AP1000核电站 林诚格分系统讲解 第一章(2.5D).ppt

AP1000 的主要技术特点 非能动安全系统 先进燃料组件和燃料管理 数字化仪控系统 模块化建造 完整的严重事故预防和缓解 大幅度的简化 全部成熟技术 设备、厂房数量比较 项目 　单位 1000MW 参考电站 AP1000 EPR (芬兰) 安全级阀 (只) 2844 592 10800 （其中安全4级3700） 安全级泵 (包括主泵) (台) 280 （包括非安全级泵） 6 147 安全级管道 (m) 33528 5791 电缆 (106x m) 2.77 0.366 抗震厂房容积 (m3) 359773 158640 事故运行简化－－大大降低人因错误 ● 在发生事故之后，至少在72小时内，操作员不必采取手动动作； ● 在72小时以外，仅需要操纵员简单的动作和少量的厂外援助； ● 在严重事故情况下，安全壳特性满足厂外放射性剂量限值的要求，至少72小时内，不需要厂外应急援助；在72小时以外，仅需少量的厂外援助； AP1000采用模块化建造技术 提高安装质量，缩短建设工期 模块类型 安全壳厂房 辅助厂房 汽机厂房 附属厂房 总数 结构模块 41 42 29 10 122 机械设备模块 20 34 45 - 99 管道模块 12 29 14 - 55 总计 73 105 88 10 276 AP1000模块化建造的平行作业缩短了核电厂的建造周期 结构模块 CA20 * -*- CA20 模块一号组合件 总重165吨,由10块 子模块拼装而成。 CA20总重840吨,是 AP1000的最大一块 模块，由72个子模块 组成。 余热排出系统阀门／管道模块 三废模块 美国核管理委员会(NRC)对AP600/AP1000的审查 AP1000的审查是在AP600的审查基础上进行的。 NRC对AP600审查了7年 进行了独立的分析和试验； 提出7400个问题； 花了110人年和三千万美元； NRC开了380多次各种审查/对活会； ACRS(专家委)开了43次会。 NRC于98年9月发布最终设计批准书。 * -*- 美国核管理委员会对AP600/AP1000的审查 西屋公司于2002年3月28日向美国核管会提交了AP1000 标准设计的“标准设计证书”申请，该申请包括AP1000设计控制文件、概率安全分析报告等。 美国核管会 于 2002年7月25受理该申请，据联邦法规10 CFR Part 52 及对付严重事故等相关法规，在独立审查和独立进行部分试验的基础上，完成AP1000设计的“预认证审查”，确认AP600有关的试验和分析程序可以用于AP1000设计。 * -*- 美国核管理委员会对AP600/AP1000的审查 美国核管会对AP1000设计的审查先后共提出了820个问题，经二年半的独立审查和验证,花了31人年和一千二百万美元，完成了对AP1000设计的“最终安全评价报告”，于2004年9月正式发布了“最终安全评价报告”。 2004年9月23日，西屋公司获得了NRC 关于AP1000 的“最终设计批准书”。 根据美国有关法律举行听证会后，NRC 于2005年12月30日向西屋公司颁发了AP－1000 标准设计的“标准设计证书”。 * -*- 美国核管理委员会对AP600/AP1000的审查 AP1000/AP600是美国NRC迄今为止审查最徹底的核电厂设计。 * -*- * * 国家核电技术公司简介 国家核电技术公司简介 一个先进的、非能动的和简化的核反应堆- AP1000 An Advanced，Passive and Simplified Reactor- AP1000 林诚格 目录 引言 Chapter 1.0 ： AP1000核电厂概论 Chapter 2.0 ： AP1000反应堆系统 Chapter 3.0 ： AP1000反应堆冷却剂系统 Chapter 4.0 ： 非能动堆芯冷却系统 Chapter 5.0 ： 安全壳和安全壳系统 Chapter 6.0 ： 辅助系统 Chapter 7.0 ： 蒸汽和能量转换 Chapter 8.0 ： 仪表、控制系统 Chapter 9.0 ： 电气系统 Chapter 10.0： AP1000安全分析 引言 压水堆核电站由核岛、常规岛和BOP(Balance Of the Plant)组成。 核岛由反应堆本体、主冷却系统(即热量传输系统)和安全系统组成。 核电站的发展历史可划分为四个阶段。 * -*- 压水堆核电厂将核能转换为电能 核电厂与火电厂都用蒸汽推动汽轮机、带动发电机发电，区别在于火电厂依靠燃烧化石燃料释放的热能来产生蒸汽，核电厂则依靠核燃料的核裂变反应释放的核能来产生蒸汽。