2009-03-23 17:20

AP1000是西屋公司开发的一种两环路1000MWe的非能动压水反应堆核电。与 传统的PWR安全系统相比，非能动安全系统要简单得多，它们不需要现有核电站中那些必不可少、种类繁多的安全支持系统，如相关的安全级交流电源、 HVAC（加热、通风、空调系统）、冷却水系统以及安装这些部件的抗震厂房。非能动安全系统的采用和系统的简化，减少了运行人员的操作。通过这些设计改 进，AP1000机组的安全性得到了显着的改进，其堆芯熔化概率3×1.0×10-7/堆年，远低于URD要求的1.0×10-5/堆年，进一步将 AP600“非能动”理念引入压水反应堆设计，使得设计大大简化、安全性提高、投资有所降低、设计与性能特点满足用户要求文件（URD）的要求。 

AP1000的设计满足用户对具有非能动安全性能的先进轻水堆的要求（URD），具有第三代先进轻水堆的简单性、安全性、可靠性和经济性的特点。AP1000 的主要性能特点是系统简化、非能动安全、数字化仪控和模块化建造，主要设计目标包括：

机组额定电功率：≈1000MWe

电站设计寿命：60年

堆芯损坏频率：＜1.0×1E-5/堆年

严重事故下大量放射性物质释放至环境的频率：＜1.0×1E-6/堆年

换料周期：18个月

另外，AP1000的设计目标还包括从设计、认证、建设、运行、检测和维修等方面提供一个尽可能简化的核电站。

　　模块化建设

由于初投资大，因此核电发电成本对建设期的长短非常敏感，现有核电站的建设期太长就成为新建核电站在财务上的主要障碍之一。为此，AP1000将实行一种新的建设模式——虚拟建造技术和模块式建设方式。

虚拟建造技术是利用虚拟现实技术的思想将三维工厂设计技术与施工进度计划 管理结合在一起，以实现对AP1000的建造进行可视化计划编制和可视化进度仿真及优化的一项新技术。采用这项技术，有可能大幅度地提高核电厂施工现场的 平行施工能力和工作效率，实现模块化设计和模块化施工，达到缩短AP1000施工工期的目的。模块式建设方式是在设计中根据AP1000整体系统结构（包 括它们的支撑和部分土建结构）的特点将其归列为各自的模块，直接在工厂里按模块进行预制、组装，最后在核电站实行总装。模块化建设已作为AP1000电厂 详细设计的组成部分，是AP1000实现压缩工期降低成本的重要措施之一，还能提高工程质量。AP1000的模块分为结构模块、管道模块和设备模块。西屋 公司的设计已经有了具体的模块种类、数量及其安装位置。总体来看，模块化设计不再是一项新的技术，有过成熟的应用，也可以预期模块化安装将直接带来工期的 缩短，同时潜在地节省后续机组的投资。但目前引进该项技术可能会受到制造业水平和大型施工机具能力的制约。

由于系统的简化、模块化建造方式、虚拟技术的引入，将使AP1000的建 设周期得到显着压缩。从现场准备、大型设备订货到商业运行所需的建设总工期为60个月。其中，现场准备、大型设备订货到第一罐混凝土为18个月；第一罐混 凝土到装料为36个月；再经6个月的调试转入商业运行。

　　简洁的系统

　　一 、反应堆系统

AP1000的堆芯由157个14英尺的 Robust 燃料组件构成，其名义热功率为 3400MWt。AP1000的堆芯设计基本上保持了传统 PWR 堆芯设计的思想。在堆芯构造、设计准则、分析方法以及运行保护值的确定等方面，AP1000的设计完全遵循传统 PWR 的设计理念。

AP1000的燃料组件是由西屋公司在有实际运行经验的17×17 XL Robust燃料组件的基础上结合一些经过验证的成熟技术设计形成。改进设计后的燃料组件在热工水力和燃耗方面的性能得到进一步提高并且更便于维修。对于 可燃毒物西屋公司提供了IFBA和钆两种建议。

AP1000堆芯核设计依据与第二代压水堆基本相同。具备不调硼负荷跟随能力；从初始堆芯开始就实现18个月长燃料循环；设计工具先进；设计方法和设计内容与第二代压水堆相比有一定改进；达到第三代压水堆的要求。是世界上先进的堆芯核设计之一。

