核电厂设备.ppt

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（一）AP1000核电技术特点介绍,AP1000是西屋公司开发的一种两环路1000MWe的非能动压水反应堆核电。

与传统的PWR安全系统相比，非能动安全系统要简单得多，它们不需要现有核电站中那些必不可少、种类繁多的安全支持系统，如相关的安全级交流电源、HVAC、冷却水系统以及安装这些部件的抗震厂房。

非能动安全系统的采用和系统的简化，减少了运行人员的操作。

通过这些设计改进，AP1000机组的安全性得到了显着的改进，其堆芯熔化概率31.010-7/堆年，远低于URD要求的1.010-5/堆年，进一步将AP600“非能动”理念引入压水反应堆设计，使得设计大大简化、安全性提高、投资有所降低、设计与性能特点满足用户要求文件（URD）的要求。

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。

西屋公司以对AP1000作的经济分析表明，AP1000隔夜价低于1200美元/千瓦（包括业主费用和厂址费用）。

建造中大量采用模块化建造技术通过与前期工程平行开展的按模块进行混凝土施工、设备安装的建造方法，AP1000的建设周期大大缩短至60个月，其中从第一罐混凝土到装料只需36个月。

AP1000的设计满足用户对具有非能动安全性能的先进轻水堆的要求（URD），具有第三代先进轻水堆的简单性、安全性、可靠性和经济性的特点。

AP1000的主要性能特点是系统简化、非能动安全、数字化仪控和模块化建造，主要设计目标包括：

机组额定电功率：

1000MWe电站设计寿命：

60年堆芯损坏频率：

1.01E-5/堆年严重事故下大量放射性物质释放至环境的频率：

1.01E-6/堆年下面介绍它里面的四个系统,反应堆冷却剂系统一RCS,反在堆冷却剂系统主要设计功能反在堆冷却剂系统使用的介质（水+硼溶液）既是冷却剂、载热剂，也是慢化剂（水一水堆）反在堆冷却剂系统压力边界是防止放射性物质外泄的第二道屏障调节冷却剂中的硼浓度来控制反应性自动降压功能应急卸泄功能进行压力控制，起到稳压作用工艺监测有足够的能力使反应堆保持在安全停堆状态有足够的能力可以预防和缓解事故的发生和发展,非能动堆芯冷却系统一PXS,非能动安全壳冷却系统一PCS,1,PCC系统主要的设计功能移出安全壳内热量进行安全壳内的工艺监测为消防系统提供水源2，PCC系统主要设计参数PCS贮存水箱容积：

2864m3FPS消防水箱容积：

68m3,PCCAWST辅助水箱容积：

3546m3PCS初始冷却水流量：

112m3/h循环水泵冷却水流量率：

22.7m3/h循环水泵扬程：

114.3mPCS贮存水箱水最低温度：

4.5PCS贮存水箱水最高温度：

49运行层一135/导流板高度一142/,化学和容积控制系统一CVS,CVS系统主要功能：

一回路充水，泄漏补水调节回路水化学：

a净化一回路水质，b添加化学物，调节一回路水化学，c添加醋酸锌，使一回路内表面生成坚韧的氧化锌对冷却剂进行硼化或稀释作为稳压器的辅助喷淋除气功能；氢气或溶解于水中的其他裂变气提供一回路系统水压试验相关设施,正常余热排出系统一RNS,正常余热排出系统的主要功能正常工况下的停堆冷却，在低压工况下对反应堆冷却剂系统进行温度调节。

在冷停堆工况下，通过CVS树脂床对反应堆冷却剂系统净化。

为RCS提供低温超压保护通道。

为LOCA事故后的恢复提供支持对乏燃料池进行冷却对内置换料水箱进行冷却在换料大修时进行堆芯冷却（midloop工况冷却）强迫堆芯通过安全壳地坑再循环,

（二）CPR1000技术,CPR1000CPR1000是以中国广东核电集团从法国引进的百万千瓦级核电机组为基础，结合技术改进形成的中国大型商用压水堆技术方案。

CPR1000是目前我国设计自主化、设备本地化、建设自主化、运行自主化水平最高且以国内运行业绩最佳核电站为参考基础的技术方案。

CPR1000是根据世界上同类型机组1000多堆年运行经验不断持续改进的技术结晶。

CPR1000部分参数,反应堆压力容器设计寿命为60年低泄漏设计，减少了对压力容器的中子辐照；RPV堆芯活性段采用整体锻件；严格控制RPV材料中的辐照敏感元素Cu、P、S、Ni等的含量。

控制棒组件：

CPR1000每一棒束有24根控制棒组件，每一棒束控制棒组件有其本身的驱动系统，可单独或则多个同时动作。

控制棒：

大亚湾核电站采用两种类型的控制棒，即吸收棒和不锈钢棒。

黑棒的吸收剂材料为银-铟-镉合金，重量百分比为80%，15%，5%。

可燃毒物组件：

可燃毒物棒组件只用于第一燃料循环的全新堆芯，功能是降低溶解在一回路冷却剂水中的硼浓度，大亚湾核电站堆芯首次装有48个含12根可燃毒物的组件和18个含有16根可燃毒物棒的组件，加上两个粗级中子源棒组件中的32根，共有含896根可燃毒物棒的68个组件。

