AP1000 非能动安全系统

AP1000非能动安全系统AP1000 设计的革命性变化在设计理念上，这就是采用非能动方式简化安全系统。

核电站安全系统有能动安全和非能动安全之分，其区别在于这些系统的安全功能的实现是否依赖外界的电能或动力以及人员的操作。

当前运行中核电站的安全系统大都是能动的。

非能动安全概念是20世纪80年代提出的一种旨在提高核电站安全性和可靠性的新概念。

非能动安全系统安全功能依靠状态的变化、储能的释放或自主的动作来实现，如利用流体被加热或蒸发、冷却或冷凝而产生的密度差形成驱动压头或位差形成的重力压头，无需任何外部动力，在事故工况下，实现应急堆芯冷却和安全壳喷淋，导出堆芯和安全壳内的热量，确保安全壳的完整性。

在保留现有核电站的主要工艺技术的基础上，非能动安全概念的引入，使核电站安全系统的设计发生了根本的变化。

这种非能动安全系统不仅简化了专设安全设施，而且可以减少人员干预而可能产生的误动作，改善了人机关系，提高了核电站的安全性。

这一设计理念的更新，还使核电厂成本显着下降。

正是基于这种设计理念，西屋公司推出AP600和AP1000类型电厂。

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。

所有关于AP1000AP1000的设计理念在传统成熟的压水堆核电技术的基础上，安全系统采用“非能动” 设计理念。

“非能动安全系统” 利用自然物理现象-重力、自然循环(蒸发、冷凝和密度差）以及气体蓄能驱动流体流动，带走堆芯余热和安全壳的热量，不需要外部能源。

非能动设计理念已有实际应用，技术是成熟的。

非能动设计理念的引入，使核电站的设计发生了根本的变化：● 系统配置简化，安全支持系统减少，安全级设备和抗震厂房大幅减少，安全等级和质保等级降低，应急动力电源和很多动力设备被取消，大宗材料需求明显降低；● 预防和缓解事故和严重事故的操作简化;● 安全性能显著提高；由于设计简化、系统简化、工艺布置简化、施工量减少、工期缩短、运行和维修简化等一系列效应，最终使AP1000在安全性能显著提高的同时，经济上也具有较强的竞争力。

AP1000总体概括及特点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。

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。

AP1000安全系统综述AP1000安全系统综述AP1000安全系统设计理念如下：•安全系统非能动化•降低维修要求•简化安全系统配置•减少安全支持系统•减少安全级设备及抗震厂房•提高可操作性本文不考虑传统安全系统，只对非能动安全系统作介绍。

一．AP1000非能动安全系统简介AP1000非能动安全系统的优点可概括如下:(1)极大地降低了人因失误发生的可能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，减少了事故发生后，由于人为操作错误而导致事件升级的可能性。

AP1000在事故条件下允许操纵员的不干预时间高达72 h，而对于已经运行的第二代或二代+核电厂，此不干预时间仅为10^30 mina(2)大大地提高了系统运行的可靠性非能动安全系统利用自然力驱动，提高了系统运行的可靠性，而不需要采用泵、风机、柴油机、冷冻水机或其他能动机器，减少了因电源故障或者机械故障而引起的系统运行失效。

由于非能动安全系统只需少量的阀门连接，并能自动触发，同时这些阀门遵循“失效安全”的准则，在失去电源或接收到安全保护启动信号时开启。

(3)取消了安全级的交流应急电源非能动安全系统的启动和运行无需交流(AC)电源，AP1000的设计取消了安全级的应急柴油发电机组。

AP1000非能动安全系统子系统如下：•非能动堆芯冷却系统•非能动安全壳冷却系统•非能动主控制室应急可居留系统•非能动裂变产物去除系统•非能动氢复合子系统•非能动反应堆压力壳防熔穿系统二．非能动堆芯冷却系统AP1000的非能动堆芯冷却系统(PXS)由非能动堆芯余热排出系统和非能动安全注人系统两部分组成。

PXS的主要作用就是在假想的设计基准事件下提供应急堆芯冷却，为此，PXS具有以下功能:·应急堆芯余热排出·RCS应急补水和硼化·安全注入·安全壳内pH值控制PXS安全相关功能的设计基于以下考虑(设计基准):<1> 即使在发生设计基准事件同时伴随不太可能的最大极限单一故障事件时，PXS也有多重的部件来执行其安全相关的功能。

14AP1000的非能动安全系统【英国《核未来》2005年第5/6期报道】 1999年12月美国核管会（NRC ）向AP600颁发了设计证书，它是惟一获得西方和亚洲国家许可的采用非能动安全技术的核反应堆设计。

