芯采用的燃料（左圖），是基于RFA 燃料組件和RFA-2燃料組件，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。33堆芯和燃料燃料管理AP1000堆芯平衡燃料循環(huán)采用如下的策略和技術: 堆芯燃料采用低泄

13、漏裝載方式(LLLP) 軸向設置低富集度區(qū) 采用IFBA可燃毒物，用于展平堆芯功率分布和燃耗反應性補償343.13.1反應堆冷卻劑系統(tǒng)反應堆冷卻劑系統(tǒng)l 壓力容器壓力容器由圓柱形筒體和半球形下封頭、可移動法蘭連接的上封頭組成。壓力容器屬于A級，因此它的設計和建造都滿足ASME Code, Section III, Class 1要求。為減少照射脆化的影響，限制了對銅、鎳和磷的使用量353.13.1反應堆冷卻劑系統(tǒng)反應堆冷卻劑系統(tǒng)AP1000M310總高度（含CRDM 管座）13.94mm13.21mm設計壓力172bar.a172bar.a設計溫度343343工作壓力155bar.a155ba

14、r.a出口溫度321.1327 入口溫度280.7292 總流量68000m3/h71000m3/h上封頭貫穿件數(shù)量6942614下封頭貫穿件數(shù)量050出，入接管數(shù)量2/43/3安注接管數(shù)量20筒體內(nèi)徑3987.8mm3990mm363.13.1反應堆冷卻劑系統(tǒng)反應堆冷卻劑系統(tǒng)l蒸汽發(fā)生器AP1000的蒸汽發(fā)生器是帶干燥器的立式、U型管結(jié)構(gòu)蒸汽發(fā)生器傳熱管和管道上部分隔盤使用耐腐蝕性能很好的合金因科鎳690，改善了材料可焊性、腐蝕性、機械性等性能。373.13.1反應堆冷卻劑系統(tǒng)反應堆冷卻劑系統(tǒng)AP1000M310總高度22.3mm20.8mm換熱面積11500m25430m2二次側(cè)泥渣收集器

15、有無一次側(cè)設計壓力172bar.a172bar.a二次側(cè)設計壓力82.5bar.g85bar.g換熱功率1707.5MWT969MWT蒸汽流量943.7kg/s538kg/s傳熱管數(shù)100254474傳熱管外徑17.475mm19.05mm傳熱管壁厚1.016mm1.09mm傳熱管布置三角型方型383.13.1反應堆冷卻劑系統(tǒng)反應堆冷卻劑系統(tǒng)l 主泵AP1000冷卻劑泵是具有高慣性、高可靠性、低維護、高度密封；與蒸汽發(fā)生器的兩個出口管嘴分別直接相連；為立式離心式屏蔽泵，可以承受整個系統(tǒng)的壓力，能承受超基準工況。泵自身還裝有振動監(jiān)控系統(tǒng)，提供高振動警報。393.13.1反應堆冷卻劑系統(tǒng)反應堆冷卻

16、劑系統(tǒng)AP1000M310類型屏蔽泵軸封泵總高6.77m8m額定功率5.15MW6.5MW額定流量17880m3/h23790m3/h揚程11.1bar9.7bar403.13.1反應堆冷卻劑系統(tǒng)反應堆冷卻劑系統(tǒng)l主泵 AP1000 采用屏蔽式主泵。相對于傳統(tǒng)的軸封式主泵，屏蔽式主泵在維持反應堆冷卻劑系統(tǒng)壓力邊界完整性方面具有獨到的技術優(yōu)勢，能夠顯著減少減少核電站LOCA 事件發(fā)生頻率。 屏蔽式泵是一種高可靠性的泵，其維修間隔可以達到20年413.13.1反應堆冷卻劑系統(tǒng)反應堆冷卻劑系統(tǒng)l穩(wěn)壓器立式、圓筒狀的容器，上下封頭為半球形。采用低合金鋼制造，內(nèi)表面鍍以奧氏體不銹鋼。AP1000的穩(wěn)壓器

17、體積比普通穩(wěn)壓器大40%左右，相應的瞬態(tài)能力增強，減少安全卸壓閥的使用。423.13.1反應堆冷卻劑系統(tǒng)反應堆冷卻劑系統(tǒng)l 主管道 冷卻劑系統(tǒng)管道由兩個相同的主冷卻環(huán)路構(gòu)成，包括與壓力容器、蒸汽發(fā)生器和冷卻劑泵相連的冷卻劑管道冷端、熱端，還包括與冷卻劑環(huán)路管道和主要設備連接的管道 管路的材料是奧氏體不銹鋼。 每個環(huán)路的兩個冷端是完全相同的（除測量儀器和小的連接管線），并采用大彎曲半徑彎管使得管路流動阻力降低。433.13.1反應堆冷卻劑系統(tǒng)反應堆冷卻劑系統(tǒng)l主管道 相對與M310 機組，AP1000 主管道設計在安全方面有兩個較突出的優(yōu)點，即： 穩(wěn)壓器波動管的布置更加合理，有利于減少影響主管道

