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AP1000技术,其区别于二代加压水堆核电机组的主要

        发布时间:2018-09-14 15:44        编辑:北极电力网
 AP1000技术是美国西屋公司开发的第三代百万千瓦级先进压水堆核电机组,其堆芯采用西屋的加长型堆芯设计,这种堆芯设计已在比利时的Doel 4号机组、Tihange 3号机组等得到应用;燃料组件采用可靠性高的Performance+;主回路设计类似于美国燃烧工程公司(CE)设计的System 80。采用增大的蒸汽发生器(D125型),和正在运行的西屋大型蒸汽发生器相似;稳压器容积有所增大;主泵采用成熟的屏蔽式电动泵;主管道简化设计,减少焊缝和支撑;压力容器与西屋标准的三环路压力容器相似,取消了堆芯区的环焊缝,堆芯测量仪表布置在上封头,可在线测量。

  AP1000 单台机组NSSS的热功率为3415MWe ,电功率为1115MWe,热效率约为33%,机组可利用率为93%,堆芯熔化频率为:2.41×10-7/堆年,严重事故下大量放射性物资向环境释放概率为:1.95×10-8/堆年;机组采用单堆布置,反应堆厂房采用双层安全壳,内层为钢安全壳,外层为混凝土结构(其屋顶设置非能动安全壳冷却系统储水箱);施工安装过程采用模块化的建造模式,有利于缩短建造工期。

  AP1000区别于二代加压水堆核电机组的主要特点就是“非能动”的安全系统。“非能动”设计概念就是利用固有的热工水力特性,简化安全系统的设计,使核电站保证安全的措施不再依赖泵、风机等能动设备的运行,从而大幅度地减少了安全级的阀、泵、电缆及抗震厂房;取消了1E级应急柴油发电机系统;减少了大部分安全级能动设备;降低了大宗材料用量;系统简化使设计简化、工艺布置简化、施工量减少、运行及维修量也相应减少。设计中采用的非能动的严重事故预防和缓解措施使安全性能得到提高,同时也提高了机组和经济性。

  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,以限制裂变产物的释放。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。

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