核安全論文最終版(共16頁)

1、核能(hnng)發(fā)展歷史(lsh)及中國核電發(fā)展(fzhn)歷程1、第一代核能發(fā)電機(jī)組20世紀(jì)50年代初開始，利用已有的軍用核電技術(shù)建造以發(fā)電為目的的反應(yīng)堆，由建造試驗(yàn)堆轉(zhuǎn)入示范階段例如，美國西屋電氣公司開發(fā)的民用壓水堆核電廠，希平港（shippingport）核電廠在美國建成；以及通用電氣公司（GE）開發(fā)的民用沸水堆核電廠，第一個(gè)建在美國加利福尼亞灣洪保德灣，以及隨后1960年7月建成德累斯頓（Dresden-I）。前蘇聯(lián)1954年在莫斯科附近奧布寧斯克建成第一座ASP-1壓力管式石墨水冷核電廠，英國1956年建成第一座產(chǎn)钚、發(fā)電兩用的石墨氣冷核電廠卡德霍爾核電廠。這一時(shí)期核電的安全性和經(jīng)濟(jì)

2、性得到了驗(yàn)證，相對于常規(guī)發(fā)電系統(tǒng)的優(yōu)越性明顯的顯現(xiàn)出來。此時(shí)，又是世界各國經(jīng)濟(jì)快速發(fā)展的時(shí)期，電力需求也以十年翻一翻的速度增長，給核電發(fā)展提供了一個(gè)廣闊的市場。核電迅速實(shí)現(xiàn)了標(biāo)準(zhǔn)化、批量化的建設(shè)和發(fā)展。2、第二代核能發(fā)電機(jī)組（1）概況第二代核能發(fā)電是商用核電廠大發(fā)展的時(shí)期，從上世紀(jì)60年代中期到90年代末，即使目前在興建的核電廠，還大多屬于第二代的核能發(fā)電機(jī)組。前后形成兩次核電廠建設(shè)高潮，一次是在美國輕水堆核電廠的經(jīng)濟(jì)性得到驗(yàn)證之后，另一次是在1973年世界第一次石油危機(jī)后，使得各國將核電作為解決能源問題的有力措施。第二代核電廠的建設(shè)形成了幾個(gè)主要的核電廠類型，他們是壓水堆核電廠，沸水堆核電廠

3、，重水堆（CANDU）核電廠，氣冷堆核電廠，以及壓力(yl)管式石墨水冷堆核電廠。建成441座核電廠，最大的單機(jī)組功率做到150萬千瓦，總的運(yùn)行業(yè)績達(dá)到上萬個(gè)堆年。期間僅出現(xiàn)過兩次較大的事故，即三里島核電廠事故和切爾諾貝利核電廠事故。氣冷堆核電廠由于其建造費(fèi)用和發(fā)電成本競爭不過輕水堆核電廠，上世紀(jì)70年代(nindi)末已停止興建。石墨水冷堆核電廠由于其安全性能存在較大缺陷，切爾諾貝利核電廠事故以后，不再興建。從上世紀(jì)80年代開始，世界核電進(jìn)入(jnr)一個(gè)緩慢的發(fā)展時(shí)期。造成這種局面的原因主要有：1979年世界發(fā)生了第二次石油危機(jī)，各國經(jīng)濟(jì)發(fā)展的速度迅速減緩；同時(shí)大規(guī)模的節(jié)能措施和產(chǎn)業(yè)結(jié)構(gòu)調(diào)

4、整，使得電力需求的增長率大幅度降低，1980年僅增長1.7%，1982年為負(fù)增長-2.3%，1983年以前美國共取消了108臺(tái)核電機(jī)組及幾十臺(tái)火電機(jī)組的合同。兩次核電廠事故對世界核電的發(fā)展產(chǎn)生重大影響，公眾接受問題成為核電發(fā)展的主要關(guān)注點(diǎn)，一些歐洲國家如瑞士、意大利、奧地利、瑞典、德國等相繼暫停發(fā)展核電；同時(shí)嚴(yán)格的審批程序，以及為預(yù)防事故所采取的提高安全的措施，使核電廠的建設(shè)工期拖長，投資增加，導(dǎo)致核電的經(jīng)濟(jì)競爭力下降，特別是投資風(fēng)險(xiǎn)的不確定性，阻礙了核電的進(jìn)一步發(fā)展。3、第三代核能發(fā)電機(jī)組（1）背景(bijng)從九十年代開始人們逐漸加大了對化學(xué)燃料發(fā)電引起的環(huán)境污染，特別是對溫室效應(yīng)引起的

