1.0 AP1000 Plant Overview
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AP1000一回路系统设备
反应堆概述： 反应堆用于确保堆芯能按核设计要求进行安 全可控的链式反应； 确保核裂变释放的热量能按热工水力设计要 求有效地排出； 确保在寿期内全部堆内构件保持良好性能， 即使在事故时仍能保证堆结构的完整性和安 全性。
3
1.反应堆（2）
反应堆主要包括以下部件： —堆芯 —堆内构件 —压力容器 —控制棒驱动机构 —一体化上封头 —堆芯仪表系统等
38
3.化学和容积控制系统（2）
39
3.化学和容积控制系统（3）
容积控制原理
40
3.化学和容积控制系统（4）
化学控制原理
41
3.化学和容积控制系统（5）
反应性控制原理 —加硼，在补水泵吸入口注入预先规定数量 的硼酸溶液。在正常功率运行时，为了将调 节棒组调整到正常使用范围；或者，反应堆 停运时，为了增加停堆深度，需进行加硼操 作。 —稀释，用等量的除盐水代替一部分一回路 冷却剂的硼水。
44
4.正常余热排出系统（2）
45
4.正常余热排出系统（3）
46
4.正常余热排出系统（4）
正常余热排出系统的投入前主要包括两大项 操作 —硼浓度的调整：防止在余热排出系统内硼 浓度低于RCS的硼浓度情况下误稀释一回路； —升压和加热：避免压力和热冲击，以保护 余热排出系统的泵和热交换器。
47
7
1.反应堆（6）
8
1.反应堆（7）
9
1.反应堆（8）
燃料组件主要设计参数： 燃料组件设计 17x17 燃料组件数量 157 每个燃料组件中燃料棒数量 264 包壳厚度 （mm） 0.57 燃料棒外径（mm） 9.50 燃料芯块长度（mm） 12.6 燃料组件长度（m） 4.80 核裂变原料 铀235，浓集度2.35%-4.8%
3
1.反应堆（2）
反应堆主要包括以下部件： —堆芯 —堆内构件 —压力容器 —控制棒驱动机构 —一体化上封头 —堆芯仪表系统等
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3.化学和容积控制系统（2）
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3.化学和容积控制系统（3）
容积控制原理
40
3.化学和容积控制系统（4）
化学控制原理
41
3.化学和容积控制系统（5）
反应性控制原理 —加硼，在补水泵吸入口注入预先规定数量 的硼酸溶液。在正常功率运行时，为了将调 节棒组调整到正常使用范围；或者，反应堆 停运时，为了增加停堆深度，需进行加硼操 作。 —稀释，用等量的除盐水代替一部分一回路 冷却剂的硼水。
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4.正常余热排出系统（2）
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4.正常余热排出系统（3）
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4.正常余热排出系统（4）
正常余热排出系统的投入前主要包括两大项 操作 —硼浓度的调整：防止在余热排出系统内硼 浓度低于RCS的硼浓度情况下误稀释一回路； —升压和加热：避免压力和热冲击，以保护 余热排出系统的泵和热交换器。
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1.反应堆（6）
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1.反应堆（7）
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1.反应堆（8）
燃料组件主要设计参数： 燃料组件设计 17x17 燃料组件数量 157 每个燃料组件中燃料棒数量 264 包壳厚度 （mm） 0.57 燃料棒外径（mm） 9.50 燃料芯块长度（mm） 12.6 燃料组件长度（m） 4.80 核裂变原料 铀235，浓集度2.35%-4.8%
AP1000主要参数
60MW、安全相关
无
15.化容控制
主泵轴封水
不需要
需要
上充泵（补水泵）
222.7m3/h
334m3/h
-用作安全停堆
不需要
需要
-连续运行
否
是
16.仪控系统
I& C类型
数字化分布式
数字化分布式
主控室
计算机化
计算机化
7.汽机岛
高压缸
1
1
低压缸
3
2或3
主给水泵
3台电动泵
3台电动泵
17.电气
安全级动力电源
无
1500
2270m3/h
2360 m3/h
12.冷却水系统
安全等级
非安全相关
安全相关
设备冷却水泵
21800m3/h
2台
厂用水泵
21800m3/h
4台
13.启动给水/辅助给水
启动给水电动泵
2118m3/h：非安全相关
一台：非安全相关
辅助给水电动泵
无
250%：安全相关
辅助给水汽动泵
无
250%：安全相关
14.非能动换热器（仅适用于非能动设计）
MWd/tU
55000
23
控制棒组件总数
个
89
24
堆冷却剂RPV入口温度
（热工设计流量）
℃
280.7C(最佳估计)
25
堆冷却剂RPV出口温度
（热工设计流量）
℃
321.1C(最佳估计)
四、反应堆压力容器（RPV）
26
进、出口平均温度
℃
310
27
内径
mm
3989
无
15.化容控制
主泵轴封水
不需要
需要
上充泵（补水泵）
222.7m3/h
334m3/h
-用作安全停堆
不需要
需要
-连续运行
否
是
16.仪控系统
I& C类型
数字化分布式
数字化分布式
主控室
计算机化
计算机化
