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三代核电技术AP1000与EPR简介


三代核电技术 AP1000 与 EPR 简介
1.AP1000 与 EPR 简介 1.1 AP1000 西屋公司在已开发的非能动先进压水堆 AP600 的基础上开发了 AP1000。 2002 年 3 月,核管会已经完成 AP1000 设计的预认证审查(Pre-certification Review) AP600 , 有关的试验和分析程序可以用于 AP1000 设计。

2004 年 12 月获得了美国核管会授予的最终 设计批准。 AP1000 为单堆布置两环路机组,电功率 1250MWe,设计寿命 60 年,主要安全系统采用非 能动设计,布置在安全壳内,安全壳为双层结构,外层为预应力混凝土,内层为钢板结构。 AP1000 主要的设计特点包括: (1)主回路系统和设备设计采用成熟电站设计 AP1000 堆芯采用西屋的加长型堆芯设计,这种堆芯设计已在比利时的 Doel 4 号机组、 Tihange 3 号机组等得到应用;燃料组件采用可靠性高的 Performance+;采用增大的蒸汽发 生器(D125 型) ,和正在运行的西屋大型蒸汽发生器相似;稳压器容积有所增大;主泵采用 成熟的屏蔽式电动泵;主管道简化设计,减少焊缝和支撑;压力容器与西屋标准的三环路压 力容器相似,取消了堆芯区的环焊缝,堆芯测量仪表布置在上封头,可在线测量。 (2)简化的非能动设计提高安全性和经济性 AP1000 主要安全系统,如余热排出系统、安注系统、安全壳冷却系统等,均采用非能动设 计,系统简单,不依赖交流电源,无需能动设备即可长期保持核电站安全,非能动式冷却显 著提高安全壳的可靠性。 安全裕度大。 针对严重事故的设计可将损坏的堆芯保持在压力容器 内,避免放射性释放。 在 AP1000 设计中, 运用 PRA 分析找出设计中的薄弱环节并加以改进, 提高安全水平。 AP1000 考虑内部事件的堆芯熔化概率和放射性释放概率分别为 5.1×10-7/堆年和 5.9×10-8/堆年,远 小于第二代的 1×10-5/堆年和 1×10-6/堆年的水平。 简化非能动设计大幅度减少了安全系统的设备和部件,与正在运行的电站设备相比,阀门、 泵、安全级管道、电缆、抗震厂房容积分别减少了约 50%,35%,80%,70%和 45%。同时 采用标准化设计,便于采购、运行、维护,提高经济性。西屋公司以 AP600 的经济分析为 基础,对 AP1000 作的经济分析表明,AP1000 的发电成本小于 3.6 美分/kWh,具备和天然 气发电竞争的能力。AP1000 隔夜价低于 1200 美元/千瓦(包括业主费用和厂址费用) 。 (3)严重事故预防与缓解措施 AP1000 设计中考虑了以下几类严重事故: 堆芯和混凝土相互反应;高压熔堆;氢气燃烧和爆炸;蒸汽爆炸;安全壳超压;安全壳旁路 。 为防止堆芯熔融物熔穿压力容器和混凝土底板发生反应,AP1000 采用了将堆芯熔融物保持 在压力容器内设计(IVR) 。在发生堆芯熔化事故后,将水注入到压力容器外璧和其保温层 之间,可靠地冷却掉到压力容器下封头的堆芯熔融物。在 AP600 设计时已进行过 IVR 的试 验和分析,并通过核管会的审查。对于 AP1000,这些试验和分析结果仍然适用,但需作一 些附加试验。由于采用了 IVR 技术,可以保证压力容器不被熔穿,从而避免了堆芯熔融物 和混凝土底板发生反应。 针对高压熔堆事故,AP1000 主回路设置了 4 列可控的自动卸压系统(ADS) 中 3 列卸压 ,其 管线通向安全壳内换料水储存箱, 列卸压管线通向安全壳大气。 1 通过冗余多样的卸压措施 , 能可靠地降低一回路压力,从而避免发生高压熔堆事故。 针对氢气燃烧和爆炸的危险,AP1000 在设计中使氢气从反应堆冷却剂系统逸出的通道远离 安全壳壁,避免氢气火焰对安全壳璧的威胁。同时在环安全壳内部布置冗余、多样的氢点火

