浅析核电技术中的技术创新_控制工程专业

1浅析核电技术中的技术创新——日本福岛核电站与非能动AP1000的比较陈泽侃学号：1110322017控制工程专业【摘要】：核电作为一种可持续发展的清洁能源，越来越受到各国政府和能源界的青睐，但是在日本福岛核电站发生大规模放射性释放的事故后，再一次引发了人们对核电安全性的思考。本文通过对福岛核电站和先进第三代非能动AP1000核电站的比较，浅析核电技术中的技术创新。关键词：技术创新；技术设计原则；福岛核电站；非能动；AP1000；核电技术11.引言提倡开发核能的国家，肯定核能对可持续发展有重要贡献，强调核能对于未来巨大膨胀电力供给的潜力，同时不释放污染空气的有害物和温室气体。当前，全球核电避免了每年近600万吨二氧化碳气体排放，占全球温室气体排放总量的8%。现在，核电已经具有那种统一技术路线的成本优势。为此，很多国家把核电作为未来能源体系中一个重要组成部分。《京都议定书》的执行和应用，使得能源政策争论提到一些国家未来能源选择的决策议程上来。关于核能在持续开发中作用的争论，根据他们的利益和优先权，不同国家政府和利益的相关者对核能潜在作用的观点仍然有很大差别，其中也包括未来核电技术路线的选择，而选择的原则之一，就是技术创新必须使核电站更安全、更经济、更稳定。2.日本福岛核电站事故分析2.1事故背景2011年3月11日下午，日本东部海域发生里氏9.0级大地震，并引发海啸。位于日本本州岛东部沿海的福岛第一核电站停堆，且若干机组发生丧失冷却事故，3月12日下午，一号机组发生爆炸。3月14日，三号机组发生两次爆炸。2.2福岛核电站技术简介福岛核电站是第二代核电站，它的堆型是沸水堆，设计寿期为40年。其原理图如图2-1所示。图2-1福岛核电站原理图2来自汽轮机系统的给水进入反应堆压力容器后，沿堆芯围筒与容器内壁之间的环形空间下降，在喷射泵的作用下进入堆下腔室，再折而向上流过堆芯，受热并部分汽化。汽水混合物经汽水分离器分离后，蒸汽通往汽轮发电机做功发电。蒸汽压力约为7MPa，干度不小于99．75%。汽轮机乏汽冷凝后经净化、加热再由给水泵送入反应堆压力容器，形成一闭合循环。再循环泵的作用是使堆内形成强迫循环，其进水取自环形空间底部，升压后再送入反应堆容器内，成为喷射泵的驱动流。2.3事故分析二代核电站，无论是沸水堆还是压水堆，如果发生严重事故伴生全厂失电，需要应急柴油机在20秒内迅速启动，为安全相关系统提供电力。主要是安注系统，向堆内注水，保证堆芯不裸露。在日本发生地震后，福岛核电站成功停堆。但是在核裂变反应停止后，核燃料仍然会释放大量衰变热，这些热量需要及时导出，否则会使反应堆内升温升压，直至燃料棒和堆芯融化，甚至发生反应堆爆炸，使放射性屏障丧失，从而导致大量放射性向环境释放。发生停堆后，原本应由应急柴油发电机向泵供电，将冷却水注入堆芯以降低堆芯温度。然而，海啸损坏了应急柴油发电机，致使泵失电，冷却水无法注入堆芯，从而引发了一系列的事故。3.第三代非能动AP1000核电站的技术设计原则第三代非能动AP1000核电站的设计，采用了以下技术设计的原则：需要性原则、可靠性原则、经济性原则、工效学原则、法律规范原则和最优化原则。3.1AP1000符合了需要性原则美国电力研究院于20世纪90年代出台了“先进轻水堆用户要求”文件（URD），用一系列定量指标来规范核电站的安全性和经济性。随后，欧洲出台的“欧洲用户对轻水堆核电站的要求”文件，也表达了与URD文件相同的看法。