第三代核技术的分述

发布网友 发布时间：2022-05-16 21:01

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热心网友 时间：2023-12-23 10:28

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。 2002年3月，核管会已经完成AP1000设计的预认证审查（Pre-certification Review），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5.1×10-7/堆年和5.9×10-8/堆年，远小于第二代的1×10-5/堆年和1×10-6/堆年的水平。
简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，其中从第一罐混凝土到装料只需36个月。 1993年5月，法国和德国的核安全当局提出在未来压水堆设计中采用共同的安全方法，通过降低堆芯熔化和严重事故概率和提高安全壳能力来提高安全性，从放射性保护、废物处理、维修改进、减少人为失误等方面根本改善运行条件。1998年，完成了EPR基本设计。2000年3月，法国和德国的核安全当局的技术支持单位IPSN和GRS完成了EPR基本设计的评审工作，并于2000年11月颁发了一套适用于未来核电站设计建造的详细技术导则。目前EPR正在进行补充设计。
欧洲先进压水堆EPR设计特点
EPR为单堆布置四环路机组，电功率1525MWe，设计寿命60年，双层安全壳设计，外层采用加强型的混凝土壳抵御外部灾害，内层为预应力混凝土。EPR主要的设计特点包括：
（1）安全性和经济性高
EPR通过主要安全系统4列布置，分别位于安全厂房4个隔开的区域，简化系统设计，扩大主回路设备储水能力，改进人机接口，系统地考虑停堆工况，来提高纵深防御的设计安全水平。设计了严重事故的应对措施，保证安全壳短期和长期功能，将堆芯熔融物稳定在安全壳内，避免放射性释放。
EPR考虑内部事件的堆芯熔化概率6.3×10-7/堆年，在电站寿期内可用率平均达到90%，正常停堆换料和检修时间16天，运行维护成本比现在运行的电站低10%，经济性高。建造EPR的投资费用低于1300欧元/千瓦，发电成本低于3欧分/kWh。
（2）严重事故预防与缓解措施
EPR设计中考虑了以下几类严重事故：
高压熔堆；氢气燃烧和爆炸；蒸汽爆炸；堆芯熔融物；安全壳内热量排出。
为避免高压熔堆事故发生，在为对付设计基准事故设置3个安全阀（3×300t/h）的基础上，EPR专门设置了针对严重事故工况的卸压装置（900t/h），安全阀和卸压装置都通过卸压箱排到安全壳内。当堆芯温度大于650℃时，操纵员启动专设卸压装置，可以有效避免压力容器超压失效，并防止压力容器失效后堆芯熔融物的散射。
针对氢气燃烧和爆炸的危险，EPR在设计中采用大容积安全壳（80000m3）。在设备间布置了40台大型氢复合器，在反应堆厂房升降机部位也安装了4台氢复合器。通过计算分析氢气产生量、氢气分布和燃烧导致的压力载荷，结果表明采取上述措施后氢气产生的危险不会威胁安全壳的完整性。
对于蒸汽爆炸事故，EPR在RPV设计中没有设置特殊的装置。通过选择相关事故和边界条件，计算判断RPV封头允许承受的载荷能力，分析论证导致安全壳早期失效的压力容器内蒸汽爆炸已基本消除，不需要设置特殊的装置对付蒸汽爆炸事故。已做的试验显示熔融物不会像以前假设的那样爆炸（极低的概率和/或爆炸性）。进一步的试验仍在进行中。
对于堆芯熔融物，在EPR设计中，RPV失效前堆坑内保持干燥，RPV失效后堆芯熔融物暂时滞留在堆坑内，然后进入专用的展开隔室中展开。堆坑和展开隔室装有保护材料，保护熔融物中残余的锆，降低了氧化物的密度和温度，改善了展开条件。在展开区域设有氧化锆防护层，防护层底下设有冷却管线，安全壳内换料水箱的水非能动地流入并淹没熔融物，从两边对熔融物进行冷却，避免底板熔穿和安全壳失效。
对于安全壳内热量排出，EPR设计有带外部循环的安全壳喷淋系统，2个系列，可以在较短的时间内降低安全壳温度和压力。该系统可以从喷淋工作模式切换至直接冷却熔融物的工作模式，并能长时间防止蒸汽产生，长期地将熔融物和安全壳中的热量导出。
（3）仪控系统和主控室设计
EPR的仪控系统和主控室采用成熟的设计，充分吸取已运行电站数字化仪控系统、人机接口等经验反馈，吸取先进技术设备的优点。仪控采用4列布置，分别位于安全厂房的不同区域，避免发生共模失效。主控室与N4机组的高度计算机化控制室相同，专门设有用于维护和诊断工作的人机接口。
第二代与第三代核电站的衔接特点
SYSTEM80、M314和AP1000
从上世纪80年代中期开始，美国西屋公司致力于开发改进型压水堆——非能动先进压水堆。当时根据电力市场环境条件和电力公司的建议，选择了600MWe级的容量作设计（AP600）。西屋公司投入了巨大的人力，完成了大量的设计文件和试验研究。AP600设计经过美国核管会的技术审查，于1998年9月获得最终设计许可（Final Design Approval）。1999年12月，核管会向西屋公司颁发了最终设计认证证书（Final Design Certification）。
