AP1000技术手册 AP1000施工总承包部 二○○八姩二月 声明： 本文件仅限于AP1000施工总承包部作为技术培训的教材使用除此之外，未经AP1000施工总承包部的书面许可任何单位或个人不得引用、复制、转借、发表或发生类似的侵权行为。目 录 第一部分 AP1000技术特点 4 1. 前言 4 2. 厂房布置 5 2.1. 总平面布置 5 2.2. 核岛 6 2.3. 汽轮机厂房 设备冷却水系统、生活服务沝系统、冷冻水系统、乏燃料池冷却系统 57 6.5. 燃料换料和机械搬运系统 59 6.6. 现场支持系统 62 6.7. 放射废物处理系统 70 6.8. 仪表和控制 72 6.9. 反应堆保护系统及其它系统 73 6.10. 咹全系统 73 第二部分 AP1000的设计与建造特点 80 1. 模块化设计与建造 80 1.1. 模块化建造图示 80 1.2. 核电站是利用核裂变反应产生的能量来发电的在其众多设备中，既有与常规火电厂类似的汽轮发电机组又有其特有的核反应堆。 AP1000是一种先进的“非能动型压水堆核电技术”用铀制成的核燃料在“反應堆”的设备内发生裂变而产生大量热能，再用处于高压下的水把热能带出在蒸汽发生器内产生蒸汽，蒸汽推动汽轮机带着发电机一起旋转驱动汽轮发电机发电。 用加压水作慢化剂和冷却剂的反应堆叫压水反应堆（如下图所示） AP1000是由美国西屋公司研发的一个二回路百萬千瓦级的压水堆核电厂AP600的非能动安全设计概念，加上系统80+双环路的设计思想采用模块化施工技术，以大幅降低降低成本、压缩工期为目标的第三代百万级先进压水堆核电站AP1000机组呈单堆布置，每台机组装机容量为1000MWe AP1000在保留了原有PWR技术的基础上采用非能动安全系统设计，充分利用自然力如重力流气流自然循环和对流等，通过合理的布置减少大量的能动部件如泵、风机等能动机械且无须安全级别支持系統，减少了外部干扰其非能动安全系统有非能动堆芯冷却系统 （PXS ）、非能动安全壳冷却系统等（PCS）等。 同时在厂房布置设计上,通过结構优化和采用新技术，使厂房结构简化一方面，通过采用非能动系统简化系统减少设备数量一体化堆顶结构采用堆顶测量技术取消反應堆压力容器底部贯穿件AP1000厂房组成包括：核岛(NI)、常规岛(CI)和电站配套设施（BOP）。 核岛(NI)厂房包括：反应堆厂房、核辅助厂房、柴油发电机组厂房、放射性废料厂房、附属厂房其中柴油发电机组厂房、放射性废料厂房、附属厂房为钢结构厂房。 常规岛(CI)包括：汽轮机厂房、变压器區、虹吸井等 电站配套设施(BOP)包括循环水泵房、水处理厂、除盐水厂房、检修车间、开关站、模拟体厂房、培训中心以及综合楼和保卫等設施。 AP1000总体布置外型图如下： 核岛 反应堆厂房 反应堆厂房采用双层安全壳结构内层是钢制安全壳，外层是钢筋混凝土筒体墙坚固可靠，增加了安全性降低了泄漏率。内层约为1.7363(厚带有上下封头的圆柱形钢制容器总高度约为65.6m，形成反应堆厂房的压力边界；外层混凝土筒體墙厚度为3(-0(，混凝土筒体墙内壁与钢制安全壳外壁之间间距为5(-0(与外界相通，为ap1000空气导流板装置区通过非能动空气自然循环降低安全殼内的温度和压力。 反应堆厂房作为反应堆系统的整体部分在假想事故工况下起包容放射性气体，正常运行时为堆芯及反应堆冷却剂系統（RCS）提供屏蔽 AP