AP1000.docx

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AP1000

AP1000先进非能动核电技术介绍

    AP1000是由美国西屋公司开发的先进的非能动的压水堆（AdvancedPassivePWR）。

   2002年3月，美国核管会已经完成AP1000设计的预认证审查（Pre-certificationReview），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Doel4号机组、Tihange3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。

   （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。

第三代核电站与AP1000

   一、世界核电站可划分为四代

   第一代核电站：

自50年至60年代初苏联、美国等建造的第一批单机容量在300MWe左右的核电站，如美国的希平港核电站和英第安角1号核电站，法国的舒兹（Chooz）核电站，德国的奥珀利海母（Obrigheim）核电站,日本的美浜1号核电站等。

第一代核电厂属于原型堆核电厂，主要目的是为了通过试验示范形式来验证其核电在工程实施上的可行性。

   第二代核电站：

第二代核电厂主要是实现商业化、标准化、系列化、批量化，以提高经济性。

自60年代末至70年代世界上建造了大批单机容量在600－1400MWe的标准化和系列化核电站，以美国西屋公司为代表的Model212（600MWe，两环路压水堆，堆芯有121合组件，采用12英尺燃料组件）、Model312（1000MWe，3环路压水堆，堆芯有157盒组件，采用12英尺燃料组件，），Model314（1040MWe，3环路压水堆，堆芯有157盒组件，采用14英尺燃料组件），Model412（1200MWe，4环路压水堆，堆芯有193盒组件，采用12英尺燃料组件，）、Model414（1300MWe，4环路压水堆，堆芯有193盒组件，采用14英尺燃料组件）、System80（1050MWe，2环路压水堆）以及一大批沸水堆（BWR）均可划入第二代核电站范畴。

法国的CPY，P4，P4′´也属于Model312，Model414一类标准核电站。

日本、韩国也建造了一批Model412、BWR、System80等标准核电站。

第二代核电站是目前世界正在运行的439座核电站（2007年9月统计数）主力机组，总装机容量为3.72亿千瓦。

还共有34台在建核电机组，总装机容量为0.278亿千瓦。

在三里岛核电站和切尔诺贝利核电站发生事故之后，各国对正在运行的核电站进行了不同程度的改进，在安全性和经济性都有了不同程度的提高。

   第三代核电站:

对于第三代核电站类型有各种不同看法。

           美国核电用户要求文件（URD）和欧洲核电用户要求文件（EUR）提出了下一代核电站的安全和设计技术要求，它包括了改革型的能动（安全系统）核电站和先进型的非能动（安全系统）核电站，并完成了全部工程论证和试验工作以及核电站的初步设计，它们将成为下一代（第三代）核电站的主力堆型，这类典型的核电站见下表：

第三代核电站

美国

欧洲

能动核电站：

System80+,APR1400,APWR1600，ABWR，ESBWR

EPR

非能动核电站：

AP1000

EP1000

第三代核电站的安全性和经济性都将明显优于第二代核电站。

由于安全是核电发展的前提，世界各国除了对正在运行的第二代机组进行延寿与补充性建一些二代加的机组外，接下来新一批的核电建设重点是采用更安全、更经济的先进第三代核电机组。

我国国家引进的美国非能动AP1000核电站以及广东核电集团公司引进的法国EPR核电站都属于第三代核电站。

   第四代核能系统:

第四代核能系统概念（有别于核电技术或先进反应堆），最先由美国能源部的核能、科学与技术办公室提出，始见于1999年6月美国核学会夏季年会，同年11月的该学会冬季年会上，发展第四代核能系统的设想得到进一步明确；2000年1月，美国能源部发起并约请阿根廷、巴西、加拿大、法国、日本、韩国、南非和英国等9个国家的政府代表开会，讨论开发新一代核能技术的国际合作问题，取得了广泛共识，并发表了“九国联合声明”。

随后，由美国、法国、日本、英国等核电发达国家组建了“第四代核能系统国际论坛（GIF）”，拟于2-3年内定出相关目标和计划；这项计划总的目标是在2030年左右，向市场推出能够解决核能经济性、安全性、废物处理和防止核扩散问题的第四代核能系统（Gen-IV）。