2004年9月AP1000获得最终设计批准书，预期将在2005年12月拿到设计证书时完全获得许可。

AP600能够满足美国电力部门的要求，包括成本目标，但是西屋公司（Westinghouse ）承认AP600的估计成本为4.1～4.6美分/kWh ，无法在美国市场上竞争，因此公司开始研发AP1000。

该设计将规模经济应用于非能动安全机组上，将成本降至大约3.0～3.5美分/kWh ，从而使AP1000成为未来核复兴的一种理想选择。

英国能源公司（BE ）和英国核燃料公司（BNFL ）最近的一项合作研究已将AP1000反应堆评定为在英国新建核电厂的可选方案。

简洁性是AP 系列的关键技术概念，使其成为建设、运行和维护更容易且成本比较低廉的系列设计。

设备最少化的简约设计有助于降低造价，并限制运行与维护成本。

AP600极为简约的设计符合NRC 的全部要求，并符合美国电力研究所（EPRI ）的先进轻水堆电力公司要求。

一次高水平的审查已证明，该设计广泛符合欧洲电力公司的用户要求文件。

AP1000在AP600的设计基础上进行了最少数量的改进，从而使AP1000的功率大幅提升。

AP1000电厂占地面积及辅助系统与AP600一模一样。

AP1000设计继续采用经过验证的成熟部件，保留了AP600的固有安全性和简洁性。

非能动机组设计非能动系统只利用自然力，例如重力、自然循环和压缩气体等我们每天所依赖的简单物理学原理，不需要泵、风机、柴油机、冷却器或者其他旋转机械设备，从而也不需要安全交流电源。

当一些简单的阀门自动开启后，它们将非能动安全系统连成一体。

这些阀门在自动启动失败后还可以由电厂操纵员来手工启动。

在大多数情况下，这些阀门都具有“失效保护”。

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。

Science and Technology &Innovation ┃科技与创新2018年第14期·95·文章编号：2095－6835（2018）14－0095－02浅析AP1000非能动安全系统技术特点李国壮（华北水利水电大学，河南郑州450000）摘要：AP1000作为近年来发展迅速且技术较为成熟的先进三代堆型，其非能动安全系统的应用也是人们所密切关注的，同时我国已经引进4台AP1000堆型核电站，并在2018-04得到了装料批准。

由此可见，我国也在通过引进新技术来对原有堆型进行更新和发展。

首先简要介绍AP1000非能动安全系统的设计理念，其次浅析其针对不同的堆芯事故又有怎样的技术特点，从其经济性和安全性两方面解析非能动安全系统在现在第三代核电站的应用及将来可能的发展方向，最后提出“非能动安全系统必须与能动系统相结合”这一观点。

关键词：AP1000；非能动安全系统；技术特点；断电事故中图分类号：TM623.8文献标识码：A DOI ：10.15913/ki.kjycx.2018.14.0951绪论AP1000是西屋电气公司以AP600为基础，改进研发的非能动先进压水堆，经历了十余年的设计、制造、审核和评估，最终于2004-09正式发布“最终安全评估报告”。

非能动安全技术作为先进压水堆核电站的主要特点，受到了核电发达国家的重视，欧洲的EPP1000、日本的SPWR 、俄罗斯的WWER1000等都有非能动安全系统的应用。

除此以外，目前在现役核电站中也采用了非能动安全技术，比如中压安全注射箱（ACC ）等。

在我国，于2009年正式动工，分别在三门、海阳、台山、田湾和阳江5处建设了AP1000机组，已经在2018-04得到了装料批准，缘于这一次对AP1000堆型的使用，其非能动安全技术也在国内受到了广泛关注。

AP1000与常规压水堆堆型最大的不同在于其专设的非能动安全系统，系统主要包括应急堆芯冷却系统、非能动安全壳冷却系统和非能动余热排出系统等[1]，非能动安全系统依靠自然的物理规律，凭借如重力、自然循环流和对流等自然力来达到保证核电站安全的目的，这样就从根本上解决了动力来源不稳定或动力暂时无法提供等问题。

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。

第二章1、反应堆堆芯的组成（哪些组件构成）燃料组件、控制棒组件、中子源组件、可燃毒物组件、阻力塞组件2、简述燃料组件的组成（17*17， 24+1，格架（底部、顶部、中间、搅混）及格架的材料）17X17方阵构成燃料组件、包括264 根燃料棒、24 根控制棒导向管、1根中央测量管、14 层结构格架（10+4）：包括顶部格架、底部格架、8层中间格架和四层中间搅混格架及一层保护格架进行支撑。

