孫德意, 宋浩亮, 許俊斌
(1.上海電氣(集團)總公司,上海200336;
2.上海電氣集團股份有限公司中央研究院,上海200070)
日本福島發(fā)生的核電站爆炸及核泄漏事故,是繼1986年切爾諾貝利核爆炸和1979年美國三哩島核泄漏事故以來,核電站幾十年發(fā)展歷史上的第3次大事故。
在此背景下,核電站發(fā)展現(xiàn)狀及核電的未來發(fā)展趨勢再次成為人們極為關(guān)注的焦點。
從核電站發(fā)展的歷程看,世界核電站可劃分為4個階段[1]。
核電站的開發(fā)與建設(shè)開始于20世紀(jì)50年代,主要是利用已有的軍用核技術(shù)建造以發(fā)電為目的的反應(yīng)堆。1954年,前蘇聯(lián)在奧布寧斯克建成了電功率為5 MW的APS-1壓力管式石墨水冷堆實驗性核電站。1957年12月,美國建成了電功率為60 MW的世平浦(Shipping Port)原型核電站。
受當(dāng)時技術(shù)限制,第1代核電廠的功率普遍較小,一般為300 MW左右,建造的主要目的是為了通過試驗示范來驗證核電工程實施的可行性。
20世紀(jì)60年代后期,在實驗性和原型核電機組的基礎(chǔ)上,陸續(xù)建成了壓水堆、沸水堆、重水堆、石墨水冷堆等核電機組,它們在進一步證明核能發(fā)電技術(shù)可行性的同時,實現(xiàn)了商業(yè)化、批量化,使核電的經(jīng)濟性也得以證明。通常,人們將從這一時期開始建設(shè)的核電廠稱為第2代。
20世紀(jì)90年代,美國電力研究院出臺的《先進輕水堆用戶要求》(Utility Requirements Document,URD)和歐洲出臺的《歐洲用戶對輕水堆核電站的要求》(European Utility Requirements,EUR)提出了下一代核電站的安全和設(shè)計技術(shù)要求,進一步明確了防范與緩解嚴(yán)重事故、提高安全可靠性和改善人因工程等方面的要求。通常,國際上將滿足這兩份文件之一的核電站稱為第3代核電站。
第3代核電站包括了改進型的能動(安全系統(tǒng))核電站和革新型的非能動(安全系統(tǒng))核電站,并完成了全部工程論證、試驗工作及核電站的初步設(shè)計,它們將成為第3代核電站的主力堆型。第3代核電站的典型型號如表1所示[2]。
表1 第3代核電站的具體型號
第3代核電站的安全性和經(jīng)濟性都明顯優(yōu)于第2代核電站。
AP1000為單堆布置兩環(huán)路機組,電功率1 250 MW,設(shè)計壽命60 a,主要安全系統(tǒng)采用非能動設(shè)計,布置在安全殼內(nèi),安全殼為雙層結(jié)構(gòu),外層為預(yù)應(yīng)力混凝土,內(nèi)層為鋼板結(jié)構(gòu),如圖1所示。
圖1 AP1000核電站示意圖
EPR為單堆布置四環(huán)路機組,電功率為1 525 MW,設(shè)計壽命60 a,雙層安全殼設(shè)計,外層采用加強型的混凝土殼抵御外部災(zāi)害,內(nèi)層為預(yù)應(yīng)力混凝土。如圖2所示。
圖2 EPR核電站示意圖
以上3代核電站有個通病就是當(dāng)反應(yīng)爐降溫時,必須插入控制棒??刂瓢舯旧硎堑?~3代核電站技術(shù)的一個根本。第4代核能系統(tǒng)將滿足安全、經(jīng)濟、可持續(xù)發(fā)展、極少的廢物生成、燃料增殖風(fēng)險低、防止核擴散等基本要求。
