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ap1000先进非能动型压水堆的开发 0 电厂安全系统的利用与设计 西屋开发的ap10高速非动态压水坝是在ap60的基础上设计和开发的约1200mm的高压波。采用技术成熟的部件和已有的取证基础。AP1000设计具有先进的非能动安全特性, 并且电厂得到进一步简化, 提高了安全性, 改良了建造工艺, 增强了电厂的运行能力和可维修性。电厂设计利用的是35年来压水堆运行实践中积累下来的成熟技术。全世界的轻水堆中有76%是压水堆, 而67%的压水堆是基于西屋公司的技术。 AP1000设计的目的是为了实现高安全性和良好的运行性能记录, 虽然为保守起见它延续使用了成熟的压水堆技术, 但重点在依靠自然力的安全特性方面下了功夫。安全系统设计采用加压气体、重力、自然循环以及对流等自然驱动力;不使用泵、风机或柴油发电机等能动部件;而且可以在没有交流电源、设备冷却水、厂用水以及HVAC (供暖、通风与空调) 等安全级支持系统的条件下保持正常运行功能。控制安全系统所要求的操纵员动作的数量和复杂度都达到了最小, 方法是尽量取消操纵员的动作而不是将其自动化。 AP1000设计符合美国核管会的确定论安全准则和概率风险准则, 并具有很大裕度。安全分析工作已经完成, 并形成了设计控制文件 (DCD) 和概率风险分析 (PRA) 报告。广泛的测试项目已证明这些创新性的电厂特性将按设计和分析预计的那样执行功能。概率风险评价的结果表明该设计的堆芯破损频率极小, 达到了先进反应堆设计的预定目标, 而且由于安全壳隔离和冷却的改进, 大量放射性泄漏的频率也很小。 AP1000设计重点研究的另一个方面是电厂的可操作性和可维护性。AP1000的设计特点包括:简化了系统设计, 提高了可操作性, 减少了部件数量并降低了相关维修要求等。特别是, 由于安全系统的技术规范大大简化, 从而降低了监督要求。 AP1000设计强调选择使用技术成熟的部件, 确保在低维护要求的前提下获取高度可靠性;部件标准化减少了备用部件的使用、尽可能简化了维修工作和培训要求, 而且维修工期更短;关键部件还具备了固有 (built in) 测试能力。 电厂布局设计确保进行检查和维修工作有足够大的空间。周转空间用于设备和人员的流动、提供设备移除路径以及安置遥控辅助设备和可移动装置的空间等。关键部位设置了工作平台和升降装置, 还提供辅助供电、除盐水、呼吸和工作用空气、通风和照明等。 AP1000设计融入了减少辐照的原则, 使工作人员受照剂量合理可行尽量低 (ALARA) ;设计还采纳了减少照射时间、距离、采用屏蔽以及减少辐射源等基本准则。 该设计还具备许多特色, 通过精简部件、减少批量采购和施工安装工作量从而尽可能缩短建造工期和降低总造价。部分特色列举如下: ①平坦而共用的核岛筏基设计降低了施工成本, 缩短了施工进度; ②一体化保护系统、先进控制室、分布式逻辑机柜、多路传输以及光导纤维等的采用大大减少了电缆、电缆桥架和导管的使用量; ③1E级蓄电池、直流开关设备、一体化保护系统和主控制室采用层叠式布置, 从而就不再需要使用现役压水堆核电厂所要求的上、下部电缆跨接室; ④非能动安全保障系统的应用取代和/或取消了现役压水堆核电厂的I类抗震厂房内设置的许多传统型机械安全保障系统。 AP1000设计还优先考虑了环境因素。在以下几方面考虑了公众、核电厂工作人员的安全以及对环境的影响: ①该设计使运行过程中释放率降至最低; ②制定了工作人员受照目标, 并实现该目标; ③尽可能减少放射性废物总量; ④尽可能减少其它非放射性危险废物量。 AP1000具有一个经过全面的性能分析与试验验证的设计基准, 其中若干项高水平的核电厂设计特点如下: ①净电功率≥1 117 MWe, 热功率为3 415 MWt; ②即使有多达10%的蒸汽发生器管子堵塞, 以及热段温度高达321℃, 也能达到额定运行功率; ③堆芯设计合理, 堆芯功率参数运行余量在15%以上; ④缩短了进程时间 (从业主订货至投入商业运行用5年时间) 和建造工期为3年; ⑤无需核电厂原型堆, 因为采用的是技术成熟的电力系统部件; ⑥主要安全系统采用非能动型;这些系统在事故发生72 小时内都无需操纵员干预, 并且在没有交流电源的情况下仍能保证堆芯和安全壳冷却相当长一段时间; ⑦预计堆芯损坏频率为2.4×10-7/年, 远低于1×10-5/年的要求值, 并且大量放射性泄漏频率为1.95×10-8/年, 也在规定的1×10-6/年以内; ⑧标准化设计可应用于美国和其他国家已确定的厂址; ⑨职业照射量将低于0.7人·Sv/年; ⑩堆芯设计成18个月燃料循环周期; (11) 可在17天以内完成停堆换料; (12) 电厂设计寿期为60年, 期间不需更换反应堆压力容器; (13) 考虑了强制性