AP1000三代核电反应堆冷却剂泵屏蔽电机的技术特点
第三代核电机组AP1000在停堆大修方面的优势应用
第三代核电机组AP1000在停堆大修方面的优势应用摘要：AP1000第三代核电机组的先进性体现在使用成熟技术的基础上，在设计上采用了非能动的安全系统，加强了预防和缓解严重事故的措施，提高了电站的安全性；同时，由于非能动技术的使用，使得电站的辅助设备大大减少，减少了故障的概率，提高了安全性；另外，由于核级设备的减少，对核电机组大修安排方面的制约降低，更加灵活的安排核电机组的换料停堆大修，将大幅缩减大修工期。
关键词：AP1000；非能动；换料停堆大修1．前言AP1000为第三代非能动核电站，是目前应用非能动理念的代表者。
鉴于AP1000机组的非能动特性，在设计及电站运营上，必然与第二代核电机组存在较大差异；非能动技术的引入，大幅度简化了系统设备。
根据AP1000机组设计大修时间为17天或更短，因此本文将重点研究AP1000非能动核电机组较传统二代压水堆核电机组（本文以M310为例）在机组停运大修方面的优势。
2．AP1000机组在大修中的优势应用2.1总体设备数量减少AP1000的设计理念简单，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。
AP1000的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M310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%，36%，83%，87%和56%，同样在大修期间的检修项目将大幅度减少；同时便于采购、运行和维护。
2.2 低低水位阀门M310机组低低水位阀门约230个左右，平均每次大修低低水位阀门检修数量为20-30个左右，且即使通过中长期优化某次大修无低低水位，但因阀门、管道等新增缺陷可能性大，所以无低低水位大修在二代核电机组里实现难度较大。
AP1000机组因采用非能动设计理念，阀门数量大幅度减少，其中低低水位阀门数量在60个左右，平均每次大修低低水位阀门检修量为5-7个左右；同时因管道排布、阀门数量少，可以通过冰塞的方式进行低低水位阀门的隔离检修，从而取消堆芯全卸料后的排水到低低水位、低低水位检修和检修后一回路充水的工作。
AP1000_资料介绍
所有关于AP1000AP1000的设计理念在传统成熟的压水堆核电技术的基础上，安全系统采用“非能动” 设计理念。
“非能动安全系统” 利用自然物理现象-重力、自然循环(蒸发、冷凝和密度差）以及气体蓄能驱动流体流动，带走堆芯余热和安全壳的热量，不需要外部能源。
非能动设计理念已有实际应用，技术是成熟的。
非能动设计理念的引入，使核电站的设计发生了根本的变化：● 系统配置简化，安全支持系统减少，安全级设备和抗震厂房大幅减少，安全等级和质保等级降低，应急动力电源和很多动力设备被取消，大宗材料需求明显降低；● 预防和缓解事故和严重事故的操作简化;● 安全性能显著提高；由于设计简化、系统简化、工艺布置简化、施工量减少、工期缩短、运行和维修简化等一系列效应，最终使AP1000在安全性能显著提高的同时，经济上也具有较强的竞争力。
AP1000总体概括及特点1. 总体概况AP1000是西屋公司开发的一种双环路1000 MW的压水堆核电机组，其主要特点有：采用非能动的安全系统，安全相关系统和部件大幅减少、具有竞争力的发电成本、60年的设计寿命、数字化仪空室、容量因子高、易于建造(工厂制造和现场建造同步进行)等，其设计与性能特点满足用户要求文件（URD）的要求。
西屋公司在开发AP1000之前，已完成了AP600的开发工作，并于1998年9月获得美国核管会（NRC）的最终设计批准（FDA），1999年12月则获得NRC的设计许可证，该设计许可证的有效期为15年。
屋公司投入了大量人力，通过大量的实体试验和众多听证与答辩来确保其设计的成熟性。
AP1000基本上保留了AP600核岛底座的尺寸，但也作了适当的设计改进以提升AP1000的先进性和竞争力：增加堆芯长度和燃料组件的数目；加大核蒸汽供应系统主要部件的尺寸；适当增加反应堆压力壳的高度；采用△125的蒸汽发生器；采用大型密封反应堆主泵（装备有变速调节器）；采用大型的稳压器；增加安全壳的高度；增加某些非能动安全系统部件的容量；增加汽轮机岛的尺寸和容量等。
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