目前,世界各國都在不同程度地開展第4代核電能系統(tǒng)的基礎(chǔ)技術(shù)和學(xué)科的研發(fā)工作。第4代核電能系統(tǒng)包括3種快中子反應(yīng)堆系統(tǒng)和3種熱中子反應(yīng)堆系統(tǒng)。如表2所示。
表2 第4代核能系統(tǒng)
按冷卻劑類型分,第2代核電站常用的反應(yīng)堆有壓水堆、沸水堆和重水堆等。此次爆炸的福島核電站,建設(shè)于20世紀(jì)60年代,屬于第2代技術(shù)。機組采用的是老式的單層循環(huán)沸水堆,冷卻水直接引入海水冷卻一回路,屬于20世紀(jì)60年代末、70年代初建設(shè)的早期核電技術(shù)。
沸水反應(yīng)堆以輕水(普通水H2O)作為冷卻劑和中子慢化劑。反應(yīng)堆冷卻系統(tǒng)內(nèi)壓強為7.091 Mpa。在這里,來自汽輪機的給水進入壓力容器后,約在280℃時沸騰。汽水混合物經(jīng)過堆芯上方的汽水分離器和蒸汽干燥器過濾掉液態(tài)水后直接送到汽輪機。離開汽輪機的蒸汽經(jīng)過冷凝器凝結(jié)為液態(tài)水(給水)后,回流至反應(yīng)堆,完成一個循環(huán)。如圖3所示。沸水堆沒有蒸汽發(fā)生器,直接用沸水產(chǎn)生的蒸汽推動汽輪機;正常運行時,蒸汽就有放射性,一旦發(fā)生故障,放射性還會增加,檢查和維修有難度。
日本發(fā)生9.0級地震后,反應(yīng)堆安全冷卻系統(tǒng)已經(jīng)失靈,同時地震摧毀了電網(wǎng),廠外電源不可用;隨后海嘯引起的洪水將柴油發(fā)電機房淹沒,造成應(yīng)急供電系統(tǒng)不能工作、冷卻系統(tǒng)無法正常循環(huán),使得反應(yīng)堆內(nèi)部的熱量無法釋放出來,燃料和蒸汽進一步發(fā)生反應(yīng),最終摧毀反應(yīng)堆堆芯,使反應(yīng)堆廠房結(jié)構(gòu)嚴(yán)重受損。福島核電站的損毀造成了放射性物質(zhì)大范圍泄漏,對人體健康和環(huán)境產(chǎn)生了負面影響。
圖3 沸水堆的原理圖
第2代核電站中的壓水堆是全球核電發(fā)展的技術(shù)主流(約占80%)。我國已建成的核電站都屬于壓水堆。
壓水堆的工作原理:一次回路中,主泵將高壓冷卻劑送入反應(yīng)堆,一般冷卻劑保持在12.156~16.208 Mpa。在高壓情況下,冷卻劑的溫度即使超過300℃也不會汽化。冷卻劑把核燃料放出的熱能帶出反應(yīng)堆,并進入蒸汽發(fā)生器,通過數(shù)以千計的傳熱管,將熱量傳給管外的二次回路水,使水沸騰產(chǎn)生蒸汽;冷卻劑流經(jīng)蒸汽發(fā)生器后,再由主泵送入反應(yīng)堆,這樣來回循環(huán),不斷地把反應(yīng)堆中的熱量帶出并轉(zhuǎn)換產(chǎn)生蒸汽;從蒸汽發(fā)生器出來的高溫高壓蒸汽,推動汽輪發(fā)電機組發(fā)電。做過功的廢汽在冷凝器中凝結(jié)成水,再由凝結(jié)給水泵送入加熱器,重新加熱后送回蒸汽發(fā)生器。這就是二次回路循環(huán)系統(tǒng)。壓水堆核電站的一次回路系統(tǒng)與二次回路系統(tǒng)完全隔開,是一個密閉的循環(huán)系統(tǒng)。冷凝器中用三次回路循環(huán)泵抽來的江河水作冷卻劑,冷卻后又排回到江河中,組成三次回路循環(huán)。如圖4所示。
