图文详解AP1000核电站分析ppt课件.ppt

《图文详解AP1000核电站分析ppt课件.ppt》由会员分享，可在线阅读，更多相关《图文详解AP1000核电站分析ppt课件.ppt（77页珍藏版）》请在三一办公上搜索。

1、,山东核电有限公司 宿伟成/薛益鸣,AP1000总体介绍,2,目录,概述核电厂的布置核岛系统常规岛系统仪控系统电气系统 海阳核电主体工程进展,3,1.概述,AP1000是美国西屋公司设计开发的双环路1000MW级压水堆。AP1000在传统压水堆核电技术的基础上，采用“非能动”的安全系统 ，使其安全性、经济性有了显著提高。,4,1.概述,AP1000的总结构图,5,1.概述,1.1 安全评审情况,西屋公司,美国核管会（NRC）,02年3月,标准设计证书申请包括：DCD,PRA等,受理申请，开始评审,04年9月,确认AP600有关的试验和分析程序可以用于AP1000设计,预认证审查,最终安全评价报

2、告,最终设计批准书,标准设计证书,审查验证,接受评审,700多个问题,04年9月,获得最终设计批准书,获得标准设计证书,02年7月,05年12月,6,1.概述,1.2 设计理念NSSS: 基本采用二代技术,部分设备升级,少量系统优化;安全技术: 不放弃但不依赖已有的安全技术和设备，尽量采用全新的非能动技术以提高整个电站的安全性。（例如，柴油发电系统、厂用水系统、正常余热导出系统、辅助给水系统，等等）,7,1.概述,1.2.1 安全系统设计理念,安全系统非能动化,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,将人为制造的安全条件让位于由自然规律形成的本质安全,降低维修要求,8,1.概

3、述,1.3 主要特点描述,9,1.3 主要特点(安全性提高),非能动安全系统要点,四路安全注射:1.堆芯补充水箱(70.8M32)2.安全注射箱 (56.6M32)3.内置换料水箱 (2092M3)4.RPV被淹没后的地坑水,三路防止RCS超压:1.自动卸压阀第1、2、3级2.自动卸压阀第4级3.RPV顶盖放气,两路自然循环冷却:1.RCSPRHS IRWST RCS2.IRWST(蒸发) CV(传导对流) 大气,10,反应堆堆芯损坏频率显著降低,1.3 主要特点(安全性提高),11,第二代和AP1000核电站系统和设备布置的比较,12,1.3 主要特点(成熟性设计),反应堆和反应堆冷却剂系统

4、设计采用成熟技术,非能动技术，经过大量试验、计算和验证,NRC 于2005年12月30日向西屋公司颁发了AP1000 标准设计的“标准设计证书”,13,1.3 主要特点(简化),14,15,模块化设计，建造,16,1.4 电厂总参数,17,2.电厂布置,发电生产设施由5 个主要的厂房结构组成: 核岛、汽轮机厂房、附属厂房、柴油发电机厂房和放射性废物厂房。这些厂房结构中的每一个均建筑在各自单独的筏基上。核岛由安全壳厂房、屏蔽厂房和核辅助厂房组成, 三部分被建造在同一筏基上。,18,2.电厂布置,海阳核电主厂区总平面布置图,19,2.电厂布置,安全壳厂房 安全壳厂房是安全壳容器以及该容器内所含的所

5、有结构； 功能是在假想的设计基准事故以后包容气载放射性的释放以及在正常运行期间为反应堆堆芯和冷却剂系统提供屏蔽,其本身也是非能动安全壳冷却系统的组成部分； 位于安全壳厂房内的主要系统是反应堆冷却剂系统、安全相关系统。,20,2.电厂布置,屏蔽厂房 屏蔽厂房是环绕安全壳容器的结构和环形区域。 在正常运行/事故状态期间, 屏蔽厂房与安全壳厂房的内部结构为安全壳内的反应堆冷却剂系统和所有其它放射性系统和部件提供所要求的屏蔽保护。 屏蔽厂房也为安全壳提供所要求的外部人为或非人为的撞击保护。 屏蔽厂房是非能动安全壳冷却系统中整体的一部分。,21,2.电厂布置,辅助厂房 辅助厂房的基本功能是为位于安全壳厂

