先进型压水堆核电机组AP1000综述

AP1000的特点和优势及其在我国的应用南华大学核资院工程学院资勘102班AP1000是西屋公司在已开发的非能动先进压水堆AP600的基础上开发的。

为Advanced Passive PWR的简称，1000为其功率水平（百万千瓦级），该堆型为西屋公司设计的3代核电堆型。

现在对核电站的反应堆分为四代：第一代(GEN-I)核电站是早期的原型堆电站，即1950年至1960年前期开发的轻水堆(light water reactors, LWR)核电站，如美国的希平港(Shipping Port)压水堆(pressurized-water reactor, PWR)、德累斯顿(Dresden)沸水堆(boiling water reactor, BWR)以及英国的镁诺克斯(Magnox)石墨气冷堆等。

第二代(GEN-Ⅱ)核电站是1960年后期到1990年前期在第一代核电站基础上开发建设的大型商用核电站，如LWR(PWR，BWR)、加拿大坎度堆(CANDU)、苏联的压水堆VVER/RBMK等。

目前世界上的大多数核电站都属于第二代核电站。

第三代(GEN-Ⅲ)是指先进的轻水堆核电站，即1990年后期到2010年开始运行的核电站。

第三代核电站采用标准化、最佳化设计和安全性更高的非能动安全系统，如先进的沸水堆(advanced boiling water reactors, ABWR)、系统80+(9system 80+)、AP600、AP1000、欧洲压水堆(European pressurized reactor, EPR)等。

第四代(GEN-Ⅳ)是待开发的核电站，其目标是到2030年达到实用化的程度，主要特征是经济性高(与天然气、火力发电站相当)、安全性好、废物产生量小，并能防止核扩散。

美国能源部成立的“近期项目实施组”（NTDG）在2002年提出的“美国2010年部署新核电厂的路线图”评审报告中对已经出笼的GE的ABWR 和ESBWR,西屋的AP600和AP1000和IRIS,Exelin的PBMR.法玛通的SWR1000 ,GA的GT-MHR)从设计深度、获得安全当局批准的能力、现实基础条件的匹配性、安全经济性能能的可信度等进行评价时只有ABWR一种机型评为一级，AP1000及其他机型等为二等[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。

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-SA技术要求(汉译)背景AP1000是一种第三代压水堆核电站技术，由美国公司Westinghouse Electric Company开发，并在全球范围内广泛应用。

在发展核电的过程中，我国积极引进国外先进核能技术，AP1000就是其中之一。

AP1000核电站在核安全、经济性、安全性和环保等方面有很高的评价，是我国未来发展核能产业的主要方向。

技术要求AP1000-SA是针对我国市场需求和地理特点，对AP1000技术做了一定的调整和改进，具备更加良好的可靠性和安全性。

下面是AP1000-SA要求的详细介绍。

核岛AP1000-SA核岛采用RV型反应堆压力容器，设计寿命为60年。

为更好地适应我国地理特点，AP1000-SA芯片排布的密度和长度与原本的AP1000有所不同，更适合我国特定的地震和气候条件。

安全AP1000-SA安全性和可靠性得到了大幅提升。

采用锂铝合金铝化物燃料，降低了核燃料辐射放射性的影响。

同时在核安全设计中增加了防污染和防爆炸设计，从而提高了AP1000-SA的安全性。

经济性AP1000-SA更为经济，从而更具可行性。

在原有20%的缩小基础上，AP1000-SA的设计能够进一步降低成本，从而增强了能源的竞争力和经济性。

可视化AP1000-SA核电站还在设计上增加了可视化的部分。

通过设计操作平台和硬件控制台等，使得人员可以更方便地监控和操作核电站，从而增强了安全性和可靠性。

AP1000-SA是美国先进核能技术AP1000的改进版，采用了更符合我国特定地理条件的设计。

在核安全、经济性、安全性和环保方面均有很高的评价。

AP1000-SA将成为我国未来发展核能产业的主要方向。

AP1000技术简述Ap1000是非能动性压水堆核电技术。

铀燃料在反应堆中裂变产生大量热量，反应堆冷却系统1回路通过高压轻水来对反应堆冷却，吸收热量并通过蒸汽发生器传递到2回路，2回路蒸汽推动汽轮机带着发电机做功，发电。

