AP1000主要参数
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AP1000主要参数
不需要
2台
换料水储存箱
12230m3（IR）
11600 m3
硼注入箱
不需要
13.4m3
9.安全喷淋系统
无
有
安全喷淋泵
不需要
2台（安全级）
热交换器
不需要
2台（安全级）
10.正常余热导出
非安全相关
安全相关
设计压力
6.2 MPa.g
4.65 MPa.g
设计流量
2340 m3/h
2911 m3/h
11.乏燃料水池冷却系统
11500m2
5430m2
传热管数量
10025
4474
独立的启动给水接管
有
无
5.主泵
类型
屏蔽泵
轴封泵
数量
4
3
额定功率
5.15MW
6.5MW
最佳设计流量
17000 m3/h
23790 m3/h
扬程
110m
97.2 m
6.稳压器
总容积
59.5m3
39 m3
稳压器卸压箱
无
有
自动卸压装置
有
安全阀卸压
7.安全壳
建造周期（批量后）
<42
58
堆芯损坏频率
<4×10-7/堆年
<1×10- 5/堆年
(未计入所有外部事件)
事故早期大量放射性物质释放至环境的频率
<4×10-8/堆年
<1×10-6/堆年
(未计入所有外部事件)
反应堆运行压力
15.5MPa
15.5MPa
热段温度
321.1℃
327.6℃
SG出口压力
2台
换料水储存箱
12230m3（IR）
11600 m3
硼注入箱
不需要
13.4m3
9.安全喷淋系统
无
有
安全喷淋泵
不需要
2台（安全级）
热交换器
不需要
2台（安全级）
10.正常余热导出
非安全相关
安全相关
设计压力
6.2 MPa.g
4.65 MPa.g
设计流量
2340 m3/h
2911 m3/h
11.乏燃料水池冷却系统
11500m2
5430m2
传热管数量
10025
4474
独立的启动给水接管
有
无
5.主泵
类型
屏蔽泵
轴封泵
数量
4
3
额定功率
5.15MW
6.5MW
最佳设计流量
17000 m3/h
23790 m3/h
扬程
110m
97.2 m
6.稳压器
总容积
59.5m3
39 m3
稳压器卸压箱
无
有
自动卸压装置
有
安全阀卸压
7.安全壳
建造周期（批量后）
<42
58
堆芯损坏频率
<4×10-7/堆年
<1×10- 5/堆年
(未计入所有外部事件)
事故早期大量放射性物质释放至环境的频率
<4×10-8/堆年
<1×10-6/堆年
(未计入所有外部事件)
反应堆运行压力
15.5MPa
15.5MPa
热段温度
321.1℃
327.6℃
SG出口压力
第四章 AP1000反应堆结构设计(杜圣华)
（2）非活性段材料 上下管座为304不锈钢，弹簧为低钴因科镍－
718合金。 结构形式 （1）定位格
保护格架，中间格架，端部格架，要求吸收中子 少的锆合金条带，带导向翼，中间格架有搅混冷却功 能，冲制成形，激光焊接。 （2）导向管
带水力缓冲器，上、下可拆结构
图 法 国 － 燃 料 组 件
4.1.2
图4.1.5 控制棒组件
图
4.1.6
图
4.1.7
表4.4控制组件参数：
每束控制棒数 吸收体下部材料
外径 长度 上部材料 外径 长度 包壳材料 包壳厚度 棒外径
黑体棒 24
Ag-In-Cd 8.53mm 1500mm B10（19.9%） 8.53mm 2610mm 304不锈钢
0.47 9.68
图4.1.4 AP1000燃料组件
表4.3 未辐照过的AP1000燃料组件结构参数
总高（不包括顶部弹簧） 组件横截面长/宽 燃料长度 燃料棒长度 燃料棒内上空腔长度 燃料棒内下空腔长度 包壳材料 中间格架和搅混格架材料 底部和顶部格架材料 燃料芯块 下管座 材料 上管座
4795.5mm 214.02X214.02mm 4267.2mm 4583.2mm 164.46mm 122.56mm Z1RLO Z1RLO 718因科镍合金（低钴） 二氧化铀
