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国外核新闻2005.9

AP1000 的非能动安全系统

【英国《核未来》2005 年第 5/6 期报道】 1999 年 12 月美国核管会（NRC）向 AP600颁发了设计证书，它是惟一获得西方和亚洲

国家许可的采用非能动安全技术的核反应

堆设计。2004 年 9 月 AP1000 获得 终设计

批准书，预期将在 2005 年 12 月拿到设计证

书时完全获得许可。 AP600 能够满足美国电力部门的要求，

包 括 成 本 目 标 ， 但 是 西 屋 公 司

（Westinghouse）承认 AP600 的估计成本为

4.1～4.6 美分/kWh，无法在美国市场上竞争，

因此公司开始研发 AP1000。该设计将规模

经济应用于非能动安全机组上，将成本降至

大约 3.0～3.5 美分/kWh，从而使 AP1000 成

为未来核复兴的一种理想选择。英国能源公

司（BE）和英国核燃料公司（BNFL） 近

的一项合作研究已将 AP1000 反应堆评定为

在英国新建核电厂的可选方案。 简洁性是 AP 系列的关键技术概念，使

其成为建设、运行和维护更容易且成本比较

低廉的系列设计。设备 少化的简约设计有

助于降低造价，并限制运行与维护成本。

AP600 极为简约的设计符合 NRC 的全部要

求，并符合美国电力研究所（EPRI）的先进

轻水堆电力公司要求。一次高水平的审查已

证明，该设计广泛符合欧洲电力公司的用户

要求文件。 AP1000 在 AP600 的设计基础上进行了

少数量的改进，从而使 AP1000 的功率大

幅提升。AP1000 电厂占地面积及辅助系统

与 AP600 一模一样。AP1000 设计继续采用

经过验证的成熟部件，保留了 AP600 的固有

安全性和简洁性。

非能动机组设计

非能动系统只利用自然力，例如重力、

自然循环和压缩气体等我们每天所依赖的

简单物理学原理，不需要泵、风机、柴油机、

冷却器或者其他旋转机械设备，从而也不需

要安全交流电源。当一些简单的阀门自动开

启后，它们将非能动安全系统连成一体。这

些阀门在自动启动失败后还可以由电厂操

纵员来手工启动。在大多数情况下，这些阀

门都具有“失效保护”。它们需要能量来维

持在正常的关闭位置，一旦失去能量它们将

被打开，以进行安全调整。 非能动系统和成熟部件的采用简化了

总体电厂系统和设备及其运行和维护工作。

就设计基准事故而言，在 72 个小时内无需

操作员干预或提供交流电源的情况下，非能

动系统能够保持堆芯冷却并维持安全壳的

完整性。非能动安全系统也符合 NRC 的单

一故障准则，其高可靠性已经得到了概率风

险评价（PRA）的证明。 这些非能动安全系统比一般压水堆的

安全系统简单得多。它们包含的部件大幅减

少，从而减少了必需的测试、检查和维护。

非能动安全系统的遥控阀数量只及一般能

动安全系统的 1/3，而且无需安全泵。同样

重要的是，非能动安全系统不需要对电厂、

堆芯、反应堆冷却剂系统（RCS）或安全壳

的其他设计做太大的变动。而且，非能动安

全系统不需要一般核电厂能动安全系统所

需的大型支持网络，包括交流电源，供暖、

