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1、核电厂主要生产系统核电厂的分类的主要依据是反应堆堆型，按堆型分类世界上已投入运行的核电厂有以下几种：1）压水堆核电厂这种核电厂的优点是：反应堆的结构简单，功率密度高；汽轮机不带放射性，勿需采取防护措施。这种核电厂的缺点是：系统复杂，设备多；为得到较高的蒸汽参数，反应堆及一回路设备都要在很高的压力下工作，使其设计、制造困难。1950年美国海军把推进动力研究集中在压水型反应堆上，1954年魟鱼号核潜艇下水。随后，美国压水型反应堆由于陆上核电厂的建设，并得到了迅猛发展。2）沸水堆核电厂这种核电厂的优点是：系统简单（只有一个回路，设备少。无蒸汽发生器、稳压器、主泵及一回路主管道等）；在反应堆压力低的情
2、况下可获得相对高的蒸汽参数。这种核电厂的缺点是：反应堆结构复杂，功率密度低；汽轮机带有放射性，要采取防护措施。沸水堆核电厂发展的很快，1960年美国第一座示范性沸水堆核电厂投入运行以后，目前单机最大功率已达1300MW。3）重水反应堆核电厂这种核电厂的优点是：用天然铀作燃料，提高了铀资源的利用率，降低了燃料的成本；采用压力管，省去技术复杂、制造困难、价格昂贵的压力壳；能不停堆换料。这种核电厂的缺点是重水昂贵，发电成本高。1956年，加拿大建成了实验性的重水堆核电厂，后来又建造了电功率为540MW和750MW的重水堆核电机组。4）石墨气冷堆核电厂这种核电厂的优点是：用天然铀作燃料成本低；获得的蒸
3、汽参数高，且为过热蒸汽。这种核电厂的缺点是：功率密度小，反应堆体积庞大；燃料装量大，燃耗浅，自耗功大，发电成本高。前苏联自第一座核电厂开始，一直在设计、建造石墨水冷堆核电厂，并在国内建造了一批功率为1000MW的这种核电机组。5）快中子堆核电厂这种核电厂的优点是：可使对轻水堆来说是核废料的U238，变成可用的核燃料，大大提高铀资源的利用率。这种核电厂的缺点是：钠的腐蚀性强，对设备、管道的材料要求高；钠在空气中会燃烧，在水中会爆炸钠水反应，故危险性大。快中子堆是最有发展前途的核电厂。因为它是一种增殖堆，能大量利用“核废料”。1951年美国实验快堆首次从核反应堆发电点亮4个灯泡。虽然世界上发达的国
4、家已建成10多座快中子堆核电机组，但均为实验性的原型堆，尚有许多技术问题有待解决。到2008年7月份，我国有9台压水堆核电机组、2台重水堆核电机组在商业运行，有16台压水堆核电机组、1台高温气冷堆核电机组以及一座实验快堆正在建设中。目前世界上最先进的第三代压水堆是美国AP1000和法国与德国联合开发的欧洲先进堆EPR，我国将分别在山东海阳、浙江三门和广东台山建设这两种机组。1压水堆核电厂系统构成压水堆核电厂是以压水反应堆将裂变能转换为热能发电的，是目前世界上选用最多的堆型。压水堆核电厂是以高压欠热水作为慢化剂和冷却剂，一回路高压高温水通过蒸汽发生器使二回路水生成蒸汽送到汽轮发电机进行发电。图1
5、.2-1为压水堆核电厂系统原理图。图1.21 压水堆核电厂系统原理图每台压水堆机组都由反应堆蒸汽发生器汽轮机发电机稳压器主泵组成。1、一回路系统及主要设备一回路系统又称为反应堆冷却剂系统，一回路内的高温高压含硼水流经反应堆堆芯，吸收堆芯核裂变放出的热能；进入蒸汽发生器，通过蒸汽发生器传热管壁，将热能传给蒸汽发生器二回路侧；再被反应堆冷却剂泵送入反应堆。如此循环往复，构成封闭环路。现代商用压水堆核电厂反应堆冷却剂系统主要由反应堆、冷却剂泵（以后简称主泵）、蒸汽发生器、稳压器和主管道组成。反应堆冷却剂系统一般有二至四条并联在反应堆压力容器上的封闭环路，每一条环路由一台蒸汽发生器、一台或两台反应堆冷