55000MWd/TU 88%
九十年代末开发，
Vantage+
双金额格架 6-7（14英寸）
3-4 2
板弹簧可拆结构 小圆孔形滤网
Gd2O3 UO2+ G块d2O3芯
45000MWd/T年开发，
Performance+
双金额格架 6-7（14英寸）
AP1000第三代核电站主泵RCP
AP1000第三代核电站主泵RCP
第三代核电 2009-09-29 16:49 阅读52 评论0
字号：大中小
AP1000第三代核电站主泵RCP简介：
1. AP1000：有4台屏蔽主泵。
主泵的水力部件如叶轮、扩压片及与扩压片相边的结构直接安装在电机单元上，中间没有联轴器，电机定子和转子均包容在与主回路连通的承压边界内，电机为立式、水冷、鼠笼感应式电机，其定子绕组和转子铜棒均由非磁合金与主冷却剂隔开，形成屏蔽式结构。
电机电源与变频器相连，在232℃以下，主泵转速可调，在232℃以上，变频器被旁路，主泵以恒定转速运转，利于减少启动前的电力消耗，改善电机的启动性能，降低电机启动时对设备寿命的消耗。
2. M310：3台100/D型主泵，轴封式主泵，三级密封，风冷鼠笼三相感应电机，通过联轴器与水泵相连，
水泵推力由电机的推力轴承承受，通过轴封注入水和热屏冷却水冷却主泵轴承和轴封等装置。
3. 主泵部分参数：
参数AP1000 M310
数量 4 3
额定功率 5.15MW 6.5MW
额定流量17880m3/h 23790m3/h
扬程 11.1bar 9.7bar。
AP1000非能动核电站技术简介
AP1000 设计目标
1、在 600 MWe 的基础上提高电厂的功率以降低成本； 2、在核电站批量建造后，建造成本降到 $900-1000/千瓦，以获得在美 国电力市场的竞争能力； 3、保持 AP600 的目标和设计细节； 4、在 AP600开发研究的成果 “框架” 内增加功率/容量； 5、保持“成熟设备”的可信度； 6、保持成本估计,建造进度和模块化建造等方面的原有基础； 7、保持 AP600 的安全执照许可证基础； 8、满足美国核安全管理委员会对“先进的非能动安全系统核电厂”的 要求； 9、接受 AP600 政策质询。
AP1000堆芯燃料管理
首炉堆芯燃料装载
●先进燃料装载方式（续） ➣ D，E和F区的燃料棒二端各有 203.2mm的低富集度区,以提 高燃料的有效利用。此外，E 和F高富集度区燃料组件内的 燃料棒有4种不同富集度，以 展平组件内功率分布。作为 例子，左图为E区燃料组件内 4种富集度燃料棒和可燃毒物 在组件内的布置。 ➣由于先进燃料装载技术以及用 WABA可燃毒物代替硼玻璃， 与传统的三区装载方式相比, 首炉堆芯的燃料成本将节约 6%。
Fit Data AP1000 $10.4
$10.2
$10.0
$9.8
$9.6
$9.4
$9.2
➣ AP1000采用 18个月长周 期平衡换料,相对年换 料制(12个月换料),电 厂的可利用率提高约 3.5%，并且由于换料次 数的减少，降低了电厂 运行人员的放射性辐照 剂量。 ➣ AP1000堆芯平均卸料达 到50 GWD/MTU的高燃耗。 目前运行压水堆的平均 卸料燃耗一般为3340GWD/MTU。由于燃料 的发电成本随燃耗加深 而降低（见左图），所 以采用高燃耗管理策略 可降低燃料的发电成本，
AP1000第三代反应堆系统介绍精讲
AP1000是AP600的扩大容量版，其设计保留了AP600的主要特点，同
时运用了一些已经验证的技术
AP1000的反应堆采用西屋成熟的Model314技术，该技术已成功地用
于比利时Doel-4、Tihange-3和美国South Texas Project电站上。
采用西屋公司三环路反应堆压力容器
31
非能动安全系统
AP1000的设计特点
由于非能动安全系统的采用，在万一发生事故时 堆芯冷却及安全壳减压等，不依靠泵之类的能动 设备，仅依靠所谓重力下降自然循环压缩气体膨 胀力的自然力便可实现
由于没有能动设备所以取消了要求纵深防御安全 系统的交流电源设备、应急用柴油发电机等，