18、壽命的熱分層現(xiàn)象。 簡化了主回路的支撐設計，不僅有利于在役檢查，而且有利于防止大LOCA 事故的發(fā)生。443.2 非能動安全系統(tǒng)非能動安全系統(tǒng)非能動安全系統(tǒng)非能動安全注射系統(tǒng)非能動安全注射系統(tǒng)非能動主控制室應急可居留系統(tǒng)非能動主控制室應急可居留系統(tǒng)非能動安全殼冷卻系統(tǒng)非能動安全殼冷卻系統(tǒng)安全殼氫氣控制系統(tǒng)安全殼氫氣控制系統(tǒng)非能動余熱排出系統(tǒng)非能動余熱排出系統(tǒng)453. 2 非能動安全系統(tǒng)非能動安全系統(tǒng)l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堆正常余熱排出系統(tǒng)失效時，靠自然循環(huán)，由余熱排出系統(tǒng)的熱交換器將堆芯衰變熱帶走。 該系統(tǒng)主要設備是非能動余熱排出熱交換器和相連的管

19、道、閥門。熱交換器布置在換料水箱內(nèi)，換料水箱作為中間熱阱。 換料水箱內(nèi)水吸收衰變熱達到飽和溫度需要幾個小時，如全部水沸騰帶走熱量，其水量足夠數(shù)天冷卻之用，而且水蒸氣進入安全殼冷凝后仍可回收利用。這樣，操作人員有足夠的時間采取恢復行動。46473. 2 非能動安全系統(tǒng)非能動安全系統(tǒng)l 非能動安全注射系統(tǒng)（PSIS） 非能動安全注射系統(tǒng)的功能： 在事故情況（包括失去反應堆冷卻劑）下，給反應堆應急注水，冷卻堆芯。 非能動安全注射系統(tǒng)組成：u 2只堆芯補水箱 每只容積為70.8m3 ，內(nèi)裝3400ppm的含硼水 u 2只安全注射箱 每只容積為56.6m3，內(nèi)裝2600ppm的含硼水 u 1只內(nèi)置換料水

20、箱 容積為2092 m3 ，內(nèi)裝26002900ppm的含硼水 以及相連的閥門和管道 4849501）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。2）在發(fā)生不包括LOCA事故的情況下，當正常補水系統(tǒng)不可用或不足時，堆芯補水箱為反應堆冷卻劑系統(tǒng)提供緊急補水和硼化。 3）堆芯補水箱位置高于反應堆和反應堆冷卻劑系統(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)生的重力向反應堆注水，冷卻堆芯堆芯補水箱非能動安全注射系統(tǒng)（PSIS）51非能動安全注射系統(tǒng)（PSIS） 1）安全注射箱是非能動

21、）安全注射箱是非能動安全注射系統(tǒng)四個水源安全注射系統(tǒng)四個水源之一。安全注射箱執(zhí)行之一。安全注射箱執(zhí)行中壓安全注射功能，在中壓安全注射功能，在LOCA事故時，能在有事故時，能在有限的幾分鐘時間間隔內(nèi)限的幾分鐘時間間隔內(nèi)向堆芯注射十分大的安向堆芯注射十分大的安注流量。注流量。 2）在事故情況下，反）在事故情況下，反應堆冷卻劑系統(tǒng)壓下降應堆冷卻劑系統(tǒng)壓下降到低于安注箱的氮氣壓到低于安注箱的氮氣壓力（力（50大氣壓）時，兩大氣壓）時，兩只串連的止回閥開啟，只串連的止回閥開啟，硼水靠氮氣壓力注入反硼水靠氮氣壓力注入反應堆冷卻劑系統(tǒng)。應堆冷卻劑系統(tǒng)。安全注射箱52非能動安全注射系統(tǒng)（PSIS）1）內(nèi)置換料

22、水箱是非能內(nèi)置換料水箱是非能動安全注射系統(tǒng)四個水動安全注射系統(tǒng)四個水源之一。內(nèi)置換料水箱源之一。內(nèi)置換料水箱執(zhí)行低壓安全注射功能，執(zhí)行低壓安全注射功能，在在LOCA事故時，能在事故時，能在很長時間間向堆芯注射很長時間間向堆芯注射較小的安注流量。較小的安注流量。2）內(nèi)置換料水箱位置高）內(nèi)置換料水箱位置高于反應堆和反應堆冷卻于反應堆和反應堆冷卻劑系統(tǒng)。劑系統(tǒng)。 在事故情況在事故情況下，根據(jù)驅(qū)動信號自動下，根據(jù)驅(qū)動信號自動打開爆破閥，依靠位差打開爆破閥，依靠位差產(chǎn)生的重力向反應堆注產(chǎn)生的重力向反應堆注水，冷卻堆芯水，冷卻堆芯內(nèi)置換料水箱53非能動安全注射系統(tǒng)（PSIS） 淹沒的安全殼是非能動淹沒的安

