AP1000

　　歷史

　　根據(jù)美國核管理委員會(United States Nuclear Regulatory Commission 簡稱NRC)官方網(wǎng)站信息，2002年3月28日，西屋公司向核管會提交了了AP1000的最終設計批準以及標準設計認證的申請。2004年9月13日獲得了NRC授予的最終設計批準（Final Design Approval）。核管會于2005年12月14日投票通過了AP1000標準核電站的最終設計認證條例（Final design certification rule)，并于2006年1月23日獲得簽署。直至2010年12月1日，西屋向NRC提交了AP1000設計控制文案（Design control document）的第18次修改。根據(jù)《科學美國人》（Scientific American）的報道，核管會估計會在2011年9月完成對AP1000的整體設計認證。按照西屋公司的預期，2016年美國會開始建造AP1000型核電站，這將會是美國自上世紀70年代以來首次恢復核電站的建設。

　　設計規(guī)范

　　AP1000為單堆布置兩環(huán)路機組，電功率1250MWe，設計壽命60年，主要安全系統(tǒng)采用非能動設計，布置在安全殼內，安全殼為雙層結構，外層為預應力混凝土，內層為鋼板結構。AP1000主要的設計特點包括：

　　（1）主回路系統(tǒng)和設備設計采用成熟電站設計

　　AP1000堆芯采用西屋的加長型堆芯設計，這種堆芯設計已在比利時的Doel 4號機組、Tihange 3號機組等得到應用；燃料組件采用可靠性高的Performance+；采用增大的蒸汽發(fā)生器（D125型），和正在運行的西屋大型蒸汽發(fā)生器相似；穩(wěn)壓器容積有所增大；主泵采用成熟的屏蔽式電動泵；主管道簡化設計，減少焊縫和支撐；壓力容器與西屋標準的三環(huán)路壓力容器相似，取消了堆芯區(qū)的環(huán)焊縫，堆芯測量儀表布置在上封頭，可在線測量。

　　（2）簡化的非能動設計提高安全性和經濟性

　　AP1000主要安全系統(tǒng)，如余熱排出系統(tǒng)、安注系統(tǒng)、安全殼冷卻系統(tǒng)等，均采用非能動設計，系統(tǒng)簡單，不依賴交流電源，無需能動設備即可長期保持核電站安全，非能動式冷卻顯著提高安全殼的可靠性。安全裕度大。針對嚴重事故的設計可將損壞的堆芯保持在壓力容器內，避免放射性釋放。

　　在AP1000設計中，運用PRA分析找出設計中的薄弱環(huán)節(jié)并加以改進，提高安全水平。AP1000考慮內部事件的堆芯熔化概率和放射性釋放概率分別為5.1×10-7/堆年和5.9×10-8/堆年，遠小于第二代的1×10-5/堆年和1×10-6/堆年的水平。

　　簡化非能動設計大幅度減少了安全系統(tǒng)的設備和部件，與正在運行的電站設備相比，閥門、泵、安全級管道、電纜、抗震廠房容積分別減少了約50%，35%，80%，70%和45%。同時采用標準化設計，便于采購、運行、維護，提高經濟性。西屋公司以AP600的經濟分析為基礎，對AP1000作的經濟分析表明，AP1000的發(fā)電成本小于3.6美分/kWh，具備和天然氣發(fā)電競爭的能力。AP1000隔夜價低于1200美元/千瓦（包括業(yè)主費用和廠址費用）。

　　（3）嚴重事故預防與緩解措施

　　AP1000設計中考慮了以下幾類嚴重事故：

　　堆芯和混凝土相互反應；高壓熔堆；氫氣燃燒和爆炸；蒸汽爆炸；安全殼超壓；安全殼旁路。

　　為防止堆芯熔融物熔穿壓力容器和混凝土底板發(fā)生反應，AP1000采用了將堆芯熔融物保持在壓力容器內設計（IVR）。在發(fā)生堆芯熔化事故后，將水注入到壓力容器外璧和其保溫層之間，可靠地冷卻掉到壓力容器下封頭的堆芯熔融物。在AP600設計時已進行過IVR的試驗和分析，并通過核管會的審查。對于AP1000，這些試驗和分析結果仍然適用，但需作一些附加試驗。由于采用了IVR技術，可以保證壓力容器不被熔穿，從而避免了堆芯熔融物和混凝土底板發(fā)生反應。

　　針對高壓熔堆事故，AP1000主回路設置了4列可控的自動卸壓系統(tǒng)（ADS），其中3列卸壓管線通向安全殼內換料水儲存箱，1列卸壓管線通向安全殼大氣。通過冗余多樣的卸壓措施，能可靠地降低一回路壓力，從而避免發(fā)生高壓熔堆事故。

