第三代核電站與AP1000

1、第三代核電站與AP1000來(lái)源：中國(guó)核電信息網(wǎng)發(fā)布日期:2009-02-16一、世界核電站可劃分為四代第一代核電站：自50年至60年代初蘇聯(lián)、美國(guó)等建造的第一批單機(jī)容量在3 00MWe左右的核電站，如美國(guó)的希平港核電站和英第安角1號(hào)核電 站，法國(guó)的舒茲（Chooz）核電站，德國(guó)的奧珀利海母（Obrigheim） 核電站，日本的美浜1號(hào)核電站等。第一代核電廠屬于原型堆核電廠， 主要日的是為了通過(guò)試驗(yàn)示范形式來(lái)驗(yàn)證其核電在工程實(shí)施上的可行性。第二代核電站：第二代核電廠主要是實(shí)現(xiàn)商業(yè)化、標(biāo)準(zhǔn)化、系列化、批量化，以 提高經(jīng)濟(jì)性。自60年代末至70年代世界上建造了大批單機(jī)容量在 6001400MWe的標(biāo)

2、準(zhǔn)化和系列化核電站，以美國(guó)西屋公司為代表 的Model 212 （600MWe，兩環(huán)路壓水堆，堆芯有121合組件， 采用12英尺燃料組件）、Model 312 （1000MWe，3環(huán)路壓水堆， 堆芯有157盒組件，采用12英尺燃料組件，），Model 314 （1 040MWe，3環(huán)路壓水堆，堆芯有157盒組件，采用14英尺燃料組件），Model 412 （1200MWe，4環(huán)路壓水堆，堆芯有193盒 組件，采用12英尺燃料組件，）、Model 414 （1300MWe，4環(huán) 路壓水堆，堆芯有193盒組件，采用14英尺燃料組件）、System 80 （1050MWe, 2環(huán)路壓水堆）以及一大批

3、沸水堆（8可日）均可 劃入第二代核電站范疇。法國(guó)的CPY，P4, P4,也屬于Model 312, Model 414 一類標(biāo)準(zhǔn)核電站。日本、韓國(guó)也建造了一批Model 412、BWR、System80等標(biāo)準(zhǔn)核電站。第二代核電站是日前世界正在運(yùn)行的439座核電站（2007年9 月統(tǒng)計(jì)數(shù)）主力機(jī)組，總裝機(jī)容量為3.72億千瓦。還共有34臺(tái)在 建核電機(jī)組，總裝機(jī)容量為0.278億千瓦。在三里島核電站和切爾 諾貝利核電站發(fā)生事故之后，各國(guó)對(duì)正在運(yùn)行的核電站進(jìn)行了不同程度的改進(jìn)，在安全性和經(jīng)濟(jì)性都有了不同程度的提高。第三代核電站：對(duì)于第三代核電站類型有各種不同看法。美國(guó)核電用戶要求文件（URD）和歐洲

4、核電用戶要求文件（EU R）提出了下一代核電站的安全和設(shè)計(jì)技術(shù)要求，它包括了改革型的 能動(dòng)（安全系統(tǒng)）核電站和先進(jìn)型的非能動(dòng)（安全系統(tǒng)）核電站，并 完成了全部工程論證和試驗(yàn)工作以及核電站的初步設(shè)計(jì)，它們將成為 下一代（第三代）核電站的主力堆型，這類典型的核電站見(jiàn)下表：第三代核電站美國(guó)歐洲能動(dòng)核電站：System80+,APR1400,APWR1600,ABWR,ESBWREPR非能動(dòng)核電站：AP1000EP1000第三代核電站的安全性和經(jīng)濟(jì)性都將明顯優(yōu)于第二代核電站。由于安全是核電發(fā)展的前提，世界各國(guó)除了對(duì)正在運(yùn)行的第二代機(jī)組 進(jìn)行延壽與補(bǔ)充性建一些二代加的機(jī)組外，接下來(lái)新一批的核電建設(shè) 重點(diǎn)