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通风空调系统（HVAC）和冷却水，也不需

要抗震厂房来容纳这些装置。

主要设备的说明

AP600 和 AP1000 基于经过测试的成熟

技术。反应堆冷却剂系统由两个传热环路组

成，每个环路各有一台蒸汽发生器、两台反

应堆冷却剂泵、一节热段管和两节冷段管供

冷却剂在反应堆和蒸汽发生器之间循环。该

系统还包含一台稳压器，若干互连管道以及

运行控制和启动保护装置所必需的阀门和

测量仪表设备。图 1 显示了反应堆冷却剂系

统的布局。 核蒸汽供应系统设备位于反应堆安全

壳内，所有安全设备都位于安全壳或辅助厂

房内。AP600 和 AP1000 的主

要部件都在现役反应堆中按

照相似的流量、温度和压力工

况进行过验证。

反应堆设计

AP600 和 AP1000 的堆

芯、反应堆容器和内部构件实

质上与传统西屋压水堆的部

件相同。两种设计的反应堆容

器和标准西屋三回路机组一

样，喷嘴经过调整，适用于

AP600/AP1000 的双回路。内

部构件也是标准型的，只作了

少量的改进。 两种机组都使用标准的

17×17 燃料组件。AP600 的

堆芯拥有 145 根组件，功率密

度较低，而 AP1000 的堆芯拥

有 157 根组件，功率密度较

高。与 AP600 长 3.66 m 的堆

芯相比，AP1000 的堆芯长度达 4.27 m。就

失流事故而言，AP600 和 AP1000 都拥有超

过 15%的偏离泡核沸腾（DNB）裕度。 两种机组都使用了被称为“灰棒”的控

制棒，可以在不需要每天改变可溶解硼浓度

的情况下，实现日常负荷跟踪。使用了灰棒

以后，无需每天都处理一次冷却剂，并可极

大地简化硼处理系统的设计和运行。除中子

吸收材料之外，灰棒组件和标准控制棒组件

相同。灰棒和燃料组件都基于现有的西屋压

水堆技术。

蒸汽发生器

AP600 采用的是两台Δ-75 型蒸汽发生

器，而 AP1000 采用了两台Δ-125 型蒸汽发

图 1 反应堆冷却剂系统

热段管 冷段管

反应堆容器

稳压器

蒸汽发生器

蒸汽发生器

反应堆冷却剂泵

波动管路

安全注射喷嘴

高惯性密

封电机泵

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减压阀

安全壳内

换料水箱

安全壳地坑

过滤堆芯配料槽

安全 注射箱

安全 注射箱

环路 间隔

稳压器

泵

堆芯配

料槽

A

反应堆容器

蒸汽发生器

非能动余热

排出换热器

图 2 非能动堆芯冷却系统

喷淋 装置

生器，这两种型号的蒸汽发生器都基于标准

的西屋 F 型技术。

反应堆冷却剂泵

两种设计都使用密封式电机泵来驱动

主反应堆冷却剂在反应堆堆芯、管道和蒸汽

发生器内循环，两台泵被直接安装在每台蒸

汽发生器的下封头上。几十年来，这种泵一

直十分可靠地用作舰艇用反应堆的冷却剂

泵。用密封式电机泵代替通常的轴封泵促成

了许多简化设计，支持密封式电机泵的辅助

流体系统比轴封式泵简单得多。密封泵的使

用也消除了由于失去密封冷却而导致密封

失水事故的可能。将泵吸管并入蒸汽发生器

底部的下封头可杜绝冷却剂环路管道出现 U形跨越管段，减少环路压降，简化蒸汽发生