7.汽机岛
高压缸
1
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低压缸
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主给水泵
3台电动泵
3台电动泵
17.电气
安全级动力电源
无
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2270m3/h
2360 m3/h
12.冷却水系统
安全等级
非安全相关
安全相关
设备冷却水泵
21800m3/h
2台
厂用水泵
21800m3/h
4台
13.启动给水/辅助给水
启动给水电动泵
2118m3/h：非安全相关
一台：非安全相关
辅助给水电动泵
无
250%：安全相关
辅助给水汽动泵
无
250%：安全相关
14.非能动换热器（仅适用于非能动设计）
MWd/tU
55000
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控制棒组件总数
个
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堆冷却剂RPV入口温度
（热工设计流量）
℃
280.7C(最佳估计)
25
堆冷却剂RPV出口温度
（热工设计流量）
℃
321.1C(最佳估计)
四、反应堆压力容器（RPV）
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进、出口平均温度
℃
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内径
mm
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AP1000简介-1
AP1000设计取得高的安全性和可用性，保留了原有的PWR技术，但是更强调 依靠自然力量的安全特性。安全系统采用自然力如压缩空气、重力流动，气流的 自然循环和对流。安全系统尽量少用泵、风机、柴油机、冷水机或别的能动机械 并且无须安全级别支持系统，如交流电，元件冷却水，设施用水和通风等。
2. 厂房布置
17
SMS
Special Monitoring System
18
CDS
Condensate System
19
CFS
Turbine Island Chemical Feed System
20
CPS
Condensate Polishing System
21
DTS
Demineralized Water Treatment System
被加热了的低密度空气沿空气导流层上升散发流入大气 而高密度的空气从 位于屏蔽厂房顶部的气孔吸入，沿屏蔽厂房内表面与导流层外表面之间的通道下 沉进行补充。
屏蔽厂房的再一个功能就是保护安全壳免遭外来物碰击，以及龙卷风及其夹 带物的影响。
2.2.3. 辅助厂房 辅助厂房的基本功能是为位于安全壳之外的抗震 I 类机电设备提供保护，
27
MTS
Main Turbine System
28
RWS
Raw Water System
29
TDS
Turbine Island Vent, Drain and Relief System
30
IDS
Class 1E dc and UPC System
31
IDSA
Class 1E DC and UPS System Division A
2. 厂房布置
17
SMS
Special Monitoring System
18
CDS
Condensate System
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CFS
Turbine Island Chemical Feed System
20
CPS
Condensate Polishing System
21
DTS
Demineralized Water Treatment System
被加热了的低密度空气沿空气导流层上升散发流入大气 而高密度的空气从 位于屏蔽厂房顶部的气孔吸入，沿屏蔽厂房内表面与导流层外表面之间的通道下 沉进行补充。
屏蔽厂房的再一个功能就是保护安全壳免遭外来物碰击，以及龙卷风及其夹 带物的影响。
2.2.3. 辅助厂房 辅助厂房的基本功能是为位于安全壳之外的抗震 I 类机电设备提供保护，
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MTS
Main Turbine System
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RWS
Raw Water System
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TDS
Turbine Island Vent, Drain and Relief System
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IDS
Class 1E dc and UPC System
31
IDSA
Class 1E DC and UPS System Division A
AP1000技术-系列论文
AP1000技术系列论文AP1000主要设备的制造技术[摘要] AP1000是2回路的百万千瓦级压水堆。
它采用了非能动安全系统，在减少发电站设备、安全、可靠性和减少投资成本等方面做出了突出了改进。
AP1000堆型的关键技术概念在于系统简化，从而使AP1000机组的建设周期缩短、造价降低，运行和维护简便。
