AP1000与M310堆型的主要区别.pdf

AP1000与M310堆型的主要区别 2011-9-15 内容 1. 非能动概念的影响 2. 系统差异分析 反应堆系统 主冷却剂系统 专设安全设施 仪控系统 电气系统 辅助系统 汽轮发电机 2 非能动概念的影响 1 非能动概念的影响 • 与同样容量的传统核电站相比，AP1000的设计概念简单，厂房规模 缩小，系统设置简化，工艺布置简化，管道交叉减少。相应使设计 工作量减少，设计接口更易于控制和管理。 • 很多动力设备被取消；取消了应急动力电源。 • 设计和设备分级要求有相应变动，很多设备无需作抗震分析或鉴定， 由此相应降低了工程造价。同时，非安全相关的部分可以采用与常 规火力发电厂相应的设计标准。 • AP1000的阀门、管道、电缆、泵、抗震厂房容积分别减少了50 % 、 80 % 、85 % 、35%和45 % 。直接降低了投资成本，也使初因事件 发生的频率大为减少，降低了堆芯熔化频率和大剂量释放频率。 • 发生设计基准事故后72小时内，操纵员无需采取动作；72小时以外， 3 仅需操纵员简单的动作和少量的厂外援助。 反应堆系统 2.1 反应堆系统 • AP1000 的堆芯设计基本上保持了传统PWR堆芯设计的思想。在堆 芯构造、设计准则、分析方法以及运行保护限值的确定等方面，完 全遵循传统PWR 的设计理念。 • 燃料组件由西屋公司在有实际运行经验的17×17 XL Robust燃料组 件的基础上结合一些经过验证的成熟技术设计形成。 • 堆芯核设计依据与M310基本相同。具备不调硼负荷跟随能力；从 初始堆芯开始就实现18个月燃料循环；设计方法和设计内容与 M310相比有一定改进；达到第三代压水堆的要求。 • 堆芯热工水力设计采用成熟可靠的传统设计思路和技术；留有足够 的堆芯DNBR裕量（19%），满足URD关于15%热工裕量的要求； 降低一次侧温度为保证堆芯热工裕量带来了较大贡献，但导致二次 4 侧主蒸汽参数降低。 反应堆系统 2.1 反应堆系统 （1）燃料系统设计 AP1000推荐的燃料组件17×17 XL Robust是在17×17 XL Robust （No IFM）的基础上在上部增加4个中间搅混格架形成。 5 图2.1-1 AP1000推荐燃料组件17×17 XL Robust 反应堆系统 2.1 反应堆系统 （2）堆芯核设计 • AP1000 的设计依据没有什么特别，与M310基本相同。 • 不调硼负荷跟踪能力：第二代压水堆具有负荷跟随能力，但需要调 整可溶硼的浓度来补偿负荷跟随时瞬态氙引起的反应性变化。URD 和EUR都要求第三代压水堆具有不调硼负荷跟随能力，使核电站的 负荷跟随能力达到循环寿期的95% 以上，AP1000 满足该要求。 • AP1000 核设计所采用的计算机程序是必威体育精装版版本的二代核