1、核反應堆安全學核反應堆安全學第二章 核電廠安全設計楊燕華上海交通大學核科學與工程學院2009年8月第二章 核電廠安全設計v2.1 核電廠基本設計原則v2.2 核電廠安全設計要求的改進v2.3 核電廠安全系統(tǒng)2.1 核電廠安全設計原則核電廠安全設計原則v安全設計總原則v輻射安全準則v基本設計原則v基本設計準則v質(zhì)量保證核電廠安全設計總原則v縱深防御基本安全原則 多級防御 多道屏障v單一故障準則v設計基準事故準則v第一道防線第一道防線預防事故（預防） 設計偏安全 質(zhì)量保證系統(tǒng) 安全標準v第二道防線第二道防線監(jiān)測事故（監(jiān)測） 檢測和糾正偏離正常運行狀態(tài) 保護裝置、系統(tǒng) 安全裕量（多重、設備分級）v第

2、三道防線第三道防線防止事故擴大（保護） 多道屏障 專設安全措施 停堆系統(tǒng)v第四道防線第四道防線緩解事故（緩解） 嚴重事故管理v第五道防線第五道防線應急計劃（應急） 居民屏蔽、撤退、供給藥物安全設計中的多級防御第一道防線第一道防線預防事故(預防)v目的 對事故的預防v設計要求 精心設計、建造和運行核電廠，防止發(fā)生故障 使放射性物質(zhì)始終處于設計許可的位置并受到監(jiān)控 核電廠的設計必須是穩(wěn)妥的和偏于安全的 電廠各系統(tǒng)、各設備不能出現(xiàn)不允許的差錯或故障v管理要求 建立周密的程序，嚴格的制度和必要的監(jiān)督 建立一整套質(zhì)量保證和安全標準 按嚴格的質(zhì)量標準、工程實踐經(jīng)驗以及質(zhì)量保證程序進行設計、制造、安裝、調(diào)試

3、、運行和維修v工作人員的要求 加強對核電站工作人員的教育和培養(yǎng)保守的設計可靠的設備第二道防線第二道防線監(jiān)測事故(監(jiān)測)v目的 防止運行中出現(xiàn)的偏差發(fā)展成為事故 這是考慮到即使在核電廠的設計、建造和運行中采取了各種措施，電廠仍然可能會發(fā)生故障。 提供工程系統(tǒng)，防止事件演變成事故v設計要求 設置可靠保護裝置和工程系統(tǒng) 它們的功能是探測妨礙安全的瞬變，完成適當?shù)谋Ｗo動作 這些系統(tǒng)必須按保守的設計實踐設計 必須留有足夠的安全裕量并應配有重復探測、檢查和控制手段 各種測試儀表必須具備較高的可靠性。v運行管理要求 必要時啟用由設計提供的安全系統(tǒng)和保護系統(tǒng) 防止設備故障和人為差錯釀成事故第三道防線第三道防線

4、防止事故擴大（保護）v目的 限制事故引起的放射性后果 通過提供工程系統(tǒng)緩解事故，是對于前兩道防御的補充 它專門用于對付那些幾乎不可能發(fā)生但從安全角度又必須加以考慮的各種事故。 限制和盡量減少放射性釋放量v設計要求 配置必需的專設安全設施，以便對付預期假想事故 保證多道屏障的完整性 確保停堆系統(tǒng)的可靠性v運行管理要求 啟用核電站安全系統(tǒng) 加強事故中的電站管理 防止事故擴大，保護安全殼廠房第四道防線第四道防線緩解事故（緩解）v目的 針對設計基準可能已被超過的嚴重事故 保證放射性釋放在盡可能低的程度 保護包容功能v設計要求 制定事故管理規(guī)程(SAM) 制定防止事故進展的補充措施和規(guī)程 制定減輕嚴重事

5、故后果的措施v運行管理要求第五道防線第五道防線應急計劃（應急）v目的 萬一發(fā)生極不可能發(fā)生的事故，并且有放射性外泄，啟用廠內(nèi)外應急響應計劃 在嚴重事故工況下保護廠外公眾免受過量的輻射 努力減輕事故對居民的影響v運行管理要求 每個核電廠均應制訂應急計劃 能對附近居民實行屏蔽、疏散、供給藥物 并對食物進行封鎖，使損害降到最小限度多道屏障v燃料芯塊v元件包殼v一回路壓力邊界v安全殼v放射性保護區(qū)防止放射性物質(zhì)外泄的四道屏障 1km安全殼單一故障準則v定義某部件出現(xiàn)故障時，它的功能能保證v安全系統(tǒng)的冗余原則v多樣性原則v失效安全原則v獨立性原則單一故障準則v滿足單一故障準則的設備組合 在其任何部位發(fā)生