第2代核電技術(shù)采用電力推動式安全冷卻系統(tǒng)(以后備電力系統(tǒng)推動冷水循環(huán)流動冷卻核反應(yīng)堆),其最大的安全隱患在于若后備電力系統(tǒng)受破壞無法運作,將致核反應(yīng)堆內(nèi)部無法降溫,最終可能導(dǎo)致堆芯融化,發(fā)生嚴(yán)重核泄漏事故。
我國現(xiàn)在已經(jīng)審批在建或確定要開工建設(shè)的機組約占全球核電在建規(guī)模的40%,總裝機容量約達34 GW。其中很多選擇了第2代改進型CPR1000,還包括采用美國AP1000技術(shù)4臺、采用法國EPR技術(shù)2臺的第3代核電站[3]。
圖4 壓水堆的原理圖
我國二代改進型壓水堆核電站隨著技術(shù)的發(fā)展和運行經(jīng)驗的反饋,逐步引入新的成熟技術(shù),使核電站的安全性得到進一步的提高。與第2代核電站相比,二代改進型壓水堆核電站采用的主要技術(shù)特點包括[4]:降低了堆芯功率密度,使熱工安全余量大于15%;加大穩(wěn)壓器容量,增加了核電站運行的穩(wěn)定性;增設(shè)附加應(yīng)急柴油發(fā)電機系統(tǒng),提高了供電的可靠性;增設(shè)安全殼過濾卸壓排放系統(tǒng),防止安全殼超壓失效,并防止放射性外泄;應(yīng)用概率安全分析技術(shù)及風(fēng)險管理技術(shù),防止核電站出現(xiàn)嚴(yán)重事故;引入嚴(yán)重事故預(yù)防和緩解措施,如非能動氫復(fù)合系統(tǒng)防止氫爆、穩(wěn)壓器卸壓排放系統(tǒng)防止高壓熔堆,田灣核電站還設(shè)計了堆芯捕集器用以在堆芯熔融時防止熔融物熔穿透安全殼底板;廣泛采用數(shù)字化儀控技術(shù)和先進控制室,改善了人機界面;汽輪發(fā)電機采用半速機組,提高了出力和熱效。CPR1000主要技術(shù)及經(jīng)濟指標(biāo)如表3所示。
CPR1000是一個先進、成熟、安全、經(jīng)濟的,可以自主批量建設(shè)的“二代加”改進型壓水堆核電站,可與第3代核電技術(shù)平穩(wěn)過渡銜接。
3.2.1 主回路系統(tǒng)和設(shè)備采用成熟電站設(shè)計
AP1000堆芯采用美國西屋公司的加長型堆芯設(shè)計。這種堆芯設(shè)計已在比利時的Doel 4號機組及Tihange3號機組等得到應(yīng)用。燃料組件采用可靠性高的Performance+(簡稱P+);采用增大的蒸汽發(fā)生器(D125型),與正在運行的美國西屋公司大型蒸汽發(fā)生器相似;穩(wěn)壓器容積有所增大;主泵采用成熟的屏蔽式電動泵;主管道簡化設(shè)計,減少焊縫和支撐;壓力容器與西屋標(biāo)準(zhǔn)的三環(huán)路壓力容器相似,取消了堆芯區(qū)的環(huán)焊縫,堆芯測量儀表布置在上封頭,可在線測量。AP1000的主回路如圖5所示。
表3 CPR1000的主要技術(shù)及經(jīng)濟指標(biāo)
3.2.2 簡化的非能動設(shè)計提高了安全性和經(jīng)濟性
AP1000主要安全系統(tǒng),如余熱排出系統(tǒng)、安注系統(tǒng)、安全殼冷卻系統(tǒng)、堆芯冷卻系統(tǒng)等,均采用非能動設(shè)計,系統(tǒng)簡單,不依賴交流電源,無需能動設(shè)備即可長期保持核電站安全,非能動式冷卻顯著提高安全殼的可靠性、安全裕度大。針對嚴(yán)重事故的設(shè)計可將損壞的堆芯保持在壓力容器內(nèi),避免放射性釋放。AP1000非能動堆芯冷卻系統(tǒng)如圖6所示。
