先進(jìn)核電概述ap1000技術(shù)

本課程由國家核電技術(shù)公司國核大學(xué)開發(fā)，國核大?2013，國核大 ?2013，國核大 Course了解核電基礎(chǔ)知了解AP1000發(fā)展歷掌握AP1000核電廠總體掌握AP1000技術(shù)特點(diǎn)理解AP1000在國內(nèi)的發(fā)展現(xiàn)狀和創(chuàng)新思路?2013，國核大 ?2013，國核大 1核電生產(chǎn)過發(fā)展核電的優(yōu)越核電發(fā)展歷?2013，國核大 核能（核能（nuclearenergy） 時(shí)釋?2013，國核大 ?2013，國核大 核電站與常 電站的差常 電站能源轉(zhuǎn)化過程 化學(xué)能→熱能→機(jī)械能→電核電站能源轉(zhuǎn)化過程： 裂變能→熱能→機(jī)械能→電?2013，國核大 2-3快中裂變：原子核吸收一個(gè)中子后，成兩個(gè)質(zhì)量相近的核素。同位2-3快中裂裂

（235U?2013，國核大 鏈?zhǔn)椒磻?yīng)：如果每次裂變產(chǎn)生的中子數(shù)目（2.5個(gè)）在減去一個(gè)核中鈾中鈾中慢化慢慢中?2013，國核大 臨界定義有效增殖系數(shù)keff，以方便地表示自續(xù)keff

直屬上一代中 keff1keff1

K1超臨界，功率增K1臨界，功率恒K1次臨界，功率降?2013，國核大 的補(bǔ)充。

鈾-235核裂變釋放出的能份額瞬態(tài)γ份額瞬態(tài)γ4735裂變產(chǎn)物γ衰變-緩發(fā)γ47裂變產(chǎn)物β衰變-緩發(fā)β485 裂變能轉(zhuǎn)化為電 熱能 ?2013，國核大 ?2013，國核大 100100萬千瓦核電廠與火電廠比?2013，國核大

量

百萬噸原煤開 ?2013，國核大 受到過量的輻射照放射性核素進(jìn)入環(huán)境造成輻射 ?2013，國核大 什么是所謂“核安全”是指：完成正確的運(yùn)行工況、事故預(yù)防或緩 從而實(shí)現(xiàn)保護(hù)廠區(qū)人員、公眾和環(huán)境免遭過量輻射危害安全目標(biāo)（詳見HAF102核動(dòng)力廠設(shè)計(jì)安全規(guī)定總的核安全目標(biāo)：在核動(dòng)力廠中建立并保持對(duì)放射性危害的有效，以保護(hù)人員、社會(huì)和環(huán)境免受?？偟暮税踩繕?biāo)由輻射防護(hù)目標(biāo)和技術(shù)安全目標(biāo)所支持，這兩個(gè)目互相補(bǔ)充、相輔相成，技術(shù)措施與管理性和程序性措施一起保證離輻射危害的–。發(fā)生事故時(shí)減輕其；對(duì)于在設(shè)計(jì)該核動(dòng)力廠時(shí)考慮過的所有可能事故，包括概率很低的事故，要以高可信度保證任何放射性盡可能小且低于規(guī)定限值；有嚴(yán)重放射性的事故發(fā)生的概率極低。?2013，國核大 為了保證核安全對(duì)核電廠總的安全要求停堆和維持安全停堆狀態(tài)提供必要 ；(停堆堆后從堆芯排出余熱提供必要的；(排出余熱)。(限制放射性物質(zhì)的釋放?2013，國核大 余熱排