6、單一隨機故障時，仍能保持所賦于的功能。 由單一隨機事件引起的各種繼發(fā)故障，均視作單一隨機故障的組成部分v采用多樣性原則能減少某些共因故障或共模故障，從而提高某些系統(tǒng)的可靠性v共因故障共因故障 由特定的單一事件或起因?qū)е氯舾裳b置或部件功能失效的故障設計基準事故準則v最大可信事故v以設計基準事故為基礎的安全評價確定論評價法v以概率風險理論為核電站安全評價概率安全評價基于縱深防御的思想基于風險的思想設計基準事故v阻止事故的發(fā)展 設置專設安全設施v專設安全設施的設計基準 最大假想事故（最大可信事故） 具有最大可信的，在特定范圍內(nèi)可能發(fā)生嚴重后果的事故 認為若能防范最大假想事故，其他事故必能防范v設計基

7、準事故（Design Based Accident） 設計基準以內(nèi)的事故v事故的發(fā)生可能性 根據(jù)社會可接受的程度 將事故分成了可信與不可信Engineering Safety Feature, ESF主冷卻劑管道雙端斷裂事故預防事故的基本措施 設計上對放射性泄出物的縱深防御原則設計上對放射性泄出物的縱深防御原則 固有安全性和故障安全原則固有安全性和故障安全原則 安全組合的單一故障準則安全組合的單一故障準則 安全系統(tǒng)的多重性和多樣性原則安全系統(tǒng)的多重性和多樣性原則 保守的設計保守的設計 嚴格的廠址要求嚴格的廠址要求 嚴格的質(zhì)量保證嚴格的質(zhì)量保證 保守的設計可靠的設備輻射安全準則v劑量表述準則 v

8、風險相關準則v源項相關準則 核電廠基本設計原則大部分體現(xiàn)在v單一故障準則 冗余性原則（多樣性原則） 多樣性原則 獨立性原則 故障安全原則（失效安全原則）v定期試驗、維護、檢查的措施v固有安全性的設計原則v運行人員操作優(yōu)化的設計v運行經(jīng)驗的系統(tǒng)反饋冗余性原則v又稱多重性原則v適用于安全系統(tǒng)v內(nèi)容 設計中留有冗余度，即系統(tǒng)是雙重或多重配置的，單一部件的失效不會使整個系統(tǒng)失去功能v作用 一套設備出現(xiàn)故障或失效是可承受的，不致于導致功能的喪失v例 在某一特定功能可由任意兩臺泵完成之處，設置三臺或四臺泵。為滿足多重性要求，可采用相同的或不同的部件。 多樣性原則v多樣性多樣性 為執(zhí)行某一確定功能 設置多重

9、部件或系統(tǒng) 這些部件或系統(tǒng)具有不同屬性v獲得不同屬性的方式 采用不同的工作原理 不同的物理變量 不同的運行條件 使用不同制造廠的產(chǎn)品獨立性原則v獨立性 為了提高系統(tǒng)的可靠性，防止發(fā)生共因故障或共模故障，系統(tǒng)安全系統(tǒng)各個冗余支之間，通過功能隔離或?qū)嶓w分隔，實現(xiàn)系統(tǒng)布置和設計的獨立性。（1）保持多重系統(tǒng)部件之間的獨立性； （2）保持系統(tǒng)中各部件與假設始發(fā)事件效應之間的獨立性例如，假設始發(fā)事件不得引起安全系統(tǒng)或安全功能的失效或喪失（3）保持不同安全等級的系統(tǒng)或部件之間適當?shù)莫毩⑿裕?（4）保持安全重要物項與非安全重要物項之間的獨立性。 v功能隔離功能隔離 為防止線路或系統(tǒng)的功能受到相鄰線路或系統(tǒng)的運

