第三代压水堆核电站AP1000介绍1.pdf

第三代压水堆核电站 AP1000非能动核电厂 简介 设计处饶建民 主要内容 AP1000的技术特性 非能动安全系统（PXS、PCS） 前言 世界核电已累积运行12000多堆·年的实践表明，核电厂的总体 运行记录是好的。但是，1979年美国三哩岛和1986年前苏联切尔诺 贝利事故的发生，加重了人们对核电安全性的顾虑，对核电是安全 清洁的能源产生怀疑。 这两次重大事故的发生表明，由于核电厂的高度复杂性，核电 厂的安全性取决于工程安全性，与事故发生时主控操纵员的响应密 切相关。事故时，操纵人员若未能采取正确的行动或采用了错误的 应对措施，就有发生严重事故的可能。因此，人们对反应堆的安全 性提出了更高的要求，在核电厂设计安全上提出了‘固有安全性’的 概念。 固有安全性被定义为：当反应堆出现异常工况时，不依靠人为 操作或外部设备的强制性干预，只是由堆的自然安全性和非能动的 安全性，控制反应性或移出堆芯热量，将反应堆引入到安全状态。 前言 固有安全性主要体现在： ①自然的安全性：自然科学法则，事故时能控制反应性或自动终止裂 变，确保堆芯不熔化。 ②非能动安全性：建立在惯性原理、重力法则、热传递法则等基础上 的非能动设备（无源设备）的安全性，既安全功能的实现毋需依赖 外来的动力。 ③后备的安全性：由冗余系统的可靠度或阻止放射性物质释放的多重 屏障提供的安全性保证。 反应堆的安全设计必须有利于操纵员在有限的时间内和有心理压 力的状态下采取成功的行动，尽量减少操纵员在短期内进行干预的 必要性。 三哩岛、切尔诺贝利核电厂严重事故后，全球核电业界集中力量 对核电安全可靠性进行了研究公关，美国和欧洲先后开发出了以“先 进轻水堆” （ALWR）为主要特征的第三代核电技术。第三代核电技术 具有更加安全、更加经济、核废料减少等优点。经过评审论证，我 国决定引进被称为全球最先进的第三代核电技术AP1000。世界首座 由美国西屋公司设计的AP1000核电厂已落户浙江三门。为了积极响 应国家战略决策，桃花江核电项目决定采用AP1000技术，成为内陆 首批AP1000技术用户。 AP1000非能动核电厂 AP1000 核电厂三维模型 AP1000 的设计理念 在传统成熟的压水堆核电技术的基础上，安 全系统“非能动化” 。“非能动化安全系统” 利用自 然界的物理现象和原理，如：重力、蒸发、冷凝、 自然循环、对流以及压缩气体蓄能等自然驱动力， 带走堆芯余热和安全壳的热量，不需要泵、交流电 源、1E级应急柴油发电机组以及相应的通风和冷却 水等支持系统。 少量能动阀门由直流电源驱动，在失去交流电 源的情况下，直流电源能持续供应72小时。 非能动设计理念已有实际应用，技术是成熟的。 AP1000 的设计理念 非能动设计理念的引入，使核电站的设计发生了根本的变化： 设计简化、系统配置简化、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。 严重事故的预防和缓解事故操作简化； 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； 安全性能显著提高； AP1000主要特点简化 事故运行简化－－大大降低人因失误 ● 在发生事故后，至少在72小时内，无需操作员干预，能保证 堆芯的冷却和安全壳的完整性； ● 在72小时以外，只需要操纵员简单的操作和少量的厂外援 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