6、却剂泵及相应的主管道组成。反应堆冷却剂系统示意图见图1.2-2。图1.2-2 压水堆核电厂反应堆冷却剂系统示意图反应堆主要由压力容器、堆内构件、堆芯和控制棒驱动机构组成；l 反应堆压力容器工作在高压(15.5MPa左右)、高温、含硼酸水介质和放射性辐照的环境条件下，不仅用于支撑和包容堆芯和堆内构件，还作为一回路冷却剂的重要压力边界，起着防止裂变产物逸出的作用。l 堆内构件主要用于堆芯部件的支承、对中和导向；引导冷却剂流入流出堆芯；为堆芯内仪表提供支承和导向；保护压力容器，延长其寿命。它主要包括上部堆内构件和下部堆内构件两大部分。l 堆芯（反应堆活性区）的主要作用是建立和维持可控链式核裂变反应，
7、将燃料核裂变产生的能量大部分转换成热能，并将热能传递给一回路冷却剂。l 控制棒驱动机构是核反应堆安全的重要动作部件，通过它的动作，带动控制棒组件在堆芯上下抽插，以实现反应堆的启动、功率调节、剩余反应性补偿和停堆操作。控制棒驱动机构主要包括内部钩爪组件、驱动轴组件、耐压壳组件、磁轭线圈组件和位置指示组件等部件。主管道将冷却剂从反应堆压力容器传送到蒸汽发生器，然后输送到主泵，再由主泵增压打回反应堆压力容器。每个环路上的主管道段包括热管段（反应堆压力容器到蒸汽发生器部分）、过渡管段（蒸汽发生器至主泵部分）、冷管段（主泵至反应堆压力容器部分）。主泵作用是为反应堆冷却剂提供驱动压头，保证足够的冷却剂流量
8、通过堆芯，把反应堆产生的热量送至蒸汽发生器。现代压水堆核电厂采用最广泛的是立式、单级轴封泵。蒸汽发生器是压水堆核电厂一回路和二回路之间的枢纽，它将反应堆产生的热量传递给二回路，将二回路的给水变成蒸汽，推动汽轮机做功。同时，蒸汽发生器又是分割一回路和二回路介质的屏障，占一回路压力边界面积80%左右的蒸汽发生器传热管壁厚一般只有1mm左右，是一回路压力边界中最薄弱的部分，在运行中极易发生泄漏。因此，蒸汽发生器的质量和性能对于核电厂的安全性和经济性十分重要。目前我国除田湾核电站采用卧式蒸汽发生器外，其它电站均采用立式U型管自然循环蒸汽发生器。反应堆冷却剂系统还设有稳压与卸压系统，该系统通过波动管线与
9、主管道连接，由稳压器、卸压箱、稳压器波动（膨胀）管线、稳压器喷淋管线、稳压器安全阀、蒸汽排放管线以及汽气混合物排放管线等部件组成。稳压与卸压系统的主要功能是建立并维持一回路系统的压力；运行期间补偿一回路冷却剂因温度变化引起的容积变化，限制一回路压力因温度变化引起的波动，避免冷却剂在反应堆内沸腾，并控制一回路升、降压速度。整个压水堆冷却剂系统共用一台稳压器，通过波动管和一个环路的热管段相连。稳压器有气罐式和电加热式两种，现代压水堆核电厂普遍采用电加热式稳压器。2、主要的安全系统核电厂的安全系统的功能是限制事故发生后的后果，为一些重大的事故提供必要的应急冷却措施，并防止放射性物质的扩散。主要的安全
10、系统包括余热导出系统、应急堆芯冷却系统、安全壳、安全壳隔离系统、安全壳喷淋系统、安全壳消氢气系统、蒸汽发生器辅助（应急）给水系统、重要用户中间冷却水系统、应急电源等。这些安全保护系统均采用独立设备和冗余布置，备有事故电源，安全系统可以抗地震和在蒸汽空气及放射性物质的恶劣环境中运行。简单介绍如下：（1）余热导出系统余热导出系统主要功能是把反应堆停堆后的余热热量从反应堆冷却剂系统中传递出去。余热导出系统主要由余热交换器、余热排出泵以及有关管道、阀门和运行控制所必需的仪器仪表组成。该系统正常运行时，反应堆冷却剂从主管道热段流向余热排出泵，通过余热交换器传热管再返回主管道冷段，热量则通过余热交换器传递
11、到设备冷却水系统中。（2）应急堆芯冷却系统应急堆芯冷却系统主要功能是在出现某些事故时，通过注入含中子吸收物质（硼）的冷却剂，冷却堆芯并提供附加停堆能力。应急堆芯冷却系统主要由安注箱、安注泵、离心上充泵、余热排出泵、换料水贮存箱、硼注射箱及有关的阀门、管道组成。（3）安全壳安全壳是用于容纳反应堆冷却剂系统和某些安全重要系统的设备，在运行时对冷却剂系统的放射性辐射进行屏蔽，限制泄漏；在一回路或二回路发生泄漏事故时，承受内压并限制泄漏。安全壳还具有抵抗外部事件（飓风、飞射物撞击）保护反应堆的能力。安全壳底部用钢筋混凝土底板封闭，主体由预应力混凝土穹顶封闭的立式预应力混凝土筒体构成，内侧覆有起密封作用