6、房外的安全相关抗震类机械和电气设备提供保护和隔离。 辅助厂房也为设置在厂房内的放射性设备和管道提供屏蔽。 位于辅助厂房内的最重要的设备和系统有: 主控室、仪控系统、电气系统、燃料吊装区、燃料厂房、乏燃料水池、机械设备区、安全壳贯穿区和主蒸汽、给水阀门隔间。 辅助厂房通过附属厂房中的人员、设备闸门与安全壳厂房相连,22,2.电厂布置,附属厂房 在附属厂房内不含有安全相关设备； 提供了通往发电设施的主要人员出入口； 包括了用于控制人员出入辐射控制区的保健物理设施；非1E 级交流和直流电源系统、辅助柴油发电机及其燃油供应、其它电气设备、技术支持中心和各种暖通空调系统以及用于维护辐射控制区设备的热机械

7、车间。,23,2.电厂布置,放射性废物厂房 放射性废物厂房内不含安全相关设施。 包括了各类废料在处理前的隔离储存设施、移动式废物系统的处理设施和将经处理的废物贮存装入输送和处置容器的设施。,24,2.电厂布置,汽轮机厂房 汽轮机厂房内不含安全相关设备。 汽轮机厂房内安装了主汽轮机、发电机和相关的流体和电气系统。 它为主汽轮发电机部件的搁置和维修提供全天候的保护。汽轮机厂房内同样还安装了补给水净化系统。 属于核岛的12个非安全相关系统也布置在汽轮机厂房内。,25,2.电厂布置,柴油发电机厂房 柴油发电机厂房内也没有安全相关设备。 柴油发电机厂房内装备了2 台柴油发电机，防火墙耐火能力可以达3小时

8、。,27,3.核岛系统,3.1反应堆冷却剂系统3.2非能动安全系统3.3辅助系统,28,3.1反应堆冷却剂系统,系统描述,有两条环路；每条环路由一条热段主管道和两条冷段主管道、一台蒸汽发生器以及与之直接相连的两台反应堆冷却剂屏蔽泵组成。RCS还包括一台反应堆压力容器、一台稳压器、自动卸压系统和反应堆压力容器顶盖放气系统 ；所有设备都布置在反应堆安全壳内。,29,3.1反应堆冷却剂系统,1，2，3级自动卸压阀,4级自动卸压阀,30,3.1反应堆冷却剂系统,同M310 堆型相比，由于两环路布置减少了一个环路，同时由于主泵直接焊接在蒸汽发生器底部而减少了主泵入口管道，AP1000 主回路布置得到大幅

9、简化，降低了安全壳内部设备的布置难度。 除此之外，AP1000 反应堆冷却剂系统应用了LBB 设计准则，其设计理念更为先进。 简化了主回路的支撑设计，不仅有利于在役检查，而且有利于防止大LOCA 事故的发生。,31,3.1反应堆冷却剂系统,堆芯和燃料 AP1000堆芯有157个燃料组件，堆芯活性区高度为4.267米(14英尺)： 堆芯围筒代替堆芯围板，避免了堆芯围板螺栓松动脱落，并且降低中子泄漏，提高了中子的经济性。 利用固定式堆内探测器代替可移动探测器，实现堆芯功率分布的在线监测，并且消除了压力壳底部可移动探测器的贯穿件，降低了在严重事故情况下压力壳下封头失效的概率。 堆芯设置棒价值比较低的

10、灰控制棒，功率调节和负荷跟踪采用机械补偿运行，取消硼回系统，大大减少了调硼产生的废水量。,32,堆芯和燃料,燃料组件 AP1000堆芯采用的燃料（左图），是基于RFA 燃料组件和RFA-2燃料组件，并经改进的AP1000燃料，它包括了在抗腐蚀、燃耗性能、抗异物、机械稳定性、热工水力性能和核性能等方面的所有改进。 AP1000燃料许可证的最大组件燃耗可达60GWD/tU（法马通的AFA3G燃料许可证的最大组件燃耗为52GWD/tU）。允许的组件最大燃耗越深，可达到的平均卸料燃耗也越深，燃料循环的经济性也就越好。,33,堆芯和燃料,燃料管理,AP1000堆芯平衡燃料循环采用如下的策略和技术: 堆芯

11、燃料采用低泄漏装载方式(LLLP) 轴向设置低富集度区 采用IFBA可燃毒物，用于展平堆芯功率分布和燃耗反应性补偿,34,3.1反应堆冷却剂系统,压力容器,压力容器由圆柱形筒体和半球形下封头、可移动法兰连接的上封头组成。压力容器属于A级，因此它的设计和建造都满足ASME Code, Section III, Class 1要求。为减少照射脆化的影响，限制了对铜、镍和磷的使用量,35,3.1反应堆冷却剂系统,36,3.1反应堆冷却剂系统,蒸汽发生器,AP1000的蒸汽发生器是带干燥器的立式、U型管结构蒸汽发生器传热管和管道上部分隔盘使用耐腐蚀性能很好的合金因科镍690，改善了材料可焊性、腐蚀性、