5、全球變暖的關(guān)注，使得核能發(fā)電重新提上儀事日程。同時(shí)，各核工業(yè)發(fā)達(dá)國家從80年代末到90年代初陸續(xù)開始積極為核電的復(fù)蘇而努力(n l)，著手制訂以更安全、更經(jīng)濟(jì)為目標(biāo)的設(shè)計(jì)標(biāo)準(zhǔn)規(guī)范，理順核電廠的安全審批程序。其中，美國率先制訂了先進(jìn)輕水堆核電廠的電力公司要求文件（URD），西歐國家相繼制訂了歐洲電力公司要求文件(EUR)。為了進(jìn)一步提高核電廠的安全性，嚴(yán)重事故的預(yù)防和緩解，就成為新一代核電技術(shù)開發(fā)的核心。如果計(jì)算(j sun)到1986年切爾諾貝利事故時(shí)為止，世界商用核電廠累計(jì)約4000堆年的運(yùn)行歷史，其間發(fā)生過兩次嚴(yán)重事故，發(fā)生概率達(dá)到510-4/堆年。這說明，嚴(yán)重事故發(fā)生概率雖然低，但并不是

6、不可能發(fā)生的；同時(shí)亦說明，單純考慮設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故，不考慮嚴(yán)重事故的預(yù)防和緩解，不足以確保工作人員、公眾和環(huán)境的安全。美國最早開展嚴(yán)重事故的研究，1975年WASH-1400報(bào)告首次將概率安全分析技術(shù)應(yīng)用到核電廠，提出了以事件發(fā)生頻率為依據(jù)的事故分類方法。WASH-1400報(bào)告首次指出，核電廠風(fēng)險(xiǎn)主要并非來自設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故，而是導(dǎo)致堆芯熔化的嚴(yán)重事故。WASH-1400還首次建立了安全殼失效模式和放射性物質(zhì)釋放模式。在這種背景下，一些發(fā)達(dá)國家的核電設(shè)備供應(yīng)商利用自己的技術(shù)儲(chǔ)備和經(jīng)驗(yàn)積累，開始開發(fā)符合電力公司要求文件要求的，具備嚴(yán)重事故預(yù)防和緩解措施的先進(jìn)輕水堆核電廠。同時(shí)在提高核電廠的經(jīng)濟(jì)性方面亦采

7、取了一系列措施，主要有提高單堆容量，降低單位造價(jià)；加深燃耗，延長換料周期，縮短停堆換料時(shí)間，提高核電廠的可利用率；延長核電廠的壽命至60年；以及采用模塊化設(shè)計(jì)，縮短建造周期等。（2）第三代核電機(jī)組的設(shè)計(jì)原則(yunz)和特點(diǎn)第三代核電機(jī)組的設(shè)計(jì)原則，是在采用第二代核電機(jī)組已積累(jli)的技術(shù)儲(chǔ)備和運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)的基礎(chǔ)上，針對其不足之處，進(jìn)一步采用經(jīng)過開發(fā)驗(yàn)證是可行的新技術(shù)，以顯著改善其安全性和經(jīng)濟(jì)性，滿足URD文件或EUR文件和IAEA新建議法規(guī)的要求；同時(shí)，應(yīng)能在2010年前進(jìn)行商用核電站的建造。統(tǒng)觀各國已提出(t ch)的設(shè)計(jì)方案，有下列特點(diǎn)： 在安全性上，滿足URD文件的要求，主要是：堆芯熔