12、的碳钢衬里。（4）安全壳隔离系统安全壳隔离系统为贯穿安全壳的流体系统提供了隔离手段，将事故后可能释放到安全壳中的任何放射性都包容在安全壳内，保证安全壳泄漏率不超过规定的限值。安全壳隔离系统主要由安全壳隔离阀和相关管道组成。在某些事故情况下，当安全控制系统发出隔离信号时，这些隔离阀快速关闭，防止放射性物质向周围环境释放。另外，在主蒸汽管道发生破裂时，还能及时隔离蒸汽发生器，防止反应堆冷却剂系统过冷或安全壳超压。（5）安全壳喷淋系统该系统的功能是维持安全壳内压力。某些事故发生后，当安全壳内的压力上升到一定限值，安全壳喷淋泵启动，把含有硼和氢氧化钠的溶液向安全壳内均匀地喷淋，在降低安全壳内温度和压力
13、的同时，溶解安全壳内的放射性碘，减少放射性物质向环境释放的可能性。安全壳喷淋系统主要由安全壳喷淋泵、喷淋总管道、喷淋添加剂箱、液体喷射器和若干隔离阀及为保证系统运行所需的管道、仪器仪表组成。（6）安全壳消氢系统该系统的设计是基于美国三哩岛事故经验反馈的结果。三哩岛事故中，由于氢气大量聚集在安全壳顶部，最后引起氢爆炸，进一步恶化了事故后果。安全壳消氢系统的主要功能是，在发生冷却剂失水事故时，降低安全壳内氢气的含量，防止氢爆。该系统主要由氢复合器、若干风机、过滤器和相关管路组成。（7）蒸汽发生器辅助（应急）给水系统。在二回路的主给水失去的事故情况下，该系统投入使用，向蒸汽发生器供应足够的给水来排出
14、一回路系统的热能。另外，在某些情况下，如小破口失水事故等，该系统也投入使用。该系统主要由辅助给水泵、除氧水箱、除盐水贮存箱、调节阀、截止阀和相应的管道组成。该系统投入运行时，辅助给水泵将除氧水箱或除盐水贮存箱中的水打入蒸汽发生器中，保持蒸汽发生器的水位能够淹没传热管，防止事故的进一步扩大。（8）重要设备中间冷却水系统。该系统的主要功能是向反应堆装置、主泵、反应堆装置的辅助系统、安全系统提供冷却水并导出热量。（9）应急电源核电厂每台机组都安装有应急柴油发电机组，正常运行时处于热备用状态，一旦发生失电事故，要求该系统在十几秒时间内启动，自动带上负荷，为反应堆安全系统提供驱动力。系统的主要设备是应急
15、柴油发电机组。3、核辅助系统核辅助系统主要包括化学和容积控制系统、反应堆和乏燃料冷却和处理系统、三废系统、通风空调系统和核测量控制系统等。（1）化学和容积控制系统该系统主要作用有：l 在所有运行工况下维持反应堆冷却剂系统的物质平衡和水质；l 贮存与供应除盐除氧水及氢氧化锂与联氨，调节一回路水化学工况；l 贮存并向安全注入系统和反应堆及乏燃料水池冷却和处理系统提供不同浓度值的硼酸溶液，控制反应堆反应性；l 向稳压系统供喷淋水，向主泵密封供水并冲洗轴封；l 向稳压器和余热系统泄压阀充水；l 净化溶解在一回路冷却剂中的离子态杂质，净化以晶体状态存在于一回路冷却剂中的放射性腐蚀物，保证在燃料元件表面没
16、有沉淀物，降低一回路设备和管道的放射性污染水平；l 处理各种工况下从一回路引出的含硼水，供应高、低浓度硼酸溶液，净化硼酸溶液等等。l 此外，化学和容积控制系统还起着安全功能。在事故情况下，化学和容积控制系统可向反应堆冷却剂系统供给含硼酸的冷却剂。化学和容积控制系统主要有下泄、上充两大子系统。下泄系统从主回路冷段管道抽出冷却剂，通过下泄控制阀流向再生热交换器，再通过下泄孔板流向下泄热交换器，通过调节阀进入下泄离子交换器（俗称混合床离子交换器）、阳离子交换器、下泄过滤器等进行净化和过滤，最终流到容积控制箱，并在容积控制箱内完成载热剂的除氧。下泄系统主要由再生热交换器、下泄孔板、下泄热交换器、混合床