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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的特点和优势及其在我国的应用2
AP1000的特点和优势及其在我国的应用南华大学核资院工程学院资勘102班AP1000是西屋公司在已开发的非能动先进压水堆AP600的基础上开发的。
为Advanced Passive PWR的简称，1000为其功率水平（百万千瓦级），该堆型为西屋公司设计的3代核电堆型。
现在对核电站的反应堆分为四代：第一代(GEN-I)核电站是早期的原型堆电站，即1950年至1960年前期开发的轻水堆(light water reactors, LWR)核电站，如美国的希平港(Shipping Port)压水堆(pressurized-water reactor, PWR)、德累斯顿(Dresden)沸水堆(boiling water reactor, BWR)以及英国的镁诺克斯(Magnox)石墨气冷堆等。
第二代(GEN-Ⅱ)核电站是1960年后期到1990年前期在第一代核电站基础上开发建设的大型商用核电站，如LWR(PWR，BWR)、加拿大坎度堆(CANDU)、苏联的压水堆VVER/RBMK等。
目前世界上的大多数核电站都属于第二代核电站。
第三代(GEN-Ⅲ)是指先进的轻水堆核电站，即1990年后期到2010年开始运行的核电站。
第三代核电站采用标准化、最佳化设计和安全性更高的非能动安全系统，如先进的沸水堆(advanced boiling water reactors, ABWR)、系统80+(9system 80+)、AP600、AP1000、欧洲压水堆(European pressurized reactor, EPR)等。
第四代(GEN-Ⅳ)是待开发的核电站，其目标是到2030年达到实用化的程度，主要特征是经济性高(与天然气、火力发电站相当)、安全性好、废物产生量小，并能防止核扩散。
美国能源部成立的“近期项目实施组”（NTDG）在2002年提出的“美国2010年部署新核电厂的路线图”评审报告中对已经出笼的GE的ABWR 和ESBWR,西屋的AP600和AP1000和IRIS,Exelin的PBMR.法玛通的SWR1000 ,GA的GT-MHR)从设计深度、获得安全当局批准的能力、现实基础条件的匹配性、安全经济性能能的可信度等进行评价时只有ABWR一种机型评为一级，AP1000及其他机型等为二等[1]。
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
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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
第三代压水堆AP1000
CNPEC
一、AP1000研发情况简介
–对AP600的发展
• 2001年西屋公司和ABB-CE公司联合后， 向市场推出AP1000： –利用AP600的简化改进和非能动安全的 设计概念 –加上System80＋的两环路模式 • 开发AP1000的主要出发点是： –保持AP600的先进性和安全性 –保证其设计与性能特点满足URD –通过提高机组容量水平，达到降低单位 造价和发电成本的目的。
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CNPEC
一、AP1000研发情况简介
AP1000 CPR1000(供 对比)
2905MWt 1020MWe
3
• AP1000主参 热功率 数
环路数
3415MWt
净电功率 1150MWe
2
机组可用 >87 率
>87%
双堆 18个月 60年 58 Page 12/6
机组布置 单堆
换料周期 18个月 设计寿命 60年 建造周期 <42（批量后） 工程培训中心
工程培训中心 Page 13/6
•
CNPEC
二、AP1000核岛系统描述 主回路及其主要设备 AP1000主回路设计特点：
•
–正常运行时，主冷却剂系统压力边界 完全限制在安全壳以内，由此可以显 著降低安全壳旁路风险 –主设备设计寿命按60年要求 –反应堆冷却剂系统承压边界采用LBB 设计准则 –具有多重的超压保护和安全降压措施
工程培训中心 Page 17/6
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CNPEC
