第三代核電站的特點以及與第二代核電站的主要差別

1、【知識】第三代核電站的特點以及與 第二代核電站的主要差別11-11-14作者：佚名 編輯：張惠雁1、第三代核電站的特點世界各國在回顧三十余年第二代核電 站的建造和運行經(jīng)驗，尤其總結(jié)了美國三哩 島核電站和切爾諾貝利核電站事故的經(jīng)驗 教訓(xùn)之后，為使今后建造的核電站在安全 性、經(jīng)濟性、安全審評穩(wěn)定性以及保護核電 業(yè)主投資等方面有大的改進，首先是美國電 力公司發(fā)起建立先進輕水堆(ALWR)設(shè)計 的技術(shù)基礎(chǔ)，為設(shè)計美國下一代先進輕水堆 (ALWR)，推行一項先進輕水堆ALWR計劃， 編制了一份美國核電用戶要求文件(URD)， 繼而歐洲10家核電公司也編寫了歐洲核電 用戶要求(EUR)文件。URD和EUR

2、規(guī)范了第三代核電站的設(shè) 計技術(shù)基礎(chǔ)，其要點如下：1)ALWR計劃的目標:為未來的ALWR 提供一整套設(shè)計的綜合要求、穩(wěn)定的審批基 準、支持ALWR電廠的發(fā)展。2）ALWR的14條政策：簡單化、設(shè)計 裕量、人因、安全、設(shè)計基準與安全裕量、 管理穩(wěn)定性、標準化、成熟技術(shù)、可維護性、 可建造性、質(zhì)量保證、經(jīng)濟性、預(yù)防人為破 壞、睦鄰友好。3）ALWR高層安全設(shè)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(yīng)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 術(shù)、須留給操縱員足夠的時間（30分鐘或更 長時間）來防止設(shè)備的損壞及防止導(dǎo)致較長 停堆的電廠工況等。防止堆

3、芯損壞：防止堆芯損壞的專設(shè)安 全系統(tǒng)應(yīng)滿足執(zhí)照設(shè)計基準要求及安全裕 量基準、堆芯損壞頻率小于1X 10-5/堆年等。緩解事故能力：堅固而大容積的安全殼 和相應(yīng)的專設(shè)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(yīng)堆大約0.5英里），公眾個 人的全身劑量小于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(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

4、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；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。以上概括了第三代核電站的特點，我國 國家引進的美國非能動AP1000核電站屬于 第三代核電站的非能動型核電廠，廣東核電 集團公司引進的法國EPR核電站屬于第三 代核電站的改進性核電廠。AP1000和EPR 基本上都滿足了上述URD和EUR的相關(guān)要 求。2、第二代核電核電站與第三代核電站的主 要技術(shù)差異美國、法國、俄羅斯等國都

5、是在吸取20 年前的切爾諾貝利嚴重事故的慘痛教訓(xùn)后， 認識到預(yù)防和緩解嚴重事故的極端重要性， 花大力氣進行研究開發(fā)預(yù)防和緩解嚴重事 故的對策和措施，經(jīng)過了十多年的努力，才 達到了工程應(yīng)用的程度。為此，國際原子能 機構(gòu)頒發(fā)了新的安全法規(guī)（第二版）對預(yù)防 和緩解嚴重事故提出了嚴格要求，我國國家 核安全局也頒布了新的安全法規(guī)，對預(yù)防和 緩解嚴重事故提出了新的要求。第二代核電技術(shù)在安全上不滿足國際 原子能機構(gòu)安全法規(guī)（第二版）對預(yù)防和緩 解嚴重事故的要求，也不符合我國新頒布的 安全法規(guī)對預(yù)防和緩解嚴重事故的要求，當 然也不滿足URD和EUR的要求，但第三代 核電技術(shù)能滿足這些要求的。這是第二代核 電核電站與第三代核電站在技術(shù)上的主要 差異。例如AP1000和EPR的堆芯損壞頻率 （CDF）分別為 5.0894 X10-7 和 1.18 X 10-6/ 堆年，大量放射性釋放概率分別為 5.94 X 10-8和9.6 X 10-8/堆年，遠比第二代核電站 低一至二數(shù)量級。第二代核電核電站與第三代核電站技 術(shù)上存