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2012年12月11日10:48 | 中國(guó)發(fā)展門(mén)戶(hù)網(wǎng) www.chinagate.cn | 給編輯寫(xiě)信 字號(hào)：T|T

二、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、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(hù)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(hù)要求(EUR)文件。

URD和EUR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(chǎng)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(chǎng)工況等。

防止堆芯損壞：防止堆芯損壞的專(zhuān)設(shè)安全系統(tǒng)應(yīng)滿(mǎn)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1×10-5/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(zhuān)設(shè)安全系統(tǒng)；采用現(xiàn)實(shí)源項(xiàng)分析；控制可燃?xì)錃獾臐舛龋辉诶鄯e發(fā)生頻率大于10-6／堆年的嚴(yán)重事故條件下，在廠(chǎng)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(lèi)型：改進(jìn)型電廠(chǎng)（如EPR）和非能動(dòng)型電廠(chǎng)(如AP1000)。URD對(duì)兩種類(lèi)型的核電廠(chǎng)又分別提出了專(zhuān)用要求，其要點(diǎn)如下：

改進(jìn)型核電廠(chǎng)：更簡(jiǎn)化的專(zhuān)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(chǎng)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(chǎng)：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(chǎng)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(chǎng)，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(chǎng)。AP1000和EPR基本上都滿(mǎn)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(mǎn)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(mǎn)足URD和EUR的要求，但第三代核電技術(shù)能滿(mǎn)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5.0894×10-7和1.18×10-6/堆年，大量放射性釋放概率分別為5.94×10-8和9.6×10-8/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)上存在差異還體現(xiàn)在：先進(jìn)的燃料管理技術(shù)、先進(jìn)的反應(yīng)堆設(shè)計(jì)技術(shù)、先進(jìn)的人因工程、先進(jìn)的數(shù)字化儀表控制系統(tǒng)和控制室、寬裕的操作員可不干預(yù)時(shí)間以及、模塊化設(shè)計(jì)和建造技術(shù)等方面。

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