第三代核电和西屋公司AP1000评述

世界需要建设新的核电,以满足电力需求增长,取代将退役的运行机组,同时继续推进核电对环境的重要贡献。为此,研发了一系列新机型,即第三代和第三代+,以保证近期部署计划之选用,在美国至2010年,在欧洲至2015年。由美国西屋公司研发的AP1000是一个二回路百万千瓦级的压水堆核电厂,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。简单描述了AP1000的设计特性和主要技术性能,参考有关文献给出了较详细的评估。分析了中国核电在21世纪初十几年间从第二代向第三代过渡的历史性转变中面临的机遇和挑战。如果在中国建造第一座AP1000,关键因素是平衡它所带来的风险和利益。     

压水堆核电厂消防设计比较分析

分析美国三代非能动压水堆核电站(AP1000)、法国改进型三代压水堆核电站(EPR)以及中国"二代加"压水堆核电站(CPR1000)这3种堆型消防设计的特点。结果表明,3种堆型消防设计的目的和原则、火灾预防、火灾探测和报警以及防排烟措施基本一致。借助于非能动设计,AP1000的消防供水系统按"区别对待、重点防御"的理念进行了设计,相较其他2种堆型,其消防系统分级较为复杂,系统功能和多样化程度增加,火灾荷载降低。     

基于AP600的AP1000设计

【美国《核新闻》2004年11月刊报道】 美国西屋公司(Westinghouse)的AP1000于2004年9月13日获得美国核管会(NRC)的最终设计批准书(FDA)。虽然AP1000是第4个获得NRC FDA的反应堆设计,但它是第一个可与低价燃天然气和燃煤电厂竞争的FDA设计,也是第一个以此为目的开发的三代半反应堆设计。 本文将介绍AP1000获得FDA的重要性,并对AP1000的设计特点进行简要介绍。 设计批准书的重要性 FDA的发放表明AP1000的技术审查已取得圆满成功,并意味着在世界上任何承认NRC审批规程的地区,AP1000设计现在可以作为建造和运行许可证申请的参考…     

AP1000正常运行工况气液态放射性流出物释放量研究

压水堆核电站正常运行工况气液态放射性流出物作为环境影响评价的重要内容,在核电站设计中具有非常重要的意义。通过对AP1000核电站正常运行工况气液态流出物的计算方法和释放途径的研究,并结合AP1000三废系统设计特点,建立了基于PWR-GALE程序的AP1000核电站正常运行工况气液态流出物释放量的计算模型。根据建立的模型,采用AP1000核电机组的设计参数,计算了AP1000核电站正常运行工况气液态流出物放射性年释放量预期值,并将计算结果与GB 6249—2011中的控制值进行了对比,同时对AP1000考虑预期运行事件调整因子的使用做了说明,为AP1000核电站环境影响评价提供了参考。     

AP1000与EPR专设安全系统的差异性比较和分析

以美国西屋公司开发的先进压水堆（AP1000）和法德两国联合开发的欧洲压水堆（EPR）为典型代表的第三代核电技术都在专设安全系统的设计上进行了革新或改进，旨在提高核电站的总体安全水平和可利用率。本文简要介绍了AP1000和EPR专设安全系统的组成和特点，比较了两者之间的差异，并分析了这些差异对于核电站安全、设备可靠性及成本控制的影响。     

AP1000与VVER1000堆外核测系统设计理念分析

介绍了AP1000核电站堆外核测系统的设计理念和特性。针对AP1000与VVER1000两种堆型的堆外核测系统,在系统结构、仪表类型和量程范围等方面进行的差异进行了分析。     

AP1000核电站~(106)Ru正常运行源项研究

AP1000核电站一回路中~(106)Ru的现实源项远远高于其设计源项,其一回路活度浓度与131I相当,既从理论计算分析不可信,又与电厂实际测量数据不符。一回路~(106)Ru活度浓度过高,使得电厂液态流出物中106Ru及其子体~(106)Rh占到除氚和碳-14外放射性年排放量预期值的一半以上,严重背离电厂运行经验,而且对AP1000电厂流出物监测、环境监测和环境影响评价造成了误导。本文分析了ANSI/ANS-18.1中现实源项计算方法存在的问题,研究提出了从一回路主要核素活度浓度出发计算~(106)Ru现实源项的方法,其计算结果与M310/CPR1000、VVER-1000等国内压水堆电厂的现实源项基本一致,能客观反映压水堆电厂~(106)Ru源项,可供国内AP1000核电厂源项计算时参考。     

