AP1000电站描述

1999年12月，美国核管理委员会（USNRC）批准了AP600的设计资格证书。这是西方或者是亚洲已经取证的采用非能动安全技术的唯一的核反应堆设计。APl000在2004年9月获得了最终设计审批，预计在2005年12月当收到设计资格证书时将颁发全部许可证。     

AP1000的非能动安全系统

【英国《核未来》2005年第5/6期报道】1999年12月美国核管会(NRC)向AP600颁发了设计证书,它是惟一获得西方和亚洲国家许可的采用非能动安全技术的核反应堆设计。2004年9月AP1000获得最终设计批准书,预期将在2005年12月拿到设计证书时完全获得许可。AP600能够满足美国电力部门的要求,包括成本目标,但是西屋公司(Westinghouse)承认AP600的估计成本为4.1～4.6美分/kWh,无法在美国市场上竞争,因此公司开始研发AP1000。该设计将规模经济应用于非能动安全机组上,将成本降至大约3.0～3.5美分/kWh,从而使AP1000成为未来核复兴的一种理想选择…     

AP1000非能动安全系统初步应用研究

对于堆芯失去冷却能力和安全壳升温升压事故，AP1000非能动安全系统在设计上仅凭重力和气体压力等非能动源来实现缓解各种事故功能。本报告介绍了AP1000非能动安全系统各分系统和子系统的设计以及相关特点。在此基础上，对将AP1000非能动安全系统应用于环路式先进堆进行了初步探讨和研究。     

AP1000核电站技术性能浅析

由美国西屋公司研发的AP1000是一个两回路百万千瓦级的压水堆核电站,具有非能动安全特性,大大简化了电厂设计,使电厂造价和电价更具有竞争性,它是第一个获得美国核管会最终设计批准的第三代 核电设计。本文通过将AP1000核电站同第二代PWR核电站进行对比,简要介绍了AP1000核电站的设计特性和主要技术性能。     

AP1000非能动堆芯冷却系统及系统设计瞬态研究

AP1000在标准设计中革新性重大改进之一就是采用了独特的非能动堆芯冷却系统(PXS)。目前世界上在役核电厂和在建核电工程中,AP1000非能动堆芯冷却系统是第一个完全采用非能动手段来达到堆芯冷却、冷却剂补充以及限制放射性释放等安全功能的安全相关系统。文章结合AP1000非能动堆芯冷却系统设计与运行,应用包络方法对一些重要的设计瞬态进行研究分析,从而得出系统设计的合理性和系统功能实现的可行性,为自主研发ACP100、ACP600、ACP1000等第三代核电技术提供借鉴和参考。     

AP1000核电站非能动安全系统的比较优势

面对日益增长的核电发展需求,几乎所有的国家都把新的核电项目定位于第Ⅲ代核电技术,其中一个重要原因就是因为第Ⅲ代核电技术的安全性相对于第Ⅱ代和Ⅱ+核电技术的安全性有了很大提高。第Ⅲ代核电技术中的AP1000采用非能动安全技术,极大提高了安全性能指标。对AP1000与第Ⅱ代核电技术中具有代表性的安全系统,即AP1000中的非能动安全壳冷却系统(PCS)和第Ⅱ代核电中的喷淋系统(SCS),进行了比较,从概率安全评价(PSA)的角度对它们进行分析,通过具体计算得出了非能动安全系统具有比较优势的原因。     

AP1000燃料组件设计特性

AP1000型燃料组件是西屋公司在40多年的燃料组件没小重行经验的基础上,改进开发的用于AP1000反应堆的高性能燃料组件。本文介绍了西屋压水堆燃料组件的设计发展,重点描述了AP1000型燃料组件的设计特点。     

福岛条件下AP1000核电厂事故前期研究

假设AP1000核电厂发生类似福岛核事故的初因事件,利用RELAP5/MOD3.3程序对事故早期的一、二回路系统和非能动安全系统进行模拟计算,得到了反应堆冷却剂系统压力、堆芯冷却剂温度、非能动安全系统流量等重要参数的瞬态变化。分析表明：在非能动余热排出系统完好的情况下,反应堆系统能顺利进入热停堆状态;如果非能动余热排出系统1根换热管发生双端断裂,则反应堆系统将会在5 h内发生严重事故。     

AP1000先进压水反应堆设备制造特点分析

与标准的第二代反应堆相比,AP1000先进压水反应堆的一些核岛关键设备具有明显的变化。正是由于AP1000的这些特点,为其设备的制造带来了挑战。尤其是,一些关键技术还处于试验阶段。并且,国内制造厂家缺乏这些关键设备的制造技术和经验,这都给设备的国产化带来了巨大困难。 通过对AP1000先进压水堆设备的制造特点进行分析,可以加深对第三代先进压水堆技术的了解;帮助我们理清思路,明确设备制造的难点以及设备制造国产化面临的一些问题,便于设备制造过程中对一些关键环节的把握,促进设备制造工作的顺利开展。     

AP1000核电厂反应堆冷却剂系统布置设计

AP1000核电厂反应堆冷却剂系统布置设计,在满足系统功能的前提下,充分考虑了屏蔽防护、核级部件在役检查、模块化设计、内部灾害防护等方面的要求。反应堆冷却剂系统主设备及主回路采用了紧凑型的布置方式,改善了环路配置的经济性,波动管布置在考虑足够柔性的基础上采用了大倾斜角连续上坡的方式,降低了波动管在运行过程中出现热分层的可能性,稳压器安全阀及ADS第1、2、3级集中布置在稳压器顶部,组合成一体化的模块Q601,改善了反应堆冷却剂系统布置结构。     

