第三代核电站与AP1000

1、第三代核电站与AP1000来源：中国核电信息网发布日期:2009-02-16一、世界核电站可划分为四代第一代核电站：自50年至60年代初苏联、美国等建造的第一批单机容量在3 00MWe左右的核电站，如美国的希平港核电站和英第安角1号核电 站，法国的舒兹（Chooz）核电站，德国的奥珀利海母（Obrigheim） 核电站，日本的美浜1号核电站等。第一代核电厂属于原型堆核电厂， 主要日的是为了通过试验示范形式来验证其核电在工程实施上的可行性。第二代核电站：第二代核电厂主要是实现商业化、标准化、系列化、批量化，以 提高经济性。自60年代末至70年代世界上建造了大批单机容量在 6001400MWe的标

2、准化和系列化核电站，以美国西屋公司为代表 的Model 212 （600MWe，两环路压水堆，堆芯有121合组件， 采用12英尺燃料组件）、Model 312 （1000MWe，3环路压水堆， 堆芯有157盒组件，采用12英尺燃料组件，），Model 314 （1 040MWe，3环路压水堆，堆芯有157盒组件，采用14英尺燃料组件），Model 412 （1200MWe，4环路压水堆，堆芯有193盒 组件，采用12英尺燃料组件，）、Model 414 （1300MWe，4环 路压水堆，堆芯有193盒组件，采用14英尺燃料组件）、System 80 （1050MWe, 2环路压水堆）以及一大批

3、沸水堆（8可日）均可 划入第二代核电站范畴。法国的CPY，P4, P4,也属于Model 312, Model 414 一类标准核电站。日本、韩国也建造了一批Model 412、BWR、System80等标准核电站。第二代核电站是日前世界正在运行的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0.278亿千瓦。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。第三代核电站：对于第三代核电站类型有各种不同看法。美国核电用户要求文件（URD）和欧洲

4、核电用户要求文件（EU R）提出了下一代核电站的安全和设计技术要求，它包括了改革型的 能动（安全系统）核电站和先进型的非能动（安全系统）核电站，并 完成了全部工程论证和试验工作以及核电站的初步设计，它们将成为 下一代（第三代）核电站的主力堆型，这类典型的核电站见下表：第三代核电站美国欧洲能动核电站：System80+,APR1400,APWR1600,ABWR,ESBWREPR非能动核电站：AP1000EP1000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

5、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。第四代核能系统：第四代核能系统概念（有别于核电技术或先进反应堆），最先由 美国能源部的核能、科学与技术办公室提出，始见于1999年6月 美国核学会夏季年会，同年11月的该学会冬季年会上，发展第四代 核能系统的设想得到进一步明确；2000年1月，美国能源部发起 并约请阿根廷、巴西、加拿大、法国、日本、韩国、南非和英国等9 个国家的政府代表开会，讨论开发新一代核能技术的国际合作问题， 取得了广泛共识，并发表了“九国联合声明。随后，由美国、法国、 日本

6、、英国等核电发达国家组建了“第四代核能系统国际论坛（GI F）”，拟于2-3年内定出相关目标和计划；这项计划总的目标是在2 030年左右，向市场推出能够解决核能经济性、安全性、废物处理和防止核扩散问题的第四代核能系统（Gen-IV）。第四代核能系统将满足安全、经济、可持续发展、极少的废物生 成、燃料增殖的风险低、防止核扩散等基本要求。目前，世界各国都在不同程度上开展第四代核电能系统的基础技术和学课的研发工作。第四代核电能系统包括三种快中子反应堆系统和三种热中子反应堆系统：第四代核能系统代号中子能谱燃料循环钠冷快堆系统(Sodium Cooled Fast Reactor System)SFR快

7、闭式铅合金冷却快堆系统(Lead Alloy-Cooled Fast Reactor System)LFR快闭式气冷快堆系统(Gas-Cooled Fast Reactor System)GFR快闭式超高温堆系统(Very High Temperature Reactor System)VHTR热八、一次超临界水冷堆系统(Supercritical Water Cooled Reactor System)SCWR热和快一次/闭式熔盐堆系统(Molten Salt Reactor System)MSR热八、闭式二、第三代核电站的特点以及与第二代核电站的主要差别1、第三代核电站的特点世界各国在回顾

8、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，首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

9、电厂的发展。2）ALWR的14条政策：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。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1x10-5/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

10、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：不要求安全相关的交流电源；至少72

11、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。以上概括了第三代核电站的特点，我国国家引进的美国非能动A P1000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。2、第二代核电核电站与第三代核电站的主要技术差异美国、法国、俄罗斯等国都是在吸取20年前的切尔诺贝利严重 事故的惨痛教训后，认识到预防和缓解严重事故的极端重要性，花大 力气进行研究开发预防和缓解严重事故的对策和措施，经过了十多年 的努力，才达到了工程应用的程度。为此

12、，国际原子能机构颁发了新 的安全法规（第二版）对预防和缓解严重事故提出了严格要求，我国 国家核安全局也颁布了新的安全法规，对预防和缓解严重事故提出了新的要求。第二代核电技术在安全上不满足国际原子能机构安全法规（第二 版）对预防和缓解严重事故的要求，也不符合我国新颁布的安全法规 对预防和缓解严重事故的要求，当然也不满足URD和EUR的要求， 但第三代核电技术能满足这些要求的。这是第二代核电核电站与第三代核电站在技术上的主要差异。例如AP1000和EPR的堆芯损坏频率（CDF）分别为5.0894 X10-7和1.18x10-6/堆年，大量放射性释放概率分别为5.94x10-8和9.6x10-8/堆

