第三代核电技术与AP1000先进核电机组
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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。
【知识】第三代核电站的特点以及与第二代核电站的主要差别11-11-14 作者:佚名编辑:张惠雁1、第三代核电站的特点世界各国在回顾三十余年第二代核电站的建造和运行经验,尤其总结了美国三哩岛核电站和切尔诺贝利核电站事故的经验教训之后,为使今后建造的核电站在安全性、经济性、安全审评稳定性以及保护核电业主投资等方面有大的改进,首先是美国电力公司发起建立先进轻水堆(ALWR)设计的技术基础,为设计美国下一代先进轻水堆(ALWR),推行一项先进轻水堆ALWR计划,编制了一份美国核电用户要求文件(URD),继而欧洲10家核电公司也编写了欧洲核电用户要求 (EUR)文件。
URD和EUR规范了第三代核电站的设计技术基础,其要点如下:1)ALWR计划的目标:为未来的ALWR 提供一整套设计的综合要求、稳定的审批基准、支持ALWR电厂的发展。
2)ALWR的14条政策:简单化、设计裕量、人因、安全、设计基准与安全裕量、管理稳定性、标准化、成熟技术、可维护性、可建造性、质量保证、经济性、预防人为破坏、睦邻友好。
3)ALWR高层安全设计要求,其要点如下:抗事故能力:所有工况下都具有负的功率反应性系数、采用最好的材料及水质、改进的人机界面系统、采用成熟的诊断监测技术、须留给操纵员足够的时间(30分钟或更长时间)来防止设备的损坏及防止导致较长停堆的电厂工况等。
防止堆芯损坏:防止堆芯损坏的专设安全系统应满足执照设计基准要求及安全裕量基准、堆芯损坏频率小于1×10-5/堆年等。
缓解事故能力:坚固而大容积的安全壳和相应的专设安全系统;采用现实源项分析;控制可燃氢气的浓度;在累积发生频率大于10-6/堆年的严重事故条件下,在厂址边界处(离开反应堆大约0.5英里),公众个人的全身剂量小于25雷姆等要求。
4)第三代压水堆核电站有两种类型:改进型电厂(如EPR)和非能动型电厂(如AP1000)。
URD对两种类型的核电厂又分别提出了专用要求,其要点如下:改进型核电厂:更简化的专设安全系统;至少有两条隔离的和独立的交流电源与电网相连;至少三十分钟时间内,不考虑操纵员的干预;在丧失全部给水,至少在2小时内不应有燃料损坏;在丧失厂内外交流电源的8小时内,燃料没有损坏等。
AP1000三代核电反应堆冷却剂泵屏蔽电机的技术特点本反应堆冷却剂系统是借鉴了国外的先进技术设计而成的,其设计理念包括两个并联环路,每个环路上都包括两个冷段主管道、一个蒸汽发生器以及一条热段主管道构成,并且还有两台主泵,其以并联的方式存在,在热管段也有一台稳压器。
该蒸汽发生器是呈倒U状的。
1 该屏蔽电机的优势APl000反应堆冷却剂泵(以下简称主泵)是一种单级、单吸、无轴封、高转动陨量、立式离心屏蔽电泵,用于输送高温、高压反应堆冷却剂。
泵由泵壳、叶轮和导叶组成,泵吸入口竖直向下,吸入管直接与蒸发器下封头焊接;排出口为水平切线方向.吐出管与系统主管道焊接。
图1为主泵结构示意图。
APl000主泵由泵和屏蔽电机两部分组成.电机置于泉下部。
泵的叶轮直接装于电机转子轴仲端,即与电机同轴。
泵壳与电机壳体采用特殊的机械密封结构用主螺栓连接组成一密封的整体.构成反应堆冷却剂压力边界,整个机组没有外露的旋转都分。
为使电机推力轴承承受一个适当的载荷。
叶轮在设计时进行特殊考虑,使其在运行时产生一个向上的轴向力以平衡转子自重。
该屏蔽电机优势是非常明显的,其结构紧凑,并且在运行过程中不会产生泄露,所以具有较高的安全性,设备的结构情况见图2。
虽然这种设备具有较高的成本,但是该设备在运行过程中比较稳定可靠,不需要进行太多的维护工作,所以综合看来效益还是比较可观的,现在不仅在核电站有所应用,很多核动力潜艇也开始应用这种屏蔽电机。
这种AP1000屏蔽电机在保留了自身的优势同时,也进行了一些改进,弥补了其中的一些缺陷。