10、行方式或故障的影響所采取的措施。獨立性可在系統(tǒng)設計中通過功能隔離或?qū)嶓w分隔實現(xiàn)。故障安全原則v又稱失效安全原則v內(nèi)容 核電廠安全極為重要的系統(tǒng)和部件的設計，應盡可能貫徹故障安全原則 易于損壞的安全相關電氣或機械部件，設計必須遵循失效安全的原則 壽命短的設備，設計必須是失效安全原則 控制系統(tǒng)失效應能引起停堆 核系統(tǒng)或部件發(fā)生故障時，電廠應能在毋需任何觸發(fā)動作的情況下進入安全狀態(tài)v作用 任何失效或故障應使電廠的狀態(tài)趨于安全v例 控制系統(tǒng)的故障應自動地引起停堆 重要的閥門在斷電時自動關/開，處于安全狀態(tài)定期試驗、維護、檢查的措施v為使核電廠安全有關的重要構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件保持其執(zhí)行功能的能力，應在核

11、電廠的壽期內(nèi)對它們進行標定、試驗、維護、修理、檢查或監(jiān)測。固有安全性設計原則v設計上要充分采用固有安全性v固有安全性能在異常工況下使堆內(nèi)鏈式反應自動趨于中止或有效地帶走堆芯熱量v比如，在壓水堆設計中 負反應性溫度系數(shù)和多普勒系數(shù)的自然安全性 靠重力、蓄壓勢和承壓構(gòu)件等非能動安全性運行經(jīng)驗的系統(tǒng)反饋v人因的影響 在異常工況下，操縱員若能采用正確的行動，對未明情況下反應堆安全可作出重要的貢獻 操縱員若未能作出正確的判斷即動用安全設施或采用了錯誤的應對措施，對核安全是很大的威脅。v人為差錯導致的后果 核電運行史上發(fā)生的異常事件(從較小事件直至嚴重事故) 的最重要教訓之一，它們經(jīng)常是人的錯誤操作或干預

12、的結(jié)果。 統(tǒng)計表明，人為差錯是系統(tǒng)失效的主導因素。v運行經(jīng)驗的系統(tǒng)反饋 吸取教訓總結(jié)經(jīng)驗，運行經(jīng)驗的系統(tǒng)反饋有利于改進系統(tǒng)設計和運行規(guī)程運行人員操作優(yōu)化的設計v從安全觀點出發(fā)，廠區(qū)人員的工作場所和工作環(huán)境必須按人機工效學原則進行設計劑量表述準則v根據(jù)美國聯(lián)邦法規(guī)10CFRl00的定義，核電站分為三個區(qū)域 隔離區(qū) (EAB) ：廠區(qū)周圍的管轄區(qū)域 低人口密度區(qū) (LPZ) ：隔離區(qū)的外圍 到居民中心的距離(DPC)：至少應等于從反應堆到低人口密度區(qū)外邊界距離的1.3 倍，若涉及大城市，這個距離必須更大一些v我國 隔離區(qū):半徑在500m左右 低人口密度區(qū):半徑為510公里 事故后兩小時內(nèi)，位于隔離

13、區(qū)邊界處的個人所受全身劑量不應超過0.25 SV，且甲狀腺經(jīng)受的碘照射劑量不超過3 Sv； 事故后無限長時間內(nèi)，位于低人口密度區(qū)外邊界處的個人所受全身劑量不應超過0.25Sv，且甲狀腺經(jīng)受的碘照射劑量不超過3Sv風險相關準則v提出：美國的安全目標 核電廠周圍由核事故造成急性死亡的人均風險，不應超過美國人值?？赡茉馐艿母鞣N其他事故下急性死亡總風險的0.1 核電廠附近居民因核電廠運行而遭受癌癥死亡的風險不應超過由其他原岡造成的 癌癥死亡總風險的0.1v應用局限 風險相關準則涉及社會其他風險，需要有可靠而充分的統(tǒng)計數(shù)據(jù) 計算方法本身的不定性也很大 因而目前還未用作正式的管理準則 源項相關準則v提出：