12、机械性等性能。,37,3.1反应堆冷却剂系统,38,3.1反应堆冷却剂系统,主泵,AP1000冷却剂泵是具有高惯性、高可靠性、低维护、高度密封；与蒸汽发生器的两个出口管嘴分别直接相连；为立式离心式屏蔽泵，可以承受整个系统的压力，能承受超基准工况。泵自身还装有振动监控系统，提供高振动警报。,39,3.1反应堆冷却剂系统,40,3.1反应堆冷却剂系统,主泵 AP1000 采用屏蔽式主泵。相对于传统的轴封式主泵，屏蔽式主泵在维持反应堆冷却剂系统压力边界完整性方面具有独到的技术优势，能够显著减少减少核电站LOCA 事件发生频率。 屏蔽式泵是一种高可靠性的泵，其维修间隔可以达到20年,41,3.1反应堆

13、冷却剂系统,稳压器,立式、圆筒状的容器，上下封头为半球形。采用低合金钢制造，内表面镀以奥氏体不锈钢。AP1000的稳压器体积比普通稳压器大40%左右，相应的瞬态能力增强，减少安全卸压阀的使用。,42,3.1反应堆冷却剂系统,主管道冷却剂系统管道由两个相同的主冷却环路构成，包括与压力容器、蒸汽发生器和冷却剂泵相连的冷却剂管道冷端、热端，还包括与冷却剂环路管道和主要设备连接的管道管路的材料是奥氏体不锈钢。每个环路的两个冷端是完全相同的（除测量仪器和小的连接管线），并采用大弯曲半径弯管使得管路流动阻力降低。,43,3.1反应堆冷却剂系统,主管道 相对与M310 机组，AP1000 主管道设计在安全方

14、面有两个较突出的优点，即： 稳压器波动管的布置更加合理，有利于减少影响主管道寿命的热分层现象。 简化了主回路的支撑设计，不仅有利于在役检查，而且有利于防止大LOCA 事故的发生。,44,3.2 非能动安全系统,安全壳氢气控制系统,45,3. 2 非能动安全系统,非能动余热排出系统 非能动余热排出系统，可在电厂事故工况下以及反应堆正常余热排出系统失效时，靠自然循环，由余热排出系统的热交换器将堆芯衰变热带走。 该系统主要设备是非能动余热排出热交换器和相连的管道、阀门。热交换器布置在换料水箱内，换料水箱作为中间热阱。 换料水箱内水吸收衰变热达到饱和温度需要几个小时，如全部水沸腾带走热量，其水量足够数

15、天冷却之用，而且水蒸气进入安全壳冷凝后仍可回收利用。这样，操作人员有足够的时间采取恢复行动。,46,47,3. 2 非能动安全系统,非能动安全注射系统（PSIS）,非能动安全注射系统的功能： 在事故情况（包括失去反应堆冷却剂）下，给反应堆应急注水，冷却堆芯。非能动安全注射系统组成：2只堆芯补水箱 每只容积为70.8m3 ，内装3400ppm的含硼水 2只安全注射箱 每只容积为56.6m3，内装2600ppm的含硼水 1只内置换料水箱 容积为2092 m3 ，内装26002900ppm的含硼水 以及相连的阀门和管道,48,49,50,1）堆芯补水箱是非能动安全注射系统四个水源之一，堆芯补水箱执行

16、高压安全注射功能，在LOCA事故时，能在较长时间间隔内向堆芯注入较大的安注流量。2）在发生不包括LOCA事故的情况下，当正常补水系统不可用或不足时，堆芯补水箱为反应堆冷却剂系统提供紧急补水和硼化。 3）堆芯补水箱位置高于反应堆和反应堆冷却剂系统。 在事故情况下，根据驱动信号自动打开下泄注射管的气动阀，依靠位差产生的重力向反应堆注水，冷却堆芯,堆芯补水箱,非能动安全注射系统（PSIS）,51,非能动安全注射系统（PSIS）,1）安全注射箱是非能动安全注射系统四个水源之一。安全注射箱执行中压安全注射功能，在LOCA事故时，能在有限的几分钟时间间隔内向堆芯注射十分大的安注流量。 2）在事故情况下，反

