一些核電英文縮寫.doc

中國(guó)新一代核電站研究開(kāi)發(fā)的總體思路與設(shè)計(jì)方案 摘要：本文提出了關(guān)于我國(guó)新一代核電站研究開(kāi)發(fā)的總體思路的設(shè)想，包括總體目標(biāo)、階段目標(biāo)、技術(shù)路線和主要設(shè)計(jì)原則，重點(diǎn)提出了建議的中國(guó)百萬(wàn)千瓦級(jí)非能動(dòng)型先進(jìn)壓水堆核電站的設(shè)計(jì)方案。關(guān)鍵詞：新一代核電站；研究開(kāi)發(fā)；總體思路、AC1000、方案設(shè)計(jì)；中國(guó)目前，世界核電技術(shù)發(fā)展的主要目標(biāo)是研究開(kāi)發(fā)先進(jìn)堆核電站。簡(jiǎn)言之，滿足先進(jìn)輕水堆用戶要求文件（URD）要求的先進(jìn)沸水堆（ABWR）和壓水堆（APWR）稱為先進(jìn)堆，即所謂國(guó)際上“第三代”核電站。與所謂國(guó)際上“第二代”核電站（一般指國(guó)外20世紀(jì)七、八十年代設(shè)計(jì)建造，至今在運(yùn)行的大部分商用核電站，如大亞灣核電站的參考電站格拉夫林核電站）相比，先進(jìn)堆核電站的安全性更高、經(jīng)濟(jì)性更好，在電力市場(chǎng)上更具競(jìng)爭(zhēng)力。為貫徹落實(shí)黨和國(guó)家關(guān)于“要適度發(fā)展核電”的方針，現(xiàn)在就應(yīng)抓緊時(shí)間研究開(kāi)發(fā)自己的先進(jìn)堆核電站即中國(guó)的新一代核電站。一、 新一代核電站研究開(kāi)發(fā)的總體思路1. 總體目標(biāo)：研究開(kāi)發(fā)擁有自主知識(shí)產(chǎn)權(quán)、安全性和經(jīng)濟(jì)性達(dá)到URD主要指標(biāo)要求、具有本世紀(jì)初國(guó)際先進(jìn)水平的先進(jìn)堆核電站。2. 進(jìn)程：可分為三個(gè)階段。詳見(jiàn)表1。3. 技術(shù)路線：堆型為壓水堆、機(jī)組容量為百萬(wàn)千瓦級(jí)，采用非能動(dòng)安全技術(shù)和模塊化建造技術(shù)，即研究開(kāi)發(fā)百萬(wàn)千瓦級(jí)非能動(dòng)型先進(jìn)壓水堆核電站（暫簡(jiǎn)寫為AC1000）。4. 主要設(shè)計(jì)原則：（a）保證安全、可靠，同時(shí)追求經(jīng)濟(jì)性；（b）能充分利用“八五”和“九五”AC600（中國(guó)600MWe級(jí)非能動(dòng)型先進(jìn)壓水堆）研究開(kāi)發(fā)和“先進(jìn)壓水堆核電站關(guān)鍵技術(shù)研究”已取得的研究成果，充分利用國(guó)內(nèi)已有的核電技術(shù)和經(jīng)驗(yàn)。（c）采用成熟技術(shù)；（d）以我為主進(jìn)行研究開(kāi)發(fā)；（e）與國(guó)際接軌，適當(dāng)開(kāi)展國(guó)際技術(shù)合作，采用國(guó)外成熟的先進(jìn)堆技術(shù)。二、AC1000設(shè)計(jì)方案1. AC1000的主要設(shè)計(jì)目標(biāo)和總體技術(shù)參數(shù)1）AC1000的主要設(shè)計(jì)目標(biāo)：2）AC1000的總體技術(shù)參數(shù)：2. 堆芯設(shè)計(jì)1）核燃料組件：采用具有國(guó)際先進(jìn)水平的高性能燃料組件（FA），與Performance+XL型FA相類似。其活性段長(zhǎng)度為4267mm（14英尺）、平均批卸料燃耗達(dá)到55000MWd/tU。2）堆芯：堆芯采用157個(gè)FA。可燃毒物可選用含釓或含硼毒物。采用優(yōu)化的低泄漏燃料管理技術(shù)，即In-Out裝載方式。具有日負(fù)荷跟蹤能力。堆芯中子測(cè)量系統(tǒng)從反應(yīng)堆壓力交器（RPV）上封頭插入。3. 反應(yīng)堆總體結(jié)構(gòu)AC1000的反應(yīng)堆總體結(jié)構(gòu)。1）RPV：內(nèi)徑3989mm、總高度（不包括上封頭的接管）約為12640mm。接管法蘭段設(shè)置反應(yīng)堆冷卻劑的2個(gè)出口接管和4個(gè)進(jìn)口接管。堆芯段筒體無(wú)環(huán)焊縫，下封頭無(wú)貫穿件。在筒體上設(shè)置2個(gè)安注接管。2）堆內(nèi)構(gòu)件（RVI）：采用鐵水反射層組件，代替堆芯圍板成型板和熱屏蔽結(jié)構(gòu)。