先進輕水堆

生了三里島核電廠事故，這起事故雖然不是由壓水堆的固有缺陷造成的，也沒有引起放射性物質向環境大t釋放，但畢竟是一起造成堆芯熔化的嚴重事故，引起社會公眾、電力公司和政府的核電監管部門的嚴重關注。事故後美國核監管委員會加強了對核電廠許可證審批的控制，使得核電廠建設工期拖長，投資大量增加，從而嚴重削弱核電在經濟方面的優勢。為了減少在許可證審批、建設週期和投資方面的不確定性，由電力公司發起.在政府主管部門的參與下，編制了《電力公司要求文件》，如美國的URD和西歐的EUR，目的是提高未來輕水堆核電廠的安全性和經濟性.在這種背景下，一些發達國家的核電設備供應商利用自己的技術儲備和經驗積從先後開始開發符合《電力公司要求文件》要求的輕水堆，即所謂“先進輕水堆”。先進輕水堆的開發沿着兩條技術路線進行。一條是對技術較為成熟的現有輕水堆加以改進。墓本上仍然採用能動安全系統，靠降低嫩料棒的線功率密度、增加設備的冗餘度和採用數字化的儀表和控制系統來提高安全性，靠加大單堆容量、提高燃耗、縮短停堆換料時間、縮短建造週期和延長電廠壽期至60年來提高經濟性。這種先進水堆的單堆電功率可高達1300~15。。MW，在美國的《電力公司要求文件》稱之為“改進型先進輕水堆”。另一條則是打破傳統的設計思想，採用非能動安全系統，依靠這種更加可靠的安全系統和大幅度提高堆芯安全裕t來提高反應堆的安全性，通過採用模塊化的設計和建造技術、簡化系統、延長燃料換料週期、延長電廠使用壽命等來提高電廠經濟性。這種先進輕水堆的單堆電功率為600MW左右，被稱之為“革新型先進輕水堆”。改進型先進輕水堆設計有美國西屋公司和日本三英重工公司聯合開發的APWR一142。、ABB公司和美國燃燒工程公司聯合開發的系統80+、法國和德國聯合開發的EPR1500、美國通用電氣公司和日本東芝公司聯合開發的ABWR等。革新型先進輕水堆設計有美國西屋公司開發的AP600和俄羅斯ATOMENER開發的WWER640。中國核動力研究院正在開發的AC600也屬此類。先進輕水堆設計着眼於提高安全性.根據概率安全評定的計算結果，目前輕水堆堆芯損壞的概率約為每堆年lx10一‘，仍採用能動安全系統的改進型先進輕水堆通過提高堆芯安全裕量能降低到小於lx1『5，而採用非能動安全系統革新型先進輕水堆再通過提高堆芯安全裕量可進一步降低到小於lxl『‘。下面以ABWR和AP60O為例詳加説明。ABWR這是一種改進型先進沸水堆，已有兩套採用這種堆型的核電機組—日本柏崎·x.J羽核電廠(淨電功率為1315MW)的6號和7號機組—分別於1996年12月和1997年7月建成發電。中國台灣省兩套1300MW的ABWR機組正在建設中.日本還有兩套同一規模的ABWR機組在1999年開始建造。這種先進沸水堆，與過去的沸水堆(BWR)相比，主要有以下改進:(l)採用內置泵和堆內循環代替原來BWR的噴射泵和堆外再循環系統(見圖1)。這一改進的優點在於:取消堆外再循環系統，簡化了結構;取消與壓力容器連接的管道和管嘴，提高了反應堆的安全性。┌──┐│堆芯│├──┤│l}│└──┘圖1BWR噴射泵再循環系統和ABWR內!泵示意圖(a)BWR噴射泵再循環.(b)ABWR’內!泵(2)採用先進的堆芯和燃料設計。ABWR採用最新桔襯墊燃料設計.燃料棒在軸向採用分區富集度布t，使軸向功率分佈趨於均勻.堆芯設計使堆具有很好的負荷跟蹤能力。利用內t泵的轉速變化調節堆芯流t，再結合控制棒微調實現不同區間的功率調節。(3)採用電力一水力組合的控制棒驅動機構代替原來BWR的水力鎖緊活塞驅動機構。在正常運行時應用電力驅動控制棒，而在緊急停堆時利用液壓驅動使控制棒迅速插人，使其具有快速停堆和精細調節功率的能力。(4)採用改進的應急堆芯冷卻系統(ECCS).將反應堆分成三個獨立的應急堆芯冷卻和安全熱量排出區，每個區都有一個高壓和一個低壓的補給水系統。三個高壓補給水系統中有兩個電動高壓堆芯噴淋系統，另一個為安全級的汽機堆芯隔離冷卻系統。低壓補給水系統由泵和餘熱排出換熱器組成.又稱低壓淹沒系統，它同時實現堆芯冷卻和抑壓水池的冷卻功能(見圖2)。這一系統的改進使ABWR在安全性能方面有了實質性的提高。(5)採用數字化控制和儀表系統。核電廠的監測和控制系統實現了以多路光導纖維信號傳輸和計算機為基礎的數字式監測和控制，從而減少了電纜、儀表的數t和它們佔用的空間。AP‘oo這種革新型先進壓水堆設計，經過美國核監管委員會(NRC)76個月的嚴格審評，已於1998年9月得到NRC的最終設計批准(FDA)，這意味着其設計滿足NRC的全部核安全要求。