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2012年12月11日10:48 | 中國發(fā)展門戶網(wǎng) www.chinagate.cn | 給編輯寫信 字號：T|T

二、第三代核電站的特點以及與第二代核電站的主要差別

1、第三代核電站的特點

世界各國在回顧三十余年第二代核電站的建造和運行經(jīng)驗，尤其總結(jié)了美國三哩島核電站和切爾諾貝利核電站事故的經(jīng)驗教訓(xùn)之后，為使今后建造的核電站在安全性、經(jīng)濟性、安全審評穩(wěn)定性以及保護核電業(yè)主投資等方面有大的改進，首先是美國電力公司發(fā)起建立先進輕水堆（ALWR）設(shè)計的技術(shù)基礎(chǔ)，為設(shè)計美國下一代先進輕水堆(ALWR)，推行一項先進輕水堆ALWR計劃，編制了一份美國核電用戶要求文件(URD)，繼而歐洲10家核電公司也編寫了歐洲核電用戶要求(EUR)文件。

URD和EUR規(guī)范了第三代核電站的設(shè)計技術(shù)基礎(chǔ)，其要點如下：

1）ALWR計劃的目標(biāo)：為未來的ALWR提供一整套設(shè)計的綜合要求、穩(wěn)定的審批基準(zhǔn)、支持ALWR電廠的發(fā)展。

2）ALWR的14條政策：簡單化、設(shè)計裕量、人因、安全、設(shè)計基準(zhǔn)與安全裕量、管理穩(wěn)定性、標(biāo)準(zhǔn)化、成熟技術(shù)、可維護性、可建造性、質(zhì)量保證、經(jīng)濟性、預(yù)防人為破壞、睦鄰友好。

3）ALWR高層安全設(shè)計要求，其要點如下：

抗事故能力：所有工況下都具有負的功率反應(yīng)性系數(shù)、采用最好的材料及水質(zhì)、改進的人機界面系統(tǒng)、采用成熟的診斷監(jiān)測技術(shù)、須留給操縱員足夠的時間（30分鐘或更長時間)來防止設(shè)備的損壞及防止導(dǎo)致較長停堆的電廠工況等。

防止堆芯損壞：防止堆芯損壞的專設(shè)安全系統(tǒng)應(yīng)滿足執(zhí)照設(shè)計基準(zhǔn)要求及安全裕量基準(zhǔn)、堆芯損壞頻率小于1×10-5/堆年等。

緩解事故能力：堅固而大容積的安全殼和相應(yīng)的專設(shè)安全系統(tǒng)；采用現(xiàn)實源項分析；控制可燃氫氣的濃度；在累積發(fā)生頻率大于10-6／堆年的嚴(yán)重事故條件下，在廠址邊界處(離開反應(yīng)堆大約0.5英里)，公眾個人的全身劑量小于25雷姆等要求。

4）第三代壓水堆核電站有兩種類型：改進型電廠（如EPR）和非能動型電廠(如AP1000)。URD對兩種類型的核電廠又分別提出了專用要求，其要點如下：

改進型核電廠：更簡化的專設(shè)安全系統(tǒng)；至少有兩條隔離的和獨立的交流電源與電網(wǎng)相連；至少三十分鐘時間內(nèi)，不考慮操縱員的干預(yù)；在喪失全部給水，至少在2小時內(nèi)不應(yīng)有燃料損壞；在喪失廠內(nèi)外交流電源的8小時內(nèi)，燃料沒有損壞等。

非能動型核電廠：不要求安全相關(guān)的交流電源；至少72小時內(nèi)，不需要操作員干預(yù)；嚴(yán)重事故條件下，安全殼有足夠的設(shè)計裕量；不需要廠外應(yīng)急計劃等。

以上概括了第三代核電站的特點，我國國家引進的美國非能動AP1000核電站屬于第三代核電站的非能動型核電廠，廣東核電集團公司引進的法國EPR核電站屬于第三代核電站的改進性核電廠。AP1000和EPR基本上都滿足了上述URD和EUR的相關(guān)要求。

2、第二代核電核電站與第三代核電站的主要技術(shù)差異

美國、法國、俄羅斯等國都是在吸取20年前的切爾諾貝利嚴(yán)重事故的慘痛教訓(xùn)后，認識到預(yù)防和緩解嚴(yán)重事故的極端重要性，花大力氣進行研究開發(fā)預(yù)防和緩解嚴(yán)重事故的對策和措施，經(jīng)過了十多年的努力，才達到了工程應(yīng)用的程度。為此，國際原子能機構(gòu)頒發(fā)了新的安全法規(guī)（第二版）對預(yù)防和緩解嚴(yán)重事故提出了嚴(yán)格要求，我國國家核安全局也頒布了新的安全法規(guī)，對預(yù)防和緩解嚴(yán)重事故提出了新的要求。

第二代核電技術(shù)在安全上不滿足國際原子能機構(gòu)安全法規(guī)（第二版）對預(yù)防和緩解嚴(yán)重事故的要求，也不符合我國新頒布的安全法規(guī)對預(yù)防和緩解嚴(yán)重事故的要求，當(dāng)然也不滿足URD和EUR的要求，但第三代核電技術(shù)能滿足這些要求的。這是第二代核電核電站與第三代核電站在技術(shù)上的主要差異。

例如AP1000和EPR的堆芯損壞頻率（CDF）分別為5.0894×10-7和1.18×10-6/堆年，大量放射性釋放概率分別為5.94×10-8和9.6×10-8/堆年，遠比第二代核電站低一至二數(shù)量級。

第二代核電核電站與第三代核電站技術(shù)上存在差異還體現(xiàn)在：先進的燃料管理技術(shù)、先進的反應(yīng)堆設(shè)計技術(shù)、先進的人因工程、先進的數(shù)字化儀表控制系統(tǒng)和控制室、寬裕的操作員可不干預(yù)時間以及、模塊化設(shè)計和建造技術(shù)等方面。

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