第三代核電站的特點(diǎn)以及與第二代核電站的主要差別

1、【知識(shí)】第三代核電站的特點(diǎn)以及與 第二代核電站的主要差別11-11-14作者：佚名 編輯：張惠雁1、第三代核電站的特點(diǎn)世界各國(guó)在回顧三十余年第二代核電 站的建造和運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)，尤其總結(jié)了美國(guó)三哩 島核電站和切爾諾貝利核電站事故的經(jīng)驗(yàn) 教訓(xùn)之后，為使今后建造的核電站在安全 性、經(jīng)濟(jì)性、安全審評(píng)穩(wěn)定性以及保護(hù)核電 業(yè)主投資等方面有大的改進(jìn)，首先是美國(guó)電 力公司發(fā)起建立先進(jìn)輕水堆(ALWR)設(shè)計(jì) 的技術(shù)基礎(chǔ)，為設(shè)計(jì)美國(guó)下一代先進(jìn)輕水堆 (ALWR)，推行一項(xiàng)先進(jìn)輕水堆ALWR計(jì)劃， 編制了一份美國(guó)核電用戶要求文件(URD)， 繼而歐洲10家核電公司也編寫(xiě)了歐洲核電 用戶要求(EUR)文件。URD和EUR

2、規(guī)范了第三代核電站的設(shè) 計(jì)技術(shù)基礎(chǔ)，其要點(diǎn)如下：1)ALWR計(jì)劃的目標(biāo):為未來(lái)的ALWR 提供一整套設(shè)計(jì)的綜合要求、穩(wěn)定的審批基 準(zhǔn)、支持ALWR電廠的發(fā)展。2）ALWR的14條政策：簡(jiǎn)單化、設(shè)計(jì) 裕量、人因、安全、設(shè)計(jì)基準(zhǔn)與安全裕量、 管理穩(wěn)定性、標(biāo)準(zhǔn)化、成熟技術(shù)、可維護(hù)性、 可建造性、質(zhì)量保證、經(jīng)濟(jì)性、預(yù)防人為破 壞、睦鄰友好。3）ALWR高層安全設(shè)計(jì)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(cè)技 術(shù)、須留給操縱員足夠的時(shí)間（30分鐘或更 長(zhǎng)時(shí)間）來(lái)防止設(shè)備的損壞及防止導(dǎo)致較長(zhǎng) 停堆的電廠工況等。防止堆

3、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(jì)基準(zhǔn)要求及安全裕 量基準(zhǔn)、堆芯損壞頻率小于1X 10-5/堆年等。緩解事故能力：堅(jiān)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(shí)源項(xiàng)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(kāi)反應(yīng)堆大約0.5英里），公眾個(gè) 人的全身劑量小于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(dòng)型電廠（如 AP1000）。URD對(duì)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(jiǎn)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

4、鐘時(shí)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(shí)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(shí)內(nèi)，燃料沒(méi)有損壞等。非能動(dòng)型核電廠：不要求安全相關(guān)的交 流電源；至少72小時(shí)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(jì) 裕量；不需要廠外應(yīng)急計(jì)劃等。以上概括了第三代核電站的特點(diǎn)，我國(guó) 國(guó)家引進(jìn)的美國(guó)非能動(dòng)AP1000核電站屬于 第三代核電站的非能動(dòng)型核電廠，廣東核電 集團(tuán)公司引進(jìn)的法國(guó)EPR核電站屬于第三 代核電站的改進(jìn)性核電廠。AP1000和EPR 基本上都滿足了上述URD和EUR的相關(guān)要 求。2、第二代核電核電站與第三代核電站的主 要技術(shù)差異美國(guó)、法國(guó)、俄羅斯等國(guó)都

5、是在吸取20 年前的切爾諾貝利嚴(yán)重事故的慘痛教訓(xùn)后， 認(rèn)識(shí)到預(yù)防和緩解嚴(yán)重事故的極端重要性， 花大力氣進(jìn)行研究開(kāi)發(fā)預(yù)防和緩解嚴(yán)重事 故的對(duì)策和措施，經(jīng)過(guò)了十多年的努力，才 達(dá)到了工程應(yīng)用的程度。為此，國(guó)際原子能 機(jī)構(gòu)頒發(fā)了新的安全法規(guī)（第二版）對(duì)預(yù)防 和緩解嚴(yán)重事故提出了嚴(yán)格要求，我國(guó)國(guó)家 核安全局也頒布了新的安全法規(guī)，對(duì)預(yù)防和 緩解嚴(yán)重事故提出了新的要求。第二代核電技術(shù)在安全上不滿足國(guó)際 原子能機(jī)構(gòu)安全法規(guī)（第二版）對(duì)預(yù)防和緩 解嚴(yán)重事故的要求，也不符合我國(guó)新頒布的 安全法規(guī)對(duì)預(yù)防和緩解嚴(yán)重事故的要求，當(dāng) 然也不滿足URD和EUR的要求，但第三代 核電技術(shù)能滿足這些要求的。這是第二代核 電核電站與第三代核電站在技術(shù)上的主要 差異。例如AP1000和EPR的堆芯損壞頻率 （CDF）分別為 5.0894 X10-7 和 1.18 X 10-6/ 堆年，大量放射性釋放概率分別為 5.94 X 10-8和9.6 X 10-8/堆年，遠(yuǎn)比第二代核電站 低一至二數(shù)量級(jí)。第二代核電核電站與第三代核電站技 術(shù)上存