8、化事故概率1.0 X 10-5堆年；大量放射性釋放到環(huán)境的事故概率1.0 X 10-6堆年；應(yīng)有預(yù)防和緩解嚴(yán)重事故的設(shè)施。核燃料熱工安全余量15%。 在經(jīng)濟(jì)性上，要求能與聯(lián)合循環(huán)的天然氣電廠相競爭；機(jī)組可利用率87%；設(shè)計(jì)壽命為60年；建設(shè)周期不大于54個(gè)月。 采用(ciyng)非能動(dòng)安全系統(tǒng)即利用物質(zhì)的重力，流體的對流，擴(kuò)散等天然原理，設(shè)計(jì)不需要專設(shè)動(dòng)力源驅(qū)動(dòng)的安全系統(tǒng)，以適應(yīng)在應(yīng)急(yng j)情況下冷卻和帶走堆芯余熱的需要。這樣，既使系統(tǒng)簡化，設(shè)備減少，又提高了安全度和經(jīng)濟(jì)性。這是革新型的重大改進(jìn)，是代表核安全發(fā)展方向的。 單機(jī)容量(rngling)進(jìn)一步大型化研究和工程建造經(jīng)驗(yàn)表明，輕

9、水堆核電站的單位千瓦比投資是隨單機(jī)容量（千瓦數(shù)）的加大而減少的（在單機(jī)容量為150萬-170萬千瓦前均如此）。因此，歐洲法馬通、德國電站聯(lián)盟聯(lián)合設(shè)計(jì)的EPR機(jī)組的電功率為160萬-170萬千瓦，日本三菱提出的NP-21型壓水堆核電機(jī)組的電功率為170萬千瓦，俄羅斯也正在設(shè)計(jì)單機(jī)電功率為150萬千瓦的VVER型第三代核電機(jī)組，美國西屋公司和燃燒公司也在原單機(jī)容量為65萬千瓦的AP-600型的基礎(chǔ)上改進(jìn)，設(shè)計(jì)出單機(jī)電功率為110120萬千瓦的AP-1000型機(jī)組。 采用整體數(shù)字化控制系統(tǒng)國外近年來新建成投產(chǎn)的核電機(jī)組，如法國的N4、英國的Sizewell、捷克的Temelin、日本的ABWR均采用

10、了數(shù)字化儀控系統(tǒng)。經(jīng)驗(yàn)證明，采用數(shù)字化儀表控制系統(tǒng)可顯著提高可靠性，改善人因工程，避免誤操作。世界各國核電設(shè)計(jì)和機(jī)組供應(yīng)商提出的第三代核電機(jī)組無一例外地均采用整體數(shù)字化儀表控制系統(tǒng)。 施工建設(shè)模塊化以縮短工期核電建設(shè)工期的長短對其經(jīng)濟(jì)性有顯著影響。因此，新的核電機(jī)組從設(shè)計(jì)開始就考慮如何縮短工期。有效辦法(bnf)之一就是改變傳統(tǒng)的把單項(xiàng)設(shè)備逐一運(yùn)往工地安裝方式，向模塊化方向發(fā)展：以設(shè)計(jì)標(biāo)準(zhǔn)化和設(shè)備制造模塊化的方式盡可能在制造廠內(nèi)（條件較工地好）組裝好，減少現(xiàn)場施工量以縮短工期。美國和日本聯(lián)合建設(shè)的ABWR機(jī)組已成功地采用了這種技術(shù)。美國AP-1000也將采用模塊化設(shè)計(jì)、建造技術(shù)，據(jù)稱其工期可縮

11、短為48個(gè)月。（3）第三代核電廠的主要(zhyo)類型 先進(jìn)(xinjn)壓水堆核電廠在國際上，目前已比較成熟的第三代核電壓水堆有AP-1000、ERP和ESB-WR、ABWR、AP600與AP1000先進(jìn)的非能動(dòng)的壓水堆電廠。緊湊布置的反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)。反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)采用二環(huán)路，各有一臺(tái)蒸汽發(fā)生器、兩臺(tái)屏蔽式電動(dòng)泵、一條熱管段和兩條冷管段組成，泵的吸入管直接連在蒸汽發(fā)生器下端，省去泵的單獨(dú)支撐。非能動(dòng)的安全系統(tǒng)。由重力、自然循環(huán)和儲(chǔ)能等按自然規(guī)律來驅(qū)動(dòng)的安全系統(tǒng)。包括非能動(dòng)余熱派出系統(tǒng)、非能動(dòng)安全注射系統(tǒng)，以及非能動(dòng)的安全殼冷卻系統(tǒng)。非能動(dòng)余熱排出熱交換器的進(jìn)口與反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)熱管段相連

