核电站实习报告Word文档下载推荐.docx
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ThisarticleshowsdesignideasofAP1000andACPR100+byanalyzingtheirtechnicalcharacteristicsanddevelopmentprocess.Itanalyzesandcomparestheprosandconsoftheirsecurity,economic,andconstructioncosts.
关键词：
三代技术非能动自主AP1000ACPR1000+
KeyWords:
The3rdgenerationPassiveIndependenttechnologyAP1000ACPR1000+
引言:
此次实习过程中参观了三门核电站全球首个AP1000机组的建设现场和以M310机组发展来的CPR1000为主要堆型的红沿河核电站和大亚湾、岭澳核电站。
并听取了有关以CPR1000技术为基础的自主化第三代核电技术ACPR1000+的介绍。
AP1000和ACPR1000+作为我国核电技术未来发展的两个主导方向，有着其各自不同的技术特点和各自的优势。
分析比较其各自的特点和优势，对于理解现代反应堆的设计思路、加深对第三代核电的认识具有重要意义。
Introduction:
Duringthisstudytour,wevisitedtheconstructionsiteoftheworld'
sfirstAP1000unitoftheSanmenNuclearPowerPlantandCPR1000whichdevelopsfromtheM310unitinHongyanhe,DayaBayandLingaoNuclearPowerPlants.WehadlistenedtotheintroductionofACPR1000+technology,ourownthird-generationnuclearpowertechnologywhichisbasedonCPR1000.
AsthetwodominantdirectionsofthefuturedevelopmentofnuclearpowertechnologyinChina,theAP1000andACPR1000+havedifferenttechnicalcharacteristicsandtheirrespectiveadvantages.Analysiscomparingtheirrespectivefeaturesandadvantageshasanimportantsignificanceforunderstandingmodernreactordesignideas,andabetterunderstandingofthird-generationnuclearpowertechnology.
主体内容
一、AP1000的技术特点
1、设计思路
AP1000是美国西屋公司在AP600先进压水堆技术的基础上设计的第三代核电堆型。
AP1000技术的最大特点是运用了非能动安全设计。
AP1000压水堆的基本设计思路是：
在设计基准事故情况下，电站无需人工操作、电源或泵，同样能实现安全停堆并维持安全停堆状态。
AP1000并非借助能动设备如柴油应急发电机和水泵，而是依靠自然力如重力、自然循环和压缩空气来防止堆芯和安全壳过热。
2、非能动安全
非能动安全技术是AP1000堆型最大的特点。
非能动安全是指不依赖外来的触发和动力源，而靠自然循环、重力、蓄势等简单有效但又从不失效的物理规律来实现安全功能的系统。
AP1000的非能动安全设计可以使系统处于长时间停堆状态，根据概率安全分析AP1000满足美国核管会确定的安全准则和概率风险准则，并有很大裕量。
概率风险评估的结果表明起事故概率为目前运行电站的1/100。
AP1000的非能动安全系统主要包括非能动余热排出系统、非能动安注系统和非能动安全壳冷却系统。
其中非能安全壳的设计最为独特。
安全壳采用双层设计，钢制安全壳本身就是非能动安全系统的一部分。