斗山重工目前正在参与AP1000的设计，并将利用自己的制造经验和先进的技术，为中国的AP1000项目提供主要设备，如压力容器、蒸发器和一体化顶盖组件。
Manufacturing Technologies for AP1000 main componentsTae-Woo kimAbstract: The AP1000 is a two-loop 1000 MW pressurized water reactor (PWR). It uses passive safety systems to provide significant and measurable improvements in plant simplification, safety, reliability, investment costs. Simplicity is a key technical concept in the AP1000. It makes the AP1000 easier and less expensive to build, operate, and maintain.Currently, Doosan is participating in the design of AP1000 and will provide main components, such as reactor vessel (RV), steam generator (SG) and integrated head package (IHP) in AP1000 China projects with many manufacturing experiences and high quality technology.I 压力容器、蒸发器和一体化顶盖组件的技术特征1．1 压力容器压力容器与西屋公司标准3回路核电站的压力容器相同，只是接管部分进行了调整以适应2回路的要求。
AP1000培训讲稿 第一章
第一章AP1000AP1000核电厂概述核电厂概述（内部使用）Chapter 1.0AP1000 Plant Overview注意本材料的内容及图片仅供内部学习使用，未经许可不得部学习使用未经许可不得在公开发表的论文及相关材料中引用、转载。
料中引用转载。
核电厂概述AP1000核电厂概述第一章AP1000AP1000开发的背景与历史AP1000 反应堆的设计特性AP1000核电厂的反应堆冷却剂系统AP1000的非能动安全概念一回路的支持系统BOP特点全数字化仪控,先进控制室小结AP1000AP1000开发的背景与历史开发的背景与历史 提高核能的安全性和提高核能的经济性是一对客观存在的矛盾核电厂系统与设备的设计基准不仅要考虑在核动力厂运行状态(正常运行和预期运行事件)的条件下能可靠的执行其规定的功能而且还必须考虑在事故可靠的执行其规定的功能，而且还必须考虑在事故工况下，即在设计基准事故的条件下仍能可靠地执行其规定的安全功能，以缓解事故，保证核动力厂总的安全要求的实现总的安全要求的实现。
现有核电厂各类系统和设备中，约2/3是工程安全设施它们在电厂正常运行时并下工作仅处于备用施，它们在电厂正常运行时并下工作，仅处于备用状态。
当事故出现时，它起到事故预防和缓解的作用，以满足核安全的要求。
（成本与经济性）AP1000AP1000开发的背景与历史开发的背景与历史 核能利用中安全性和经济性这一对矛盾是否有可能统一？能统 美国西屋电气公司设计的美国西屋电气公司设计的AP1000AP1000核反应堆（核电核反应堆（核电厂）是当今世界上最先进的“第三代”核电技术的代表，他在全世界第一次将进一步提高核电的安全性和经济性很好的统一起来，批量建设的条件下，其经济性具有与传统火电的竞争能力。
AP1000AP1000开发的背景与历史开发的背景与历史 AP600AP1000AP600 AP1000 利用重力、自然循环、气体膨胀等自然力来驱动反应----堆的安全系统非能动安全系统反应堆尽量采用经实践验证的成熟设备 简化设计满足URD 要求AP600标准设计（600 600 MWe MWe ，1933 1933 MWt MWt ）于1999通过NRC 的审评获得设计证书（DC ）在AP600的基础上开发AP1000（1000 1000 MWe MWe ，340034003400 MWt MWt ）Some of the highSome of the high--level design characteristics of the AP1000 AP1000 反应堆的设计特性反应堆的设计特性AP10001AP10001090MWe 1 AP1000核电机组上网电功率大约为1090 MWe, NSSS热功率为3415 MWt.2 在考虑蒸汽发生器传热管10%堵管的条件下，反应堆冷却剂主管道热管中冷却剂温度可达3250C（6170F）.3 主要的安全系统为非能动的；在事故发生后的小时内可不要求操纵员干预同时保持反应堆72小时内可不要求操纵员干预，同时保持反应堆堆芯和安全壳冷却，且不需要交流电源.Some of the high Some of the high--level design characteristics of the AP1000AP1000 AP1000 反应堆的设计特性反应堆的设计特性4 预计堆芯损坏频率（CDF ）与AP600相似，即5.09E 5.09E--07/yr，远低于法规要求的量值1E 1E--04/yr y 低法规要求的值y （1E 1E--05/yr ）；大量放射性释放频率（LRF ）与相似即592E 08/yr 也远低于法规要AP600相似，即5.92E 5.92E--08/yr ，也远低于法规要求的量值1E 1E--06/yr.5 反应堆换料周期为18个月.6Overall plant6 核电厂总体可利用率（Overall plant availability ）大于93 %, 这包括强迫停堆和计划停堆; 非计划停堆的目标为每年低于1次.Some of the highSome of the high--level design characteristics of the AP1000 AP1000 反应堆的设计特性反应堆的设计特性AP10007100%功率甩负荷核电厂功率由满负荷降至厂 7 100%功率甩负荷，核电厂功率由满负荷降至厂用电，并且反应堆不停堆，稳压器或蒸汽发生器的安全阀不开启；汽轮发电机组具有在厂用电功率水平下稳定运行的能力。