放射性包 控制放射性泄（詳見HAF102核動(dòng)力廠設(shè)計(jì)安全規(guī)定 ?2013，國核大 縱深防御概念應(yīng)用于核動(dòng)力廠的設(shè)計(jì)，提供一系列多層–第一層次防御的目的是防止偏離正常運(yùn)行及防止系統(tǒng)失效–第二層次防御的目的是檢測(cè)和糾正偏離正常運(yùn)行狀態(tài)，以防止計(jì)運(yùn)行事件升級(jí)為事–設(shè)置第三層次防御是基于以下假定：盡管極少可能，某些預(yù)計(jì)運(yùn)，而演變成一種較嚴(yán)重的事件–第四層次防御的目的是針對(duì)設(shè)計(jì)基準(zhǔn)可能已被超過的嚴(yán) 放射性釋放保持在盡實(shí)際–第五次防，即后層防御的的是減可能事工起潛在的放射性物質(zhì)釋放造成的放射性 。–第一道屏障 元件包殼（鋯合金–第二道屏障∶反應(yīng)堆壓力–第三道屏障∶安全?2013，國核大 第一道屏障- 組件包 組 芯第一道鋯合金鈾與金包殼裝卸料組?2013，國核大 第組件第組件包容在反應(yīng)堆統(tǒng)壓力堆頂結(jié)構(gòu)道堆頂結(jié)構(gòu)道反應(yīng)堆冷卻劑管道熱?2013，國核

安注接

反應(yīng)堆冷卻劑管道

第第三道第 安全?2013，國核大 第三道屏三三（鋼制壓力容器道廠道?2013，國核大 件發(fā)生的事件 會(huì)風(fēng)險(xiǎn)？？？ ?2013，國核大

證明了利用核能發(fā)電的技術(shù)可行性。第一代核電站受循環(huán)等技術(shù)核電站/前54560-2560?2013，國核大

第站，這證明了發(fā)展核電在經(jīng)濟(jì)上是?2013，國核大 針對(duì)公眾對(duì)核電安全性、經(jīng)濟(jì)性的疑慮 和歐洲相繼出臺(tái)了《先輕水堆用戶要求》（URD）和《歐洲用戶對(duì)輕水堆核電站的要求》），對(duì)新建核電站的安全性、經(jīng)濟(jì)性和先進(jìn)性提出了更高的要求。國際通常把滿足URD文件或EUR文件的核第三代核電站具有以下優(yōu)越在能源轉(zhuǎn)換系統(tǒng)方面大量采用二代的成熟技術(shù)?2013，國核大 2001年7月，、英國、法國、、巴西、韓國和阿根廷等九個(gè)有意發(fā) ?2013，國核大 超臨超臨 堆示意?2013，國核大 ?2013，國核大

?2013，國核大 核電機(jī)組：Babcock&Wilcox(B&W)公司設(shè)計(jì)的兩環(huán)路壓水?2013，國核大 事故年月日凌晨時(shí)， 站第2組反應(yīng)堆的操作室里，紅燈閃亮，汽 。渦輪機(jī)停，堆心溫度和壓力升高。一系列錯(cuò)誤導(dǎo)致堆芯三次露，失去冷卻。2小時(shí)后，部分 元件燒毀，放射性物質(zhì)溢出。15小時(shí)51分，反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)恢復(fù)衰變熱排出的能力。事故中， ?2013，國核大

年月日， 日，三里島核電站的2重新開始運(yùn)行04：00：37am，由二回路一臺(tái)給水泵停轉(zhuǎn)，蒸發(fā)器給水中斷，事故過程?2013，國核大

