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先进型压水堆核电机组AP1000综述

[日期：2007-3-16]
来源：  作者：龚渊
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一、AP1000的总体概况和技术特点
1. 总体概况
AP1000是西屋公司开发的一种双环路1000 MW的压水堆核电机组，其主要特点有：采用非能动的安全系统，安全相关系统和部件大幅减少、具有竞争力的发电成本、60年的设计寿命、数字化仪空室、容量因子高、易于建造(工厂制造和现场建造同步进行)等，其设计与性能特点满足用户要求文件（URD）的要求。
西屋公司在开发AP1000之前，已完成了AP600的开发工作，并于1998年9月获得美国核管会（NRC）的最终设计批准（FDA），1999年12月则获得NRC的设计许可证，该设计许可证的有效期为15年。西屋公司投入了大量人力，通过大量的实体试验和众多听证与答辩来确保其设计的成熟性。
AP1000基本上保留了AP600核岛底座的尺寸，但也作了适当的设计改进以提升AP1000的先进性和竞争力：增加堆芯长度和燃料组件的数目；加大核蒸汽供应系统主要部件的尺寸；适当增加反应堆压力壳的高度；采用△125的蒸汽发生器；采用大型密封反应堆主泵（装备有变速调节器）；采用大型的稳压器；增加安全壳的高度；增加某些非能动安全系统部件的容量；增加汽轮机岛的尺寸和容量等。
2. 主要技术特点
反应堆采用西屋成熟的Model314技术，该技术已成功地用于比利时Doel-4、Tihange-3和美国South Texas Project电站上。
反应堆冷却系统为二环路设计，每个环路通过冷却剂管道联接有一台大容量蒸汽发生器和两台密封式的冷却剂泵，此外冷却系统上还联接有一台稳压器。
采用非能动的安全系统。它采用双层安全壳，并保留了AP600的非能动安全系统的构架，系统设计简化，安全性大大提高。
仪控系统是基于Sizewell B的全数字技术而开发完成的，特别采用了经验证的数字化安全系统，采用了紧凑型的工作站式的控制室，采用了基于影像技术的人-机接口。
二、AP1000的安全性、经济性与成熟性
1. AP1000的安全性
AP1000采用失效概率低的非能动安全系统，大大提升了机组的安全性，其堆芯熔化概率（CDF）仅3×10-7/堆年，远低于URD的10-5/堆年的要求，其安全裕度与堆芯熔化概率较典型二代压水堆核电站以及AP600都有了长足的进步。其非能动堆芯冷却系统如下图所示：

核电站有关的概率安全评价对比结果如下图所示：

安全裕量对照如下表所示：
比较项目
典型电厂
AP600
AP1000
相对于DNBR限值的失流裕量
1%—5%
15.8%
19%
给水管破口的过冷裕量
>-18℃
77℃
60℃
蒸汽发生器管破损
要求操纵员在10分钟内动作
操纵员不需任何动作(自动完成)
小破口LOCA
≤3英寸LOCA堆芯不裸露，PCT约1500°F
≤8英寸LOCA堆芯不裸露
大破口LOCA时PCT（具有不确定性）
1093—1204℃
913℃
1162℃
2. AP1000的经济性
由于采用了非能动安全系统，减少了50%的阀门、35%的泵、80%的管道、45%的抗震建筑和70%的电缆，还大幅减少能动安全设备、构筑物和安全电源，使投资大大下降并缩短工期，提高了电站经济性和价格竞争力。对照结果如下图：

