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压水堆核电厂运行
课程论文
AP1000核电厂二代压水堆
安全设施和系统的比较
学生姓名：
班 级：090
学 号：090
二零一二年十一月
AP1000核电厂二代压水堆安全设施和系统的比较
AP1000简介
AP1000又称为先进压水堆，自美国三里岛核电站和苏联切尔诺贝利核电站事故发生以来，暴露了二代核电厂设计中的一些根本性的弱点和安全隐患。迫切的需要一种安全又可
2、靠的新型核电厂来取代二代核电厂。20世纪80年代中期开始，美国EPRI与NRC的支持下，经过多年努力，制定了一个能被供货商、投资方、业主、核安全局、用户和公众各方面都能被接受的，提高电厂安全性和改善经济性的设计基础，1990年，发表了适用于先进轻水堆核电厂设计的URD，1994年欧共体制定了EUR。现在人们通常把符合URD和EUR要求的核反应堆称作先进堆核电厂。
非能动安全系统
AP1000先进非能动型压水堆是美国西屋公司在AP600的基础上研发的。AP1000采用了大量的非能动安全设计，大大的提高了反应堆的自然安全性。非能动安全系统的采用使其对比与二代压水堆具有更大的优越性。非能
3、动安全系统不需要操纵员的行动来缓解设计基准事故。这些系统仅仅利用自然力因素，例如重力、自然循环和压缩空气来使系统工作，而不需要采用泵，风机，柴油机，冷水机或其他机器。
非能动安全系统不需要大规模的能动安全支持系统（例如，交流电源，HVAC，冷却水以及有关抗震厂房来安置这些部件）而这些在典型的常规二代核电厂里是必须的。因此，支持系统不再必须是安全级的，它们有的被简化有的被消去了。而且，设备的减少和简化大大的降低了事故下操纵员的操控难度和复杂度，减小认为控制出错的概率，增加了控制的安全性。
AP1000核电厂的非能动安全系统有：1.非能动堆芯冷却系统（PXS）;2.非能动余热排出系统（PRHR
4、3.非能动安全壳冷却系统（PCS）;4.主控室应急可居留性系统（VES）;5.安全壳隔离系统。
（1） 、非能动堆芯冷却系统（PXS）
PXS利用3个非能动水源通过安注来维持堆芯冷却。注射水源包括堆芯补给水箱、安注箱、换料水贮存水箱（IRWST)。长期的注射水由IRWST依靠重力提供。其结构如图
（2） 、非能动余热排出系统（PRHR）
非能动余热排出系统提供了一套100%容量非能动余热排出的热交换器（PRHR HX），PRHR保护核电厂免受能导致正常的蒸汽发生器给水和蒸汽系统失常的瞬态的影响。IRWST为HX提供了热阱，IRWST中的水在沸腾之前吸收衰变热的时间超过1h。一旦
5、开始沸腾，蒸汽会排向安全壳，这部分蒸汽会在钢制安全壳上凝结，凝结后又依靠重力回流到IRWST中，从而带走大量的堆芯热量。PRHR HX和非能动安全壳冷却系统提供了长期的衰变热排出能力，而且不需要操纵人员的行动。大大的保证了堆芯的安全。其结构示意图如下
（3） 、非能动安全壳冷却系统（PCS）
安全壳是包容反应堆冷却剂系统和一些重要的安全系统、防止在反应堆失水事故和严重事故下放射性物质向环境释放、并保护反应堆冷却剂承压边界和安全系统抗御外部事件的构筑物。
非能动安全壳系统作为AP1000先进性的标志性改进，其作用巨大，核电厂的一系列改进都是以其为核心。非能动
6、安全壳系统为核电厂提供了安全相关的最终热阱，在事故后，非能动安全壳冷却系统能有效的冷却安全壳，
使压力迅速下降并不超过设计压力。
其具体设计如图
相比于二代核电厂房，其安全壳顶部的水箱式AP1000的标志。
而且相比于二代压水堆的安全壳，AP1000的安全壳结构更简单，设备更少，维护与检查更方便，减少了因设备故障发生事故的概率。其内衬的钢内壳可以有效的包容放射性的废气以及气溶胶的扩散。
二代压水堆的安全壳结构如图
从设计示意图可以看出AP1000的安全壳与二代压水堆有巨大的差异，彻底的进行了安全性的改进。
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（4） 、主控室应急可居留性系统（VES）
主控室应急可居留性系统为主控室在电厂事故以后提供新鲜空气，冷却和增压。在接收到主控室高辐射信号后该系统启动一旦系统开始运行，所有的功能都是非能动的。VES空气气源来自一组压缩空气贮存箱。而且使主控室保持正压，阻止放射物的渗入。
（5） 、安全壳隔离系统
AP1000的反应堆安全壳隔离系统相比二代压水堆电厂有显著的改进，一项重大的改进是大幅度减少了贯穿件的数量。而且打开的贯穿件的数量也减少了60%。另外，不要求贯穿件具有支持事故后缓解的功能。从图中可以看出。
安全系统性能总结
从上述的各个系统中可以看出，AP1000在安全系统方面做出了诸多改进。使反应堆更安全可靠，使其事故发生概率大大减小，使认为操作失误发生的事故概率减小，使因反应堆设计原因所导致的可能性事故发生的概率大大减小。在安全壳上做出了巨大改进，充分利用了非能动的安全因素来提高电厂的安全性以及稳定性。是新一代的可靠电厂。
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