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        AP1000專設(shè)安全系統(tǒng)研究

        2017-10-09 13:04:00蘇浩源
        科學(xué)家 2017年17期
        關(guān)鍵詞:特點(diǎn)

        蘇浩源

        摘 要 針對(duì)第二代核電站的安全運(yùn)行問題,美國西屋公司設(shè)計(jì)出AP1000安全專設(shè)系統(tǒng)。AP1000采用非能動(dòng)的系統(tǒng)設(shè)計(jì),正是基于設(shè)計(jì)上的改進(jìn),AP1000安全專設(shè)系統(tǒng)的特點(diǎn)也非常突出。與傳統(tǒng)核電站相比,AP1000安全性顯著提升,系統(tǒng)可操作性強(qiáng),事故預(yù)防能力提高,而且發(fā)電成本得以降低,這些都充分顯現(xiàn)出AP1000專設(shè)安全系統(tǒng)的競爭優(yōu)勢(shì)。

        關(guān)鍵詞 AP1000;專設(shè)安全系統(tǒng);特點(diǎn)

        中圖分類號(hào) TM6 文獻(xiàn)標(biāo)識(shí)碼 A 文章編號(hào) 2095-6363(2017)17-0100-01

        早在20世紀(jì)70年代,第二代核電機(jī)組開始運(yùn)營。在開展商業(yè)化運(yùn)營過程中,第二代核電機(jī)組充分證明了其經(jīng)濟(jì)上的可行性,并且目前仍在繼續(xù)發(fā)揮作用。但是前蘇聯(lián)切爾諾貝利核電站的事故給人們敲響了警鐘,核電站安全設(shè)計(jì)上的不足急需得到彌補(bǔ)。AP1000是由美國西屋公司開發(fā)的1000MWe非能動(dòng)壓水堆核電站。采用非能動(dòng)運(yùn)行方式,第三代核電站在專設(shè)安全系統(tǒng)上實(shí)現(xiàn)了簡化,同時(shí)也極大地提高了運(yùn)行的安全性。

        1 AP1000專設(shè)安全系統(tǒng)的產(chǎn)生

        20世紀(jì)70年代,能源危機(jī)推動(dòng)了核電站的快速發(fā)展,世界范圍內(nèi)開始建造第二代核電機(jī)組。但是第二代核電站應(yīng)對(duì)事故的能力不足,切爾諾貝利核電站事故也并非個(gè)案,日本福島核事故再次證明核電站安全性提升的必要性。隨著科技的日新月異,在吸取第二代核電站教訓(xùn)的基礎(chǔ)上,各國相繼開發(fā)第三代核電站。其中美國西屋公司設(shè)計(jì)的AP1000核電站在技術(shù)上的優(yōu)勢(shì)尤為突出,其非能動(dòng)的專設(shè)安全系統(tǒng)備受認(rèn)可。與第二代核電站相比,AP1000在運(yùn)行的安全性方面實(shí)現(xiàn)了飛躍,簡化的系統(tǒng)設(shè)計(jì)使運(yùn)行維護(hù)也更為簡便。

        2 AP1000專設(shè)安全系統(tǒng)的構(gòu)成

        AP1000專設(shè)安全系統(tǒng)主要由以下系統(tǒng)構(gòu)成:

        第一,非能動(dòng)堆芯冷卻系統(tǒng)。該系統(tǒng)包括非能動(dòng)余熱系統(tǒng)和安全注入系統(tǒng)。在傳統(tǒng)的安全注射和應(yīng)急硼化功能外,AP1000非能動(dòng)堆芯系統(tǒng)還包含堆芯應(yīng)急衰變熱導(dǎo)出和安全殼pH控制功能。在反應(yīng)堆冷卻系統(tǒng)中,非能動(dòng)熱交換器的引入可保證較長時(shí)間的堆芯冷卻。安全注入系統(tǒng)依靠重力和氣體儲(chǔ)能的釋放注射,即使由于出水導(dǎo)致大規(guī)模泄露,也可提供堆芯應(yīng)急冷卻。