(1)屏蔽电机的主泵旋转轴本身结构较为简单,没有向外延伸的部分,所以在液体输送的过程中不会泄露,在这种情况下,即便是轴密封系统失灵,或者出现突发的断电情况,其也不会泄露冷却剂,整个核电站也因此运行更为高校。
(2)该系统中,省略了轴密封设备和相关的辅助设备,机组运行变得更为简便,大大降低了后期维护和检修泵的工作量,并且也没有联轴器这种构造,所以也就不会出现了机组对中这个问题。
AP1000第三代核电站主回路管道和稳压器PZR
第三代核电 2009-09-29 19:22 阅读34 评论0
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1. AP1000的主回路有2个环路,每个环路有1条内径为31″的热段管,2条内径为22″的冷段管,其中一
个环路上有1条螺旋形稳压器波动管。
2. M310的主回路有3个环路,每个环路有1条内径为28″的热段管,1条内径为28″的冷段管,1条内径
为28″的交叉段管,其中一个环路上有1条Ω形稳压器波动管。
3. AP1000的稳压器容积约59立方米,M310约39立方米。
容积增加,相应瞬态响应能力增强,可减少
停堆事件发生频率,并有利于限制事件发展。
4. AP1000中与主回路相连的系统减少,如取消传统设计中的高压安注和低压安注系统。
摘录自:《非能动安全先进核电厂AP1000》《AP1000设计成熟度及对中广核工程适应性研究报告。
2011年7月第21期科技视界SCIENCE &TECHNOLOGY VISION 科技视界Science &technology vision目前,世界各国除了对正在运行的第二代机组进行延寿与补充性建一些二代加的机组外,接下来新一批的核电建设重点是采用更安全、更经济的先进第三代核电机组。
我国国家引进的美国非能动AP1000核电站属于第三代核电站的非能动型核电厂。
资料图院AP1000效果图第三代核电站的安全性和经济性都将明显优于第二代核电站。
世界各国除了对正在运行的第二代机组进行延寿与补充性建一些二代加的机组外,接下来新一批的核电建设重点是采用更安全、更经济的先进第三代核电机组。
AP1000的优劣我国国家引进的美国非能动AP1000核电站属于第三代核电站的非能动型核电厂,广东核电集团公司引进的法国EPR 核电站属于第三代核电站的改进性核电厂。
AP1000核电厂在安全系统设计上的最大创新点着眼于“非能动”。
在发生自然灾害或者意外事故的情况下,机组可利用自然物理现象,即重力、自然循环(蒸发、冷凝和密度差)等,驱动应急堆芯冷却系统及其他安全系统,从而防止发生类似福岛核电站因断电而导致的一系列危机状况。
这一机型拥有的其他优势还包括:设计寿命为60年,比二代核电技术的设计寿命长20年;反应堆燃料元件换料周期为18个月,而采用二代技术的机型周期则是12个月;此外,由于简化了核岛系统,并采用模块化设计和建造,AP1000的建设工期也得以缩短。
由此看来,相比二代技术,AP1000确实在理论设计方面显现出不少优势,然而因为缺乏工程实践,这一机型的安全性也不可避免地受到了质疑。
优势:安全性:核电站安全目标有两个指标,一是反应堆堆芯熔化率(简称堆熔概率),二是大规模释放放射性物质的概率(简称释放概率)。
如果以每核反应堆每年来计算的话,二代堆的堆熔概率为10-4,也就是每堆每年出现万分之一的可能性;而释放概率为10-5,也就是每堆每年有10万分之一的可能会发生核物质大规模释放。
CPR1000、CNP1000、ACP1000等核电机型的简介对国内各种核电机型的技术来源、功率、所属研发集团进行了简介。
CRP1000、CNP1000、ACP1000等核电机型的简介AES-91是俄罗斯压水堆技术,单机容量106万千瓦。
AP1000是Advanced Passive PWR的简称,1000为其功率水平(百万千瓦级),该机型为西屋公司设计的3代核电机型。
AP1000采用创新性的非能动技术。
AP1000及其国产化机型或将成为我国三代核电主流机型。
EPR(欧洲先进反应堆)是国际上最新型反应堆(法国N4和德国建设的Konvoi反应堆)的基础上开发的,吸取了核电站运行三十多年的经验。
在建示范堆处于世界先进水平。
CPR1000是中广核推出的中国改进型百万千瓦级(1000MW)压水堆核电技术方案。
