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重庆大学动力学院创新实验报告资料
动力工程学院本科生创新实验报告
题目:
AP1000中的关键技术
学号:
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班级:
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姓名:
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教师:
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动力工程学院中心实验室
2012年12月
AP1000中的关键技术
[摘要]AP1000核电技术是从美国西屋公司引进,并通过了美国核管理委员会最终设计批准的“第三代+”核电技术。
是西屋在AP600技术的基础上延展开发的。
AP600以“非能动性”为特点设计,将核电技术从经济效益和安全水平方面提升到一个新高度。
而AP1000的开发目的则是更便宜、更安全和更高效。
它采用了非能动安全系统,在减少发电站设备、安全、可靠性和减少投资成本等方面做出了突出了改进。
AP1000堆型的关键技术概念在于系统简化,从而使AP1000机组具有了建设周期缩短、造价降低,运行和维护简便等优点。
关键词:
反应堆,非能动,一体化,简化,安全。
一、AP1000核电技术特点介绍
1、AP1000与“非能动”的应用
AP1000在传统成熟的压水堆核电技术的基础上,安全系统采用“非能动”设计理念。
“非能动安全系统”利用自然物理现象-重力、自然循环(蒸发、冷凝和密度差)以及气体蓄能驱动流体流动,带走堆芯余热和安全壳的热量,不需要外部能源。
非能动设计理念已有实际应用,技术已基本成熟。
AP1000是西屋公司开发的一种两环路1000MWe的非能动压水反应堆。
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3×10-7/堆年,远低于URD要求的1.0×10-5/堆年,进一步将AP600的“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。
由于“非能动”的引入,使核电站的设计发生了根本的变化:
(1)系统配置简化,安全支持系统减少,安全级设备和抗震厂房大幅减少,安全等级和质保等级降低,应急动力电源和很多动力设备被取消,大宗材料需求明显降低;
(2)预防和缓解事故和严重事故的操作简化
(3)安全性能显著提高;由于设计简化、系统简化、工艺布置简化、施工量减少、工期缩短、运行和维修简化等一系列效应,最终使AP1000在安全性能显著提高的同时,经济上也具有较强的竞争力。
2、AP1000及其设计特点
AP1000为单堆布置两环路机组,电功率1250MW,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;燃料组件采用可靠性高的Performance+;采用增大的蒸汽发生器,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。
(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),其中3列卸压管线通向安全壳内换料水储存箱,1列卸压管线通向安全壳大气。
通过冗余多样的卸压措施,能可靠降低一回路压力,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。
二、AP1000及其系统
1、反应堆堆芯系统
1.1、燃料组件
AP1000的堆芯由157个14英尺的燃料组件(如图1)构成,其名义热功率为3400MW。
AP1000的堆芯设计基本上保持了传统PWR堆芯设计的思想。
在堆芯构造、设计准则、分析方法以及运行保护值的确定等方面,AP1000的设计完全遵循传统PWR的设计理念。
AP1000的燃料组件是由西屋公司在有实际运行经验的17×17燃料组件的基础上结合一些经过验证的成熟技术设计形成。
改进设计后的燃料组件在热工水力和燃耗方面的性能得到进一步提高并且更便于维修。
图1
1.2、压力容器
压力容器(图2)与西屋公司标准3回路核电站的压力容器相同,只是接管部分进行了调整以适应2回路的要求。
比如压力和温度。
但是,也采用了一些重要的改进,以提高设计的性能特征。
例如:
采用一个标准的17x17燃料组件以提高燃料的性能;在顶盖和堆芯段采用整体锻件以减少在役检查点。
另外,在下封头区域没有穿透,以提高堆芯坠落紧急情况下的安全性。
两个容器的注入接管直接与压力容器连接,从而在主管道破裂的情况下,避免注入冷却剂的溅出。
图2
1.3、一体化顶盖组件
图3
一体化顶盖组件(图3)是压力容器顶盖的一个组装部件,包括顶盖、控制棒驱动机构、控制棒定位指示器、堆芯测量仪表、控制棒驱动机构的冷却挡板、空气出口增压、顶盖通风管道、一体化顶盖组件的屏蔽罩、抗振支撑板、一体化顶盖组件吊耳、电缆、电缆连接器,以及附着在顶盖上的其它结构物。
一体化顶盖组件将这些分开的部件与顶盖一起组成一个结构,在更换燃料时,可以作为一个单个的结构被拆除和移动到储存架上。
采用一体化顶盖组件可以缩短停堆周期、优化占用空间、便于电缆断开和连接、提高操作人员的安全性、减少人力要求。
一体化顶盖组件包括吊耳、堆芯测量仪表支架、抗振支撑板、空气出口增压、屏蔽
罩和控制棒驱动机构冷却挡板。
2、反应堆冷却剂系统
AP1000反应堆冷却剂系统(图4)的主要功能与传统压水堆核电站的功能要求相同,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。
两台蒸汽发生器对称布置,系统管路由两个主冷却剂环路构成。
