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中国能源报/2010年/12月/13日/第019版核电非能动先进核电厂AP1000(下)核科学与技术专业博士刘志弢模块化施工就像搭积木AP1000采用先进的模块化建造技术。
整个核电厂分成了两种模块——结构模块和设备模块。
结构模块由各种型钢焊接连接而成，制作简单，安装和浇灌混凝土后就是核岛建筑结构的一部分。
每台AP1000核电机组有近120块结构模块。
结构模块又细分为CA、CB、CH、CS几类。
CA模块类似于“三明治”，就是两层钢板之间夹混凝土。
CA20模块是AP1000的最大一个结构模块，长205米，宽14.2米，高20.7米，近7层楼高，结构总重达749吨:加上吊具等起吊总重量达到968吨，相当于700多辆小汽车的重量。
CB模块吊装就位后把隔室分隔开，墙体一侧就能进行灌浆，而不影响另一侧的安装或者调试作业。
CH模块就像一副搭好的钢结构骨架，在场外预制好后整体吊装就位。
CS模块是公用模块，如楼梯等。
设备模块由设备、管道、仪表、阀门、支架以及固定用的型钢等组合而成，制作较复杂，精度、质量要求也高，不过尺寸和体积相对较小，就位后作为工艺系统的一部分。
每台AP1000核电机组有近70块设备模块。
除了以上两类模块外，AP1000还有1个特殊的结构——钢安全壳，它由多块大钢板焊接而成，可以看作是钢安全壳模块。
核电模块化技术一般有设计、预制、运输和吊装(安装)的环节和流程。
模块化建造技术就像是搭积木，在车间或现场预制区域将模块做好，然后利用超大型起重设备一个一个地进行搭接。
模块化技术使现场工作量发生了转移，从而做到平行施工，提高了生产效率和建造质量，加快了施工进度，降低了投资费用。
当然，模块化的施工需要有足够能力的运输吊装设备，以实现大型模块安全便捷的运输与安装；需要相当水平的加工本领，以实现大量模块“无缝”对接；需要发达的施工管理信息化水平，以保证平行作业有条不紊。
开启中国核电站模块化建造新时代AP1000施工是我国核电站首次成规模采用模块化建造技术。
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。
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。
AP1000和EPR两种核电技术的比较1、AP1000和EPR的安全系统采用了两种完全不同的设计理念AP1000安全系统采用“非能动”的设计理念，更好地达到“简化”的设计方针。
安全系统利用物质的自然特性：重力、自然循环、压缩气体的能量等简单的物理原理，不需要泵、交流电源、1E级应急柴油机，以及相应的通风、冷却水等支持系统，大大简化了安全系统（它们只在发生事故时才动作），大大降低了人因错误。
“非能动”安全系统的设计理念是压水堆核电技术中的一次重大革新。
EPR安全系统在传统第二代压水堆核电技术的基础上，采用“加”的设计理念，即用增加冗余度来提高安全性。
安全系统全部由两个系列增加到四个系列，EPR在增加安全水平的同时，增加了安全系统的复杂性。
核电站安全系统的设计基本上属于第二代压水堆核电技术，是一种改良性的变化。
2、AP1000和EPR的安全性的比较由于AP1000和EPR的安全系统采用了两种完全不同的设计理念AP1000 和E PR的安全性有较大的差别。