AP1000培训-堆芯设计解析
第三代核电站（续）
更高的安全目标 堆芯热工安全裕量 ＞15%（19%） 堆芯融化概率 ≤1.0*10E-5/堆（ 5.08*10E-7/堆） 大量放射性向环境释放概率 ≤ 1.0*10E-6/堆（ 5.94*10E-8/堆） 可利用因子 ＞87%（93%）
第三代核电站（续）
更高的经济目标
造价大大降低约为1200美元/KWe （批量化 后大幅降低造价）(2200/1760) 生产成本大大降低约3.4美分/KWh
堆芯设计组成部分
堆芯核设计 热工水力设计 堆芯水力设计 堆芯监测仪表
核设计工具
使用新版 APA 程序包进行堆芯核设计。主要程序如下： 用多群（70 群）两维输运理论组件能谱程序PHOENIX-P 计算燃料组件均匀化两群扩散参数及反射层参数。核数据 库采用ENDF/B VI 库 用三维两群节块展开法扩散理论程序ANC 进行堆芯计算 （包括功率分布、燃耗、临界硼浓度、反应性系数、控制 棒价值等等主要的核设计内容） 用一维两群细网扩散理论程序APOLLO 进行轴向功率分布、 控制棒微分价值、负荷跟随、功率能力分析等设计计算。 用积分输运理论程序LASER 计算燃料棒内部功率分布
AP1000堆芯设计整体特点
AP1000 的堆芯保持了传统压水堆（314）的堆芯 构造(比利时的Doel 4 和Tihange 3) ； 堆芯核设计依据与第二代压水堆基本相同； 从首炉料开始就实现18 个月长燃料循环； 设计方法和设计内容与第二代压水堆相比有一定 改进； 达到第三代压水堆的要求； 具备不调硼负荷跟随能力。
反应堆结构
堆芯
压力容器剖面图
堆芯
田湾
表示，共计42个通道 MA： MSHIM 灰棒组 A MC： MSHIM 灰棒组 C M1： MSHIM 黑棒组 1 AO： A.O. 控制棒组 SD1：停堆棒组1 SD3：停堆棒组3
AP1000机组主控室可居留性内漏试验解析
87中国设备工程C h i n a P l a n t E n g i n e e r i ng中国设备工程 2021.04 （上）AP1000是美国西屋公司设计的三代先进非能动型压水堆，三门、海阳一期各建设了两台机组，由于来源于美国，在管理上，借鉴了美国核管会（NRC）的要求。
传统核电厂主控室一般设计为微正压，该方法可有效维持主控室压力边界完整性，美国三里岛事故之后，NRC 对美国30%的核电厂主控室执行了主控室可居留性内漏试验，发现只有一座核电厂主控室内漏数值小于执照许可，其余均存在不同程度的超标。
NRC 于2003年发了通用函件，向美国各核电厂提出了测定主控室内漏量的要求。
目前，三门、海阳四台AP1000机组顺利完成了主控室区域内漏试验，为后续开展华龙一号CAP1400主控室可居留性内漏试验积累了重要的理论和实践经验。
1 主控室区域可居留性1.1 核电厂可居留系统为保护核电厂工作人员和设备免受气载放射性和火灾的危害并使相关区域的环境温度保持在规定范围内，AP1000设置了相关系统以保证人员的可居留性和设备安全可靠运行的条件。
在电厂可居留系统中包括了主控室应急可居留系统（VES），其它可居留系统有核岛非放射性通风系统（VBS）、辐射检测系统（RMS）、主交流电源系统（ECS）和消防系统（FPS）等。
设计基准事故后，主控室（MCR）的可居留性首先要保护运行人员免受放射性危害。
AP1000设计基准事故的气载源项来源于安全壳内泄漏出来的气载裂变产物，以及假设从乏燃料池气化产生的气载裂变产物。
MCR 周围的气载裂变产物浓度是裂变产物衰减常数、安全壳泄漏率和气象条件的函数，而MCR 内的放射量除此之外，还取决于MCR 压力边界内漏量。
1.2 主控室可居留区域AP1000主控室可居留区域包括MCR 和技术支持中心(CSA)，CSA 承担了部分MCR 职能，在应急工况下向核电厂操纵员提供核电厂管理和技术支持；提供评估和诊断核电厂状态的场所，避免MCR 过于拥挤；解除操纵员承担的与电厂操作无关的通信和辅助工作等。
AP1000核电站林诚格分系统讲解第一章(2.5D)
核电厂常用的核燃料是铀-235，一吨铀235的原子核裂变可以释放出相当于二百七 十万吨标准煤燃烧所放出的能量。
8/12/2020
-5-
核电的优越性
核电是一种安全、经济、清洁、可靠的能源，不 排放导致全球变暖的温室气体二氧化碳和污染环 境的二氧化硫等气体，有利于环境保护。发展核 电可以减轻燃料运输压力，一座百万千瓦级火电 厂每年约消耗300万吨原煤，而一座同样功率的 核电站全年只需要约25吨核燃料组件。从满足电 力需求，调整能源结构，优化能源布局，振兴装 备制造业，促进高科技产业，保障能源安全等角 度看，核电也有很大的优越性。
8/12/2020
-6-
世界核电发展概况
截止2009年1月底，全世界共有438台运 行中的核电机组（另有5台长期关闭），总 装机容量达3.7亿千瓦，有44 台建设中的 核电机组。
美国有运行核电机组104座、总装机容量1 亿千瓦；法国有运行核电机组59座、总装 机容量6326万千瓦；日本有运行核电机组 55座、总装机容量4759万千瓦。