第四代核能系统将满足安全、经济、可持续发展、极少的废物生成、燃料增殖的风险低、防止核扩散等基本要求。

目前，世界各国都在不同程度上开展第四代核电能系统的基础技术和学课的研发工作。

第四代核电能系统包括三种快中子反应堆系统和三种热中子反应堆系统：

第四代核能系统

代号

中子能谱

燃料循环

钠冷快堆系统（SodiumCooledFastReactorSystem）

SFR

快

闭式

铅合金冷却快堆系统（LeadAlloy-CooledFastReactorSystem）

LFR

快

闭式

气冷快堆系统（Gas-CooledFastReactorSystem）

GFR

快

闭式

超高温堆系统（VeryHighTemperatureReactorSystem）

VHTR

热

一次

超临界水冷堆系统（SupercriticalWaterCooledReactorSystem）

SCWR

热和快

一次／闭式

熔盐堆系统（MoltenSaltReactorSystem）

MSR

热

闭式

   二、第三代核电站的特点以及与第二代核电站的主要差别

   1、第三代核电站的特点

世界各国在回顾三十余年第二代核电站的建造和运行经验，尤其总结了美国三哩岛核电站和切尔诺贝利核电站事故的经验教训之后，为使今后建造的核电站在安全性、经济性、安全审评稳定性以及保护核电业主投资等方面有大的改进，首先是美国电力公司发起建立先进轻水堆（ALWR）设计的技术基础，为设计美国下一代先进轻水堆（ALWR），推行一项先进轻水堆ALWR计划，编制了一份美国核电用户要求文件（URD），继而欧洲10家核电公司也编写了欧洲核电用户要求（EUR）文件。

   URD和EUR规范了第三代核电站的设计技术基础，其要点如下：

1）ALWR计划的目标：

为未来的ALWR提供一整套设计的综合要求、稳定的审批基准、支持ALWR电厂的发展。

     2）ALWR的14条政策：

简单化、设计裕量、人因、安全、设计基准与安全裕量、管理稳定性、标准化、成熟技术、可维护性、可建造性、质量保证、经济性、预防人为破坏、睦邻友好。

3）ALWR高层安全设计要求，其要点如下：

抗事故能力：

所有工况下都具有负的功率反应性系数、采用最好的材料及水质、改进的人机界面系统、采用成熟的诊断监测技术、须留给操纵员足够的时间（30分钟或更长时间）来防止设备的损坏及防止导致较长停堆的电厂工况等。

防止堆芯损坏：

防止堆芯损坏的专设安全系统应满足执照设计基准要求及安全裕量基准、堆芯损坏频率小于1×10-5/堆年等。

缓解事故能力：

坚固而大容积的安全壳和相应的专设安全系统；采用现实源项分析；控制可燃氢气的浓度；在累积发生频率大于10-6／堆年的严重事故条件下，在厂址边界处（离开反应堆大约0.5英里），公众个人的全身剂量小于25雷姆等要求。

4）第三代压水堆核电站有两种类型：

改进型电厂（如EPR）和非能动型电厂（如AP1000）。

URD对两种类型的核电厂又分别提出了专用要求，其要点如下：

改进型核电厂：

更简化的专设安全系统；至少有两条隔离的和独立的交流电源与电网相连；至少三十分钟时间内，不考虑操纵员的干预；在丧失全部给水，至少在2小时内不应有燃料损坏；在丧失厂内外交流电源的8小时内，燃料没有损坏等。

非能动型核电厂：

不要求安全相关的交流电源；至少72小时内，不需要操作员干预；严重事故条件下，安全壳有足够的设计裕量；不需要厂外应急计划等。

以上概括了第三代核电站的特点，我国国家引进的美国非能动AP1000核电站属于第三代核电站的非能动型核电厂，广东核电集团公司引进的法国EPR核电站属于第三代核电站的改进性核电厂。