它是在引进、消化、吸收国外先进技术的基础上,结合20多年来的渐进式改进和自主创新形成的“二代加”百万千瓦级压水堆核电技术。
技术来源于法国引进的百万千瓦级机型——M310。
CNP是China Nuclear Power的简写。
CNP650额定功率65万千瓦,是我国自主设计的高水平60万千瓦级商用压水堆核电机型。
该种机型主要应用在秦山核电二期项目中。
兄弟机型还有CNP350及CNP1000。
ACP1000(Advanced China PWR)是中核根据CNP600(这个基本有自主产权)研制出来的,也在向着EPR靠近,融合了好些AP1000的非能动理念,具有自主知识产权。
据称,巴基斯坦将成为全球第一个应用中国具有自主知识产权的ACP1000核反应堆的国家。
有迹象显示,除巴基斯坦之外,阿根廷或许会成为ACP1000的下一个海外客户。
CAP1000/CAP1400是国家核电技术公司在引进西屋AP1000核电技术的基础上“引进、吸收、消化、再创新”开发的三代核电机型。
国家核电技术公司目前的海外重点市场是南非和巴西,采用的机型将是具备自主知识产权的三代核电CAP1400。
AP1000第三代核电站ADS系统
第三代核电 2009-09-25 22:22 阅读35 评论0
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AP1000的自动卸压系统ADS共有4级:
1. ADS第1级至第3级:AP1000 的反应堆冷却剂系统RCS稳压器除设置有2 个弹簧式稳压器安全阀外,还设置有2×3 组稳压器卸压阀组(即前3级ADS),每一组由一个电动控制阀(常闭截止阀/节流阀)和一个电动隔离阀(常闭闸阀)串联,共12台阀门,电动隔离阀布置在电动控制阀的前面。
ADS前三级阀门通过喷淋器下泄至安全壳内置换料水贮存水箱IRWST,并且设计允许其通过足够大的排泄流量,并产生一个可以接受的压力下降,以满足ADS的性能要求。
喷淋器系统的安装消除了对IRWST和其他装置不
合理的或过度的动力载荷。
2. ADS第4级:2×2 组主管道安全卸压隔离阀组,每组由一个电动闸阀(常开)与一个爆破阀Squib Va
lve串联,与RCS热管段相连。
电动闸阀布置在爆破阀的前面。
共8台阀门。
3. ADS系统共计20台阀门。
【核科普】一代至四代核电技术简介2014-02-20核电观察第一代核电技术1954年前苏联建成电功率为5MW的实验性核电厂,1957年美国建成电功率为90MW的希平港原型核电厂,这些证明了核能用于发电是可行的,国际上把上述实验性和原型核电机组称为第一代核电机组。
早期原型堆代表:德累斯顿费米一号(美)Magnox希平港(美)第二代核电技术20世界60年代后期,在实验性和原型核电机组基础上,陆续建成电功率在300MW 以上的压水堆、沸水堆、重水堆等核电机组,它们在进一步证明核能发电技术可行的同时,使核电的经济性也得以证明,可与火电、水电相竞争。
目前世界上商运的400多台核电机组绝大部分是在这段时间建成的,它们称为第二代核电机组。
第二代核电堆型代表:PWR (压水堆)VVER (压水堆)BWR (沸水堆)CANDU (重水堆)第三代核电技术20世纪90年代,美国电力研究院出台了“先进轻水堆用户要求”文件,即URD (Utility Requirements Document),用一系列定量指标来规范核电厂的安全性和经济性。
随后,欧洲出台的“欧洲用户对轻水堆核电厂的要求”,即EUR (European Utility Requirements),也表达了类似的看法。
国际上通常把URD 或EUR文件的核电机组称为第三代核电机组。
URD和EUR的主要关注点为:1)进一步降低堆芯融化和放射性向环境释放的风险,使发生严重事故的概率减少到极致,以消除社会公众的顾虑。
2)进一步减少核废物(特别是强放射性和长寿命核废物)的排放量,寻求更加的核废物处理方案,减少对人员和环境的放射性影响。
3)降低核电厂每单位千瓦的造价,缩短建设周期,提高机组热效率和可利用率,延长寿期,以进一步改善其经济性。