1954年，前苏联建成电功率为5MW的奥布涅斯克实验性核 电站
1956年，英国建成卡德豪尔石墨气冷堆原型核电站 1957年，美国建成希平港压水堆原型核电站 1960年，美国建成德累斯顿沸水堆原型核电站 1962年，加拿大建成重水堆原型核电站
第二代核电站证明了经济上的可行性
第二代核电站是指上世纪七十年代至现在正在运行的大 部分商业核电站，这证明了发展核电在经济上是可行的。 20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，各国先后建成了400多台压水堆、沸水堆或重水堆 第二代核电站，其中压水堆占60%以上。
8/12/2020
-7-
8/12/2020
国际原子能机构截至2009年1月底
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核电的优越性
核电是一种安全、经济、清洁、可靠的能源，不 排放导致全球变暖的温室气体二氧化碳和污染环 境的二氧化硫等气体，有利于环境保护。发展核 电可以减轻燃料运输压力，一座百万千瓦级火电 厂每年约消耗300万吨原煤，而一座同样功率的 核电站全年只需要约25吨核燃料组件。从满足电 力需求，调整能源结构，优化能源布局，振兴装 备制造业，促进高科技产业，保障能源安全等角 度看，核电也有很大的优越性。
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世界核电发展概况
截止2009年1月底，全世界共有438台运 行中的核电机组（另有5台长期关闭），总 装机容量达3.7亿千瓦，有44 台建设中的 核电机组。
美国有运行核电机组104座、总装机容量1 亿千瓦；法国有运行核电机组59座、总装 机容量6326万千瓦；日本有运行核电机组 55座、总装机容量4759万千瓦。
1954年，前苏联建成电功率为5MW的奥布涅斯克实验性核 电站
1956年，英国建成卡德豪尔石墨气冷堆原型核电站 1957年，美国建成希平港压水堆原型核电站 1960年，美国建成德累斯顿沸水堆原型核电站 1962年，加拿大建成重水堆原型核电站
第二代核电站证明了经济上的可行性
第二代核电站是指上世纪七十年代至现在正在运行的大 部分商业核电站，这证明了发展核电在经济上是可行的。 20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，各国先后建成了400多台压水堆、沸水堆或重水堆 第二代核电站，其中压水堆占60%以上。
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国际原子能机构截至2009年1月底
AP1000概述
2014-7-9
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。
2014-7-9
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
2014-7-9
美国最早开展严重事故的研究，美国原子能委员 会1974年发表的《核电站风险报告》WASH-1400 报告首次将概率安全分析技术应用到核电厂，提 出了以事件发生频率为依据的事故分类方法。 WASH-1400报告首次指出，核电厂风险主要并非 来自设计基准事故，而是导致堆芯熔化的严重事 故。WASH-1400还首次建立了安全壳失效模式和 放射性物质释放模式。
2011614核能和平利用的历程19511951年美国利用一座生产钚的反应堆的余热试验发电年美国利用一座生产钚的反应堆的余热试验发电上世纪上世纪7070年代中期进入了发展核电站的高潮年代中期进入了发展核电站的高潮1717截止截止20052005年年11月月19541954年苏联建成世界上第一座核电站年苏联建成世界上第一座核电站美国英国和法国相继建成一批核电站美国英国和法国相继建成一批核电站美国的核电站100多座我国秦山核电站于我国秦山核电站于19911991年并网发电
陆地植物系统发育平台Version 1.0 说明书
陆地植物系统发育平台用户使用手册Version: 1.0中国科学院计算机网络信息中心科学数据中心用户系统&分析系统01 目录1 用户系统 (4)3.1 用户及权限 (4)3.2 用户注册（普通用户、协同用户） (5)3.3 用户资料修改（普通用户、协同用户、管理用户） (6)3.4 用户管理（管理用户） (8)2 数据浏览及管理子系统 (10)3 数据处理分析子系统 (10)3.1 Wizard步骤式处理过程 (10)3.2 一键式处理过程 (17)3.2.1操作步骤 (17)3.2.2任务管理 (18)3.3 使用自己提交的数据处理 (19)3.4 处理软件缺省参数设置 (21)palpp@2009年09月02 图目录图 01PALPP主页 (4)图 02注册页面 (5)图 03注册成功页面 (6)图 04用户进入界面 (7)图 05用户密码修改 (7)图 06修改资料界面 (8)图 07管理员主界面 (8)图 08用户管理界面 (9)图 09选择序列数据 (11)图 10查看抽提序列 (11)图 11查看待处理数据详细信息 (12)图 12处理程序运行提示 (12)图 13 Alignment Multiple进入 (13)图 14 Alignment Multiple结果&Cleaning & Editing进入 (14)图15Cleaning & Editing结果 (15)图 16 Tree Reconstruction进入 (15)图17 Tree Reconstruction结果 (16)图 18 Tree Visualization (16)图 19 一键式操作页面 (17)图 20一键式参数设置页面 (18)图 21One-Click 任务表 (18)图 22任务列表 (19)图 23模块化分析的链接 (20)图 24构树过程的文件输入界面 (20)图 25构树过程的算法选择界面 (21)图 26缺省参数设置页面 (22)palpp@2009年09月1用户系统系统主界面（:8080/palpp/index.htm）如图01所示：图 01PALPP主页1.1用户及权限i.普通用户（ROLE_USER）：一般系统使用人员，通过网站注册即可。
