ap1000核电总体介绍

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1、山东核电有限公司AP1000总体介绍1目录概述核电厂的布置核岛系统常规岛系统仪控系统电气系统21.概述AP1000是美国西屋公司设计开发的双环路1000MW级压水堆。AP1000在传统压水堆核电技术的基础上，采用“非能动”的安全系统，使其安全性、经济性有了显著提高。31.概述AP1000的总结构图41.概述1.1安全评审情况西屋公司美国核管会（NRC）02年3月标准设计证书申请包括：DCD,PRA等受理申请，开始评审04年9月确认AP600有关的试验和分析程序可以用于AP1000设计预认证审查最终安全评价报告最终设计批准书标准设计证书审查验证接受评审

2、700多个问题04年9月获得最终设计批准书获得标准设计证书02年7月05年12月51.概述1.2设计理念NSSS:基本采用二代技术,部分设备升级,少量系统优化;安全技术:不放弃但不依赖已有的安全技术和设备，尽量采用全新的非能动技术以提高整个电站的安全性。（例如，柴油发电系统、厂用水系统、正常余热导出系统、辅助给水系统，等等）61.概述1.2.1安全系统设计理念安全系统非能动化简化安全系统配置减少安全支持系统减少安全级设备及抗震厂房提高可操作性将人为制造的安全条件让位于由自然规律形成的本质安全降低维修要求71.概述1.3主要特点描述安全性提高反应堆堆芯

3、损坏频率显著降低大量放射性释放频率显著降低成熟性设计系统的优化厂房、设备布置简化系统、设备、厂房等物项减少技术的进步全厂数字化仪控模块化设计，制造81.3主要特点(安全性提高)非能动安全系统要点四路安全注射:1.堆芯补充水箱(70.8M3×2)2.安全注射箱(56.6M3×2)3.内置换料水箱(2092M3)4.RPV被淹没后的地坑水三路防止RCS超压:1.自动卸压阀第1、2、3级2.自动卸压阀第4级3.RPV顶盖放气两路自然循环冷却:1.RCS→PRHS→IRWST→RCS2.IRWST(蒸发)→CV(传导＋对流)→大气9反应堆堆芯损坏频率显著降低

4、1.3主要特点(安全性提高)10第二代和AP1000核电站系统和设备布置的比较111.3主要特点(成熟性设计)成熟性设计反应堆和反应堆冷却剂系统设计采用成熟技术非能动技术，经过大量试验、计算和验证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”121.3主要特点(简化)模块化设计，建造结构模块(二种)设备模块(三种)提高安装质量，缩短建设工期13结构模块设备模块14模块化设计，建造151.4电厂总参数电厂设计寿命60年反应堆热功率3400MWt设计地震烈度(地面加速度)0.3g电厂效率(净)32.7%电厂输出电功

5、率(净)1117MWe电厂可利用率93%大量早期释放频率5.94×10-81/ry堆芯熔化频率5.08×10-71/rySG堵管裕量10％换料周期18个月162.电厂布置发电生产设施由5个主要的厂房结构组成:核岛、汽轮机厂房、附属厂房、柴油发电机厂房和放射性废物厂房。这些厂房结构中的每一个均建筑在各自单独的筏基上。核岛由安全壳厂房、屏蔽厂房和核辅助厂房组成,三部分被建造在同一筏基上。172.电厂布置海阳核电主厂区总平面布置图182.电厂布置安全壳厂房安全壳厂房是安全壳容器以及该容器内所含的所有结构；功能是在假想的设计基准事故以后包容气载放射性的释放以

6、及在正常运行期间为反应堆堆芯和冷却剂系统提供屏蔽,其本身也是非能动安全壳冷却系统的组成部分；位于安全壳厂房内的主要系统是反应堆冷却剂系统、安全相关系统。192.电厂布置屏蔽厂房屏蔽厂房是环绕安全壳容器的结构和环形区域。在正常运行/事故状态期间,屏蔽厂房与安全壳厂房的内部结构为安全壳内的反应堆冷却剂系统和所有其它放射性系统和部件提供所要求的屏蔽保护。屏蔽厂房也为安全壳提供所要求的外部人为或非人为的撞击保护。屏蔽厂房是非能动安全壳冷却系统中整体的一部分。202.电厂布置辅助厂房辅助厂房的基本功能是为位于安全壳厂房外的安全相关抗震Ⅰ类机械和电气设备提供保护

7、和隔离。辅助厂房也为设置在厂房内的放射性设备和管道提供屏蔽。位于辅助厂房内的最重要的设备和系统有:主控室、仪控系统、电气系统、燃料吊装区、燃料厂房、乏燃料水池、机械设备区、安全壳贯穿区和主蒸汽、给水阀门隔间。辅助厂房通过附属厂房中的人员、设备闸门与安全壳厂房相连212.电厂布置附属厂房在附属厂房内不含有安全相关设备；提供了通往发电设施的主要人员出入口；包括了用于控制人员出入辐射控制区的保健物理设施；非1E级交流和直流电源系统、辅助柴油发电机及其燃油供应、其它电气设备、技术支持中心和各种暖通空调系统以及用于维护辐射控制区设备的热机械车间。222.电厂布

8、置放射性废物厂房放射性废物厂房内不含安全相关设施。包括了各类废料在处理前的隔离储存设施、移动式废物系统的处理