AP1000和EPR基本上都满足了上述URD和EUR的相关要求。

       2、第二代核电核电站与第三代核电站的主要技术差异

美国、法国、俄罗斯等国都是在吸取20年前的切尔诺贝利严重事故的惨痛教训后，认识到预防和缓解严重事故的极端重要性，花大力气进行研究开发预防和缓解严重事故的对策和措施，经过了十多年的努力，才达到了工程应用的程度。

为此，国际原子能机构颁发了新的安全法规（第二版）对预防和缓解严重事故提出了严格要求，我国国家核安全局也颁布了新的安全法规，对预防和缓解严重事故提出了新的要求。

       第二代核电技术在安全上不满足国际原子能机构安全法规（第二版）对预防和缓解严重事故的要求，也不符合我国新颁布的安全法规对预防和缓解严重事故的要求，当然也不满足URD和EUR的要求，但第三代核电技术能满足这些要求的。

这是第二代核电核电站与第三代核电站在技术上的主要差异。

       例如AP1000和EPR的堆芯损坏频率（CDF）分别为5.0894×10-7和1.18×10-6/堆年，大量放射性释放概率分别为5.94×10-8和9.6×10-8/堆年，远比第二代核电站低一至二数量级。

    第二代核电核电站与第三代核电站技术上存在差异还体现在：

先进的燃料管理技术、先进的反应堆设计技术、先进的人因工程、先进的数字化仪表控制系统和控制室、宽裕的操作员可不干预时间以及、模块化设计和建造技术等方面。

   三、AP1000和EPR的性能比较

   1、AP1000和EPR的安全系统采用了两种完全不同的设计理念

AP1000安全系统采用“非能动”的设计理念，更好地达到“简化”的设计方针。

安全系统利用物质的自然特性：

重力、自然循环、压缩气体的能量等简单的物理原理，不需要泵、交流电源、1E级应急柴油机，以及相应的通风、冷却水等支持系统，大大简化了安全系统（它们只在发生事故时才动作），大大降低了人因错误。

“非能动”安全系统的设计理念是压水堆核电技术中的一次重大革新。

EPR安全系统在传统第二代压水堆核电技术的基础上，采用“加”的设计理念，即用增加冗余度来提高安全性。

安全系统全部由两个系列增加到四个系列，EPR在增加安全水平的同时，增加了安全系统的复杂性。

核电站安全系统的设计基本上属于第二代压水堆核电技术，是一种改良性的变化。

   2、AP1000和EPR的安全性的比较

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。

   3、成熟性

AP1000的最大特点是安全系统采用了非能动技术，西屋公司为此做过大量试验、计算和验证工作，这些试验结果已全部被美国核管会接受，非能动安全系统已达到成熟性的要求。

反应堆和反应堆冷却剂系统设计采用与第二代核电站相似的成熟技术。

AP1000的冷却剂屏蔽电机泵的功率比过去屏蔽电机泵产品都大，属于首次设计的大型泵，但它们的功率已相当接近。

EMD屏蔽电机泵制造厂EMD公司有丰富的制造经验，生产过大量（约1500台）不同功率、不同尺寸的屏蔽泵用于军工、早期的核电站和其他工业部门，取得了很好的使用业绩,设计和制造技术是成熟、可信的。

可以说，目前AP1000屏蔽电机泵主要问题是加快首台泵制造进度和进行工程性验证。

EPR最大特点是加大反应堆的热功率以及增加安全系统的冗余度和多样性。

设计理念是成熟的；EPR加大了反应堆的热功率和尺寸，主要设备（反应堆压力容器、堆内构件、蒸汽发生器和主冷却剂泵等）都加大了容量和尺寸。

但目前一些主要核设备（反应堆压力容器和堆内构件、蒸汽发生器、主冷却剂泵等）的试验还未完成，都有待在试验台架上和现场进行工程性试验和验证。

两者的成熟性比较是不相上下的。

   4、经济性

AP1000安全系统采用非能动的理念，安全系统配置简化、安全支持系统减少、安全级设备和抗震厂房减少、IE级应急柴油机系统和很多能动设备被取消，以及大宗材料需求明显降低。