非能动安全壳系统（PCS,PassiveContainmentSystem）可以将热量从壳体传到环境中，非能动水箱中的水可以将堆芯冷却持续72小时以上，留有足够的时间来处理应急事故。
非能动安全壳利用自然对流使空气流经双层安全壳之间的通道来提供额外冷却。
3、简化设计
AP1000设计过程中，采用了简化设计的思路。
简化的非能动设计大幅度减少了安全系统的设备和部件。
减少了50%安全相关闸阀，减少了80%安全相关管道，减少了85%控制电缆，减少了35%的泵类，减少了45%的抗震建筑。
这些使简化设计使反应堆节约了反应堆建造成本，缩短了反应堆的建造周期，也使反应堆的运行更具经济型。
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。
与现役核电站相比，在相同的发电能力下，AP1000占地面积更小。
它的电站布置将安全相关系统和非安全相关系统分离开。
电站由核岛、汽轮机厂房、附属厂房、柴油发电机厂房放射性废物厂房等几个关键建筑结构组成，每个建筑各自独立。
4、成熟技术
AP1000保留了很多在现有电站和改进型电站中的能动安全相关系统，主回路系统和设备设计采用成熟电站设计。
[6]AP1000堆芯采用西屋的加长型堆芯设计，这种堆芯设计已在比利时的Doel4号机组、Tihange3号机组等得到应用；
燃料组件采用可靠性高的Performance+；
采用增大的蒸汽发生器（D125型），和正在运行的西屋大型蒸汽发生器相似；
稳压器容积有所增大；
主泵采用成熟的屏蔽式电动泵；
主管道简化设计，减少焊缝和支撑；
压力容器与西屋标准的三环路压力容器相似，取消了堆芯区的环焊缝，堆芯测量仪表布置在上封头，可在线测量。
5、数字化控制
AP1000仪控系统采用成熟的数字化技术设计，通过多样化的安全级、非安全级仪控系统和信息提供、操作避免发生共模失效。
主控室采用布置紧凑的计算机工作站控制技术，人机接口设计充分考虑了运行电站的经验反馈。
AP1000测量系统有42个固定测量仪表并可以形成3D图像。
AP1000的数字化仪控系统是核电站控制系统的一大进步。
6、模块化建造
模块化建造（ModulizedConstruction）是AP1000建设的另一特点。
模块是一个名词，在这里用来指一个由材料和部件组装而成的组合件。
车间预制后模块作为一个整体单元，方便和加速了现场的建造。
在模块就位前对其预制和组装，避免了在其最终位置的狭窄空间进行过多的工作，这样就允许安装和土建并行作业。
AP1000机组的模块包括结构模块（structuremodule）、安全壳模块（containmentvesselmodule）和机械模块（mechanicalmodule）。
其中，结构模块一般由钢板和型钢及内部混凝土构成，形成完整厂房结构。
钢板和型钢组成的结构在车间预制，混凝土在结构件现场就位后浇注。
钢制安全壳（CV）是先进电站采用模块化建造的关键设备之一，分为底封头、4个中间环段和顶封头，共5个模块。
采用分段预制，再进行现场组装的方式建造。
机械模块由设备、管道、管道支架、泵等组成。
其作为一个单元在车间预制和装配，最后运输到现场，并被安装进各个区域。
机械模块设计成带有自我支撑钢结构形式。
AP1000机组共包含300余个模块为铁路—海运（rail-shippableequipmentmodules），50余个大型结构模块（largestructuralmodules）为现场建造。
模块化建造的优点在于：
（1）提高了设备的质量和安全性
（2）展开工作面。
提高了整体施工的进度。
（3）钢筋混凝土板的抗震性相对较高
模块化建造的缺点在于：
（1）模块体积大、需要大型施工机械和专用道路，抬高了建造成本。
模块化建造需要重载道路（HeavyHaulRoad），CV装配区（CVassemblyarea），兰普森起重机（LampsonCrane）和施工现场自备码头（SiteWharf）。
这些基础设施的建设都增加了核电站的建造成本。
（2）模块精度要求高、测量难度大，容易变形，施工质量控制难度加大。
（3）模块化建造给产品保护提出了更高的要求。