AP1000核电厂OLP型预埋件有限元分析方法研究

作为世界上最先进的第三代核电技术,AP1000首堆正在中国建造。AP1000核电站厂房的一大特点是模块化程度高,以钢板混凝土模块墙结构取代传统的钢筋混凝土结构,模块墙上需要布置大量的OLP(Overlay Plate)型预埋件以连接其它结构构件,比如支撑工艺管道、设备支架、操作平台、预制构件等,因此预埋件的设计是AP1000结构设计中十分重要的环节。本文介绍了预埋件的有限元分析方法,将开发的GTStrudl命令流模板和基于Microsoft Excel环境下的VBA宏处理程序应用于预埋件的设计,显著提高了工作效率,对工程设计具有一定的帮助和借鉴意义。     

AP1000反应堆——核能复兴方案

AP1000是一种二环路、1150MWe的压水堆；它具有提高电站建造、运行和维修性能的非能动安全阳广泛的电站简化特点：APl000设计直接源自于AP600——一种二环路、600MWe的压水堆．AP600采用已验证的技术，在30多年压水堆运行经验的基础上建造。1998年9月，美国核管会批准了AP600的最终没计；1999年12月颁发了设计资格证书．AP600满足电力研究所(EPRI)的先进轻水堆用户要求，包括成本目标，随后的高水平评审也表明与欧洲用白要求文件达到广泛的一致。尽管AP600是准备应用的成本．效益最好的电站，但是它仍然比需要在目前美国和欧洲竞争的1000美元/kWe的基础价更昂贵。为了提供成本一竞争的核电站，西屋公司研究了将AP600的功率提高到至少1150MWe．而保持其原有的设计布局，使用已经验证的设备和取证基础。最近．西屋公司与英国能源公司已经合作完成了一项研究，评定将AP1000反直堆作为建造在英国的新核电站的一个方案。     

国内特别报道

<正>AP1000核岛蒸汽发生器管板锻件研制成功2009年12月22日,第三代核电AP1000自主化依托项目三门核电站2号机组蒸汽发生器管板锻     

AP1000的发电成本较低

【美国《核新闻》2000年9月刊报道】 美国西屋公司认为,根据目前的估算,AP600 4.1美分/kWh的发电成本在美国市场是没有竞争力的。因此,它开始着手开发新一代的AP1000。AP1000把规模经济应用于非能动安全核电厂,以将成本降低至3美分/kWh。 以美国核管会(NRC)批准的AP600设计为起点,进行了少量修改,实现了显著提高功率的目的。电厂的主、辅系统未做任何改动。新的设计仍然延用成熟的部件,保持了AP600的固有安全性和简洁性。 AP1000反应堆压力容器的直径与AP600的一样。燃料组件的数目由145个增加到157个。堆芯功率密度由AP600的极低…     

AP1000核电后续项目CR10整体吊装技术研究

三门核电站和海阳核电站的AP1000依托项目建设中,CR10模块施工采取分片组装、分片吊装、整体焊接成形方式建造,结合CR10模块设计文件,并参考美国AP1000施工经验,从整体吊装角度出发,利用STAAD软件研究在后续核电项目中整体吊装CR10的受力状况,通过杆件和节点加强,完成整体吊装可行性论证,并就吊装方案做出一定程度的研究。     

AP1000钢制安全壳厚度对传热性能的影响

AP1000是目前世界上安全性最高的第三代大型压水堆之一,相比于二代压水堆,其重要特征是将预应力混凝土的安全壳改为钢制安全壳,在整个冷却过程中钢制安全壳起着重要的作用。本文利用WGOTHIC程序建立AP1000整体长期空气冷却模型,对安全壳厚度进行研究,得到了传热性能与安全壳厚度的关系。结果表明,在一定范围内随安全壳厚度的增加,总体安全性得到较大提升,这为采用钢制安全壳的核电站设计提供了理论参考。     