由于取消了依靠泵的驱动力的安全系统设备系统 得到了简化
17
AP1000的设计特点
高安全水平
18
AP600的高安全性（CDF对比）
19
AP1000的设计特点
简化的系统结构及设备
20
AP1000比标准1000MW压水堆 的结构简化
1000MW 压 水 AP1000
减少
堆
泵
280
180
36％
ASME阀门
2800
1400
50％
ASME管道系统
33500
采用西屋Performance+燃料组件
AP1000的反应堆冷却系统为二环路设计，每个环路通过冷却剂管道联
接有一台大容量蒸汽发生器和两台密封式的冷却剂泵，此外冷却系统上 还联接有一台稳压器。
采用经验证的△125蒸汽发生器，其设计源自西屋-CE，已用于
South Texas Project-1、-2和Arkansas-2等机组
AP1000一回路系统设备
反应堆概述： 反应堆用于确保堆芯能按核设计要求进行安 全可控的链式反应； 确保核裂变释放的热量能按热工水力设计要 求有效地排出； 确保在寿期内全部堆内构件保持良好性能， 即使在事故时仍能保证堆结构的完整性和安 全性。
3
1.反应堆（2）
反应堆主要包括以下部件： —堆芯 —堆内构件 —压力容器 —控制棒驱动机构 —一体化上封头 —堆芯仪表系统等
38
3.化学和容积控制系统（2）
39
3.化学和容积控制系统（3）
容积控制原理
40
3.化学和容积控制系统（4）
化学控制原理
41
3.化学和容积控制系统（5）
反应性控制原理 —加硼，在补水泵吸入口注入预先规定数量 的硼酸溶液。在正常功率运行时，为了将调 节棒组调整到正常使用范围；或者，反应堆 停运时，为了增加停堆深度，需进行加硼操 作。 —稀释，用等量的除盐水代替一部分一回路 冷却剂的硼水。
44
4.正常余热排出系统（2）
45
4.正常余热排出系统（3）
46
4.正常余热排出系统（4）
正常余热排出系统的投入前主要包括两大项 操作 —硼浓度的调整：防止在余热排出系统内硼 浓度低于RCS的硼浓度情况下误稀释一回路； —升压和加热：避免压力和热冲击，以保护 余热排出系统的泵和热交换器。
47
7
1.反应堆（6）
8
1.反应堆（7）
9
1.反应堆（8）
燃料组件主要设计参数： 燃料组件设计 17x17 燃料组件数量 157 每个燃料组件中燃料棒数量 264 包壳厚度 （mm） 0.57 燃料棒外径（mm） 9.50 燃料芯块长度（mm） 12.6 燃料组件长度（m） 4.80 核裂变原料 铀235，浓集度2.35%-4.8%
3
1.反应堆（2）
反应堆主要包括以下部件： —堆芯 —堆内构件 —压力容器 —控制棒驱动机构 —一体化上封头 —堆芯仪表系统等
38
3.化学和容积控制系统（2）
39
3.化学和容积控制系统（3）
容积控制原理
40
3.化学和容积控制系统（4）
化学控制原理
41
3.化学和容积控制系统（5）
反应性控制原理 —加硼，在补水泵吸入口注入预先规定数量 的硼酸溶液。在正常功率运行时，为了将调 节棒组调整到正常使用范围；或者，反应堆 停运时，为了增加停堆深度，需进行加硼操 作。 —稀释，用等量的除盐水代替一部分一回路 冷却剂的硼水。
44
4.正常余热排出系统（2）
45
4.正常余热排出系统（3）
46
4.正常余热排出系统（4）
正常余热排出系统的投入前主要包括两大项 操作 —硼浓度的调整：防止在余热排出系统内硼 浓度低于RCS的硼浓度情况下误稀释一回路； —升压和加热：避免压力和热冲击，以保护 余热排出系统的泵和热交换器。
47
7
1.反应堆（6）
8
1.反应堆（7）
9
1.反应堆（8）
燃料组件主要设计参数： 燃料组件设计 17x17 燃料组件数量 157 每个燃料组件中燃料棒数量 264 包壳厚度 （mm） 0.57 燃料棒外径（mm） 9.50 燃料芯块长度（mm） 12.6 燃料组件长度（m） 4.80 核裂变原料 铀235，浓集度2.35%-4.8%
AP1000详细介绍
