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案例详细
标题AP1000先进核电技术
技术领域仪器仪表
行业
简介本文阐述了中共中央政治局常务委员会决定从美国西屋公司引进AP1000核电技术和合作建造4台AP1000核电机组，是实现我国第三代核电自主化的战略决策。从安全性、成熟性、经济性、放射性排出物以及科技含量等方面说明第三代AP1000非能动核电厂是一种更简化、更安全、更经济和有持续发展前途的核电厂堆型。本文也扼要地介绍了AP1000非能动核电厂的先进数字化仪表控制系统。无论在设计理念上，还是在具体的系统设计方面， AP1000核电厂的仪表控制系统与第二代压水堆核电厂有较大的不同，使核电厂的运行和安全性能都得到很大的改善。
内容  缪鸿兴 （1935-）

 男，研究员级高级工程师。毕业于哈尔滨军事工程学院海军工程系舰船电气专业。

 1967年8月~1996年10月，就职于上海核工程研究设计院，从事秦山和巴基斯坦恰希玛30万千瓦核电厂的设计建设等工作；曾任组长、室主任；84年以后任秦山30万千瓦核电厂副总设计师（由三委二部任命）、院副总工程师和院技术顾问等职务。

 1996年10月~2002年2月，任广东核电集团公司技术中心副总工程师，负责开发GNP1000（提出25项技术改进）以及为我国核电驱动项目编写核电招标规范书等技术工作。

                    2002年7月~现在，参加CNP1000二代+和CAP1500大型先进压水堆核电站方案开发研究的总体工作；

                    2003年8月以后，参加第三代核电依托项目招标和合同谈判工作。现任上海核工程研究设计院技术顾问和国家核电技术公司专家委员会专家。曾任国家核安全局第三、四、五、六届核安全专家委员会委员。

摘要：本文阐述了中共中央政治局常务委员会决定从美国西屋公司引进AP1000核电技术和合作建造4台AP1000核电机组，是实现我国第三代核电自主化的战略决策。从安全性、成熟性、经济性、放射性排出物以及科技含量等方面说明第三代AP1000非能动核电厂是一种更简化、更安全、更经济和有持续发展前途的核电厂堆型。本文也扼要地介绍了AP1000非能动核电厂的先进数字化仪表控制系统。无论在设计理念上，还是在具体的系统设计方面， AP1000核电厂的仪表控制系统与第二代压水堆核电厂有较大的不同，使核电厂的运行和安全性能都得到很大的改善。

关键词：AP1000先进核电技术；战略决策；优越性；数字化仪表控制系统

Abstract: The article addresses that to import AP1000 nuclear power technology
 from Westinghouse Electric Corporation and cooperatively construct 4 units of 
AP1000 nuclear power plant is stratagem decision-making to realize third generation 
nuclear power self-reliance program which is decided by the Standing Committee of the 
CPC Central 
Committee. Third generation AP1000 passive nuclear power plant is a more simplified ,
safer and economic ,and sustainable development type reactor which  can be explained 
from safety ,proven technology  ,economy,  radioactive effluent, and contents of the 
science and technology etc. The article also briefly introduced AP1000 digital I&C system。
AP1000 I&C system is differ from second generation nuclear power plant whether the 
design idea or the design technique of I&C system to improve the operation capability 
and safety of the nuclear power plant.

Key words: AP1000 advanced nuclear power technology; stratagem decision-making; AP1000 advantages; digital I&C system

引言

    早在2003年初，温家宝总理已对核电发展问题明确指示：“采用世界先进技术，统一技术路线，不敢再走错一步，不能照顾各种关系” ，为我国核电的发展指明了方向。

    曾培炎副总理曾先后召开12次领导小组会议，温家宝总理曾4次主持国务院会议，就我国“核电自主化依托项目”引进第三代百万千瓦级核电技术国际招标事项， 听取了各方意见，并指示国家发展改革委员会召开一次扩大的核电自主化专家组会议，就选择EPR还是AP1000的问题进行咨询。应邀参加会议的34位国内知名核电专家（其中包括科学院和工程院的9名院士）充分发表了各自的见解，形成了比较一致的意见，认为选择AP1000核电技术作为我国核电自主化项目的依托是合适的。