13、年，远比第二代核电站低一至二数量级。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。三、AP1000和EPR的性能比较1、AP1000和EPR的安全系统采用了两种完全不同的设计理 念AP1000安全系统采用“非能动的设计理念，更好地达到“简化 的设计方针。安全系统利用物质的自然特性：重力、自然循环、压缩 气体的能量等简单的物理原理，不需要泵、交流电源、1E级应急柴 油机，以及相应的通风、冷却水等支持系统，大大简化了安全系统（它 们只在发

14、生事故时才动作），大大降低了人因错误。“非能动安全系统的设计理念是压水堆核电技术中的一次重大革新。EPR安全系统在传统第二代压水堆核电技术的基础上，采用“加 的设计理念，即用增加冗余度来提高安全性。安全系统全部由两个系 列增加到四个系列，EPR在增加安全水平的同时，增加了安全系统 的复杂性。核电站安全系统的设计基本上属于第二代压水堆核电技术，是一种改良性的变化。2、AP1000和EPR的安全性的比较由于AP1000和EPR的安全系统采用了两种完全不同的设计理 念AP1000和EPR的安全性有较大的差别。AP1000在发生事故后的堆芯损坏频率为5.0894x10-7/堆年 比EPR的1.18x1

15、0-6/堆年小2.3倍，大量放射性释放概率为5.9 4x10-8/堆年也比EPR的9.6x10-8/堆年小1.6倍（而且AP1000采用的设备可靠性数据均比较保守）；核电站发生事故后，AP1000操作员可不干预时间高达72小 时，而EPR为半小时；AP1000在发生堆芯熔化事故时，能有效地防止反应堆压力容器 （第二道屏障）熔穿，将堆芯放射性熔融物保持在反应堆压力容器内， 使放射性向环境释放的概率降到最低；而EPR不防止反应堆压力容 器熔穿，堆芯放射性熔融物暂时滞留在堆腔内，然后采取措施延缓熔 融物和安全壳（第三道屏障）底板的混凝土相互作用，防止安全壳底 板熔穿。AP1000的人因失误占堆熔频率

16、的7.74%，共因失效占堆熔频 率的57%，而EPR分别为29%和94%，AP1000明显优于EPR。3、成熟性AP1000的最大特点是安全系统采用了非能动技术，西屋公司为 此做过大量试验、计算和验证工作，这些试验结果已全部被美国核管 会接受，非能动安全系统已达到成熟性的要求。反应堆和反应堆冷却 剂系统设计采用与第二代核电站相似的成熟技术AP1000的冷却剂 屏蔽电机泵的功率比过去屏蔽电机泵产品都大，属于首次设计的大型 泵，但它们的功率已相当接近。 EMD屏蔽电机泵制造厂EMD 公司有丰富的制造经验，生产过大量（约1500台）不同功率、不同 尺寸的屏蔽泵用于军工、早期的核电站和其他工业部门，取

17、得了很好 的使用业绩，设计和制造技术是成熟、可信的。可以说，目前AP100 0屏蔽电机泵主要问题是加快首台泵制造进度和进行工程性验证。EPR最大特点是加大反应堆的热功率以及增加安全系统的冗余 度和多样性。设计理念是成熟的；EPR加大了反应堆的热功率和尺 寸，主要设备（反应堆压力容器、堆内构件、蒸汽发生器和主冷却剂 泵等）都加大了容量和尺寸。但目前一些主要核设备（反应堆压力容 器和堆内构件、蒸汽发生器、主冷却剂泵等）的试验还未完成，都有 待在试验台架上和现场进行工程性试验和验证。两者的成熟性比较是不相上下的。4、经济性AP1000安全系统采用非能动的理念，安全系统配置简化、安 全支持系统减少、安

18、全级设备和抗震厂房减少、IE级应急柴油机系 统和很多能动设备被取消，以及大宗材料需求明显降低。AP1000的 安全系统及其设备数量得到大量的减少，例如AP1000的安全级泵和阀门分别为6台（包括4台主泵）和599台，EPR则为88台 和7000台。再加上模块化设计和建造新技术的采用，由此派生出了 设计简化、系统设置简化、工艺布置简化、施工量减少、工期缩短以 及运行方便、维修简单等一系列效应。从长远观点来看，AP1000 不仅使安全性能得到显著提高，而且费用和长期的运行费用也得到明 显降低，在经济上也具有较强的竞争力。这种优势在批量建造若干台（譬如8至10台）后AP1000核电机组将会越来越明显。EPR是通过增加安全系统冗余度和系统配置来提高安全性；但 由于单机容量大，厂址利用率高，提高了它的经济性。5、安全审评AP1000安全审评情况：西屋公司于2002年3月28日向美国 核管会提交AP1000标准设计的“标准设计证书申请，该申请包括AP1000设计控制文件、PSA报告等。美国核管会 于2002年7 月25受理该申请，并据联邦法规10 CFR Part 52及相关法规、 严重事故政策等进行了审评，于2004年9月