堆芯3次露；鋯包殼總量的30%--40%被氧化；堆芯上部1/3放射性惰性氣體的%%釋放；半徑公里范圍 萬居民的集體劑量當(dāng)量約人．Sv；最大工作人員受照射分別38、34、31mSv巨大經(jīng) ：經(jīng)濟(jì)損失200 以上深遠(yuǎn)的影響 核電工業(yè)推遲20年?2013，國核大 安全劑安全標(biāo)準(zhǔn)≤2.7mSv/a.中國平均放射性天然本底為2.3mSv/a.短時(shí)<100mSv/h劑量率 無害 致死劑量醫(yī)學(xué)干預(yù)水平核電廠放射性正常排放控制值輻照醫(yī)療≤0.19mSv/a.人（全球平均值一次X射線胸透約2h高空飛行約增加0.005mSv一個(gè)數(shù)量級(jí)（≤m人，核≤m/人）（全球平均值）?2013，國核大 直接原因 根本原因 Ohio州OakHarbor市Davis-Besse核電廠發(fā)生類似瞬態(tài)事件，但是，事故21分鐘， ?2013，國核大 首先，檢修過程違章，誤關(guān)閉了輔助給水閥門 改進(jìn)措施員模擬機(jī)培包括：卸壓閥回座［號(hào)建立全世界范圍運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)反饋體系?2013，國核大 ?2013，國核大 切爾諾貝利核電廠位于 加水冷卻壓管式反應(yīng)堆機(jī)組。每臺(tái)建，發(fā)電量 發(fā)電量的一半?2013，國核大 因此，操作規(guī)程規(guī)定在熱功率700MW以下運(yùn)行。否則，會(huì)發(fā)生熱功水力參數(shù)的不穩(wěn)定性。，3?2013，國核大 事故簡(jiǎn)切爾諾貝利核電廠號(hào)機(jī)組計(jì)劃于年月日仃堆檢?2013，國核大 l4月26日１點(diǎn)23分切斷蒸汽供應(yīng)，到1點(diǎn)23分40秒功率陡增 芯塊 了大量的能量并引 和水蒸汽相互作用，合 卷起了1000噸的反應(yīng)堆防護(hù)頂板，所有的壓力管全部斷裂并卷走全部的隨后，又發(fā)生了第二 ，這可能是壓力管材料合金與水發(fā)生鋯-水反應(yīng)產(chǎn)生氫而引反應(yīng)堆上部結(jié)構(gòu)被炸毀，熾熱的碎片熔在空間。30幾處火源在反應(yīng)堆及附近燃燒大火。隨 大量的放射性物質(zhì)進(jìn)入環(huán)境?2013，國核大 事故處理消防隊(duì)員在3個(gè)半小時(shí)內(nèi)將火撲為將堆芯冷卻，避免石墨燃燒從月 日至月日用 噸）、白云石（600噸）和鉛塊等材料拋在反應(yīng)堆上，逐漸將應(yīng)堆復(fù)蓋。減少了裂變物質(zhì)的釋 日早晨用小 核電站所在地 名居民5月5日開始熱交換器。使反應(yīng)堆溫度逐漸降0人51從月 照射量小于0.25Sv。?2013，國核大 反應(yīng)堆設(shè)計(jì)存在操作人員明顯操作規(guī)程以及幾個(gè)極不可能事件的運(yùn)行管理。。及 缺乏認(rèn)識(shí)?2013，國核大 ?2013，國核大 據(jù) 年 月日 ： 已與諾卡司訂5.0億 的合同，劃造一個(gè)大鋼罩把爾諾貝核電站事地點(diǎn)整個(gè)起，新的護(hù)高10米，長(zhǎng)10米，五年完工，總耗資億千萬 ，在新護(hù)罩修建完畢后，從內(nèi)部逐拆除“石棺”，50年內(nèi)徹底清除 ?2013，國核大 切爾諾貝利積雪過厚核電廠建筑物坍塌（2013-2-——坍塌部位為渦輪機(jī)房墻壁和部分屋頂，受損面積約為600平方?2013，國核大

?2013，國核大 福島核電站（FukushimaNuclearPowerPlant）是目時(shí)間2011年3月11日13時(shí)46分, 發(fā)生9.0級(jí) 高達(dá)10米的強(qiáng)烈海嘯。福島第一核電站損毀極 ?2013，國核大 ?2013，國核大 ?2013，國核大 年起在對(duì)下屬家核電站總 ?2013，國核大 1號(hào)機(jī) 級(jí)別年 2號(hào)機(jī) 級(jí)別 3號(hào)機(jī) 級(jí)別機(jī)組15日清晨發(fā)生氫 4號(hào)機(jī) 級(jí)別：●●●●●（ 核廢料池發(fā) ，15日和16日兩度出現(xiàn)火 ?2013，國核大