    在此基础上，2006年11月中共中央总书记胡锦涛同志主持中共中央政治局常务委员会，听取我国三代核电技术国际招标和“国家核电技术公司”组建的工作汇报，做出从美国西屋公司引进AP1000核电技术和合作建造4台AP1000核电机组以实现我国第三代核电自主化的战略决策，并要求在消化、吸收引进技术的基础上自主创新，实现设计并建成具有我国自主知识产权的“大型先进压水堆核电站”科技重大专项目标。同时，批准成立国家核电技术公司，它是实现第三代先进核电技术引进、工程建设和自主化发展的主要载体和研发平台。

    2007年7月24日，国家核电技术公司、三门核电公司、山东核电公司与西屋联合体及其分包商分别签订了依托项目4台AP1000核电机组的核岛采购合同和相应的技术转让合同，经过中美两国政府批准，于2007年9月24日如期生效。目前，三门核电厂和海阳核电厂正在按计划建设中，三门核电厂已于2009年3月29日如期浇灌了第一罐混凝土。

    为实施党中央和国务院对国家核电技术公司确定的职责和要求，国家核电技术公司制定了“三步走”的战略。第一步，以外方为主，我方全面参与。 负责两个三代核电自主化依托项目（浙江三门、山东海阳）的核岛建设，建成首批4台AP1000核电机组。第二步，以我为主，外方支持。充分利用国内资源，启动AP1000核电机组的产业化批量建设，外方参与部分技术支持的情况下，中方全面完成AP1000技术的消化和吸收过程，实现自主化。第三步，全面完成自主设计创新。充分利用国内和国外各种资源，实行产、学、研相结合，通过“引进、消化、吸收和再创新”，形成中国具有自主知识产权的第三代非能动安全核电技术，并在2017年建成示范机组，取得经验反馈后，开始批量建设中国自主品牌的第三代核电厂。

    因此，引进AP1000先进核电技术是国家的战略决策。

1  AP1000非能动核电厂的优越性

    我国引进的第三代AP1000非能动核电厂是一种安全、经济和有持续发展前途的核电厂堆型。

    AP1000设计采用了先进的“非能动”安全设计理念：安全系统的设计采用重力、自然循环等自然力和蓄能驱动流体流动，在异常事件或事故情况下，带走堆芯余热和安全壳的热量，不需要外部能源；不使用泵、风机或应急柴油发电机等能动部件；在没有交流电源、设备冷却水、厂用水以及供暖、通风与空调等安全级支持系统的情况下，可以保持核电厂的安全；使核电厂得到进一步简化、安全性能得到进一步提高、安装建造技术得到进一步提升，电厂的运行和可维修性能得到进一步改善。

1.1 安全性

    AP1000的安全性远远高于第二代压水堆核电厂。AP1000采用了非能动的安全系统，其反应堆堆芯损伤频率（CDF）和大量放射性释放频率（LRF）分别为 5.081×10-7/堆年和5.95×10-8/堆年，比第二代压水堆核电厂低一百到一千倍；发生事故后72小时内，不需要操作员采取任何手动干预动作，大大减少人因错误；将堆芯熔融物滞留在压力容器内（IVR），避免了堆芯熔融物和混凝土底板发生反应，使LRF降到最低。

    AP1000的人因失误占堆熔频率的7.74%，共因失效占堆熔频率的57%，而EPR分别为29%和94%，AP1000明显优于EPR。

1.2 成熟性

    AP1000的最大特点是专设安全系统采用了非能动技术。西屋公司利用了几个国家的力量建立了一系列的单项和综合试验验证装置，进行了大量的试验验证；在此基础上，开发了非能动专设安全系统专用的分析设计程序，设计了八个用于预防和缓解设计基准事故和严重事故措施的非能动专设安全系统；非能动专设安全系统经过美国核管理委员会（NRC）的严格审查和批准。因此，AP1000的非能动系统已达到成熟性的要求。

    AP1000的反应堆和反应堆冷却剂系统（RCS）基本上与第二代核电厂相同。反应堆和堆内构件，与西屋公司设计和正在运行的比利时Doel 4和Tihange 3核电厂基本相同；RCS采用二环路主系统，基本上和CE公司设计的第二代“系统80”核电厂相同，不同之处是主泵采用屏蔽电机泵；正常运行的重要辅助系统如化学和容积控制系统(CVS) 等和第二代核电厂也是相同的，只是更简化了。因此，AP1000的反应堆和RCS已具有成熟的设计和运行经验。