12、，出口與蒸汽發(fā)生器出口腔相連。在冷卻劑泵失效時(shí)，水流自然循環(huán)到該熱交換器，將反應(yīng)堆余熱帶到安全殼內(nèi)換料水箱。非能動(dòng)安全注射系統(tǒng)有兩臺(tái)堆芯補(bǔ)水箱、兩臺(tái)安注箱和位于安全殼的換料水箱組成。與反應(yīng)堆冷卻劑環(huán)路連接并充滿(chngmn)硼水，靠重力注射。當(dāng)正常上充水系統(tǒng)故障時(shí)，可應(yīng)付小泄漏；由于失水事故而引起大泄漏時(shí)，提供堆芯應(yīng)急冷卻，最終將反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)全部淹沒。非能動(dòng)安全殼冷卻劑系統(tǒng)以鋼安全殼作為傳熱界面，首先利用位于安全殼屏蔽廠房頂部的水箱，噴淋鋼安全殼外表面；隨后將空氣從安全殼屏蔽構(gòu)筑物頂部引入，沿導(dǎo)流板，經(jīng)安全殼底部，再沿鋼安全殼外表面向上流動(dòng)，導(dǎo)出鋼安全殼內(nèi)部的熱量，作為最終熱阱。熔融物堆

13、內(nèi)滯留。在嚴(yán)重事故下將堆芯熔融物保持在堆內(nèi)，通過壓力容器外表進(jìn)行冷卻是AP1000緩解嚴(yán)重事故的重要策略。反應(yīng)堆的堆腔設(shè)計(jì)成能在事故工況下將堆腔淹沒到冷卻劑環(huán)路高度以上，同時(shí)(tngsh)在反應(yīng)堆保溫層與壓力容器之間設(shè)計(jì)有通路，水進(jìn)入通路，帶走熱量，加熱后的水或蒸汽從堆腔上部流出。在安全殼內(nèi)設(shè)置氫氣點(diǎn)火器和氫復(fù)合(fh)器來防止氫氣爆燃。EPR歐洲壓水堆核電廠是通過對現(xiàn)有技術(shù)較為成熟的壓水堆加以改進(jìn)?；旧先匀谎赜媚軇?dòng)的安全系統(tǒng)，增加其冗余度；降低燃料棒的線功率密度，提高安全余量；加大單機(jī)組容量，電功率達(dá)到1500-1600MWe，以降低單位功率造價(jià)；并采取相應(yīng)的嚴(yán)重事故預(yù)防和緩解措施，其特點(diǎn)

14、如下：簡化冗余的安全系統(tǒng)結(jié)構(gòu)。安全系統(tǒng)采用n+2的概念，4系列的安注系統(tǒng)，安全殼內(nèi)設(shè)置硼化水儲(chǔ)存水箱，余熱派出系統(tǒng)與低壓安注系統(tǒng)組合(zh)在一起。雙層安全殼。內(nèi)層為金屬(jnsh)襯里預(yù)應(yīng)力鋼筋混凝土安全殼，外層為鋼筋混凝土安全殼，兩層之間設(shè)有過瀘排放系統(tǒng)，以防止安全殼超壓，并保護(hù)環(huán)境。 限制嚴(yán)重事故后果的設(shè)計(jì)。在穩(wěn)壓器頂部設(shè)有專門的卸壓閥，其卸壓能力可保證一次側(cè)快速減壓至5bar,以防止嚴(yán)重事故情況下高壓熔堆。堆芯熔融物擴(kuò)散及捕集，用以在堆芯熔融物在壓力容器外擴(kuò)展時(shí)，收集熔融物，并轉(zhuǎn)運(yùn)(zhun yn)至熔融物冷卻區(qū)（堆芯捕集器），其下部有循環(huán)冷卻水通道，用以保護(hù)核島基礎(chǔ)底板；換料水箱中的