国际原子能机构也对其推荐的核安全法规进行了修订补充，进一步明确了防范与缓解严重事故、提高安全可靠性和改善人因工程等方面的要求。第三代核电站着力解决以下问题：1）进一步降低堆芯融化和放射性向环境释放的风险，使发生严重事故的概率减小到极致；32）进一步减少核废物的排放量，寻求更佳的核废物处理方案，减少对人员和环境的放射性影响；3）降低核电厂每单位千瓦的造价，缩短建设周期，提高机组热效率和可利用率，延长寿期，以进一步改善其经济性。3.2AP1000符合了可靠性原则AP1000采用了非能动技术，简化了安全系统，提高了可靠性。AP1000采用了依靠重力、温差和膨胀等自然力来驱动的安全系统，并通过蒸发、冷凝、对流、自然循环来带走热量，即：非能动的安全系统，它不需要任何泵来驱动流体，也就不需要交流电源，因此AP1000核电厂取消了要求极高的安全级应急电源——柴油发电机组。非能动安全系统基本上仅由高位或加压的6个大水箱（2个堆芯补水箱、2个安注水箱、1个安全壳内置换料水箱和1个安全壳冷却水箱）和相应的管路、阀门和1个淹没在换料水箱内的换热器组成，如图3-1、图3-2所示。这些简单的非能动设备和部件构成的安全系统，在应急情况下能够执行下列功能：非能动余热排出，通过换热器冷却反应堆冷却剂；非能动堆芯冷却，通过堆芯补水箱和安注水箱把冷却水注入堆芯；反应堆自动降压，通过泄压阀把稳压器中的压力排放至换料水箱；非能动安全壳冷却，通过安全壳冷却水箱的喷淋，在安全壳内形成热对流，降低壳内温度与压力。图3-1非能动堆芯冷却示意图4图3-2非能动安全壳冷却示意图AP1000具有全面、完善的预防和缓解严重事故的措施，包括：自动降压系统，防止高压融堆；堆芯熔融物堆内保留，防止放射性物质融穿反应堆；设置氢气的自动复合系统，防止氢气爆炸。3.3AP1000符合了经济性原则核电厂的发电成本是主要的经济指标，它包括由建设造价按还款期分摊的年折旧费、燃料费和运行费。AP1000简化了安全系统，设备、材料数量减少；工程量减少；采取模块化施工，工期缩短。这些特点使得建设造价降低。AP1000设计寿命60年，机组额定功率大；换料周期延长到18～24个月，设计年利用率达到93%，这使得年发电量大大增加；由于运行简单，设备少，以及屏蔽电机泵免维修等，维修量大大减少；使用先进核燃料，提高燃耗深度，减少燃料加工、运输和乏燃料处理数量。这些特点使得燃料费用和运行费用降低。53.4AP1000符合了工效学原则AP1000采用非能动技术可以使系统设置简化、工艺布置简化、施工量减少、工期缩短、应急响应时间限制放宽，在发生极限事故后的三天（72小时）内，可完全依靠自动投入的非能动安全系统保障核电厂的安全，而不需要操纵员干预，大大降低了人因错误的可能性。另外，主控室中操作盘台、画面的设计都依据工效学原理，实现了友好的人机界面。3.5AP1000符合了法律规范原则美国核管会（NRC）依法对AP1000的标准设计进行了全面详细的审评。NRC针对AP1000安全审评的需要，采用了有别于西屋公司的自己的软件，对AP1000非能动安全系统和严重事故预防和缓解措施，进行了独立的计算验证分析。验证结果表明，AP1000的标准设计满足相关法律、法规、导则和NRC技术文件的要求，其中包括《核安全法规》（HAF）、《核安全导则》（HAD）、NUREG、ASME、ANS、ASTM、IEEE、中国国家标准（GB、GB/T）、行业标准（EJ）、IAEA、10CFR，等等。3.6AP1000符合了最优化原则AP1000采用非能动技术的路线，既简化了系统，减少了设备和部件，又大大提高了安全性。