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1、2 0 0 5血 国外核动力 第 4期 A P 1 0 0 0电站描述 Th o ma s Ha y e s J e n e i f e r Ki s a k l n 1 9 9 9年 l 2 月, 美国核管理委员会( U S N R C ) 批准了A P 6 0 0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。A P 1 0 0 0在 2 0 0 4 年9 月获得了最终设计审批,预计在 2 0 0 5 年 1 2 月当收到设计资格证书时将颁发全部许 可证。 A P 6 0 0 满足美国用户要求, 包括电力生产成本 目 标。 西屋公司认识到目前 A P
2、 6 0 0电 站 4 1 4 6美分 k Wh的电力成本估算值在美国电力市场没有竞争性。因此,开始了 A P 1 0 0 0的研制,并利用非能动安全装置的规模经济性使发电成本降低到约 3 0 3 5美 ) k Wh 。预计 A P 1 0 0 0是核能复兴的理想选择。英国电力公司( B E ) 和英国核燃料有限公 司( B N F L ) 最近的一项合作研究已经将 A P 1 0 0 0 反应堆作为建造在英国的新的核建设的一 个可行的方案来进行评价。 在 A P系列之后,关键的技术思想之一是简化, 这使 A P系列的建造、运行和维修 费用更低。一般来讲,由于简化后需要的设备很少,有助于降低投
3、资费用和避免管理 、 运行和维修所需费用的浪费。A P 6 0 0 大量简化设计符合核管会的全部要求和美国电力研 究所( E P R I ) 的先进轻水堆用户要求,经过高级别的评审,表明 A P 1 0 0 0与欧洲用户要求 文件达到广泛的一致。 将已经取得美国核管会设计资格证书的A P 6 0 0 作为起点, 通过进行最少的改进来实 现 A P 1 0 0 0功率的显著增加。A P 1 0 0 0电站的型式和辅助系统保持与 A P 6 0 0的相同。 A P 1 0 0 0 设计继续使用已经验证的设备和部件,保持了A P 6 0 0 的固有安全和简化特点。 1 非能动电站设计描述 非能动系统
4、只使用自然力,如重力、自 然循环和压缩气体等我们每天依赖的简单的 物理原理。安全系统中不使用泵 、 风机、柴油机 、冷却器或者其它的旋转机械,省去了 交流可靠电源。自动状态下,几个简单的阀门就可启动非能动安全系统。如果 自 动开启 失败, 这些阀门也可以由电站操作员手动开启。 在大多数情况下, 这些阀门是 “ 故障安全 的” 。 它们需要动力来保持其正常的、 关闭的位置。 动力的丧失使阀门开启到其安全位置。 采用非能动系统和基于已经验证的设备能够简化整个电站的系统 、 设备、运行和维 修。对于设计基准事故,非能动系统建立并维持堆芯的冷却和安全壳的完整性,在 7 2 小时内不需要操作员介入或者交
5、流电源。非能动安全系统还满足美国核管会的单一故障 准则 ,其高可靠性已经得到概率风险评价( P R A ) 的证实。 非能动安全系统比标准压水堆的安全系统简单得多。它们包括少得多的设备, 从而 减少了所要求的试验、检查和维修。非能动安全系统的遥控阀门只有标准的能动安全系 统的 l 3 ,没有安全泵。同样重要的是非能动安全系统的设计不需要对电站的其它部分: 反应堆堆 芷 : 、反应堆冷却剂系统( R C S ) 或者安全壳作大的改变。因此 ,非能动安全系统 不需要在标准的核电站中所需要的大型能动安全支持系统网络,包括交流电源 、 加热通 风和空调( H V A C ) 以及冷却水 容纳这些装置的
6、抗震厂房也不需要。 2 主要设备描述 A P 6 0 0 和 A P 1 0 0 0 基于试验和验证过的技术。 反应堆冷却剂系统( R c s ) 由2 条传热环 路组成, 每条环路有 1 台蒸汽发生器 、 2台反应堆冷却剂泵 、 1 个单一的热段和 2 个冷段 用于反应堆和蒸汽发生器之间的冷却剂循环。系统还包括 1 台稳压器、内部连接管道、 阀门和用于运行控制和安全保护启动所必需的仪表。图 1 给出了R C S的布置。 核蒸汽供应系统设备位于反应堆安 全壳内,所有的安全设备位于安全壳或 者辅助厂房内 A P 6 0 0和 A P 1 0 0 0的主 要设备都已经在类似流量 、温度和压力 条件
