第三代核电机组的发展目标.DOCVIP

第三代核电机组的发展目标 PAGE \* Arabic 5 第三代核电机组的发展目标 　第三代核电机组的设计原则，是在采用第二代核电机组已积累的技术储备和运行经验的基础上，针对其不足之处，进一步采用经过开发验证是可行的新技术，以显著改 善其安全性和经济性，满足URD文件或EUR文件和IAEA法规第二版的要求；同时，应能在2010年前进行商用核电站的建造。统观各国已提出的设计方案，有下列特点： 　　1、在安全性上，应具有预防和缓解严重事故的设施,以满足下列指标要求： 　　a. 堆芯熔化事故概率≤1.0 X 10-5堆·年； 　　b, 大量放射性释放到环境的事故概率≤1.0 X 10-6堆·年； 　　核燃料热工安全余量≥15%。 　　2、在经济性上，要求能与联合循环的天然气电厂相竞争; 　　机组可利用率≥87%； 　　设计寿命为60年 　　建设周期不大于54个月。 　　3、采用非能动安全系统 　　即利用物质的重力，流体的对流，扩散等天然原理，设计不需要专设动力源驱动的安全系统，以适应在应急情况下冷却和带走堆芯余热的需要。这样，既使系统简化，设备减少，又提高了安全度和经济性。这是革新型的重大改进，是代表核安全发展方向的。 　　4、单机容量进一步大型化 　　研究和工程建造经验表明，轻水堆核电站的单位千瓦比投资是随单机容量（千瓦数）的加大而减少的（在单机容量为150万-170万千瓦前均如此）。因此，欧洲法马通ANP设计的EPR机组的电功率为160万-170万千瓦，日本三菱提出的NP-21型压水堆核电机组的电功率为170万千瓦，俄罗斯也正在设计单机电功率为150万千瓦的WWER型第三代核电机组，美国西屋公司和燃烧公司也在原单机容量为65万千瓦的AP-600型的基础上改进，设计出单机电功率为110－120万千瓦的AP-1000型机组。 　　5、采用整体数字化控制系统 　　国外近年来新建成投产的核电机组，如法国的N4、英国的Sizewell、捷克的Temelin、日本的ABWR均采用了数字化仪控系统。经验证明，采用数字化仪表控制系统可 显著提高可靠性，改善人因工程，避免误操作。世界各国核电设计和机组供应商提出的第三代核电机组无一例外地均采用整体数字化仪表控制系统。我国10MW高温气冷试验堆和田湾核电站均已采用整体数字化控制系统。 　　6、施工建设模块化以缩短工期 　　核电建设工期的长短对其经济性有显著影响。因此，新的核电机组从设计开始就考虑如何缩短工期。有效办法之一就是改变传统的把单项设备逐一运往工地安装方式，向模块化方向发展：以设计标准化和设备制造模块化的方式尽可能在制造厂内（条件较工地好）组装好，减少现场施工量以缩短工期。美国和日本联合建设的ABWR机组已成功地采用了这种技术。美国AP-1000也将采用模块化设计、建造技术，据称其工期可缩短为48个月。德国、美国、南非正在研究设计的高温气冷堆，也是往模块化方向发展。 　　在美国，为了实现第三代核电机组能在2010年前建造，在能源部的倡仪下，组建了一个审评各种新型号的核电机组能否在2010年前实施建造的工作小组，称为“近期项目实施组”（Near-Term-Deploement Group，-NTDG组），广泛收集了电站用户和反应堆设计制造厂家等对已经出笼的反应堆新型号的意见，包括对其设计完成的深度，获得核安全当局批准的能力，与现有基础设施的匹配性、安全性和经济性指标的可信程度等方面的意见。根据意见反馈结果，NTDG组提出了对8个型号的堆型在2010年前能否实施建造的结论性看法，分为：能（can），大概能（probably can），有可能（possibly can）和不能（can not ）四个等级，见表1。 序号 型号名称 设计单位 堆型 电功率MW 技术特点和设计深度 能否在2010年前实施建造 1 ABWR General Electric 沸水堆 1350 改进型沸水堆，已于1997年在日本建成 能 2 AP-600 Westinghouse 压水堆 610 具有非能动安全系统，设计已获得NRC批准 大概能 3 AP-1000 Westinghouse 压水堆 1090 具有非能动安全系统，设计已获得NRC批准 大概能 4 PBMR Exelin 高温 气冷堆 110 球型耐高温燃料组件模块式反应堆 大概能 5 SWR1000 Framatom ANP 沸水堆 1013 满足EUR文件要求 有可能 6 ESBWR General Electric 沸水堆 1380 无再循环泵，自然循环，具有非能动安全系统 有可能 7 GT-MHR 美General Atomic 及俄库尔恰托夫院 高温 气冷堆 288 使用武器钚为主做核燃料，模块式反应堆 有可能 8 IRIS West