14、意大利、瑞典的安全目標 對核電廠事故設定一個放射性物質(zhì)釋放總量的限值，而不管這些事故的發(fā)生概率大小。 在95置信度下嚴重事故工況下核電廠向環(huán)境釋放的放射性物質(zhì)總量，除惰性氣體外，不應超過堆芯放射性總裝量的0.1。 滿足這一準則的核電廠的嚴重事故不會造成早期死亡，也不會有不能承受的土地污染后果 v應用局限 相當于假定釋放量大于限值的那些事故，實際上是不可能發(fā)生的，或者說是不允許發(fā)生的基本設計準則v通用設計準則 v核設備安全分級通用設計準則v與核電廠有關的設計建造還有專門的準則、標準和規(guī)則。 v美國60年代按縱深防御原則提出的設計準則，是各國準則的基礎。 v美國相關核電的法規(guī)中包括有“通用設計準則

15、(GDC)”，定性地描述了基本安全要求。GDC共五十余條，按內(nèi)容可以分成六大組。 通用設計準則 組 別準則數(shù)內(nèi) 容I5質(zhì)量保證和防御外部事件的總要求II10多道裂變產(chǎn)物屏障保護及固有安全、安全裕量、儀表與控制要求III10保護系統(tǒng)和反應性控制系統(tǒng)，其功能與容量要求，冗余、多樣、可靠性及可試驗性要求IV17流體系統(tǒng)。反應堆冷卻劑壓力邊界的質(zhì)量、斷裂預防和檢查的要求。堆補水、余熱排出、應急堆芯冷卻、安全殼噴淋與冷卻劑最終熱阱系統(tǒng)的要求V8反應堆安全殼。密封性、貫穿、隔離與試驗的設計基準與要求VI5燃料與放射性控制。換料與廢物處置過程中輻射防護與放射性控制的要求，以及放射性釋放檢測的要求美國相關核電

16、的法規(guī)中包括有“通用設計準則(GDC)” 核設備安全分級v不同的具備因其對安全的重要程度和功能不同，質(zhì)量要求也有所區(qū)別，所以核電廠的構(gòu)筑物、設備、系統(tǒng)要作安全分級v分四個不同的安全級列v安全l，2，3級的系統(tǒng)和設備必須考慮防火和抗震 核設備安全分級表 安全級安全級說明與用途說明與用途1安全殼內(nèi)反應堆，直接承壓的系統(tǒng)和系統(tǒng)部件2安全停堆、應急堆芯冷卻、余熱排出、安全殼功能和乏燃料貯存所要求的系統(tǒng)和系統(tǒng)部件3安全2級的支持系統(tǒng)，以及放射性廢物處理及乏燃料冷卻系統(tǒng)4不直接具備安全功能與安全l3級設備相連或受其印象的構(gòu)筑物、系統(tǒng)和設備質(zhì)量保證 質(zhì)量保證的任務是 確保設計工作執(zhí)行了指定的質(zhì)量要求 確保加

17、工和和組裝按設計規(guī)格進行 確認進行了試驗，驗證有關的部分滿足技術規(guī)格要求 確認電廠是按預定規(guī)則運行和維護的2.2 核電廠安全設計原則的改進l 新建核電廠設計中幾個重要安全問題的技術政策,2002l 核動力廠設計安全規(guī)定HAF102,2004核電廠安全設計原則的改進v嚴重事故管理v概率安全分析方法的應用v核電廠設計管理v經(jīng)驗證的工程實踐 v主控室人機接口 v采用計算機的控制和保護系統(tǒng) 新建核電廠設計中幾個重要安全問題的技術政策,2002嚴重事故管理v國內(nèi)現(xiàn)有法規(guī) 2004年前對嚴重事故的對策沒有提出很具體的要求 2004年頒發(fā)的“核動力廠設計安全規(guī)定”提出了法規(guī)要求v政策的改進 隨著國際上對核安

18、全，尤其是嚴重事故對策要求的提高，我國在2003年國家核安全局頒發(fā)的新建核電廠設計中幾個重要安全問題的技術政策中首次特別強調(diào)了對嚴重事故的管理要求 2004年頒發(fā)的“核動力廠設計安全規(guī)定”以法規(guī)的形式作出了要求 目前要求針對新建電廠新建核電廠嚴重事故管理要求v使用概率論方法、確定論方法并結(jié)合合理的工程判斷來確定可能導致嚴重事故的重要事故序列v對照一套準則審查這些事件序列，以確定哪些嚴重事故應該給予考慮v對于所選定的事件序列，應該評價設計和規(guī)程能否修改來減少其發(fā)生的可能性和減輕其后果。如果這些修改合理可行，就應該付諸實施v應考慮核電廠的全部設計能力，包括可能在超出規(guī)定的功能和預期的運行工況下使用