結(jié)構(gòu)上適應(yīng)于采用加長(zhǎng)型FA和堆芯中子注量測(cè)量系統(tǒng)從上部插入等。3）CRDM：采用國(guó)內(nèi)已研究開(kāi)發(fā)的長(zhǎng)壽命CRDM，包括采用350高溫線圈而取消CRDM的通風(fēng)系統(tǒng)，采用雙齒鉤爪設(shè)計(jì)，采用新型的數(shù)字式位置探測(cè)器。4）堆頂結(jié)構(gòu)：采用堆頂一體化結(jié)構(gòu)設(shè)計(jì)。4. 反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)采用2條反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)（RCS）環(huán)路，布置見(jiàn)附圖2。每條環(huán)路包括一臺(tái)蒸汽發(fā)生器（SG）、兩臺(tái)反應(yīng)堆冷卻劑泵（主泵）、一根主管道熱段和兩個(gè)冷段。主泵與SG一次側(cè)出口接管直接相連接，取消主管道過(guò)渡段。設(shè)置一臺(tái)穩(wěn)壓器（PZR）。其波動(dòng)管與一條RCS環(huán)路的主管道相連接。PZR頂部設(shè)置安全閥。1）SG：采用立式安裝、U形管式自然循環(huán)式SG?？倐鳠崦娣e約11700m2（可參考125型SG設(shè)計(jì)）。2）主泵：采用屏蔽式電機(jī)泵，與SG一次側(cè)出口接管直接相接，懸掛在SG之下方。3）PZR：采用立式圓筒形電加熱式穩(wěn)壓器，總?cè)莘e約59.5m3。4）主管道：采用離心澆濤法制造的奧氏體不銹鋼主管道。5. 專設(shè)安全系統(tǒng)為保證在事故工況下核電站的安全，專門設(shè)置以下專設(shè)安全系統(tǒng)，用以在其它系統(tǒng)正常運(yùn)行但不足以補(bǔ)償流失的反應(yīng)堆冷卻劑時(shí)及時(shí)向堆芯補(bǔ)水，在需緊急停堆的情況下排出堆芯余熱，在事故情況下對(duì)安全殼進(jìn)行冷卻和降壓，事故后將堆芯余熱排至環(huán)境、防止放射性物質(zhì)向環(huán)境釋放。1）應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)：該系統(tǒng)由非能動(dòng)高壓安注（堆芯補(bǔ)水箱）、非能動(dòng)中壓安注（氮?dú)饧訅旱陌沧⑾洌┖湍軇?dòng)的低壓安注（低壓安注泵）三個(gè)子系統(tǒng)組成。2）自動(dòng)卸壓系統(tǒng)：該系統(tǒng)用于在發(fā)生失水事故（LOCA）時(shí)堆芯補(bǔ)水箱完成向堆芯補(bǔ)水后，降低反應(yīng)堆的壓力（通過(guò)排放反應(yīng)堆冷卻劑），使中壓和低壓安注子系統(tǒng)能及時(shí)投入，防止發(fā)生高壓熔堆事故。該系統(tǒng)包括不同壓力等級(jí)的卸壓閥組。3）SG二次側(cè)非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)：該系統(tǒng)在發(fā)生全廠斷電、SG正常給水喪失等假想事故或事故緊急停堆的情況下，非能動(dòng)地導(dǎo)出堆芯余熱。4）非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)：該系統(tǒng)用于發(fā)生LOCA事故或主蒸汽管道破裂事故后降低安全殼內(nèi)的壓力和溫度，保證安全殼的結(jié)構(gòu)完整性。5）可燃?xì)怏w控制系統(tǒng)：該系統(tǒng)用于監(jiān)控LOCA和嚴(yán)重事故工況下安全殼內(nèi)的氫氣濃度，防止發(fā)生氫爆，是一種嚴(yán)重事故的應(yīng)對(duì)措施。該系統(tǒng)包括氫氣的濃度監(jiān)測(cè)子系統(tǒng)、復(fù)合子系統(tǒng)和點(diǎn)火子系統(tǒng)。6）主控制室應(yīng)急可居流系統(tǒng)：該系統(tǒng)用于在喪失電廠交流電源、核島非放射性通風(fēng)系統(tǒng)不能使用，或主控室內(nèi)出現(xiàn)高放射性信號(hào)時(shí)，向主控室提供應(yīng)急通風(fēng)和增壓，以維持主控室環(huán)境的可居留性。該系統(tǒng)為非能動(dòng)系統(tǒng)。7） 安全殼隔離系統(tǒng)：與“第二代”核電站相比，該系統(tǒng)有明顯的改進(jìn)，主要是要減少安全殼貫穿件的數(shù)量。6. 