50
6.厂用水系统（1）
系统功能：
在各种运行模式下带走设备冷却水系统的热 量
51
6.厂用水系统（2）
52
6.厂用水系统（3）
表 3.6.1 不同运行模式下厂用水的额定流量和热负荷 SWS 泵 正 常投入台数 1 2 2 2 CCS 泵 和热交换 器 正常运行 (满负荷) 电站冷却 换料 (全堆芯卸出) 电站启动 支持安全停堆 和乏燃料冷却 的 最 小 量 （SWS 系统供 水 温 度 90.5oF (32.5oC) 1 2 2 2 额定流量 10,800 gpm (2453 m3/hr) 21,600 gpm (4906 m3/hr) 21,600 gpm (4906 m3/hr) 21,600 gpm (4906 m3/hr) 热传输 90.4 x106 Btu/hr (26.5 MW) 303 x106 Btu/hr (88.7 MW) 73.9 x106 Btu/hr (21.6 MW) 76.1 x106 Btu/hr (22.3 MW)
16
1.反应堆（8）
17
1.反应堆（9）
控制棒设计参数： 控制捧（黑捧）： —53束，每束24根 —吸收材料：银-铟-镉合金封包在不锈钢管 内 灰棒： —16束，每束24根 —吸收材料： 12根银-铟-镉合金，12根为不 锈钢材料
18
1.反应堆（10）
19
1.反应堆（11）
20
1.反应堆（12）
21
1.反应堆（13）
22
2.反应堆冷却剂系统（1）
23
2.反应堆冷却剂系统（2）
主要功能： 反应堆冷却剂压力边界的完整性 堆芯冷却和反应性控制 反应堆冷却剂系统压力控制 过程监控 自动降压功能
AP1000核电汽轮机设计特点分析
·段增辉,高宏喜,陶功新,邱健(东方汽轮机有限公司,四川德阳,618000)摘要:随着安全性要求的提高,AP1000将会是今后国内市场主力堆型之一,文章详细分析了东方引进的匹配AP1000堆型的核电汽轮机的设计特点。
重点介绍了高中压模块、低压模块、末级叶片等主要部件的结构特点及机组的技术成熟性。
关键词:核电汽轮机,ARABELLE,AP1000,末级叶片中图分类号:TK262文献标识码:A文章编号:1674-9987(2020)01-0014-05 Design Characteristics Analysis of AP1000Nuclear Steam TurbineDUAN Zenghui,GAO Hongxi,TAO Gongxin,QIU Jian(Dongfang Turbine Co.,Ltd.,Deyang Sichuan,618000)Abstract:With higher security requirements,AP1000will be the main reactor in the domestic market in the future.In this paper, the design characteristics of the AP1000nuclear steam turbine is analyzed in detail which is imported by DEC.The structural features of the main components of the HIP module,the LP module,the last stage blade and the technical maturity of the unit are mainly introduced.Key words:nuclear steam turbine,ARABELLE,AP1000,last stage blade1前言近年来,我国核电取得长足发展。
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14.非能动换热器（仅适用于非能动设计）
60MW、安全相关
无
15.化容控制
主泵轴封水
不需要
需要
上充泵（补水泵）