AP1000在发生事故后的堆芯损坏频率为5.0894×10-7/堆年比EPR的1.18×10-6 /堆年小2.3倍，大量放射性释放概率为5.94×10-8/堆年也比EPR的9.6×10-8/堆年小1.6倍（而且AP1000采用的设备可靠性数据均比较保守）；核电站发生事故后，AP1000操作员可不干预时间高达72小时，而EPR为半小时；AP1000 在发生堆芯熔化事故时，能有效地防止反应堆压力容器（第二道屏障）熔穿，将堆芯放射性熔融物保持在反应堆压力容器内，使放射性向环境释放的概率降到最低；而EPR不防止反应堆压力容器熔穿，堆芯放射性熔融物暂时滞留在堆腔内，然后采取措施延缓熔融物和安全壳（第三道屏障）底板的混凝土相互作用，防止安全壳底板熔穿。
AP1000的人因失误占堆熔频率的7.74%，共因失效占堆熔频率的57%，而EP R分别为29%和94%，AP1000 明显优于EPR。
第六章辅助系统6.3化学容积控制系统Chemical & Volume Control SystemChemical&Volume Control System（内部使用）注意本材料的内容及图片仅供内部学习使用，未经许可不得部学习使用未经许可不得在公开发表的论文及相关材料中引用、转载。
料中引用转载。
化学容积控制系统 概述CVS系统简介系统功能上充与下泄气体净化反应堆补水系统概述与先进的改良型核电厂相比，AP1000的化学和容积控制系统(CVS，简称化容系统)被大大地简化了。
其特点如下：AP1000的反应堆冷却剂泵RCP不需要轴封水（SealInjection）。
也不需要个连续运行的上充泵）。
也不需要一个连续运行的上充泵（Charging Pump）向RCS系统补水，而是利用RCP）的净化提供驱动力的扬程为反应堆冷却系统（RCS）的净化提供驱动力。
AP1000的反应堆堆在负荷跟踪运行时，芯堆不需要调整硼浓度。
这就明显地降低了堆芯的下泄流量并且消整硼浓度这就明显地降低了堆芯的下泄流量并且消除了对其进行硼和水再循环的需求。
概述与先进的改良型核电厂相比，AP1000的化学和容积控制系统(CVS)的设计简化还表现在：的设计简化还表现在远距离操纵的数量以近3倍的因子下降（46对17）。
取消了设置在安全壳内的卸压阀。
高压补给泵的数量由3台（1台运行、1台备用，另外1台允许进行维护）降低为2台（1台备用，另外1台允许进行维护），并且基本上消除了高压上充功能的电源消耗。
本上消除了高压上充功能的电源消耗取消了容积控制箱（Volume control tank）。
Boron recycle evaporator取消了硼再循环蒸发器（Boron recycle evaporator）取消了反应堆补水系统。
这个系统通常需要1个大型的封闭式水箱、2台泵、1个净化系统以及相应的管道、阀门和仪表。
台酸驳也被消2台硼酸驳运泵也被取消。
AP1000核电厂与二代压水堆核电厂放射性废物处理的比较摘要：AP1000放射性废物的处理采用单流程高效处理，放射性废物处理系统设计简单，且放射性废物处理工艺不仅可降低投资、运行、维护成本，实现废物处理的低成本，也有助于保障电厂安全、经济、可靠、高效地运行。
关键词放射性废物非能动离子交换器化容系统1 放射性废物的形成与分类核电厂发电的动力来源是核裂变产生的裂变能，裂变在释放能量的过程中，会产生大量的裂变产物及活化产物。
根据粗略估算，百万千瓦大型商用堆运行1年产生的裂变产物总量在1021～1022Bq，加上一回路结构材料的活化产生的活化产物就构成了反应堆放射性基本来源。