AP1000的堆芯热工水力设计采用的是成熟的可靠的传统的设计思路和技 术；西屋公司提供的堆芯功率、系统压力、冷却剂流量和温度等数据与堆芯 DNBR裕量是相互自洽匹配的，这些数据是可信的；AP1000沿袭西屋的设计传统留有足够的堆芯 DNBR 裕量（19%）且满足 URD关于15%的热工裕量的要求；AP1000降低一次侧温度为保证堆芯热工裕量带来了比较大的贡献但导致二次侧主蒸汽参数降低。

　　二、反应堆冷却剂系统

AP1000反应堆冷却剂系统的主要功能与传统压水堆核电站的功能要求相 同，因而两者的设计基准、主要设备的安全分级、制造质量要求、抗震要求以及选材方面的考虑也基本相同。但由于AP1000安全系统的非能动化，降低了冷却 剂系统及其相连系统的某些安全功能的要求，因而在冷却剂系统及其设备的设计上均有许多不同的特点两台蒸汽发生器对称布置，系统管路由两个主冷却剂环路构 成。每个环路的冷端完全相同，并采用了大半径弯管使管路流动阻力降低，并为调节冷热管不同的膨胀率提供柔韧性。管子整体锻造，消除焊缝，既降低成本，也减 少在役检查的工作量。管路结构和材料的选择显着降低了管子的应力。主泵采用屏蔽式泵，电机与水泵共用一根转动轴，其间没有联轴器，所有转动部件均被包容在 与主回路冷却剂相连通的承压壳中。由于屏蔽泵没有轴封，使主回路成为一个“封闭的”系统，传统压水堆核电站中的轴封LOCA事件在AP1000设计中不会 发生。

另外，主泵直接安装在蒸汽发生器下封头上，可使泵与蒸汽发生器采用同一个 支撑，大大简化了支撑系统与主回路相连的接口减少，压力边界的完整性得到更可靠的保障。在AP1000设计中，与主回路相连的系统主要包括正常余热排出系 统和化容系统。这些系统与主回路间至少有两重的隔离设施，且主冷却剂压力边界在安全壳以内，降低了安全壳旁路风险。正常余热排出系统的设计压力高于传 统设计，在安全壳以内的管道设计压力与主回路相同，在安全壳以外管道的极限承载能力不低于主回路运行压力。化容系统的换热器及净化设施移到安全壳内，实际 上已构成主冷却剂系统的一部分，并由主泵提供驱动压头。而包括补水泵等设备在内的其它部分位于安全壳外，正常运行时不需要连续运行，间歇期内与主回路隔 离。在非能动专设安全设施中，一些管道的隔离阀不再是反应堆冷却剂系统的压力边界，这类阀门的误动作或隔离失效不会危及到冷却剂压力边界的完整性，例如： 堆芯补水箱和非能动换热器的隔离阀。

AP1000压力边界隔离设施除了传统的高可靠性阀门外，如：安全阀和前三级自动卸压阀，还采用了高可靠性的无泄漏的隔离边界爆破阀（Squib Valve）。

综上所述，AP1000反应堆冷却剂系统采用了简化、安全和紧凑布置的设计，压力边界相对于传统压水堆核电站有所简化，冷却剂压力边界的完整性比传统设计更加可靠。

　　非能动安全系统

AP1000 设计的性变化在设计理念上，这就是采用非能动方式简化安全系统。核电站安全系统有能动安全和非能动安全之分，其区别在于这些系统的安全功能的实现是否 依赖外界的电能或动力以及人员的操作。当前运行中核电站的安全系统大都是能动的。非能动安全概念是20世纪80年代提出的一种旨在提高核电站安全性和可靠 性的新概念。非能动安全系统安全功能依靠状态的变化、储能的释放或自主的动作来实现，如利用流体被加热或蒸发、冷却或冷凝而产生的密度差形成驱动压头或位 差形成的重力压头，无需任何外部动力，在事故工况下，实现应急堆芯冷却和安全壳喷淋，导出堆芯和安全壳内的热量，确保安全壳的完整性。在保留现有核电站的 主要工艺技术的基础上，非能动安全概念的引入，使核电站安全系统的设计发生了根本的变化。这种非能动安全系统不仅简化了专设安全设施，而且可以减少人员干 预而可能产生的误动作，改善了人机关系，提高了核电站的安全性。这一设计理念的更新，还使核电厂成本显着下降。正是基于这种设计理念，西屋公司推出 AP600和AP1000类型电厂。