用加压水作为慢化剂和冷却剂的反应堆叫做压水堆。

二，AP1000厂房包括核岛（Ni），常规岛（ci）和电站配套设施（BOP）；核岛包括：反应堆厂房，核辅助厂房，柴油发电机组厂房，放射性废料厂房，附属厂房为钢结构厂房。

常规岛（ci）包括：汽轮机厂房，变压器区，虹吸井等。

电站配套设施（bop）：循环水泵房，水处理厂，除盐水厂房，检修车间，开关站，模拟体厂房，培训中心以及综合楼及保卫设施。

1，反应堆厂房采用双层安全壳结构，内层是钢制安全壳，外层是钢筋混凝土筒体墙，坚固可靠，增加了安全性，降低了泄漏率。

反应堆厂房作为反应堆系统的整体部分，在假象事故工况下起包容放射性气体，在正常运行时为堆芯及反应堆冷却剂系统（RCS）提供屏蔽。

安全壳容器是非能动安全壳冷却系统的组成部分，它可以在假象设计基准事故（DBA）下有效的排除热量而使安全壳不超压，位于其内的系统有RCS,PXS,CVS的反应堆冷却剂净化部分。

2，屏蔽厂房屏蔽厂房是围绕安全壳的环形结构，屏蔽厂房也是非能动安全壳冷却系统的组成部分。

3，辅助厂房辅助厂房呈半月形围绕在屏蔽厂房的周围，核辅助厂房是除反应堆厂房外最重要的厂房，大型结构模块CA20，主控室，装卸料系统均位于该厂房。

辅助厂房的基本功能是位于安全壳之外的抗震Ⅰ类机电设备提供保护，此外还保护安全相关设备不受假想电厂内部和外部事故的后果影响。

核辅助厂房包括机械设备区域，安全壳贯穿区域；燃料运输区域；4，燃料厂房燃料厂房用于新燃料和乏燃料的储存。

5，附属厂房提供了进入发电站的主要人员通道。

它包括人员和设备进入辅助厂房核岛清洁区的通道。

6，柴油发电机组厂房共有两台想同的发电机组，在失去正常电源后，发电机组提供备用电源。

AP1O0 0是西屋公司开发的一种两环路1000MW e的非能动压水反应堆核电。

与传统的PWR安全系统相比，非能动安全系统要简单得多，它们不需要现有核电站中那些必不可少、种类繁多的安全支持系统，如相关的安全级交流电源、HVAC(加热、通风、空调系统)、冷却水系统以及安装这些部件的抗震厂房。

非能动安全系统的采用和系统的简化，减少了运行人员的操作。

通过这些设计改进，API000机组的安全性得到了显着的改进，其堆芯熔化概率3x1.Ox 1 0-7/堆年，远低于URD要求的1.0x10—5/堆年，进一步将A P 600“非能动”理念引入压水反应堆设计，使得设计大大简化、安全性提高、投资有所降低、设计与性能特点满足用户要求文件(URD)的要求。

A AP 1 00 0的设计满足用户对具有非能动安全性能的先进轻水堆的要求(UR D),具有第三代先进轻水堆的简单性、安全性、可靠性和经济性的特点。

AP1000的主要性能特点是系统简化、非能动安全、数字化仪控和模块化建造，主要设计目标包括：机组额定电功率：^lOOOMWe4电站设计寿命：60年4堆芯损坏频率：V 1 .0X1E-5/堆年4严重事故下大量放射性物质释放至环境的频率：V1。

O X 1E-6/堆年换料周期：18个月另外，AP1000的设计目标还包括从设计、认证、建设、运行、检测和维修等方而提供一个尽可能简化的核电站.» 模块化建设由于初投资大，因此核电发电成本对建设期的长短非常敏感，现有核电站的建设期太长就成为新建核电站在财务上的主要障碍之一。

为此，AP1O0O将实行一种新的建设模式-一虚拟建造技术和模块式建设方式。

虚拟建造技术是利用虚拟现实技术的思想将三维工厂设计技术与施工进度计划管理结合在一起，以实现对A P10O O的建造进行可视化计划编制和可视化进度仿真及优化的一项新技术。

采用这项技术，有可能大幅度地提高核电厂施工现场的平行施工能力和工作效率，实现模块化设计和模块化施工，达到缩短AP10O0施工工期的目的。

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）；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。