每个环路的冷端完全相同,并采用了大半径弯管使管路流动阻力降低,并为调节冷热管不同的膨胀率提供柔韧性。
管路结构和材料的选择显着降低了管子的应力。
主泵采用屏蔽式泵,电机与水泵共用一根转动轴,其间没有联轴器,所有转动部件均被包容在与主回路冷却剂相连通的承压壳中。
另外,主泵直接安装在蒸汽发生器下封头上,可使泵与蒸汽发生器采用同一个支撑,大大简化了支撑系统与主回路相连的接口减少,压力边界的完整性得到更可靠的保障。
在设计中,与主回路相连的系统主要包括正常余热排出系统和化容系统。
且主冷却剂压力边界限制在安全壳以内,降低了安全壳旁路风险。
正常余热排出系统的设计压力高于传统设计,在安全壳以内的管道设计压力与主回路相同,在安全壳以外管道的极限承载能力不低于主回路运行压力。
化容系统的换热器及净化设施移到安全壳内,实际上已构成主冷却剂系统的一部分,并由主泵提供驱动压头。
而包括补水泵等设备在内的其它部分位于安全壳外,正常运行时不需要连续运行,间歇期内与主回路隔离。
在非能动专设安全设施中,一些管道的隔离阀不再是反应堆冷却剂系统的压力边界,这类阀门的误动作或隔离失效不会危及到冷却剂压力边界的完整性,AP1000压力边界隔离设施除了传统的高可靠性阀门外,还采用了高可靠性的无泄漏的隔离边界爆破阀(SquibValve)。
图4
三、非能动安全系统
AP1000设计的革命性变化在设计理念上,这就是采用非能动方式简化安全系统。
核电站安全系统有能动安全和非能动安全之分,其区别在于这些系统的安全功能的实现是否依赖外界的电能或动力以及人员的操作。
非能动安全系统安全功能依靠状态的变化、储能的释放或自主的动作来实现。
在保留现有核电站的主要工艺技术的基础上,非能动安全概念的引入,使核电站安全系统的设计发生了根本的变化。
这种非能动安全系统不仅简化了专设安全设施,而且可以减少人员干预而可能产生的误动作,改善了人机关系,提高了核电站的安全性。
3.1、非能动堆芯冷却系统
AP1000非能动堆芯冷却系统(图5)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,冷凝水沿壳壁流回环料水池,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。
图5
3.2、非能动安全壳冷却系统
AP1000非能动安全壳冷却系统(图6)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LOCA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
图6
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。
3.3、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。
四、AP1000中的其他关键性技术
这些技术主要包括:
核岛筏基大体积混凝土一次性整体浇注技术、核岛钢制安全壳底封头成套技术、模块设计和制造技术、主管道制造技术、核岛主设备大型锻件制造技术。
4.1、核电站核岛筏基大体积混凝土一次性整体浇注技术
核电站核岛筏基是核反应堆厂房的基础部分,其大体积混凝土一次性整体浇注,可以实现核电站核岛基础的一次整体成形,具有无接口、防渗好等技术优点,特别适合安全性能要求较高的核电施工。
但由于浇注后的养护是难点,一直是施工的一大技术难题。
该项技术的成功实施,可以有效缩短工期,将为未来第三代核电的批量化建设带来巨大的经济价值。
4.2、核岛钢制安全壳底封头成套制造技术
AP1000首次采用在核电站反应堆压力容器外增加钢制安全壳的新技术。
钢制安全壳是AP1000核电站反应堆厂房的内层屏蔽结构,是非能动安全系统中的重要设备之一。
AP1000钢制安全壳底封头钢板的典型特征是大尺寸、多曲率、高精度,采用整体模压一次成型技术。
4.3、模块化设计与制造技术
使用模块化建造方法,可以实现核电站核岛工程建设中的土建和安装的交叉施工,能大大缩短核电站的工程建设周期。
通过模块的工厂化预制,可有效提高工程建造的质量。
4.4、主管道制造关键技术
核电站主管道是连接反应堆压力容器和蒸汽发生器的大厚壁承压管道,是核蒸汽供应系统输出堆芯热能的“大动脉”,是压水堆核电站的核一级关键设备之一。
AP1000机组采用了超低碳控氮不锈钢整体锻造技术,材质要求高、加工制造难度大,堪称目前世界核电主管道制造难度之最。
AP1000主管道是中国AP1000自主化依托项目中唯一没有引进国外技术的核岛关键设备。
4.5、关键设备大型锻件制造技术
以前中国的大型铸锻件企业因制造能力和技术上的差距,使国内高端大型铸锻件市场和技术被国外巨头垄断,尤其是在核电大型铸锻件上,国外更是实行技术封锁。
除大型锻件外,目前反应堆压力容器、蒸汽发生器、主泵、主管道、钢制安全壳等核岛关键设备国产化工作均取得实质性进展,确保了中国后续三代核电批量化、规模化发展。
五、结束语
代表核电领域最高水平的世界首台AP1000三代125万千瓦等级核电机组目前正在中国浙江三门进行组装。
在理论上,AP1000机组采用的各种非能动安全系统或设施、简化配置系统、预防和缓解事故和严重事故的操作简化,应当是世界上安全性能最好的机组,特别是在日本福岛核事故以后,其安全性更是得到高度重视,此类高安全性能的机组在以后将会得到更多的应用。
但实际的安全性能如何,还要经过实践的检验。
参考文献:
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实验名称:
AP1000中的关键技术
学号:
20094271
姓名:
杨伟
考核成绩:
综合评语:
教师签名:
年月日
注意:
1.实验成绩按照百分制给出。
2.教师评定成绩根据实际情况时要有区分度。
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