        第二,安全殼冷卻系統(tǒng)。該系統(tǒng)與傳統(tǒng)壓水堆的安全殼噴淋系統(tǒng)功能相同,作用是在發(fā)生破裂事故時(shí)排出安全殼內(nèi)的熱量,使安全殼得到冷卻。系統(tǒng)內(nèi)、外環(huán)廊的空氣存在密度差,從而形成自然循環(huán),空氣通過頂部煙囪排出。安全殼頂部配備72h的冷卻水貯存箱,在重力作用下,水向下流動(dòng),可以在安全殼頂部以及外壁形成水膜。一旦安全殼溫度過高,系統(tǒng)可自動(dòng)開啟,以防安全殼被損壞。

        第三,裂變產(chǎn)物去除系統(tǒng)。AP1000并沒有依靠傳統(tǒng)的噴淋方式來去除裂變產(chǎn)物,而是采取自然的過程將裂變產(chǎn)物去除。發(fā)生事故后,如放射性活度升高,非能動(dòng)安全殼噴淋系統(tǒng)在安全殼外充氮罐的壓力作用下進(jìn)行噴淋,以限制裂變產(chǎn)物的釋放。大部分非氣態(tài)的活性物質(zhì)最后將沉積在冷卻水中。

        第四,安全殼隔離系統(tǒng)。AP1000安全專設(shè)系統(tǒng)設(shè)有兩道隔離屏障,分別在安全殼內(nèi)和安全殼外。相對(duì)傳統(tǒng)核電站,AP1000的安全殼機(jī)械貫穿件數(shù)量顯著減少,正常狀態(tài)隔離閥處于關(guān)閉狀態(tài)的比例更高。正常打開的隔離閥也由故障自動(dòng)關(guān)閉,不要求貫穿兼具有支持事故后緩解的功能。

        第五,主控室應(yīng)急可居留系統(tǒng)。核電站一旦發(fā)生事故,主控室的可居留時(shí)間對(duì)于事故的應(yīng)急處理具有重要影響。主控室工作人員需保證充足的空氣供給,并完成具體的事故處理工作。因此,AP1000可居留系統(tǒng)的設(shè)計(jì)采取自行啟動(dòng)的方式,在事故發(fā)生后,及時(shí)向主控室傳遞新鮮空氣,并開展冷卻和增壓等應(yīng)急處理。工作人員可維持至少72h的繼續(xù)居留。

        3 AP1000專設(shè)安全系統(tǒng)的特點(diǎn)

        AP1000專設(shè)安全系統(tǒng)通過設(shè)計(jì)上的改變,也形成以下優(yōu)勢(shì):

        第一,安全性顯著提升。AP1000專設(shè)安全系統(tǒng)在第三代核電站運(yùn)行中發(fā)揮了至關(guān)重要的作用,相對(duì)于第二代核電站,其安全性更為突出。傳統(tǒng)的安全系統(tǒng)需要借助柴油發(fā)電機(jī)、設(shè)備冷卻水系統(tǒng)等作為支持,系統(tǒng)設(shè)計(jì)較為復(fù)雜,同時(shí)也給安全管理工作帶來考驗(yàn)。AP1000專設(shè)安全系統(tǒng)則是在已經(jīng)成熟的壓水堆核電站技術(shù)的基礎(chǔ)上,應(yīng)用非能動(dòng)安全系統(tǒng),以自然驅(qū)動(dòng)力為依托,如重力流、對(duì)流等,因而設(shè)計(jì)上的簡化不僅有利于節(jié)約成本,更為安全運(yùn)行創(chuàng)造了條件。目前西屋公司設(shè)計(jì)的AP1000專設(shè)安全系統(tǒng)已得到世界范圍內(nèi)的廣泛認(rèn)可。

