三代核电技术AP1000与EPR简介

AP1000与 EPR简介1.AP1000与 EPR简介1.1AP1000西屋公司在已开发的非能动先进压水堆 AP600的基础上开发了 AP1000。2002年 3月，核管会已经完成 AP1000设计的预认证审查（Pre-certificationReview），AP600有关的试验和分析程序可以用于 AP1000设计。2004年 12月获得了美国核管会授予的最终设计批准。AP1000为单堆布置两环路机组，电功率 1250MWe，设计寿命 60年，主要安全系统采用非能动设计，布置在安全壳内，安全壳为双层结构，外层为预应力混凝土，内层为钢板结构。AP1000主要的设计特点包括：（1）主回路系统和设备设计采用成熟电站设计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。（2）简化的非能动设计提高安全性和经济性AP1000主要安全系统，如余热排出系统、安注系统、安全壳冷却系统等，均采用非能动设计，系统简单，不依赖交流电源，无需能动设备即可长期保持核电站安全，非能动式冷却显著提高安全壳的可靠性。安全裕度大。针对严重事故的设计可将损坏的堆芯保持在压力容器内，避免放射性释放。在AP1000设计中，运用PRA分析找出设计中的薄弱环节并加以改进，提高安全水平。AP1000考虑内部事件的堆芯熔化概率和放射性释放概率分别为 5.1×10-7/堆年和 5.9×10-8/堆年，远小于第二代的 1×10-5/堆年和 1×10-6/堆年的水平。简化非能动设计大幅度减少了安全系统的设备和部件，与正在运行的电站设备相比，阀门、泵、安全级管道、电缆、抗震厂房容积分别减少了约 50%，35%，80%，70%和 45%。同时采用标准化设计，便于采购、运行、维护，提高经济性。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，具备和天然气发电竞争的能力。AP1000隔夜价低于 1200美元/千瓦（包括业主费用和厂址费用）。（3）严重事故预防与缓解措施AP1000设计中考虑了以下几类严重事故：堆芯和混凝土相互反应；高压熔堆；氢气燃烧和爆炸；蒸汽爆炸；安全壳超压；安全壳旁路。为防止堆芯熔融物熔穿压力容器和混凝土底板发生反应...