①由

海嘯（預(yù)計(jì)其高度海嘯（預(yù)計(jì)其高度SBOSBO（全廠失電?2013，國核大

核三里島核電事 福島核電事?2013，國核大 任？是全世界核電工作者的。如何評(píng)估和平利用核能的社會(huì)風(fēng)險(xiǎn)？福島核》（《Safetygoalsfortheoperationsofnuclearpowerplants》（51FR30028））政策 兩個(gè)定性的安全目標(biāo)（qualitativesafetygoal）：應(yīng)當(dāng)為公眾成員提供這樣一種水平的防護(hù)，以使核電廠運(yùn)不會(huì)對(duì)其生命和健康造成明顯的附加?2013，國核大 ），“： 癥 風(fēng)險(xiǎn)，不應(yīng)超過由于其他原因產(chǎn)生 風(fēng)險(xiǎn)的0.1％ “兩個(gè)千分之一”為準(zhǔn)則，即：以 公眾 ?2013，國核大 更大的功 23

?2013，國核大

堆芯熱工安全裕堆芯熔化概大量放射性向外釋放概

≦1.0x10-5/堆·≦1.0x10-6/堆·第三代核電機(jī)組有更好的經(jīng)濟(jì)性,能與聯(lián)合循環(huán)的機(jī)組額定功可利用因換料周電建設(shè)周

100~150萬18~246048~52?2013，國核大

為實(shí)現(xiàn)第三代核電安全目設(shè)計(jì)思路

設(shè)計(jì)思路?2013，國核大

EPREPR的廠房布置示意?2013，國核大 AP1000“減法”?2013，國核大

泵00（非核級(jí)?2013，國核大 多NorthAnna（3）南卡電力&燃VC喬治亞電力HoldingsHoldingsBruneauComanchePeak(3,4)RiverBenda，

第三代核電技術(shù)的特AP1000的技術(shù)的特1安全上滿足URD234567核電廠設(shè)計(jì)為60設(shè)計(jì)為60?2013，國核大 能動(dòng)壓水堆核電站，設(shè)計(jì)60年，反應(yīng)堆功率3400MWt，電功率約為1,200MWe,可用性≥93%。?2013，國核大 參AP1000堆芯參電站比利時(shí)4/Tihange-凈電功反應(yīng)堆功熱段溫組件組件類活化長(zhǎng)度線功率密壓力容器內(nèi)蒸汽發(fā)生器表穩(wěn)壓器體?2013，國核大 中?2013，國核大 成技術(shù)基礎(chǔ)簡(jiǎn)化的系統(tǒng)設(shè)良好的經(jīng)濟(jì)性?2013， AP1000核電技術(shù)是一項(xiàng)先進(jìn)的核能新技術(shù)，采用“非能動(dòng)安全系統(tǒng)設(shè)計(jì)理念安全系統(tǒng)設(shè)計(jì)采用加壓氣體、重力、自然循環(huán)（蒸發(fā)、冷凝和密度變化等自然驅(qū)動(dòng)力排出反通過盡量取 員的動(dòng)作（而不是將其自動(dòng)化），使得控制安全系統(tǒng)要求 員動(dòng)作的數(shù)量和復(fù)雜度都達(dá)到了最小在事故發(fā)生后72小時(shí)內(nèi)無 員干預(yù),并且在沒有交流電源的情況下能保證堆芯和安全殼?2013，國核大 構(gòu)成簡(jiǎn)單 個(gè)設(shè)置在安全殼內(nèi)的換 以及1個(gè)非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)淋 ） 功能可靠對(duì)人的依賴降到最事故后無 員干預(yù)的時(shí)間為72小時(shí)，保持堆芯和安全殼的冷卻?2013，國核大 10基于傳統(tǒng)的驗(yàn)證過的壓水堆核電成熟

已有的取證基礎(chǔ)?2013，國核大 AP1000核電廠的成熟

只是“站崗放哨”的“部門”，正常發(fā)電時(shí)一般是不動(dòng)作的，只是在事故應(yīng)急時(shí)才動(dòng)作。所以，衡量它們的成熟性主要是看是否已經(jīng)過充分的論證，試驗(yàn)驗(yàn)證和鑒定合格，并經(jīng)政府主管部門和核安全批準(zhǔn)，而不是看它陪?2013，國核大 AP1000核電廠的成熟

