1、7.1.3 第三代先進(jìn)型沸水堆ABWR是世界上20世紀(jì)末和21世紀(jì)的先進(jìn)核電廠堆型，與世界上現(xiàn)行核電廠相比具有明顯優(yōu)點(diǎn)。 ABWR(先進(jìn)沸水堆)是ALWR(先進(jìn)輕水堆)的一種，以美國 GE公司為主最早發(fā)展的。到1994年7月ABWR的標(biāo)準(zhǔn)設(shè)計(jì)已獲美國NRC“最終設(shè)計(jì)認(rèn)可”，是美國最早得到批準(zhǔn)的 ALWR。 日本東芝、日立和東京電力公司和GE公司合作進(jìn)行了大量研究和設(shè)計(jì)。第一批ABWR核電廠K6和K7首先建在柏崎刈羽廠址。1991年5月獲日本安全當(dāng)局的建造許可證，K6，K7分別在1996年和1997投入商業(yè)運(yùn)行。2022-3-222 這些參數(shù)是綜合了廣泛的廠址特征而提出的一般廠址都可適用的標(biāo)準(zhǔn)設(shè)

2、計(jì)。若某廠址的某個(gè)別特性超出該設(shè)計(jì)時(shí)，可在該標(biāo)準(zhǔn)設(shè)計(jì)的基礎(chǔ)上作改進(jìn)設(shè)計(jì)，使ABWR適合廠址要求。 故ABWR對(duì)廠址無特殊要求，適應(yīng)力強(qiáng)，原則上可適用于各廠址。2022-3-223ABWR核電站設(shè)計(jì)特點(diǎn)1. 有效地布置汽輪機(jī)系統(tǒng)設(shè)備。2. 采用了大容量、高效率反應(yīng)堆。3. 采用了改進(jìn)型堆芯。4. 采用內(nèi)置泵的反應(yīng)堆再循環(huán)系統(tǒng)。5. 采用了改進(jìn)型控制棒驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)。6. 采用了三區(qū)危急堆芯冷卻系統(tǒng)。7. 采用了確保鋼筋混凝土反應(yīng)堆安全殼等可靠性高、安全 性高的反應(yīng)堆系統(tǒng)。8. 采用了運(yùn)行性能良好的先進(jìn)儀器控制設(shè)備。9. 以徹底降低廢物發(fā)生量為目標(biāo)的廢物處理系統(tǒng)等。2022-3-224ABWR的結(jié)構(gòu)與改

3、進(jìn)ABWR的結(jié)構(gòu)與改進(jìn)采用了內(nèi)置泵采用了先進(jìn)的控制棒驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)采用了先進(jìn)的儀控技術(shù)明顯減少了放射性廢物量和照射量汽輪機(jī)系統(tǒng)改進(jìn)采用了改進(jìn)的堆芯設(shè)計(jì)與燃料設(shè)計(jì)2022-3-225汽輪機(jī)系統(tǒng)改進(jìn) ABWR采用了52 in長葉片的TC6F-52型蒸汽輪機(jī)，采用了大容量汽水分離加熱器、蝶式中間閥、給水加熱器排放泵之類的設(shè)備及提高熱效率的改進(jìn)技術(shù)。在此基礎(chǔ)上加了汽水分離再加熱器，使由高壓缸出來的蒸汽，先通過汽水分離再加熱器除濕，再進(jìn)入低壓缸，能夠達(dá)到減輕葉片水蝕的效果。這樣可提高電力輸出250MW，比原來非再熱式提高輸出功率約2%。 反應(yīng)堆額定熱軸功率由以往BWR的3293MW提高到3926MW汽水分離/