5、是采用更安全、更經(jīng)濟(jì)的先進(jìn)第三代核電機(jī)組。我國(guó)國(guó)家引進(jìn)的 美國(guó)非能動(dòng)AP1000核電站以及廣東核電集團(tuán)公司引進(jìn)的法國(guó)EPR 核電站都屬于第三代核電站。第四代核能系統(tǒng)：第四代核能系統(tǒng)概念（有別于核電技術(shù)或先進(jìn)反應(yīng)堆），最先由 美國(guó)能源部的核能、科學(xué)與技術(shù)辦公室提出，始見(jiàn)于1999年6月 美國(guó)核學(xué)會(huì)夏季年會(huì)，同年11月的該學(xué)會(huì)冬季年會(huì)上，發(fā)展第四代 核能系統(tǒng)的設(shè)想得到進(jìn)一步明確；2000年1月，美國(guó)能源部發(fā)起 并約請(qǐng)阿根廷、巴西、加拿大、法國(guó)、日本、韓國(guó)、南非和英國(guó)等9 個(gè)國(guó)家的政府代表開會(huì)，討論開發(fā)新一代核能技術(shù)的國(guó)際合作問(wèn)題， 取得了廣泛共識(shí)，并發(fā)表了“九國(guó)聯(lián)合聲明。隨后，由美國(guó)、法國(guó)、 日本

6、、英國(guó)等核電發(fā)達(dá)國(guó)家組建了“第四代核能系統(tǒng)國(guó)際論壇（GI F）”，擬于2-3年內(nèi)定出相關(guān)目標(biāo)和計(jì)劃；這項(xiàng)計(jì)劃總的目標(biāo)是在2 030年左右，向市場(chǎng)推出能夠解決核能經(jīng)濟(jì)性、安全性、廢物處理和防止核擴(kuò)散問(wèn)題的第四代核能系統(tǒng)（Gen-IV）。第四代核能系統(tǒng)將滿足安全、經(jīng)濟(jì)、可持續(xù)發(fā)展、極少的廢物生 成、燃料增殖的風(fēng)險(xiǎn)低、防止核擴(kuò)散等基本要求。目前，世界各國(guó)都在不同程度上開展第四代核電能系統(tǒng)的基礎(chǔ)技術(shù)和學(xué)課的研發(fā)工作。第四代核電能系統(tǒng)包括三種快中子反應(yīng)堆系統(tǒng)和三種熱中子反應(yīng)堆系統(tǒng)：第四代核能系統(tǒng)代號(hào)中子能譜燃料循環(huán)鈉冷快堆系統(tǒng)(Sodium Cooled Fast Reactor System)SFR快

7、閉式鉛合金冷卻快堆系統(tǒng)(Lead Alloy-Cooled Fast Reactor System)LFR快閉式氣冷快堆系統(tǒng)(Gas-Cooled Fast Reactor System)GFR快閉式超高溫堆系統(tǒng)(Very High Temperature Reactor System)VHTR熱八、一次超臨界水冷堆系統(tǒng)(Supercritical Water Cooled Reactor System)SCWR熱和快一次/閉式熔鹽堆系統(tǒng)(Molten Salt Reactor System)MSR熱八、閉式二、第三代核電站的特點(diǎn)以及與第二代核電站的主要差別1、第三代核電站的特點(diǎn)世界各國(guó)在回顧

8、三十余年第二代核電站的建造和運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)，尤 其總結(jié)了美國(guó)三哩島核電站和切爾諾貝利核電站事故的經(jīng)驗(yàn)教訓(xùn)之 后，為使今后建造的核電站在安全性、經(jīng)濟(jì)性、安全審評(píng)穩(wěn)定性以及 保護(hù)核電業(yè)主投資等方面有大的改進(jìn)，首先是美國(guó)電力公司發(fā)起建立 先進(jìn)輕水堆(ALWR)設(shè)計(jì)的技術(shù)基礎(chǔ)，為設(shè)計(jì)美國(guó)下一代先進(jìn)輕水 堆(ALWR)，推行一項(xiàng)先進(jìn)輕水堆ALWR計(jì)劃，編制了一份美國(guó)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規(guī)范了第三代核電站的設(shè)計(jì)技術(shù)基礎(chǔ)，其要點(diǎn)如下：1）ALWR計(jì)劃的目標(biāo)：為未來(lái)的ALWR提供一整套設(shè)計(jì)的綜 合要求、穩(wěn)定的審批基準(zhǔn)、支持ALWR

