AP1000主要设计参数
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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简介汇编.
第三代核电站与AP1000一、世界核电站可划分为四代第一代核电站：自50年至60年代初苏联、美国等建造的第一批单机容量在300MWe左右的核电站，如美国的希平港核电站和英第安角1号核电站，法国的舒兹(Chooz)核电站，德国的奥珀利海母(Obrigheim)核电站,日本的美浜1号核电站等。
第一代核电厂属于原型堆核电厂，主要目的是为了通过试验示范形式来验证其核电在工程实施上的可行性。
第二代核电站：第二代核电厂主要是实现商业化、标准化、系列化、批量化，以提高经济性。
自60年代末至70年代世界上建造了大批单机容量在600－1400MWe的标准化和系列化核电站，以美国西屋公司为代表的Model 212（600MWe，两环路压水堆，堆芯有121合组件，采用12英尺燃料组件）、Model 312（1000MWe，3环路压水堆，堆芯有157盒组件，采用12英尺燃料组件，），Model 314 （1040MWe，3环路压水堆，堆芯有157盒组件，采用14英尺燃料组件），Model 412（1200MWe，4环路压水堆，堆芯有193盒组件，采用12英尺燃料组件，）、Model 414（1300MWe，4环路压水堆，堆芯有193盒组件，采用14英尺燃料组件）、System80（1050MWe，2环路压水堆）以及一大批沸水堆（BWR）均可划入第二代核电站范畴。
法国的CPY，P4，P4′′也属于Model 312，Model 414一类标准核电站。
日本、韩国也建造了一批Model 412、BWR、System80等标准核电站。
第二代核电站是目前世界正在运行的439座核电站（2007年9月统计数）主力机组，总装机容量为3.72亿千瓦。
还共有34台在建核电机组，总装机容量为0.278亿千瓦。
在三里岛核电站和切尔诺贝利核电站发生事故之后，各国对正在运行的核电站进行了不同程度的改进，在安全性和经济性都有了不同程度的提高。
第三代核电站:对于第三代核电站类型有各种不同看法。
AP1000简介-1
53
VES
Main Control Room Emergency Habitability System
54
VFS
Containment Air Filtration System
55
VHS
Health Physics and Hot Machine Shop HVAC
System
56
VLS
Containment Hydrogen Control System
2.1. 总平面布置 AP1000 包括以下七个基本构筑物 分别建在各自的整体基础上。 反应堆厂房/屏蔽厂房/核辅助厂房； 附属厂房； 柴油发电机组厂房； 放射性废物厂房； 汽轮机厂房；
2.2. 核岛 AP1000安全壳核岛包括主设备闸门，操作平台的人员闸门，地平面的维护闸
门和人员闸门。
2.2.1. 反应堆厂房
2.2.2. 屏蔽厂房
屏蔽厂房是围绕安全壳的环形区域和结构。正常运行工况下，屏蔽厂房的基 本功能是保护安全壳、带放射性的系统以及位于反应堆厂房的其它设备。屏蔽厂 房与反应堆厂房内部相衔接为 RCS 及其它带有放射性的系统、设备提供屏蔽， 在事故工况下为阻止放射性气体或液体逸出安全壳提供屏蔽。
屏蔽厂房也是非能动安全壳冷却系统的组成部分。PCCS 空气导流层位于环 形区的上部，附着在钢制安全壳的周围。在 DBA 引起大量能量释放于安全壳时， PCCS 空气导流层为冷却安全壳所需的自然空气对流提供通道，在导流层与安全 壳之间的空气可带走安全壳表面的热量。
57
VPS
Pump House Ventilation System
58
VRS
Radwaste Building HVAC System
AP1000反应堆结构设计
AFA 3G
4.1.3
图
西 屋 ＋ 燃 料 组 件
P
（3）上、下管座 上管座：优化上管座弹簧压紧力，改进流水孔孔
型 下管座：过滤异物 上下管座，均为可拆连接件
（4）燃料棒 细棒径9.59mm，大晶粒UO2芯块。 表4.1 国外四种型号高性能燃料组件参数 表4.2 国外四种型号高性能燃料组件参数
HTP
17 ×17 9.5 ×0.57
264 1 24
1.26 21.504 21.402 8.19
13.5 385.15－448.8
ELS-DoPLEX合 金
ZiRLOTM Zr-4-Inconel Zr-4-Inconel
Inconel 304
表4.2 国外四种型号高性能燃料组件参数比较
项目 定位格架