4、加熱器采用二段再熱式，汽輪機(jī)主蒸汽壓力由6.65MPa提高到6.79MPa。2022-3-226采用了改進(jìn)的堆芯設(shè)計(jì)與燃料設(shè)計(jì) ABWR堆芯的平均功率密度低(50.6kW/L)，增加了燃料元件的熱工裕度。其燃料組件采用優(yōu)化的燃料裝載和結(jié)構(gòu)設(shè)計(jì)。堆芯的不均勻系數(shù)和最大線功率密度有所下降，而燃耗增加和負(fù)荷因子的提高，有效提高了反應(yīng)堆的安全性與經(jīng)濟(jì)性。 ABWR的設(shè)計(jì)不斷改進(jìn)，目前正在開展Pu利用 (钚熱）的計(jì)劃，在實(shí)際反應(yīng)堆中裝入混合氧化物(MOXMixed Oxide )燃料組件。2022-3-227ABWR的安全性 ABWR一體化的設(shè)計(jì)，在應(yīng)急冷卻系統(tǒng)、動(dòng)力電源及反應(yīng)堆停堆系統(tǒng)中采用了多樣化和

5、冗余性的改進(jìn)設(shè)計(jì)和對(duì)ATWS事故的自動(dòng)化的管理，降低了堆芯發(fā)生嚴(yán)重事故的概率，提高了ABWR在嚴(yán)重事故下的安全性能。ABWR堆的堆芯熔化頻率降為 1.610-7/(堆年)。 日本的運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)表明，ABWR在放射性流出物的產(chǎn)生量及其對(duì)環(huán)境釋放量方面，能夠達(dá)到目前壓水堆的先進(jìn)性能水平。2022-3-228ABWR的經(jīng)濟(jì)性1. 建設(shè)工期短，K6/K7從澆灌第一罐混凝土到商業(yè)運(yùn)行花時(shí)51-52個(gè)月；2. 系統(tǒng)堅(jiān)固，有足夠設(shè)計(jì)裕度，這是保證核電站高的可利用率，減少非計(jì)劃停堆次數(shù)的基礎(chǔ)；3. 它有良好的運(yùn)行特性和維修特性，ABWR通過氣泡的負(fù)反應(yīng)性反饋，在70-100%之間負(fù)荷變化時(shí)，只需調(diào)節(jié)內(nèi)置泵流量；4

6、. 滿足快負(fù)荷跟蹤運(yùn)行要求，操作簡單；5. 隨著一回路設(shè)計(jì)簡化，減少了停堆維修工作量；6. 壽命從40年增加到60年。2022-3-229ABWR對(duì)能源利用的重要作用 對(duì)改進(jìn)核電站系統(tǒng)設(shè)計(jì)，提高機(jī)組經(jīng)濟(jì)性以及能源的利用率，控制核電站發(fā)電成本，平抑能源價(jià)格波動(dòng)等方面具有重要意義。 大大的提高了生產(chǎn)的安全性，為人類解決能源緊缺問題提供了有效的解決辦法。 由于ABWR既經(jīng)濟(jì)又安全，為目前能源利用提供了新的發(fā)展方向和技術(shù)指導(dǎo)。2022-3-22107.2.1 概述 AP1000是美國西屋公司設(shè)計(jì)開發(fā)的。AP1000在傳統(tǒng)壓水堆核電技術(shù)的基礎(chǔ)上，采用“非能動(dòng)”的安全系統(tǒng) ，使其安全性、經(jīng)濟(jì)性有了顯著提高

7、。2022-3-2211AP1000 核電站三維模型2022-3-2212AP1000開發(fā)情況1. 1985年西屋公司開始了非能動(dòng)先進(jìn)壓水堆AP600的開發(fā)研究工作，對(duì)非能動(dòng)安全系統(tǒng)進(jìn)行了大量的試驗(yàn)研究，對(duì)西屋公司原有的設(shè)計(jì)和安全分析程序進(jìn)行了改造，開發(fā)了適用于非能動(dòng)先進(jìn)壓水堆設(shè)計(jì)和安全分析程序，前后共花了 13年的時(shí)間，于1998年9月3日NRC頒布了AP600最終設(shè)計(jì)批準(zhǔn)書。花化費(fèi)了1300人年，完成了12,000份設(shè)計(jì)文件，耗資近6個(gè)億美元。2. 西屋公司在已開發(fā)的非能動(dòng)先進(jìn)壓水堆AP600的基礎(chǔ)上，于1999 年12 月啟動(dòng)了AP1000 的研究開發(fā)工作，歷時(shí)5年開發(fā)了AP1000。