　　一、非能动堆芯冷却系统

AP1000非能动堆芯冷却系统包括非能动余热去除系统和安全注入系统。 与传统压水堆应急堆芯冷却系统相比，AP1000非能动堆芯冷却系统除了具有安全注射和应急硼化的功能外，还具有堆芯应急衰变热导出和安全壳 pH 值控制的功能，替代了传统压水堆辅助（应急）给水系统和安全壳喷淋系统的部分功能。

在反应堆冷却剂系统中，引入一个非能动热交换器。当冷却剂泵失效时，水流 自然循环到该热交换器，后者将热量载带到安全壳内的换料水箱（IRWST）。传热过程无需动力。当 IRWST达到饱和时，向安全壳大气蒸发，非能动安全壳冷却系统动作，冷凝水沿壳壁流回环料水池，可以实现长时间的堆芯冷却。

安全注入系统由两台堆芯补给水箱（CMT）、两台安全注射箱和IRWST 组成，连接于反应堆冷却剂环路并充满硼水，注射依靠重力和气体储能的释放。当正常上充水系统失效时，可应付小泄漏及由失水事故引起的大泄漏，CMT、安全 注射水箱和IRWST 为堆芯提供冷却。依靠 IRWST 提供冷却水注入保持LOCA后期冷却和余热去除，和安全壳冷却系统一起建立再循环，使堆芯保持淹没。

　　二、非能动安全壳冷却系统

AP1000非能动安全壳冷却系统与传统压水堆的安全壳喷淋系统的主要功能相同，其作用是发生LOCA事故或主蒸汽管破裂事故发生在安全壳内时，排出安全壳内的热量。

非能动安全壳冷却系统以钢安全壳作为传热界面，将空气从外层屏蔽壳入口引 入，通过外部环廊到达底部，在空气折流板底部转向180度，进入内部环廊，再沿安全壳内壁向上流动。由于内部环廊空气被加热和水蒸气存在，造成内外环廊空 气密度差，形成空气的自然循环，空气最终从屏蔽壳顶部烟囱排出。在安全壳顶部设有可供72小时的冷却水贮存箱，水依靠重力向下流，在钢安全壳弧顶和壳壁外 侧形成一层水膜。当安全壳内压力或温度过高时，系统自动开启。由形成的水膜和空气自然循环导出安全壳内的热量，降低安全壳的压力，保证安全壳不受损坏。

　　三、非能动安全壳裂变产物去除系统

AP1000在设计上没有安全相关的安全壳喷淋系统用于去除安全壳中的裂 变产物。安全壳大气中活性物质的去除完全靠自然的过程（如沉淀、扩散、热迁移等）。事故后如安全壳内放射性活度升高，由防火系统提供的非能动安全壳喷淋系 统在安全壳外充氮罐的压力作用下进行喷淋，以裂变产物的释放。绝大多数非气态活性物质最终沉积在安全壳地坑冷却水中。非能动主控室可居留系统失去交流 电源时，主控室非能动应急可居留系统向主控室通风和充气，维持工作人员可以继续居留的环境至少72小时，并兼作主控室、仪表间和直流设备室的非能动热阱。

　　四、非能动主控室可居留系统

失去交流电源时，主控室非能动应急可居留系统向主控室通风和充气，维持工作人员可以继续居留的环境至少72小时，并兼作主控室、仪表间和直流设备室的非能动热阱。

　　数字化仪控系统

AP1000仪控系统是一个先进的分散式计算机控制系统(即 DCS)，是西屋在长期积累的经验基础上逐步完善、开发的系统，得到过检验，是一个成熟的系统。但由于AP1000在安全系统上采用了非能动设计，许多专 设安全设施驱动系统(ESFAS)被简化甚至取消，所以相应的仪控系统也简化了。但若今后在安全级部分采用Advant（AC160）系统，则有可能纳入 在线偏离泡核沸腾保护与线功率密度保护(即 DNBR 保护与 LPD 保护) DAS（多样性系统）作为保护系统的多样性后备，是AP1000仪控系统七大功能组之一，在AP1000设计中更为重视。DAS是个的计算机系统,这 也是AP1000在提高安全性措施方面除了非能动设计以外的一项重要措施。