9、電廠的發(fā)展。2）ALWR的14條政策：簡(jiǎn)單化、設(shè)計(jì)裕量、人因、安全、設(shè) 計(jì)基準(zhǔn)與安全裕量、管理穩(wěn)定性、標(biāo)準(zhǔn)化、成熟技術(shù)、可維護(hù)性、可建造性、質(zhì)量保證、經(jīng)濟(jì)性、預(yù)防人為破壞、睦鄰友好。3）ALWR高層安全設(shè)計(jì)要求，其要點(diǎn)如下：抗事故能力：所有工況下都具有負(fù)的功率反應(yīng)性系數(shù)、采用最好 的材料及水質(zhì)、改進(jìn)的人機(jī)界面系統(tǒng)、采用成熟的診斷監(jiān)測(cè)技術(shù)、須 留給操縱員足夠的時(shí)間（30分鐘或更長(zhǎng)時(shí)間）來(lái)防止設(shè)備的損壞及防止導(dǎo)致較長(zhǎng)停堆的電廠工況等。防止堆芯損壞：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(jì)基 準(zhǔn)要求及安全裕量基準(zhǔn)、堆芯損壞頻率小于1x10-5/堆年等。緩解事故能力：堅(jiān)固而大容積的安全殼和相應(yīng)的專設(shè)安

10、全系統(tǒng)； 采用現(xiàn)實(shí)源項(xiàng)分析；控制可燃?xì)錃獾臐舛龋辉诶鄯e發(fā)生頻率大于10- 6 /堆年的嚴(yán)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(gè)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(jìn)型電廠（如EPR）和 非能動(dòng)型電廠（如AP1000）。URD對(duì)兩種類型的核電廠又分別提出了專用要求，其要點(diǎn)如下:改進(jìn)型核電廠：更簡(jiǎn)化的專設(shè)安全系統(tǒng)；至少有兩條隔離的和獨(dú) 立的交流電源與電網(wǎng)相連；至少三十分鐘時(shí)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(shí)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(shí)內(nèi)，燃料沒(méi)有損壞等。非能動(dòng)型核電廠：不要求安全相關(guān)的交流電源；至少72

11、小時(shí)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(jì)裕量；不需要廠外應(yīng)急計(jì)劃等。以上概括了第三代核電站的特點(diǎn)，我國(guó)國(guó)家引進(jìn)的美國(guó)非能動(dòng)A P1000核電站屬于第三代核電站的非能動(dòng)型核電廠，廣東核電集團(tuán) 公司引進(jìn)的法國(guó)EPR核電站屬于第三代核電站的改進(jìn)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(guó)、法國(guó)、俄羅斯等國(guó)都是在吸取20年前的切爾諾貝利嚴(yán)重 事故的慘痛教訓(xùn)后，認(rèn)識(shí)到預(yù)防和緩解嚴(yán)重事故的極端重要性，花大 力氣進(jìn)行研究開發(fā)預(yù)防和緩解嚴(yán)重事故的對(duì)策和措施，經(jīng)過(guò)了十多年 的努力，才達(dá)到了工程應(yīng)用的程度。為此

12、，國(guó)際原子能機(jī)構(gòu)頒發(fā)了新 的安全法規(guī)（第二版）對(duì)預(yù)防和緩解嚴(yán)重事故提出了嚴(yán)格要求，我國(guó) 國(guó)家核安全局也頒布了新的安全法規(guī)，對(duì)預(yù)防和緩解嚴(yán)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(guó)際原子能機(jī)構(gòu)安全法規(guī)（第二 版）對(duì)預(yù)防和緩解嚴(yán)重事故的要求，也不符合我國(guó)新頒布的安全法規(guī) 對(duì)預(yù)防和緩解嚴(yán)重事故的要求，當(dāng)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1.18x10-6/堆年，大量放射性釋放概率分別為5.94x10-8和9.6x10-8/堆