17、离子交换器、阳离子交换器、容积控制箱和相关的阀门、管道组成。上充系统从容积控制箱内取冷却剂，由上充泵打回反应堆冷却剂系统。上充系统主要由上充泵和相关的阀门、管道组成。另外，化学和容积控制系统还包括冷却剂补给和化学物质添加系统、一回路冷却剂净化和处理系统等。冷却剂补给和化学物质添加系统主要由化学水箱、硼水贮存箱、化学试剂补给箱、加药泵、硼酸过滤器、硼注射箱和相关的阀门、管道等部件组成。（2）反应堆和乏燃料水池的冷却和处理系统与火电厂不同，核电厂使用过的燃料不会立即运出，将被从堆芯转至乏燃料水池。在那里被冷却和降低放射性水平。反应堆和乏燃料水池的冷却和处理系统的主要功能是降低乏燃料水池内燃料元件的
18、剩余热量；在所有工况下导出乏燃料水池内乏燃料余热，充注乏燃料水池；在换料和停堆检修时，不能利用余热排出系统时，可利用辅助冷却系统来冷却堆芯；堆芯换料时排空反应堆竖井、堆内构件及水封闸板间腔室或向其充水，保持乏燃料水池的水质并降低放射性；在发生事故时，它向反应堆安全壳喷淋系统和安全注入系统提供足量的硼酸溶液。该系统主要由输水泵、冷却器、排水泵、集流母管和排水管线组成。（3）三废处理系统废气处理系统废气处理系统主要是用来控制排放废气中放射性惰性气体和气溶胶的含量，使气体流出物的放射性含量符合国家规定的排放定值。通过吸附或压缩贮存的方式使废气中放射性物质在特定的容积内自然衰变，测得废气的放射性合格后
19、，通过过滤、除碘、空气稀释后排向烟囱，达到保护环境的目的。废液处理系统废液处理系统对含有放射性的液体废物进行处理，保证向环境排出的废液达到排放标准。它通过蒸发或过滤的方式对废液进行放射性分离，得到的低于排放浓度限值的液体可直接向环境排放，而得到的少量放射性浓缩液或过滤后的放射性废树脂采用水泥固化、深埋的处理方式，以达到保护环境的目的。固体废物处理系统固体废物处理系统对核电站产生的放射性固体废物（废中子测量通道、放射性污染的废检修工具、更换下来的放射性高效过滤器、个人防护用品、被放射性污染的建筑材料和保温材料、液体废物固化体灯）进行处理。通常采用分拣、减容、固定、固化等办法使放射性固体废物形成易
20、运输，易加工、性能稳定的物体，以便于在后处置场对其进行后处理。有些电站三废处理系统还包括硼回收系统、放射性废液排放系统以及流水排放系统等。（4）通风空调系统通风空调系统的主要功能是为重要设备和人员提供足够的冷却能力和空气循环的能力，保证重要设备的正常运行，保持或改善人员的工作环境，并降低事故情况下放射性外泄的可能性。通风空调系统一般有控制棒驱动机构风冷系统、反应堆堆坑的通风系统、安全壳内的连续通风系统、安全壳内的空气净化系统、核燃料厂房通风系统、核辅助厂房通风系统、汽轮机厂房通风系统、主控室空调系统、上充泵房应急通风系统、辅助给水泵房通风系统、主要厂用水泵站通风系统、废物辅助厂房通风系统、安全
21、注入和喷淋泵电机房通风系统等。（5）核测量控制系统为了预防事故的发生，保证反应堆在既定参数下安全稳定运行，就必须监测反应堆中核裂变的情况，并给予必要的干预手段进行调整。用于监督如堆功率、堆周期、中子通量分布等情况的系统统称为核测量系统。用于调节的系统称为核控制调节系统，核电厂控制调节系统包括堆功率调节系统、稳压器控制系统、蒸汽发生器水位控制系统和蒸汽排放控制系统等。4、常规岛系统压水堆核电厂的常规岛部分主要包括二回路系统（汽轮机发电机系统）、循环水系统、电气系统及厂用电设备。核电厂常规岛的系统和设备与火力发电厂相类似，主要区别在于：（1）核电厂常规岛系统某些设备和系统也涉及核安全要求，因此，对