        第二,系統(tǒng)可操作性強(qiáng)。AP1000專設(shè)安全系統(tǒng)在設(shè)計(jì)上的簡化也為可操作性奠定了基礎(chǔ),采用非能動(dòng)的安全系統(tǒng),操作人員只需根據(jù)系統(tǒng)所要求的標(biāo)準(zhǔn)執(zhí)行,操作更加簡便易行,也因此操作人出現(xiàn)誤操作的概率大幅降低。另外從系統(tǒng)的運(yùn)行維護(hù)來看,非能動(dòng)安全系統(tǒng)不僅減少了設(shè)備部件,同時(shí)也使維修難度降低,其技術(shù)規(guī)范得到簡化,在系統(tǒng)運(yùn)行過程中,相應(yīng)的安全監(jiān)督要求降低。可見,AP1000專設(shè)安全系統(tǒng)從設(shè)計(jì)上的轉(zhuǎn)變到實(shí)際運(yùn)行,都較第二代核電站提高了靈活性以及改進(jìn)實(shí)施維修的能力。

        第三,事故預(yù)防能力提高。AP1000專設(shè)安全系統(tǒng)的優(yōu)勢(shì)在于可以在無交流電源的環(huán)境下維持長期的事故緩解。對(duì)于極限設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故,AP1000可通過安全殼內(nèi)堆芯冷卻劑裝量以及堆芯的硼化實(shí)現(xiàn)至少一個(gè)月的維持,所以事故緩解能力大幅提高。同時(shí)AP1000還考慮到壓力容器失效問題,制定了相應(yīng)的事故管理策略。另外AP1000將堆芯熔融物保存于壓力容器內(nèi),可以防止嚴(yán)重事故的發(fā)生,更有助于保持安全殼的完整。

        第四,發(fā)電成本降低。隨著社會(huì)經(jīng)濟(jì)的發(fā)展,生產(chǎn)生活領(lǐng)域的用電需求量顯著增長,核電站建設(shè)規(guī)模與日俱增。與此同時(shí),發(fā)電站建設(shè)成本問題也受到廣泛關(guān)注。AP1000的非能動(dòng)專設(shè)安全系統(tǒng)設(shè)計(jì),使核電站的工藝布局得以簡化,工程施工量明顯縮減,工期縮短。傳統(tǒng)壓水堆所使用的泵、電纜、管道、閥門量大,AP1000的設(shè)計(jì)使這些設(shè)備部件的采購量減少,并且也為后續(xù)維修量的控制奠定了重要基礎(chǔ)。加之AP100使用現(xiàn)代的模塊化設(shè)計(jì),施工速度快,工程造價(jià)更低。

        4 結(jié)論

        美國西屋公司設(shè)計(jì)的AP1000核電站采用非能動(dòng)安全系統(tǒng),與第二代核電站相比,從根本上實(shí)現(xiàn)了設(shè)計(jì)簡化,不再需要傳統(tǒng)的安全支持系統(tǒng),而是通過自然力實(shí)現(xiàn)專設(shè)安全功能。因此,AP1000專設(shè)安全系統(tǒng)不僅具有較強(qiáng)的經(jīng)濟(jì)優(yōu)勢(shì),更在降低造價(jià)的同時(shí)顯著提升了核電站運(yùn)行的安全性,從而在第三代核電站中樹立起良好的競爭優(yōu)勢(shì)。

        參考文獻(xiàn)

        [1]孔翔程,鄒志強(qiáng),武鈴珺,等.地下核電站安全殼再循環(huán)系統(tǒng)設(shè)計(jì)的初步論證[J].核科學(xué)與工程,2017(2):

        287-292.

        [2]孫海濤,李海龍,盛朝陽,等.三代壓水堆核電站核島主設(shè)備安全特征分析[J].核科學(xué)與工程,2015,35(3):493-497.

        [3]王國彪,晏桂珍,王洋.AP1000核電站鋼制安全殼涂層工藝改進(jìn)[J].電鍍與精飾,2015,37(12):18-22.endprint

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