　　針對氫氣燃燒和爆炸的危險，AP1000在設計中使氫氣從反應堆冷卻劑系統(tǒng)逸出的通道遠離安全殼壁，避免氫氣火焰對安全殼璧的威脅。同時在環(huán)安全殼內部布置冗余、多樣的氫點火器和非能動自動催化氫復合器，消除氫氣，降低氫氣燃燒和爆炸對安全殼的危險。

　　對于蒸汽爆炸事故，由于AP1000設置冗余多樣的自動卸壓系統(tǒng)，避免了高壓蒸汽爆炸發(fā)生。而在低壓工況下，由于IVR技術的應用，堆芯熔融物沒有和水直接接觸，避免了低壓蒸汽爆炸發(fā)生。

　　對于由于喪失安全殼熱量排出引起的安全殼超壓事故，AP1000非能動安全殼冷卻系統(tǒng)的兩路取水管線的排水閥在失去電源和控制時處于故障安全位置，同時設置一路管線從消防水源取水，確保冷卻的可靠性。事故后長期階段僅靠空氣冷卻就足以帶出安全殼內的熱量，有效防止安全殼超壓。由于采用了IVR技術，不會發(fā)生堆芯熔融物和混凝土底板的反應，避免了產生非凝結氣體引起的安全殼超壓事故。

　　針對安全殼旁路事故，AP1000通過改進安全殼隔離系統(tǒng)設計、減少安全殼外LOCA發(fā)生等措施來減少事故的發(fā)生。

　?。?）儀控系統(tǒng)和主控室設計

　　AP1000儀控系統(tǒng)采用成熟的數(shù)字化技術設計，通過多樣化的安全級、非安全級儀控系統(tǒng)和信息提供、操作避免發(fā)生共模失效。主控室采用布置緊湊的計算機工作站控制技術，人機接口設計充分考慮了運行電站的經驗反饋。

　?。?）建造中大量采用模塊化建造技術

　　AP1000在建造中大量采用模塊化建造技術。模塊建造是電站詳細設計的一部分，整個電站共分4種模塊類型，其中結構模塊122個，管道模塊154個，機械設備模塊55個，電氣設備模塊11個。模塊化建造技術使建造活動處于容易控制的環(huán)境中，在制作車間即可進行檢查，經驗反饋和吸取教訓更加容易，保證建造質量。平行進行的各個模塊建造大量減少了現(xiàn)場的人員和施工活動。

　　通過與前期工程平行開展的按模塊進行混凝土施工、設備安裝的建造方法，AP1000的建設周期大大縮短至60個月，其中從第一罐混凝土到裝料只需36個月。美國西屋電氣公司在中國核電招標中成功競標，將向中國進行技術轉讓，建設4臺核電機組。西屋公司總裁兼首席執(zhí)行官史睿智先生接受新華社記者采訪時表示，西屋的AP1000核電技術是目前唯一一項通過美國核管理委員會最終設計批準的“第三代+”核電技術，“這是目前全球核電市場中最安全、最先進的商業(yè)核電技術”。

　　AP1000是一種先進的“非能動型壓水堆核電技術”。用鈾制成的核燃料在“反應堆”的設備內發(fā)生裂變而產生大量熱能，再用處于高壓下的水把熱能帶出，在蒸汽發(fā)生器內產生蒸汽，蒸汽推動汽輪機帶著發(fā)電機一起旋轉，電就源源不斷地產生出來，并通過電網(wǎng)送到四面八方。采用這一原理的核電技術就是壓水堆核電技術。

　　AP1000最大的特點就是設計簡練，易于操作，而且充分利用了諸多“非能動的安全體系”，比如重力理論、自然循環(huán)、聚合反應等，比傳統(tǒng)的壓水堆安全體系要簡單有效得多。這樣既進一步提高了核電站的安全性，同時也能顯著降低核電機組建設以及長期運營的成本。

　　西屋公司提供的技術材料稱，AP1000在建設過程中，可利用模塊化技術，多頭并進實施建設，極大地縮短了核電機組建設工期。AP1000從開工建設到加載原料開始發(fā)電，最快只需要36個月，建設成本方面的節(jié)約優(yōu)勢明顯。西屋預計，中國的4臺核電機組將于2013年建成發(fā)電。

　　中國在美國、法國、俄羅斯等投標方中認真比較后選擇西屋的核電技術。在美國本土，計劃中將要建設的18臺核電機組中，已經有至少12個確定選擇AP1000技術為設計基礎。他說：“西屋非常高興這次中國也選擇了AP1000?，F(xiàn)在能夠進軍中國核電市場對于西屋意義重大，我們致力于和中國核電市場發(fā)展長期、互利的合作關系。”