在AP1000設(shè)計中,運用概率風(fēng)險評價分析找出設(shè)計中的薄弱環(huán)節(jié)并加以改進,提高安全水平。簡化非能動設(shè)計大幅度減少了安全系統(tǒng)的設(shè)備和部件,與正在運行的電站設(shè)備相比,閥門、泵、安全級管道、電纜、抗震廠房容積都大幅度地減少,同時采用標(biāo)準(zhǔn)化設(shè)計,便于采購、運行、維護,提高經(jīng)濟性。
圖5 AP1000的主回路示意圖
圖6 AP1000非能動堆芯冷卻系統(tǒng)
3.2.3 嚴(yán)重事故預(yù)防與緩解措施
在AP1000設(shè)計中,針對堆芯和混凝土相互反應(yīng)、高壓熔堆、氫氣燃燒和爆炸、蒸汽爆炸、安全殼超壓、安全殼旁路等嚴(yán)重事故的發(fā)生,采取了相應(yīng)的預(yù)防與緩解措施。
(1)為防止堆芯熔融物熔穿壓力容器與混凝土底板發(fā)生反應(yīng),AP1000采用了將堆芯熔融物保持在壓力容器內(nèi)(In-Vessel Retention,IVR)的設(shè)計(見圖7)。在發(fā)生堆芯熔化事故后,將水注入壓力容器外壁與其保溫層之間,可以可靠地冷卻掉到壓力容器下封頭的堆芯熔融物。在AP600設(shè)計時,已進行過IVR的試驗和分析,并通過了核管會的審查。對于AP1000,這些試驗和分析結(jié)果仍然適用,但需作一些附加試驗。由于采用了IVR技術(shù),可以保證壓力容器不被熔穿,從而避免堆芯熔融物和混凝土底板發(fā)生反應(yīng)。
圖7 AP1000堆芯熔融物滯留在壓力容器內(nèi)In-Vessel Retention(IVR)
(2)針對高壓熔堆事故,AP1000主回路設(shè)置了4列可控的自動卸壓系統(tǒng)(Automatic Depressurization System,ADS),其中3列卸壓管線通向安全殼內(nèi)換料水儲存箱,1列卸壓管線通向安全殼大氣。通過冗余多樣的卸壓措施,能可靠降低壓力,從而避免發(fā)生高壓熔堆事故。
(3)針對氫氣燃燒和爆炸的危險,在AP1000設(shè)計中使氫氣從反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)逸出的通道遠離安全殼壁,避免氫氣火焰對安全殼壁的威脅;同時,在環(huán)安全殼內(nèi)部布置冗余、多樣的氫點火器和非能動自動催化氫復(fù)合器,消除氫氣,降低氫氣燃燒和爆炸對安全殼的危險。
(4)對于蒸汽爆炸事故,由于AP1000設(shè)置有冗余多樣的自動卸壓系統(tǒng),避免了高壓蒸汽爆炸發(fā)生。而在低壓工況下,由于IVR技術(shù)的應(yīng)用,堆芯熔融物沒有與水直接接觸,避免了低壓蒸汽爆炸發(fā)生。
(5)對于因喪失安全殼、熱量排出引起的安全殼超壓事故,AP1000非能動安全殼冷卻系統(tǒng)的2路取水管線的排水閥在失去電源和控制時處于故障安全位置,同時設(shè)置一路管線從消防水源取水,確保冷卻的可靠性,如圖8所示。事故后,在較長時期內(nèi)僅靠空氣冷卻就足以帶出安全殼內(nèi)的熱量,有效防止安全殼超壓。由于采用了IVR技術(shù),不會發(fā)生堆芯熔融物和混凝土底板的反應(yīng),避免了產(chǎn)生非凝結(jié)氣體引起的安全殼超壓事故。
