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解读全球三代核电技术亮点

国际电力网  来源:中国核网  日期:2018-05-08
   第三代核电站是目前世界各国在建和计划建设的主要核电站堆型,它们在安全性上也较二代堆有很大的提升,第三代核电站都有哪些技术特点呢?全世界各国都有哪些第三核电站呢?本文带大家一探究竟。
 
  三代(或三代+)反应堆是在汲取了第二代反应堆运行经验和事故教训后,于20世纪90年代后期发展出的安全性更高的先进反应堆技术,通常把满足URD或者EUR评价标准的核电厂称为第三代核电站。目前,世界上在建和规划待建的核电站,大部分将采用第三代核电技术
 
  近年来,我国核电产业发展取得了举世瞩目的成绩,核电技术研发和工程应用走在世界前列。以“华龙一号”开工建设和CAP1400成功研发为标志,我国成为继美国、法国、俄罗斯等核电强国后又一个拥有独立自主三代核电技术和全产业链的国家。
 
  我国大陆在运的38台核电机组在技术层面都属于“二代”或者“二代+”;在建的20台机组中,有10台属于“第三代”技术;今后新建的机组将全部采用“第三代”技术,预计三代核电将在“十三五”后期进入批量化建设阶段。同时,具备完全自主知识产权的“华龙一号”已实现出口且具有竞争优势,随着示范工程的开工,自主开发的CAP1400具备走出去的潜力,在“一带一路”沿线建设发展中充满机会。
 
  第三代核电技术特点
 
  北美、日本、欧洲、俄罗斯、中国等反应堆供应商在规划或在建的有十几种满足(URD、EUR)的三代核反应堆,它们在满足用户要求文件(URD、EUR)的基础上,每种堆型采用不同的设计理念:AP1000采用安全系统“非能动化”和简化系统的设计理念;EPR采用安全系统增加冗余度(安全系统全部采用4x100%的设置)的设计理念。“华龙一号”采用“能动与非能动”相结合的安全设计理念。三代核电综合来讲具有以下特点:
 
  (1)更长的设计寿命:反应堆具有更高的可用性和更长的操作寿命,通常反应堆设计寿命是60年。
 
  第三代核电站的设计寿命延长至60年,在设计寿命期间(60年)无需更换反应堆压力容器,并且在设计中提供了更换其他主设备包括蒸汽发生器的可能性,其反应堆压力容器等不可更换设备的设计寿命达到60 年,一般通过延寿三代核电站寿命可以达到80年,这样提高了核电站的经济性。
 
  (2)极低的严重事故概率:堆芯损伤频率(CDF)限值小于1*10-5/堆年,大量放射性释放频率(LRF)限值为1*10-6/堆年。
 
  美国核管会要求的堆芯损伤频率(CDF)限值是1*10-4/堆年,美国用户要求文件(URD)为1*10-5,目前美国大多数在役核电站的设计值是5*10-5,AP1000的CDF为5.08*10-7/堆年,远低于上述参考值。AP1000的大量放射性释放频率(LRF)为5.94*10-8/堆年,美国核管会要求的目标值为1*10-5/堆年,URD为1*10-6/堆年,AP1000设计远远低于这些参考值。三代核电站设计了更多的缓解反应堆发生严重事故的措施,极大降低了堆芯熔化及大量放射性物质释放的可能性。
 
  (3)允许事故后不干预:采用非能动的安全系统,事故工况下半个小时或更长时间内允许操纵员不采取任何手动动作;
 
  三代堆的设计中包含了被动或固有的安全特性,非能动安全系统缓解设计基准事故的功能不依赖于操纵员动作。在第三代核电站的设计中考虑了操纵员响应宽容时间,比如在AP1000设计中对于在始发事件叠加单一故障的LDB(许可证设计基准)假设下分析的瞬态和事故(包括失去全部交流电源),在需要动作的始发信号发出后的至少72小时内无需操纵员手动操作。由于非能动安全设施的使用,使得反应堆在发生事故初期可以不需要进行人为的干预,这样减少了误操作的可能性,提高了反应堆运行的安全性。
 
  (4)更强的安全壳结构:强化了安全壳的结构设计,可抵御商用大飞机的撞击。
 
  第三代核电站一般都采用了双层安全壳设计。AP1000与华龙一号内层均为钢制安全壳,是包容放射性物质的最后一道屏障,抵御各种事故下及可能的严重事故下内部的高温高压,并且具备非能动安全壳冷却功能;外层为高强度混凝土安全壳,抵御包括飞机撞击在内的各种外部灾害的作用,保护内壳及其内部结构不受影响。EPR双层安全壳均为混凝土形式,外层采用加强型的混凝土壳抵御外部灾害,内层为预应力混凝土。上述外层安全壳设计均可以抵御商用飞机撞击,有效应对核设施遭遇恐怖袭击的可能,提高了运行的安全性。
 
  第三代核电技术发展现状
 
  在上世纪90年代,世界各国核电站开发商开始研发满足三代核电标准的核电站,如ABWR、System80+、AP600等,其中ABWR已在亚洲建成数座。近年来在三代核电技术研发方面取得较大进展的有西屋公司的AP1000技术、欧洲压水堆EPR、俄罗斯研发的VVER-1200、韩国电力公司公司开发的APR1400,中国国家核电技术公司联合西屋开发的CAP1000机组以及自主开发的具有更大功率的CAP1400机组,上述都已经投入运行或在建。
 
  还有一些三代核电站技术已经完成设计,准备投入市场,比如通用-日立的ESBWR、三菱的APWR、坎杜能源的EC6(PHWR)等。
 
  目前世界三代核电站发展现状统计如下,包括投入运行、在建、计划建设的情况:
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