先进的核电安全技术.docx

1、先进的核电安全技术先进的核电安全技术1.各段核电厂安全性能比较1.1 第一代核电厂安全特点第一代核电厂始建于 20世纪 50年代初,属于原型堆核电站技术 ,其主要目的是 通过实验示范形式来验证核电实践上的可行性 .鉴于原子弹爆炸所产生的巨大破 坏力 ,人们担心核电厂也存在类似的威胁 ,对核能产生装置在运行过程中产生的各 种放射性核素的辐射问题十分关注 .因此 ,第一代核电技术的首要目标是解决安全 问题 ,这也贯穿了核电技术发展的始终 .但由于第一代核电站厂开发是受当时技术限制 ,设计比较粗糙 ,结构松散 ,设计 没有系统、规范、科学的安全标准和准则问题作为指导， 因为存在许多安全隐患， 已不能

2、满足核电发展的需求，现在核电厂基本已经退役。1.2 第二代核电站电厂安全的特点二代核电站从 70 年代至今，有多种堆型而且运行业绩良好， 还在增效延寿并 批量建设，目前仍有 23台机组在建。 2005年，全球第二代核电站（堆）共有 443 台套，积累了超过 1.2万多堆年的安全运行经验。 核电装机占发电总装机的 16%， 核电占总发电量的 20%左右。从堆型上看，压水堆占核电的 56%，沸水堆占 21%，重水堆占 7%，其他堆型 占 16%。近年来的第二代机组增效延寿研究表明， 美国第二代机组核电可利用率 可以从 70%左右提高到 90%，寿命由 40年延长至 60年，相当于新建 25 台百万

3、 千瓦机组。预计未来 30 年压水堆仍将是核电发展的主力堆型。第二代核电技术被广泛应用于上世纪七十年代至今仍在运行的大部分商业核电站，它们大部分已实现标准化、系列化和批量建设，主要种类有压水堆（PWR）、 沸水堆（BWR）、重水堆（CANDU和苏联设计的压水堆（VVER和石墨水冷堆（RBMK 等。第二代核电站技术证明了发展核电在经济上是可行的。但是前苏联切尔诺贝 利核电站和美国三哩岛核电站严重事故的发生， 引起了公众对核电安全性的质疑， 同时也让人们意识到第二代核电技术的不完善性， 许多国家的核电发展也都因此 一度停滞。第二代核电站是目前世界正在运行的 439座核电站（ 2007年 9月统计数

4、）主 力机组，总装机容量为 3.72亿千瓦。还共有 34 台在建核电机组，总装机容量为 0.278 亿千瓦。在三里岛核电站和切尔诺贝利核电站发生事故之后，各国对正在 运行的核电站进行了不同程度的改进， 在安全性和经济性都有了不同程度的提高。1.3 第三代核电站厂安全特点第三代核电站的安全性和经济性都将明显优于第二代核电站。 由于安全是核 电发展的前提，世界各国除了对正在运行的第二代机组进行延寿与补充性建一些 二代加的机组外， 接下来新一批的核电建设重点是采用更安全、 更经济的先进第 三代核电机组。我国国家引进的美国非能动 AP1000核电站以及广东核电集团公 司引进的法国EPR核电站都属于第三

5、代核电站世界各国在回顾三十余年第二代 核电站的建造和运行经验， 尤其总结了美国三哩岛核电站和切尔诺贝利核电站事 故的经验教训之后， 为使今后建造的核电站在安全性、 经济性、 安全审评稳定性 以及保护核电业主投资等方面有大的改进。第三代核电站先是美国电力公司发起建立先进轻水堆（ALWR设计的技术 基础，为设计美国下一代先进轻水堆（ALWR）推行一项先进轻水堆ALWR计划, 编制了一份美国核电用户要求文件（URD，继而欧洲10家核电公司也编写了欧洲 核电用户要求（EUR文件。URD和EUR规范了第三代核电站的设计技术基础，其要点如下：1） ALWR计划的目标：为未来的ALWR提供一整套设计的综合要

6、求、 稳定的审 批基准、支持ALWR电厂的发展。2） ALWR 的 14条政策：简单化、设计裕量、人因、安全、设计基准与安全裕 量、管理稳定性、 标准化、 成熟技术、 可维护性、 可建造性、 质量保证、 经济性、 预防人为破坏、睦邻友好。3） ALWR高层安全设计要求，其要点如下:抗事故能力：所有工况下都具有负的功率反应性系数、采用最好的材料及水质、 改进的人机界面系统、 采用成熟的诊断监测技术、 须留给操纵员足够的时间 （30 分钟或更长时间 ）来防止设备的损坏及防止导致较长停堆的电厂工况等。防止堆芯损坏:防止堆芯损坏的专设安全系统应满足执照设计基准要求及安全裕 量基准、堆芯损坏频率小于1X