例如對(duì)大LOCA條件下的事故緩解功能有效性的驗(yàn)證方法是等同的。AP1000非能動(dòng)安全系統(tǒng)和嚴(yán)重事故預(yù)防和緩解措施是核電高科技成果的應(yīng)用，它的成熟性也同樣是建立在有效的計(jì)算分析?2013，國核大 氣公員

AP1000采用的非能動(dòng)安系統(tǒng)是AP1000采用非能動(dòng)安全統(tǒng)的設(shè)備是?2013，國核大 AP1000核電廠的成熟 西屋公司在AP600和AP1000的非能動(dòng)安全系統(tǒng)大量的LOFTRAN:瞬態(tài)分析；NOTRUMP:WCOBRA/TRAC:大WCOBRA/TRAC-SB:長(zhǎng)期冷卻；WGOTHIC:安全殼分析?2013，國核大 AP1000核電廠的成熟堆芯補(bǔ) （CMT）試驗(yàn)及裝置非能動(dòng)余熱排出（PRHR）試驗(yàn)自動(dòng)卸壓系統(tǒng)（ADS）試驗(yàn)非能將堆芯熔融物保持在壓力容器內(nèi)UPLU(IVR)的試驗(yàn)及裝置長(zhǎng)期?2013，國核大 AP1000非能動(dòng)安全系統(tǒng)的設(shè)備，如：、管道、直流電動(dòng)規(guī)設(shè)備成熟技術(shù)的基礎(chǔ)上，基本上無新的技術(shù)。破閥雖第一次用于大型壓水堆核電廠，但閥本身的設(shè)計(jì)制造技術(shù)是成，它早已在國內(nèi)外航天、航空領(lǐng)域得到廣因此，閥設(shè)計(jì)、制造和技術(shù)均為經(jīng)過大量工程驗(yàn)證?2013，國核大

殼內(nèi)換料注入管線采用了不同結(jié)構(gòu)閥示意?2013，國核大 100,提高了可操作性,件數(shù)量并降低了相關(guān)維修要求等。100（））。?2013，國核大 第三代核電AP1000與英國二代改進(jìn)型SizewellB核電廠比

45%Less

85%LessReducedComponentsSafetyGrade

1000MW9.1

AP1000?1.2 12.7 5.6?2013，國核大 AP1000先進(jìn)反應(yīng)堆設(shè)計(jì)為事故的緩解提供了多層防護(hù)（縱深防御縱深防御具有多層的獨(dú)立電廠設(shè)施，每一層均能為核電廠安全性提供一程度的防護(hù)，主要體現(xiàn)實(shí)體電廠邊界。放射性的釋放將首先被非能動(dòng)安全相關(guān)系統(tǒng)。非能動(dòng)型安全相關(guān)設(shè)備和系統(tǒng)足以能夠在最的單一失效設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故后并且無操作員行動(dòng)、無場(chǎng)內(nèi)流電源的情況下自動(dòng)的建?2013，國核大 安全相關(guān)系統(tǒng)的多樣性。非能動(dòng)安全相關(guān)系統(tǒng)內(nèi)的多重功能提供了額外的一層防御。如，非能動(dòng)余熱排出熱交換器（PRHRHX）是一種用于瞬間期間排出衰變熱的非能動(dòng)安全相關(guān)設(shè)施。一旦PRHRHX出現(xiàn)多重失效，非能動(dòng)堆芯冷卻系統(tǒng)的非能動(dòng)安全注射和自動(dòng)減壓功能（非能動(dòng)充排）將提供縱深防御。非安全系統(tǒng)。動(dòng)和運(yùn)行的可能性。包容損壞堆芯。一旦出現(xiàn)堆芯露和熔化，AP1000反應(yīng)堆設(shè)計(jì)使員有能力把安全殼內(nèi)換料（IRWST）中的水排放的堆腔。這就防止了反應(yīng)堆壓?2013，國核大 ?2013，國核大 ?2013，國核大 （1）AP1000先進(jìn)非能動(dòng)核電技術(shù)的大功率、 設(shè)計(jì)為良好的經(jīng)性打下基礎(chǔ)。AP1000電廠設(shè)計(jì)壽期60年,不需更換反應(yīng)堆壓力容器,機(jī)電功率可達(dá)125萬千瓦 ?2013，國核大 堆芯設(shè)計(jì)成18－24個(gè)月 1次/年。電廠可利用率大于93％。?2013，國核大 IHP是反應(yīng)堆頂蓋（RVCH）、控制棒驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)（CRDM）共同組成的頂蓋，整體呈圓柱形，吊裝重量200余噸，是AP1000反應(yīng)堆的部件之一。在更換時(shí)，可以作為一個(gè)整體結(jié)構(gòu)被拆除和移動(dòng)到架上，減少并簡(jiǎn)化停堆年 ?2013，國核大 吊裝就位。這也是核島最后吊裝就位的一件主設(shè) ，安全性改良了建造工藝增強(qiáng)了電廠的運(yùn)行能力和可維修性。通過?2013，國核大 AP1000核電廠采用模塊化的設(shè)計(jì)與建造技術(shù)，俗稱“搭積木”。塊化施工將“先土建，后安裝”，“串聯(lián)式”的傳統(tǒng)施工方法的建造時(shí)間（由-0個(gè)月縮短為-8個(gè)月）。模塊化施工對(duì)施工管?2013，國核大

