第三代核电技术特点
北美、日本、欧洲、俄罗斯、中国等反应堆供应商在规划或在建的有十几种满足(URD、EUR)的三代核反应堆,它们在满足用户要求文件(URD、EUR)的基础上,每种堆型采用不同的设计理念:AP1000采用安全系统“非能动化”和简化系统的设计理念;EPR采用安全系统增加冗余度(安全系统全部采用4x100%的设置)的设计理念。“华龙一号”采用“能动与非能动”相结合的安全设计理念。三代核电综合来讲具有以下特点:
(1)更长的设计寿命:反应堆具有更高的可用性和更长的操作寿命,通常反应堆设计寿命是60年。
第三代核电站的设计寿命延长至60年,在设计寿命期间(60年)无需更换反应堆压力容器,并且在设计中提供了更换其他主设备包括蒸汽发生器的可能性,其反应堆压力容器等不可更换设备的设计寿命达到60 年,一般通过延寿三代核电站寿命可以达到80年,这样提高了核电站的经济性。
(2)极低的严重事故概率:堆芯损伤频率(CDF)限值小于1*10-5/堆年,大量放射性释放频率(LRF)限值为1*10-6/堆年。
美国核管会要求的堆芯损伤频率(CDF)限值是1*10-4/堆年,美国用户要求文件(URD)为1*10-5,目前美国大多数在役核电站的设计值是5*10-5,AP1000的CDF为5.08*10-7/堆年,远低于上述参考值。AP1000的大量放射性释放频率(LRF)为5.94*10-8/堆年,美国核管会要求的目标值为1*10-5/堆年,URD为1*10-6/堆年,AP1000设计远远低于这些参考值。三代核电站设计了更多的缓解反应堆发生严重事故的措施,极大降低了堆芯熔化及大量放射性物质释放的可能性。
▲福清核电
(3)允许事故后不干预:采用非能动的安全系统,事故工况下半个小时或更长时间内允许操纵员不采取任何手动动作;
三代堆的设计中包含了被动或固有的安全特性,非能动安全系统缓解设计基准事故的功能不依赖于操纵员动作。在第三代核电站的设计中考虑了操纵员响应宽容时间,比如在AP1000设计中对于在始发事件叠加单一故障的LDB(许可证设计基准)假设下分析的瞬态和事故(包括失去全部交流电源),在需要动作的始发信号发出后的至少72小时内无需操纵员手动操作。由于非能动安全设施的使用,使得反应堆在发生事故初期可以不需要进行人为的干预,这样减少了误操作的可能性,提高了反应堆运行的安全性。
(4)更强的安全壳结构:强化了安全壳的结构设计,可抵御商用大飞机的撞击。
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