　　西屋公司是全球壓水反應堆核電技術的龍頭，早在1957年就開發(fā)出了全球首個壓水反應堆。全球超過40%的運營核電機組都是由西屋建造或經西屋批準利用其設計基礎建造的。

　　AP1000是西屋在AP600技術的基礎上延展開發(fā)的。AP600以“非能動性”為特點的設計最早始于1991年，西屋當初試圖將核電站技術從經濟效益和安全水平兩方面都提升到一個新高度，保持自己在核電領域的技術領先優(yōu)勢。AP600在1998年獲得美國核管會的“最終設計批準”，但隨著世界電力市場的不斷變化，核電新的目標電價降至每度3美分，AP600已無法滿足這個要求。為此西屋啟動了AP1000的開發(fā)工作，目標是更便宜、更安全、更高效的核反應堆技術，以提升其在核電市場的競爭力。

　　由于AP1000脫胎于AP600，因此研發(fā)進程大大加快，通過設計改進達到增容目的，顯著提高發(fā)電功率，同時又保持了原有系統(tǒng)的安全性和簡潔性。從AP600到AP1000，經過了15年的開發(fā)和完善。史睿智特意提到，在多年的開發(fā)工作中，不少中國工程技術人員也參與其中。

　　AP1000作為當今核電市場最具競爭力的技術，應用到中國核電機組建設中，“對于中美雙方是真正的雙贏合作”。中國將依托先進核電技術，更好地滿足日益增加的能源需求。而與中國合作，一方面為美國創(chuàng)造大量就業(yè)崗位，同時也為美國的產品、技術和服務出口提供了良機。

　　西屋電氣的 AP1000 有以下特點：

　　1、世界市場現(xiàn)有的最安全、最先進、經過驗證的核電站 (保守概率風險評估 (PRA):堆芯損毀概率為可忽略不計的 2.5x10- 7 )；

　　2、唯一得到美國核管會最后設計批準（FDA）的新三代+核電站；

　　3、基于標準的西屋壓水反應堆 (PWR)技術，該技術已實現(xiàn)了超過 2,500 反應堆年次的成功的運營 ；

　　4、1100 MWe設計，對于提供基本發(fā)電負荷容量很理想；

　　5、模塊化設計，有利于標準化并提高建造質量；

　　6、更經濟的運營 (更少的混凝土和鋼鐵，更少零部件和系統(tǒng)，意味著更少的安裝、檢測和維護 )；

　　7、 更簡便的運營(配備行業(yè)最先進的儀表和控制系統(tǒng) )；

　　8、 符合美國用戶要求文件（URD）對新一代商用反應堆的要求。

　　第3代

　　1、核電站核島筏基大體積混凝土一次性整體澆注技術

　　2009年3月31日14時06分，世界上首臺AP1000核電機組三門核電站一號機組核島第一罐混凝土澆注順利完成，4月20日混凝土養(yǎng)護取得成功。這是世界核電站工程建設中首次成功采用核島筏基大體積混凝土一次性整體澆注的先進技術，中國成為首個成功掌握此項技術的國家。核電站核島筏基是核反應堆廠房的基礎部分，其大體積混凝土一次性整體澆注，可以實現(xiàn)核電站核島基礎的一次整體成形，具有無接口、防滲好等技術優(yōu)點，特別適合安全性能要求較高的核電施工。但由于澆注后的養(yǎng)護是難點，一直是施工的一大技術難題。該項技術的成功實施，可以有效縮短工期，將為未來第三代核電的批量化建設帶來巨大的經濟價值。

　　2、核島鋼制安全殼底封頭成套制造技術

　　2009年12月21日15時28分，三門核電站一號機組核島鋼制安全殼底封頭成功實現(xiàn)整體吊裝就位，這一底封頭的鋼材制造、弧形鋼板壓制、現(xiàn)場拼裝焊接、焊接材料生產、整體運輸?shù)跹b等都是由中國企業(yè)自主承擔完成的。AP1000首次采用在核電站反應堆壓力容器外增加鋼制安全殼的新技術。鋼制安全殼是AP1000核電站反應堆廠房的內層屏蔽結構，是非能動安全系統(tǒng)中的重要設備之一。AP1000鋼制安全殼底封頭鋼板的典型特征是大尺寸、多曲率、高精度，采用整體模壓一次成型技術，尚屬世界性難題。中方企業(yè)攻克了一系列世界性的技術難題和工藝難關，提升了我國核電裝備制造和相關材料研制的水平。

