第三代核电技术——非能动安全先进核电站AP1000

1 第三代核电技术的发展背景

当今世界, 随着经济的发展, 传统能源供给日趋紧张, 温室气体排放的形势日益严峻。为实现可持续发展, 必须加快实施节能减排, 大力发展清洁能源。世界核电技术发展和运行的实践证明, 核能具有清洁、安全和可大规模提供稳定电力的优势, 日益受到青睐。加快核能和平利用, 日益成为加强环境保护、建设生态文明的必然选择。改革开放30年来, 我国经济社会发展成就巨大。但与此同时, 能源供给仍以煤为主, 清洁能源比重较低。由此带来的环境问题尤为突出。我国政府也将发展核电作为调整能源结构、保护环境、应对气候变化的重要措施之一。

胡锦涛总书记在秦山考察时指出:“核电产业是高科技的战略产业。实践证明, 高科技特别核心技术拿钱是买不来的, 要继续坚持以我为主, 这是发展核电的必由之路。在自主创新的同时, 坚持对外开放, 加强国际技术交流与合作, 学习借鉴国外核电的先进技术和管理经验, 努力提高我国核电的装备技术水平和运行管理水平。”

由此可见, 无论是国际形势还是国内经济发展战略的需要, 先进核电技术的应用都提到了日趋紧迫的日程上来。

目前, 世界上已经大量建成运行的均为第二代及其改进型的核反应堆型。但是, 由于1979年和1986年先后发生在美国三哩岛和前苏联切尔诺贝利核电站的严重事故, 使社会公众对核电安全性产生了疑虑。因此, 总结历史经验教训, 为规范世界范围的核电安全管理, 使核电技术能够健康稳步的发展, 为社会发展实现其积极作用, 国际原子能机构 (IAEA) 在其推荐的核安全法规 (NUSS系列) 中, 明确要求先进的核电技术必须解决以下问题: (1) 进一步降低堆芯熔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, 以消除社会公众的顾虑; (2) 进一步减少核废物 (特别是强放射性和长寿命核废物) 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) 降低核电站每单位千瓦的造价, 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。

2 非能动安全先进核电站AP1000

AP1000是美国西屋公司开发的满足URD文件的第三代核电技术堆型。采用了可以马上推向市场的成熟技术, 代表了目前国际上最先进的核电技术水平。先后取得美国核管理委员会 (NRC, U.S.Nuclear Regulatory Commission) 颁发的AP1000标准设计的最终设计批准书和设计证书。

AP1000有如下技术特点: (1) AP1000的设计理念。在传统成熟的压水堆核电技术的基础上, 引入安全系统非能动理念, 使核电站安全系统的设计发生了革新的变化;在设计中采用了非能动的严重事故预防和缓解措施;简化了安全系统配置;减少了安全支持系统;大幅度地减少了安全级设备 (包括核级电动阀、泵和电缆等) 及抗震厂房;取消了1E级应急柴油发电机系统和大部分安全级能动设备;明显降低了对大宗材料的需求。由此派生出了设计简化、系统设置简化、工艺布置简化、施工量减少、工期缩短、应急响应时限要求降低等一系列效应。由于采用非能动安全系统, 大大降低了发生人因错误的可能性, 使AP1000的安全性能得到显著提高的同时也提高了经济竞争力。 (2) 安全系统特性。AP1000设计的一个重要目标, 是进一步加强事故预防和缓解的能力, 提高核电站的安全性, 并把堆芯熔化频率 (Core Damage Frequecy, CDF) 不超过1×10-5/堆·年和大量放射性释放频率 (Large Release Frequecy, LRF) 不超过1×10-5/堆·年作为设计的安全目标。AP1000采用非能动安全系统, 利用我们日常生活中几乎每天碰到的自然循环、重力和压缩气体膨胀这样简单的物理现象和原理, 不需要泵、交流电源、1E应急柴油发电机组, 以及相应的通风和冷却水等支持系统, 来实现堆芯冷却和安全壳的热量排出。这不仅极大地简化了系统, 还使操纵员的宽限时间 (Operator Grace Time) 增加到72h (第三代以前的核电堆型技术中操纵员的宽限时间小于30min) 。 (3) 严重事故预防和缓解措施。AP1000进行了严重事故和概率安全评价 (PSA) 的分析, 确定和采取了预防和缓解严重事故后果的措施。PSA分析结果表明, AP1000大量放射性释放频率小于1×10-6/堆·年。这说明, 所采取的预防和缓解措施是有效的。

综上所述:与第二代核电机组相比, 第三代核电技术AP1000吸取了世界400多台核电机组至今积累的12000多堆·年的运行经验, 充分利用几十年的科技进步成果, 按照当前新的核安全法规要求设计, 把严重事故作为设计基准, 考虑了安全壳在严重事故情况下的负载, 安全性和经济性都有很大提高。AP1000在确定论安全分析和概率风险评价 (Probabilistic Risk Assessment, PRA) 中, 结果均满足U R D的安全要求。根据IAEA的有关定义, AP1000堆型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, 是一种满足要求的创新型第三代核电技术堆型。

3 AP1000堆型与我国核电发展战略

在世界核电复苏大潮汹涌、中国能源结构调整的要求空前加大的背景下, 2006年底, 中国政府审时度势, 果断作出“统一核电发展技术路线”的重大决策:走引进、消化、吸收和再创新的发展道路, 引进目前世界上最先进的第三代核电AP1000技术。

不过, 引进AP1000仅是第三代核电技术自主化征程的第一步, 更关键在于消化吸收和再创新。为此国家专门设立大型先进压水堆核电站重大专项, 目标是在掌握AP1000技术的基础上, 通过再创新, 开发形成具有中国自主知识产权的、功率更大的大型先进压水堆核电技术品牌。为实现上述自主化目标, 国家制定了“三步走”发展战略:第一步, 外方为主, 我方全面参与, 建成自主化依托项目4台AP1000机组, 基本形成AP1000三代核电沿海厂址标准设计;第二步, 我方为主, 外方支持, 形成AP1000内陆厂址的标准设计, 完全具备在沿海和内陆建设AP1000核电机组的能力;第三步, 实现全面自主创新, 形成CAP1400标准设计, 建成CAP1400重大专项示范工程及进行规模化建设, 开展更大装机容量的CAP1700的预研工作。

目前, CAP1400核电站建设已列入国家发展改革委调整后的《核电中长期发展规划》。我国完成了第三代核电技术AP1000内陆核电站标准设计的初步设计和安全分析报告。这标志着中国已在技术上具备了在内陆批量建设AP1000核电站的条件。

可以预见, 在不远的将来, 第三代核电技术AP1000堆型及在其基础上的全面自主创新CAP1400技术, 将为推进中国由“核电大国”转变成“核电强国”的自主化发展, 实现国家经济发展的重大战略目标发挥重要作用。

摘要：本文介绍了目前世界上最先进的第三代核电技术AP1000的发展背景、主要技术特点, 及其在我国核电与经济发展战略中的重要作用。

关键词：核电,AP1000