AP600突出的設計思想是引進新的設計概念而非新設備，被認為是具有4個“S”特點，即安全性(Safety)、簡化性┌──┐┌─┬──┬──┐│·(││目││眨│││┌───────────┬─────┐│├──┼──┤│││日_│││││已││││││└─┴──┤│││├──┬─┬──────┼────┬┘│││││二不│月│户-=│口│┌─────┼──┼────────┤│├──┼─┼──────┤會卜i_││ll│代│.││││夕│司二││├─────┼──┼────────┼──┘││││││二「│r││├──┼─┼───┐│││││││l│口│日││││┌─┼──┼────────┤├──┼─┼─┐│││││日│巴│││J│日│「││││││├──┼────────┤├──┤││││││││r」│，d││1~，││││││└───┼─┼──┤肥││]├─┼─┼─┼──┤││{│!│ll││:│)│{│備││││││.」││l│││││││││.j│││││││││││，l│││││││││││口l│││││││││├──┼────────┤├──┼─┤││││││日│廠飛││t幾│日│││││└─┼──┤││├─┼─┴─┼─┐│││日││││口│「一│曰│││││├─────┤├─┼───┴─┘│││││‘///////││口│││├──┴────────┴─────┼──┴─┤│││l產，，尹滬砂│尹.丫l│││└─────────────────┴────┘││└────┘的換料水箱，傳熱過程無需動力。(2)安全注射系統:由兩台堆芯補水箱、兩台安注箱和一台位於安全殼內的換料水箱組成，連接於反應堆冷卻劑環路並充滿硼水，注射依靠重力。當正常上充水系統失效時，可應付小泄漏及由於失水事故引起的大泄漏，最終可將反應堆冷卻劑系統全部淹沒(見圖3)。(3)安全殼冷卻系統和放射性控制:系統以鋼安全殼作為傳熱界面，將空氣從安全殼混凝土屏蔽構築物頂部引人，流經安全殼底部，再沿安全殼內壁向上流動，在安全殼頂部設有水箱，水依靠重力流人安全殼，同空氣一起排出。當安全殼內壓或温度過高時，系統自動開啓，保證安全殼不受損壞。如安全殼內放射性活度升高，則非能動安全殼噴淋系統在安全殼外充氮罐的壓力作用下進行噴淋，以降低環境劑量(見圖4)。圖2ABWR的ECCS系統示意圖1一堆芯.2一壓力容器;3一抑壓水池;4一內裏泵;5一商壓堆芯噴琳系統(HPCF)，6一堆芯隔離冷卻系統(RCIC)口一低壓淹沒系統(LPFL)‘8一餘熱排出換熱器(RHRHX);9一汽輪機泵組(Simplified)、節省費用(Savingeost)和標準化(Standardized)。與改進型輕水堆相比，AP600除一般技術改進外，還採用了非能動安全系統和緊湊佈置的反應堆冷卻劑系統。非能動安全系統即安全系統由重力、自然循環和儲能等自然規律造成的力量來驅動或投人運行。(”餘熱排出系統:在反應堆冷卻劑系統中，引人一個非能動熱交換器(見圖3)，在冷卻劑泵失效時，水流自然循環到該熱交換器，後者將熱量帶到安全殼內┌─┐│了│└─┘第壓(二青之一)┌────┐│「，.，.│└────┘┌──┐┌────┐│及羚││冤，.││釁│└────┘││││┌──┐│││.，.│││└──┘└──┘┌─┐│口│└─┘圖3AP600非能動安全注射系統圖4AP600非能動安全殼冷卻系統緊湊布里的反應堆冷卻劑系統反應堆冷卻劑系統採用兩環路，各由一台蒸汽發生器、兩台屏蔽電動泵、一條熱管段和兩條冷管段組成.冷卻劑管道採用大彎曲半徑的彎管，減少了焊縫。泵的吸人管直接連在蒸汽發生器下端，不必對泵單獨支承。這種佈置減小了破口失水事故的可能性，兩條冷管段還可起橫向支承作用(見圖5、圖6、圖7)。由於AP600採用非能動安全系統、簡化系統和合理佈置，使設備數量大為減少。與同等容量的壓水堆相比，安全級泵減少了84%.非安全級泵減少了26%，核蒸汽供應系統閥門數量和管道長度分別減少了57%和70%。此外，由於採用模塊化建造，使建造工期從澆灌第一罐混凝土到併網發電可縮短至48個月左右。┌─┐││└─┘┌─┐││├─┤│.├──┐││l】l││├──┘├─┤│OJ│└─┘36.8砂趁壓器gmm)圖5AP6oo反應堆冷卻劑系統反應堆圖6AP600一回路管道平面圖燕汽發生粉┌────┬─────┐│卜側│一一一稱喇│├─┬──┼──┬──┘│門│門││└─┤││├──┼──┤│亡二│}’│├──┼──┤│一││└──┴──┘圖7AP600管道布里圖x10nl}f飛qingshLI一dLJ.先進輕水堆(advaneedlightwater:eaetor)先進壓水堆和先進沸水堆的統稱。迄今為止，壓水堆和沸水堆是核電廠應用最廣泛的堆型。到1998年年底，正在運行的434套核電機組中有254套使用壓水堆.92套使用沸水堆。輕水堆核電廠經過幾十年的運行，在其安全性、可靠性和經濟性等方面都有良好的表現。1979年美國發