15、水靠重力注入熔融物，使其冷卻固定。安全殼內(nèi)裝有氫復(fù)合器，以便在任何時(shí)候使氫的平均濃度保持在10%以下，從而避免發(fā)生氫爆的危險(xiǎn)。APWR和APWR+（USAPWR）是日本三菱公司與美國西屋公司合作開發(fā)的新一代壓水堆核電廠。APWR同樣是通過對現(xiàn)有四環(huán)路壓水堆核電廠進(jìn)行優(yōu)化改進(jìn)，采用257個(gè)1717的燃料組件，電功率為1530MWe，其主要特點(diǎn)如下：四個(gè)系列專設(shè)安全系統(tǒng)。APWR將應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)和安全殼噴淋系統(tǒng)均設(shè)計(jì)成450%的機(jī)械系列，并將出水管線直接注入壓力容器。換料水池設(shè)置在安全殼內(nèi)；安注箱經(jīng)優(yōu)化設(shè)計(jì)，將加大注水范圍，以滿足早期迅速大量注入冷卻水，盡早再淹沒堆芯；及至堆芯再淹沒后，以較小流

16、量長期注水使堆芯冷卻下來。APWR+是在APWR基礎(chǔ)上進(jìn)行改進(jìn)(gijn)，將燃料組件有效長度從3.7米增加(zngji)到4.3米，核電廠的電功率增加到1750MWe,換料周期為24個(gè)月，可利用率的目標(biāo)為95%。與APWR相比(xin b)，APWR+有下列特點(diǎn)：將堆芯核儀表改成從反應(yīng)堆上部插入方式，取消下部儀表管座。安全系統(tǒng)的特點(diǎn)是利用蒸汽發(fā)生器二次側(cè)卸壓，以導(dǎo)出衰變熱；同時(shí)使得系統(tǒng)壓力可以快速下降，減少一次側(cè)的失水。由于一次側(cè)壓力在堆芯有水覆蓋的情況下，降到低壓安注泵接入壓力，因此可以取消高壓安注泵。此外，在大破口失水事故時(shí)，一回路系統(tǒng)被低壓安注泵注入的大量水淹沒，破口出來的蒸汽被回路淹

17、沒水凝結(jié)，其結(jié)果有可能導(dǎo)致取消安全殼噴淋系統(tǒng)。鑒于換料水池位于安全殼運(yùn)轉(zhuǎn)層上，即使低壓安注泵實(shí)效，換料水池的水亦能依靠重力非能動(dòng)地流入堆芯。安全殼通風(fēng)系統(tǒng)的冷卻水源采用多樣化設(shè)計(jì)，以提高其可靠性。在主蒸汽管道破裂時(shí)，為了保證堆芯硼酸的注入，硼酸注入箱利用減壓沸騰原理維持硼注入箱壓力，非能動(dòng)地注入堆芯.安全注入系統(tǒng)采用4系列反應(yīng)堆直接注入方式；并通過安裝在安注箱內(nèi)的流量調(diào)節(jié)設(shè)備,在發(fā)生失水事故時(shí)，調(diào)節(jié)安注流量，有效地利用冷卻水。采用安全殼內(nèi)設(shè)置換料水池，將穩(wěn)壓器排放管路連接到換料水池，以及非能動(dòng)氫復(fù)合器，熔融物堆內(nèi)滯留及堆外冷卻等緩解嚴(yán)重事故措施。IRIS堆型 即“國際創(chuàng)新保安反應(yīng)堆”（Inte

18、rnational Reactor Innovative and secure）,是由美國、英國、日本、意大利等的工業(yè)界，研究院所和高等院校共同推出的一種模塊式一體化壓水反應(yīng)堆，其特點(diǎn)是將反應(yīng)堆堆芯和蒸汽發(fā)生器、主泵等一并放置于一個(gè)壓力容器內(nèi)，這些設(shè)備之間沒有管道聯(lián)接，從而消滅了傳統(tǒng)壓水堆由于主管道破裂而發(fā)生“失水事故”的可能，再加上它設(shè)有高度非能動(dòng)熱輸出能力的安全系統(tǒng)，又有能耐嚴(yán)重事故下壓力值的壓力容器和球形安全殼，因而使大量放射性釋放環(huán)境幾乎不可能，可能不需廠外應(yīng)急。堆芯核燃料一次裝料可連續(xù)運(yùn)行4年乃至8年而不需換料，這就有利于防止核擴(kuò)散，且高放射性廢物量也大大減少。這些實(shí)際上已在相當(dāng)程度