?2013，國核大 余熱排出系統(tǒng)余熱排出系統(tǒng)閥門／管道模塊?2013，國核大 設(shè)備模塊設(shè)備模塊啟動(dòng)給水泵模塊設(shè)備模設(shè)備模啟動(dòng)給水泵模工廠制造

模塊組件的電廠合同電廠合同場(chǎng)備

模塊組件在現(xiàn)場(chǎng)組現(xiàn)場(chǎng)建造現(xiàn)場(chǎng)建造電廠運(yùn)行電廠運(yùn)行?2013，國核大 ；?2013，國核大 發(fā)

建成運(yùn)行

造費(fèi)?2013，國核大 ?2013，國核大 Sizewell ?2013，國核大 AP1000置在安全級(jí)和非安全級(jí)系統(tǒng)之間提供，以防止兩系統(tǒng)互相對(duì)冗余的、安全相關(guān)設(shè)備通道及系統(tǒng)的可幫助AP1000安全設(shè)計(jì)功能的可靠性。總體而言，這種是由混凝土墻來?2013，國核大 ——核島NuclearIslandI

ThecontainmentvesselConcreteShieldBuildingAuxiliaryBuilding Annex房 ?2013，國核大 Fuelhanding

ConcreteShieldBuilding AuxiliaryBuilding（輔助廠房TurbineBuilding（汽輪機(jī)廠房 AnnexAnnexDieselGeneratorBuilding（柴油發(fā)電機(jī)廠房安全殼可防止非控制的放射性釋放。在設(shè)安全殼可防止非控制的放射性釋放。在設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故及安全殼 工況下，設(shè)計(jì)泄露率為0.10%安全殼內(nèi)空氣質(zhì)量/天。?2013，國核大