7、的运行反应堆中得到了验证。 2 1 反应堆设计 A P 6 0 0和 A P1 0 0 0的堆芯 、反应堆 容器和堆内构件基本上是传统的西屋压 水堆的没计。这两种反应堆的反应堆容 器与标准的西屋三环路电站相同,管嘴 调整到适应 A P 6 0 0 和 A P 1 0 0 0的两条环 热 端 管 路。堆内部件也是标准的,只有很小的 改进。 A P 6 0 0和 A P 1 0 0 0两种电站都使用 标准的 1 7 1 7燃料组件。A P 6 0 0具有 1 4 5盒组件的低功率密度堆芯。A P 1 0 0 0 的燃料组件为 1 5 7盒,堆芯具有较高的 图 1 反应堆冷却剂系统 蒸汽发生器 高惯
8、性屏蔽 电动泵 功率密度。与 A P 6 0 0的 3 6 6 m ( 1 2 英尺) 长的堆芯相比,A P 1 0 0 0的堆芯长度为 4 2 7 m ( 1 4 英尺) 。A P 6 0 0 和 A P 1 0 0 0 在流量丧失事故时都有高于 1 5 偏离泡核沸腾限值的余量。 电站使用降低价值的控制棒,或者 “ 灰棒” ,在不需要每天改变可溶硼浓度的情况 下实现 日 负荷跟踪。使用 “ 灰棒”后不需要按日常方式处理一次冷却剂,可以大大简化 硼处理系统的设计和运行, 降低排放。除了中子吸收体材料以外 , “ 灰棒”组件材料与标 准的控制棒组件材料是相同的。“ 灰棒”和燃料组件都基于现有的西
9、屋压水堆技术。 2 2 蒸汽发 生器 A P 6 0 0 使用了2台D e l t a 一 7 5型蒸汽发生器。 而 A P 1 0 0 0 使用 2台D e l t a 一 1 2 5 型蒸汽发 生器。这两种型号的蒸汽发生器都基于标准的西屋 F型蒸汽发生器技术。 2 3 反应堆冷却剂泵 A P 1 0 0 0和 A P 6 0 0两种设计均采用屏蔽电动泵,使反应堆冷却剂循环通过反应堆堆 芯、 管道和蒸汽发生器。2台泵都直接安装在每台蒸汽发生器的下封头上。这些泵在作 2 为船用反应堆冷却剂泵的服役中已经非常可靠地使用了 1 0多年。 屏蔽电动泵的使用比常 用的轴密封泵简化很多。支持屏蔽电动泵的
10、辅助的流体系统比轴密封泵的辅助流体系统 要简单得多。 屏蔽电动泵的使用也排除了由于密封冷却丧失造成的密封失水事故( L O C A ) 的可能性。泵组安装在蒸汽发生器下封头的底部,免去了到冷却剂回路管道的转接管; 降低了回路的压降;简化了蒸汽发生器、泵和管道的基座和支承系统;在小失水事故期 间不可能发生堆芯裸露。 2 4 稳压器 A P 6 0 0的稳压器是西屋没计的,在世界上近 7 0座运行着的核电机组中得以使用。 A P 1 0 0 0 稳压器的容积为 5 9 9 m3 ( 2 1 0 0 立方英尺) 。 A P 6 0 0 和 A P 1 0 0 0的稳压加热器是相同的,并类似于运行中的
11、西屋压水堆。稳压加 热器为竖直安装,延伸穿过稳压器壳的下封头。 3 非能动安全系统 3 1 非能动堆芯冷却系统( P X S ) 在反应堆冷却剂系统发生不同尺寸、不同位置的破口泄漏情况下,非能动堆芯冷却 系统( P X S ) 对反应堆的保护示于图2 。 P X S 排出堆芯余热, 实现安全注入和卸压,即使发 生像 2 0 0 m m ( 8 英寸) 容器注入管断裂那么严重的泄漏,A P 6 0 0和 A P 1 0 0 0 反应堆都不会 出现堆芯裸露。在反应堆冷却剂主管道双端断裂之后,非能动堆芯冷却系统有充足的裕 量将反应堆冷却到低于最高包壳温度限值以下。 3 2 非能动余热排出系统 非能动
12、堆芯冷却系统包括 1 台 1 0 0 容量的非能动余热排出热交换器( P R H R H X ) 。 P R H R H X通过人口和出口 管道与反应堆冷却剂系统回路 1 相连。P R H R H X防止电站瞬 态扰乱蒸汽发生器给水和蒸汽系统的正常。它满足给水丧失、给水管道破裂和蒸汽管道 图2 非能动堆芯冷却系统 3 破裂的安全标准。P R H R H X 和非能动安全壳冷却系统提供无限期的衰变热排出能力, 不需要操作员干预。 非能动余热排出系统的启动是通过打开 2 个并联的故障开启 、 空气驱动的阀I1 ( A O V ) 中的 1 个来开启流道来实现 这些阀门中的某一个一旦开启,自 然循环