19、某些系統(tǒng)（安全系統(tǒng)和非安全系統(tǒng)），和使用附加的臨時系統(tǒng)，使嚴重事故返回到受控狀態(tài)或減輕它們的后果。應證明這些系統(tǒng)在預期環(huán)境條件下可以起到這些作用v對于多堆廠址，可以考慮使用其它機組可用的手段和可能的支持，前提是不會危害其他機組的安全運行v對有代表性的和主導性的嚴重事故，應該制定相應的事故管理規(guī)程新建核電廠設計中幾個重要安全問題的技術政策,2002概率安全分析方法的應用v定位 概率安全分析方法是確定論方法的輔助和補充，應該在核電廠設計中得到應用。v概率安全分析是目的 確認核電廠有一個平衡的設計，以保證某個設施或始發(fā)事件對核電廠總的風險貢獻不會過大，或有顯著的不確定性； 確認核電廠參數(shù)小的偏離不會

20、導致核電廠性能嚴重異常 提供嚴重堆芯損壞概率的評價和需要場外早期響應的大量放射性釋放的風險評價，以確認與概率安全目標的一致性 提供外部災害事件發(fā)生概率及其后果的評價 確認通過系統(tǒng)設計的改進或運行規(guī)程的修改能夠降低嚴重事故發(fā)生頻度和減輕其后果 評價核電廠應急規(guī)程的充分性v要求 在不同的設計階段，和為了不同的目的，可以分步完成概率安全分析工作，如 概念設計階段可以完成簡化的概率安全分析 工程設計階段則完成完整的概率安全分析新建核電廠設計中幾個重要安全問題的技術政策,2002核電廠設計管理v核電廠設計管理的目的保證安全重要構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件具有適當?shù)男阅?、技術規(guī)格和材料成分，以保證它們的安全功能和核

21、電廠安全運行保證能夠滿足營運單位的要求，并切實考慮了運行核電廠人員的能力和限制v對設計單位內(nèi)部管理的要求設計單位應保證各級人員受過適當?shù)呐嘤?，具有合格的技術水平在設計的各個部門之間，及與用戶、供貨商、建造者和合同商之間，都建立了良好的接口制定并嚴格執(zhí)行了有效的程序，來審查、校核和批準所有的安全相關設計建立了良好的安全文化v設計單位與核電廠之間的關系設計單位應提供足夠的設計信息，以保證核電廠的安全運行、維護，并允許以后可能的設計修改設計單位也應推薦將納入核電廠管理和運行規(guī)程(如運行限值和條件等)的實踐v對設計方法的要求設計管理應在確定論方法的基礎上考慮概率安全分析的結(jié)果保證設計是經(jīng)過反復迭代、不

22、斷完善的過程切實考慮了事故的預防和緩解v對設計可靠性的要求設計管理應該保證充分采用了合理的設計措施，充分吸取了運行、退役的實踐經(jīng)驗，所產(chǎn)生的放射性物質(zhì)的活度和體積都盡可能小v對設計審查的要求營運單位在將設計提交核安全當局審查前，應保證安全評價已經(jīng)過獨立于設計的人員或單位的驗證 新建核電廠設計中幾個重要安全問題的技術政策,2002經(jīng)驗證的工程實踐v設計應用的標準與規(guī)范的要求 安全重要構(gòu)筑物、系統(tǒng)和設備的設計應該遵照經(jīng)批準的最新的或當前應用的標準和規(guī)范 要評價和確定標準和規(guī)范是否適用、恰當和充分，并進行必要的補充和修改，以保證它們的最終質(zhì)量與所需的安全功能相適應v對使用未被批準過的設計或設施的要求