7、10-5/堆年等。缓解事故能力: 坚固而大容积的安全壳和相应的专设安全系统； 采用现实源项分 析；控制可燃氢气的浓度；在累积发生频率大于 10-6/堆年的严重事故条件下， 在厂址边界处 （离开反应堆大约 0.5 英里），公众个人的全身剂量小于 25雷姆等要 求。4）第三代压水堆核电站有两种类型： 改进型电厂（如EPR和非能动型电厂（如AP1000 URD对两种类型的核电厂又分别提出了专用要求，其要点如下：改进型核电厂： 更简化的专设安全系统； 至少有两条隔离的和独立的交流电源与 电网相连；至少三十分钟时间内，不考虑操纵员的干预；在丧失全部给水，至少 在 2 小时内不应有燃料损坏； 在丧失厂内外

8、交流电源的 8 小时内， 燃料没有损坏员干预；严重事故条件下， 安全壳有足够的设计裕量； 不需要厂外应急计划型号 等。AP1000AP1000 是由美国西屋公司开发的先进的非能动的压水堆（ Advanced Passive PWR） 。2002年3月，美国核管会已经完成 A P 1 000设计的预认证审查（ Pre-certificationReview）, AP600有关的试验和分析程序可以用于 AP1000设计。2004年12月获 得了美国核管会授予的最终设计批准。AP1000为单堆布置两环路机组，电功率 1250MWe，设计寿命60年，主要安 全系统采用非能动设计， 布置在安全壳内， 安

9、全壳为双层结构， 外层为预应力混 凝土，内层为钢板结构。1 AP1000 的历史 西屋公司在已开发的非能动先进压水堆 AP600 的基础上开发了 AP1000。 根据美国核管理委员会 (United States Nuclear Regulatory Commission 简 称NRC官方网站信息，2002年3月28日，西屋公司向核管会提交了了 AP1000 的最终设计批准以及标准设计认证的申请。2004年9月13日获得了 NRC授予的 最终设计批准(Final Design Approval。核管会于2005年12月14日投票通过了 AP1000标准核电站的最终设计认证条例(Final de

10、sign certification rule),并于2006 年1月23日获得签署。直至2010年12月1日，西屋向NRC提交了 AP1000设 计控制文案(Design control document)的第18次修改。根据科学美国人(Scientific American)的报道，核管会估计会在2011年9月会完成对AP1000的 整体设计认证。按照西屋公司的预期，2016年美国会开始建造AP1000型核电站， 这将会是美国自上世纪 70年代以来首次恢复核电站的建设。2 AP1000的设计规范AP1000为单堆布置两环路机组，电功率 1250MWe，设计寿命60年，主 要安全系统采用非能

11、动设计， 布置在安全壳内， 安全壳为双层结构， 外层为预应 力混凝土，内层为钢板结构。AP1000主要的设计特点包括：(1)主回路系统和设备设计采用成熟电站设计AP1000堆芯采用西屋的加长型堆芯设计，这种堆芯设计已在比利时的 Doel 4 号机组、 Tihange 3 号机组等得到应用；燃料组件采用可靠性高的 Performance+;采用增大的蒸汽发生器(D125型)，和正在运行的西屋大型蒸汽 发生器相似； 稳压器容积有所增大； 主泵采用成熟的屏蔽式电动泵； 主管道简化 设计，减少焊缝和支撑； 压力容器与西屋标准的三环路压力容器相似， 取消了堆 芯区的环焊缝，堆芯测量仪表布置在上封头，可在

12、线测量。（2）简化的非能动设计提高安全性和经济性AP1000主要安全系统，如余热排出系统、安注系统、安全壳冷却系统等， 均采用非能动设计， 系统简单， 不依赖交流电源， 无需能动设备即可长期保持核 电站安全， 非能动式冷却显著提高安全壳的可靠性。 安全裕度大。 针对严重事故 的设计可将损坏的堆芯保持在压力容器内，避免放射性释放。在AP1000设计中，运用PRA分析找出设计中的薄弱环节并加以改进，提高安全水平。AP1000考虑内部事件的堆芯熔化概率和放射性释放概率分别为5.1 X 10-7/堆年和5.9X 10-8/堆年，远小于第二代的 1 X 10-5/堆年和1 X 10-6/堆 年的水平。简