13、年，遠(yuǎn)比第二代核電站低一至二數(shù)量級(jí)。第二代核電核電站與第三代核電站技術(shù)上存在差異還體現(xiàn)在：先 進(jìn)的燃料管理技術(shù)、先進(jìn)的反應(yīng)堆設(shè)計(jì)技術(shù)、先進(jìn)的人因工程、先進(jìn) 的數(shù)字化儀表控制系統(tǒng)和控制室、寬裕的操作員可不干預(yù)時(shí)間以及、模塊化設(shè)計(jì)和建造技術(shù)等方面。三、AP1000和EPR的性能比較1、AP1000和EPR的安全系統(tǒng)采用了兩種完全不同的設(shè)計(jì)理 念A(yù)P1000安全系統(tǒng)采用“非能動(dòng)的設(shè)計(jì)理念，更好地達(dá)到“簡(jiǎn)化 的設(shè)計(jì)方針。安全系統(tǒng)利用物質(zhì)的自然特性：重力、自然循環(huán)、壓縮 氣體的能量等簡(jiǎn)單的物理原理，不需要泵、交流電源、1E級(jí)應(yīng)急柴 油機(jī)，以及相應(yīng)的通風(fēng)、冷卻水等支持系統(tǒng)，大大簡(jiǎn)化了安全系統(tǒng)（它 們只在發(fā)

14、生事故時(shí)才動(dòng)作），大大降低了人因錯(cuò)誤?！胺悄軇?dòng)安全系統(tǒng)的設(shè)計(jì)理念是壓水堆核電技術(shù)中的一次重大革新。EPR安全系統(tǒng)在傳統(tǒng)第二代壓水堆核電技術(shù)的基礎(chǔ)上，采用“加 的設(shè)計(jì)理念，即用增加冗余度來(lái)提高安全性。安全系統(tǒng)全部由兩個(gè)系 列增加到四個(gè)系列，EPR在增加安全水平的同時(shí)，增加了安全系統(tǒng) 的復(fù)雜性。核電站安全系統(tǒng)的設(shè)計(jì)基本上屬于第二代壓水堆核電技術(shù)，是一種改良性的變化。2、AP1000和EPR的安全性的比較由于AP1000和EPR的安全系統(tǒng)采用了兩種完全不同的設(shè)計(jì)理 念A(yù)P1000和EPR的安全性有較大的差別。AP1000在發(fā)生事故后的堆芯損壞頻率為5.0894x10-7/堆年 比EPR的1.18x1

15、0-6/堆年小2.3倍，大量放射性釋放概率為5.9 4x10-8/堆年也比EPR的9.6x10-8/堆年小1.6倍（而且AP1000采用的設(shè)備可靠性數(shù)據(jù)均比較保守）；核電站發(fā)生事故后，AP1000操作員可不干預(yù)時(shí)間高達(dá)72小 時(shí)，而EPR為半小時(shí)；AP1000在發(fā)生堆芯熔化事故時(shí)，能有效地防止反應(yīng)堆壓力容器 （第二道屏障）熔穿，將堆芯放射性熔融物保持在反應(yīng)堆壓力容器內(nèi)， 使放射性向環(huán)境釋放的概率降到最低；而EPR不防止反應(yīng)堆壓力容 器熔穿，堆芯放射性熔融物暫時(shí)滯留在堆腔內(nèi)，然后采取措施延緩熔 融物和安全殼（第三道屏障）底板的混凝土相互作用，防止安全殼底 板熔穿。AP1000的人因失誤占堆熔頻率

16、的7.74%，共因失效占堆熔頻 率的57%，而EPR分別為29%和94%，AP1000明顯優(yōu)于EPR。3、成熟性AP1000的最大特點(diǎn)是安全系統(tǒng)采用了非能動(dòng)技術(shù)，西屋公司為 此做過(guò)大量試驗(yàn)、計(jì)算和驗(yàn)證工作，這些試驗(yàn)結(jié)果已全部被美國(guó)核管 會(huì)接受，非能動(dòng)安全系統(tǒng)已達(dá)到成熟性的要求。反應(yīng)堆和反應(yīng)堆冷卻 劑系統(tǒng)設(shè)計(jì)采用與第二代核電站相似的成熟技術(shù)AP1000的冷卻劑 屏蔽電機(jī)泵的功率比過(guò)去屏蔽電機(jī)泵產(chǎn)品都大，屬于首次設(shè)計(jì)的大型 泵，但它們的功率已相當(dāng)接近。 EMD屏蔽電機(jī)泵制造廠EMD 公司有豐富的制造經(jīng)驗(yàn)，生產(chǎn)過(guò)大量（約1500臺(tái)）不同功率、不同 尺寸的屏蔽泵用于軍工、早期的核電站和其他工業(yè)部門，取