模块化建造要求很多设备在土建施工阶段就安装就位。
但是AP1000机组采用开顶法施工，土建和安装作业深度交叉，给提前安装的设备模块的成品保护带来很多困难。
尤其是设备模块上安装的一些电机、泵、热交换器等设备。
（4）模块化材料成本较高。
为了确保模块不超重，减少位置冲突，减少变更工作量，目前模块严格限制材料代换，模块大部分材料仍为美标材料，不管是国外采购还是国内定制生产，其采购时间和成本均较高。
而且模块化施工采用的自密实混凝土、水泥用量较多，成本相对普通混凝土非常高。
（5）设备模块布置给今后检修带来困难。
AP1000采用大量设备模块，这些设备模块上的管道、阀门、热交换器等设备布置紧凑，且固定在钢结构框架上，没有太多检修空间，这给今后模块上部件的检修和更换带来了困难。
7、AP1000的燃料国产化问题
AP1000由于是美国纯进口技术，所以其燃料目前需要进口，但AP1000的燃料国产化工作进展缓慢，所以如果其燃料长期依赖进口，必然影响其运行的经济性，降低其运营效益。
8、AP1000的大型设备换装问题
AP1000由于采用开顶施工法，并没有留出大型设备换装的通道。
大型设备，如蒸汽发生器等如果出现问题将无法更换。
AP1000使用的蒸汽发生器为增大型蒸汽发生器（D215），其设计寿命为50年。
而现役蒸汽发生器实际设计寿命为15年左右，所以该新型蒸汽发生器能否正常使用50年仍是一个未知数，如果由于传热管破裂等因素使其使用寿命达不到50年，就必然涉及到大型设备的换装问题。
但AP1000机组由于没有设备换装通道，所以这是挑战AP1000机组的一大问题。
二、ACPR1000+技术特点以及发展过程
1、CPR机型的发展
CPR1000是ChinaPressurizedReactor的简称，它是中国广东核电集团有限公司出的中国改进型百万千瓦级压水堆核电技术方案。
它是在引进、消化、吸收国外先进技术的基础上，结合20多年来的渐进式改进和自主创新形成的“二代加”百万千瓦级压水堆核电技术。
CPR1000由大亚湾核电机组所使用的M310机组发展而来。
岭澳一期核电以大亚湾核电站为基础，保持其功率不变，进行了多项技术改进，进一步提升了其安全水平和经济性，使其达到了“二代加”核电站的先进水平。
CPR1000方案是以大亚湾和岭澳一期核电站为参考基础，为进一步满足新版核安全法规的要求，相应的采纳了一些新技术。
在后续项目中，CPR1000方案仍将结合经验反馈，陆续采用新技术，使其安全性和经济性进一步提高。
CPR1000基于M310的主要技术改进有：
（1）18个月换料方案，减少换料大修次数，降低大修成本、燃料循环成本、放射性废物的产生量、反应堆压力容器的中子流量和工作人员的受辐照剂量，提高电站的可利用率和年发生电量。
（2）设计寿命60年的压力容器改进
（3）可视化进度控制
（4）堆腔注水，有利于防止或延迟压力容器熔穿，防止堆芯熔融物与混凝土反应，防止安全壳底板熔穿，抑制安全壳内氢的产生量，提高安全壳保持完整性的概率。
CPR1000的主要特点是：
（1）技术成熟，有丰富的运行经验，国际上基于M310机组的反应堆有1000堆年的安全运行经验。
（2）技术先进。
作为基于M310机组的二代技术的改进，其运营水平达到了国际同类核电站的先进水平
（3）经济性好。
由于基本实现了自主化和设备的国产化，其工程造价大大降低。
而且基于大亚湾核电站的良好的运行经验，CPR1000的运行成本也大大降低，提高了其经济性。
2、CPR1000在国内的推广应用
CPR1000作为中广核集团的主推堆型，在中广核集团所属的在建的核电站中大量建设应用。
采用CPR1000机组的堆型的核电基地有：
（1）岭澳核电站二期
岭澳核电站二期是中广核集团在广东地区建设的第三座大型商用核电站。
项目建设两台百万千瓦级压水堆核电机组，采用CPR1000建设方案。
2004年7月21日，国家批准建设岭澳核电站二期项目建议书，2005年3月14日国家核准了可行性研究报告，2005年3月16日，岭澳核电站二期工程主要合同在北京人民大会堂签定。
2005年9月5日，国家发改委核准岭澳核电站二期工程。