17、应堆冷却剂系统压下降到低于安注箱的氮气压力（50大气压）时，两只串连的止回阀开启，硼水靠氮气压力注入反应堆冷却剂系统。,安全注射箱,52,非能动安全注射系统（PSIS）,1）内置换料水箱是非能动安全注射系统四个水源之一。内置换料水箱执行低压安全注射功能，在LOCA事故时，能在很长时间间向堆芯注射较小的安注流量。2）内置换料水箱位置高于反应堆和反应堆冷却剂系统。 在事故情况下，根据驱动信号自动打开爆破阀，依靠位差产生的重力向反应堆注水，冷却堆芯,内置换料水箱,53,非能动安全注射系统（PSIS）, 淹没的安全壳是非能动安 全注射系统第四个水源，而且是堆芯冷却的长期水源。 当换料水箱的液位达到低-

18、低液位时，与之相连的爆破阀和相关阀门自动打开，安全壳内的水经再循环滤网进入反应堆，冷却堆芯。 当安全壳内的水温达到饱和温度时，产生的蒸汽由安全壳的壁面冷却。凝水沿钢壳内壁向下流，回安全壳底部，进行再循环，实现反应堆长期冷却堆芯的目的。,54,3. 2 非能动安全系统,非能动安全壳冷却系统(PCS) 在事故情况下，导出安全壳内的热量，使钢安全壳内的温度和压力不超过设计值。 非能动的安全壳冷凝系统在发生冷却剂失流事故(LOCA)和蒸汽管道破裂(MSLB)事故的情况下导出安全壳内空气的热量，同时它还为其他导致安全壳压力和温度大幅升高的设计基准事故提供安全相关的最终热阱。,55,非能动安全壳冷却包括两

19、过程： 安全壳内的蒸汽由安全壳的内壁面冷却，凝水流回安全壳底部，实现反应堆的再循环冷却； 安全壳的外壁面由安全壳冷却水箱的分配装置在安全壳穹顶和圆柱筒体形成均匀水膜 ，以及自然对流的空气冷却安全壳，反应堆余热最终经安全壳屏蔽厂房的空气出口排入大气。 在事故后的72小时内，系统的运行不需要任何干预，运行人员不必调节冷却水流量，也不必补水。,3. 2 非能动安全系统,56,3. 2 非能动安全系统,主控室应急可居留系统（VES） :为主控室人员提供呼吸用的空气；保持主控室相对正压，防止污染空气进入；设计基准事故后为电厂中必须保持其功能的设备提供非能动冷却。,57,3. 2 非能动安全系统,预防，缓

20、解严重事故的措施 除上述非能动安全设施外，将熔融堆芯滞留在压力容器内(IVR)是APl000非能动AP1000核电站采用的一项重要的对付严重事故策略。 它保证第二道屏障压力容器不被熔穿，避免了堆芯熔融物和混凝土底板发生反应，使放射性向环境释放的概率降到最低。,58,3. 2 非能动安全系统,IVR 在发生堆芯熔化的严重事故情况下，堆腔淹没系统将水注入堆腔，淹没堆腔的水，从金属保温层低部的入水口进入压力容器和金属保温层之间的夹缝，从外部冷却反应堆压力容器，有效地冷却堆芯熔融碎片。,59,3. 2 非能动安全系统,IVR,从外部冷却压力容器的水，吸收热量后，产生泡核沸腾形成两相混合流体，有效地冷却

21、堆芯熔融碎片，使堆芯熔融碎片滞留在压力容器内。,60,3.3辅助系统,AP1000一回路主要的辅助系统有：化学与容积控制系统设备冷却水系统 常规的余热导出系统安全壳循环冷却系统安全壳气体过滤系统,设计及功能上与传统的压水堆核岛辅助系统没有本质的区别,61,4 常规岛系统,4.1 二回路热力系统4.2 常规岛内布置的核岛系统4.3 常规岛主要系统4.4 二回路主要系统设备参数4.5 AP1000常规岛布置4.6 AP1000常规岛特点,62,4.1二回路热力系统,63,根据西屋提供的初步资料，由核岛设计供货但布置于常规岛厂房中的12个系统，如下所示： ASS：辅助蒸汽系统 BDS：蒸汽发生器排污

22、系统 CAS：压缩空气仪用空气系统 CCS：设备冷却水系统 DWS：除盐水输送、储存系统 FWS：启动给水系统 FPS：火灾保护系统 PGS：厂用气系统 SWS：服务水系统 VWS：中央冷冻水系统 VYS：热水加热系统 RCP：一回路主冷却剂泵变频装置,4.2常规岛内布置的核岛系统,64,MTS：主汽轮机系统 MSS：主蒸汽系统 CDS： 冷凝水系统 FWS：主给水系统 ASS： 辅助蒸汽供应系统 CES： 冷凝器管道清理系统 CFS： 汽轮机厂房化学药品补给系统 CMS：冷凝器空气排放系统 CPS：凝结水净化系统 DTS：除盐水处理系统 GSS：轴封系统,4.3 二回路主要系统,65,HCS