22、制造、安装和运行等有更高的要求；（2）核电厂的主蒸汽采用中参数的湿蒸汽，压力和温度较低，为了获得大功率，只能增加主蒸汽的流量，因此核电厂的主蒸汽流量比火力发电机组大。由于二回路温度压力较低，其压力边界的选材与常规火电站不同。（3）由于中参数湿蒸汽经汽轮机高压缸做功后，湿度提高，核电厂汽轮机在热循环中增加了汽水分离再热系统，这是核电厂与火力发电厂在常规岛部分的明显不同之处。2重水堆系统简介加压重水反应堆（PHWR）是由加拿大经多年研究发展而成，它采用天然二氧化铀作为燃料，重水D2O作为慢化剂和冷却剂。燃料元件置于水平设置的压力管内，反应堆两端面各有一台装换料机，可实现不停堆换料。反应堆的控制采用
23、垂直插入的多种中子吸收反应性控制装置来完成。我国目前秦山三期有两台CANDU6加压重水堆核电机组（728MWe）正在运行。PHWR堆主要由慢化剂系统、一回路热传输系统、停堆冷却系统、专设安全系统、安全支持系统和供电系统等组成。慢化剂系统在低温低压下运行并单独冷却，它与一回路热传输系统冷却剂完全隔离。在慢化剂系统重水中会产生相当大量的氚。氚的放射性较强，其经济价值也很高，从经济和安全性考虑，都要对氚进行严格的监测。一回路热传输系统的最主要特点是用几百根压力管在堆芯内容纳高压冷却剂，而不是一个单一的压力容器。在600 MWePHW反应堆中的分为两个独立的“8”字形冷却剂环路，每个环路包括两台泵，四
24、个集管（两个入口集管和两个出口集管），两台蒸汽发生器和大量热传输支管和燃料通道，见图1.23。图1-5 加压重水反应堆流程图停堆冷却系统在停堆后为燃料和一回路热传输系统提供冷却，并在低温条件下持续长期运行。该系统主要由位于反应堆一端的一台泵和一台蒸汽发生器组成，两个热传输回路的入口集管和出口集管之间互相连接。专设的安全设施有：1号停堆系统、2号停堆系统、应急堆芯冷却系统和安全壳系统等。l 1号停堆系统主要采用28根镉棒加载，镉棒受重力作用并在弹簧辅助下落入堆芯。在要求停堆时，这系统切除吸收棒抓钩的供电，使吸收棒落入慢化剂中。l 2号停堆系统通过6个水平放置的管嘴迅速将硝酸钆浓溶液注入慢化剂，2
25、号停堆系统独立于1号停堆系统，功能上具有多样性，实体位置是隔离的。l 应急堆芯冷却系统由三个阶段组成，高压阶段利用气体压力将水从位于反应堆厂房外的水箱注入堆芯；中压阶段用应急堆芯冷却系统的回收泵将位于反应堆厂房内的喷注水箱的水注入堆芯；低压阶段用泵将已收集在反应堆厂房地坑的水经应急堆芯冷却热交换器注入堆芯。l 安全壳系统由带环氧树脂内衬的混凝土安全壳结构（包括自动触发的喷注系统和空气冷却器的热阱），过滤排风系统，出入气密闸门，安全壳延伸部分和自动触发的安全壳隔离系统组成。安全支持系统包括应急供水系统、应急供电系统、厂用水系统、仪表空气系统和第一组供电系统。这些辅助设施置于厂区内较远的区域，作为
26、其它系统的备用系统，尤其是地震时。应急供水系统在应急状态下，向一回路热传输系统、二次侧冷却回路、应急堆芯冷却系统热交换器供水。应急电源向应急水供给泵和阀供电，此外，它作为替代电源，向应急堆芯冷却泵和某些应急堆芯冷却系统阀门以及操作员在第二控制区远距离控制的其它安全和控制系统供电。供电系统分为4级：I、II、III和IV级，系统级别与断电有关。专设安全系统，设备保护和工艺考虑对供电允许断电和可接受断电提出了不同要求。在安全线路设计中采用专门的措施，来保证任一安全系统内所有通道之间被隔离。这种隔离措施适用于设备间，电缆布线和电力供应。此外，对于安全相关的线路，在反应堆厂房内采用两路分隔的电缆线路。
27、3高温气冷堆系统简介高温气冷堆是一种安全性好、可用于高效发电和高温供热的先进核反应堆，是国际核领域第四代核能系统中六种备选堆型之一。目前在我国山东省正在建设高温气冷堆示范工程（简称HTRPM）。HTRPM采用两堆带一机的设置，即电站由两座反应堆组成，每座反应堆接一蒸汽发生器，每座反应堆有独立的二回路系统，包括：给水泵、给水调节阀、给水隔离阀、主蒸汽隔离阀和主蒸汽安全阀。两座反应堆共用蒸汽电力转换系统，包括：启动-停堆回路、汽轮机/发电机系统等，见图1.24。图1.24 高温堆核岛系统图整个电站由一回路系统、专设安全设施、仪控及剂量监测系统、电力系统、辅助系统、蒸汽电力转换系统等组成。一回路系统