2005年12月15日，岭澳二期核电站主题工程开工，2010年7月15日，岭澳二期首次开机成功并并网发电。
（2）红沿河核电站
辽宁红沿河核电站位于大连瓦房店市，规划建设六台CPR1000机组，其中一期工程4台机组已经全面开工建设。
红沿河核电是东北地区投资最大的能源项目和东北地区第一座核电站。
辽宁红沿河核电站1号机组将于2012年底正式建成发电，到2014年底，四台机组将全面发电，届时年发电量将达到300亿度，相当于大连地区售电量的1.25倍。
（3）福建宁德核电站
福建宁德核电站规划建设六台百万千瓦级压水堆核电机组，一期工程采用CPR1000技术，建设四台百万千瓦级压水堆核电机组。
2006年9月1日，国家发展改革委同意宁德核电站一期工程开展前期工作。
其主体工程于2008年2月18日正式开工，首台机组计划于2012年投产，2010年12月28日，福建宁德核电站工程技术人员在使用我国首台自主研发的核电站全范围模拟机。
（4）阳江核电站
阳江核电站是中广核集团在广东地区的第二核电基地。
项目采用CPR1000技术，一期工程拟建设四台百万千瓦级压水堆核电机组，由中广核集团阳江核电有限公司负责建设和运营。
国家核电自主化工作领导小组于2004年9月2日同意项目建议书。
项目规划建设6台百万千瓦级或更大容量的核电机组，分两到三期建设，首期建设两台。
其主体工程已于2007年开工，首期两台机组2013年左右建成投入商业运行。
3、ACPR1000+技术特点
ACPR1000+是AdvancedChinaPressurized（water）Reactor的简称，是中广核集团主推的在CPR1000的基础上发展的三代核电的堆型。
ACPR1000是中广核集团设计开发的自主核电品牌。
拥有自主知识产权，主要指标达到三代标准。
ACPR1000+的设计采用了经过验证的成熟技术，充分借鉴了压水堆核电厂建设和运行的经验反馈。
具有良好的安全性，同时也兼顾了经济性，可以满足国内外不同用户的多种要求。
其主要特点有：
（1）ACPR1000+的设计目标：
1、寿命60年，建造周期50个月；
2、机组可利用率≥90%，热效率约37%；
3、机组为三环路压水堆；
4、堆芯事故率≤1X10-7堆·
年；
5、电厂电功率1150MW；
6、换料周期18个月；
7、电场布置单堆。
（2）ACPR1000+的安全性：
1、采用预防、监测、保护、包容、应急五级防御机制。
ACPR1000是我国自主开发的第三代核电品牌，各项技术均达到国际先进水平，按照最先进的标准进行设计，能够应对各类突发性事件，安全性能得到显著改善，2、采用双层安全壳结构，实现非能动停堆。
提高了核电站的抗震能力，在高达7级地震的情况下能够保证正常停堆。
3、ACPR1000+提高了安全壳的抗撞击能力，可以抵抗飞机直接撞击安全壳。
4、吸取了日本福岛311事故的教训，备用柴油机采用远距离布置，保证其在海啸的情况下实现正常停堆。
（3）ACPR1000+的数字化仪控系统：
在CPR1000的DCS-level2系统的基础上，采用核电厂实时信息监控系统KNS，使其达到DCS-level3。
KNS系统是中广核工程有限公司设计院仪控所自主设计开发的针对核电站的厂级实时信息监控系统。
KNS系统主要性能：
1、其可用率＞99%；
2、大量数据库20万点，且可扩充；
3、至少保存五年历史数据；
4、主要设备均为冗余配置热备用，确保可用性；
5、重要设备两路供电，确保数据采集存储可靠性；
6、骨干网光纤连接且冗余结构，确保抗干扰能力以及可用性。
三、AP1000和ACPR1000+的比较
1、在大型事故工况下安全性的比较
在大型事故工况下，AP1000采用了非能动安全设计。
利用钢制双层安全壳来实现自主停堆。
安全系统利用物质的自然特性：
重力、自然循环、压缩气体的能量等简单的物理原理，不需要泵、交流电源、1E级应急柴油机，以及相应的通风、冷却水等支持系统，大大简化了安全系统（它们只在发生事故时才动作），大大降低了人因错误。
“非能动”安全系统的设计理念是压水堆核电技术中的一次重大革新。
AP1000在发生事故后的堆芯损坏频率为5.0894×
10-7/堆·
