第三代核電站的要求(共3頁)

1、精選優(yōu)質(zhì)文檔-傾情為你奉上第三代核電站的要求美國核電用戶要求文件（URD）和歐洲核電用戶要求文件（EUR）提出了下一代核電站（即第三代核電站）的安全和設(shè)計技術(shù)要求，它包括了改革型的能動（安全系統(tǒng)）核電站和先進型的非能動（安全系統(tǒng)）核電站，并完成了全部工程論證和試驗工作以及核電站的初步設(shè)計。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(shè)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(yù)；在喪失全部給水，至少在2小時內(nèi)不應(yīng)有燃料損壞

2、；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(guān)的交流電源；至少72小時內(nèi)，不需要操作員干預(yù)；嚴(yán)重事故條件下，安全殼有足夠的設(shè)計裕量；不需要廠外應(yīng)急計劃等。第三代主要先進堆型介紹：按照URD和和其他相關(guān)文件要求，近十年來世界主要核電國家開發(fā)了一系列第三代核電堆型，這些堆型按其設(shè)計特征可以分為改進型和革新型。主要有三種核電堆型：AP1000、EPR、ABWR。3.1 AP1000 AP1000是美國西屋公司開發(fā)的一種雙環(huán)路，電功率為1117MW的第三代先進型PWR機組，他是1999年12月獲得NRC設(shè)計許可證的AP600的設(shè)計，主要特征是高水平非動能安全系統(tǒng)的設(shè)計

3、，并通過提高功率輸出水平，降低發(fā)電成本。AP1000主要有以下幾個特點：a.采用了既先進又成熟的技術(shù)，如反應(yīng)堆采用Model 314技術(shù)和IFBA燃料組件，反應(yīng)堆冷卻劑泵采用全密封泵（屏蔽泵）等；b.采用非動能的安全系統(tǒng)，如非能動的堆芯冷卻系統(tǒng)、非能動的安全殼冷卻系統(tǒng)、主控室可滯留系統(tǒng)和安全殼隔離系統(tǒng)也通過非動能安全設(shè)計和實施實現(xiàn)其功能；c.反應(yīng)堆冷卻系統(tǒng)進行了若干改進以使其更可靠和便于維修；d.采用先進的全數(shù)字化儀控系統(tǒng)設(shè)計；e.設(shè)計改進大大簡化了AP1000核電廠。使建造周期大大縮減。3.2 歐洲先進壓水堆EPR1993年5月，法國和德國的核安全當(dāng)局提出在未來壓水堆設(shè)計中采用共同的安全方法

4、，通過降低堆芯熔化和嚴(yán)重事故概率和提高安全殼能力來提高安全性， 從放射性保護、廢物處理、維修改進、減少人為失誤等方面根本改善運行條件。1998年，完成了EPR基本設(shè)計。2000年3月，法國和德國的核安全當(dāng)局的 技術(shù)支持單位IPSN和GRS完成了EPR基本設(shè)計的評審工作，并于2000年11月頒發(fā)了一套適用于未來核電站設(shè)計建造的詳細技術(shù)導(dǎo)則。EPR是法馬通和西門子聯(lián)合開發(fā)的反應(yīng)堆。2001年1月，法馬通公司與西門子核電部合并，組成法馬通先進核能公司（Framatome ANP，AREVA集團的子公司）。法國電力公司和德國各主要電力公司參加了項目的設(shè)計。法德兩國核安全當(dāng)局協(xié)調(diào)了EPR的核安全標(biāo)準(zhǔn)，統(tǒng)

5、一了技術(shù)規(guī)范。 新一代核反應(yīng)堆EPR已經(jīng)完成了技術(shù)開發(fā)層面的工作，現(xiàn)已進入建設(shè)階段。EPR是法馬通公司和西門子公司于1991年共同開發(fā)的，屬于第三代改進型PWR，它的性能設(shè)計目標(biāo)基于或高于法、德現(xiàn)有大型PWR核電廠所達到的最高水平，遵循EUR的相關(guān)要求，因此既有成熟型，也具有先進性。EPR具有以下幾個設(shè)計特點：1） EPR總體設(shè)計方案遵循法、德聯(lián)合制定的“未來PWR核電廠通用安全方案的建議”，采用確定方法論與概率方法論相結(jié)合的雙重策略；2） EPR機組的設(shè)計熱功率為4250MW，電功率為15001600MW，設(shè)計壽命60年，采用雙層安全殼；3） 反應(yīng)堆冷卻系統(tǒng)主要部件體積大于現(xiàn)在運行的PWR機

6、組，可以容納較大的堆芯，以降低功率密度，增加熱工安全裕量；4） 核電廠重要安全系統(tǒng)及其支持系統(tǒng)設(shè)計有四個冗余系列，并分別安裝在四個獨立的區(qū)域，每個系列與反應(yīng)堆冷卻系統(tǒng)地一個環(huán)路相連；5） EPR設(shè)計考慮了嚴(yán)重事故預(yù)防和緩解的手段和措施；6） 采用先進的全數(shù)字化儀控設(shè)計和主控室設(shè)計，保護系統(tǒng)為四重冗余結(jié)構(gòu)，采用“2/4”邏輯，具有較高的可靠性。3.3 先進沸水堆（ABWR）是目前唯一有運行電廠和經(jīng)過運行考驗的第三代先進型核電廠，除了具有BWR的特點和優(yōu)點，如直接循環(huán)、大的負空泡反應(yīng)性系數(shù)、采用流量+控制棒調(diào)節(jié)功率的方便、快捷外，還具有以下幾個特征：1） 將原CE公司BWR安裝在壓力容器外側(cè)的反應(yīng)

7、堆冷卻劑再循環(huán)泵改為安裝在壓力容器內(nèi)部的內(nèi)置泵，實現(xiàn)了核蒸汽供應(yīng)系統(tǒng)的一體化設(shè)計，大大降低了堆芯融化概率；2） ABWR采用并改進了經(jīng)驗證的電動驅(qū)動和水力驅(qū)動相結(jié)合的電動-水力微動控制棒驅(qū)動系統(tǒng)（FM CRD），提高了正常運行反應(yīng)性控制的精度和緊急停堆的快速、可靠性；3） ABWR的應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)（ECCS）分三個區(qū)設(shè)置了3套獨立的、冗余的、符合多樣性要求的子系統(tǒng)，各區(qū)子系統(tǒng)配備獨立的供電、控制保護以及其他支持系統(tǒng)，保證了事故條件下應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)抑制和緩解事故后果的可靠性和有效性；4） ABWR帶有弛壓水池的抑壓式安全殼設(shè)計，能保證在發(fā)生失水事故或嚴(yán)重事故時，通過弛壓水池的非能動式設(shè)計有效抑制安全殼內(nèi)壓力上升，洗滌破口流量中夾帶的破裂產(chǎn)物，并為ECCS系統(tǒng)提供重要的可靠水源。ABWR安全殼設(shè)計為緩解嚴(yán)重事故及其減輕放射性釋放后果提供了重要的重要的有效保障；5） ABWR的儀表和控制系統(tǒng)采用全數(shù)字化技和容錯結(jié)構(gòu)，有助于ABWR電站安全、高效、可靠運行；6） ABWR采用控制柵元堆芯設(shè)計和運行方案，即在ABWR運行期間，僅由少部分固定的控制棒組成一個控制棒組在堆芯內(nèi)移動來補償整個運行壽期內(nèi)的反應(yīng)性變化。該設(shè)計簡化了運行，提高了運行的可靠性和安全性；7）