二、AP1000核岛系统描述 主回路及其主要设备
反应堆冷却剂系统主要设备 ： –堆内构件
•
• 堆内构件包括“下部堆内构件”和“上部 堆内构件” • 用于堆芯燃料组件、控制棒和仪表管的保 护、支撑、导向和定位 • 为反应堆压力容器提供中子辐射屏蔽，为 反应堆冷却剂提供流道 • AP1000堆内构件、堆芯支撑结构、堆芯 围板、下部流量分配结构、上部结构和设 备与西屋M314电站基本相同 • 堆芯支撑板、流量分配板和堆芯下栅格板 功能合并，故工程培训中心 AP1000堆内构件设计相对 Page
AP1000核电厂发电机冷却方式设计特点分析
AP1000核电厂发电机冷却方式设计特点分析作者：赵宏宇来源：《科技视界》2015年第10期【摘要】本文比较详细地介绍了AP1000核电站发电机采用的冷却方式，包括冷却介质的选择，具体的冷却部位和内部通风流道的布置。
此外，也介绍了AP1000核电站如何控制发电机冷却介质的参数以及氢气泄漏控制。
【关键词】AP1000；发电机；冷却方式；冷却介质0 前言众所周知，电机容量的提升主要靠增加电机的线性尺寸和电磁负荷两种途径来实现。
然而增大线性尺寸的同时也会增大损耗（因为电机的损耗与线性尺寸的三次方成正比），这会造成电机效率下降；而增加磁负荷，则会受到磁路饱和的限制。
所以提高电机容量的主要措施在于增加线路负荷。
但是增加线路负荷的同时会增加绕组的铜损耗，线圈的温度会升高，加速绝缘老化，降低电机寿命[1]。
这时就需要采取有效的冷却方式带走发电机的产生的热能，以保证发电机安全可靠的运行。
综上所述，提高发电机的容量，主要是依靠提升发电机的冷却技术实现的。
1 大型汽轮发电机的主要冷却方式目前汽轮发电机采用的冷却方式按冷却介质分类主要包括空冷、氢冷、水冷、油冷以及蒸发冷却（两相流冷却）等；按冷却位置分类包括表面冷却和内部冷却，表面冷却就是通过冷却介质（氢气、空气）和发电机本体进行表面对流换热带走热量，这种方式换热能力相对较差；内部冷却就是将冷却介质（水、油、氢气）通过导线内部，带走热量再与外置的热交换器进行换热，这种方式的换热能力更强。
目前大容量发电机的冷却方式一般不只通过单一的手段，多是内外冷却相结合，多种介质相结合。
对于不同的部位（定子铁芯、定子绕组、发电机壳体、转子绕组等）采用相适应的的方式，以达到最好的冷却效果。
2 AP1000核电厂发电机冷却方式2.1 AP1000核电厂发电机的冷却方式概述我国首座AP1000核电站的发电机是从日本三菱电机公司引进的技术，采用“水氢氢”的冷却方式。
发电机采用整体全封闭、内部氢气循环、定子绕组水内冷、定子铁心及端部结构件氢气表面冷却、转子绕组气隙氢气内冷的冷却方式[2]。
第三代压水堆核电站AP1000简介1
1200MWe 电厂可利用率 1117MWe 堆芯熔化频率 3415MWt 大量早期释放频率
AP1000主要系统构成
反应堆和反应堆冷却剂系统 专设安全设施 反应堆辅助系统 蒸汽动力转换系统 电气系统 仪表控制系统
核蒸汽供应系统示意图
核电站是利用核裂变反 应产生的能量来发电。 它大体上可分为两部分： 一部分是利用核能产生 蒸汽的核岛，包括核反 应堆和一回路系统；另 一部分是利用蒸汽发电 的常规岛，包括汽轮发 电机系统。 由反应堆、一回路、 二回路实现着： 核能→热能→机械能 →电能的转换 核能以热能的形式释 放出来，被流经反应堆 的一回路高压冷却水带 走，水在堆芯中吸热， 温度升高后流出反应 堆，流经SG将热量传给 二次侧给水，降温后的 冷却水由主泵送入反应 堆不断地循环。SG二次 侧水受热后蒸发成饱和 蒸汽，通过主蒸汽管道 送往汽轮机，推动汽轮 机转动，带动发电机发 电。
系统可靠性 操纵员可不干预时间
AP1000主要特点---简化
厂房、设备布置简化－－缩短建造周期
●
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、 安全级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 都布置在安全壳外的辅助厂房内。
●
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。
前言
固有安全性主要体现在：
① 自然的安全性：自然科学法则，事故时能控制反应性或自动终止裂 变，确保堆芯不熔化。 ② 非能动安全性：建立在惯性原理、重力法则、热传递法则等基础上 的非能动设备（无源设备）的安全性，既安全功能的实现毋需依赖 外来的动力。 ③ 后备的安全性：由冗余系统的可靠度或阻止放射性物质释放的多重 屏障提供的安全性保证。