23、或者與現(xiàn)有工程實踐有差別 需要用適當?shù)难芯拷Y(jié)果來證明其足夠安全 在投入使用前應完成足夠的試驗 在運行中還要適當監(jiān)測，以證明達到預期的性能 v運行經(jīng)驗的應用 設計中應該充分考慮已有核電廠的運行經(jīng)驗和相關的研究成果 新建核電廠設計中幾個重要安全問題的技術政策,2002主控室人機接口 v人因問題 在整個設計過程中應充分考慮人因問題 包括運行、試驗和維修等人員v人機接口 在可能發(fā)生人機關系的各個方面都應提供改進的人機接口，以減少人員發(fā)生差錯可能性 應充分重視運行經(jīng)驗反饋v人機工效學 應充分應用人機工效學原理，合理設計系統(tǒng)及其自動控制功能，減少運行人員的負擔 應為運行人員提供足夠的和易于管理的信息，使運

24、行人員能夠清楚地了解核電廠所處狀態(tài)，包括嚴重事故狀態(tài) 在需要運行人員干預前，應為運行人員留有足夠的寬容時間 新建核電廠設計中幾個重要安全問題的技術政策,2002采用計算機的控制和保護系統(tǒng)v硬件和軟件可靠性要求 若安全重要系統(tǒng)的功能與所采用的計算機系統(tǒng)的可靠性有關， 應制定開發(fā)和試驗計算機硬件和軟件的相應標準 在系統(tǒng)的整個壽期，特別是軟件開發(fā)的全過程中加以實施 整個開發(fā)過程應當有適當?shù)馁|(zhì)量保證大綱 采用計算機的系統(tǒng)的可靠性應與安全重要系統(tǒng)的可靠性要求相適應 應使用相互補充的開發(fā)手段(包括分析和試驗)和驗證手段來確認達到了所要求的可靠性v硬件和軟件的質(zhì)量和審查要求 當采用計算機的系統(tǒng)應用于保護系統(tǒng)

25、中時，應使用最高質(zhì)量和實踐效果最好的硬件和軟件。 應使整個開發(fā)過程(包括設計修改、試驗和調(diào)試)系統(tǒng)地形成文件和便于審查。 為了確認采用計算機系統(tǒng)的可靠性，應由獨立于設計者和供貨商的專家進行審查 新建核電廠設計中幾個重要安全問題的技術政策,2002核電站安全設計的改進和發(fā)展核電站安全設計的改進和發(fā)展v對第二代核電機組的改進對第二代核電機組的改進v第三代核電機組的技術要求第三代核電機組的技術要求 v第四代核能系統(tǒng)的開發(fā)第四代核能系統(tǒng)的開發(fā) 對第二代核電機組的改進對第二代核電機組的改進v改進機組運行性能改進機組運行性能優(yōu)化堆芯核燃料換料方案等，以降低運行成本改進安全系統(tǒng)，加強運行管理，提高安全文化，

26、減少停堆次數(shù)和異常事件出現(xiàn)次數(shù)采用“風險引導的在役檢查”（Risk informed inservece inspection RIISI），完善核電維修技術通過這些改進使核電機組的可利用率從70年代初的60左右提高到了現(xiàn)在的約90v發(fā)揮機組設計裕量，提高額定功率發(fā)揮機組設計裕量，提高額定功率運行經(jīng)驗數(shù)據(jù)進行分析，相對確定設計時的不確定性，發(fā)揮裕量設計采用更高精度的檢測儀表，發(fā)揮由于考慮儀表誤差而留的安全裕量在保證安全指標的前提下提高機組額定功率美國己有五十多座機組都通過這些改進使額定功率得到不同程度的提高v延長機組壽期延長機組壽期現(xiàn)有核電機組一般設計壽命是40年NRC制定了管理導則，已審批通

27、過了六個核電站的機組壽命延至60年, 美國80的機組都要申請延壽延壽后的發(fā)電成本可降低到1.88美分/kWh第三代核電機組的技術要求第三代核電機組的技術要求v第三代核電機組的基本要求第三代核電機組的基本要求 滿足用戶要求文件（URD）或者EUR文件為設計要求 具有預防和緩解嚴重事故措施 經(jīng)濟上能與天然氣機組相競爭的核電機組及其反應堆 如AP-1000、EPR、SBWR等v第三代核電機組的設計原則第三代核電機組的設計原則 在第二代核電機組已積累的技術儲備和運行經(jīng)驗的基礎上，針對其不足之處，進一步采用經(jīng)過開發(fā)驗證可行的新技術 顯著改善其安全性和經(jīng)濟性，滿足URD文件或 EUR文件和 NUSS建議法