222.7 m3/h
334 m3/h
-用作安全停堆
不需要
需要
-连续运行
否
是
16.仪控系统
I & C类型
数字化分布式
数字化分布式
主控室
计算机化
计算机化
7.汽机岛
高压缸
1
1
低压缸
3
2或3
主给水泵
11500m2
5430m2
传热管数量
10025
4474
独立的启动给水接管
有
无
5.主泵
类型
屏蔽泵
轴封泵
数量
4
3
额定功率
5.15MW
6.5MW
最佳设计流量
17000 m3/h
23790 m3/h
扬程
110m
97.2 m
6.稳压器
总容积
59.5m3
39 m3
稳压器卸压箱
无
有
自动卸压装置
有
安全阀卸压
7.安全壳
乏燃料水池冷却泵
2270m3/h
2360 m3/h
12.冷却水系统
安全等级
非安全相关
安全相关
设备冷却水泵
21800m3/h
2台
厂用水泵
21800m3/h
4台
13.启动给水/辅助给水
启动给水电动泵
2118m3/h：非安全相关
一台：非安全相关
辅助给水电动泵
无
250%：安全相关
辅助给水汽动泵
无
250%：安全相关
mm
～13200
五、主泵
29
名义流量
m3/h
23790
六、稳压器
30
设计温度
℃
360
31
总容积（冷态最小）
m3
39.75
七、蒸汽发生器（SG）
32
主蒸汽总流量
kg/s
1615
33
主蒸汽出口压力（满功率）
MPa
(abs)
6.71
34
主蒸汽出口湿度
%
≤0.25
35
二次侧设计压力
MPa
(abs)
8.6
36
6.71MPa.a
主给水温度
226.7℃
226℃
2.堆芯
燃料组件数
157
157
活性段长度
4.27m
3.66m
堆芯燃料装量（UO2）
~96t
72.5t
平均燃耗
55000 MWd/t
45000 MWd/t
燃料型式
ROBUST-XL
AFA-3G
燃料棒外径
9.5mm
9.5mm
CRDM总数
69
61
平均线功率密度
AP1000主参数
AP1000
CPR1000（供对比）
1.技术特性及主参数
堆型
百万千瓦级非能动压水堆
百万千瓦级传统压水堆，双机组型
热功率
3415MWt
2905MWt
净电功率
1150MWe
1020MWe
环路数
2
3
机组可用率
>90%
>87%
机组布置
单堆
双堆
换料周期
18个月
18个月
电站设计寿命
60年
60年
建造周期（批量后）
<42
58
堆芯损坏频率
<4×10-7/堆年
<1×10- 5/堆年
(未计入所有外部事件)
事故早期大量放射性物质释放至环境的频率
<4×10-8/堆年
<1×10-6/堆年
(未计入所有外部事件)
反应堆运行压力
15.5MPa
15.5MPa
热段温度
321.1℃
327.6℃
SG出口压力
5.75MPa.a
W/cm
187.3
20
批平均卸料燃耗
MWd/tU
55000
23
控制棒组件总数
个
89
24
堆冷却剂RPV入口温度
（热工设计流量）
℃
280.7C(最佳估计)
25
堆冷却剂RPV出口温度
（热工设计流量）
℃
321.1C(最佳估计)
四、反应堆压力容器（RPV）
26
进、出口平均温度
℃
310
27
内径
mm
3989
28
总高（含上下管座）
二次侧设计温度
℃
316
37
主给水进口压力（满功率）
MPa
(abs)
7.13
38
主给水进口温度
℃
226
39
设计堵管裕量
%
10
八、安全壳
40
设计压力
MPa
(abs)
0.52
41
内径
m
37
42
墙体厚
m
0.9
43
净容积
m3
～49400
九、汽轮机
44
主汽门前蒸汽压力
MPa
(abs)
6.43
45
主汽门前蒸汽湿度
187.3w/cm
186 w/cm
3.反应堆压力容器
内径
3988mm
3989mm
热段接管
2787mm（ID）
3737mm
冷段接管
4559mm（ID）
3698mm
直接安注接管数
2
无
上封头接管总数
69+42+1
61+4+1
下封头接管总数