13、化非能动设计大幅度减少了安全系统的设备和部件，与正在运行的电 站设备相比，阀门、泵、安全级管道、电缆、抗震厂房容积分别减少了约 50%， 35%， 80%， 70%和 45%。同时采用标准化设计，便于采购、运行、维护，提高 经济性。西屋公司以 AP600的经济分析为基础，对 AP1000作的经济分析表明， AP1000的发电成本小于3.6美分/kWh，具备和天然气发电竞争的能力。 AP1000 隔夜价低于 1200 美元 /千瓦（包括业主费用和厂址费用） 。（3）严重事故预防与缓解措施AP1000设计中考虑了以下几类严重事故：堆芯和混凝土相互反应；高压熔堆；氢气燃烧和爆炸；蒸汽爆炸；安全 壳超

14、压；安全壳旁路。为防止堆芯熔融物熔穿压力容器和混凝土底板发生反应， AP1000采用了将堆芯熔融物保持在压力容器内设计（IVR）。在发生堆芯熔化事故后，将水注入 到压力容器外璧和其保温层之间， 可靠地冷却掉到压力容器下封头的堆芯熔融物。 在AP600设计时已进行过IVR的试验和分析，并通过核管会的审查。对于AP1000, 这些试验和分析结果仍然适用，但需作一些附加试验。由于采用了 IVR技术，可 以保证压力容器不被熔穿，从而避免了堆芯熔融物和混凝土底板发生反应针对高压熔堆事故， AP1000 主回路设置了 4 列可控的自动卸压系统(ADS ,其中3列卸压管线通向安全壳内换料水储存箱，1列卸压管

15、线通向安全 壳大气。通过冗余多样的卸压措施， 能可靠地降低一回路压力， 从而避免发生高 压熔堆事故。针对氢气燃烧和爆炸的危险，AP1000在设计中使氢气从反应堆冷却剂系 统逸出的通道远离安全壳壁， 避免氢气火焰对安全壳璧的威胁。 同时在环安全壳 内部布置冗余、 多样的氢点火器和非能动自动催化氢复合器， 消除氢气， 降低氢 气燃烧和爆炸对安全壳的危险。对于蒸汽爆炸事故，由于 AP1000 设置冗余多样的自动卸压系统，避免 了高压蒸汽爆炸发生。而在低压工况下，由于IVR技术的应用，堆芯熔融物没有 和水直接接触，避免了低压蒸汽爆炸发生。对于由于丧失安全壳热量排出引起的安全壳超压事故， AP1000非

16、能动安全壳冷却系统的两路取水管线的排水阀在失去电源和控制时处于故障安全位置， 同时设置一路管线从消防水源取水， 确保冷却的可靠性。 事故后长期阶段仅靠空 气冷却就足以带出安全壳内的热量，有效防止安全壳超压。由于采用了 IVR技术， 不会发生堆芯熔融物和混凝土底板的反应， 避免了产生非凝结气体引起的安全壳 超压事故。针对安全壳旁路事故，AP1000通过改进安全壳隔离系统设计、 减少安全 壳外LOCA发生等措施来减少事故的发生。( 4)仪控系统和主控室设计AP1000仪控系统采用成熟的数字化技术设计， 通过多样化的安全级、非 安全级仪控系统和信息提供、 操作避免发生共模失效。 主控室采用布置紧凑的

17、计 算机工作站控制技术，人机接口设计充分考虑了运行电站的经验反馈。( 5)建造中大量采用模块化建造技术AP1000在建造中大量采用模块化建造技术。 模块建造是电站详细设计的 一部分，整个电站共分 4 种模块类型，其中结构模块 122个，管道模块 154 个， 机械设备模块 55 个，电气设备模块 11 个。模块化建造技术使建造活动处于容易 控制的环境中， 在制作车间即可进行检查， 经验反馈和吸取教训更加容易， 保证 建造质量。平行进行的各个模块建造大量减少了现场的人员和施工活动。通过与前期工程平行开展的按模块进行混凝土施工、设备安装的建造方 法， AP1000 的建设周期大大缩短至 60 个月