23、：发电机氢气与二氧化碳系统 HDS：加热器疏水系统 HSS：氢气密封油系统 LOS：主汽轮机与发电机润滑油系统 SSS：次取样系统 TCS：汽轮机厂房循环冷却水系统 TDS：汽轮机厂房通风、排水和溢流系统 TOS：主汽轮机控制与诊断系统 VTS：汽轮机厂房通风系统 ZAS：主发电机系统 ZVS：励磁与电压调节系统,4.3 二回路主要系统,66,4.4 二回路主要系统设备参数,汽轮机 型式：单轴四缸六排汽，凝汽式，汽水分离二级再热 额定转速：1500r/min 额定工况下主汽门前蒸汽参数： 蒸汽压力：5.53MPa(a) 蒸汽温度：270.3 蒸汽湿度：0.36% 低压缸排汽湿度:11% 热耗率

24、：9762.8kJ/kW.h 机组额定出力：1259MWe,67,汽水分离再热器 汽水分离再热器型式：卧式、一级分离、两级再热 额定工况下： 汽轮机高压缸排汽流量 5188t/h 汽轮机高压缸排汽压力 0.971MPa(a) 汽轮机高压缸排汽湿度 12.2% 汽轮机高压缸排汽温度 178.6 汽水分离再热器出口蒸汽压力 0.932MPa(a) 再热蒸汽的出口温度 258.9,4.4 二回路主要系统设备参数,68,发电机 最大连续出力：1300MWe级 功率因数： 0.9 短路比： 0.59 额定电压： 24kV 额定转速： 1500r/min 极数： 4 频率： 50Hz 绝缘等级(定子绕组、

25、转子绕组) F 冷却方式及介质 定子绕组： 水 转子绕组： 氢 定子铁芯： 氢 效率： 99% 励磁：机端励磁变静态励磁,4.4 二回路主要系统设备参数,69,AP1000 常规岛部分具有系统简化的特点。但系统简化往往影响机组热效率和运行的经济性。 AP1000 系统简化表现在以下几个方面:设置3 台电动给水泵，采用6 级抽汽,1 级高加回热系统疏水逐级自流,没设疏水泵。汽机旁排系统容量为40%凝结水精处理量为33% 与其它机组相比，AP1000 的主蒸汽参数较低，会对汽轮机组的设计产生一定的影响。,4.5 AP1000常规岛特点,70,5 电气系统,5.1 厂外供电系统 5.2 厂用供电系统

26、 5.3 电气主设备配置,71,5.1 厂外供电系统,由于AP1000 采用的是非能动安全系统，故厂外供电系统无安全方面的要求，该系统仅向机组提供正常启动和停堆用的电源。系统及设备为非1E级。 在正常情况下，主交流供电系统的电源是由发电机提供，当发电机不可用时，主交流供电系统的电源是由电网通过主变和高压厂变供给。如果电网及发电机两者都不可用的情况下，两台非1E 级备用柴油发电机为安全相关负荷供电。,72,5.1 厂外供电系统,厂外供电系统的特殊功能： 反应堆冷却泵在汽机跳闸情况下，主发电机或电网应能保证供电时间要大于3 秒。（在M310 中无此特性，冷却泵在停电后工作是由冷却泵飞轮惯性来实现的

27、）,73,5.2 厂用供电系统,厂用供电系统由交流供电系统和直流供电系统组成。 交流供电系统是非1E 级系统（八个1E级RCP断路器除外）。 直流供电系统包括两个独立系统：1E 级直流系统（125V）和非1E 级直流系统（220V）。,74,5.3 电气主设备配置,75,6 仪控系统,6.1设计特点 6.2结构 6.3系统之间信息流程图 6.4主控室,76,7.海阳核电主体工程进展,海阳核电1#机组关键里程碑节点,77,7.海阳核电主体工程进展,工程管理模式基本确定；项目核准工作正在进行中，计划07年12月1日具备核准条件；核岛主合同及T/G合同谈判接近尾声，常规岛第二批辅机采购相关工作已经启动；总体设计，初步设计已经启动，计划08年9月的完成初步设计，08年5月底设计满足负挖条件，09年3月底，设计满足FCD条件；专项工程及辅助工程相关工作正在开展，厂址详勘，取排水设计，大件码头设计，重件路设计等工作已经启动；,77,谢 谢 指 正！,