蒸汽发生器,蒸发器是核电站中一，二回路的枢纽，它是将反应堆产生的热量，生成饱和蒸汽传递给二次回路。

每台容量按照满功率运行时传递1/3的反应堆热功率设计。

并设计成在传热管结垢，且又不超过10%传热管堵塞的情况下，电站能以额定功率运行，提供设计干度的蒸汽而不超过设计限值。

3.4稳压器又称为容积补偿器，是补偿一回路冷却水温度变化引起的回路水容积的变化，以及调节和控制一回路系统冷却剂的工作压力。

（三）ERP工作原理,EPR是法马通和西门子联合开发的反应堆。

2001年1月，法马通公司与西门子核电部合并，组成法马通先进核能公司（FramatomeANP，AREVA集团的子公司）。

法国电力公司和德国各主要电力公司参加了项目的设计。

法德两国核安全当局协调了EPR的核安全标准，统一了技术规范。

新一代核反应堆EPR已经完成了技术开发层面的工作，现已进入建设阶段。

欧洲先进压水堆EPR技术1993年5月，法国和德国的核安全当局提出在未来压水堆设计中采用共同的安全方法，通过降低堆芯熔化和严重事故概率和提高安全壳能力来提高安全性，从放射性保护、废物处理、维修改进、减少人为失误等方面根本改善运行条件。

欧洲先进压水堆EPR设计特点：

EPR为单堆布置四环路机组，电功率1525MWe，设计寿命60年，双层安全壳设计，外层采用加强型的混凝土壳抵御外部灾害，内层为预应力混凝土。

EPR通过主要安全系统4列布置，分别位于安全厂房4个隔开的区域，简化系统设计，扩大主回路设备储水能力，改进人机接口，系统地考虑停堆工况，来提高纵深防御的设计安全水平。

设计了严重事故的应对措施，保证安全壳短期和长期功能，将堆芯熔融物稳定在安全壳内，避免放射性释放。

EPR考虑内部事件的堆芯熔化概率6.310-7/堆年，在电站寿期内可用率平均达到90%，正常停堆换料和检修时间16天，运行维护成本比现在运行的电站低10%，经济性高。

建造EPR的投资费用低于1300欧元/千瓦，发电成本低于3欧分/kWh。

建设中的台山核电站用的是EPR,AP1000CPR1000EPR比较,AP1000的设计满足用户对具有非能动安全性能的先进轻水堆的要求（URD），具有第三代先进轻水堆的简单性、安全性、可靠性和经济性的特点。

AP1000的主要性能特点是系统简化、非能动安全、数字化仪控和模块化建造不足：

安全壳的设计存在缺陷,CPR1000特点,采取了严重事故的预防和缓解等措施，将使LA的综合技术安全经济指标达到目前国际同类核电站的先进水平。

在从Dayabay最初引进到CPR1000的渐进式技术革新过程中，充分借鉴了生产运行经验反馈，包括吸纳法国同类型机组批量改造经验，现已更加完善的CPR1000方案是在Dayabay、LA的技术基础之上，结合法国为追赶世界先进核电的发展所作的第二次十年大修计划（VD2）的改进。

CPR1000还将继续分享同类机组运行经验的反馈。

CPR1000作为“二代加”技术，通过持续科技进步，逐渐趋近第三代，可以保证与先进技术更加平稳地衔接过渡。

不足：

安全性方面没有提高,EPR特点,一、EPR实现了三大目标：

1、满足了欧洲电力公司在“欧洲用户要求文件”中提出的全部要求。

2、达到了法国核安全局对未来压水堆核电站提出的核安全标准。

3、提高核电的经济竞争力，EPR的发电成本将比N4系列低10%。

二、EPR的主要特征1、EPR是目前国际上最新型反应堆（法国N4和德国近期建设的Konvoi反应堆）的基础上开发的，吸取了核电站运行三十多年的经验。

2、EPR是渐进型、而不是革命型的产品，保持了技术的连续性，没有技术断代问题。

EPR采纳了法国原子能委员会和德国核能研发机构的技术创新成果。

3、EPR是新一代反应堆，具有更高的经济和技术性能,4、EPR属压水堆技术。

5、EPR可使用各类压水堆燃料。

6、EPR的电功率约为1600兆瓦。

7、EPR的技术寿期为60年，目前在运行的反应堆的技术寿期为40年。

8、EPR更高的安全性。

9、EPR降低运行和检修人员的辐照剂量10、EPR更加环保,结论,EPR是目前唯一在建的第三代反应堆。

EPR是渐进型反应堆，与最近建设的核电机组没有技术断代，是最新一代的压水反应堆。

EPR可提供安全、低价、无温室气体排放的电源，符合核安全当局的规定，满足电力公司的要求。