19、上符合第四代核電機(jī)組的要求，故有的專家認(rèn)為，IRIS堆可以說是屬于第四代的，或是介于第三代與第四代之間的。由于一體化，整個(gè)核蒸汽供應(yīng)系統(tǒng)均在一個(gè)壓力容器內(nèi)，故可以在設(shè)備制造廠內(nèi)把它作為一個(gè)模塊制造完成后運(yùn)往工地安裝，以縮短工期(gngq)。但由于壓力容器不能過大，每個(gè)模塊的功率也受限不能大，一般電功率只300MW左右,故其經(jīng)濟(jì)性如何,還是問題。這種創(chuàng)新型的反應(yīng)堆必有一系列的技術(shù)難點(diǎn)(ndin)需要解決，故有必要建原型堆考驗(yàn)后，才能商用建造。先進(jìn)(xinjn)沸水堆核電廠）ABWR是改進(jìn)型（先進(jìn)）沸水堆，由美國通用電氣公司和日本東芝公司和日立聯(lián)合開發(fā)。已有兩個(gè)機(jī)組在日本柏崎刈羽核電廠建成，稱柏崎

20、刈羽6號和7號機(jī)組，電功率1315MWe，分別在1996年12月和1997年7月投產(chǎn)運(yùn)行。下圖示出ABWR核電廠的模型圖。ABWR的主要特點(diǎn)如下：采用先進(jìn)(xinjn)的燃料和堆芯設(shè)計(jì)。采用最新的鋯襯墊燃料設(shè)計(jì)，燃料棒沿軸向采用分區(qū)富集度布置，使軸向功率分布趨于均勻。采用內(nèi)置式再循環(huán)泵。取消堆外再循環(huán)系統(tǒng)，簡化了結(jié)構(gòu)。采用濕式電機(jī)結(jié)構(gòu)，電機(jī)的線圈(xinqun)浸在水中，不需要軸密封。采用電力水力組合的控制棒驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)。正常運(yùn)行時(shí)用電力驅(qū)動(dòng)控制棒，而緊急停堆時(shí)利用液壓驅(qū)動(dòng)使控制棒迅速插入(ch r)，從而實(shí)現(xiàn)快速停堆和精細(xì)調(diào)節(jié)的功能。采用三個(gè)獨(dú)立的應(yīng)急堆芯冷卻和余熱排出系統(tǒng)，每個(gè)系統(tǒng)負(fù)責(zé)堆芯一個(gè)

21、區(qū)。每個(gè)區(qū)都有二個(gè)高壓堆芯充水系統(tǒng)、一個(gè)堆芯隔離冷卻系統(tǒng)、三個(gè)余熱排出/低壓堆芯充水系統(tǒng)。采用鋼筋混凝土結(jié)構(gòu)的安全殼，具有必要的強(qiáng)度，以承受壓力，內(nèi)部襯有鋼襯里，保證安全殼的氣密性。ESBWR經(jīng)濟(jì)簡化型沸水堆。1992年美國通用電氣公司開始設(shè)計(jì)自然循環(huán)的沸水堆，其特點(diǎn)系統(tǒng)采用非能動(dòng)的安全系統(tǒng)，電功率670MWe，稱簡化型沸水堆（SBWR）。這一開發(fā)計(jì)劃后來改變了，轉(zhuǎn)向設(shè)計(jì)一個(gè)大功率、經(jīng)濟(jì)規(guī)模的，采用成熟技術(shù)和ABWR設(shè)備的ESBWR。ESBWR的設(shè)計(jì)基于自然循環(huán)和非能動(dòng)安全特性，以提高核電廠的性能和簡化設(shè)計(jì)。下圖給出ESBWR的系統(tǒng)示意圖，由于容器外區(qū)的水與圍板以內(nèi)的水汽混合物的密謀差，加上煙

