第三代核電的核心關(guān)鍵技術(shù)及其優(yōu)勢

第第#頁（CAP1400）建成投產(chǎn)為標(biāo)志的三代核電自主化，我國自主創(chuàng)新的“大核電”揚(yáng)帆起航。只有擁有具有自主知識產(chǎn)權(quán)的大型先進(jìn)核電技術(shù)，我國才能由“核電大國”轉(zhuǎn)變成為“核電強(qiáng)國”，才能在滿足國內(nèi)核電自主建設(shè)發(fā)展的同時，實(shí)施核電成套技術(shù)“走出去”戰(zhàn)略，贏得世界核電大單。第三代核電的優(yōu)勢1.安全性核電站安全目標(biāo)有兩個指標(biāo)，一是反應(yīng)堆堆芯熔化率（簡稱堆熔概率），二是大規(guī)模釋放放射性物質(zhì)的概率（簡稱釋放概率）。如果以每核反應(yīng)堆每年來計算的話，二代堆的堆熔概率為10-4，也就是每堆每年出現(xiàn)萬分之一的可能性;而釋放概率為10-5，也就是每堆每年有10萬分之一的可能會發(fā)生核物質(zhì)大規(guī)模釋放。第三代核電機(jī)組要有更高安全目標(biāo)。即堆芯熱工安全裕量＞15%,堆芯損壞概率＜10-5/堆年，大量放射性外泄＜10-6/堆年。兩次核電事故后，法規(guī)與標(biāo)準(zhǔn)對安全目標(biāo)的要求又提高了，而AP1000的安全目標(biāo)比前兩者更高，具體見附表2。AP1000的關(guān)鍵技術(shù)是采用非能動安全系統(tǒng)，具體表現(xiàn)在采用非能動安注、多級非能動自動卸壓系統(tǒng)、非能動余熱排放系統(tǒng)與非能動安全殼冷卻系統(tǒng)。AP1000核電站引入了嚴(yán)重事故預(yù)防與緩解措施，如堆腔淹沒技術(shù)、自動卸壓系統(tǒng)（ADS）、抑制氫爆的氫復(fù)合系統(tǒng)（氫點(diǎn)火器與非能動氫催化復(fù)合）、堆芯熔融物壓力容器內(nèi)保持(IVR)等技術(shù)。同時，AP1000采用雙層安全殼與全數(shù)字化儀控系統(tǒng)。AP1000核電站的非能動堆芯冷卻系統(tǒng)不依賴外部電源，采用非能動余熱導(dǎo)出、非能動安全注入以及非能動安全殼冷卻。可以保證長時間的安全停堆。還可以保證大于72h不用操作員干預(yù)。EPR核電站采用4通道安全系統(tǒng)與雙層安全殼。引入了嚴(yán)重事故預(yù)防及緩解措施，如穩(wěn)壓器卸壓、堆芯撲集器與非能動氫復(fù)合器。2、經(jīng)濟(jì)性第三代核電機(jī)組要有更好的經(jīng)濟(jì)性，具體表現(xiàn)在機(jī)組額定功率為l000~1500MWe,可利用因子＞87%。換料周期18~24月，電站壽命60a，建設(shè)周期48~52月，電價要