近年来，随着美国电力市场非管制化的发展以及天然气价格的下跌，市场竞争要求进一步降低发电成本。由于不能通过继续改进AP600设计达到新的目标，西屋公司决定提高电功率至百万千瓦级来提高非能动先进压水堆的市场竞争能力。
AP1000堆芯采用成熟的、经工程验证的西屋公司加长堆芯设计（M314型），活性段高度14英尺，首炉装料157个17×17 Performance+高性能燃料组件。
压力容器内径3.98m，环锻结构；经验证的堆芯围筒，代替通常用的径向反射层，采用全焊接结构；堆芯测量系统经上封头穿出，取消下封头贯穿件；通过材料改进等措施保证压力容器60年设计寿命；堆内构件和控制棒驱动机构均应用M314堆型成熟技术。
就反应堆冷却剂系统而言，M314与AP1000相比堆芯尺寸没有太大的变化，但环路数不同，系统设置也变化极大。System80的反应堆冷却剂系统为两环路，虽然与AP1000环路数相同，但System 80装载177个型号为Turbo的燃料组件，燃料组件与其他堆芯相差很大，完全不兼容，AP1000的主泵为全密封屏蔽泵，直接倒挂在SG出口空腔，与System80相差甚大。
M314和System80原始设计中没有考虑LBB准则，而在AP1000设计中采用了LBB技术。很多在役的M314和System80电厂为了简化系统，节约运行维护费用，提高电厂的安全性和经济性，应用LBB技术进行了改造。因此从第二代NPP过渡到采用LBB技术的第三代不存在技术上的问题。
AP1000相对于第二代NPP，采用了非能动的安全系统，大大提高了机组的安全性。
M314和System80的抗震设计输入较低，而AP1000增大到0.3g，机组抗震能力提高，可适应更广泛的厂址。从抗震设计的角度，第三代NPP的结构有所改进，另外，M314和System80的设计中考虑OBE、SSE两级地震水平，而在AP1000设计中，已将OBE从设计考虑中删去，只按SSE进行抗震设计。
M314、System 80的仪控系统主要采用的是模拟技术，其技术经过多年的发展，已非常成熟。AP1000采用更先进的数字化仪表和控制系统。
综上所述，AP1000是革新型第三代核电站，与第二代相比变化很大。从M314过渡到AP1000，在反应堆方面较容易，系统设置需做一定变动；从System 80过渡到AP1000，难度较大。
N4、M310和EPR
二十世纪七十年代，法国从美国西屋公司引进M312核电技术，先后建造了一批M312核电机组（CPY型，M310型）；从1977年起，采用西屋公司M414核电技术，建造了20台四环路的P4/P’4核电机组；从1984年起开发、建造N4型四环路150万千瓦级核电机组。
九十年代末，法国法玛通公司和西门子公司联合开发新一代压水堆核电机组EPR，目标是根据欧洲用户要求（EUR）设计新一代核电机组，以替代二十一世纪退役核电站。其设计综合了法国N4核电站和德国Konvoi核电站的优点和运行经验反馈，是全面满足欧洲电力公司要求文件（EUR）的第三代改进型先进PWR核电站，已经法国和德国核安全当局审核批准，具备了作出决定开工建造第一台机组的条件，但尚未有具体建造计划。
EPR合作开发单位选择了在现有技术基础上进行改进的方式开发EPR，在设计中也对非能动系统应用进行了研究，也采用了一些特殊的非能动部件。
EPR设备和部件设计尽可能吸收了法国N4和德国Konvoi机组的技术和经验反馈。当采用新技术时，通过配套的综合研发和试验计划对其进行验证。主回路设计和布置与N4机组极其相近，可以看作经过验证。堆内构件总体布置、材料与N4相似，堆芯测量装置和控制棒导向管设计则以Konvoi设计为基础，布置在压力容器上封头，避免在压力容器底部使用贯穿件，下封头空间供处理严重事故使用。
M310为大亚湾核电站和岭澳核电站采用的堆型。采用12英尺燃料组件，三环路布置方式。
综上所述，EPR为改进型第三代核电站，基于能动设计思想。N4采用14英尺燃料组件、四环路布置方式，过渡到EPR相对较容易；M310采用12英尺燃料组件、三环路布置方式，过渡到EPR相对较难。
技术升级便捷程度分析比较
System80、M314和AP1000
AP1000属第三代革新型先进PWR核电站。采用成熟的技术，通过系统简化、减少设备以及采用非能动专设安全设施，显著提升了电厂安全性、经济性，满足URD有关要求。由于采用非能动技术，技术难度较大，目前尚无工程经验。
M314与AP1000反应堆基本相同，都装载157个燃料组件，堆芯尺寸没有变化，但环路数不同，系统设置变化较大；虽然System 80环路数与AP1000相同，但反应堆和主回路设置相差很大。从M314升级到AP1000比从System 80升级到AP1000稍容易一些。
N4、M310和EPR
由M310、N4发展至EPR，安全系统仍保持能动基础，通过增加安全系列，采用多样化设施，改进技术，加强严重事故对策，提高设备可靠性，来提高安全性；并采取一些措施，来降低发电成本，满足EUR对新一代核电机组要求。EPR属第三代改进型先进PWR核电站。从N4升级到EPR比从M310升级到EPR稍容易一些。