年，大量放射性释放概率为5.94×
10-8/堆·
年，而且AP1000采用的设备可靠性数据均比较保守可信。
ACPR1000+也采用了双层安全壳结构，但由于其留出了供蒸汽发生器等大型设备换装的换装通道，这对于双层安全壳结构有极其不利的影响，一般认为其设计并不成熟，在实现非能动停堆的能力上不及AP1000。
在应对地震、海啸等方面，ACPR1000+采用了备用柴油机远距离布置的方式，但由此带来的设备管线的保护问题也随之而来。
如果由于柴油机对主控设备的供电管线在极端情况下出现断裂，那么ACPR1000+所采用的柴油机远距离布置的方式将没有任何意义。
2、建造成本的比较
AP1000的建造采用大量的模块化建造，旨在降低降建造成本并缩短建造时间。
但是从我国三门核电站的建造实际来看，由于需要建设自备码头、重载道路、专用路轨、大型施工机械等，实际建造成本并未降低，且比在役核电站和其他在建核电站建造成本高。
由于主要大型设备生产厂家并无建造AP1000所用诸多设备的经验，且由于首次建造细节设计多次更改，AP1000的建造时间也并为缩短，目前，我国三门核电站的实际建造速度已经比原始进度表延后了一年左右。
ACPR1000+由于并未实际建造也没有完成详细设计，所以不可比较具体建造成本。
但由于ACPR1000+借鉴了大量CPR堆型的建造的成熟技术，且并未采用模块化建造，因此CPR的建造对于ACPR1000+具有很好的参照价值。
CPR1000作为中国在建型号最多的核电机组，其建造成本并不高。
以红沿河核电站为例，红沿河核电站计划6台机组，投资约500亿人民币。
而三门核电站一期工程两台机组就计划投资250亿，且在实际建设过程中，其建造成本已经远超250亿。
由此看来，ACPR1000+的建造成本在目前阶段应该低于AP1000
3、运行效益的比较
改善核电站性能意味着少花钱多发电。
AP1000通过以下几项设计改善核电站性能和提高人员安全：
18个月燃料周期提高了燃料利用率同时降低燃料总成本；
显著减少维修、测试和检修要求以及人员量；
减低辐射泄漏和电站废物、93%可利用率以及60年的使用寿命。
同时，因其更小更简单的电站设计，AP1000需要更少的设备及基础设施用于电站的测试及维护。
操作和维护需求的降低同时也因需要较少的维护人员而节省成本。
选择可靠设备保证了高度可靠性，减少了维护。
设备标准化减少了零部件库存、培训需要，从而降低了维护周期。
另外，重要设备配备了内置测试功能。
虽然AP1000的设计理念超前，但是由于其并没有实际运行建造经验，所以其实际运行成本还有待考证。
与AP1000相比，CPR机型在中国有着良好的运营经验。
大亚湾核电站和岭澳核电站作为目前中国盈利最多、收益最好的核电站，无疑证明了CPR机型在中国的成功。
基于CPR技术的ACPR1000+的运营效益也会得到业内的认可。
四、总结
AP1000第三代核电技术运用了以非能动安全、模块化建造为主的超前的设计理念，其设计和建造都实现了划时代的跨越，有着重要的意义。
基于美国核电多年的技术积累，其设计先进且成熟。
但由于AP1000的建造、运营等方面缺乏经验，所以其在初期遇到的问题比较多，建造周期、建造成本等很多方面都没有达到预期的目的。
其日后的改进尚需时日。
ACPR1000+作为中广核集团自主研发的第三代核电技术，其设计目标是要达到第三代核电的要求，其技术基于目前在中国广泛建造的CPR1000机型，ACPR1000+多基于成熟的技术。
但基于广核工程公司设计院的自身的经验积累以及设计水平的限制，ACPR1000+更多的带有“二代加”的色彩，其在非能动安全等方面的设计并不十分成熟。
AP1000和ACPR1000+都是我国三代核电优先发展的堆型。
我们并不能单一地判断孰优孰劣，其优劣将由其日后的实际运营情况决定。
参考文献：
【1】三门核电站讲座以及展板
【2】ACPR1000+宣传视频以及中广核集团讲座
【3】《AP1000技术手册》，西屋公司，2009
【4】《船舶和动力装置》，彭敏俊，哈尔滨工程大学
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