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1、先进型压水堆核电机组AP1000综述 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。
2、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 Tex
3、as 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
4、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
5、°F ≤8英寸LOCA堆芯不裸露 大LOCA时PCT（具不确定性） 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
6、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
7、 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
8、 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
9、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
10、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
11、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
12、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AP10
13、00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
14、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。
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