　　3、模塊化設計與制造技術

　　2009年6月29日，三門核電站一號機組核島最大的結構模塊CA20模塊成功吊裝就位，開啟了中國核電站工程模塊化建造的新時代。CA20模塊的工廠化預制和現(xiàn)場拼裝、組焊、整體吊裝的順利完成，標志著AP1000技術的模塊化設計和施工的先進理念已經從理論變成了現(xiàn)實。CA20模塊是AP1000的最大一個結構模塊，長20.5米，寬14.2米，高20.7米，近7層樓高，由18個房間構成，包括32個墻體子模塊和40個樓板子模塊，結構總重達749噸，加上吊具等起吊總重量達到968噸，相當于700多輛小汽車的重量。使用模塊化建造方法，可以實現(xiàn)核電站核島工程建設中的土建和安裝的交叉施工，能大大縮短核電站的工程建設周期。通過模塊的工廠化預制，可有效提高工程建造的質量。

　　4、主管道制造關鍵技術

　　2010年1月11日，中國AP1000自主化依托項目國產化主管道采購合同在北京簽訂。國核工程公司與中國第二重型機械集團公司(德陽)重型裝備股份公司簽訂了主管道采購合同。核電站主管道是連接反應堆壓力容器和蒸汽發(fā)生器的大厚壁承壓管道，是核蒸汽供應系統(tǒng)輸出堆芯熱能的“大動脈”，是壓水堆核電站的核一級關鍵設備之一。AP1000機組采用了超低碳控氮不銹鋼整體鍛造技術，材質要求高、加工制造難度大，堪稱目前世界核電主管道制造難度之最。AP1000主管道是中國AP1000自主化依托項目中唯一沒有引進國外技術的核島關鍵設備。中國二重集團等國內多家企業(yè)通過為時兩年的科研攻關，自主突破了AP1000主管道制造的技術難關，制造的主管道1：1模擬件綜合技術指標已完全符合美國西屋公司的設計技術標準，達到世界一流水平，大幅降低了主管道的采購成本。

　　5、關鍵設備大型鍛件制造技術

　　2009年12月22日，中國一重承擔的三門核電站2號機組蒸汽發(fā)生器管板鍛件研制取得成功，在先前實現(xiàn)AP1000核島反應堆壓力容器鍛件完全國產化的基礎上，再次實現(xiàn)了蒸汽發(fā)生器鍛件的完全國產化，一舉攻克了制約我國核電發(fā)展的重大技術難關，大幅提升了中國核電裝備制造的整體水平和技術能力，打破了國外企業(yè)在高端大型鑄鍛件市場的壟斷。以前中國的大型鑄鍛件企業(yè)因制造能力和技術上的差距，使國內高端大型鑄鍛件市場和技術被國外巨頭壟斷，尤其是在核電大型鑄鍛件上，國外更是實行技術封鎖。除大型鍛件外，反應堆壓力容器、蒸汽發(fā)生器、主泵、主管道、鋼制安全殼等核島關鍵設備國產化工作均取得實質性進展，確保了中國后續(xù)三代核電批量化、規(guī)?；l(fā)展。

　　世界首臺

　　2012年10月8日，代表核電領域最高水平的世界首臺AP1000三代125萬千瓦等級核電汽輪機最后一套低壓內缸在秦皇島重裝基地順利裝船起運，發(fā)往浙江三門核電站。由哈電集團哈爾濱汽輪機廠有限責任公司生產的這套設備，向世界展示了我國電力裝備制造的先進水平，實現(xiàn)了“中國制造”的大跨越。哈電集團秦皇島重裝基地啟運的三門核電1號機三套低壓內缸，采用了當前世界最先進的總裝方式，首次引進了tccs系統(tǒng)(汽輪機間隙測量控制系統(tǒng)，主要靠激光和靶球的專用工裝對汽輪機轉子和靜子汽封之間的徑向間隙進行測量計算)進行汽輪機通流間隙的測量。為了防止人為操作失誤和吊車行車時的振動影響，所有的tccs測量工作都選擇晚上進行;為了確保數(shù)據(jù)的準確性，每套缸基本上要經歷4次tccs測量、解體和裝配以及數(shù)據(jù)反復核對工作。不僅如此，為了確保首臺ap1000汽輪機的裝配質量，在完成 tccs最終測量調整后，擔負總裝任務的汽輪機公司總裝工人們還采用傳統(tǒng)的壓鉛絲方法，重新對汽輪機的通流間隙進行測量，驗證tccs調整數(shù)據(jù)的可靠性和準確性，同時也為后序機組全面使用tccs進行了科學驗證。