28、由反应堆和蒸汽发生器及主氦风机组成，反应堆和蒸汽发生器及主氦风机分别布置在反应堆压力容器、蒸汽发生器壳体两个压力容器内，其间用热气导管壳体相连接，构成“肩并肩”的布置方式，安装在混凝土屏蔽舱室内。专设安全系统主要有包容体系统、余热排出系统、隔离系统、蒸汽发生器事故排放系统。核岛辅助系统主要包括燃料装卸与贮存系统、一回路压力泄放系统、氦净化与氦辅助系统、气体采样与分析系统、屏蔽冷却水系统、设备冷却水、厂用水、放射性废物处理、反应堆厂房通风空调系统等。仪、控及剂量监测系统主要包括主控制室和备用停堆点、反应堆保护系统、反应堆控制系统、核测量系统、过程测量系统、地震监测系统、辐射和剂量监测系统、主控制
29、室报警系统、核岛通信系统、核岛信号接地系统等。HTRPM 电力系统由厂外电力系统和厂用电系统组成。4 AP1000核电站简介AP1000是美国西屋电气公司设计开发的一种两环路1000MWe的非能动压水反应堆核电站，是当今世界上最先进的“第三代”核电技术的代表。它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。它在全世界第一次将进一步提高核电的安全性和经济性很好的统一起来，在批量建设的条件下，在经济性上具有与传统火电相比的竞争能力。下面对AP1000的几个主要系统及模块化建造进行简单的介绍：1、AP1000反应堆冷却剂系统AP1000反应堆冷却剂系统的主要功能与传统压水堆核电站的功
30、能要求相同，因而两者的设计基准、主要设备的安全分级、制造质量要求、抗震要求以及选材方面的考虑也基本相同。但由于AP1000安全系统的非能动化，降低了冷却剂系统及其相连系统的某些安全功能的要求，因而在冷却剂系统及其设备的设计上均有许多不同的特点。AP1000一回路由2个环路组成，每一个环路由一台蒸汽发生器、一条热段主管道、两条冷段主管道和两台主泵组成，另有一台稳压器连接到其中一个环路的热管段，见图1.25所示。图1.25 AP1000一回路布置1）反应堆压力容器AP1000反应堆压力容器是基于西屋公司三环路压力容器的设计改进而成，由上封头、上筒体、下筒体、过渡段、下封头组成，采用低合金钢（SA5
31、08 Grade3 Class1）锻件和板材制造，筒体壁厚203mm，内部带有5.6mm厚的奥氏体不锈钢（308L）堆焊层。下封头、过渡段、下筒体和上筒体焊接在一起。下封头上没有贯穿件，堆芯中子测量仪表从上封头引入，减少了下封头贯穿件失效引起的堆芯损坏风险。此外，为了简化反应堆换料过程，AP1000采用一体化堆顶结构。2）反应堆冷却剂泵主泵采用无轴封泄漏的屏蔽式主泵，入口直接焊接在蒸汽发生器底部，出口连接到冷段主管道上。这种结构设计取消了主泵与蒸汽发生器之间的冷却剂管道，降低了环路的压降， 简化了蒸汽发生器、泵和管道支承系统。并且由于没有轴密封装置，消除了因轴密封失效导致失水事故的可能性，从而
32、大大提高了安全性，也减少了泵的维修工作量。泵电机是一个立式、水冷、鼠笼感应式电机，通过螺栓与主泵壳体法兰连接，不需要其它支撑结构。主泵的水力部件（包括叶轮、扩压片以及与扩压片相连的结构）直接安装在电机单元上，中间没有联轴器，检修屏蔽泵时随同电机模块一同拆卸。屏蔽式主泵相对于传统的轴封式主泵，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，能够显著减少核电站失水事件的发生频率。AP1000屏蔽式主泵结构图，见图1.26。图1.26 主泵结构图3）蒸汽发生器AP1000采用2台典型的直立式带有一体化汽水分离器的倒U型管自然循环蒸汽发生器，传热面积接近125000ft2（11500m2）