1.3 经济性

    由于AP1000专设安全系统采用非能动理念，使专设安全系统配置简化、安全支持系统减少、安全级设备和抗震厂房减少、IE级应急柴油机系统和很多能动设备被取消，以及大宗材料需求明显降低。AP1000专设安全系统及其设备数量得到大幅度的减少，它的阀门、管道、电缆、泵、抗震厂房容积分别减少了50％、80％、70％、35％和45％。再加上设计和建造采用模块化技术，由此派生出了设计简化、系统设置简化、工艺布置简化、施工量减少、工期缩短以及运行方便、维修简单等一系列效应。从长远观点来看，AP1000不仅使安全性能得到显著提高，而且建造和长期运行费用也得到明显降低，在经济上也具有较强的竞争潜力。这种优势在AP1000核电厂批量建造后将会越来越明显。

1.4 放射性排出物  

    由于AP1000的系统简化，维修简单，以及反应堆采用了灰棒控制组件，减少调硼次数等，使核电厂的放射性液体排放量和固体废物产生量较小，减轻了放射性废物处理和处置的环境压力。

1.5 科技含量

    西屋公司开发AP600和AP1000的非能动安全系统，利用了几个国家的力量建立了分项和综合试验验证装置进行了大量的试验验证；在大量的试验研究的基础上，开发了非能动安全系统专用的分析设计程序；开发出预防和缓解设计基准事故和严重事故措施的八个非能动安全系统。AP1000的非能动安全系统的试验装置、分析设计程序以及系统本身都具有很高的科技含量。

2  AP1000非能动核电厂的先进数字化仪表控制系统

2.1 特点

    AP1000是第三代非能动核电厂，最重要的特点是采用了非能动的专设安全系统，安全性和经济性得到改善。此外，AP1000的反应堆堆芯、反应堆冷却剂系统等设计都有很大的改进，诸如反应堆采用了自给能探测器、灰棒控制组件和轴向偏移控制棒组件，反应堆冷却剂系统采用大容积的稳压器，以及采用快速降功率系统等。当然，AP1000核电厂的仪表控制系统采用数字化分布式控制系统是一项重大改进。因此，无论在设计理念上，还是在具体的系统设计方面， AP1000核电厂的仪表控制系统与第二代压水堆核电厂有较大的不同，使核电厂的运行和安全性能都得到很大的改善。综述之，AP1000核电厂的仪表控制系统具有如下的主要特点：

    （1）采用非能动的专设安全系统，专设安全设施驱动系统的设计有很大的变化和改进；

    （2） AP1000核电厂的仪表控制系统采用数字化分布式控制系统（Ovation和Common Q 平台），使AP1000的仪表控制系统得到全面的改进；

    （3）人机接口系统设计采用先进的人因工程学原理，改善了人机接口和运行环境，降低了操纵员的人因错误和负荷强度；

    （4）采用灰棒控制组件，负荷跟踪时不需要调硼，不仅增强了核电厂的负荷跟踪能力，也减少了放射性废水量； 

    （5）采用轴向偏移（AO）控制棒组件，使轴向功率分布控制达到完全自动化；

    （6）采用固定式堆芯自给能探测器，它与BEACON系统数据处理器相结合能生成完整的反应堆堆芯核功率分布的三维图形，可以实时监测堆芯核功率分布情况；

    （7）采用快速降功率系统，降低了对蒸汽排放能力(AP1000核电厂的蒸汽排放总量仅为40%的要求；

    （8）AP1000设置的多样化驱动系统（DAS），其功能不仅针对不能停堆预期瞬态事件（ATWS），而且扩大到了不能执行专设安全系统的情况，增大了核电厂的安全性；

    （9）采用大的稳压器容积，在正常的瞬态工况（包括负荷跟踪、变负荷和调频等）情况下有较好的自稳定性能力。


2.2  总体结构

    AP1000数字化仪表控制系统总体结构以实时数据网为界将整个仪表控制系统划分为上下两个部分，如图1所示。

    （1）下半部分执行核电厂的保护、控制和监测功能，分为两层：第0层和第1层。

    第0层 (Level 0)，包括以下的执行部件和设备：核电厂的执行部件（泵和阀控制柜、开关柜等），敏感元件、一次仪表等以及反应堆停堆断路器；

    第1层（Level 1），包括以下的系统：保护和安全监测系统(PMS)、核电厂控制系统（PLS）、汽轮机控制和监测系统(TOS)、堆芯仪表系统(IIS)、特殊监测系统(SMS)、多样化驱动系统(DAS)；