17、得了很好 的使用業(yè)績(jī)，設(shè)計(jì)和制造技術(shù)是成熟、可信的?？梢哉f(shuō)，目前AP100 0屏蔽電機(jī)泵主要問(wèn)題是加快首臺(tái)泵制造進(jìn)度和進(jìn)行工程性驗(yàn)證。EPR最大特點(diǎn)是加大反應(yīng)堆的熱功率以及增加安全系統(tǒng)的冗余 度和多樣性。設(shè)計(jì)理念是成熟的；EPR加大了反應(yīng)堆的熱功率和尺 寸，主要設(shè)備（反應(yīng)堆壓力容器、堆內(nèi)構(gòu)件、蒸汽發(fā)生器和主冷卻劑 泵等）都加大了容量和尺寸。但目前一些主要核設(shè)備（反應(yīng)堆壓力容 器和堆內(nèi)構(gòu)件、蒸汽發(fā)生器、主冷卻劑泵等）的試驗(yàn)還未完成，都有 待在試驗(yàn)臺(tái)架上和現(xiàn)場(chǎng)進(jìn)行工程性試驗(yàn)和驗(yàn)證。兩者的成熟性比較是不相上下的。4、經(jīng)濟(jì)性AP1000安全系統(tǒng)采用非能動(dòng)的理念，安全系統(tǒng)配置簡(jiǎn)化、安 全支持系統(tǒng)減少、安

18、全級(jí)設(shè)備和抗震廠房減少、IE級(jí)應(yīng)急柴油機(jī)系 統(tǒng)和很多能動(dòng)設(shè)備被取消，以及大宗材料需求明顯降低。AP1000的 安全系統(tǒng)及其設(shè)備數(shù)量得到大量的減少，例如AP1000的安全級(jí)泵和閥門分別為6臺(tái)（包括4臺(tái)主泵）和599臺(tái)，EPR則為88臺(tái) 和7000臺(tái)。再加上模塊化設(shè)計(jì)和建造新技術(shù)的采用，由此派生出了 設(shè)計(jì)簡(jiǎn)化、系統(tǒng)設(shè)置簡(jiǎn)化、工藝布置簡(jiǎn)化、施工量減少、工期縮短以 及運(yùn)行方便、維修簡(jiǎn)單等一系列效應(yīng)。從長(zhǎng)遠(yuǎn)觀點(diǎn)來(lái)看，AP1000 不僅使安全性能得到顯著提高，而且費(fèi)用和長(zhǎng)期的運(yùn)行費(fèi)用也得到明 顯降低，在經(jīng)濟(jì)上也具有較強(qiáng)的競(jìng)爭(zhēng)力。這種優(yōu)勢(shì)在批量建造若干臺(tái)（譬如8至10臺(tái)）后AP1000核電機(jī)組將會(huì)越來(lái)越明顯。EPR是通過(guò)增加安全系統(tǒng)冗余度和系統(tǒng)配置來(lái)提高安全性；但 由于單機(jī)容量大，廠址利用率高，提高了它的經(jīng)濟(jì)性。5、安全審評(píng)AP1000安全審評(píng)情況：西屋公司于2002年3月28日向美國(guó) 核管會(huì)提交AP1000標(biāo)準(zhǔn)設(shè)計(jì)的“標(biāo)準(zhǔn)設(shè)計(jì)證書申請(qǐng)，該申請(qǐng)包括AP1000設(shè)計(jì)控制文件、PSA報(bào)告等。美國(guó)核管會(huì) 于2002年7 月25受理該申請(qǐng)，并據(jù)聯(lián)邦法規(guī)10 CFR Part 52及相關(guān)法規(guī)、 嚴(yán)重事故政策等進(jìn)行了審評(píng)，于2004年9月