23、全殼是非能動安安 全注射系統(tǒng)第四個水源，全注射系統(tǒng)第四個水源，而且是堆芯冷卻的長期水而且是堆芯冷卻的長期水源。源。 當換料水箱的液位達到當換料水箱的液位達到低低-低液位時，與之相連低液位時，與之相連的爆破閥和相關閥門自動的爆破閥和相關閥門自動打開，安全殼內(nèi)的水經(jīng)再打開，安全殼內(nèi)的水經(jīng)再循環(huán)濾網(wǎng)進入反應堆，冷循環(huán)濾網(wǎng)進入反應堆，冷卻堆芯卻堆芯。 當安全殼內(nèi)的水溫達到當安全殼內(nèi)的水溫達到飽和溫度時，產(chǎn)生的蒸汽飽和溫度時，產(chǎn)生的蒸汽由安全殼的壁面冷卻。凝由安全殼的壁面冷卻。凝水沿鋼殼內(nèi)壁向下流，回水沿鋼殼內(nèi)壁向下流，回安全殼底部，進行再循環(huán)，安全殼底部，進行再循環(huán)，實現(xiàn)反應堆長期冷卻堆芯實現(xiàn)反應堆長

24、期冷卻堆芯的目的。的目的。 543. 2 非能動安全系統(tǒng)非能動安全系統(tǒng)l 非能動安全殼冷卻系統(tǒng)(PCS) 在事故情況下，導出安全殼內(nèi)的熱量，使鋼安全殼內(nèi)的溫度和壓力不超過設計值。 非能動的安全殼冷凝系統(tǒng)在發(fā)生冷卻劑失流事故(LOCA)和蒸汽管道破裂(MSLB)事故的情況下導出安全殼內(nèi)空氣的熱量，同時它還為其他導致安全殼壓力和溫度大幅升高的設計基準事故提供安全相關的最終熱阱。 55 非能動安全殼冷卻包括兩過程： 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

25、殼，反應堆余熱最終經(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，運行人員不必調(diào)節(jié)冷卻水流量，也不必補水。 3. 2 非能動安全系統(tǒng)非能動安全系統(tǒng)563. 2 非能動安全系統(tǒng)非能動安全系統(tǒng)主控室應急可居留系統(tǒng)（VES） :l 為主控室人員提供呼吸用的空氣；l 保持主控室相對正壓，防止污染空氣進入；l 設計基準事故后為電廠中必須保持其功能的設備提供非能動冷卻。573. 2 非能動安全系統(tǒng)非能動安全系統(tǒng)l預防，緩解嚴重事故的措施 除上述非能動安全設施外，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重事故策略。

26、 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，使放射性向環(huán)境釋放的概率降到最低。583. 2 非能動安全系統(tǒng)非能動安全系統(tǒng)lIVR 在發(fā)生堆芯熔化的嚴重事故情況下，堆腔淹沒系統(tǒng)將水注入堆腔，淹沒堆腔的水，從金屬保溫層低部的入水口進入壓力容器和金屬保溫層之間的夾縫，從外部冷卻反應堆壓力容器，有效地冷卻堆芯熔融碎片。593. 2 非能動安全系統(tǒng)非能動安全系統(tǒng)lIVR 從外部冷卻壓力容器的水，吸收熱量后，產(chǎn)生泡核沸騰形成兩相混合流體，有效地冷卻堆芯熔融碎片，使堆芯熔融碎片滯留在壓力容器內(nèi)。 603.33.3輔助系統(tǒng)輔助系統(tǒng)AP1000一回路主要的輔助系統(tǒng)有： 化學與容積控

27、制系統(tǒng) 設備冷卻水系統(tǒng) 常規(guī)的余熱導出系統(tǒng) 安全殼循環(huán)冷卻系統(tǒng) 安全殼氣體過濾系統(tǒng)設計及功能上與傳統(tǒng)的壓水堆核島輔助系統(tǒng)沒有本質(zhì)的區(qū)別614 4 常規(guī)島系統(tǒng)常規(guī)島系統(tǒng)4.1 二回路熱力系統(tǒng)4.2 常規(guī)島內(nèi)布置的核島系統(tǒng)4.3 常規(guī)島主要系統(tǒng)4.4 二回路主要系統(tǒng)設備參數(shù)4.5 AP1000常規(guī)島布置4.6 AP1000常規(guī)島特點624.14.1二回路熱力系統(tǒng)二回路熱力系統(tǒng)63 根據(jù)西屋提供的初步資料，由核島設計供貨但布置于常規(guī)島廠房中的12個系統(tǒng)，如下所示： ASS：輔助蒸汽系統(tǒng) BDS：蒸汽發(fā)生器排污系統(tǒng) CAS：壓縮空氣儀用空氣系統(tǒng) CCS：設備冷卻水系統(tǒng) DWS：除鹽水輸送、儲存系統(tǒng) F