    （2）中间部分为非安全级的实时数据网，它是一个多重的100M高速以太网络，一些重要的系统都连接在该网络上；

    （3）上半部分属于第二层，包括主控制室在内的运行和控制中心系统和数据显示和处理系统。

    第2层 （Level 2），包括以下系统：运行和控制中心系统(OCS)、数据显示和处理系统（DDS）。


                            图1   AP1000数字化仪表控制系统总体结构

2.3  两个控制系统平台

    AP1000数字化仪表控制系统由Ovation和Common Q分布式控制系统两个平台组成。Ovation平台用于组成AP1000核电厂非安全的运行、数据显示、控制和监测系统。Common Q 平台用于组成AP1000核电厂保护和安全监测系统（PMS）。 

   （1）Common Q 平台 

    Common Qualified（简称Common Q）安全级仪表与控制系统平台组成AP1000安全级的仪表与控制系统。Common Q平台是CE 核能（CENP）从欧洲ABB自动化产品公司Gmbh的标准AC160（可编程逻辑控制器PLC）系统发展而来的，由经过IE级合格鉴定的、专用于核电厂的商业级硬件和核电厂专用软件组成的计算机系统。Common Q平台装载各种核电厂专用应用软件，以完成核电厂安全系统的应用。

    （2）Ovation平台

    Ovation平台是由美国艾默生公司开发和生产的，用于实现AP1000核电厂的非安全系统的运行、数据显示和控制监测系统，将基于和不基于Ovation平台的非安全系统和设备集成一个体系。

2.4  组成

    （1）保护和安全监测系统(PMS)

    AP1000核电厂采用了非能动安全系统，因此它的保护系统与正在运行的第二代核电厂有较大的差异，特别是专设安全设施(ESF)方面。但是，反应堆紧急停堆系统与第二代核电厂的差别甚少。

    AP1000核电厂的保护和安全监测系统 (PMS)用于检测核电厂的非正常工况，在核电厂发生事故工况时，执行其安全相关的功能，使核电厂维持在安全停堆状态。

    保护和安全监测系统 (PMS)主要由以下 3个系统组成：反应堆紧急停堆系统（RTS）、专设安全设施驱动系统（ESFAS）和1E级数据处理子系统。

    （2）核电厂控制系统（PLS）

    AP1000核电厂控制系统的功能是建立并维持电站的运行条件在规定的限值之内，减少触发保护动作工况的出现和减轻操作员的日常工作任务，以此来提高核电厂的安全性。

    AP1000核电厂控制系统的设计采用共同的硬件和实现原理，在功能上高度集成，以提高核电厂对瞬态工况的响应能力。控制系统能够根据核电厂运行工况和负荷需求的变化而自动调整核电厂的运行状态，包括：反应堆冷却剂系统温度、核功率分布、反应堆冷却剂系统压力、稳压器液位、蒸汽发生器液位、蒸汽排放（汽机旁排）等。

    AP1000是第三代非能动核电厂，除采用非能动的安全系统外，设计上还作了很多改进，诸如反应堆堆芯采用了灰棒束控制组件和轴向偏移（AO）棒束控制组件，反应堆冷却剂系统采用大容积的稳压器，以及采用快速降功率系统（以降低蒸汽排放能力）等。当然，AP1000核电厂的控制系统采用Ovation数字化分布式控制系统，也是一项重大改进。由此，在设计理念上，AP1000控制系统与第二代压水堆核电厂有较大的不同，使核电厂的运行性能得到了改善。

    核电厂控制系统主要由以下系统组成：反应堆控制系统（棒控系统）、 快速降功率系统、 蒸汽排放控制系统、 稳压器液位控制系统、稳压器压力控制系统、蒸汽发生器液位控制系统－给水控制系统、 纵深防御控制、多样化控制系统以及汽轮机控制和监测系统等组成。

    （3）仪表和监测系统

    AP1000核电厂的大部分仪表和监测系统是与正在运行的第二代核电厂相同的。与安全相关的仪表保护和安全监测系统描述。仪表和监测系统主要由以下系统组成：核测量仪表系统、辐射监测系统、地震监测系统以及特殊监测系统(包括数字式金属撞击监测系统(DMIMS-DXTM)、堆芯吊篮振动监测系统(CBVMVS)和 反应堆冷却剂泵监测系统(RCPMS)三系统)组成。

    （4）运行和控制中心(OCS) 

    AP1000核电厂根据NUREG0969的要求设置了运行和控制中心系统，包括主控制室、技术支持中心、远程停堆室、应急运行设施、就地控制站以及这些控制中心内的工作站，如图2所示。除了控制台结构本体之外，控制室的其他设备都属于诸如保护和安全监测系统、核电厂控制系统、数据显示和处理系统等。


                                  图2   AP1000主控制室的布置图