　　一、电气系统

非能动安全系统的设计，使AP1000对其交流供电系统无安全方面的要求，也无实体隔离要求。厂外供电系统仅向机组提供正常启动和正常停堆用的电源，也不需要冗余。

厂内交流供电系统是非1E级系统，无任何安全相关功能，也不需要应急柴油发电机组。该系统中唯一的1E级设备是与反应堆主泵串联的二台断路器，确保主泵在失去交流电源后可靠断开。其它设备不需实体隔离，可以通用。

备用柴油发电机是非1E级设备，当主交流电源全部失去后，可以在120s后对相关负荷进行供电。

完成安全相关功能所必需的唯一电源是1E级直流和UPS供电系统。由于 AP1000的直流负荷比M310的直流负荷小得多，4组1000AH的蓄电池组便可满足安全相关功能72小时的供电需求。72小时后还可以由两台辅助柴 油发电机(480v,35kw)向安全相关功能供电4天。

由于 AP1000 的屏蔽式主泵无大的飞轮惯性，故其要求在失去主交流时，供电系统应能保持大于3秒的供电时间。这一要求由发电机的惯性惰走发电来满足。

　　二、汽轮发电机系统

常规岛主要设备的选型与核岛的选型没有直接的关系，因此常规岛的方案选择 有一定的灵活性。AP1000技术文件所提供的核电站的常规岛部分只是示意性质，现有数据表明，目前的配备留有较大的裕度，具体工程选择的空间很大。 AP1000文件的常规岛示意部分，与其他压水堆核电站的常规岛部分无明显区别。

　　三、辅助系统

　　a)        化容系统

由于非能动安全设施的应用，AP1000化容系统不再执行安全功能，相应 地，该系统设计级别降低为非安全级。除少量隔离设施（如：安全壳隔离、主冷却剂隔离）外，系统中其它设施均为非安全相关设施。由于系统设计简化、系统设计 级别降低及设备级别降低，不仅可以降低相关造价，而且有助于实现相关国产化自主化目标。

化容系统的安全功能有：隔离贯穿安全壳的管线、终止意外硼稀释、在稳压器 或蒸发器高水位时停止上充等。方法是通过温度、压力、水位信号触发相应的控制系统来实现化容系统的上述安全功能。当前的I&C系统与设计都已达到 相当完善、可靠的水平，所以，实现化容系统的安全功能的方法也是常规设计。这样，AP1000化容系统所有的功能设计都可以从普遍的民用设计和应用中得到 经验、依据，同时设备设计、制造也是无特殊要求，因此其设计技术是成熟的。

相对于传统压水堆，AP1000的化容系统不同之处有：上充泵只用作上充，不兼顾高压安注功能不参与负荷跟踪化容系统的净化回路移至安全壳内，实际上已构成主冷却剂系统的一部分，并由主泵提供驱动压头；其它部分位于安全壳以外，一般被隔离，不构成冷却剂的承压边界。

由于AP1000主泵采用了无泄漏且不需要轴封注入的屏蔽式泵，而棒控系统可以在不调硼的条件下进行负荷跟踪，故正常运行时位于安全壳外的化容子系统不需要连续运行，间歇期内它们与主回路隔离。

　　b)        防火系统

为满足防火设计基准要求，AP1000构思了一种革新型的核电厂防火设计 理念，在纵深防御对策的前提下，进一步提出了区别对待，重点防御的防火策略。AP1000配置2套消防系统，一套专供确保反应堆安全的非能动消防系统（安 全壳内高位水箱 PCCWST +满足抗震I类要求的消防水立管供水管线），另一套确保全厂发电安全生产的能动消防系统（非抗震的消防水池+消防泵+供配水管线）。

由于采用了非能动的消防系统，反应堆安全系统的防火保护得到了可靠保 证，AP1000的消防系统就比传统的PWR消防系统更简化、经济。其设计和设备分级要求也将有相应变动，例如水泵不再需要配置应急动力电源，对诸如水 泵、输配水管路、阀门等消防设备（尤其是大容积消防水池）无特殊抗震分析或鉴定要求，由此相应降低了核电消防工程造价。同时，非安全相关的部分可以采用与 常规火力发电厂相应的防火设计标准。