AP1000的安全系统及其设备数量得到大量的减少，例如AP1000的安全级泵和阀门分别为6台（包括4台主泵）和599台，EPR则为88台和7000台。

再加上模块化设计和建造新技术的采用，由此派生出了设计简化、系统设置简化、工艺布置简化、施工量减少、工期缩短以及运行方便、维修简单等一系列效应。

从长远观点来看，AP1000不仅使安全性能得到显著提高，而且费用和长期的运行费用也得到明显降低，在经济上也具有较强的竞争力。

这种优势在批量建造若干台（譬如8至10台）后AP1000核电机组将会越来越明显。

EPR是通过增加安全系统冗余度和系统配置来提高安全性；但由于单机容量大，厂址利用率高，提高了它的经济性。

   5、安全审评

AP1000安全审评情况：

西屋公司于2002年3月28日向美国核管会提交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、PSA报告等。

美国核管会于2002年7月25受理该申请，并据联邦法规10CFRPart52及相关法规、严重事故政策等进行了审评，于2004年9月正式发布了“最终安全评价报告（FSER）”。

9月23日，西屋公司获得了NRC关于AP1000的最终设计批准书（FDA）。

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”。

EPR的安全审评情况：

芬兰已从法国引进EPR,在芬兰建造OL3核电厂。

芬兰核安全当局已完成EPR初步安全分析报告的审评，并于2005年2月17日颁发“OL3核电厂建造许可证”。

据称芬兰核安全当局已把审评中未关闭的问题列入建造许可证条件。

根据目前掌握的资料，结合初步工程判断，AP1000或EPR在核安全许可证申请和审评中，不会出现重大问题。

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，技术是成熟的。

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：

●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；

●预防和缓解事故和严重事故的操作简化

●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。

如何认识目前已知一二三四代核电

一代：

核电站的开发与建设开始于上世纪50年代。

1954年，前苏联建成电功率为五千千瓦的实验性核电站；1957年，美国建成电功率为九万千瓦的希平港原型核电站。

这些成就证明了利用核能发电的技术可行性。

国际上把上述实验性和原型核电机组称为第一代核电机组。

二代：

上世纪60年代后期，在试验性和原型核电机组基础上，陆续建成电功率在30万千瓦以上的压水堆、沸水堆、重水堆等核电机组，它们在进一步证明核能发电技术可行性的同时，使核电的经济性也得以证明：

可与火电、水电相竞争。

上世纪70年代，因石油涨价引发的能源危机促进了核电的发展，目前世界上商业运行的四百多座核电机组绝大部分是在这段时期建成的，称为第二代核电机组。

　　三代：

上世纪90年代，为解决三里岛和切尔诺贝利核电站的严重事故的负面影响，世界核电界集中力量对严重事故的预防和后果缓解进行了研究和攻关，美国和欧洲先后出台“先进轻水堆用户要求”文件和“欧洲用户对轻水堆核电站的要求”，进一步明确了防范与缓解严重事故、提高安全可靠性和改善人因工程等方面的要求。

国际上通常把满足这两份文件之一的核电机组称为第三代核电机组。

　　对第三代核电机组,要求能在2010年前进行商用建造。

在国际上，目前已比较成熟的第三代核电压水堆有AP-1000、ERP和System80+三个型号，System80+虽已经美国NRC批准，但美国已放弃不用。

　　第三代核电技术问世以后，受到全球核电用户的普遍关注，包括中国在内的一些核电业主已经选用或准备选用更安全、更经济的第三代核电技术进行新的核电机组建设。

　　四代：

2000年1月，在美国能源部的倡议下，美国、英国、瑞士、南非、日本、法国、加拿大、巴西、韩国和阿根廷等十个有意发展核能利用的国家，联合组成“第四代国际核能论坛”（GIF），并于2001年7月签署了合约，约定共同合作研究开发第四代核能系统（GenⅣ）。

　　第四代核能利用系统，是指安全性和经济性都更加优越，废物量极少，无需厂外应急，并具有防核扩散能力的核能利用系统，它的商用化估计要到2030年左右方能实现。