33、，垂直支撑由单根立柱承担。AP1000蒸汽发生器的主要技术特点有以下几点：l 蒸汽发生器的U型传热管采用三角形排列，三叶状孔（梅花孔）支撑板改进了防振条工艺；l U型传热管采用镍铬铁合金690热处理管；l 管板上的传热管采用全深度液压胀管，最大限度地防止二回路水进入传热管与管板之间的缝隙；l 蒸汽发生器在全挥发处理二次侧水化学条件下运行；l 采用一体化的汽水分离器；l 采用椭圆形的一次侧下腔室，便于机器人工具进出和维护保养。l 蒸汽发生器下封头直接与两台主泵的壳体相连接4）主管道AP1000反应堆冷却剂系统有两个环路，每个环路上有1条内径为31寸的热段管道和2条内径为22寸的冷段管道；其中一个
34、环路上接有1条螺旋形稳压器波动管线。与传统压水堆相比，AP1000主管道的设计在安全方面有两个较突出的优点：l 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。l AP1000反应堆冷却剂系统应用了LBB（先漏后裂）设计准则，其设计理念更加先进，简化了一回路的支撑设计，不仅有利于在役检查，而且有利于防止大失水事故的发生。5）稳压器AP1000稳压器采用传统压水堆成熟技术，结构简单，由直立式筒体和上下封头组成，容积增大到约59m3。由于稳压器容积率增加，AP1000相应的瞬态响应能力增强，可以减少停堆事件发生频率，并有利于限制事件发展。2、AP1000非能动安全系统AP1000
35、的非能动安全系统主要包括应急堆芯冷却系统、安注和自动降压系统、余热排出系统和安全壳冷却系统等。与传统的压水堆安全系统相比，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、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，AP1000机组的安全性得到了显著的改进，其堆芯熔化概率为310-7/堆年，远低于美国核电用户要求文件（URD）要求的110-5/堆年。非能动设计大幅度减少了安全系统的设备和部件，与同样容量的传统核电站设备相比，AP1000 的阀门、管道、电缆、泵、抗震厂房容
36、积分别减少了50、83、87、36和56，节省了所需的大宗材料和现场劳力。3、安全壳系统AP1000的安全壳为双层结构，外层为预应力混凝土，内层为钢板结构。安全壳及内部结构剖面图见图1.27。AP1000与当前运行电站相比，安全壳机械贯穿件的数量大大减少，正常隔离阀处于关闭状态的比例更高。正常打开的隔离阀也是故障自动关闭的。图1.27 安全壳4、仪表和控制系统AP1000仪控系统采用成熟的数字化技术设计，通过多样化的安全级、非安全级仪控系统和信息提供、操作避免发生共模失效。主控室采用布置紧凑的计算机工作站控制技术，人机接口设计充分考虑了运行电站的经验反馈。5、模块化建设核电厂的模块化设计是将核
37、电厂的整体系统结构，包括它们的支撑和部分土建结构，根据其组成的特点，切割成若干可以在工厂中进行加工制造的模块，如设备模块，管道模块，结构模块，土建模块等，将这些模块在工厂完成预制，然后利用各种交通工具将其运抵现场，实施安装。模块化建设能够有效地降低核电厂的建设造价，缩短建设周期，提供经济性。AP1000在建造中大量采用模块化建造技术。模块建造是电站详细设计的一部分，整个电站共分4种模块类型，其中结构模块122个，管道模块154个，机械设备模块55个，电气设备模块11个。模块化建造技术使建造活动处于容易控制的环境中，在制作车间即可进行检查，经验反馈和吸取教训更加容易，保证建造质量。平行进行的各个