28、規(guī)的要求 同時，應能在 2010年前后進行商用核電站的建造第三代核電機組的技術特點 v安全性滿足安全性滿足URD文件要求文件要求 堆芯熔化事故概率1.010-5堆年大量放射性釋放到環(huán)境的事故概率1.010-6堆年因此，應有預防和緩解嚴事故的設施。核燃料熱工安全余量15v經(jīng)濟性能與聯(lián)合循環(huán)的天然氣電廠相競爭經(jīng)濟性能與聯(lián)合循環(huán)的天然氣電廠相競爭機組可利用率 87%設計壽命為60年建設周期不大于54個月 v采用非能動安全系統(tǒng)采用非能動安全系統(tǒng)利用物質(zhì)的重力，流體的對流，擴散等天然原理，設計不需要專設動力源驅(qū)動的安全系統(tǒng)，以適應在應急情況下冷卻和帶走堆芯余熱的需要系統(tǒng)簡化，設備減少，又提高了安全度和經(jīng)

29、濟性v單機容量大型化單機容量大型化美國西屋公司AP-1000型機組為100萬千瓦電功率法國EPR機組為150萬170萬千瓦電功率日本三菱正在設計170萬千瓦NP-21型壓水堆核電機組俄羅斯正在設計150萬千瓦的WWER型第三代核電機組日本東芝和日立正在設計170萬千瓦沸水堆 ABWR-第三代核電機組的技術特點v壓水堆一回路采用偶數(shù)環(huán)路壓水堆一回路采用偶數(shù)環(huán)路使安全系統(tǒng)的布置合理，容易實現(xiàn)冗余系統(tǒng)的相互隔離和獨立性美國AP-1000兩環(huán)路，韓國 CP-1300兩環(huán)路每環(huán)一臺蒸汽發(fā)生器和兩臺主泵日本三菱的NP-21，歐洲的ERP和俄羅斯的WWER-1500四環(huán)路每環(huán)一臺蒸汽發(fā)生器和一臺主泵v采用全

30、范圍數(shù)字化控制系統(tǒng)采用全范圍數(shù)字化控制系統(tǒng)顯著提高可靠性改善人因工程避免誤操作v施工建設模塊化以縮短工期施工建設模塊化以縮短工期縮短工期有效辦法之一改變傳統(tǒng)的把單項設備逐一運往工地安裝方式，向模塊化方問發(fā)展以設計標準化和設備制造模塊化的方式盡可能在制造廠內(nèi)（條件較工地好）組裝好，減少現(xiàn)場施工量以縮短工期ABWR機組已成功地采用了這種技術AP-1000采用模塊化設計、建造技術，工期可縮短為48個月德國、美國、南非正在研究設計的高溫氣冷堆，也往模塊化方向發(fā)展第四代核能系統(tǒng)的開發(fā) v“第四代國際核能論壇第四代國際核能論壇” Generation IV Nuclear Energy Intertion

31、al Forum，簡稱GIF 美國、英國、瑞士、南非、日本、法國、加拿大、巴西和阿根廷，歐盟v先進性和競爭能力先進性和競爭能力 安全性 經(jīng)濟性 可持續(xù)發(fā)展性 防核擴散 防恐怖襲擊超臨界水冷堆（超臨界水冷堆（ SCWR）非常高溫氣冷堆（非常高溫氣冷堆（VHTR）熔鹽堆（熔鹽堆（MSR）納冷快堆（納冷快堆（SFR）鉛冷快堆（鉛冷快堆（LFR）氣冷快堆（氣冷快堆（GFR）第四代核能系統(tǒng)技術目標v經(jīng)濟性經(jīng)濟性比投資不大于1000美元kW，發(fā)電成本不大于3美分kWh，建設周期不超過三年v安全性安全性非常低的堆芯熔化概率和燃料破損率，人為錯誤不會導致嚴重事故，不需要廠外應急措施v可持續(xù)發(fā)展性可持續(xù)發(fā)展性盡