8、2022-3-2213安全系統(tǒng)設(shè)計(jì)理念2022-3-2214安全系統(tǒng)非能動(dòng)化簡化安全系統(tǒng)配置減少安全支持系統(tǒng)減少安全級(jí)設(shè)備及抗震廠房提高可操作性將人為制造的安全條件讓位于由自然規(guī)律形成的本質(zhì)安全降低維修要求主要特點(diǎn)描述2022-3-2215安全性提高反應(yīng)堆堆芯損壞頻率顯著降低大量放射性釋放頻率顯著降低成熟性設(shè)計(jì)系統(tǒng)的優(yōu)化廠房、設(shè)備布置簡化系統(tǒng)、設(shè)備、廠房等物項(xiàng)減少技術(shù)的進(jìn)步全廠數(shù)字化儀控模塊化設(shè)計(jì)，制造AP1000的“非能動(dòng)”安全系統(tǒng) AP1000核電站的“非能動(dòng)”安全系統(tǒng)有兩大貢獻(xiàn)。1. 使AP1000的安全防線從此固若金湯。通俗地說，安全系統(tǒng)是裝水量總計(jì)5000余噸的4個(gè)大水箱，一旦遭遇緊

9、急情況，利用地球引力、物質(zhì)重力、氣體膨脹、密度差引起的對(duì)流、蒸發(fā)、冷凝等自然現(xiàn)象來驅(qū)動(dòng)核電廠的安全系統(tǒng)，巧妙地冷卻反應(yīng)堆堆芯,帶走堆芯余熱，并對(duì)安全殼外部實(shí)施噴淋等，從而恢復(fù)核電站的安全狀態(tài)。這使得AP1000的安全性大大提高。2. 事故發(fā)生后，目前世界上運(yùn)行的核電站不干預(yù)時(shí)間僅為10到30分鐘，系統(tǒng)可以自動(dòng)應(yīng)對(duì)事故，把人為失誤的風(fēng)險(xiǎn)降到最小。2022-3-2216主要特點(diǎn)(成熟性設(shè)計(jì))2022-3-2217成熟性設(shè)計(jì)NRC 于2005年12月30日向西屋公司頒發(fā)了AP1000 標(biāo)準(zhǔn)設(shè)計(jì)的“標(biāo)準(zhǔn)設(shè)計(jì)證書”非能動(dòng)技術(shù)，經(jīng)過大量試驗(yàn)、計(jì)算和驗(yàn)證反應(yīng)堆和反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)設(shè)計(jì)采用成熟技術(shù) AP1000

10、主要特點(diǎn)簡化 廠房、設(shè)備布置簡化縮短建造周期 第二代核電站的安全系統(tǒng)是能動(dòng)系統(tǒng)，它包括數(shù)量較多的泵、安全閥門以及相應(yīng)的管道，應(yīng)急柴油機(jī)換料水箱，安全級(jí)支持系統(tǒng)（通風(fēng)系統(tǒng)、設(shè)備冷卻水系統(tǒng)）等組成。大部分設(shè)備都布置在安全殼外 （由紅框表示）。 第三代AP1000核電站的安全系統(tǒng)是非能動(dòng)系統(tǒng)，它僅由5只水箱以及相關(guān)的安全閥門和管道組成。全部設(shè)備都布置在安全殼內(nèi)。 2022-3-22187.2.4 非能動(dòng)安全系統(tǒng)2022-3-2219非能動(dòng)安全系統(tǒng)非能動(dòng)安全注射系統(tǒng)非能動(dòng)主控制室應(yīng)急可居留系統(tǒng)非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)安全殼氫氣控制系統(tǒng)非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng) 非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)，可在電廠事故工

