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　　AP1000技術是美國西屋公司開發的第三代百萬千瓦級先進壓水堆核電機組，其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+;主回路設計類似于美國燃燒工程公司(CE)設計的System 80。采用增大的蒸汽發生器(D125型)，和正在運行的西屋大型蒸汽發生器相似;穩壓器容積有所增大;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路壓力容器相似，取消了堆芯區的環焊縫，堆芯測量儀表布置在上封頭，可在線測量。

　　AP1000 單臺機組NSSS的熱功率為3415MWe ，電功率為1115MWe，熱效率約為33%，機組可利用率為93%，堆芯熔化頻率為：2.41×10-7/堆年，嚴重事故下大量放射性物資向環境釋放概率為：1.95×10-8/堆年;機組采用單堆布置，反應堆廠房采用雙層安全殼，內層為鋼安全殼，外層為混凝土結構(其屋頂設置非能動安全殼冷卻系統儲水箱);施工安裝過程采用模塊化的建造模式，有利于縮短建造工期。

　　AP1000區別于二代加壓水堆核電機組的主要特點就是“非能動”的安全系統?！胺悄軇印痹O計概念就是利用固有的熱工水力特性，簡化安全系統的設計，使核電站保證安全的措施不再依賴泵、風機等能動設備的運行，從而大幅度地減少了安全級的閥、泵、電纜及抗震廠房;取消了1E級應急柴油發電機系統;減少了大部分安全級能動設備;降低了大宗材料用量;系統簡化使設計簡化、工藝布置簡化、施工量減少、運行及維修量也相應減少。設計中采用的非能動的嚴重事故預防和緩解措施使安全性能得到提高，同時也提高了機組和經濟性。

　　一、非能動堆芯冷卻系統

　　AP1000非能動堆芯冷卻系統包括非能動余熱去除系統和安全注入系統。

　　與傳統壓水堆應急堆芯冷卻系統相比，AP1000非能動堆芯冷卻系統除了具有安全注射和應急硼化的功能外，還具有堆芯應急衰變熱導出和安全殼 pH 值控制的功能，替代了傳統壓水堆輔助(應急)給水系統和安全殼噴淋系統的部分功能。在反應堆冷卻劑系統中，引入一個非能動熱交換器。當冷卻劑泵失效時，水流

　　自然循環到該熱交換器，后者將熱量載帶到安全殼內的換料水箱(IRWST)。傳熱過程無需動力。當 IRWST達到飽和時，向安全殼大氣蒸發，非能動安全殼冷卻系統動作，冷凝水沿殼壁流回環料水池，可以實現長時間的堆芯冷卻。安全注入系統由兩臺堆芯補給水箱(CMT)、兩臺安全注射箱和IRWST 組成，連接于反應堆冷卻劑環路并充滿硼水，注射依靠重力和氣體儲能的釋放。當正常上充水系統失效時，可應付小泄漏及由失水事故引起的大泄漏，CMT、安全

　　注射水箱和IRWST 為堆芯提供冷卻。依靠 IRWST 提供冷卻水注入保持LOCA后期冷卻和余熱去除，和安全殼冷卻系統一起建立再循環，使堆芯保持淹沒。

　　二、非能動安全殼冷卻系統

　　AP1000非能動安全殼冷卻系統與傳統壓水堆的安全殼噴淋系統的主要功能相同，其作用是發生LOCA事故或主蒸汽管破裂事故發生在安全殼內時，排出安全殼內的熱量。非能動安全殼冷卻系統以鋼安全殼作為傳熱界面，將空氣從外層屏蔽殼入口引入，通過外部環廊到達底部，在空氣折流板底部轉向180度，進入內部環廊，再沿安全殼內壁向上流動。由于內部環廊空氣被加熱和水蒸氣存在，造成內外環廊空

　　氣密度差，形成空氣的自然循環，空氣最終從屏蔽殼頂部煙囪排出。在安全殼頂部設有可供72小時的冷卻水貯存箱，水依靠重力向下流，在鋼安全殼弧頂和殼壁外側形成一層水膜。當安全殼內壓力或溫度過高時，系統自動開啟。由形成的水膜和空氣自然循環導出安全殼內的熱量，降低安全殼的壓力，保證安全殼不受損壞。

　　三、非能動安全殼裂變產物去除系統

　　AP1000在設計上沒有安全相關的安全殼噴淋系統用于去除安全殼中的裂

　　變產物。安全殼大氣中活性物質的去除完全靠自然的過程(如沉淀、擴散、熱遷移等)。事故后如安全殼內放射性活度升高，由防火系統提供的非能動安全殼噴淋系統在安全殼外充氮罐的壓力作用下進行噴淋，以限制裂變產物的釋放。絕大多數非氣態活性物質最終沉積在安全殼地坑冷卻水中。非能動主控室可居留系統失去交流電源時，主控室非能動應急可居留系統向主控室通風和充氣，維持工作人員可以繼續居留的環境至少72小時，并兼作主控室、儀間和直流設備室的非能動熱阱

　　四、非能動主控室可居留系統

　　失去交流電源時，主控室非能動應急可居留系統向主控室通風和充氣，維持工作人員可以繼續居留的環境至少72小時，并兼作主控室、儀表間和直流設備室的非能動熱阱。