AP1000常规岛热力系统管道国产化替代研究

分析了AP1000核电站常规岛热力系统管道工作环境主要特点,梳理了AP1000核电站标准设计常规岛热力系统管道选材,对国内管道供货商进行了调研,对国内暂不能生产的管道进行替代研究,提出了AP1000核电站常规岛热力系统可供选择的国产管道。     

AP1000核电厂主给水管道断裂事故瞬态特性分析

AP1000是目前国际上典型的“三代”非能动核电厂,基于最佳估算程序RELAP5/MOD3.3,对AP1000核电厂系统进行了详细的建模分析,获得了主给水管道断裂事故下AP1000核电厂关键参数的瞬态特性和非能动系统响应特性。结果表明,事故过程中一、二回路的压力和温度呈现波动变化,一回路压力最大值为17.13 MPa,低于设计压力的91%,主蒸汽系统的压力也低于设计值的91%,满足验收准则的要求。     

非能动核电站主给水丧失事故仿真研究

AP1000非能动安全系统是一种新型的安全系统,无论从原理上还是系统布置上均与第2代核电站有区别,AP1000目前尚未实际运行,所以,其设计原理还需进一步深入地论证和分析。本文应用JTopmeret、THEATRe建模软件对AP1000非能动余热排出系统(PRHRS)、堆芯补水箱(CMT)系统进行仿真,验证在主给水丧失事故条件下PRHRS、CMT系统运行的可行性和应急堆芯冷却的有效性。结果表明:在事故条件下,PRHRS、CMT系统能够及时、有效地排出堆芯衰变热,保证堆芯的安全。此结论对AP1000电站的实际运行有一定的参考作用。     

AP1000冷却剂强迫流动全部丧失事故瞬态特性分析

AP1000反应堆是目前国际上典型的"三代"核电厂,利用RELAP5/MOD 3.3程序对AP1000核电厂一回路系统进行整体建模,分析冷却剂强迫流动全部丧失事故下一回路主要热工水力参数的瞬态特性,并与COAST和LOFTRAN程序的计算结果进行了对比,发现两者具有相同的分布规律,表明利用RELAP5程序建立的计算模型可以准确模拟AP1000冷却剂强迫流动全部丧失事故下的热工水力特性。     

美国核管会发布西屋AP1000设计的初步安全评估报告

【美国《核新闻》2003年7月刊报道】 美国核管会(NRC)2003年6月17日宣布,它已发布关于西屋电力公司AP1000先进反应堆设计的初步安全评估报告(SER)。西屋公司此前于2002年3月提交了AP1000设计验证的申请。NRC称,最终SER预计将在2004年9月产生,并在2004年10月做出是否采用该设计的决定。如果AP1000设计最终获得批准,NRC希望有关条例的制订将于2005年12月前完成。获得最终设计批准后,该反应堆就可以申请电厂建造许可证。西屋总裁兼首席执行官Steve Tritch说:“适时发布AP1000设计的SER意味着该先进技术将在美国电力公司决定建设新…     

三代压水堆核电站核岛主设备安全特征分析

为了满足"三代"核电技术要求,三代压水堆核电站核岛主设备在容量、设计寿命和安全裕量等方面均进行了优化设计。本文对AP1000和EPR等机型核岛主设备的技术特征、改进目标和改进方法等进行了分析,为核电厂的设备运行和改造、新电厂的设计提供参考。     

AP1000核电厂反应堆冷却剂泵的供电与控制设计

AP1000核电厂反应堆冷却剂泵采用屏蔽泵,其电机受自身设计参数以及运行工况的限制,需要采用变频调速来满足其运行和技术要求。针对这一特点,对冷却剂泵的供电方式、中压变频技术以及控制逻辑进行研究,以期能全面掌握AP1000核电技术,并将这些技术应用到三代电厂的自主设计中。