板弹簧可拆结构 小圆孔形滤网
ZrB2 TFB芯块
45000MWd/TU 55000MWd/TU
88% 1992年开发，现 已有8万组件应
HTP 双金额格架 6-7（14英寸）
3-4 2
板弹簧可拆结构 曲板滤网 Gd2O3
88%
AP1000堆芯采用燃料是基于RFA燃料组件（Robust Fuel Assembly）和RFA-2燃料组件并经改进，它在抗腐 蚀、燃耗性能、抗异物、机械稳定性、热工水力性能和核 性能等方面有所改进。
AP1000燃料组件是17X17加长型（XL）燃料组件 （见图4.1.4）。每个组件有264根包壳材料为ZLROTM的 燃料棒，24根控制棒导向管，以及1根仪表测量管。上、 下管座是可拆卸的，可以更换损坏的燃料棒。
上管座使用一体化结构，定位格架是“蛋篓”焊接结 构，搅混格架与定位格架相似结构。未辐照过AP1000燃 料组件结构参数见表4.3。
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技术简介知识讲解
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AP1000非能动安全系统 2、非能动安全注射系统
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AP1000非能动安全系统
陈钢电子文档编号PPT-2008-3-21
AP1000非能动安全系统
1）非能动安全注射系统的功能： 在事故情况（包括失去反应 堆冷却剂）下，给反应堆应 急注水，冷却堆芯。
电厂设计寿命
60年
反应堆热功率
设计地震烈度(地面加速 度)
0.3g
电厂效率(净)
电厂输出电功率(毛)
1200MWe 电厂可利用率
3400MWt 32.7% 93%
电厂输出电功率(净)
1117MWe 堆芯熔化频率
5.08×10-7 1/ry
核蒸汽供应系统功率
3415MWt 大量早期释放频率 5.94×10-8 1/ry
AP1000核蒸汽供应系统
AP1000核蒸汽供应系统包括：
1、反应堆
基本上与第二代核电站比利时Doel4、 Tihange3的相同
2、反应堆冷却剂系统
采用与第二代核电站“系统80”相同的二环 路系统。系统包括：一台反应堆压力容器、 一台稳压器和两条冷却剂环路。
每一条环路有一台蒸汽发生器、两台主泵、 两条冷段主管道和一条热段主管道。
第二代核电站的安全系统是能动系统，它包括 数量较多的泵、安全阀门以及相应的管道，应 急柴油机，换料水箱，安全级支持系统（通风 系统、设备冷却水系统）等组成。大部分设备 都布置在安全壳外（由下图的红框表示）。
第三代AP1000核电站的安全系统是非能动系统， 它仅由5只水箱以及相关的安全阀门和管道组 成。全部设备都布置在安全壳内。
主控室采用布置紧凑的计算机工作站控制技术，人 机接口设计充分考虑了运行电站的经验反馈。
AP1000非能动安全系统 2、非能动安全注射系统
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AP1000非能动安全系统
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AP1000非能动安全系统
1）非能动安全注射系统的功能： 在事故情况（包括失去反应 堆冷却剂）下，给反应堆应 急注水，冷却堆芯。
电厂设计寿命
60年
反应堆热功率
设计地震烈度(地面加速 度)
0.3g
电厂效率(净)
电厂输出电功率(毛)
1200MWe 电厂可利用率
3400MWt 32.7% 93%
电厂输出电功率(净)
1117MWe 堆芯熔化频率
5.08×10-7 1/ry
核蒸汽供应系统功率
3415MWt 大量早期释放频率 5.94×10-8 1/ry
AP1000核蒸汽供应系统
AP1000核蒸汽供应系统包括：
1、反应堆
基本上与第二代核电站比利时Doel4、 Tihange3的相同
2、反应堆冷却剂系统
采用与第二代核电站“系统80”相同的二环 路系统。系统包括：一台反应堆压力容器、 一台稳压器和两条冷却剂环路。
每一条环路有一台蒸汽发生器、两台主泵、 两条冷段主管道和一条热段主管道。
第二代核电站的安全系统是能动系统，它包括 数量较多的泵、安全阀门以及相应的管道，应 急柴油机，换料水箱，安全级支持系统（通风 系统、设备冷却水系统）等组成。大部分设备 都布置在安全壳外（由下图的红框表示）。
第三代AP1000核电站的安全系统是非能动系统， 它仅由5只水箱以及相关的安全阀门和管道组 成。全部设备都布置在安全壳内。
主控室采用布置紧凑的计算机工作站控制技术，人 机接口设计充分考虑了运行电站的经验反馈。