18、，其中从第一罐混凝土到装料只需 36 个月。美国西屋电气公司在中国核电招标中成功竞标，将向中国进行技术转 让，建设 4 台核电机组。西屋公司总裁兼首席执行官史睿智先生接受新华社记者 采访时表示，西屋的 AP1000 核电技术是目前唯一一项通过美国核管理委员会最 终设计批准的“第三代”核电技术， “这是目前全球核电市场中最安全、最先 进的商业核电技术”。AP1000 是一种先进的“非能动型压水堆核电技术” 。用铀制成的核燃料 在“反应堆” 的设备内发生裂变而产生大量热能， 再用处于高压下的水把热能带 出，在蒸汽发生器内产生蒸汽， 蒸汽推动汽轮机带着发电机一起旋转， 电就源源 不断地产生出来， 并

19、通过电网送到四面八方。 采用这一原理的核电技术就是压水 堆核电技术。AP1000最大的特点就是设计简练，易于操作，而且充分利用了诸多“非 能动的安全体系”，比如重力理论、自然循环、聚合反应等，比传统的压水堆安 全体系要简单有效得多。 这样既进一步提高了核电站的安全性， 同时也能显著降 低核电机组建设以及长期运营的成本。西屋公司提供的技术材料称， AP 1 000在建设过程中， 可利用模块化技术， 多头并进实施建设，极大地缩短了核电机组建设工期。 AP1 000从开工建设到加 载原料开始发电，最快只需要 36 个月，建设成本方面的节约优势明显。西屋预 计，中国的 4台核电机组将于 20 1 3年

20、建成发电。中国在美国、法国、俄罗斯等投标方中认真比较后选择西屋的核电技术。 在美国本土，计划中将要建设的 18 台核电机组中，已经有至少 12 个确定选择 AP1000技术为设计基础。他说：“西屋非常高兴这次中国也选择了 AP1000。现 在能够进军中国核电市场对于西屋意义重大， 我们致力于和中国核电市场发展长期、互利的合作关系西屋公司是全球压水反应堆核电技术的龙头， 早在 1957 年就开发出了全 球首个压水反应堆。 目前全球超过 40%的运营核电机组都是由西屋建造或经西屋 批准利用其设计基础建造的。AP1000是西屋在AP600技术的基础上延展开发的。AP600以“非能动性” 为特点的设计

21、最早始于 1991 年，西屋当初试图将核电站技术从经济效益和安全 水平两方面都提升到一个新高度，保持自己在核电领域的技术领先优势。 AP600 在 1998 年获得美国核管会的 “最终设计批准”，但随着世界电力市场的不断变化， 核电新的目标电价降至每度3美分，AP600已无法满足这个要求。为此西屋启动 了 AP1000的开发工作，目标是更便宜、更安全、更高效的核反应堆技术，以提 升其在核电市场的竞争力。由于AP1000脱胎于AP600,因此研发进程大大加快，通过设计改进达到 增容目的，显著提高发电功率，同时又保持了原有系统的安全性和简洁性。从 AP600到AP1000,经过了 15年的开发和完

22、善。史睿智特意提到，在多年的开发 工作中，不少中国工程技术人员也参与其中。AP1000作为当今核电市场最具竞争力的技术， 应用到中国核电机组建设 中，“对于中美双方是真正的双赢合作” 。中国将依托先进核电技术， 更好地满足 日益增加的能源需求。 而与中国合作， 一方面为美国创造大量就业岗位， 同时也 为美国的产品、技术和服务出口提供了良机。西屋电气的 AP1000 有以下特点：1、 世界市场现有的最安全、最先进、经过验证的核电站 (保守概率风险 评估(PRA)堆芯损毁概率为可忽略不计的 2.5x10- 7 );2、 唯一得到美国核管会最后设计批准(FDA的新三代+核电站；3、 基于标准的西屋压

23、水反应堆(PWR技术，该技术已实现了超过 2,500 反应堆年次的成功的运营 ;4、 1100 MWe 设计，对于提供基本发电负荷容量很理想;5、模块化设计，有利于标准化并提高建造质量；6、更经济的运营 （更少的混凝土和钢铁，更少零部件和系统，意味着更 少的安装、检测和维护 ）；7、 更简便的运营 （配备行业最先进的仪表和控制系统 ）；8、符合美国用户要求文件（URD对新一代商用反应堆的要求。3 中国第 3 代核电站开工1、核电站核岛筏基大体积混凝土一次性整体浇注技术2009年3月31日14时06分，世界上首台AP1000核电机组三门核电站一 号机组核岛第一罐混凝土浇注顺利完成， 4 月 20