32、可能減少核從業(yè)人員的職業(yè)劑量，盡可能減少核廢物產(chǎn)生量，對核廢物要有一個完整的處理和處置方案，其安全性要能為公眾所接受v防核擴散防核擴散核電站本身要有很強的防核擴散能力，核電和核燃料技術難于被恐怖主義組織所利用，這些措施要能用科學方法進行評估v其他其他要有全壽期和全環(huán)節(jié)的管理系統(tǒng) 要有國際合作的開發(fā)機制2.3 核電廠安全系統(tǒng)核電廠安全系統(tǒng)v先進核電站安全系統(tǒng)v反應堆控制與保護功能v核電廠主要安全系統(tǒng)核電廠安全系統(tǒng)AP1000安全系統(tǒng)設計理念EPR核島布置特點：4個安全子系統(tǒng)，每個安全系統(tǒng)都可以獨立完成安全功能每個安全系統(tǒng)有相互獨立的廠房采用堆芯熔融物擴展區(qū)，防止安全殼底部融穿雙層安全殼- 內(nèi)層：

33、預應力混凝土- 外層：鋼筋混凝土堆芯熔融物擴展區(qū)安全廠房反應堆廠房EPR廠房布置瀏覽特點：防飛機撞擊 主控室在兩廠房之間 安全廠房的兩個分開布置，兩個有足夠厚的墻 兩個應急柴油機分開布置 防震 底部混凝土6m厚主控室乏燃料廠房應急柴油機EPR電廠布置核電廠主要安全系統(tǒng)v反應堆正常運行調(diào)節(jié)系統(tǒng)v反應堆安全保護系統(tǒng)v專設安全保護設施v化學與容積控制系統(tǒng)正常運行調(diào)節(jié)系統(tǒng)正常運行調(diào)節(jié)系統(tǒng)安全保護系統(tǒng)安全保護系統(tǒng)反應堆控制與保護功能反應堆正常運行調(diào)節(jié)系統(tǒng)作作 用用：縱深防御第一層 預防運行條件運行條件：所有正常和異常工況 控制裂變過程 功率調(diào)節(jié)系統(tǒng) 有效冷卻壓力調(diào)節(jié)系統(tǒng)穩(wěn)壓器水位調(diào)節(jié)系統(tǒng)給水調(diào)節(jié)系統(tǒng) 放

34、射性包容防止事故發(fā)生反應堆安全保護系統(tǒng)v反應堆停堆 停堆保護系統(tǒng)v燃料的繼續(xù)冷卻 應急堆芯冷卻系統(tǒng) 余熱排出系統(tǒng)v裂變產(chǎn)物的包容 安全殼系統(tǒng)作作 用用：縱深防御第二四層 保護緩解運行條件運行條件：當調(diào)節(jié)系統(tǒng)無法維持時提供事故的緩解和安全設施v 重力、彈簧力使安全棒自動掉入堆芯 依靠設備的固有安全性防止失電 設置多套停堆系統(tǒng)v停堆安全棒v強中子吸收溶液（硼、濃硝酸釓）控制棒控制棒 停堆保護信號v20多個v每個信號四個通道v2/4邏輯主控室平面圖停堆保護信號專設安全設施v專設安全設施的功能v安全注入系統(tǒng)（ECCS應急堆芯冷卻系統(tǒng)）v輔助給水系統(tǒng)v余熱排出系統(tǒng)v安全殼v安全殼噴淋v應急電源v消氫系統(tǒng)

35、FEEDWATERRWSTA1A2B1B2ABSump BSump AABBAFPTL秦山一期 反應堆冷卻劑系統(tǒng)和安全殼專設安全設施的功能 v發(fā)生失水事故時，向堆芯注人含硼水v阻止放射性物質(zhì)向大氣排放v阻止安全殼中氫氣濃集v向蒸汽發(fā)生器事故供水 大亞灣核電站安注系統(tǒng)ACC-AV03BV03ASump ASump BV01AV01BBV24CV24IV24LV24FV24JV24GV24DV24ASRH-V11ASRH-V11BSRH-V02BSRH-V02ASRH-V04ASRH-V04BSRH-V05BSRH-V05ARHEx-BV50BRHEx-AV50ARHR-P-ARHR-P-BV28AV28CV28EV28GV28BV28FV28DV28HV35CV35DV35AV35BA1A2B1B2V40AV40BV41AV41BSRH-V28BSRH-V28ARWSTMISSILEBARIERAV02BV02AV34AV34BV34CV34D安全殼外安全殼外安全殼內(nèi)安全殼內(nèi)安全殼安全