AP1000安全性得到显著提高的同时也提高了经济性。AP1000核电站设备、部件和构筑物的简化量见图3-3。图3-3AP1000核电站设备、部件和构筑物的简化量64.技术创新在AP1000中的体现比较福岛核电站与AP1000核电站，容易看出AP1000技术的先进性，AP1000技术创新的前瞻性、重要性和必要性。表4-1列出了福岛核电站与AP1000核电站的主要区别。表4-1福岛核电站与AP1000核电站的比较福岛AP1000备注先进性二代三代三代优于二代和二代加堆型沸水堆压水堆压水堆辐射防护更好寿期40年60年AP1000寿期更长安全系统驱动方式能动非能动AP1000更可靠、更安全冷却泵和安全级柴油发电机有无AP1000简化了系统，减少了设备和部件事故后操纵员干预需要3天内不需要AP1000为抢修提供足够时间福岛核电站寿期40年，而事故发生时，正值其该退役之时。福岛核电站采用能动式安全系统，依靠安全级柴油发电机为冷却泵供电，将冷却水注入反应堆来冷却堆芯。此次事故中，正是由于安全级柴油发电机遭到海啸的破坏，导致冷却功能丧失。如果是AP1000核电站遇到同样的情况，由于其采用非能动安全系统，停堆发生后，通过自动卸压，堆芯补水箱和安注水箱的冷却水将自动注入反应堆，并通过非能动余热排出系统，将反应堆冷却剂送入换料水箱中的换热器进行冷却。如果需要继续冷却，换料水箱的水将注入反应堆。当安全壳内压力和温度升高时，自动启动非能动安全壳冷却系统，将冷却水喷淋在钢制安全壳上，安全壳内形成热对流，将热量从安全壳内导向安全壳外。安全壳冷却水可提供3天（72小时）的冷却，在这期间内，不需要操纵员的任何干预，也能保证核电站的安全。因此，为事故后抢修和应急提供了相当长的准备时间。这一系列的冷却都依靠重力、温差、膨胀、对流和自然循环等自然力来驱动，因而不会由于丧失外部电源而丧失冷却功能。图4-1展示了AP1000非能动安全系统与现运行核电站安全系统的比较。7图4-1AP1000非能动安全系统与现运行核电站安全系统的比较5.结论从第4章的分析可以看出，由于非能动安全系统避免了对泵和柴油发电机的依赖，因此，如果此次事故发生在AP1000核电站上，有足够的依据证明，核电站将保证其安全性和可靠性，不会造成堆芯融化和大量放射性向环境释放等严重事故。AP1000的技术创新，体现了其前瞻性、重要性和必要性。2004年胡锦涛总书记指出：“如果看清世界科技进步的大势，能够制定出正确的科技发展战略，奋力跟上科技发展的时代潮流，就可以在未来的发展中进一步把握住机遇、赢得主动。”为了开发我国自己的大型先进压水堆核电站，国家成立了国家核电技术公司，并由其牵头组织编写了大型先进压水堆核电站重大专项的总体实施方案。重大专项的总体目标是在消化、吸收、全面掌握AP1000非能动技术的基础上，通过再创新开发具有我国自主知识产权的大型先进压水堆核电技术，建成更大功率的非能动核电站示范工程，拥有一批高水平的知识产权成果，使我国核电设计、制造和运行技术实现跨越式发展，2020年进入核电技术先进国家行列。8参考文献[1]王秀清.世界核电复兴的里程碑.北京：科学出版社，2008[2]林诚格，郁祖盛.非能动安全先进核电厂AP1000.北京：原子能出版社，2008[3]孙毅霖.自然哲学与科学技术概论.上海：上海交通大学出版社，2009[4]参考消息.CN11-0048.第19021期，2011年3月14日[5]臧希年，申世飞.核电厂系统及设备.北京：清华大学出版社，2003