(6)針對安全殼旁路事故,AP1000通過改進安全殼隔離系統(tǒng)設(shè)計、減少安全殼外冷卻劑流失意外發(fā)生等措施來減少事故的發(fā)生。
圖8 AP1000非能動安全殼冷卻系統(tǒng)
3.2.4 儀控系統(tǒng)和主控室設(shè)計
AP1000儀控系統(tǒng)采用成熟的數(shù)字化技術(shù)設(shè)計,通過多樣化的安全級、非安全級儀控系統(tǒng)和信息提供、操作,避免了發(fā)生共模失效。主控室采用布置緊湊的計算機工作站控制技術(shù),人機接口設(shè)計充分考慮了運行電站的經(jīng)驗反饋。
3.2.5 建造中大量采用模塊化建造技術(shù)
在AP1000的建造中采用大量的模塊化建造技術(shù)。模塊化建造技術(shù)使建造活動處于容易控制的環(huán)境中,在制作車間即可進行檢查,經(jīng)驗反饋與教訓(xùn)吸取也更加容易,保證建造質(zhì)量。平行進行的各個模塊建造減少了大量的現(xiàn)場人員和施工活動。
3.3.1 安全性和經(jīng)濟性高
EPR通過主要安全系統(tǒng)4列布置,分別位于安全廠房4個隔開的區(qū)域,簡化了系統(tǒng)設(shè)計,擴大了主回路設(shè)備儲水能力,改進了人機接口,系統(tǒng)地考慮了停堆工況,以提高縱深防御的設(shè)計安全水平。EPR設(shè)計了應(yīng)對嚴(yán)重事故的應(yīng)急措施,將堆芯熔融物穩(wěn)定在安全殼內(nèi),避免放射性釋放。
EPR內(nèi)部事件的堆芯熔化概率為6.3×10-7/(堆·a),在電站壽期內(nèi)可用率平均達到90%,正常停堆換料和檢修時間16 d,運行維護成本比現(xiàn)在運行的電站低10%,經(jīng)濟性高。
3.3.2 嚴(yán)重事故預(yù)防與緩解措施
在EPR設(shè)計中,針對高壓熔堆、氫氣燃燒和爆炸、蒸汽爆炸、堆芯熔融物及安全殼內(nèi)熱量排出等嚴(yán)重事故的發(fā)生,都有預(yù)防與緩解措施。
(1)為避免高壓熔堆事故發(fā)生,在應(yīng)對設(shè)計基準(zhǔn)事故設(shè)置了3個安全閥(3×300 t/h)的基礎(chǔ)上,專門設(shè)置了針對嚴(yán)重事故工況的卸壓裝置(900 t/h),安全閥和卸壓裝置都通過卸壓箱排到安全殼內(nèi)。當(dāng)堆芯溫度大于650℃時,操縱員啟動專設(shè)卸壓裝置,可有效避免壓力容器超壓失效,并防止壓力容器失效后堆芯熔融物的散射。
(2)針對氫氣燃燒和爆炸的危險,EPR在設(shè)計中采用了大容積安全殼(80 000 m3)。在設(shè)備間布置有40臺大型氫復(fù)合器,在反應(yīng)堆廠房升降機部位也安裝了4臺氫復(fù)合器。通過計算分析氫氣產(chǎn)生量、氫氣分布和燃燒導(dǎo)致的壓力載荷。采取上述措施后氫氣產(chǎn)生的危險不會威脅安全殼的完整性。
(3)對于蒸汽爆炸事故,EPR在 Reactor Pressure Vessel(RPV)設(shè)計中未設(shè)置特殊的裝置。通過選擇相關(guān)事故和邊界條件,計算判斷RPV封頭允許承受的載荷能力,分析論證了導(dǎo)致安全殼早期失效的壓力容器內(nèi)蒸汽爆炸已基本消除,不需要設(shè)置特殊的裝置來應(yīng)對蒸汽爆炸事故。試驗顯示:熔融物不會發(fā)生假設(shè)中的那種爆炸(極低的概率和/或爆炸性),進一步的試驗仍在進行中。
