AP1000核电厂概述 山东核电有限公司的技术讲座PPT课件

AP1000核电技术特点介绍2009-03-23 17:20AP1000是西屋公司开发的一种两环路1000MWe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，AP1000机组的安全性得到了显着的改进，其堆芯熔化概率3×1.0×10-7/堆年，远低于URD要求的1.0×10-5/堆年，进一步将AP600“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。

AP1000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（URD），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：≈1000MWe电站设计寿命：60年堆芯损坏频率：＜1.0×1E-5/堆年严重事故下大量放射性物质释放至环境的频率：＜1.0×1E-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、检测和维修等方面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，AP1000将实行一种新的建设模式——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AP1000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AP1000施工工期的目的。

AP1000 设计目标
1、在 600 MWe 的基础上提高电厂的功率以降低成本； 2、在核电站批量建造后，建造成本降到 $900-1000/千瓦，以获得在美 国电力市场的竞争能力； 3、保持 AP600 的目标和设计细节； 4、在 AP600开发研究的成果 “框架” 内增加功率/容量； 5、保持“成熟设备”的可信度； 6、保持成本估计,建造进度和模块化建造等方面的原有基础； 7、保持 AP600 的安全执照许可证基础； 8、满足美国核安全管理委员会对“先进的非能动安全系统核电厂”的 要求； 9、接受 AP600 政策质询。
AP1000堆芯燃料管理
首炉堆芯燃料装载
●先进燃料装载方式（续） ➣ D，E和F区的燃料棒二端各有 203.2mm的低富集度区,以提 高燃料的有效利用。此外，E 和F高富集度区燃料组件内的 燃料棒有4种不同富集度，以 展平组件内功率分布。作为 例子，左图为E区燃料组件内 4种富集度燃料棒和可燃毒物 在组件内的布置。 ➣由于先进燃料装载技术以及用 WABA可燃毒物代替硼玻璃， 与传统的三区装载方式相比, 首炉堆芯的燃料成本将节约 6%。
Fit Data AP1000 $10.4
$10.2
$10.0
$9.8
$9.6
$9.4
$9.2
➣ AP1000采用 18个月长周 期平衡换料,相对年换 料制(12个月换料),电 厂的可利用率提高约 3.5%，并且由于换料次 数的减少，降低了电厂 运行人员的放射性辐照 剂量。 ➣ AP1000堆芯平均卸料达 到50 GWD/MTU的高燃耗。 目前运行压水堆的平均 卸料燃耗一般为3340GWD/MTU。由于燃料 的发电成本随燃耗加深 而降低（见左图），所 以采用高燃耗管理策略 可降低燃料的发电成本，

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一、AP1000研发情况简介
–对AP600的发展
• 2001年西屋公司和ABB-CE公司联合后， 向市场推出AP1000： –利用AP600的简化改进和非能动安全的 设计概念 –加上System80＋的两环路模式 • 开发AP1000的主要出发点是： –保持AP600的先进性和安全性 –保证其设计与性能特点满足URD –通过提高机组容量水平，达到降低单位 造价和发电成本的目的。
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一、AP1000研发情况简介
AP1000 CPR1000(供 对比)
2905MWt 1020MWe
3
• AP1000主参 热功率 数
环路数
3415MWt
净电功率 1150MWe
2
机组可用 >87 率
>87%
双堆 18个月 60年 58 Page 12/6
机组布置 单堆
换料周期 18个月 设计寿命 60年 建造周期 <42（批量后） 工程培训中心
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二、AP1000核岛系统描述 主回路及其主要设备 AP1000主回路设计特点：
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–正常运行时，主冷却剂系统压力边界 完全限制在安全壳以内，由此可以显 著降低安全壳旁路风险 –主设备设计寿命按60年要求 –反应堆冷却剂系统承压边界采用LBB 设计准则 –具有多重的超压保护和安全降压措施
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二、AP1000核岛系统描述 主回路及其主要设备
反应堆冷却剂系统主要设备 ： –堆内构件
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• 堆内构件包括“下部堆内构件”和“上部 堆内构件” • 用于堆芯燃料组件、控制棒和仪表管的保 护、支撑、导向和定位 • 为反应堆压力容器提供中子辐射屏蔽，为 反应堆冷却剂提供流道 • AP1000堆内构件、堆芯支撑结构、堆芯 围板、下部流量分配结构、上部结构和设 备与西屋M314电站基本相同 • 堆芯支撑板、流量分配板和堆芯下栅格板 功能合并，故工程培训中心 AP1000堆内构件设计相对 Page

全球最安全的核电技术AP1000
目前，AP1000 核电技术是唯一一项通过美国核管理委员会最终设计批准的第三代核电技术，也是目前全球核电市场中最安全、最先进的商业核电技术。

AP1000 是一种先进的非能动型压水堆核电技术，用铀制成的核燃料在反应堆的设备内发生裂变而产生大量热能，再用处于高压下的水把热能带出，在
蒸汽发生器内产生蒸汽，蒸汽推动汽轮机带着发电机一起旋转从而源源不断地
发电。

AP1000 最大的特点就是设计简练，易于操作，进一步提高了核电站的安全性，同时也能显着降低核电机组建设以及长期运营的成本。

目前，AP1000 核电技术是唯一一项通过美国核管理委员会最终设计批准的第三代核电技术，也是目前全球核电市场中最安全、最先进的商业核电技
术。

而中国也成为世界上率先掌握第三代核电AP1000 的五大核心关键技术的国家。

2012 年1 月，美国核管会通过西屋公司三代核电制式AP1000 机组的建造和运营联合申请，这也意味着中国已经不再是AP1000 三代核电制式的小白鼠按照项目建设预定规划，中国首台AP1000 机组（浙江三门、山东海阳）将于2014 年建成投运。

2007 年，AP1000 进入中国后，中核、广核已经将其原始设计中存在的问题与西屋公司进行交涉并作修改，对AP1000 原型设计进行了国产化改进；2009 年，浙江三门与山东海阳核电站启动建设，就此，西屋公司三代先进非能动核
电站系统进入中国。

在中国这样一个富煤、少油、缺气、且煤炭资源分布不均、需要长距离。