器和非能动自动催化氢复合器,消除氢气,降低氢气燃烧和爆炸对安全壳的危险。 对于蒸汽爆炸事故, 由于 AP1000 设置冗余多样的自动卸压系统, 避免了高压蒸汽爆炸发生 。 而在低压工况下,由于 IVR 技术的应用,堆芯熔融物没有和水直接接触,避免了低压蒸汽 爆炸发生。 对于由于丧失安全壳热量排出引起的安全壳超压事故,AP1000 非能动安全壳冷却系统的两 路取水管线的排水阀在失去电源和控制时处于故障安全位置, 同时设置一路管线从消防水源 取水,确保冷却的可靠性。事故后长期阶段仅靠空气冷却就足以带出安全壳内的热量,有效 防止安全壳超压。由于采用了 IVR 技术,不会发生堆芯熔融物和混凝土底板的反应,避免 了产生非凝结气体引起的安全壳超压事故。 针对安全壳旁路事故,AP1000 通过改进安全壳隔离系统设计、减少安全壳外 LOCA 发生等 措施来减少事故的发生。 (4)仪控系统和主控室设计 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)建造中大量采用模块化建造技术 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。 1.2 欧洲先进压水堆 EPR 技术 1.2.1 欧洲先进压水堆发展情况简介 1993 年 5 月,法国和德国的核安全当局提出在未来压水堆设计中采用共同的安全方法,通 过降低堆芯熔化和严重事故概率和提高安全壳能力来提高安全性, 从放射性保护、 废物处理 、 维修改进、减少人为失误等方面根本改善运行条件。1998 年,完成了 EPR 基本设计。2000 年 3 月,法国和德国的核安全当局的技术支持单位 IPSN 和 GRS 完成了 EPR 基本设计的评 审工作, 并于 2000 年 11 月颁发了一套适用于未来核电站设计建造的详细技术导则。 目前 EPR 正在进行补充设计。 1.2.2 欧洲先进压水堆 EPR 设计特点 EPR 为单堆布置四环路机组,电功率 1525MWe,设计寿命 60 年,双层安全壳设计,外层采 用加强型的混凝土壳抵御外部灾害,内层为预应力混凝土。EPR 主要的设计特点包括: (1)安全性和经济性高 EPR 通过主要安全系统 4 列布置,分别位于安全厂房 4 个隔开的区域,简化系统设计,扩 大主回路设备储水能力,改进人机接口,系统地考虑停堆工况,来提高纵深防御的设计安全 水平。设计了严重事故的应对措施,保证安全壳短期和长期功能,将堆芯熔融物稳定在安全 壳内,避免放射性释放。 EPR 考虑内部事件的堆芯熔化概率 6.3×10-7/堆年,在电站寿期内可用率平均达到 90%,正 常停堆换料和检修时间 16 天, 运行维护成本比现在运行的电站低 10%, 经济性高。 建造 EPR 的投资费用低于 1300 欧元/千瓦,发电成本低于 3 欧分/kWh。 (2)严重事故预防与缓解措施 EPR 设计中考虑了以下几类严重事故:

