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时间:2019-06-20
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1、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
2、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
3、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
4、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
5、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
6、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;缓解了应急响应的紧迫性,减轻了应急的社会资源压力。AP1000主要特点---简化系统、设备、厂房等物项减少--降低电厂建造成本设备、厂房数量比较项目单位
7、1000MWAP1000参考电站安全级阀(只)2844592各类泵(台)280180安全级管道(m)335285791电缆(106×m)2.770.366抗震厂房容积(m3)359773158640安全系统特性比较特性AP1000EPR(三代)系统设计采用技术非能动型能动型先进性创新型改良型技术成熟性成熟技术成熟技术系统简化系统设计简化,设备、部四个安全系列的配置,增加电件显著减少,减少安全壳源、设备和相应的支持系统以贯穿件(约50%)及安全壳贯穿件系统可靠性提高提高操纵员可不干预时间72h30minAP10
8、00主要特点---简化厂房、设备布置简化--缩短建造周期●第二代核电站的安全系统是能动系统,它包括数量较多的泵、安全级阀门以及相应的管道,应急柴油机,换料水箱,安全级支持系统(通风系统、设备冷却水系统)等组成。大部分设备都布置在安全壳外的辅助厂房内。●第三代AP1000核电站的安全系统是非能动系统,它仅由5只水箱以及相关的安全阀门和管道组成。全部设备都布置在安全壳内。AP1000主要特点---简化第
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