主要核輔助系統(tǒng)與“第二代”核電站相比，將按URD的要求對(duì)一些主要核輔系統(tǒng)進(jìn)行改進(jìn)。例如，化學(xué)與容積控制系統(tǒng)的上充泵單獨(dú)設(shè)置，不再具有安全級(jí)的安注功能。正常余熱排出系統(tǒng)為安全相關(guān)系統(tǒng)，采用n+1的冗余設(shè)置。增設(shè)啟動(dòng)給水系統(tǒng)，在主給水系統(tǒng)無(wú)法運(yùn)行的低流量條件下（如啟動(dòng)工況、熱備用工況）向SG二次側(cè)供水。7. 儀表和控制系統(tǒng)AC1000的儀控系統(tǒng)采用先進(jìn)的全數(shù)字化儀控系統(tǒng)。8. 汽輪發(fā)電機(jī)C1000采用半速（1500r/min）透平汽輪發(fā)電機(jī)組。9. 總體布置AC1000采取單堆布置。10. 嚴(yán)重事故對(duì)策與“第二代”核電站相比，AC1000將具有對(duì)嚴(yán)重事故的預(yù)防與緩解能力，以滿足我國(guó)核安全局的有關(guān)新的安全要求。嚴(yán)重事故對(duì)策主要包括事故的預(yù)防（采用一切可利用的措施防止堆芯熔化）和緩解與控制（若堆芯已開(kāi)始熔化，則采用各種手段盡量減少放射性物質(zhì)向大氣環(huán)境釋放）兩大方面。上述設(shè)計(jì)方案中的一些較具體的技術(shù)問(wèn)題有待進(jìn)一步論證。三 主要特點(diǎn)本文建議的AC-1000設(shè)計(jì)方案具有下列特點(diǎn)：1）安全性和經(jīng)濟(jì)性設(shè)計(jì)目標(biāo)滿足URD的要求。2）先進(jìn)壓水堆核電站可分為改進(jìn)型（能動(dòng)型）和非能動(dòng)型兩類。AC-1000為非能動(dòng)型，采用了全非能動(dòng)專設(shè)安全系統(tǒng)，更有利于提高核電站的安全堆和可靠性。同時(shí)提高經(jīng)濟(jì)性。3）將采用模塊化設(shè)計(jì)與建造技術(shù)，這是縮短建造周期，降低建造成本的一種有效措施。4）先進(jìn)的堆芯設(shè)計(jì)。這是先進(jìn)堆核電站的共同特點(diǎn)之一。5）系統(tǒng)簡(jiǎn)化程度較高。6）采用目前國(guó)外已成熟的其它一些先進(jìn)的技術(shù)，如數(shù)字化和智能化儀表與控制系統(tǒng)，破前漏（LBB）技術(shù)、半速汽輪發(fā)電機(jī)等。7）能充分利用國(guó)內(nèi)先進(jìn)堆研發(fā)第階段的科研成果。8）可以以西屋公司的AP-1000為參考，有利于實(shí)施以我為主研發(fā)，開(kāi)展國(guó)際技術(shù)合作。本方案的技術(shù)難點(diǎn)之一是大型屏蔽泵（主泵）和超大型SG的設(shè)計(jì)。國(guó)內(nèi)的有關(guān)技術(shù)基礎(chǔ)較差。對(duì)超大型的SG，建議與美國(guó)或法國(guó)等國(guó)的有關(guān)公司開(kāi)展技術(shù)合作。對(duì)大型屏蔽泵，建議與法國(guó)或德國(guó)、美國(guó)和俄羅斯等國(guó)的有關(guān)公司開(kāi)展技術(shù)合作。化學(xué)和容積控制系統(tǒng)（RCV，Chemical and volume control system ）反應(yīng)堆硼和水補(bǔ)給系統(tǒng)（REA）余熱排出系統(tǒng)（RRA）反應(yīng)堆和乏燃料水池冷卻和處理系統(tǒng)（PTR）反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)（RCP，Reactor Coolant System）汽機(jī)控制系統(tǒng)(GRE)汽機(jī)保護(hù)系統(tǒng)(GSE)汽機(jī)旁路系統(tǒng)(GCT)除氧器系統(tǒng)(ADG)汽動(dòng)給水泵系統(tǒng)(APP)電動(dòng)給水泵系統(tǒng)(APA)給水流量控制(ARE)核島安全設(shè)施輔助給水系統(tǒng)（ASG）主蒸汽系統(tǒng)（VVP）：將蒸汽發(fā)生器產(chǎn)生的主蒸汽送往常規(guī)島各系統(tǒng)。涉及常規(guī)島部分的與主蒸汽系 統(tǒng)相關(guān)的管道。高壓給水加熱器系統(tǒng)（AHP）：汽機(jī)回?zé)嵯到y(tǒng)的一部分，通過(guò)抽汽來(lái)加熱給水、收集來(lái)自汽水分離再 熱器的疏水和收集汽側(cè)不可凝結(jié)