28、WS：啟動給水系統(tǒng) FPS：火災保護系統(tǒng) PGS：廠用氣系統(tǒng) SWS：服務水系統(tǒng) VWS：中央冷凍水系統(tǒng) VYS：熱水加熱系統(tǒng) RCP：一回路主冷卻劑泵變頻裝置4.24.2常規(guī)島內(nèi)布置的核島系統(tǒng)常規(guī)島內(nèi)布置的核島系統(tǒng)64 MTS：主汽輪機系統(tǒng) MSS：主蒸汽系統(tǒng) CDS： 冷凝水系統(tǒng) FWS：主給水系統(tǒng) ASS： 輔助蒸汽供應系統(tǒng) CES： 冷凝器管道清理系統(tǒng) CFS： 汽輪機廠房化學藥品補給系統(tǒng) CMS：冷凝器空氣排放系統(tǒng) CPS：凝結(jié)水凈化系統(tǒng) DTS：除鹽水處理系統(tǒng) GSS：軸封系統(tǒng)4.3 4.3 二回路主要系統(tǒng)二回路主要系統(tǒng)65 HCS：發(fā)電機氫氣與二氧化碳系統(tǒng) HDS：加熱器疏水系統(tǒng)

29、 HSS：氫氣密封油系統(tǒng) LOS：主汽輪機與發(fā)電機潤滑油系統(tǒng) SSS：次取樣系統(tǒng) TCS：汽輪機廠房循環(huán)冷卻水系統(tǒng) TDS：汽輪機廠房通風、排水和溢流系統(tǒng) TOS：主汽輪機控制與診斷系統(tǒng) VTS：汽輪機廠房通風系統(tǒng) ZAS：主發(fā)電機系統(tǒng) ZVS：勵磁與電壓調(diào)節(jié)系統(tǒng)4.3 二回路主要系統(tǒng)664.4 4.4 二回路主要系統(tǒng)設備參數(shù)二回路主要系統(tǒng)設備參數(shù)l 汽輪機 型式：單軸四缸六排汽，凝汽式，汽水分離二級再熱 額定轉(zhuǎn)速：1500r/min 額定工況下主汽門前蒸汽參數(shù)： 蒸汽壓力：5.53MPa(a) 蒸汽溫度：270.3 蒸汽濕度：0.36% 低壓缸排汽濕度:11% 熱耗率：9762.8kJ/kW

30、.h 機組額定出力：1259MWe67l 汽水分離再熱器 汽水分離再熱器型式：臥式、一級分離、兩級再熱 額定工況下： 汽輪機高壓缸排汽流量 5188t/h 汽輪機高壓缸排汽壓力 0.971MPa(a) 汽輪機高壓缸排汽濕度 12.2% 汽輪機高壓缸排汽溫度 178.6 汽水分離再熱器出口蒸汽壓力 0.932MPa(a) 再熱蒸汽的出口溫度 258.9 4.4 二回路主要系統(tǒng)設備參數(shù)68l 發(fā)電機發(fā)電機 最大連續(xù)出力：1300MWe級 功率因數(shù)： 0.9 短路比： 0.59 額定電壓： 24kV 額定轉(zhuǎn)速： 1500r/min 極數(shù)： 4 頻率： 50Hz 絕緣等級(定子繞組、轉(zhuǎn)子繞組) F 冷卻方式及介質(zhì) 定子繞組： 水 轉(zhuǎn)子繞組： 氫 定子鐵芯： 氫 效率： 99% 勵磁：機端勵磁變靜態(tài)勵磁4.4 二回路主要系統(tǒng)設備參數(shù)69 AP1000 常規(guī)島部分具有系統(tǒng)簡化的特點。但系統(tǒng)簡化往往影響機組熱效率和運行的經(jīng)濟性。 AP1000 系統(tǒng)簡化表現(xiàn)在以下幾個方面:l設置3 臺電動給水泵，采用6 級抽汽,1 級高加回熱系統(tǒng)疏水逐級自流,沒設疏水泵。l汽機旁排系統(tǒng)容量為40%l凝結(jié)水精處理量為33% 與其它機組相比，AP1000 的主蒸汽參數(shù)較低，會對汽輪機組的設計產(chǎn)生一定的影響。4.5 AP1000常規(guī)島特點705 5 電氣系統(tǒng)電氣系統(tǒng) 5.1 廠外供電