第三代核电堆型代表:AP1000—非能动先进压水堆EPR—欧洲压水堆APR1400—韩国先进压水堆APWR—先进压水堆(日本三菱)ABWR—先进沸水堆(GE)ESBWR—经济简化型沸水堆(GE)第四代核电技术第四代核电技术是指安全性和经济性都更加优越,废物量极少,无需厂外应急,并具有防核扩散能力的核能利用系统。
美国核电技术领跑三代,第四代却被中国弯道超车,中国做对了什么核电技术——它不像航空航天科技那样,星光闪闪,举世瞩目;也不像高铁5G技术那么亲民,身边随处可见。
核能那恐怖的能量,总让人产生本能的惊惧。
所以它一直躲躲闪闪。
再加上美国三里岛、苏联切尔诺贝利、日本福岛等核电站发生的事故,更是让人心惊胆跳。
核能真的是“除了带来恐惧,一无是处”吗?经过一番详细了解后,发现它似乎并非如此。
核能并不是印象中的那么令人嫌弃。
全世界现今有四百多台核电机组,其发电量超过了总发电量的10%。
人们最关心的安全性问题,对于第三代、第四代核电站来说,也已经完全不成问题。
而且核能凭借廉价、稳定、环保的优势,越来越受人重视。
化石燃料一旦枯竭,核能将决定人类的未来。
而在这个赛道,东方大国早已经完成了一次漂亮的弯道超车。
爱因斯坦提出质能方程故事还要从爱因斯坦提出质能方程说起。
那是人类有史以来最聪明的大脑之一。
它用简洁的方程告诉人们,质量就是能量。
先知者为人类指示了一扇从未见过的窗,那里投进一束诡异的光。
但是此时,绝大多数人类还不知道那是怎么一回事。
卢瑟福和第一次人工核反应只有小部分人在好奇心的驱使下开始了研究。
不研究还好,一研究就被“谜”到了。
原来,原子核的体积占原子体积的0.01% 以下,但是质量却占原子质量的99.9% 以上。
人类对原子核,一脑茫然。
怎么办呢?很简单嘛,不懂不要慌,先轰它两炮。
美国有一位叫卢瑟福的科技达人,就是一位非常优秀的炮手。
他最喜欢拿氦原子核作炮弹,挨个物质挨个物质地轰击。
上文提到的原子核质量和体积的占比,就是他从轰击中得到的数据。
1919年,他用氦原子核轰击氮原子核,意外得到了氧原子核和质子。
这又是一件破天荒的大事。
因为这次轰击改变了物质的化学元素,真正做到了“点石成金”。
同时,这也是人类第一次人工核反应。
往后提到的核反应,都可以追溯到这次轰击上来。
首次发现裂变链式反应游戏突然变得好玩,很多人开始参与进来。
AP1000多样化驱动系统的若干方面思考AP1000是西屋公司开发的第三代非能动先进压水堆核电站,其与传统的压水堆核电站最大的不同,就是其采用了“非能动”技术,而爆破阀正是实现非能动系统触发的关键设备之一。
DAS提供了触发专设安全设施包括爆破阀的功能。
本文将对AP1000核电站DAS中爆破阀的控制驱动方法进行分析,并对其中的硬件延时模块存在的隐患提出改进措施。
1 DAS系统及爆破阀简介1.1 DAS系统简介AP1000的DAS是一个非安全相关系统,它使用与保护和安全监测系统(Protection and Safety Monitoring System,PMS)不同的专用工艺仪表、信号处理单元、先进逻辑处理平台、2oo2的逻辑运算、驱动装置来实现如下功能:(1)自动反应堆停堆、跳机以及自动触发安全专设的功能;(2)手动反应堆停堆、跳机以及手动触发安全专设的功能;(3)电厂关键参数的监测功能。
PMS从设计的角度防止了共模故障的发生,不过,万一发生小概率的共模故障时,DAS将提供一个后备保护。
DAS整定值和延时的设计策略是:在PMS有机会发挥其设计功能之前,DAS所有的自动停堆及安全专设功能将不会触发。
1.2 爆破阀简介爆破阀是AP1000核电机组特有的设备。
此类阀门具有无泄漏、耐高压、耐腐蚀等特点。
上述特点使其在正常运行时,可以保证阀门本体零泄漏,从而能够可靠地应用在主回路上,承担系统一次压力边界功能。
爆破阀所在处的系统压力过高,一般的操作动力机构不足以保证阀门可靠开启。
所以只能采用炸药定向爆破技术,克服阻力,迅速有效地打开阀门。
AP1000电站中共有12个爆破阀,分为4组,分别为自动卸压系统第4级(ADS-4)的4台14”爆破阀,打开爆破阀,实现对反应堆冷却剂系统的卸压;安全壳内置换料水箱注入(IRWST Injection)的4台8” 爆破阀,打开爆破阀,IRWST的水靠重力向反应堆堆芯注水;安全壳再循环至反应堆的2台8”爆破阀,打开爆破阀,实现对堆芯的长期冷却;IRWST疏水至安全壳的2台8”爆破阀,打开爆破阀,实现对堆芯的长期冷却。