虽然反应堆的安全设计中，有燃料包壳及一回路承压边界及安全壳的纵深防御屏蔽措施，但是由于燃料包壳在特殊情况下的少量破损，一回路的正常泄漏以及与一回路相连的反应堆安全设施、核辅助设施的少量泄漏和控制区的检修活动等都会产生放射性废物。
1.1 放射性废气的来源与分类燃料包壳在正常运行期间由于在热应力、侵蚀或腐蚀作用下出现破损或由于加工过程中的缺陷出现破损，扩散到芯块之间的放射性裂变产物便会通过破损的包壳进入反应堆冷却剂。
包括一些惰性气体（如Xe，Kr等）、卤素气体（如131I）以及气溶胶等，这些构成放射性气体的基本来源。
一回路补给水中有溶解氧，冷却剂在堆芯经过辐照也分解产生氧，氧不仅是一种很活泼的腐蚀元素，而且还是其它元素侵蚀反应堆结构材料的催化剂，因此除了在机组启动过程中向一回路添加联氨除氧，正常功率运行时还应向一回路添加过量的氢气抑制水的辐照分解有利于氢气和氧气朝重新化合的方向反应。
这样一回路冷却剂中除了含有放射性气体，还含有大量H2，在吹扫过程及一回路废水的脱气过程中就会产生放射性含氢废气。
放射性废气除含氢废气外，还有含氧废气，这是因为核电厂中有若干在空气环境中运行的辅助系统及安全设施，其储存箱及系统的排气仅是一些含有氧气的低水平放射性废气，控制区内各厂房的通风排气，核岛厂房的定期泄压排气及一回路停堆氧化之后或每次反应堆启动除氧之前的排气，以上这些放射性废气统称之为含氧废气。
AP1000与二代改进型核电厂严重事故管理导则的比较摘要：简要介绍了ap1000严重事故管理导则（samg），并根据ap1000和二代改进型核电厂的各自特点以及严重事故预防缓解策略，对两者严重事故管理导则进行了对比分析，得到了ap1000严重事故管理导则的特点和差异，为国内严重事故管理导则的进一步开发和完善提供了基础。
关键词：ap1000；严重事故；samg中图分类号：tm623 文献标识码：a 文章编号：1006-6675（2013）15-一、引言ap1000作为三代核电厂，针对严重事故工况，设置了二代改进型核电厂中没有的非能动系统，比如非能动堆芯冷却系统（pxs）、非能动安全壳冷却系统（pcs），并增设了自动降压系统（ads）、堆内熔融物滞留（ivr）等缓解措施。
因此，ap1000的严重事故预防和缓解策略与二代改进型电厂有很大不同。
相应的，用于严重事故发生后为操纵员进行严重事故管理提供指导的samg也做出了相应的调整。
二、ap1000严重事故管理导则的开发在ap1000设计过程中，严重事故预防和缓解作为一个整体来考虑。
非能动电厂设计的主要的驱动力是事故管理理念：防止事故发展到堆芯损伤。
另外，在低概率的堆芯损伤事故中，电厂设施需要将损伤的堆芯碎片维持在安全壳内，以达到终止事故进程并使堆芯回到可控稳定的状态。
ap1000严重事故管理导则是基于ap600严重事故管理导则以及西屋用户组严重事故管理导则（wog samg）开放的。
ap1000严重事故管理导则主要应对堆芯受损之后的严重事故。
在堆芯受损之前，使用应急运行规程（eop），ap1000的eop基于ap1000的应急响应导则（egrs））。
在执行ap1000严重事故管理导则之后，不再执行ap1000erg。
ap1000严重事故管理导则包含了由psa发展而来的一些独特见解的应用以及过去20年总结的严重事故管理经验。
总之，严重事故管理导则是将目前对严重事故的认识水平，应用于处理实际电厂运行和技术问题。