高压熔堆;氢气燃烧和爆炸;蒸汽爆炸;堆芯熔融物;安全壳内热量排出。 为避免高压熔堆事故发生, 在为对付设计基准事故设置 3 个 安 全 阀 (3×300t/h) 基 础 上 , 的 EPR 专门设置了针对严重事故工况的卸压装置(900t/h) ,安全阀和卸压装置都通过卸压箱排到 安全壳内。当堆芯温度大于 650℃时,操纵员启动专设卸压装置,可以有效避免压力容器超 压失效,并防止压力容器失效后堆芯熔融物的散射。 针对氢气燃烧和爆炸的危险,EPR 在设计中采用大容积安全壳(80000m3) 。在设备间布置 了 40 台大型氢复合器,在反应堆厂房升降机部位也安装了 4 台氢复合器。通过计算分析氢 气产生量、 氢气分布和燃烧导致的压力载荷, 结果表明采取上述措施后氢气产生的危险不会 威胁安全壳的完整性。 对于蒸汽爆炸事故,EPR 在 RPV 设计中没有设置特殊的装置。通过选择相关事故和边界条 件,计算判断 RPV 封头允许承受的载荷能力,分析论证导致安全壳早期失效的压力容器内 蒸汽爆炸已基本消除, 不需要设置特殊的装置对付蒸汽爆炸事故。 已做的试验显示熔融物不 会像以前假设的那样爆炸(极低的概率和/或爆炸性) 。进一步的试验仍在进行中。 对于堆芯熔融物,在 EPR 设计中,RPV 失效前堆坑内保持干燥,RPV 失效后堆芯熔融物暂 时滞留在堆坑内,然后进入专用的展开隔室中展开。堆坑和展开隔室装有保护材料,保护熔 融物中残余的锆,降低了氧化物的密度和温度,改善了展开条件。在展开区域设有氧化锆防 护层,防护层底下设有冷却管线,安全壳内换料水箱的水非能动地流入并淹没熔融物,从两 边对熔融物进行冷却,避免底板熔穿和安全壳失效。 对于安全壳内热量排出,EPR 设计有带外部循环的安全壳喷淋系统,2 个系列,可以在较短 的时间内降低安全壳温度和压力。 该系统可以从喷淋工作模式切换至直接冷却熔融物的工作 模式,并能长时间防止蒸汽产生,长期地将熔融物和安全壳中的热量导出。 (3)仪控系统和主控室设计 EPR 的仪控系统和主控室采用成熟的设计,充分吸取已运行电站数字化仪控系统、人机接 口等经验反馈,吸取先进技术设备的优点。仪控采用 4 列布置,分别位于安全厂房的不同区 域,避免发生共模失效。主控室与 N4 机组的高度计算机化控制室相同,专门设有用于维护 和诊断工作的人机接口。 2 第二代与第三代核电站的衔接特点 2.1 SYSTEM80、M314 和 AP1000 从上世纪 80 年代中期开始, 美国西屋公司致力于开发改进型压水堆——非能动先进压水堆。 当时根据电力市场环境条件和电力公司的建议, 选择了 600MWe 级的容量作设计 (AP600)。 西屋公司投入了巨大的人力, 完成了大量的设计文件和试验研究。 AP600 设计经过美国核管 会的技术审查,于 1998 年 9 月获得最终设计许可(Final Design Approval) 1999 年 12 月 , 。 核管会向西屋公司颁发了最终设计认证证书(Final Design Certification) 。 近年来, 随着美国电力市场非管制化的发展以及天然气价格的下跌, 市场竞争要求进一步降 低发电成本。由于不能通过继续改进 AP600 设计达到新的目标,西屋公司决定提高电功率 至百万千瓦级来提高非能动先进压水堆的市场竞争能力。 AP1000 堆芯采用成熟的、经工程验证的西屋公司加长堆芯设计(M314 型) ,活性段高度 14 英尺,首炉装料 157 个 17×17 Performance+高性能燃料组件。 压力容器内径 3.98m,环锻结构;经验证的堆芯围筒,代替通常用的径向反射层,采用全焊 接结构;堆芯测量系统经上封头穿出,取消下封头贯穿件;通过材料改进等措施保证压力容 器 60 年设计寿命;堆内构件和控制棒驱动机构均应用 M314 堆型成熟技术。 就反应堆冷却剂系统而言,M314 与 AP1000 相比堆芯尺寸没有太大的变化,但环路数不同, 系统设置也变化极大。 System80 的反应堆冷却剂系统为两环路, 虽然与 AP1000 环路数相同 , 但 System 80 装载 177 个型号为 Turbo 的燃料组件,燃料组件与其他堆芯相差很大,完全不

