俄罗斯的先进VVER 反应堆设计

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1、核电站2003年第1期19专论与译文俄罗斯的先进VVER反应堆设计国家电力公司苏州热工研究所陈泓刘志铭编译1前言了世界公众反对核电的意见结果减少了一些国家的核电开发项目甚至终结核电站的建设如瑞典为了满足俄罗斯电力消费者和潜在业主的需和芬兰芬兰的第五核电站建设还在考虑之中要必须开发一些不同出力的轻水堆500~600或禁止核电站的运行如意大利和奥地利MWe1000~1100MWe和1500~1800MWe虽然会导致破坏性结果的事故目前在世界核在一些欧洲国家核电生产部分或全部依靠苏电站中极不可能发生这是由于核电站的设计及其联设计的水冷却慢化反应堆VVER自从第一座物理特性然而改变运行设计或新设计以

2、可VVER压水堆在俄罗斯的新沃罗涅日斯基启动以来靠的方式确保安全性的这种需求在上升的37年间共有58座VVER反应堆在前苏联东对于新建核电站IAEAINSAG-3推荐标准和欧和芬兰共18个厂址投入运行USSROPB-88标准文件一再要求1与现有在运到2001年底不同设计的VVER反应堆累计核电站水平相比堆芯熔化的严重事故发生的概率共运行了1000堆年目前共有51台额定功率分-5降低10倍达到10/堆年2与目前建立的别为440MWe和1100MWe即VVER-440和标准相比由于放射性泄漏而必须进行的人员疏散VVER-1000的VVER机组在运行-6-7的概率降低10倍或100倍达到10~10

3、/堆年随着一些老的VVER-440反应堆V-179型现有的VVER反应堆以及那些在建的VVER反V-230型和V-270型以外这些机组均满足现有应堆不能完全满足这些对于将来核电站新的要求核电站国际上的安全需求在设计方面VVER反这一事实以及成本削减的需要迫使一些俄罗斯的应堆遵循各国专家共同开发的由国内国际原子机构开始开发新一代VVER反应堆以进一步增加能机构文件所规定的安全性原则因此前苏联和安全水平并降低造价西方的轻水堆核电站在安全保障的处理上没有重为了满足俄罗斯电力消费者和潜在业主的要大的区别然而在选择技术方案时俄罗斯科学求必须开发一些不同出力的轻水堆500~600家和工程师们总是从他们自

4、己的研究结果和国内MWe1000~1100MWe和1500~1800MWe500~600工业能力出发MWe最初设计用在相对较小的电网系统地区或国尽管目前在俄罗斯只有1/4的VVER机组在运家1000~1100MWe设计适用于基本负荷的中等规行在某种程度上俄罗斯仍然保持对支持这一久模电网系统像500~600MWe反应堆设计一样经考验的技术路线以及进一步的开发负有责任1000~1100MWe反应堆可以在变负荷工况下运行由于仪控或设计缺陷和人为失误造成的美国最后对于1500~1800MWe设计的核电站来说其三哩岛核电站事故1979年3月28日和前苏联电价估计是最低的并且可以用于基荷发电切尔诺贝利核

5、电站事故1986年4月26日导致专论与译文20核电站2003年第1期目前额定功率为640MWe和1000MWe的核发一些水慢化/水冷却反应堆设计电站设计VVER-640VVER-91V-428反应z广泛使用高可靠性的非能动性安全系统堆系统额定功率为1000MWe以及VVER-1000不需外部电源的运行允许在发生事故时V-392系统正处于最终设计阶段只有反应堆设备在没有运行人员的干预下能在VVER-640和VVER-1000V-392型全方位地使一段时间内冷却下来大约需要24~72小用非能动性安全原则因此被认为是真正的先进设时计具有最佳布置可最优化能动性安全系统的z堆芯燃料产生热效率较低使得事

6、故演变VVER-91与现在运行的VVER-1000V-320型较慢而使必须的措施有可能进行甚至除了增加双层安全壳和严重事故管理的特殊系统是在事件进展的超过设计基准的情况外并没有重大区别然而可以认为它是VVER下技术的改进版z设计通用的运行系统并考虑可能使用能动因此新的核电站将以VVER的设计和运行经性安全系统验而设计z使用双层安全壳内层密封壳和外层壳能下列是参与先进型VVER开发的一些主要组够抵挡像飞机撞击和爆炸这样的外部冲织击z原子能研究所莫斯科z管理超过设计基准事故的防备系统VVER-1000的主要设计者在加强安全的同时核电站设计者对降低z原子能研究所圣彼得堡建造和运行费用采取了有效措施

7、可由以下几VVER-640的主要设计者种方法来增强经济效益z水压试验和设计院波多利斯克z通过改善设备及空间的安排减少非能动核蒸汽供应系统的设计者性系统中混凝土金属阀泵和电缆的zKurchatov研究所莫斯科消耗量减少能动性系统的数量科学监督者z由于堆芯功率密度的降低和每堆芯寿期更z列宁格勒金属制品厂联合股份公司大数量的更换燃料对给定富集度的燃料汽轮机的设计者和制造者增加了燃耗z圣彼得堡电力股份公司z更长的核电