13、便提供流动的驱 动力,也就是说 ,通过由温差导致的水的密度差来驱动流体。 安全壳内换料水储存罐( W WS T ) 为非能动余热排出热交换器( P R H R H x ) 提供热阱。 I R WS T中的水在水开始沸腾之前 1 个多小时吸收衰变热。 一旦开始沸腾, 蒸汽传递到安 全壳。 蒸汽在钢安全壳容器上冷凝, 在冷凝水被收集之后 , 通过重力排回到 I R WS T 。 P R H R H X和非能动安全壳冷却系统提供无限期的衰变热排出能力,不需要操作员干预。 3 3 安全注入和卸压 P X S 使用 3 个水源为反应堆冷却剂系统补水和加硼( b o r a t io n ) 。 这些注入
14、源是堆芯补 水罐( C MT ) 、蓄压器和安全壳内换料水储存罐。这些含硼水源直接连接到反应堆容器上 的2 个管嘴,以便在火破口的情况下 ,注入的流体不会溢出: 初始水源来自C MT的 C MT注入,通过开启 C MT注入阀来开始 每个 C MT用 2 个并联的故障开启、空气驱动阀来开启流道。一旦这些阀门的某一个开启,来 自 C M T 的流体的动力通过自然循环提供,也就是说 ,由于温差造成水的密度差。 反应堆冷却剂系统压力降低到低于蓄压器中压缩氮气的压力之后 ,由蓄压器提供注 入。来 自蓄压器的流体通过止回阀流动 ,不需要启动。 长期的水注入山 I R WS T靠重力排放来提供,I R WS
15、 T安装在反应堆冷却剂系统回路 正上方的安全壳内。在 I R WS T注入之前,反应堆冷却剂系统必须卸压。卸压通过自动 卸压子系统来进行: 通过开启一系列的电动阀( MO V ) 和爆破阀( 化学推进) 来启动卸压和 长 期注入: 利用概率安全评价( P R A ) 指导设计过程, 选择了MO V和爆破阀的组合以实现 多样性和可靠性。 3 4 非能动安全壳冷却系统 非能动安全壳冷却系统( e c s ) 提供电站 的最终热阱( 见图 3 ) 钢安全壳容器提供从 安全壳内排热的传热表面, 并将热量传向大 气。 热量通过连续的自然循环空气从安全壳 去除。 事故期问,空气冷却 由水的蒸发来补 充。
16、水从位于安全壳屏蔽厂房顶部的一个水 池靠重力流出。 打开 3 个并联阀门中的 1 个来启动非能 动安全壳冷却,打开流道。3个阀门中有 2 个是故障开启的 A O V,而另一个是 MO V。 图3 非能动堆芯冷却系 统 MO V保证多样性。只要这 3 个阀门中的任何一个开启,流体的动力就由重力提供。 3 5 长期的事故减缓 与传统的压水堆相比较,对于设计基准事故,非能动电站的一个主要的安全优点是 4 在没有操作员干预或者无交流电源的情况下要求实现 7 2 小时内的事故减缓。 对于限制的设训 基 准事故, 即使冷却剂以设计基准安全壳泄漏率丧失,在安全壳内的循环 冷却水和硼化的堆芯冷却剂足以持续至少
17、 3 0 天。 4 安全措施和结果 A P 1 0 0 0 提供多层次的系统纵深防御。 A P 1 0 0 0的非能动安全系统是在正常运行期间不使用的专设安全系统,对操作员任 何干预的依赖性大大降低。非能动安全系统不仅减缓设计基准事故,而且满足 U S N R C 的安全管理目标。相比较而言,能动的、 非安全系统可靠地支持正常的运行,对于非能 动安全系统的挑战最小。能动系统的例子包括给水的启动,正常的余热排出和乏燃料冷 却。 在事故之后,首 先是使用高质量的工业级设备的能动设备动作。如果必要的话 ,接 着由安全级非能动系统再次启动。然后,其它的非能动系统提供附加的纵深防御( 例如, 非能动给水
18、 排放补充 P R H R H X ) 。 正如在前面章节所说明的,能动系统为大多数事故提供初始响应。非能动系统只在 某些不常发生的事故和能动系统故障时才需要。然而,重要的是要注意,只有非能动系 统在设计基准分析中是可信的,满足美国核管会( U S N R C ) 的安全 目标。 这种措施适用于所有的停堆条件以及功率水平运行。一般而言,越频繁的故障事件 其防御级别越多。为此,A P 1 0 0 0不依赖于单个系统达到非常高的可信度,也就是说, A P 1 0 0 0的设计中有多重( 防护) 。 除了设计基准事故以外, 还分析了严重的事故现象 这些现象包括: 堆芯 混凝土相 互作用通过将堆芯碎片
