先進(jìn)的核電安全技術(shù)

1、先進(jìn)的核電安全技術(shù) 先進(jìn)的核電安全技術(shù)1.各段核電廠安全性能比較 各段核電廠安全性能比較1.1 第一代核電廠安全特點(diǎn) 第一代核電廠安全特點(diǎn)第一代核電廠始建于 20 世紀(jì) 50 年代初,屬于原型堆核電站技術(shù),其主要目的是通過實驗示范形式來驗證核電實踐上的可行性.鑒于原子彈爆炸所產(chǎn)生的巨大破壞力,人們擔(dān)心核電廠也存在類似的威脅,對核能產(chǎn)生裝置在運(yùn)行過程中產(chǎn)生的各種放射性核素的輻射問題十分關(guān)注.因此,第一代核電技術(shù)的首要目標(biāo)是解決安全問題,這

2、也貫穿了核電技術(shù)發(fā)展的始終.但由于第一代核電站廠開發(fā)是受當(dāng)時技術(shù)限制,設(shè)計比較粗糙,結(jié)構(gòu)松散,設(shè)計沒有系統(tǒng)、規(guī)范、科學(xué)的安全標(biāo)準(zhǔn)和準(zhǔn)則問題作為指導(dǎo)，因為存在許多安全隱患，已不能滿足核電發(fā)展的需求，現(xiàn)在核電廠基本已經(jīng)退役。1.2 第二代核電站電廠安全的特點(diǎn) 第二代核電站電廠安全的特點(diǎn)二代核電站從 70 年代至今，有多種堆型而且運(yùn)行業(yè)績良好，還在增效延壽并批量建設(shè)，目前仍有 23 臺機(jī)組在建。2005 年，全球第二代核電站（堆）共有 443

3、 臺套，積累了超過 1.2 萬多堆年的安全運(yùn)行經(jīng)驗。核電裝機(jī)占發(fā)電總裝機(jī)的 16%，核電占總發(fā)電量的 20%左右。從堆型上看，壓水堆占核電的 56%，沸水堆占 21%，重水堆占 7%，其他堆型占 16%。近年來的第二代機(jī)組增效延壽研究表明，美國第二代機(jī)組核電可利用率可以從 70%左右提高到 90%，壽命由 40 年延長至 60 年，相當(dāng)于新建 25 臺百萬千瓦機(jī)組。預(yù)計未來 30 年壓水堆仍將是核電發(fā)展的主力堆型。第二代核電技術(shù)被廣泛應(yīng)

4、用于上世紀(jì)七十年代至今仍在運(yùn)行的大部分商業(yè)核電站，它們大部分已實現(xiàn)標(biāo)準(zhǔn)化、系列化和批量建設(shè)，主要種類有壓水堆（PWR） 、沸水堆（BWR） 、重水堆（CANDU）和蘇聯(lián)設(shè)計的壓水堆（VVER）和石墨水冷堆（RBMK）等。第二代核電站技術(shù)證明了發(fā)展核電在經(jīng)濟(jì)上是可行的。但是前蘇聯(lián)切爾諾貝3）ALWR 高層安全設(shè)計要求，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)測技

5、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(zhǔn)要求及安全裕量基準(zhǔn)、堆芯損壞頻率小于 1×10-5/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?xì)錃獾臐舛?；在累積發(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)，公眾個人的全身劑量小于

6、 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(diǎn)如下：改進(jìn)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(dú)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；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

7、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)急計劃型號等。AP1000AP1000 是由美國西屋公司開發(fā)的先進(jìn)的非能動的壓水堆（Advanced Passive PWR） 。2002 年 3 月，美國核管會已經(jīng)完成 AP1000 設(shè)計的預(yù)認(rèn)證審查（Pre-certification Review） ，AP600 有關(guān)的試驗和分析程序可以用于 AP1000 設(shè)計。2004 年 12 月獲得了美