AP1000非能动核电厂与第二代核电厂化学和容积控制系统的比较和分析发表时间：2016-04-26T14:24:35.790Z 来源：《电力设备》2015年第11期供稿作者：胡晓春[导读] 上海交通大学本文对AP1000非能动核电厂化学和容积控制系统(简称化容系统)独有的功能和特点进行了初步地研究。
(上海交通大学上海 200030)摘要：本文对AP1000非能动核电厂化学和容积控制系统(简称化容系统)独有的功能和特点进行了初步地研究，并与第二代核电厂的化容系统进行了简要的比较，分析两者的差别。
通过对AP1000化容系统设计理念的梳理和综合，来展现第三代核电厂的先进技术成果。
关键词：化容系统；简化；反应堆补水控制系统（RMCS）1 前言核能作为一种绿色安全的能源，使人们对核能发电有了新的认识并提出了更高的要求。
在压水堆核电厂中化学和容积控制系统（Chemical and Volume Control System, CVCS, 简称化容系统）是重要的辅助系统之一，保证了核电厂系统稳定经济运行。
化容系统一般具有下列功能：— 反应堆冷却剂的水化学控制；— 反应堆冷却剂的容积控制；— 反应堆冷却剂的清洗和净化；— 反应堆反应性控制；— 提供反应堆冷却剂泵的轴封注水；— 提供稳压器的辅助喷淋。
西屋经10年的设计和试验，开发了AP1000，并得到了美国核安全当局的批准，这个成果也促进了核电技术的重大突破和发展。
本文分析比较了AP1000和第二代压水堆核电厂的化容系统，对第三代AP1000化容系统独有的功能和特点进行了初步的研究，也展现了第三代核电技术的先进技术成果。
2 AP1000非能动核电厂与第二代核电厂的化容系统的比较2.1 系统功能的比较由于非能动安全设计的应用，AP1000化容系统不再执行安注安全功能，而是在原有的功能基础上增加了非安全有关的纵深防御功能，能够减少非能动安全系统运行或作为安全有关系统的备用。
这些功能提供保护以防止因非能动安全系统的不必要动作或因安全系统启动失败而导致电站不可利用率的增加。
纵深防御功能虽然为非安全相关，但它有助于减少计算的电站堆芯损坏频率和大量放射性物质释放频率，减少了员工的操作量和失误几率，增加了核电厂的稳定性和安全性。
2.2 系统流程的比较AP1000在第二代化容系统设置的基础上有了较大改进，由于一回路的每个环路上各安装了2台并联布置的屏蔽泵，代替了传统的单台轴封主泵，不需要轴封水系统和其他相关系统支持。
屏蔽泵立式倒置于蒸汽发生器底部汇水腔下，省去了中间管段。
而且在事故工况下，蒸汽发生器U行管内的凝结水可以靠重力流入堆芯，解决了设计中的水封问题，大大地简化整个化容系统流程。
第二代核电厂中，容积控制箱与稳压器共同承担反应堆冷却剂由于温度改变引起的容积变化，在负荷变化瞬态时，容积控制箱可以接纳稳压器不能容纳部分的反应堆冷却剂波动容积；通过容积控制箱中的喷嘴将下泄流在容积控制箱上部气空间喷淋雾化，使得下泄流中的放射性气体分离出来，并可排往废气系统，从而降低下泄流的放射性；而在AP1000化容系统取消了容积控制箱，取而代之的是通过放射性废液系统（WLS）的脱气装置来去除溶解在RCS中的裂变气体。
在冷停堆启动期间，AP1000的氧控制方式同第二代电站化容系统一样，通过化学添加箱把联氨加到补给泵吸入口来控制氧含量。
在正常运行时，第二代化容系统同添加联氨一样的方式，添加氢来控制氧含量，而AP1000的化容系统是通过电站气体系统（PGS）高压气瓶内的高压氢气直接注射入化容管道，将氢直接补充入RCS系统。