0
50
4.蒸汽发生器
类型
立式再循环式
立式再循环式
数量
2
3
名义传热面积
3台电动泵
3台电动泵
17.电气
安全级动力电源
无
2列
柴油发电机
2台：非安全相关
2台应急
安全级仪控电源
4列
2列
AP1000主参数
一、总体设计
1
电站类型
非能动型两环路压水堆
2
设计寿命
年
60
3
换料周期
月
18个月
4
机组额定净电功率
MWe
~1150
5
电厂可利用率
%
>90
6
极限地震SL-2
0.3g
7
负荷跟踪模式
日负荷跟踪，不需要调硼
类型
钢壳+混凝土屏蔽壳
带钢衬里的预应力钢筋混凝土
内径
39.6m
37m
自由容积
58300m3
49400 m3
容积率
17.2 m3/MWt
17 m3/MWt
事故后冷却方式
非能动
能动
8.安全注入系统
安注箱
256.6m3
3×47.7m3
堆芯补水箱（仅适用于非能动设计）
270.8m3
无
高压安注泵
不需要
3台
低ห้องสมุดไป่ตู้安注泵
二、反应堆及反应堆冷却剂系统主要参数
8
NSSS额定热功率
MWt
3400
9
最佳估算总流量
m3/h
~68000m3/h(推算)
10
运行压力
Mpa.abs
15.5
11
设计压力
Mpa.abs
16.67
12
设计温度
℃
343
三、堆芯
16
燃料组件形式
Robust-14, 17×17
17
燃料组件个数
个
157
19
平均线功率密度
%
0.47
46
转数
r/min
1500
不需要
2台
换料水储存箱
12230m3（IR）
11600 m3
硼注入箱
不需要
13.4m3
9.安全喷淋系统
无
有
安全喷淋泵
不需要
2台（安全级）
热交换器
不需要
2台（安全级）
10.正常余热导出
非安全相关
安全相关
设计压力
6.2 MPa.g
4.65 MPa.g
设计流量
2340 m3/h
2911 m3/h
11.乏燃料水池冷却系统
60MW、安全相关
无
15.化容控制
主泵轴封水
不需要
需要
上充泵（补水泵）
222.7 m3/h
334 m3/h
-用作安全停堆
不需要
需要
-连续运行
否
是
16.仪控系统
I & C类型
数字化分布式
数字化分布式
主控室
计算机化
计算机化
7.汽机岛
高压缸
1
1
低压缸
3
2或3
主给水泵
11500m2
5430m2
传热管数量
10025
4474
独立的启动给水接管
有
无
5.主泵
类型
屏蔽泵
轴封泵
数量
4
3
额定功率
5.15MW
6.5MW
最佳设计流量
17000 m3/h
23790 m3/h
扬程
110m
97.2 m
6.稳压器
总容积
59.5m3
39 m3
稳压器卸压箱
无
有
自动卸压装置
有
安全阀卸压
7.安全壳
乏燃料水池冷却泵
2270m3/h
2360 m3/h
12.冷却水系统
安全等级
非安全相关
安全相关
设备冷却水泵
21800m3/h
2台
厂用水泵
21800m3/h
4台
13.启动给水/辅助给水
启动给水电动泵
2118m3/h：非安全相关
一台：非安全相关
辅助给水电动泵
无
250%：安全相关
辅助给水汽动泵
无
250%：安全相关
mm
～13200
五、主泵
29
名义流量
m3/h
23790
六、稳压器
30
设计温度
℃
360
31
总容积（冷态最小）
m3
39.75
七、蒸汽发生器（SG）
32
主蒸汽总流量
kg/s
1615
33
主蒸汽出口压力（满功率）
MPa
(abs)
6.71
34
主蒸汽出口湿度
%
≤0.25
35
二次侧设计压力
MPa
(abs)
8.6
36
6.71MPa.a
主给水温度
226.7℃
226℃
2.堆芯
燃料组件数
157
157
活性段长度
4.27m
3.66m
堆芯燃料装量（UO2）
~96t
72.5t
平均燃耗
55000 MWd/t
45000 MWd/t
燃料型式
ROBUST-XL
AFA-3G
燃料棒外径
9.5mm
9.5mm
CRDM总数
69