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AP1000三代核电反应堆冷却剂泵屏蔽电机的技术特
点
本反应堆冷却剂系统是借鉴了国外的先进技术设计而成的，其设计理念包括两个并联环路，每个环路上都包括两个冷段主管道、一个蒸汽发生器以及一条热段主管道构成，并且还有两台主泵，其以并联的方式存在，在热管段也有一台稳压器。
该蒸汽发生器是呈倒U状的。
1 该屏蔽电机的优势
APl000反应堆冷却剂泵（以下简称主泵）是一种单级、单吸、无轴封、高转动陨量、立式离心屏蔽电泵，用于输送高温、高压反应堆冷却剂。
泵由泵壳、叶轮和导叶组成，泵吸入口竖直向下，吸入管直接与蒸发器下封头焊接；排出口为水平切线方向.吐出管与系统主管道焊接。
图1为主泵结构示意图。
APl000主泵由泵和屏蔽电机两部分组成.电机置于泉下部。
泵的叶轮直接装于电机转子轴仲端，即与电机同轴。
泵壳与电机壳体采用特殊的机械密封结构用主螺栓连接组成一密封的整体.构成反应堆冷却剂压力边界，整个机组没有外露的旋转都分。
为使电机推力轴承承受一个适当的载荷。
叶轮在设计时进行特殊考虑，使其在运行时产生一个向上的轴向力以平衡转子自重。
该屏蔽电机优势是非常明显的，其结构紧凑，并且在运行过程中不会产生泄露，所以具有较高的安全性，设备的结构情况见图2。
虽然这种设备具有较高的成本，但是该设备在运行过程中比较稳定可靠，不需要进行太多的维护工作，所以综合看来效益还是比较可观的，现在不仅在核电站有所应用，很多核动力潜艇也开始应用这种屏蔽电机。
这种AP1000屏蔽电机在保留了自身的优势同时，也进行了一些改进，弥补了其中的一些缺陷。
（1）屏蔽电机的主泵旋转轴本身结构较为简单，没有向外延伸
的部分，所以在液体输送的过程中不会泄露，在这种情况下，即便是轴密封系统失灵，或者出现突发的断电情况，其也不会泄露冷却剂，整个核电站也因此运行更为高校。
（2）该系统中，省略了轴密封设备和相关的辅助设备，机组运行变得更为简便，大大降低了后期维护和检修泵的工作量，并且也没有联轴器这种构造，所以也就不会出现了机组对中这个问题。
（3）由于设备构造大大简化，所以不会造成飞轮破裂的问题，避免导致安全壳的损坏。
（4）轴承的润滑方式是水润滑，即便出现火情也会得到有效控制，和旧有的油润滑方式相比具有非常明显的优势，大大提高了整个核电厂的安全水平。
（5）主泵部位直接连接于蒸发器的下封头，主泵和蒸发器之间的冷却剂主管道被移除，减少了环路的压强，泵的支撑变得更为简便。
（6）此轴的推力较小，顶轴系统也被移除，结构得到了大大简化。
2 AP1000屏蔽电机存在的问题
另外，AP1000所选用的主泵是专门为AP1000堆型量身设计的，世界上至今还没有如此大容量的屏蔽式主泵运行的先例，设计的完善性还有待时间的考验。
其功率大，有惰转要求，对零部件的加工、焊接、装配和轴承润滑的要求极高，而且必须在1：1的试验回路上进行试验，在各种性能都满足APl000核电站要求后，才能正式投人产品的生产川。
屏蔽式电动泵的制造技术较难掌握，加工精度高，配件属非商品级的，国产化难度大，目前AP1000主泵的国产化任务由沈阳鼓风机厂和哈尔滨电机厂承担。
在技术转让中我们需要关注以下内容：
（1）屏蔽泵造价昂贵，综合运行效率（60%）低于轴封式主泵，应全面跟踪产品的设计、制造、验证全过程。
（2）已有运行经验的同类参考屏蔽电机没有飞轮，而AP1000主泵屏蔽电机有上下2个飞轮。
应关注飞轮的结构设计、制造工艺及其
试验、设计验证和性能验证试验。
（3）每台主泵电机需要配置变频器（VFD）和2台IE级690V开关装置，要增加一定的建造和运行费用。
屏蔽泵是按照60Hz设计的，而中国的电网是50Hz，致使原设计意图为短时运行的VFD必须持续运行，其可靠性应得到保证。
（4）屏蔽电机的损耗较高，冷却措施及温升控制是关键。
（5）屏蔽泵与蒸汽发生器作为整体结构可能带来的问题，如泵壳与接管的焊接，抗震相关间题。
（6）維修空间狭窄及需要专用的维修工具。
3 总结
在整个核电反应堆中，冷却剂屏蔽电机是其中非常重要的一个设备，无论是其设计还是制作，本身都具有较高的难度系数，对于技术要求较高，其涉及到的内容横贯很多个领域。
我国在该设备的设计和制作上目前仍然缺乏经验，所以这样看来，我国在引进相关设备的过程中，应该重视其中细节部分的技术内容，这样才能做到逐步消化，在引进和消化、吸收的过程中，也会不断提高我国的技术水平，完善我国的技术体系，进而让我国的科技竞争力得到提高。