器、泵和管道的底座及支撑系统，并消除在

小规模失水事故中暴露堆芯的可能。

稳压器

AP600的稳压器设计实质上是世界各地

大约 70 座在役电厂所采用的西屋设计。

AP1000 的稳压器的体积为 59.9 m3。 AP600和AP1000的稳压器加热器相同，

类似于在役西屋压水堆采用的加热器。它们

采用立式安装，向上穿过稳压器外壳下封头

上的穿孔。

非能动安全系统

非能动堆芯冷却系统

图 2 所示的非能动堆芯冷却系统（PXS）可在发生反应堆冷却剂系统泄漏及在各个

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位置出现大小不同的裂纹的情

况下为堆芯提供保护。非能动堆

芯冷却系统可进行堆芯余热排

出、安全注射和减压等作业。即

使是 200 mm 压力容器注射管线

发生严重破裂，AP600 或 AP1000都不会发生堆芯暴露。在主反应

堆冷却剂管道发生了双头破裂

之后，非能动堆芯冷却系统能够

以远超出 高包壳温度限值的

裕量对反应堆进行冷却。

非能动余热排出

非能动堆芯冷却系统包含

一台 100%容量的非能动余热排

出换热器（PRHR HX）。该换热

器通过输入和输出管道连接到

反应堆冷却剂系统一环路上。该

换热器可防止电厂出现造成蒸

汽发生器给水系统和蒸汽系统发生失常的

瞬态，达到了有关给水系统丧失、给水管线

和蒸汽管道破裂的安全标准。该换热器和非

能动安全壳冷却系统可在无需操纵员采取

行动的情况下，提供无限的衰变热排出能

力。 非能动余热排出是通过打开两个平行

的应急开启式气动阀门（AOV）中的一个以

打开流路来完成的。一旦打开这两个阀门中

的任何一个，自然循环（即由温差产生的水

密度差异）将为水流提供原动力。 安全壳内换料贮水箱（IRWST）可为非

能动余热排出换热器提供热阱。该换料贮水

箱中的水在沸腾之前可以吸收超过 1 个小时

的衰变热。一旦开始沸腾，蒸汽将在钢制安

全壳上凝结，经收集后可借助重力流回换料

贮水箱。非能动余热排出换热器和非能动安

全壳冷却系统可在无需操纵员采取行动的

情况下，提供无限的衰变热排出能力。

安全注射和减压

非能动堆芯冷却系统用于反应堆冷却

剂配制和加硼的水源有 3 个：堆芯配料槽

（CMT）、安全注射箱和安全壳内换料贮水

箱。这些含硼水源被直接连接到反应堆容器

上的 2 个喷管上，从而使在发生较大破裂事

故时，注射流不会溢出来。 首要注射源是堆芯配料槽，通过开启注

射阀启动注射。每个堆芯配料槽有两个平行

的应急开启式气动阀门，可以打开流路。一

旦这两个阀门中的任何一个打开，自然循环

（即由温差产生的水密度差异）将为来自这

个堆芯配料槽的水流提供原动力。 当堆芯冷却剂系统的压力低于安全注

射箱内压缩氮气的压力时，安全注射箱将进

图 3 非能动堆芯冷却系统

内冷凝和自然

再循环

非能动安全壳冷却

系统重力排水箱

自然对流

排气

外部冷却空气进口

钢制安全壳空气隔板

水膜蒸发

堆芯配料槽

安全注射箱

稳压器

蒸汽发生器

安全壳内换

料贮水箱

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行注射，其水流经由止回阀。无需启动。 长期水注射是由位于安全壳内堆芯冷