AP1000蒸汽发生器自然循环带热能力分析
Engineering Equipment and Materials | 工程设备与材料 |·97·2020年第22期基金项目：国家科技重大专项（2016ZX06001003）作者简介：刘乐，男，本科，工程师，研究方向为压水堆核电厂综合试验调试。
AP1000蒸汽发生器自然循环带热能力分析*刘 乐（三门核电有限公司，浙江 台州 317112）摘 要：文章基于AP1000蒸汽发生器（SG）自然循环试验，对SG 在自然循环工况下带走堆芯衰变热的能力进行了评估和分析。
通过评估和分析AP1000 SG 自然循环试验方法和验收准则，研究试验过程中电厂响应的主要参数，利用LOFTRAN 程序模拟SG 自然循环试验过程进行对比分析，验证了堆芯衰变热能够通过蒸汽发生器自然循环带出，SG 自然循环功能能够保证堆芯的安全，这对于论证AP1000设计的有效性和可靠性至关重要。
关键词：蒸汽发生器；自然循环；衰变热；AP1000；LOFTRAN 中图分类号：TM623 文献标志码：A 文章编号：2096-2789（2020）22-0097-03蒸汽发生器（SG ）是核电厂的关键设备之一，AP1000蒸汽发生器是一个立式U 形管蒸发器，传热管将热量传递给蒸汽系统并把放射性污染物保留在一回路系统内。
蒸汽发生器在满功率运行、预期瞬态工况和自然循环工况下把热量从反应堆冷却系统带走。
当发生厂外交流电源丧失事故后，两台主泵全停，失去强迫循环时，就可以利用自然循环来带走反应堆内的热量（衰变热和系统或部件的显热），避免堆芯发生偏离泡核沸腾（DNB ），从而保护燃料元件包壳免遭损坏。
文章通过研究AP1000 SG 自然循环试验，验证SG 自然循环功能能够带走堆芯衰变热，保证堆芯的安全，评估电厂的设计功能是否能否达到预期效果，这对于论证AP1000设计的有效性和可靠性至关重要。
1 AP 1000 SG 自然循环试验简介1.1 试验目的通过SG 自然循环冷却堆芯是反应堆冷却剂系统（RCS ）重要的纵深防御功能。
AP1000课件
35
3990mm
反应堆冷却剂系统
蒸汽发生器
AP1000的蒸汽发生
器是带干燥器的立 式、U型管结构蒸汽 发生器
传热管和管道上部
分隔盘使用耐腐蚀 性能很好的合金因 科镍690，改善了材 料可焊性、腐蚀性、 机械性等性能。
36
反应堆冷却剂系统
AP1000
总高度 换热面积 22.3mm 11500m2
52
非能动安全注射系统（PSIS）
● 淹没的安全壳是非能动 安 全注射系统第四个水源， 而且是堆芯冷却的长期水 源。 ● 当换料水箱的液位达到 低-低液位时，与之相连 的爆破阀和相关阀门自动 打开，安全壳内的水经再 循环滤网进入反应堆，冷 却堆芯。 ● 当安全壳内的水温达到 饱和温度时，产生的蒸汽 由安全壳的壁面冷却。凝 水沿钢壳内壁向下流，回 安全壳底部，进行再循环， 实现反应堆长期冷却堆芯 的目的。
压力容器属于A级，因此
它的设计和建造都满足 ASME Code, Section III, Class 1要求。
为减少照射脆化的影响，
限制了对铜、镍和磷的使 用量
34
反应堆冷却剂系统 AP1000 M310
总高度（含CRDM 管座） 设计压力 13.94mm 172bar.a 13.21mm 172bar.a
17.475mm
1.016mm 三角型
37
19.05mm
1.09mm 方型
反应堆冷却剂系统
主泵
AP1000冷却剂泵是具有高惯 性、高可靠性、低维护、高度 密封；
与蒸汽发生器的两个出口管 嘴分别直接相连；
为立式离心式屏蔽泵，可以 承受整个系统的压力，能承受 超基准工况。 泵自身还装有振动监控系统， 提供高振动警报。
3990mm
反应堆冷却剂系统
蒸汽发生器
AP1000的蒸汽发生
器是带干燥器的立 式、U型管结构蒸汽 发生器
传热管和管道上部
分隔盘使用耐腐蚀 性能很好的合金因 科镍690，改善了材 料可焊性、腐蚀性、 机械性等性能。
36
反应堆冷却剂系统
AP1000
总高度 换热面积 22.3mm 11500m2
52
非能动安全注射系统（PSIS）
● 淹没的安全壳是非能动 安 全注射系统第四个水源， 而且是堆芯冷却的长期水 源。 ● 当换料水箱的液位达到 低-低液位时，与之相连 的爆破阀和相关阀门自动 打开，安全壳内的水经再 循环滤网进入反应堆，冷 却堆芯。 ● 当安全壳内的水温达到 饱和温度时，产生的蒸汽 由安全壳的壁面冷却。凝 水沿钢壳内壁向下流，回 安全壳底部，进行再循环， 实现反应堆长期冷却堆芯 的目的。
压力容器属于A级，因此
它的设计和建造都满足 ASME Code, Section III, Class 1要求。
为减少照射脆化的影响，
限制了对铜、镍和磷的使 用量
34
反应堆冷却剂系统 AP1000 M310
总高度（含CRDM 管座） 设计压力 13.94mm 172bar.a 13.21mm 172bar.a
17.475mm
1.016mm 三角型
37
19.05mm
1.09mm 方型
反应堆冷却剂系统
主泵
AP1000冷却剂泵是具有高惯 性、高可靠性、低维护、高度 密封；
与蒸汽发生器的两个出口管 嘴分别直接相连；
