先进的核电安全技术

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1、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，已不能满足核电发展的需求，现在核电厂基本已经退役。

2、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

3、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）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0.27

4、8亿千瓦。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

5、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

6、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1×10-5/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

7、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；在丧失厂内外交流电源的8小时内，燃料没有损坏等。非能动型核电厂：不要