兼容,AP1000 的主泵为全密封屏蔽泵,直接倒挂在 SG 出口空腔,与 System80 相 差 甚 大 。 M314 和 System80 原始设计中没有考虑 LBB 准则,而在 AP1000 设计中采用了 LBB 技 术 。 很多在役的 M314 和 System80 电厂为了简化系统,节约运行维护费用,提高电厂的安全性 和经济性,应用 LBB 技术进行了改造。因此从第二代 NPP 过渡到采用 LBB 技术的第三代 不存在技术上的问题。 AP1000 相对于第二代 NPP,采用了非能动的安全系统,大大提高了机组的安全性。 M314 和 System80 的抗震设计输入较低,而 AP1000 增大到 0.3g,机组抗震能力提高,可适 应更广泛的厂址。 从抗震设计的角度, 第三代 NPP 的结构有所改进, 另外, M314 和 System80 的设计中考虑 OBE、SSE 两级地震水平,而在 AP1000 设计中,已将 OBE 从设计考虑中删 去,只按 SSE 进行抗震设计。 M314、System 80 的仪控系统主要采用的是模拟技术, 其技术经过多年的发展, 已非常成熟 。 AP1000 采用更先进的数字化仪表和控制系统。 综上所述, AP1000 是革新型第三代核电站, 与第二代相比变化很大。 M314 过渡到 AP1000, 从 在反应堆方面较容易,系统设置需做一定变动;从 System 80 过渡到 AP1000,难度较大。 2.2 N4、M310 和 EPR 二十世纪七十年代,法国从美国西屋公司引进 M312 核电技术,先后建造了一批 M312 核电 机组(CPY 型,M310 型) ;从 1977 年起,采用西屋公司 M414 核电技术,建造了 20 台四 环路的 P4/P’4 核电机组;从 1984 年起开发、建造 N4 型四环路 150 万千瓦级核电机组。 九十年代末,法国法玛通公司和西门子公司联合开发新一代压水堆核电机组 EPR,目标是 根据欧洲用户要求(EUR)设计新一代核电机组,以替代二十一世纪退役核电站。其设计综 合了法国 N4 核电站和德国 Konvoi 核电站的优点和运行经验反馈,是全面满足欧洲电力公 司要求文件(EUR)的第三代改进型先进 PWR 核电站,已经法国和德国核安全当局审核批 准,具备了作出决定开工建造第一台机组的条件,但尚未有具体建造计划。 EPR 合作开发单位选择了在现有技术基础上进行改进的方式开发 EPR,在设计中也对非能 动系统应用进行了研究,也采用了一些特殊的非能动部件。 EPR 设备和部件设计尽可能吸收了法国 N4 和德国 Konvoi 机组的技术和经验反馈。当采用 新技术时,通过配套的综合研发和试验计划对其进行验证。主回路设计和布置与 N4 机组极 其相近,可以看作经过验证。堆内构件总体布置、材料与 N4 相似,堆芯测量装置和控制棒 导向管设计则以 Konvoi 设计为基础,布置在压力容器上封头,避免在压力容器底部使用贯 穿件,下封头空间供处理严重事故使用。 M310 为大亚湾核电站和岭澳核电站采用的堆型。采用 12 英尺燃料组件,三环路布置方式。 综上所述,EPR 为改进型第三代核电站,基于能动设计思想。N4 采用 14 英尺燃料组件、 四环路布置方式,过渡到 EPR 相对较容易;M310 采用 12 英尺燃料组件、三环路布置方式, 过渡到 EPR 相对较难。 3 技术升级便捷程度分析比较 3.1 System80、M314 和 AP1000 AP1000 属第三代革新型先进 PWR 核电站。采用成熟的技术,通过系统简化、减少设备以 及采用非能动专设安全设施,显著提升了电厂安全性、经济性,满足 URD 有关要求。由于 采用非能动技术,技术难度较大,目前尚无工程经验。 M314 与 AP1000 反应堆基本相同,都装载 157 个燃料组件,堆芯尺寸没有变化,但环路数 不同,系统设置变化较大;虽然 System 80 环路数与 AP1000 相同,但反应堆和主回路设置 相差很大。从 M314 升级到 AP1000 比从 System 80 升级到 AP1000 稍容易一些。 3.2 N4、M310 和 EPR 由 M310、N4 发展至 EPR,安全系统仍保持能动基础,通过增加安全系列,采用多样化设

施,改进技术,加强严重事故对策,提高设备可靠性,来提高安全性;并采取一些措施,来 降低发电成本,满足 EUR 对新一代核电机组要求。EPR 属第三代改进型先进 PWR 核电站。 从 N4 升级到 EPR 比从 M310 升级到 EPR 稍容易一些。

AP1000 和 EPR 安全性能的比较
由于 AP1000 和 EPR 的安全系统采用了两种完全不同的设计理念 AP1000 和 EPR 的安 全性有较大的差别。 AP1000 在发生事故后的堆芯损坏频率为 5.0894×10-7/堆年比 EPR 的 1.18×10-6/堆年 小 2.3 倍,大量放射性释放概率为 5.94×10-8/堆年也比 EPR 的 9.6×10-8/堆年小 1.6 倍(而 且 AP1000 采用的设备可靠性数据均比较保守) ; 核电站发生事故后,AP1000 操作员可不干预时间高达 72 小时,而 EPR 为半小时; AP1000 在发生堆芯熔化事故时,能有效地防止反应堆压力容器(第二道屏障)熔穿, 将堆芯放射性熔融物保持在反应堆压力容器内,使放射性向环境释放的概率降到最低;而 EPR 不防止反应堆压力容器熔穿,堆芯放射性熔融物暂时滞留在堆腔内,然后采取措施延 缓熔融物和安全壳(第三道屏障)底板的混凝土相互作用,防止安全壳底板熔穿。 AP1000 的人因失误占堆熔频率的 7.74%,共因失效占堆熔频率的 57%,而 EPR 分别 为 29%和 94%,AP1000 明显优于 EPR。