38、模块建造大量减少了现场的人员和施工活动。通过与前期工程平行开展的按模块进行混凝土施工、设备安装的建造方法，AP1000的建设周期大大缩短至60个月，其中从第一罐混凝土到装料只需36个月。5 EPR核电系统简介EPR 是法马通和西门子公司联合开发的第三代压水堆核电站。EPR保持了压水堆技术的延续性，采纳了法、德两国最新投入运行的N4和Konvoi反应堆所应用的新技术，与传统的压水堆型相比，它达到了法国核安全局对未来压水堆核电站提出的核安全标准，并提高了核电的经济竞争力，EPR的电厂效率能达到36%37%，发电成本将比N4系列低10。EPR为单堆布置四环路机组，电功率1525MWe，设计寿命60年
39、。EPR为双层安全壳设计，内层为直径46.8米、高度57.5米的预应力混凝土，外层采用加强型的钢筋混凝土壳抵御外部灾害，内、外层的厚度都是1.3米，内外之间为环行空间，相距1.80米。内层安全壳带有防泄漏的金属衬里覆面。2.6米厚的安全壳可抵御坠机等外部侵袭。EPR主设备包括:一台反应堆压力容器、四台蒸汽发生器、四台主泵、一台稳压器以及相互之间连接的主管道。1、反应堆压力容器EPR反应堆压力容器由顶盖、筒体和球形下封头组成，设计寿期60年，由锻造的铁素体钢16MND5制造，重409t，长11m，直径约6m，环形锻件，无纵向焊缝，活性区无焊缝。大型焊缝的数量和几何尺寸减少，上部筒体为整体锻件机加
40、工而成，法兰与接管段壳体是一体的，法兰与接管段之间焊缝减少再加上管嘴可调节式设计，这样就增加了管嘴到堆芯顶部的垂直距离，因此在假设冷却剂丧失下，操纵员将有更多时间应对堆芯裸露危险。压力容器下部有堆芯高度的圆筒形部分、过渡段及球形下封头组成。因为堆芯内仪表由压力容器顶部上封头引入，因此下封头没有任河贯穿件通过。整个内表面堆焊奥氏体不锈钢覆盖层，为减少腐蚀产物放射源项，规定堆焊材料的残余钴含量低，小于0.06%。在设计寿期末RPV材料延脆性转变温度RTNDT要求仍低于30。压力容器的设计便于在役检查期间进行无损检验，特别是其内表面是可接近的，允许从内部对焊接接头进行100%的目视及超声波检查。2、
41、蒸汽发生器EPR也采用U形管束立式蒸汽发生器，装备有自然循环热交换器及轴向节能器。单位重量约539t，长约25m，直径约6m。蒸汽发生器下封头采用一体锻制而成。EPR蒸汽发生器增加了热交换面积并采用轴向节能器，因而饱和蒸汽压力能够达到7.8MPa，而且电厂效率能达到36%37%。管束材料采用因科镍690合金，钴含量平均值低于0.015%，管束围板由18MND5钢制成的。3、稳压器EPR稳压器重150t，长14m，直径3m。所有的稳压器边界部件，除加热器贯穿件外，都是铁素体锻钢制成，并有两层堆焊覆面。钢的等级同反应堆压力容器。加热器贯穿件采用不锈钢材料，焊接材料为因科镍合金。稳压器由一组焊在本体
42、上的支架支撑。侧向的限制器可以防止稳压器在假想地震或事故中发生摆动。EPR在稳压器封头和阀门之间设有一层楼板，便于加热器更换并降低阀门维修时的辐射剂量。EPR 稳压器设计寿命60年。4、主泵EPR有4个输热环路，在每个环路中的冷管段上均安装有一台主泵。反应堆主泵是N4反应堆主泵的增强型，其特点是叶轮末端安装了静液压轴承，因此轴线振动水平非常低。增加了新的安全装置“停车密封”作为轴密封的备用。轴密封以静密封作为备用，一旦泵停止运行并且泄漏管线关闭时，停车密封就关闭。它在所有各级轴密封系统逐级失效情况下或同时失去设备冷却水和用于密封的化容注入水情况下，保证轴的密封性能。5、主管道EPR主管道材质采用奥氏体超低碳不锈钢；主管道为Z2CN19.10型，主管道尺寸为78076mm；波动管为Z2CND18.12型，波动管尺寸为325.535mm。管道的焊接工艺实施了重大改进，使用轨道窄间隙TIG焊接技术得到均匀的圆周焊缝。使用自动TIG机焊接，大大减少了焊接金属体积并提高了焊接质量。奥氏体与铁素体部件之间的双金属焊通过因科镍52直接自动焊接进行。辅助及仪表管线通过接管、支管及管接头与主管道连接。大的接管与主管道采用整体锻制，小的接管焊在主管道上，化容系统的接管与主管道采用整体锻造，目的在于提高抗热疲劳能力。