AP1000反应堆冷却剂泵

1反应堆冷却剂泵 AP1000反应堆的冷却剂泵（以下简称主泵）是单级、全密封、高惯量离心式屏蔽泵，用来输送高压、高温、大流量的反应堆冷却剂。图1为主泵结构图。表1给出了主泵的设计参数。     

DNMC对AP1000运营管理的适应性分析研究

简要介绍了大亚湾核电运营管理有限责任公司(DNMC)运营美国先进非能动压水堆(AP1000)的优势和国外多种技术、多种堆型的运营管理模式.分析了核电厂安全运营水平的影响因素、AP1000与中国改进型三环路压水堆(CPR1000)技术不同点对运营的影响、核电运营管理体系的特点.给出了DNMC在AP1000技术上可能采用的运营管理模式,认为AP1000应该纳入专业化运营的范围.     

AP1000核岛厂房防火分区设计

本文主要对AP1000标准化设计的核岛厂房防火分区的划分情况进行说明,列举边界设置情况,如防火屏障、隔离部件(防火门、防火阀和防火封堵等)的耐火极限设计,通过对比规范条款的方法说明AP1000核岛厂房防火分区设计与相关法规标准要求的差异性,并给出改进的建议。     

AP1000非能动余热排出热交换器制造工艺分析

介绍了美国先进非能动压水堆(AP1000)非能动余热排出热交换器的设计参数,并从材料、锻造、焊接、热处理等方面对热交换器的封头、管板、换热管、波形板和支撑框架组合体的制造工艺进行了详细描述,对热交换器组装过程中的支撑组合体组装、管板的焊接、C型管束的穿管焊接、封头焊接、热处理和水压试验等关键步骤进行了分析.     

AP1000乏燃料池非能动冷却系统事故后冷却能力分析

AP1000乏燃料池冷却系统采用了先进的非能动设计理念,事故后以池水升温-沸腾的方式带走衰变热,并通过持续的非能动安全补水保证乏燃料安全。对AP1000乏燃料池冷却系统的事故后冷却能力进行分析发现,在核电厂正常换料工况和应急整堆芯卸载工况下,安全水源重力注水能保证事故后72 h内乏燃料安全;在核电厂正常整堆芯换料过程中应等待约56 h,以保证非能动安全壳冷却水箱可为乏燃料池补水,确保堆芯和乏燃料池安全。长期补水可以通过预留的安全接口持续进行。补水手段事故后有效,仅需操纵员有限干预。相对传统乏燃料池冷却系统设计,AP1000能更好地应对冷却丧失的事件。     

AP1000小破口叠加重力注射失效严重事故分析

应用新版MELCOR程序,建立了AP1000一二回路、非能动安全系统及安全壳隔室的热工水力模型,并以热段小破口叠加重力注射系统失效事故为例,对该严重事故进程在压力容器内阶段进行模拟计算,对缓解措施的功能进行了分析和评价。结果表明：自动卸压系统（ADS1～4）的成功实施,可使来自堆芯补水箱和安注箱的冷却水快速有效地注入堆芯,在冷却水完全耗尽前,堆芯始终处于淹没的状态。ADS4爆破阀开启后,使回路压力快速与安全壳压力平衡;非能动安全壳冷却系统对抵御严重事故下由于衰变热和非冷凝气体带来的缓慢升温升压是行之有效的措施;点火器在氢气浓度较低时点火,缓解了安全壳大空间发生全局燃爆而引发安全壳超压失效的风险,但连续点火燃烧会引起局部隔室温升远超出设计温度而危及后备缓解设施的存活。     

AP1000核电厂安全壳内气溶胶自然去除分析

AP1000等非能动压水堆核电厂依靠自然的原理清除事故后安全壳气空间内的放射性气溶胶,可靠性较高,但对其进行分析较为复杂。事故后安全壳内气溶胶的主要运动形式有凝聚、重力沉降、扩散泳及热泳等,本文研究确定了合适的机理模型、假设条件和主要参数等,完成了AP1000核电厂的分析。分析结果表明,AP1000核电厂LOCA后,主要气溶胶去除机制中扩散泳贡献最大,其次是热泳和重力沉降;安全壳内气溶胶自然去除系数约为0.4~0.9h~(-1),堆芯裸露5h后变化较小;基于RG1.183源项、包络大气弥散因子及本文给出的安全壳气溶胶自然去除系数,计算得到的LOCA后厂外及主控室人员所受剂量可满足10CFR50中规定的限值要求。     

AP1000质量保证原则要求分析

通过对中美核质保法规的比较分析,参考AP1000依托化项目质量保证要求,结合AP1000非能动技术特点和西屋公司质量管理要求,提出了后续AP1000国产化项目质量保证的基本原则要求。     

评AP1000堆芯设计

根据美国用户要求文件(URD)对3代压水堆核电厂的某些要求,比较AP600和AP1000核电厂的某些设计参数。建议三门核电厂和海阳核电厂取消机械补偿(MSHIM)基荷运行模式及复杂的堆芯设计。