AP1000核电站IDS系统介绍与蓄电池交付试验分析杨海波【摘要】AP1000是一种先进的“非能动型压水堆核电技术”.AP1000最大的特点就是设计简练,易于操作,而且充分利用了诸多“非能动的安全体系”,这样既进一步提高了核电站的安全性,同时也能显著降低核电机组建设以及长期运营的成本.主要介绍了AP1000核电站中IDS系统的结构和功能,阐述了IDS中蓄电池交付试验的验收方法,以IDS中的72 h蓄电池组为例,分析了交付试验的结果.经过试验分析,可以为2 h,24 h等其他蓄电池组的试验和验收提供合理的借鉴.【期刊名称】《电源技术》【年(卷),期】2016(040)007【总页数】3页(P1426-1428)【关键词】AP1000;IDS;蓄电池;相对容量【作者】杨海波【作者单位】国核工程有限公司,上海200233【正文语种】中文【中图分类】TM912在传统成熟的压水堆核电技术的基础上,AP1000引入安全系统非能动理念,使核电厂安全系统的设计发生了革新的变化。
由于采用非能动安全系统,大大降低了发生人因错误的可能性,使AP1000的安全性能得到显著提高的同时也提高了经济性。
作为第三代核电站,AP1000是我国三代核电的发展方向。
AP1000系统的新理念,使得供电系统的接线及其装置更加简单,更便于操作。
AP1000厂用电在设计基准事故下,由1E级直流和不间断电源系统(IDS)的直流电源系统向电厂相关仪表、控制、监测、和其他重要功能所要求的安全级的设备提供电源。
IDS系统的容量可按照不同安全要求,对分为24 h和72 h两种供电负载提供可靠、不间断电源。
核电厂直流电力系统由独立的1E级的直流和UPS系统(IDS)和非1E级的直流和UPS系统(EDS)直流电力系统组成[2-3]。
每一个系统包括不接地蓄电池组、直流配电装置和不间断电源。
IDS系统由A、B、C、D四个独立的直流序列。
A、D序列各包括一个蓄电池组、一个配电盘和一个蓄电池充电器。
CRP1000、CNP1000、ACP1000等核电机型的简介●AES-91是俄罗斯压水堆技术,单机容量106万千瓦。
●AP1000是Advanced Passive PWR的简称,1000为其功率水平(百万千瓦级),该机型为西屋公司设计的3代核电机型。
AP1000采用创新性的非能动技术。
AP1000及其国产化机型或将成为我国三代核电主流机型。
●EPR(欧洲先进反应堆)是国际上最新型反应堆(法国N4和德国建设的Konvoi反应堆)的基础上开发的,吸取了核电站运行三十多年的经验。
在建示范堆处于世界先进水平。
●CPR1000是中广核推出的中国改进型百万千瓦级(1000MW)压水堆核电技术方案。
它是在引进、消化、吸收国外先进技术的基础上,结合20多年来的渐进式改进和自主创新形成的“二代加”百万千瓦级压水堆核电技术。
技术来源于法国引进的百万千瓦级机型——M310。
●CNP是China Nuclear Power的简写。
CNP650额定功率65万千瓦,是我国自主设计的高水平60万千瓦级商用压水堆核电机型。
该种机型主要应用在秦山核电二期项目中。
兄弟机型还有CNP350及CNP1000。
●ACP1000(Advanced China PWR)是中核根据CNP600(这个基本有自主产权)研制出来的,也在向着EPR靠近,融合了好些AP1000的非能动理念,具有自主知识产权。
据称,巴基斯坦将成为全球第一个应用中国具有自主知识产权的ACP1000核反应堆的国家。
有迹象显示,除巴基斯坦之外,阿根廷或许会成为ACP1000的下一个海外客户。
●CAP1000/CAP1400是国家核电技术公司在引进西屋AP1000核电技术的基础上“引进、吸收、消化、再创新”开发的三代核电机型。
国家核电技术公司目前的海外重点市场是南非和巴西,采用的机型将是具备自主知识产权的三代核电CAP1400。
●华龙一号核电技术是由中核集团和中广核集团联手打造的。