却剂系统环路正上方的安全壳内换料贮水

箱的重力排水提供的。必须在对堆芯冷却剂

系统进行减压之后，安全壳内换料贮水箱才

能开始注射，减压工作是由自动减压（ADS）子系统来完成的。减压和长期注射是通过打

开一系列电动阀门（MOV）和电发火管（化

学推进剂）阀门来启动的。在以概率风险评

价为指导的设计过程中，同时使用电动阀门

和电发火管阀门是为了获得多样性和可靠

性。

非能动安全壳冷却系统

非能动安全壳冷却系统（PCS）为机组

提供了 终热阱（见图 3）。钢制安全壳可作

为排除安全壳内部热量并将其传递给大气

层的传热面，连续的自然空气循环可将热量

从安全壳上排出。 在发生事故期间，除空气冷却外，还可

利用蒸发水来排出热量。可借助重力从位于

安全壳屏蔽厂房顶部的水箱中排水。 非能动安全壳冷却是通过打开三个平

行阀门中的一个以打开流路的方式启动的。

这三个阀门中有两个是应急开启式气动阀

门，一个是电动阀门。使用电动阀门是为了

获得多样性。一旦其中一个阀门打开，重力

将自动为水流提供原动力。

长期的事故缓解

与常规压水堆相比，非能动电厂的一个

重要安全优势在于，就设计基准事故而言，

在 72 小时内无需操纵员采取行动或无需交

流电源的情况下，可实现对事故后果的缓

解。就限制设计基准事故而言，即使在以设

计基准安全壳泄漏速度丧失冷却剂的情况

下，安全壳内用于堆芯再循环冷却和加硼的

堆芯冷却剂存量足够持续使用至少 30 天。

安全方法及成果

AP1000可提供多水平的系统纵深防御。 AP1000 的非能动安全系统是专用安全

系统，在正常运行期间不使用，对操纵员行

动的依赖性也已大幅降低。这些系统不仅能

够缓解设计基准事故，而且能够达到 NRC规定的安全目标。与此同时，能动非安全系

统可为机组的正常运行提供可靠的支持，并

因此 大限度地减少了非能动安全系统所

面临的挑战。此类能动系统的实例有启动给

水系统、正常余热排出系统和乏燃料冷却系

统。 在发生事故后，通常首先是由能动系统

使用优质工业级设备来采取措施。若有必

要，再采取由一个安全级非能动系统来完成

的二级措施。然后，其他非能动系统提供进

一步的纵深防御（例如非能动余热排出换热

器）。 如上所述，能动系统提供对大多数事故

的初始响应。只有在发生一些发生频度较小

的事故或能动系统发生故障时，才需要非能

动系统。然而，需要指出的是，在设计基准

分析中，只有非能动系统得到信赖，能够独

自达到 NRC 的安全目标。 这种方法对所有停堆工况以及运行工

况都有效。一般来说，更频发的事件具有更

多的防御层次。因此，AP1000 不依赖于单

个系统的极高可靠性，也就是说 AP1000 在

其设计方面具有多样性。 除设计基准事故之外，还解决了严重事

故现象。它们包括堆芯和混凝土的相互作用

（通过使堆芯碎片滞留在压力容器内来预

防），高压堆芯熔化（通过冗余和不同的自

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动泄压来预防），氢燃烧和爆炸（使源于堆

芯冷却剂系统的氢通风路径避开安全壳，并

通过冗余和不同的点火器以及非能动自动

催化复合器加以预防）以及蒸汽爆炸（通过

冗余和不同的自动泄压预防高压，通过压力

容器内滞留（IVR）设计预防低压）。压力容

器内滞留是一种冷却受损堆芯的可靠方法。

在概率风险评价堆芯损环序列中，堆芯碎片

被保留在反应堆容器内部，堆芯热穿过反应

堆容器壁，并通过安全壳内的水从反应堆容

器上排出。可将水从安全壳内换料贮水箱中

排入安全壳，以冷却反应堆容器的外侧。反

应堆容器的绝热设计能够促进传热，并由非

能动安全壳冷却系统将这些热量传递给大

气。

概率风险评价

AP1000使用概率风险评价的目的包括： 指导非能动安全特性的设计； 指导能动非安全特性的设计； 确保实现电厂安全目标； 通过量化非安全设备在概率安全评

价中的重要性，指导对它们的管理监督； 排列安全和非安全设备维护的优先

顺序； 为确定“技术规范”提供参考。

为了评估电厂的总体风险和检查有关

纵深防御的规定，AP1000 的安全设计考虑

了英国的审批要求，即执行一项概率性评价

以寻找可能需要进行改进的电厂弱点。概率