24、 日混凝土养护取得成功。这是 世界核电站工程建设中首次成功采用核岛筏基大体积混凝土一次性整体浇注的 先进技术， 中国成为首个成功掌握此项技术的国家。 核电站核岛筏基是核反应堆 厂房的基础部分， 其大体积混凝土一次性整体浇注， 可以实现核电站核岛基础的 一次整体成形， 具有无接口、 防渗好等技术优点， 特别适合安全性能要求较高的 核电施工。 但由于浇注后的养护是难点， 一直是施工的一大技术难题。 该项技术 的成功实施， 可以有效缩短工期， 将为未来第三代核电的批量化建设带来巨大的 经济价值。2、核岛钢制安全壳底封头成套制造技术2009年 12月 21 日 15时 28分，三门核电站一号机组核岛钢

25、制安全壳底封头 成功实现整体吊装就位， 这一底封头的钢材制造、 弧形钢板压制、现场拼装焊接、 焊接材料生产、整体运输吊装等都是由中国企业自主承担完成的。 AP1000首次采用在核电站反应堆压力容器外增加钢制安全壳的新技术。钢制安全壳是 AP1000核电站反应堆厂房的内层屏蔽结构，是非能动安全系统中的重要设备之 一。AP1000钢制安全壳底封头钢板的典型特征是大尺寸、多曲率、高精度，采 用整体模压一次成型技术， 尚属世界性难题。 中方企业攻克了一系列世界性的技 术难题和工艺难关，提升了我国核电装备制造和相关材料研制的水平。3、模块化设计与制造技术2009年6月29日，三门核电站一号机组核岛最大的

26、结构模块 CA20模块成功吊装就位，开启了中国核电站工程模块化建造的新时代。 CA20模块的工厂化预制和现场拼装、组焊、整体吊装的顺利完成，标志着 AP1000技术的模块化设计和施工的先进理念已经从理论变成了现实。 CA20模块是AP1000的最大一个结构模块， 长20.5米，宽 14.2米，高20.7米，近7层楼高， 由 18个房间构成， 包括 32 个墙体子模块和 40 个楼板子模块， 结构总重达 749吨，加上吊具等起吊 总重量达到 968 吨，相当于 700 多辆小汽车的重量。 使用模块化建造方法， 可以 实现核电站核岛工程建设中的土建和安装的交叉施工， 能大大缩短核电站的工程 建设周

27、期。通过模块的工厂化预制，可有效提高工程建造的质量。4、 主管道制造关键技术2010年1月11日，中国AP1000自主化依托项目国产化主管道采购合同 在北京签订。国核工程公司与中国第二重型机械集团公司 （德阳）重型装备股份公 司签订了主管道采购合同。 核电站主管道是连接反应堆压力容器和蒸汽发生器的 大厚壁承压管道，是核蒸汽供应系统输出堆芯热能的“大动脉” ，是压水堆核电 站的核一级关键设备之一。AP1000机组采用了超低碳控氮不锈钢整体锻造技术， 材质要求高、 加工制造难度大， 堪称目前世界核电主管道制造难度之最。 AP1000 主管道是中国AP1000自主化依托项目中唯一没有引进国外技术的核

28、岛关键设备。 中国二重集团等国内多家企业通过为时两年的科研攻关，自主突破了 AP1000主管道制造的技术难关，制造的主管道 1：1 模拟件综合技术指标已完全符合美国 西屋公司的设计技术标准，达到世界一流水平，大幅降低了主管道的采购成本。5、 关键设备大型锻件制造技术2009年 12月 22日，中国一重承担的三门核电站 2号机组蒸汽发生器管 板锻件研制取得成功，在先前实现 AP1000核岛反应堆压力容器锻件完全国产化 的基础上， 再次实现了蒸汽发生器锻件的完全国产化， 一举攻克了制约我国核电 发展的重大技术难关， 大幅提升了中国核电装备制造的整体水平和技术能力， 打 破了国外企业在高端大型铸锻件市场的垄断。 以前中国的大型铸锻件企业因制造 能力和技术上的差距， 使国内高端大型铸锻件市场和技术被国外巨头垄断， 尤其 是在核电大型铸锻件上， 国外更是实行技术封锁。 除大型锻件外， 目前反应堆压 力容器、蒸汽发生器、主泵、主管道、钢制安全壳等核岛关键设备国产化工作均 取得实质性进展，确保了中国后续三代核电批量化、规模化发展。EPR1000