第三代反应堆 AP1000 简介
AP1000 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站。 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化理念。 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。这使核电站安全系统的设计发生了革新的变化: 在设计中采用了非能动的严重事故预防和缓解措施; 简化了安全系统配置; 减少了安全支持 系统;大幅度地减少了安全级设备(包括核级电动阀、泵和电缆)和抗震厂房;取消了 1E 级应急柴油发电机系统和大部分安全级能动设备; 明显降低了大宗材料的需求。 由此还派生 出设计简化、施工量减少、工期缩短、降低人因错误的可能性等一系列效应。由于采用非能 动安全系统, AP1000 的安全性能和经济竞争力较之传统压水堆核电站的安全性和经济性 使 都得到了提高。 与同样容量的传统核电站相比, AP1000 设备等级降低, 很多动力设备不再需要配置应急 动力电源,很多设备无需作抗震分析或鉴定;AP1000 所需的阀门、管道、电缆、泵、控制 单元、抗震厂房容积分别减少 50%、80%、85%、35%、70%和 45%,节省了所需的大宗 材料和现场劳力。 2002 年 3 月,西屋公司向美国 NRC 申请 AP1000 标准电厂设计的最终批准(FDA)和 设计证书。2004 年 9 月 13 日,NRC 发放了 FDA,这为 AP1000 在美国以外执照申请打下 了基础。 因篇幅所限,本文只对 AP1000 的总体设计参数、非能动安全系统和所采取的严重事故

预防和缓解措施作一简介。

非能动安全系统简介 AP1000 的安全系统主要包括非能动堆芯冷却系统、 非能动安全壳冷却系统、 非能动安全 壳大气放射性去除和非能动主控室应急可居留系统等。 ☆ 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 回换料水池,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。 当正常上充水系统失效 时,可应付小泄漏及由失水事故引起的大泄漏,CMT、安全注射水箱和 IRWST 为堆芯提供 冷却。 ☆ 依靠 IRWST 提供冷却水注入保持 LOCA 后期冷却和余热去除, 和安全壳冷却系统一 起建立再循环,使堆芯保持淹没。 ☆ 非能动安全壳冷却系统 AP1000 非能动安全壳冷却系统与传统压水堆的安全壳喷淋系统的主要功能相同,其作用是 发生 LO-CA 事故或主蒸汽管破裂事故发生在安全壳内时,排出安全壳内的热量。 ☆ 非能动安全壳冷却系统以钢安全壳作为传热界面, 将空气从外层屏蔽壳入口引入, 通 过外部环廊到达底部,在空气折流板底部转向 180 度,进入内部环廊,再沿安全壳内壁向上 流动。由于内部环廊空气被加热和水蒸气存在,造成内外环廊空气密度差,形成空气的自然 循环,空气最终从屏蔽壳顶部烟囱排出。 ☆ 在安全壳顶部设有可供 72 小时的冷却水贮存箱,水依靠重力向下流,在钢安全壳弧 顶和壳壁外侧形成一层水膜。 ☆ 当安全壳内压力或温度过高时, 系统自动开启。 由形成的水膜和空气自然循环导出安 全壳内的热量,降低安全壳的压力,保证安全壳不受损坏。

☆ 非能动安全壳裂变产物去除系统 AP1000 在设计上没有安全相关的安全壳喷淋系统用于去除安全壳中的裂变产物。 安全壳 大气中活性物质的去除完全靠自然的过程(如沉淀、扩散、热迁移等) 。事故后如安全壳内 放射性活度升高, 由防火系统提供的非能动安全壳喷淋系统在安全壳外充氮罐的压力作用下 进行喷淋, 以限制裂变产物的释放。 绝大多数非气态活性物质最终沉积在安全壳地坑冷却水 中。 ☆ 非能动主控室可居留系统 失去交流电源时,主控室非能动应急可居留系统向主控室通风和充气,维持工作人员可 以继续居留的环境至少 72 小时,并兼作主控室、仪表间和直流设备室的非能动热阱。


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