安全殼的布置提供運(yùn)行平臺(tái)和維修平臺(tái)的存放區(qū)域的面積也比現(xiàn)有的常規(guī)核電廠大的多。寬敞的堆放區(qū)域可用于設(shè)備的存放、移，也便于檢修工具進(jìn)行遠(yuǎn)距離 作業(yè)。在主要位置上提供平臺(tái)、吊具，便于檢修服，如電源供應(yīng)、除鹽水、壓縮空氣、通風(fēng)照明安全殼厚度約為4.4cm，直徑約為40m。環(huán)塊和封頭在工廠預(yù)制，現(xiàn)場(chǎng)組裝焊接而6圍繞安全殼容器的一個(gè)廠房，形成一個(gè)自然對(duì)流的環(huán)型空間為安全殼提供冷卻；為安全殼內(nèi)的放射性系統(tǒng)和設(shè)備提供額外的輻射防護(hù)屏障；保護(hù)安全殼容器不受外部事件影響，如臺(tái)風(fēng)和由臺(tái)風(fēng)卷起的物體的沖擊。廠房成筒狀形，帶有錐形頂?shù)念A(yù)應(yīng)力混凝土結(jié)構(gòu)，可用來支撐和PCS的空氣擴(kuò)散器（或煙囪）與安全殼及輔助廠房位于同一塊巖石地基上也是抗震.，?2013，國核大 ，AuxiliaryBuilding（輔助廠房輔助廠房械和電氣設(shè)備進(jìn)行保護(hù)和。在外部或內(nèi)部事故發(fā)生時(shí)也可保護(hù)安全相輔助廠 在 中子吸收材料的高密 架保持計(jì)基準(zhǔn)富集度 。

架 最大架 72組件，即使發(fā)生架被無硼水、消防介質(zhì)氣溶膠淹沒事故或任何設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事件，相鄰的組件之間的最小乏在 中子吸收材料的高密 架內(nèi)保所要求的次臨界度，該設(shè)計(jì) 架 最大設(shè)計(jì)基準(zhǔn)富集度 。 架可容納619 組件改進(jìn)后的 架單元增加了可容納5根破 組 空間。按設(shè)計(jì)要求， 架的某個(gè)位置只能?2013，國核大

置一根組件，而不能在同一位置插入別 組件?2013，國核大 施,例如更衣室。該廠房?jī)?nèi)還配備了非1E級(jí)交流和直流電源系統(tǒng)、輔助柴油AnnexAnnex柴油發(fā)電機(jī)廠房?jī)?nèi)裝備了柴油發(fā)電機(jī)廠房?jī)?nèi)裝備了2臺(tái)用 DieselGeneratorBuilding（柴油發(fā)電機(jī)廠房Radwaste

前的設(shè)施、移動(dòng)式廢物系統(tǒng)的處理設(shè)施和將經(jīng)處理的廢物裝入輸系統(tǒng)設(shè)置了樓面區(qū)和牽引掛車停泊①將受污染的洗衣用品運(yùn)至廠外處理②干廢物的處理和包裝③有害和混合廢物運(yùn)往廠外作處理④化學(xué)廢物處理⑤空廢物容器的接收 ⑥封裝廢物 和裝 放射性廢物大樓也提供了其它種類的電廠廢物的臨 主控室提供了正常運(yùn)行工況下主控室包含了主控區(qū)、運(yùn)行人員域、開關(guān)盤室以及值政支持?2013，國核大 ?2013，國核大 ?2013，國核大 ?2013，國核大 ?2013，國核大 ?2013，國核大 ?2013，國核大

?2013，國核大

非能動(dòng)安全系?2013，國核大 AP1000反應(yīng)堆的一回路保留 壓水堆的大部分設(shè)計(jì)特點(diǎn)，——1個(gè)熱段+2個(gè)冷段的熱傳輸回路（或稱主管道——1臺(tái)蒸汽發(fā)生器—— 應(yīng)堆冷卻劑泵（或稱主泵?2013，國核大

蒸汽發(fā)生器反應(yīng)堆壓力容器（Reactor蒸汽發(fā)生器蒸汽發(fā)生器（反應(yīng)堆冷卻劑泵（RCPs（Hotlegs反應(yīng)堆冷卻劑冷管道（Coldlegs（PZRsurgeline

堆頂結(jié)

反應(yīng)堆反應(yīng)堆冷卻劑管道熱安注接管嘴

反應(yīng)堆冷卻劑管道冷管段

反應(yīng)堆冷卻劑循環(huán)泵

反應(yīng)反應(yīng)堆力容器穩(wěn)壓器蒸汽穩(wěn)壓器蒸汽發(fā)生器蒸汽發(fā)生 蒸汽發(fā)蒸汽發(fā)生 蒸汽發(fā)生穩(wěn)壓器構(gòu)反應(yīng)堆冷卻劑管道熱管段波動(dòng)管反應(yīng)堆冷卻劑反應(yīng)堆冷循環(huán)泵反應(yīng)堆 安注 卻劑管力容 管 冷管