风险评价结果（见图 4）显示，AP1000 超

过了英国的概率风险目标。AP600 的设计和

概率风险评价分三个阶段完成：第一阶段

（1985—1990 年）是初步设计；第二阶段

（1990—1992 年）是详细设计和向 NRC 提

交许可证申请的准备工作；第三阶段

（1992—1998 年）是 终设计以及与 NRC的互动。在第一阶段，进行了大量的设计更

改，以优化概率风险评价的结果，在第二阶

段，尤其是第三阶段基本上没有进行设计更

改。 AP600的 终概率风险评价是一份详细

的分三级的概率风险评价，包括为运行和停

堆工况下的事件量化堆芯损坏和大规模放

射性释放的频度。它还考虑了内部事件以及

火灾和水灾，并使用一种抗震裕度法解决了

抗震问题。 概率风险评价使用的成功标准已得到

了电厂热力和水力分析结果的验证。通过设

计、测试和分析解决了若干严重事故问题，

可以充分确信在发生这些事故期间安全壳

能够保持完好无损。

结论

AP1000 是对 AP600 进行 低限度的

设计变更后形成的功率升级版，是一种具有

经济竞争力的核电机组；

图 4 非能动安全达到英国标准

可容忍

1×10-4 1×10-5 3.6×10-7

1×10-5 1.0×10-7 4.0×10-8

可接受 不可接受

年度堆芯

损坏频度

年度大规模

放射性释放

频度

英国基本

安全界限

英国基本

安全目标 AP1000 计算结果

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AP1000 使用的是经过验证的成熟部

件和技术； AP600 已经获得美国的许可证，

AP1000 目前也已获得 NRC 的 终设计批准

书，并将于 2005 年 12 月收到设计证书后完

全获得许可； AP1000 的重大改革是使用了非能动

安全系统，它们提高了安全性，也极大地简

化了电厂设计，包括仪表测控系统方面的简

化； AP1000 的成本较低，在美国及其他市

场上将比天然气更具有成本竞争力； AP1000 利用了现代数字化保护和控

制系统以及现代化图形显示技术，以获得有

效的人机界面； 使用了概率风险评价技术改进机组

的设计和运行，结果表明：由于采用了简单

的非能动安全系统以及由这些系统和能动

非安全系统提供的纵深防御，因此机组风险

很低。 AP1000 适合于在世界各地推广应用。

（郭志锋 译 张炎 校）

荷兰将延长其惟一的核电机组运行寿期

【美国彭博咨讯（Bloomberg）2005 年

8 月 19 日报道】 荷兰政府在就本国惟一的

核电厂——鲍塞尔核电厂的未来进行了长

达 10 年的讨论之后，计划让鲍塞尔核电厂

在其原定的计划退役日期（2013 年）之后延

寿 20 年。 荷兰环境部副部长 Pieter van Geel 于 8

月 18 日表示，政府预期将于 11 月与这台 450 MW 压水堆的业主 EPZ 公司签署将该机

组的运行寿期延长到原计划退役时间之后

的相关协议。目前这台核电机组提供荷兰4%的电力需求。

荷兰 3 名内阁成员已推翻了其前任在

2013 年关闭这座核电厂的决定。现政府希望

签署一份能够消除未来任何政治动荡的合

同。 “我希望有一份基于私营法的协议，因

为我们都知道新政府可为所欲为。”Van Geel说，“如果新政府在违反协议时要以大量资

金作为代价，那么政府官员就不会违反协

议，也不会再讨论关闭该核电厂的事宜。” 作为允许核电厂继续运行的回报，荷兰

政府希望 EPA 公司在可再生能源技术方面

进行投资，例如风力发电或太阳能发电。 “我认为，我们 终将拥有一份允许鲍

塞尔核电厂继续运行 10 年、15 年或 20 年的

协议，”Van Geel 说，“作为回报，他们将投

资可再生能源，这将是一个一揽子交易。” 如果在 2013 年强制关闭鲍塞尔核电厂，

那么荷兰政府可能要向该公司股东支付高

达 10 亿欧元（12 亿美元）的赔偿金，因为

该电厂或许可继续运行 30 年时间。 鉴于目前石油价格的快速上涨，以及核

电在温室气体排放方面的优势，Van Geel 表示，欧洲在未来 40 年内需要核能，没有其

他可替代方案。

（伍浩松 译 张炎 校）