为立式离心式屏蔽泵，可以 承受整个系统的压力，能承受 超基准工况。 泵自身还装有振动监控系统， 提供高振动警报。
AP1000核岛布置二
①主控室
主控室提供了正常运行工况下安全运行核电 厂及在事故工况下保持核电厂处于安全状态所需 的人员系统界面。主控室包含了主控区、运行人 员区域、开关盘室以及值长办公室和行政支持人 员工作区。
②仪表和控制系统
保护和安全监测系统与电厂控制系统 在启动、功率运行和停堆期间执行对核电厂 的监测和控制。仪表和控制系统包括了保护 和安全监测系统、核电厂控制系统、数据显
• 主设备闸门和维修闸门都带有1台电动绞车和1 个自备电源。工作人员出入气闸和维修人员气闸 分别布置在主设备闸门和维修闸门附近。每个气 闸（工作人员出入气闸和维修人员气闸）串列有2 个机械连锁的门，在其中1个门打开之前，另一个 是完全关闭的。
安全壳作为整个安全壳系统中的一个完整部分，具有 高度的密闭性，可防止泄漏。
在正常运行状态时，对反应堆堆芯及反应堆 冷却系统起保护和屏蔽作用，在假定设计基准事 故中，可容纳空气传播所释放出来的放射性物质。
• 安全壳内结构分二个主要标高层：
维修层（标高：100英尺/30.5m）和运行操 作平台（标高：135英尺3英寸/41.2m），运行操 作平台设有设备闸门，维修层设有维修闸门，作 为进出安全壳的通道。安全壳内主要包含：反应 堆冷却系统（RCS）、安全壳内换料水箱 （IRWST）、自动降压系统及化学溶剂控制系统 （CVS）等。
AP1000厂房及构筑物（Buildings and Structures）
序 号
英文名称
A.
NI Buildings and Structures
1.1 Containment
1.2 Auxiliary Building
1.3 Annex Building
1.4 Radwaste Building
主控室提供了正常运行工况下安全运行核电 厂及在事故工况下保持核电厂处于安全状态所需 的人员系统界面。主控室包含了主控区、运行人 员区域、开关盘室以及值长办公室和行政支持人 员工作区。
②仪表和控制系统
保护和安全监测系统与电厂控制系统 在启动、功率运行和停堆期间执行对核电厂 的监测和控制。仪表和控制系统包括了保护 和安全监测系统、核电厂控制系统、数据显
• 主设备闸门和维修闸门都带有1台电动绞车和1 个自备电源。工作人员出入气闸和维修人员气闸 分别布置在主设备闸门和维修闸门附近。每个气 闸（工作人员出入气闸和维修人员气闸）串列有2 个机械连锁的门，在其中1个门打开之前，另一个 是完全关闭的。
安全壳作为整个安全壳系统中的一个完整部分，具有 高度的密闭性，可防止泄漏。
在正常运行状态时，对反应堆堆芯及反应堆 冷却系统起保护和屏蔽作用，在假定设计基准事 故中，可容纳空气传播所释放出来的放射性物质。
• 安全壳内结构分二个主要标高层：
维修层（标高：100英尺/30.5m）和运行操 作平台（标高：135英尺3英寸/41.2m），运行操 作平台设有设备闸门，维修层设有维修闸门，作 为进出安全壳的通道。安全壳内主要包含：反应 堆冷却系统（RCS）、安全壳内换料水箱 （IRWST）、自动降压系统及化学溶剂控制系统 （CVS）等。
AP1000厂房及构筑物（Buildings and Structures）
序 号
英文名称
A.
NI Buildings and Structures
1.1 Containment
1.2 Auxiliary Building
1.3 Annex Building
1.4 Radwaste Building
AP1000技术手册-4
数据显示和处理系统(DDS)•保护和安全监视系统 (PMS)•电站控制系统 (PLS)•主汽轮机控制和诊断系统(TOS)•堆芯仪表系统(IIS)•特殊检测系统 (SMS)•不同激励系统(DAS)除系统OCS 和 DDS外，这些系统的操作是独立的。
都通过各种方式和控制室联系，产生数据。
操作和控制中心系统(OCS) 通过可进入的人员系统接口中的一个或多个，提供设施。
OCS 包括主控室，技术支持中心，遥控关闭电站，应急操作设施，就地控制站和相关工作站。
人员系统接口提供了监视和操作电站的资源。
数据显示和处理系统 (DDS) 有处理数据的功能，数据产生操作员显示，报警，报告等。
数据包括数据日志、储存、计算和诊断，监测等功能。
保护和安全监视系统(PMS)在电站运行中，起到保护电站，关闭电站和将电站维持在安全关闭状况的功能。
电站控制系统 (PLS) 控制核进程，将核能转变成热能，再将来自核反应堆的热能传递到主蒸汽汽轮机。
PLS 也与其他系统接口提供某种电站过程控制。
主汽轮机控制和诊断系统(TOS) 提供方式来控制和保护汽轮发电机。
堆芯仪表系统(IIS) 提供了在线三维反应堆堆芯流量图，来优化堆芯性能和校准PMS使用的通量探测器。
此外，它还提供PMS和DAS 堆芯出口热电偶信号。
特殊检测系统 (SMS)是非安全相关的系统，由与仪控接口分系统组成，提供特殊的诊断和长期的检测功能。
SMS包括：•冲击检测系统（探测反应堆冷却系统的金属碎片)•堆芯吊篮震动检测系统•反应堆冷却泵震动检测系统不同激励系统(DAS) 提供了减少PMS与假定公用模式故障相关的风险。
故障包括软件设计错误，硬件错误和测试，维修错误。
1.1.反应堆保护系统及其它系统仪控装置可探测事故状态及初始设计的固有安全特性。
若出现 LOCA 和二回路边界破裂的极限事故，要求反应堆跳闸并且一个或多个固有安全特性动作。
这种事件的组合保护或减缓了堆芯或 RCS 的设备损坏，保证了安全壳的完整性。
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Balance of Plant Features (cont.)