阀门 泵 管道 抗震建筑 电缆
减少50% 减少35% 减少80% 减少45% 减少70%
标准二代压水堆核电站 AP1000核电站
3. AP1000的成熟性
AP600经过7年的开发试验与论证，1999年12月得到NRC的最终设计批准，无论其设计还是执照申请都是成熟的。
AP1000保留了AP600的设计特点，但又进行了适当的优化和改进，相对于AP600所作的改进与变更，AP1000都采用了经验证的成熟技术；AP1000是一种满足URD要求的成熟堆型，其工艺系统设置借鉴了成熟压水核电站的设计经验。 AP1000工艺系统设置如下表：
系统代码
系统名称
系统代码
系统名称
系统代码
系统名称
ASS
辅助蒸汽供应系统
DXS
去污系统
LOS
主汽轮机和发电机润滑油系统
BDS
蒸汽发生器排污系统
ECS
主交流电电源系统
MES
气象和环境监控系统
BVS
汽轮机厂房蓄电池室HVAC系统
EDS
非1E级直流电和UPS系统
MHS
机械操作系统
CAS
压缩空气和仪表空气系统
EFS
通讯系统
MSS
主蒸汽系统
CCS
设备冷却水系统
EGS
接地和避雷保护系统
MTS
主汽轮机系统
CDS
凝结水系统
EHS
特殊工艺伴热系统
NVS
网控楼HVAC系统
CES
冷凝器管清洁系统
ELS
电站照明系统
OCS
运行和控制中心
CFS
常规岛化学加药系统
EQS
阴极保护系统
OPS
绝缘油净化系统
CMS
冷凝器排气系统
FHS
装换料系统
OWS
开式循环冷却水系统
CNS
安全壳系统
FPS
消防系统
PCS
非能动安全壳冷却系统
CPS
凝结水精处理系统
FSS
启停给水系统
PGS
电站气体系统
CVS
化学和容积控制系统
FWS
主给水系统
PLS
电站控制系统
CWS
循环水系统
GSS
汽轮机轴封系统
PMS
保护和安全监控系统
DAS
多样化驱动系统
GVS
GIS开关站通风系统
PPS
厂区生产水供应系统
DDS
数据显示和处理系统
HCS
发电机氢气和二氧化碳系统
PSS
一回路取样系统
DOS
备用柴油机燃油系统
HDS
加热器疏水系统
PTS
厂区除盐水原水系统
DPS
厂区生活水供应系统
HPS
氢气供应系统
PVS
凝结水处理控制室通风及空调系统
DRS
厂区雨水排放系统
HSS
氢气密封油系统
PWS
生活水系统
DTS
除盐水处理系统
HVS
制氢站HVAC系统
PXS
非能动堆芯冷却系统
DVS
除盐水厂房HVAC系统
IDS
1E级直流电和UPS系统
RCS
反应堆冷却系统
DWS
除盐水贮存和分配系统
IIS
堆内仪表系统
KWS
饮用水系统
VZS
柴油发电机厂房供暖和通风系统
TDS
汽轮机厂房疏水、排气和泄压系统
RDS
屋面排水系统
WDS
常规岛除盐水分配系统
TES
汽轮机抽汽系统
RMS
辐射监测系统
WGS
气体废物系统
TOS
主汽轮机控制和夜诊断系统
RNS
正常余热导出系统
WIS
循环水加药系统
TVS
闭路电视系统(核运行)
RVS
汽机厂房配电间HVAC系统
WLS
液体废物系统
TVS
闭路电视系统（保卫）
RWS
原水系统
WPS
厂区生产废水排放系统
VAS
放射性控制区通风系统
RXS
反应堆本体系统
WRS
放射性废物疏排系统
VBS
核岛非放射性通风系统
SDS
生活污水排放系统
WSS
固体废物系统
VCS
安全壳再循环冷却系统
SES
电站实体保卫系统
WWS
生产废水系统
VES
主控室应急可居留系统
SFS
乏燃料池冷却系统
ZAS
主发电机系统
VFS
安全壳空气过滤系统
SGS
蒸汽发生器系统
ZBS
开关站和厂外电源系统
VHS
物理保健和热机加工车间HVAC系统
SJS
地震监测系统
ZOS
现场备用电源系统
VLS
安全壳氢气控制系统
SMS
特殊监测系统
ZVS
励磁和电压调节系统
VPS
联合泵房通风系统
SPS
厂区生活污水排放系统
VYS
热水加热系统
VRS
废物厂房 HVAC 系统
SRS
汽水分离再热器系统
TBS
汽机旁路系统
VTS
汽轮机厂房通风系统
SSS
二回路取样系统
TCS
汽轮机厂房闭式冷却水系统
VUS
安全壳泄漏率试验系统
STS
模拟机培训系统
VXS
附属/辅助厂房非放射性通风系统
VWS
中央冷冻水系统
SVS
汽机房封闭楼梯间正压通风系统
SWS
厂用水系统

4. AP1000技术的厂址兼容性
据了解，我国大陆已通过初步可行性研究审查的核电候选厂址均能满足AP1000设计基准参数的要求，这表明AP1000核电机组在我国大陆核电候选厂址上都能建造。
三、AP1000先进的模块化建造
1. AP1000的模块化建造
模块化建造已作为AP1000电厂详细设计的组成部分，它直接带来了工期的缩短，同时潜在地节省了后续机组的投资。
2. AP1000的模块化类型
AP1000的模块分为结构模块、管道模块和设备模块。
结构模块分为以下几种：
—CA模块：注入混凝土的钢支架模块。
—CB模块：定位用的钢模板模块，将在其周围注入混凝土。
—CG模块：置于某处而形成构筑物的一部分，但并不安装机械设备。
—CH模块：置于某处而形成构筑物的一部分，同时还安装某些机械设备。
—CS模块：钢楼梯模块。
化容系统设备模块：

启动给水泵组模块

AP1000各种结构模块的数量及其所处位置如下表所示。

CA
CB
CG
CH
CS
总计
安全壳内
15
13
0
9
4
41
辅助厂房
7
1
0
23
11
42
汽机厂房
1
0
4
12
12
29
备件厂房
0
0
0
0
10
10
总 计
23
14
4
44
37
122
结束语
本文从安全性、经济性、技术特点等方面对AP1000先进型压水堆进行了简要描述，以期能增加对AP1000技术的了解。
通过三门核电一期工程AP1000首堆的建设，工程技术人员必将通过自身的努力和别人的帮助逐渐掌握第三代核电相关技术，以推动我国核电事业发展和后续核电自主化的建设。