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第三代核技術

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1 第三代核技術 -簡介

  第三代核技術即西屋公司第三代非能動先進壓水堆AP1000與歐洲先進壓水堆EPR。第三代核技術因採用「非能動」安全系統,就是在反應堆上方頂著多個千噸級水箱,一旦遭遇緊急情況,不需要交流電源和應急發電機,僅利用地球引力、物質重力等自然現象就可驅動核電廠的安全系統,巧妙地冷卻反應堆堆芯,帶走堆芯餘熱,並對安全殼外部實施噴淋,從而恢複核電站的安全狀態。

2 第三代核技術 -分述

第三代非能動先進壓水堆AP1000

  西屋公司在已開發的非能動先進壓水堆AP600的基礎上開發了AP1000。 2002年3月,核管會已經完成AP1000設計的預認證審查(Pre-certification Review),AP600有關的試驗和分析程序可以用於AP1000設計。2004年12月獲得了美國核管會授予的最終設計批准。

  AP1000為單堆布置兩環路機組,電功率1250MWe,設計壽命60年,主要安全系統採用非能動設計,布置在安全殼內,安全殼為雙層結構,外層為預應力混凝土,內層為鋼板結構。AP1000主要的設計特點包括:

  (1)主迴路系統和設備設計採用成熟電站設計

  AP1000堆芯採用西屋的加長型堆芯設計,這種堆芯設計已在比利時的Doel 4號機組、Tihange 3號機組等得到應用;燃料組件採用可靠性高的Performance+;採用增大的蒸汽發生器(D125型),和正在運行的西屋大型蒸汽發生器相似;穩壓器容積有所增大;主泵採用成熟的屏蔽式電動泵;主管道簡化設計,減少焊縫和支撐;壓力容器與西屋標準的三環路壓力容器相似,取消了堆芯區的環焊縫,堆芯測量儀錶布置在上封頭,可在線測量。

  (2)簡化的非能動設計提高安全性和經濟性

  AP1000主要安全系統,如餘熱排出系統、安注系統、安全殼冷卻系統等,均採用非能動設計,系統簡單,不依賴交流電源,無需能動設備即可長期保持核電站安全,非能動式冷卻顯著提高安全殼的可靠性。安全裕度大。針對嚴重事故的設計可將損壞的堆芯保持在壓力容器內,避免放射性釋放。

  在AP1000設計中,運用PRA分析找出設計中的薄弱環節並加以改進,提高安全水平。AP1000考慮內部事件的堆芯熔化概率和放射性釋放概率分別為5.1×10-7/堆年和5.9×10-8/堆年,遠小於第二代的1×10-5/堆年和1×10-6/堆年的水平。

  簡化非能動設計大幅度減少了安全系統的設備和部件,與正在運行的電站設備相比,閥門、泵、安全級管道、電纜、抗震廠房容積分別減少了約50%,35%,80%,70%和45%。同時採用標準化設計,便於採購、運行、維護,提高經濟性。西屋公司以AP600的經濟分析為基礎,對AP1000作的經濟分析表明,AP1000的發電成本小於3.6美分/kWh,具備和天然氣發電競爭的能力。AP1000隔夜價低於1200美元/千瓦(包括業主費用和廠址費用)。

  (3)嚴重事故預防與緩解措施

  AP1000設計中考慮了以下幾類嚴重事故:

  堆芯和混凝土相互反應;高壓熔堆;氫氣燃燒和爆炸;蒸汽爆炸;安全殼超壓;安全殼旁路。

  為防止堆芯熔融物熔穿壓力容器和混凝土底板發生反應,AP1000採用了將堆芯熔融物保持在壓力容器內設計(IVR)。在發生堆芯熔化事故后,將水注入到壓力容器外璧和其保溫層之間,可靠地冷卻掉到壓力容器下封頭的堆芯熔融物。在AP600設計時已進行過IVR的試驗和分析,並通過核管會的審查。對於AP1000,這些試驗和分析結果仍然適用,但需作一些附加試驗。由於採用了IVR技術,可以保證壓力容器不被熔穿,從而避免了堆芯熔融物和混凝土底板發生反應。

  針對高壓熔堆事故,AP1000主迴路設置了4列可控的自動卸壓系統(ADS),其中3列卸壓管線通向安全殼內換料水儲存箱,1列卸壓管線通向安全殼大氣。通過冗餘多樣的卸壓措施,能可靠地降低一迴路壓力,從而避免發生高壓熔堆事故。