條件下設(shè) 60年?2013，國核大 1234?2013，國核大 ?2013，國核大 ?2013，國核大 主管熱段從壓力容器出口攜帶熱能送到蒸汽發(fā)生器 加壓，送入壓力容器進(jìn)口，完成冷卻劑循環(huán)主管道中，有一條熱段接波動(dòng)管與穩(wěn)壓器相連，調(diào)節(jié)系統(tǒng)四條冷段直接與懸掛在蒸汽發(fā)生器底部水室的主泵出口及壓力容器進(jìn)口相連。由此，構(gòu)成壓力容器“四進(jìn)兩出”?2013，國核大 主管

熱冷?2013，國核大 抵消或減緩電站運(yùn)行中，工況、負(fù)荷變化，導(dǎo)致系統(tǒng)壓力、溫度、水容積的波動(dòng)，保證電站安全穩(wěn)定運(yùn) 壓器?2013，國核大 AP1000穩(wěn)壓器結(jié) ?2013，國核大 電動(dòng)?2013，國核大 、小裝及總裝技?2013，國核大 AP1000的堆芯、反應(yīng)堆壓力容器AP1000采用了低硼堆芯設(shè)計(jì)，提況下的安全余量耗等。AP1000的堆芯采用了西屋的ROBUST組件設(shè)計(jì)（AP600采?2013，國核大 ——堆芯 個(gè)長(zhǎng)英尺 ×17矩陣排列 組件構(gòu)成——100的堆芯設(shè)計(jì)在偏離泡核沸騰（DN）方面至少有%的余量?！研靖?富集度不同沿徑向分為3個(gè)區(qū)，從2.35%~4.8%不等反應(yīng)堆堆芯具有深度的溫度負(fù)反——堆芯設(shè)計(jì)采用18個(gè) 循環(huán)周期，容量因子為93%， 區(qū)均卸料燃耗高達(dá)60000MWd/t?2013，國核大

非能動(dòng)安全系?2013，國核大

堆芯損壞的堆內(nèi)滯留?2013，國核大

?2013，國核大 Passivecorecoolingsystem非能動(dòng)堆芯冷卻系統(tǒng)在反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)不同位置上出現(xiàn)不同尺寸口 和破裂的情況下對(duì)核電廠進(jìn)行保護(hù)非能動(dòng)安全注入和反應(yīng)堆冷卻劑補(bǔ):堆芯 Core 安注 安全殼內(nèi)換料 堆內(nèi)非能動(dòng)長(zhǎng)期循非能動(dòng)余熱排 PassiveResidualHeatRemoval(PRHR非能動(dòng)余熱排出熱交換器PassiveResidualHeatRemovalHeat (PRHRHX)安全殼內(nèi)換料 箱多級(jí)非能動(dòng)自動(dòng)降壓系統(tǒng)?2013，國核大 Passivecorecoolingsystem Core

堆芯補(bǔ)在正常補(bǔ)水系 ?2013，國核大

?In-containmentrefuelingwater 長(zhǎng)期的安注水由 ?2013，國核大 Passivecorecoolingsystem(非能動(dòng)安全注長(zhǎng)期的注射水有安全殼換料（IRWST）依靠重力提供。通常，IRWST由閥與反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)（RCS）。被設(shè)計(jì)成正常大氣壓，故在安?2013，國核大 Passivecorecoolingsystem(非能動(dòng)余熱排出PassiveResidualHeatRemoval 容量的管束組成。它連到PCS構(gòu)成一個(gè)自然循環(huán)回路。該回路由閥門將其和RCS。這些閥門正常運(yùn)行時(shí)處于關(guān)閉狀態(tài)，只要當(dāng)喪失電源或儀控保護(hù)系統(tǒng) 為PRHR