先進的核電安全技術

1、先進的核電安全技術 先進的核電安全技術1.各段核電廠安全性能比較 各段核電廠安全性能比較1.1 第一代核電廠安全特點 第一代核電廠安全特點第一代核電廠始建于 20 世紀 50 年代初,屬于原型堆核電站技術,其主要目的是通過實驗示范形式來驗證核電實踐上的可行性.鑒于原子彈爆炸所產(chǎn)生的巨大破壞力,人們擔心核電廠也存在類似的威脅,對核能產(chǎn)生裝置在運行過程中產(chǎn)生的各種放射性核素的輻射問題十分關注.因此,第一代核電技術的首要目標是解決安全問題,這

2、也貫穿了核電技術發(fā)展的始終.但由于第一代核電站廠開發(fā)是受當時技術限制,設計比較粗糙,結(jié)構松散,設計沒有系統(tǒng)、規(guī)范、科學的安全標準和準則問題作為指導，因為存在許多安全隱患，已不能滿足核電發(fā)展的需求，現(xiàn)在核電廠基本已經(jīng)退役。1.2 第二代核電站電廠安全的特點 第二代核電站電廠安全的特點二代核電站從 70 年代至今，有多種堆型而且運行業(yè)績良好，還在增效延壽并批量建設，目前仍有 23 臺機組在建。2005 年，全球第二代核電站（堆）共有 443

3、 臺套，積累了超過 1.2 萬多堆年的安全運行經(jīng)驗。核電裝機占發(fā)電總裝機的 16%，核電占總發(fā)電量的 20%左右。從堆型上看，壓水堆占核電的 56%，沸水堆占 21%，重水堆占 7%，其他堆型占 16%。近年來的第二代機組增效延壽研究表明，美國第二代機組核電可利用率可以從 70%左右提高到 90%，壽命由 40 年延長至 60 年，相當于新建 25 臺百萬千瓦機組。預計未來 30 年壓水堆仍將是核電發(fā)展的主力堆型。第二代核電技術被廣泛應

4、用于上世紀七十年代至今仍在運行的大部分商業(yè)核電站，它們大部分已實現(xiàn)標準化、系列化和批量建設，主要種類有壓水堆（PWR） 、沸水堆（BWR） 、重水堆（CANDU）和蘇聯(lián)設計的壓水堆（VVER）和石墨水冷堆（RBMK）等。第二代核電站技術證明了發(fā)展核電在經(jīng)濟上是可行的。但是前蘇聯(lián)切爾諾貝3）ALWR 高層安全設計要求，其要點如下：抗事故能力：所有工況下都具有負的功率反應性系數(shù)、采用最好的材料及水質(zhì)、改進的人機界面系統(tǒng)、采用成熟的診斷監(jiān)測技

5、術、須留給操縱員足夠的時間（30 分鐘或更長時間)來防止設備的損壞及防止導致較長停堆的電廠工況等。防止堆芯損壞：防止堆芯損壞的專設安全系統(tǒng)應滿足執(zhí)照設計基準要求及安全裕量基準、堆芯損壞頻率小于 1×10-5/堆年等。緩解事故能力：堅固而大容積的安全殼和相應的專設安全系統(tǒng)；采用現(xiàn)實源項分析；控制可燃氫氣的濃度；在累積發(fā)生頻率大于 10-6/堆年的嚴重事故條件下，在廠址邊界處(離開反應堆大約 0.5 英里)，公眾個人的全身劑量小于

6、 25 雷姆等要求。4）第三代壓水堆核電站有兩種類型：改進型電廠（如 EPR）和非能動型電廠(如 AP1000)。URD 對兩種類型的核電廠又分別提出了專用要求，其要點如下：改進型核電廠：更簡化的專設安全系統(tǒng)；至少有兩條隔離的和獨立的交流電源與電網(wǎng)相連；至少三十分鐘時間內(nèi)，不考慮操縱員的干預；在喪失全部給水，至少在 2 小時內(nèi)不應有燃料損壞；在喪失廠內(nèi)外交流電源的 8 小時內(nèi)，燃料沒有損壞等。非能動型核電廠：不要求安全相關的交流電源；至

7、少 72 小時內(nèi)，不需要操作員干預；嚴重事故條件下，安全殼有足夠的設計裕量；不需要廠外應急計劃型號等。AP1000AP1000 是由美國西屋公司開發(fā)的先進的非能動的壓水堆（Advanced Passive PWR） 。2002 年 3 月，美國核管會已經(jīng)完成 AP1000 設計的預認證審查（Pre-certification Review） ，AP600 有關的試驗和分析程序可以用于 AP1000 設計。2004 年 12 月獲得了美