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什么是第三代核电站?

时间:2019-05-28
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上世纪90年代,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,美国电力公司首先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,有十四条原则:简单化、设计裕量、人因、安全、设计基准与安全裕量、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。其中最关键的是全面提升了安全设计要求,包括抗事故能力、防止堆芯损坏、缓解事故能力等。

   第三代压水堆核电站目前国际上主要有两种类型: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:不要求安全相关的交流电源;至少72小时内,不需要操作员干预;严重事故条件下,安全壳有足够的设计裕量;不需要厂外应急计划等。

  我国国家引进的非能动AP1000核电站属于第三代核电站的非能动型核电厂,广东核电集团公司引进的法国EPR核电站属于第三代核电站的改进性核电厂。AP1000和EPR基本上都满足了上述URD和EUR的相关要求。

  除了最重要的预防和缓解事故的能力,安全量级提升100倍之外,第二代核电核电站与第三代核电站技术上存在差异还体现在:先进的燃料管理技术、先进的反应堆设计技术、先进的人因工程、先进的数字化仪表控制系统和控制室、宽裕的操作员可不干预时间以及、模块化设计和建造技术等方面。


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