BOP includes redundant non-safety diesels
– Backup power to active non-safety systems
No safety-related Compressed Air System All HVAC is non-safety
Reactor Coolant Pumps
– No shaft seals
Simplified 2x4 Main Loop
– Reduces welds 50%, supports 80%
Pressurizer
– 50% larger than operating plants
Containment Layout
– The reactor coolant system makeup capability design is sufficient for reactor coolant leaks up to 3/8 inch. – Steam generator feedwater capability from the startup feedwater system is designed to provide sufficient flow for a loss of main feedwater event. – The normal containment sump pumps (part of the radioactive waste drain system) are designed to assist in recovery from leakage to the containment sump.
Passive Cooling Systems
Two accumulators provide coolant at high flow rates when RCS < 700 psia. IRWST supplies borated water to RCS once sufficiently depressurized.
System/Component
AP1000
Watts Bar
San Onofre
V. C. Summer
Core Fuel Assemblies 157 193 217 157
Active Fuel Length (inches)
168
144
150
144
Fuel Assembly Array
17x17
2,250
2,250
2,250
2,250
615
619
611
622
1200
1200
1200
1200
Feedwater Temperature (0F) Notes: a.
440
442
445
440
Plus 20 years 2 of 7) AP1000 Plant Comparison With Other Facilities
17x17
16x16 83 full length 8 part length 0
17x17
Number of Control Rods
53
57
48
Number of Gray Rods
16
0
0
Average Linear Power (kw/ft) Heat Flux Hot Channel Factor (FQ)
Containment Layout
Passive Containment Cooling System (PCS)
Steel containment vessel is part of passive safety system. PCS transfers heat from the shell to the environment. Water from Passive Containment Cooling Water Storage Tank (PCCWST) wets outer shell for > 72 hours. Natural convection air flow through containment annulus provides additional cooling.
Passive Containment Cooling
– Natural circulation of air / evaporation of water on outside surface of steel containment vessel
AP1000 Passive Core Cooling System
– Safety-related control room habitability is passive
No active safety-related heat sink – ultimate heat sink is passive Smaller site security perimeter
Simplification of Safety Systems
Standard PWR
AP1000
Passive Safety Features
Passive Decay Heat Removal
– Natural circulation HX connected to RCS (PRHR)
Passive Safety Injection
– Gravity drain core makeup tanks (CMT) – N2 pressurized accumulators (700 psig) – Gravity drain IRWST (containment pressure) – Automatic depressurization valves, Pzr & HL
Non-Safety Related
Balance of Plant Features
Turbine Building houses all traditional nonsafety steam and power conversion systems
– Condensate system, main feedwater system, main steam system, turbine-generator systems, circulating water system, compressed air system
5.72
5.52
5.34
5.69
2.60
2.50
2.35
2.45
AP1000 vs Current Site Layouts
Sizewell B AP1000
74147A
Reactor Coolant System
Core and RCS
Fuel, Internals, Reactor Vessel
– – – – N2 pressurized accumulators Gravity drain core makeup tanks Gravity drain refueling water storage tank Automatic RCS depressurization
Passive containment cooling
Passive Safety Features: No Need for Safety AC Electric Power
Passive decay heat removal
– Natural circulation heat exchanger connected to RCS
Passive safety injection
– 14’ 17x17 XL Robust Fuel – No bottom-mounted instrumentation – 60 year design life
Steam Generators
– Similar to large W/CE SGs in operation
System 80, ANO RSG
Balance of Plant Features (cont.)
These systems have appropriate redundancy, are powered by onsite standby power supplies and have sufficient capacity to prevent automatic passive safety system actuation following anticipated Condition II (ANSI 18.2) events.
Table 1.0-1 (Sheet 1 of 7) AP1000 Plant Comparison With Other Facilities
System/Component
AP1000
Watts Bar
San Onofre
V. C. Summer
Overall Plant Design Life (years) NSSS Power (MWt) Core Power Net MWe RCS Operating Pressure (psia) Thot (0F) SG Design Pressure (psia) 60 3,415 3,400 1,090 40a 3,475 3,459 1,218 40a 3,410 3,390 1,100 40a 2,912 2,900 950
Welcome to the Westinghouse AP1000 Overview Course