  針對氫氣燃燒和爆炸的危險,AP1000在設計中使氫氣從反應堆冷卻劑系統逸出的通道遠離安全殼壁,避免氫氣火焰對安全殼璧的威脅。同時在環安全殼內部布置冗餘、多樣的氫點火器和非能動自動催化氫複合器,消除氫氣,降低氫氣燃燒和爆炸對安全殼的危險。

  對於蒸汽爆炸事故,由於AP1000設置冗餘多樣的自動卸壓系統,避免了高壓蒸汽爆炸發生。而在低壓工況下,由於IVR技術的應用,堆芯熔融物沒有和水直接接觸,避免了低壓蒸汽爆炸發生。

  對於由於喪失安全殼熱量排出引起的安全殼超壓事故,AP1000非能動安全殼冷卻系統的兩路取水管線的排水閥在失去電源和控制時處於故障安全位置,同時設置一路管線從消防水源取水,確保冷卻的可靠性。事故后長期階段僅靠空氣冷卻就足以帶出安全殼內的熱量,有效防止安全殼超壓。由於採用了IVR技術,不會發生堆芯熔融物和混凝土底板的反應,避免了產生非凝結氣體引起的安全殼超壓事故。

  針對安全殼旁路事故,AP1000通過改進安全殼隔離系統設計、減少安全殼外LOCA發生等措施來減少事故的發生。

  (4)儀控系統和主控室設計

  AP1000儀控系統採用成熟的數字化技術設計,通過多樣化的安全級、非安全級儀控系統和信息提供、操作避免發生共模失效。主控室採用布置緊湊的計算機工作站控制技術,人機介面設計充分考慮了運行電站的經驗反饋。

  (5)建造中大量採用模塊化建造技術

  AP1000在建造中大量採用模塊化建造技術。模塊建造是電站詳細設計的一部分,整個電站共分4種模塊類型,其中結構模塊122個,管道模塊154個,機械設備模塊55個,電氣設備模塊11個。模塊化建造技術使建造活動處於容易控制的環境中,在製作車間即可進行檢查,經驗反饋和吸取教訓更加容易,保證建造質量。平行進行的各個模塊建造大量減少了現場的人員和施工活動。

  通過與前期工程平行開展的按模塊進行混凝土施工、設備安裝的建造方法,AP1000的建設周期大大縮短至60個月,其中從第一罐混凝土到裝料只需36個月。

  歐洲壓水堆EPR技術

  1993年5月,法國和德國的核安全當局提出在未來壓水堆設計中採用共同的安全方法,通過降低堆芯熔化和嚴重事故概率和提高安全殼能力來提高安全性,從放射性保護、廢物處理、維修改進、減少人為失誤等方面根本改善運行條件。1998年,完成了EPR基本設計。2000年3月,法國和德國的核安全當局的技術支持單位IPSN和GRS完成了EPR基本設計的評審工作,並於2000年11月頒發了一套適用於未來核電站設計建造的詳細技術導則。目前EPR正在進行補充設計。

  歐洲先進壓水堆EPR設計特點

  EPR為單堆布置四環路機組,電功率1525MWe,設計壽命60年,雙層安全殼設計,外層採用加強型的混凝土殼抵禦外部災害,內層為預應力混凝土。EPR主要的設計特點包括:

  (1)安全性和經濟性高

  EPR通過主要安全系統4列布置,分別位於安全廠房4個隔開的區域,簡化系統設計,擴大主迴路設備儲水能力,改進人機介面,系統地考慮停堆工況,來提高縱深防禦的設計安全水平。設計了嚴重事故的應對措施,保證安全殼短期和長期功能,將堆芯熔融物穩定在安全殼內,避免放射性釋放。

  EPR考慮內部事件的堆芯熔化概率6.3×10-7/堆年,在電站壽期內可用率平均達到90%,正常停堆換料和檢修時間16天,運行維護成本比現在運行的電站低10%,經濟性高。建造EPR的投資費用低於1300歐元/千瓦,發電成本低於3歐分/kWh。

  (2)嚴重事故預防與緩解措施

  EPR設計中考慮了以下幾類嚴重事故:

  高壓熔堆;氫氣燃燒和爆炸;蒸汽爆炸;堆芯熔融物;安全殼內熱量排出。

  為避免高壓熔堆事故發生,在為對付設計基準事故設置3個安全閥(3×300t/h)的基礎上,EPR專門設置了針對嚴重事故工況的卸壓裝置(900t/h),安全閥和卸壓裝置都通過卸壓箱排到安全殼內。當堆芯溫度大於650℃時,操縱員啟動專設卸壓裝置,可以有效避免壓力容器超壓失效,並防止壓力容器失效后堆芯熔融物的散射。

  針對氫氣燃燒和爆炸的危險,EPR在設計中採用大容積安全殼(80000m3)。在設備間布置了40台大型氫複合器,在反應堆廠房升降機部位也安裝了4台氫複合器。通過計算分析氫氣產生量、氫氣分佈和燃燒導致的壓力載荷,結果表明採取上述措施后氫氣產生的危險不會威脅安全殼的完整性。

  對於蒸汽爆炸事故,EPR在RPV設計中沒有設置特殊的裝置。通過選擇相關事故和邊界條件,計算判斷RPV封頭允許承受的載荷能力,分析論證導致安全殼早期失效的壓力容器內蒸汽爆炸已基本消除,不需要設置特殊的裝置對付蒸汽爆炸事故。已做的試驗顯示熔融物不會像以前假設的那樣爆炸(極低的概率和/或爆炸性)。進一步的試驗仍在進行中。

  對於堆芯熔融物,在EPR設計中,RPV失效前堆坑內保持乾燥,RPV失效后堆芯熔融物暫時滯留在堆坑內,然後進入專用的展開隔室中展開。堆坑和展開隔室裝有保護材料,保護熔融物中殘餘的鋯,降低了氧化物的密度和溫度,改善了展開條件。在展開區域設有氧化鋯防護層,防護層底下設有冷卻管線,安全殼內換料水箱的水非能動地流入並淹沒熔融物,從兩邊對熔融物進行冷卻,避免底板熔穿和安全殼失效。

  對於安全殼內熱量排出,EPR設計有帶外部循環的安全殼噴淋系統,2個系列,可以在較短的時間內降低安全殼溫度和壓力。該系統可以從噴淋工作模式切換至直接冷卻熔融物的工作模式,並能長時間防止蒸汽產生,長期地將熔融物和安全殼中的熱量導出。

  (3)儀控系統和主控室設計

  EPR的儀控系統和主控室採用成熟的設計,充分吸取已運行電站數字化儀控系統、人機介面等經驗反饋,吸取先進技術設備的優點。儀控採用4列布置,分別位於安全廠房的不同區域,避免發生共模失效。主控室與N4機組的高度計算機化控制室相同,專門設有用於維護和診斷工作的人機介面。

  第二代與第三代核電站的銜接特點

  SYSTEM80、M314和AP1000

  從上世紀80年代中期開始,美國西屋公司致力於開發改進型壓水堆——非能動先進壓水堆。當時根據電力市場環境條件和電力公司的建議,選擇了600MWe級的容量作設計(AP600)。西屋公司投入了巨大的人力,完成了大量的設計文件和試驗研究。AP600設計經過美國核管會的技術審查,於1998年9月獲得最終設計許可(Final Design Approval)。1999年12月,核管會向西屋公司頒發了最終設計認證證書(Final Design Certification)。

  近年來,隨著美國電力市場非管制化的發展以及天然氣價格的下跌,市場競爭要求進一步降低發電成本。由於不能通過繼續改進AP600設計達到新的目標,西屋公司決定提高電功率至百萬千瓦級來提高非能動先進壓水堆的市場競爭能力。

  AP1000堆芯採用成熟的、經工程驗證的西屋公司加長堆芯設計(M314型),活性段高度14英尺,首爐裝料157個17×17 Performance+高性能燃料組件。

  壓力容器內徑3.98m,環鍛結構;經驗證的堆芯圍筒,代替通常用的徑向反射層,採用全焊接結構;堆芯測量系統經上封頭穿出,取消下封頭貫穿件;通過材料改進等措施保證壓力容器60年設計壽命;堆內構件和控制棒驅動機構均應用M314堆型成熟技術。

  就反應堆冷卻劑系統而言,M314與AP1000相比堆芯尺寸沒有太大的變化,但環路數不同,系統設置也變化極大。System80的反應堆冷卻劑系統為兩環路,雖然與AP1000環路數相同,但System 80裝載177個型號為Turbo的燃料組件,燃料組件與其他堆芯相差很大,完全不兼容,AP1000的主泵為全密封屏蔽泵,直接倒掛在SG出口空腔,與System80相差甚大。