22、囪效應(yīng)，構(gòu)成主冷冷卻劑的自然循環(huán)。經(jīng)濟(jì)簡化型沸水(fi shu)堆核電廠系統(tǒng)圖ESBWR的安全系統(tǒng)是非能動(dòng)(nngdng)的。它包括：自動(dòng)卸壓系統(tǒng)，由安裝在主蒸汽管道上的10個(gè)安全釋放閥和8個(gè)卸壓閥組成，分別(fnbi)將蒸汽排放到抑壓池和干井。重力驅(qū)動(dòng)的冷卻系統(tǒng)，在自動(dòng)卸壓系統(tǒng)將反應(yīng)堆容器卸壓后，補(bǔ)給水靠重力流入容器。分離的冷凝系統(tǒng)，它由4個(gè)獨(dú)立的高壓環(huán)路組成，每個(gè)環(huán)路有一臺(tái)熱交換器，在反應(yīng)堆停閉和全廠失電后，蒸汽將在管側(cè)冷凝，熱交換器管束放在安全殼外的大水池中，通過自然循環(huán)導(dǎo)出余熱。非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)，由4條安全相關(guān)的獨(dú)立的高壓環(huán)路組成，每個(gè)環(huán)路有一臺(tái)熱交換器與安全殼相通，凝結(jié)水及釋放閥

23、管線淹沒在抑壓池內(nèi)，熱交換器設(shè)置在安全殼外的大水池內(nèi)，通過自然循環(huán)導(dǎo)出失水事故后安全殼內(nèi)的熱量。先進(jìn)坎度（CANDU）型重水堆（ACR）核電廠。ACR除繼續(xù)保持CANDU型重水堆的水平壓力管，不停堆裝卸料，獨(dú)立的低溫、低壓重水慢化回路等特點(diǎn)外，在設(shè)計(jì)上作了如下改進(jìn)：i）采用低富集度（1.65%）的二氧化鈾燃料組件，使燃耗增加三倍，乏燃料減少2/3；ii）采用輕水冷卻劑回路，提高蒸汽的壓力和溫度，提高核電廠的熱效率；iii）除了控制棒停堆系統(tǒng)外，還采用了在慢化劑中注入液態(tài)硝酸釓的第二停堆系統(tǒng)；iv）將輕水屏蔽水箱作為嚴(yán)重事故時(shí)的后備熱阱；v）全堆芯具有負(fù)的冷卻劑空穴系數(shù)；vi）安全殼采用鋼襯里預(yù)

24、應(yīng)力混凝土結(jié)構(gòu)。4.第四代核能系統(tǒng) 經(jīng)濟(jì)競爭力、核電廠安全性、核廢物處理和核武器擴(kuò)散，是未來核能發(fā)展面臨的四個(gè)主要挑戰(zhàn)，經(jīng)繼續(xù)受到政府和工業(yè)(gngy)決策者的重視，并成為公眾關(guān)注的重要部分?？紤]到新一代核能系統(tǒng)的發(fā)展需要相當(dāng)長的周期，也由于對新的核能系統(tǒng)的要求已逐漸明確，國際核能界認(rèn)為有必要啟動(dòng)下一代核能系統(tǒng)第四代核能系統(tǒng)的研究(ynji)工作。第四代核能(hnng)系統(tǒng)應(yīng)具有一下特點(diǎn)：具有競爭力的總發(fā)電成本?？偘l(fā)電成本是第四代核能系統(tǒng)的主要經(jīng)濟(jì)要求，因?yàn)樗俏磥黼娏?yīng)中一個(gè)最重要的競爭手段。第四代核能系統(tǒng)的總發(fā)電量成本必須比電廠所在地區(qū)或國家的其它發(fā)電方式更具有競爭力。此外，第四代核能系