中间搅混格架放置在高热流密度区域，以利于混流。

保护格架又叫P-格架，主要起到阻止异物进入的作用。

结构格架与导向管相连。

底部结构格架和保护格架通常由防腐性、高强度的Ni-Cr-Fe合金制成。

顶部格架由Ni-Cr-Fe合金或ZIRLO制成。

其余结构格架和中间搅混格架由 ZIRLO制成。

注：选用ZIRLO材料是考虑到其固有的低中子俘获截面。

3、控制棒组件分类（调节棒组（机械补偿控制棒组、轴向偏移控制棒组）、停堆棒组；黑棒组和灰棒组（12+12））控制棒束可以分成调节棒和停堆棒。

调节棒组用于当反应堆运行条件改变，即功率和温度改变时，补偿运行过程中的反应性变化。

停堆棒组用于反应堆停堆。

黑棒的价值基本保持不变(特别是对热中子的吸收)。

调节棒分为轴向偏移控制棒和补偿棒。

轴向偏移控制棒，只有一组，由9束控制棒组件组成，用于轴向功率分布控制。

补偿棒共有六组，用于补偿由于温度、功率、和瞬时氙毒变化所引起的反应性变化。

停堆棒共有四组，每组有8束控制棒组件，用于快速停堆。

4、灰棒功能（p38, 调功率，替代改变硼浓度的负荷调节方法）①灰棒吸收中子的能力低于黑控制棒，用于在30%额定功率以上的负荷跟踪。

灰棒由驱动机构传动，进出堆芯来改变功率，以适应电网负荷变化。

②代替过去用改变冷却水的硼浓度来跟踪负荷的方法。

改变硼浓度会产生废水，采用灰棒可减少废水量。

第三章1、AP1000反应堆冷却剂系统的组成①反应堆压力容器(Reactor Pressure Vessel，RPV)，包括控制棒驱动机构安装接管②反应堆冷却剂泵(Reactor Coolant Pump，RCP)③蒸汽发生器(Steam Generator，SG)④稳压器(Pressurizer，PRZ)包括与其相连接通往一条反应堆冷却剂主管道热管段的波动管线⑤安全阀(Safety Valves) 和自动降压系统(Automatic Depressurization System，ADS)的阀门；⑥反应堆压力容器顶盖(上封头)上的排气管道(Reactor Vessel Head Vent)和排气管道隔离阀(Head Vent Isolation Valves)；⑦上述主要部件之间相互连接的管道及其支承；⑧与通往辅助系统和支持系统之间相互连接的管道及其支承。

浅谈AP1000核电厂保护和安全监视系统PMS操作平台Common Q【摘要】AP1000核电厂采用了非能动安全系统，其保护和安全监测系统（PMS）用于检测核电厂的非正常工况，当发生事故工况时，执行其安全相关的功能，使核电厂维持在安全停堆状态，PMS系统用Common Q平台来实现。

【关键词】PMS；Common Q；数字化仪控一、引言AP1000是美国西屋公司开发的第三代核电站，设计采用了先进的“非能动”安全设计理念，其保护和安全监视系统（PMS）的功能包括在正常运行时的保护功能、停堆功能，以及维持安全停堆状态。

PMS系统提供了在主控制室和远程停堆工作站手动操作的功能。

发生事故后72小时内，不需要操作员采取任何手动干预动作，大大减少人因错误，AP1000明显优于EPR，其功能实现的操作平台为Common Q。

二、保护和安全监视系统操作平台——Common Q组成PMS系统都是安全级的设备，PMS系统有如下功能：1、当电厂的工况达到安全限值时提供反应堆自动停堆功能；2、提供专设安全设施驱动功能，以缓解设计基准事故的后果；3、提供指示功能，帮助操纵员评估和维持电厂的安全和周边环境的安全；4、发送信息到DDS系统，使得操纵员能够提防任何异常工况。

PMS系统用Common Q平台来实现。

该平台属1E级，所有部件也都是1E 级的，用于实现安全仪控功能，设备具有抗震I级要求。

它包括如下主要部件：1、AC160控制器AC160控制器是一个带有多通道处理能力的模件化控制器，被用来执行安全相关系统的保护算法。

处理器模件内置一个独立的看门狗计时器。

如果一个保护功能由于处理器的故障而无法实行，看门狗能够发出报警和提供通道跳闸功能。

AC160采用PM646处理器模件，包括两个32位的微处理器板：处理器部分和通讯部分。

2、输入输出模件Advant 160控制器采用S600 I/O系列输入输出模件，模件包含了各种常规的卡件。