61
平均线功率密度
AP1000主参数
AP1000
CPR1000（供对比）
1.技术特性及主参数
堆型
百万千瓦级非能动压水堆
百万千瓦级传统压水堆，双机组型
热功率
3415MWt
2905MWt
净电功率
1150MWe
1020MWe
环路数
2
3
机组可用率
>90%
>87%
机组布置
单堆
双堆
换料周期
18个月
18个月
电站设计寿命
60年
60年
建造周期（批量后）
<42
58
堆芯损坏频率
<4×10-7/堆年
<1×10- 5/堆年
(未计入所有外部事件)
事故早期大量放射性物质释放至环境的频率
<4×10-8/堆年
<1×10-6/堆年
(未计入所有外部事件)
反应堆运行压力
15.5MPa
15.5MPa
热段温度
321.1℃
327.6℃
SG出口压力
5.75MPa.a
W/cm
187.3
20
批平均卸料燃耗
MWd/tU
55000
23
控制棒组件总数
个
89
24
堆冷却剂RPV入口温度
（热工设计流量）
℃
280.7C(最佳估计)
25
堆冷却剂RPV出口温度
（热工设计流量）
℃
321.1C(最佳估计)
四、反应堆压力容器（RPV）
26
进、出口平均温度
℃
310
27
内径
mm
3989
28
总高（含上下管座）
二次侧设计温度
℃
316
37
主给水进口压力（满功率）
MPa
(abs)
7.13
38
主给水进口温度
℃
226
39
设计堵管裕量
%
10
八、安全壳
40
设计压力
MPa
(abs)
0.52
41
内径
m
37
42
墙体厚
m
0.9
43
净容积
m3
～49400
九、汽轮机
44
主汽门前蒸汽压力
MPa
(abs)
6.43
45
主汽门前蒸汽湿度
187.3w/cm
186 w/cm
3.反应堆压力容器
内径
3988mm
3989mm
热段接管
2787mm（ID）
3737mm
冷段接管
4559mm（ID）
3698mm
直接安注接管数
2
无
上封头接管总数
69+42+1
61+4+1
下封头接管总数
0
50
4.蒸汽发生器
类型
立式再循环式
立式再循环式
数量
2
3
名义传热面积
3台电动泵
3台电动泵
17.电气
安全级动力电源
无
2列
柴油发电机
2台：非安全相关
2台应急
安全级仪控电源
4列
2列
AP1000主参数
一、总体设计
1
电站类型
非能动型两环路压水堆
2
设计寿命
年
60
3
换料周期
月
18个月
4
机组额定净电功率
MWe
~1150
5
电厂可利用率
%
>90
6
极限地震SL-2
0.3g
7
负荷跟踪模式
日负荷跟踪，不需要调硼
类型
钢壳+混凝土屏蔽壳
带钢衬里的预应力钢筋混凝土
内径
39.6m
37m
自由容积
58300m3
49400 m3
容积率
17.2 m3/MWt
17 m3/MWt
事故后冷却方式
非能动
能动
8.安全注入系统
安注箱
256.6m3
3×47.7m3
堆芯补水箱（仅适用于非能动设计）
270.8m3
无
高压安注泵
不需要
3台
低ห้องสมุดไป่ตู้安注泵
二、反应堆及反应堆冷却剂系统主要参数
8
NSSS额定热功率
MWt
3400
9
最佳估算总流量
m3/h
~68000m3/h(推算)
10
运行压力
Mpa.abs
15.5
11
设计压力
Mpa.abs
16.67
12
设计温度
℃
343
三、堆芯
16
燃料组件形式
Robust-14, 17×17
17
燃料组件个数
个
157
19
平均线功率密度
%
0.47
46
转数
r/min
1500
不需要
2台
换料水储存箱
12230m3（IR）
11600 m3
硼注入箱
不需要
13.4m3
9.安全喷淋系统
无
有
安全喷淋泵
不需要
2台（安全级）
热交换器
不需要
2台（安全级）
10.正常余热导出
非安全相关
安全相关
设计压力
6.2 MPa.g
4.65 MPa.g
设计流量
2340 m3/h
2911 m3/h
11.乏燃料水池冷却系统