AP1000稳压器的液位控制是靠RCS稳压器控制系统来完成，而不再是通过传统的容积控制箱来接纳。
在取消容积控制箱的同时，AP1000化容系统也取消了与之有接口关系的硼酸驳运泵。
在第二代核电厂中，硼酸从硼酸贮存箱通过硼酸驳运泵进入容积控制箱（或直接进入上充泵），对RCS进行稀释硼化。
而在AP1000中，此流程被简化，如果需要稀释RCS,操作员在RMCS中选在“稀释”模式，该模式将添加一定量的除盐水。
此时三向混合阀全开，转换除盐水入口水源，达到需要的硼水浓度，通过补给泵,补水流可到达PXS安注箱，堆芯补水箱（CMT）和安全壳内置换料水箱（IRWST）中。
相比第二代核电厂化容系统，AP1000化容系统的流程中增加了注锌系统，向RCS连续添加醋酸锌溶液，大大地降低环路中冷却剂的放射性污染和腐蚀。
由于AP1000一回路中采用了屏蔽泵，进行密封注水，因此取消了化容系统补给泵的轴封注水功能，而补给泵也只用作主系统补水。
由于采用了先进的非能动堆芯冷却系统，补给泵也不再兼顾高压安注功能，不再承担安全相关功能；同时补给泵是间断运行的，而不像第二代核电厂化容系统中必须持续进行上充的运作。
在第二代核电厂化容系统中，往复上充泵用于反应堆冷却剂系统的水压试验以及必要时RCP的轴封注水，AP1000中取消了此泵，设置了临时水压试验泵的接口。
通过一台CVS补水泵出口线上DN80的法兰接口来满足水压试验要求，进行初始水压试验时，只需一台临时水压试验泵连接法兰接口，需要比补水泵能达到的压力更高的压力，这样做也大大地简化了流程。
综上所述，AP1000化容系统在保证一回路正常运行及执行其安全功能的前提下，大大简化了系统流程，减少了许多设备，降低了成本，并对简化厂房布置，运行人员的操作等都有明显的优势2.3 系统运行和性能的比较AP1000化容系统由以下子系统组成：下泄子系统、净化回路子系统、补水子系统、除盐床树脂冲洗和反冲洗子系统、锌/氢注射子系统、辅助喷淋子系统，并且支持安全壳隔离的安全相关部分组成了反应堆冷却剂压力边界，提供意外硼稀释保护和下泄隔离。
第二代核电厂化容系统正常运行时，下泄流依次经过再生热交换器、降压孔板和下泄热交换器降压冷却后，通过净化床及过滤器，进入容积控制箱中，上充泵再从中吸水注入反应堆冷却剂系统，在这整个过程中要做到下泄-净化-上充的持续性及流量平衡；AP1000化容系统在此基础上进行了改进，下泄流经过再生和下泄热交换器冷却后，经过一台混床(需要时通过阳床)，再经再生热交换器壳侧，加热后返回反应堆冷却剂泵的吸入口。
AP1000净化回路的驱动力为反应堆冷却剂泵的压头，因此不需要持续运行化容补水泵就可以提供连续的净化。
需要降低稳压器液位时，反应堆补水控制系统（RMCS）与稳压器液位控制程序一起维持稳压器在正常预期的液位范围内，控制下泄系统部件，从净化回路移出下泄流，经下泄孔板降压，通过下泄隔离阀流出安全壳排往放射性废液系统（WLS）暂存箱，需要时可通过补水返回反应堆冷却剂系统。
AP1000化容系统的化学控制中，改变了通过容积控制箱加氢的方式，而是通过高压钢瓶直接把氢气注入RCS的环路中。
除了通过添加传统的氢氧化锂和联氨来控制pH值外，还增加一套加锌的组件，包括注锌泵和注锌箱，通过注入醋酸锌可以有效的减少在奥氏体不锈钢和镍基合金上腐蚀的产生，添加锌后使腐蚀层的结构发生变化，锌进入材料中的氧化层后使氧化层更薄更坚固，主要目的是为了缓解辐射剂量产生的速率和减少管道裂缝的产生，同时发现添加锌也可以缓解一回路应力腐蚀，更进一步提高了核电厂的安全性。