11、況下以及反應(yīng)堆正常余熱排出系統(tǒng)失效時(shí)，靠自然循環(huán)，由余熱排出系統(tǒng)的熱交換器將堆芯衰變熱帶走。 該系統(tǒng)主要設(shè)備是非能動(dòng)余熱排出熱交換器和相連的管道、閥門。熱交換器布置在換料水箱內(nèi)，換料水箱作為中間熱阱。 換料水箱內(nèi)水吸收衰變熱達(dá)到飽和溫度需要幾個(gè)小時(shí)，如全部水沸騰帶走熱量，其水量足夠數(shù)天冷卻之用，而且水蒸氣進(jìn)入安全殼冷凝后仍可回收利用。這樣，操作人員有足夠的時(shí)間采取恢復(fù)行動(dòng)。2022-3-2220非能動(dòng)安全注射系統(tǒng)（PSIS） 非能動(dòng)安全注射系統(tǒng)的功能： 在事故情況（包括失去反應(yīng)堆冷卻劑）下，給反應(yīng)堆應(yīng)急注水，冷卻堆芯。 非能動(dòng)安全注射系統(tǒng)組成： 2只堆芯補(bǔ)水箱 每只容積為70.8m3 ，內(nèi)裝3

12、400ppm的含硼水 2只安全注射箱 每只容積為56.6m3，內(nèi)裝2600ppm的含硼水 1只內(nèi)置換料水箱 容積為2092 m3 ，內(nèi)裝26002900ppm的含硼水 以及相連的閥門和管道 2022-3-22212022-3-2222非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)(PCS) 在事故情況下，導(dǎo)出安全殼內(nèi)的熱量，使鋼安全殼內(nèi)的溫度和壓力不超過設(shè)計(jì)值。 非能動(dòng)的安全殼冷凝系統(tǒng)在發(fā)生冷卻劑失流事故(LOCA)和蒸汽管道破裂(MSLB)事故的情況下導(dǎo)出安全殼內(nèi)空氣的熱量，同時(shí)它還為其他導(dǎo)致安全殼壓力和溫度大幅升高的設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故提供安全相關(guān)的最終熱阱。2022-3-2223非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng) 非能動(dòng)安全殼冷卻包括

13、兩過程： 安全殼內(nèi)的蒸汽由安全殼的內(nèi)壁面冷卻，凝水流回安全殼底部，實(shí)現(xiàn)反應(yīng)堆的再循環(huán)冷卻； 安全殼的外壁面由安全殼冷卻水箱的分配裝置在安全殼穹頂和圓柱筒體形成均勻水膜 ，以及自然對(duì)流的空氣冷卻安全殼，反應(yīng)堆余熱最終經(jīng)安全殼屏蔽廠房的空氣出口排入大氣。 在事故后的72小時(shí)內(nèi)，系統(tǒng)的運(yùn)行不需要任何干預(yù)，運(yùn)行人員不必調(diào)節(jié)冷卻水流量，也不必補(bǔ)水。 2022-3-22247.2.5 其它系統(tǒng)主控室應(yīng)急可居留系統(tǒng)VES 為主控室人員提供呼吸用的空氣； 保持主控室相對(duì)正壓，防止污染空氣進(jìn)入； 設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故后為電廠中必須保持其功能的設(shè)備提供非能動(dòng)冷卻。2022-3-2225預(yù)防，緩解嚴(yán)重事故的措施 除上述非能動(dòng)安全設(shè)施外，將熔融堆芯滯留在壓力容器內(nèi) (IVR)是APl000非能動(dòng)AP1000核電站采用的一項(xiàng)重要的對(duì)付嚴(yán)重事故策略。 它保證第二道屏障壓力容器不被熔穿，避免了堆芯熔融物和混凝土底板發(fā)生反應(yīng)，使放射性向環(huán)境釋放的概率降到最低。2022-3-2226堆腔淹沒系統(tǒng)IVR 在發(fā)生堆芯熔化的嚴(yán)重事故情況下，堆腔淹沒系統(tǒng)將水注入堆腔，淹沒堆腔的水，從金屬保溫層低部的入水口進(jìn)入壓力容器和金屬保溫層之間的夾縫，從外部冷卻反應(yīng)堆壓