(4)對于堆芯熔融物,在EPR設(shè)計中,RPV失效前堆坑內(nèi)保持干燥,RPV失效后堆芯熔融物暫時滯留在堆坑內(nèi),然后進入專用的展開隔室中展開。堆坑和展開隔室裝有保護材料,保護熔融物中殘余的鋯,降低了氧化物的密度和溫度。在展開區(qū)域設(shè)有氧化鋯防護層,防護層底下設(shè)有冷卻管線,安全殼內(nèi)換料水箱的水非能動地流入并淹沒熔融物,從兩邊對熔融物進行冷卻,避免底板熔穿和安全殼失效。
(5)對于安全殼內(nèi)熱量的排出,EPR設(shè)計有帶外部循環(huán)的安全殼噴淋系統(tǒng),共有2個系列,可以在較短的時間內(nèi)降低安全殼溫度和壓力。該系統(tǒng)可以從噴淋工作模式切換至直接冷卻熔融物的工作模式,能長時間防止蒸汽產(chǎn)生,并將熔融物和安全殼中的熱量導(dǎo)出。
3.3.3 儀控系統(tǒng)和主控室設(shè)計
EPR的儀控系統(tǒng)和主控室采用成熟的設(shè)計,充分吸取已運行電站數(shù)字化儀控系統(tǒng)、人機接口等經(jīng)驗反饋,吸取先進技術(shù)設(shè)備的優(yōu)點。儀控采用4列布置,分別位于安全廠房的不同區(qū)域,避免發(fā)生共模失效。主控室與N4機組的高度計算機化控制室相同,專門設(shè)有用于維護和診斷工作的人機接口。
為進一步降低二氧化碳的排放,我國非化石能源發(fā)電技術(shù)的發(fā)展勢在必行,作為清潔高效能源的重要組成之一的核電,保持穩(wěn)健的發(fā)展仍是大勢所趨。受日本福島核事故刺激,核電安全技術(shù)備受重視,核電技術(shù)路線選擇也會有較大調(diào)整[5]。在核電規(guī)劃中,我國政府對核安全將更重視,更安全的第3代AP1000核電技術(shù)將更受青睞。
從建設(shè)周期看,全球核電站許多服役已近20到40年,沸水反應(yīng)堆建設(shè)整體平均服役年齡較壓水反應(yīng)堆更長。核反應(yīng)堆的建設(shè)壽命一般在40年左右,意味著在80年代大量建設(shè)的反應(yīng)堆已接近退役。日本福島核電站泄漏事故加深了民眾對到役二代核電站不信任心理;因此,預(yù)期未來已運行核電站更新周期將會縮短。目前,AP1000正處于商用化階段,CAP1400處于研制階段,待CAP1400試運行成功,即可能面臨著二代核電站的更新需求高峰。
日本福島核事故發(fā)生后,各國紛紛聲明已對本本國核電站設(shè)施重新進行了安全檢查。2011年03月16日,國務(wù)院總理溫家寶主持召開了國務(wù)院常務(wù)會議。會上強調(diào),要充分認識核安全的重要性和緊迫性,核電發(fā)展要把安全放在第一位,會議決定:立即組織對我國核設(shè)施進行全面安全檢查,切實加強在運行核設(shè)施的安全管理,全面審查在建核電站,嚴(yán)格審批新上核電項目??梢灶A(yù)計,我國在核電站安全管理上的投入將更高;在核電站安全管理過程中,核電站安全管理服務(wù)業(yè)和核電站安全檢查檢測設(shè)備將面臨新的產(chǎn)業(yè)機會,如核廢料處理、核安全檢測機器人等。
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