25、統(tǒng)還應(yīng)考慮開發(fā)除電力以外的廣泛的能源產(chǎn)品。可接受的投資風(fēng)險(xiǎn)水平。相對于其它主要的資本投資項(xiàng)目來說，第四代核能系統(tǒng)必須在投資規(guī)模和投資風(fēng)險(xiǎn)兩個(gè)方面對投資者都具有足夠的吸引力。較短的項(xiàng)目交付與建造時(shí)間。第四代核電廠的醒目交付期必須少于四年，項(xiàng)目建造期必須少于三年。也就是說，必須及大地縮短核電廠的項(xiàng)目交付和建造周期，才能使核能重新成為世界電力一個(gè)優(yōu)先選擇。非常低的堆芯損壞頻率。堆芯融化頻率應(yīng)低于10-6（堆年）不會(huì)(b hu)出現(xiàn)嚴(yán)重堆芯損壞。不需要場外應(yīng)急。在任何可信的事故序列(xli)下，不會(huì)出現(xiàn)由于反射性的釋放、為保護(hù)公眾安全而采取的場外應(yīng)急。這是核能安全的一個(gè)改革性改進(jìn)。盡可能小的輻射照射。

26、咋電廠的整個(gè)壽期內(nèi)，第四代反應(yīng)堆的設(shè)計(jì)(shj)必須能保證盡可能小的輻射照射。人因錯(cuò)誤性能。第四代反應(yīng)堆對于人因失效必須兼?zhèn)涓叨鹊娜蒎e(cuò)性能。在目前的核電廠運(yùn)行中發(fā)生的大量事故征兆和報(bào)告的誰家都涉及人因失誤，核電廠概率風(fēng)險(xiǎn)也表明 人因失誤是核電廠風(fēng)險(xiǎn)的重要組成部分，因此第四代反應(yīng)堆必須高度包容人因失誤。核廢物的完整解決方案。第四代反應(yīng)堆對于所有的核廢物都必須具有完整的解決方案。核廢物的完整解決方案的公眾接收性。對所有的核廢物（包括采礦和濃縮廠的廢料，來自加工、運(yùn)行、去污、退役的放射性廢物和非放射性有害廢物）都必須有完整的政治上和公眾可接受的解決方案，這些解決方案必須對現(xiàn)有的和以前的電站都是可行的

27、。廢物的最小化。第四代反應(yīng)堆必須在可信的程度上將廢物的產(chǎn)生量降低到最少的程度。對武器(wq)擴(kuò)散的最少吸引力。內(nèi)在的和外在的防止核擴(kuò)散能力。第四代核能系統(tǒng)應(yīng)當(dāng)(yngdng)在設(shè)計(jì)上最大限度地依賴內(nèi)在的或固有的機(jī)理防止核擴(kuò)散。評估防止(fngzh)核擴(kuò)散的能力。必須按照建立的導(dǎo)則對反應(yīng)堆防止核擴(kuò)散的能力進(jìn)行評估。2002年，又召開了第二次第四代核能系統(tǒng)國際論壇，提出了應(yīng)重點(diǎn)關(guān)注和發(fā)展的第四代的第四代反應(yīng)堆堆型，共六種，即氣冷快堆、鈉冷快堆、鉛冷快堆、超高溫反應(yīng)堆、融鹽堆和超臨界水堆。4.中國第二代壓水堆改進(jìn)型機(jī)組特點(diǎn)我國核電技術(shù)的引進(jìn)是從引進(jìn)法國機(jī)組開始的。法國百萬千瓦級核電技術(shù)的原型是美國西屋公司標(biāo)準(zhǔn)312堆型，通過改進(jìn)批量化建設(shè)發(fā)展成為標(biāo)準(zhǔn)化的CPY技術(shù)。為了提高法國核電的出口競爭力，法瑪通公司在CPY的基礎(chǔ)上形成了安全性和經(jīng)濟(jì)性較好的M310堆型。大亞灣核電站引進(jìn)的就是這種新型的M310堆型，同時(shí)我國開展了百萬千瓦級大型商用核電技術(shù)的消化、吸收和創(chuàng)新工作。嶺澳一期核電站以大亞灣核電站為參考電站，維持熱功率和其它主要運(yùn)行參數(shù)不變，結(jié)合經(jīng)驗(yàn)反饋和核安全技術(shù)發(fā)展要求，通過37項(xiàng)技術(shù)改進(jìn)，進(jìn)一步提高了電站安全水平和技術(shù)經(jīng)濟(jì)性能，總體性能達(dá)到了國際同類型在役核電站的先進(jìn)水平。在建的嶺澳二期核電站在大亞灣和嶺澳