19、滞留在容器内来防止;高压堆芯熔化通过冗余的、多种自动卸压 系统( A D S ) 来防止;氢的燃烧、爆炸通过使来 自反应堆冷却剂系统的氢通风管路远离安 全壳,由冗余的、 不同的点火器和非能动自动复合器来防止; 高压的蒸汽爆炸由冗余的、 不同的A D S 来防止;而低压的蒸汽爆炸则由容器内滞留( r V R ) 设计来防止。 容器内滞留( R ) 提供冷却受损堆芯的可靠方式。在堆芯损坏后果的概率风险评价 ( P R A ) 中,堆芯碎片保持在反应堆容器内,堆芯的热量通过反应堆容器壁来传递。安全 壳内的水从反应堆容器排出热量。可以从 I R WS T把水排人安全壳以冷却反应堆容器的 表面。 反应堆
20、容器的隔热没计为便于传热和便于非能动安全壳冷却, 将热量传递给大气。 5 概率风险评价( P R A ) A P 1 0 0 0 利用 P R A有以下目的: ( 1 ) 指导非能动安全陛质的设计; ( 2 ) 指导能动的非安全性质的设计; ( 3 ) 确保电站的安全目标令人满意; ( 4 ) 通过量化概率风险评价的重要性,指导适用于非安全l生 质的管理监督; ( 5 ) 优化安全和非安全设备的维修; ( 6 ) 作为鉴定技术规范的输入之一。 A P 1 0 0 0安全情况考虑了英国的取证要求,找出电站弱点的概率评价,可能进行的 5 电站改进, 提供电站总风险的估 价,检查纵深防御措施。 P
21、R A结果( 见图4 概述 , 略) 确信A P I O 0 0 可以满足英国的概 率余量目 标。 A P 6 0 0设计和 P R A分三个 阶段发展:阶段 1 ( 1 9 8 5 1 9 9 0 年 ) 包 括 初 步 设 计 ; 阶 段 2 ( 1 9 9 0 1 9 9 2 年) 包括向N RC申 请取证的详细设计和准备; 阶段 3 ( 1 9 9 2 1 9 9 8年) 包括最终设计 每年堆芯损坏频率 : 、 不 可 接 受 区 : 。 雾 可 接 受 区 可 允 许 区 糍 一 势矿 一 每年大释放频率 : l 1 0 。 1 0 1 0 - 图4 非能动安全满足英国目 标 4 0
22、1 0 0 和与N R C的相互配合。 在阶段 1 中, 进行 r 大量的设计改变来优化 P R A结果 阶段 2 、 特别是阶段 3只有很少的设计改变。 对于由功率运行和停堆条件开始的事件,最终的 A P 6 0 0 P R A 是一项详细的 3级 P R A, 包括堆芯损坏频率和大排放频率的量化, P R A考虑内部事件以及火灾和洪水。地 震事件通过运用地震余量方法来考虑。 P R A中使用的成功准则通过了电站的热工水力分析评定。 为达到安全壳在事件期间 将完整无损的高置信度,根据设计特点 、试验及分析 、 测试和分析对严重事故的现象进 行 了阐述 6 结论 总结 : ( 1 ) A P
23、1 0 0 0 是在 A P 6 0 0 设计基础上进行了很小的改变而获得的功率的提高,目的是 提供在发电成本上具有竞争性的核电站; ( 2 ) A P 1 0 0 0 使用已经验证的设备和技术; ( 3 ) A P 6 0 0已经获取了美国的许町证 ;目 前美国核管会已经批准了A P 1 0 0 0的最终设 计,计划于 2 0 0 5 年 l 2 月在收到设计资格书时颁发全部许 可证; ( 4 ) A P 1 0 0 0的主要改进是使用非能动安全系统。这些改进提高了安全性并且还使电 站设计得到重大的简化,包括控制与仪表系统的简化; ( 5 ) A P 1 0 0 0的成本较低,将比美国和其他国家的燃气电站更具成本竞争性; ( 6 ) A P 1 0 0 0利用现代化的数字保护和控制系统以及现代化的图象显示技术,操作员 通过这些系统进行有效的介入( 如第 2 章节所述) ; ( 7 ) 概率风险评价技术已经用于改善电站的没计和运行。 评价结果表明电站的风险非 常低,为此可以归结于 A P 1 0 0 0中简单的非能动安全系统和由这些系统提供的纵深防御 以及能动非安全系统; ( 8 ) A P l 0 0 0 适应于在全世界发展。 6 陈世君译 自 ( N u c le a r F u t u r eV o 1 0 1 ,N o 0 3 ( 2 0 0 5 ) 张延祥校 一
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