AP1000化容系统通过先进的控制手段，使系统在简化流程的同时，也满足电厂的运行要求，但是净化回路由传统的低压回路上升为高压回路，对设备制造及维护增加了一定的要求和困难，同时排往废液系统的一回路系统水经处理后直接排放，造成了一定的浪费。
AP1000化容系统减少了包括轴封回流热交换器，过剩下泄热交换器，容积控制箱，往复式上充泵，硼酸驳运泵等设备，无核级设备，这样降低设备、管道的材料等级和质量等级，也大幅降低了制造的成本。
2.4系统布置要求的比较第二代核电厂中的再生热交换器，下泄热交换器，下泄孔板，以及与它们相连的管道、阀门布置在安全壳内，其他包括净化床等设备均布置在核辅助厂房内。
AP1000的设计中，再生热交换器、下泄热交换器及整个净化回路都被设置在安全壳内，降低了放射性物质泄漏至安全壳外的可能，并保证压力边界的完整性，但同时对过滤器滤芯和离子交换树脂的性能，提出了更高的要求（24个月的使用寿命）。
AP1000取消了轴封下泄热交换器，过剩下泄热交换器，轴封过滤器等许多设备，使化容系统需要布置的设备及相关管道非常少。
由于AP1000没有硼回收功能，硼酸贮存箱也不需要废气覆盖，其含有的硼酸溶液并无放射性，所以硼酸贮存箱的位置并无特殊要求，可位于室外2.5系统的控制比较第二代核电厂的化容与主系统运行相关的仪表控制主要包括背压控制阀前压力控制、下泄热交换器出口温度控制、补给水控制等。
背压控制阀前压力控制是通过改变控制阀的开度来维持阀前压力2.5MPa，保持压力恒定；下泄热交换器出口温度控制在45℃，当进入净化床的下泄流超过50℃时，为保证树脂床的工作寿命，通过三通阀直接旁通到容控箱，在下泄流温度恢复到45℃时，三通阀自动复位；补给水控制系统通过主控室送出信号控制相应的泵、阀来启动或者终止补给过程，共有6种工况：自动补给：按反应堆冷却剂系统的硼浓度配制硼酸溶液。
手动补给：按预定的硼浓度向反应堆冷却剂系统提供配制的硼酸溶液。
慢速稀释：允许按预定的流率通过容积控制箱向反应堆冷却剂系统添加补水。
快速稀释：启动一台补给水泵，补给水同时喷淋进入容积控制箱和输送到上充泵入口侧。
硼化：以一定数量的硼酸溶液（4%硼浓度）和流率加到反应堆冷却剂系统中去。
手动：运行人员手动启动或停止和开或关反应堆补给控制系统中的设备和阀门。
AP1000拥有保护和安全监测系统（PMS）,电站控制系统（PLS）和多样性驱动系统（DAS）来提供电厂的控制和保护。
这些系统可发送各种隔离信号到各处隔离阀，在收到信号后，隔离阀自动关闭，达到隔离管线的目的。
通过包括阀门联锁，泵联锁，加热器联锁以及反应堆补水控制系统（RMCS）等来进行对设备和阀门的控制。
反应堆补水控制系统（RMCS）是通过PLS系统来实施，典型的运行包括化容系统硼浓度的日常测量，然后测量值进入RMCS用于确定补水泵入口管线三向混合阀所需的位置以匹配正确的硼酸浓度，并且可以触发3种其他的运行模式：“硼化”，“稀释”和“混合”。
通过输入预期添加到RCS的硼酸总量和速率，可启动“硼化” 模式，三向混合阀开启，联通硼酸箱吸入管线，除盐水隔离阀关闭防止意外稀释以满足预期容量，下泄管道上的隔离阀在稳压器液位显示到高值点时被控制打开。
“稀释”模式和“硼化”模式很相似，三向混合阀由硼酸箱转到除盐水贮存箱吸入管线。
除盐水隔离阀接到信号保持打开，通过补水泵进行“稀释”运行。
混合:三向混合阀置于适当的位置以匹配期望的RCS硼浓度，两条吸入管线同时打开，并且在下泄管道上的隔离阀在稳压器液位显示到高值点时被控制打开。