AP1000防火分区的设计原则与M310基本相同。与传统的PWR电厂 设计相比，由于AP1000安全系统的非能动化，它们就无需配置电动泵、动力电缆以及相应所需的润滑与冷却油料。初步定性的防火分析结果表明，核岛火荷载 将减到最低程度，因而大大降低了火灾在安全重要场所发生的概率。

　　c)        燃料贮存和操作系统

AP1000燃料贮存和操作系统的设计和设备制造均遵循美国有关的规范和标准，设计中采取了相应的措施保证本系统运行的安全性能。

本系统所包括的五部分（新燃料贮存、乏燃料贮存、乏燃料水池冷却系统，轻 荷载操作系统和高架重荷载操作系统）的设计基准和功能要求与M310核燃料装卸贮存系统所采用的RCC-P中的规定基本相同。设计上的主要改进是：新燃料 和乏燃料格架的力学分析和与环境的适应性有更为具体和明确的要求，抗震和设备分级要求提高，安全性更有保障。乏燃料水池冷却系统设计布置简化，设备数量减 少，提高了经济性和运行可靠性。燃料操作分区布置使换料操作更为简捷和安全。环吊设计为安全相关级，抗震I类，安全性提高。

　　d)        空调、供热、冷却及通风系统

由于AP1000方案采用非能动专设安全设施的特点, AP1000的全厂通风、供热、冷却和空调系统中,除个别功能 (主控制室边界和安全壳边界隔离功能及主控制室进风放射性测量功能)为安全相关功能外,其余功能都是非安全相关功能,因而采用的设备都是非安全级、非抗震 Ⅰ类设备,也不需采用安全级的柴油发电机作为备用电源，这样就大大降低了对设备的要求，也降低了造价。

AP1000设计中为保证主控制室应急可居留性的主控制室应急可居留性系 统不再采用传统的 HVAC 设备，而采用非能动的压缩空气贮罐及相关的管道系统，在应急情况下给主控制室压力边界内提供所要求的压缩空气，以保证在事故后72小时内主控制室（11 人）压力边界内CO2含量低于0.5%。同时，采用的主控制室非能动热阱可事故后72小时内主控制室压力边界内的温度低于人员可靠操作的限值。

采用非能动的主控制室应急可居留性系统减少了应急情况下对应急电源的依赖，降低了由于应急电源失效或能动设备故障造成系统失效的概率，从而提高了系统的可靠性和电厂的安全性。

　　e)        放射性废物管理系统

一个堆先进与否与三废处理系统没有直接关系，业主完全可以另行选购一套三废处理系统，而丝毫不影响核电站的性能。

AP1000的三废处理系统并非最先进的系统，但是完全满足了美国联邦法规 10CFR71、10CFR50、10CFR61和10CFR20的相应要求：

AP1000 废气处理系统处理后的气载放射性核素排放总量满足10CFR50 的要求，同时也满足我国GB6249的气载放射性流出物年排放量控制值的要求；其释放浓度满足10CFR20的要求，而我国目前对气载放射性流出物仅要求 净化处理后经烟囱排放，并无具体的排放浓度要求。但是，AP1000的气载放射性核素排放总量已经接近GB6249的排放总量限值要求，且所剩裕量不多， 还需西屋公司详细解释气载放射性核素的排放。

AP1000固体废物处理方案满足美国联邦法规 10CFR71、10CFR50、10CFR61和10CFR20的相应要求。西屋公司在DCD文件中推荐选用移动处理系统对 AP1000进行固体废物处理，以便于日后更新固体废物处理技术。

　　f)          辐射防护系统

AP1000设计中所有的源项计算都采用了常规的成熟技术，并考虑了运行经验数据的反馈。计算结果表明设计是合理的。

AP1000有关反应堆冷却剂源项的计算是合理的，由于未计入瞬态，因此 不是保守的。尽管核电厂中只有以CO2形态排放的一小部分14C才会对人体产生辐射剂量，但现在的趋势是开始重视压水堆核电站排出的14C。因此，对反应 堆冷却剂中14C的产生和形态应加以分析。从DCD第11章的相关内容来看，AP1000仅给出了14C的气载放射性年排放总量，并没有给出各种形态的 14C的份额。但这不会影响屏蔽层厚度的计算，仅对监测和环境影响评价有影响。