  M314和System80原始設計中沒有考慮LBB準則,而在AP1000設計中採用了LBB技術。很多在役的M314和System80電廠為了簡化系統,節約運行維護費用,提高電廠的安全性和經濟性,應用LBB技術進行了改造。因此從第二代NPP過渡到採用LBB技術的第三代不存在技術上的問題。

  AP1000相對於第二代NPP,採用了非能動的安全系統,大大提高了機組的安全性。

  M314和System80的抗震設計輸入較低,而AP1000增大到0.3g,機組抗震能力提高,可適應更廣泛的廠址。從抗震設計的角度,第三代NPP的結構有所改進,另外,M314和System80的設計中考慮OBE、SSE兩級地震水平,而在AP1000設計中,已將OBE從設計考慮中刪去,只按SSE進行抗震設計。

  M314、System 80的儀控系統主要採用的是模擬技術,其技術經過多年的發展,已非常成熟。AP1000採用更先進的數字化儀錶和控制系統。

  綜上所述,AP1000是革新型第三代核電站,與第二代相比變化很大。從M314過渡到AP1000,在反應堆方面較容易,系統設置需做一定變動;從System 80過渡到AP1000,難度較大。

  N4、M310和EPR

  二十世紀七十年代,法國從美國西屋公司引進M312核電技術,先後建造了一批M312核電機組(CPY型,M310型);從1977年起,採用西屋公司M414核電技術,建造了20台四環路的P4/P』4核電機組;從1984年起開發、建造N4型四環路150萬千瓦級核電機組。

  九十年代末,法國法瑪通公司和西門子公司聯合開發新一代壓水堆核電機組EPR,目標是根據歐洲用戶要求(EUR)設計新一代核電機組,以替代二十一世紀退役核電站。其設計綜合了法國N4核電站和德國Konvoi核電站的優點和運行經驗反饋,是全面滿足歐洲電力公司要求文件(EUR)的第三代改進型先進PWR核電站,已經法國和德國核安全當局審核批准,具備了作出決定開工建造第一台機組的條件,但尚未有具體建造計劃。

  EPR合作開發單位選擇了在現有技術基礎上進行改進的方式開發EPR,在設計中也對非能動系統應用進行了研究,也採用了一些特殊的非能動部件。

  EPR設備和部件設計儘可能吸收了法國N4和德國Konvoi機組的技術和經驗反饋。當採用新技術時,通過配套的綜合研發和試驗計劃對其進行驗證。主迴路設計和布置與N4機組極其相近,可以看作經過驗證。堆內構件總體布置、材料與N4相似,堆芯測量裝置和控制棒導向管設計則以Konvoi設計為基礎,布置在壓力容器上封頭,避免在壓力容器底部使用貫穿件,下封頭空間供處理嚴重事故使用。

  M310為大亞灣核電站和嶺澳核電站採用的堆型。採用12英尺燃料組件,三環路布置方式。

  綜上所述,EPR為改進型第三代核電站,基於能動設計思想。N4採用14英尺燃料組件、四環路布置方式,過渡到EPR相對較容易;M310採用12英尺燃料組件、三環路布置方式,過渡到EPR相對較難。

  技術升級便捷程度分析比較

  System80、M314和AP1000

  AP1000屬第三代革新型先進PWR核電站。採用成熟的技術,通過系統簡化、減少設備以及採用非能動專設安全設施,顯著提升了電廠安全性、經濟性,滿足Urd有關要求。由於採用非能動技術,技術難度較大,目前尚無工程經驗。

  M314與AP1000反應堆基本相同,都裝載157個燃料組件,堆芯尺寸沒有變化,但環路數不同,系統設置變化較大;雖然System 80環路數與AP1000相同,但反應堆和主迴路設置相差很大。從M314升級到AP1000比從System 80升級到AP1000稍容易一些。

  N4、M310和EPR

  由M310、N4發展至EPR,安全系統仍保持能動基礎,通過增加安全系列,採用多樣化設施,改進技術,加強嚴重事故對策,提高設備可靠性,來提高安全性;並採取一些措施,來降低發電成本,滿足EUR對新一代核電機組要求。EPR屬第三代改進型先進PWR核電站。從N4升級到EPR比從M310升級到EPR稍容易一些。

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