第三代核电技术特点


北美、日本、欧洲、俄罗斯、中国等反应堆供应商在规划或在建的有十几种满足（URD、EUR）的三代核反应堆，它们在满足用户要求文件（URD、EUR）的基础上，每种堆型采用不同的设计理念：AP1000采用安全系统“非能动化”和简化系统的设计理念；EPR采用安全系统增加冗余度（安全系统全部采用4x100%的设置）的设计理念。“华龙一号”采用“能动与非能动”相结合的安全设计理念。


三代核电综合来讲具有以下特点：


（1）更长的设计寿命：反应堆具有更高的可用性和更长的操作寿命，通常反应堆设计寿命是60年。


第三代核电站的设计寿命延长至60年，在设计寿命期间（60年）无需更换反应堆压力容器，并且在设计中提供了更换其他主设备包括蒸汽发生器的可能性，其反应堆压力容器等不可更换设备的设计寿命达到60 年，一般通过延寿三代核电站寿命可以达到80年，这样提高了核电站的经济性。


（2）极低的严重事故概率：堆芯损伤频率（CDF）限值小于1*10-5/堆年，大量放射性释放频率（LRF）限值为1*10-6/堆年。


美国核管会要求的堆芯损伤频率（CDF）限值是1*10-4/堆年，美国用户要求文件（URD）为1*10-5，目前美国大多数在役核电站的设计值是5*10-5，AP1000的CDF为5.08*10-7/堆年，远低于上述参考值。AP1000的大量放射性释放频率（LRF）为5.94*10-8/堆年，美国核管会要求的目标值为1*10-5/堆年，URD为1*10-6/堆年，AP1000设计远远低于这些参考值。三代核电站设计了更多的缓解反应堆发生严重事故的措施，极大降低了堆芯熔化及大量放射性物质释放的可能性。


第三代核电技术特点？全世界有哪些第三核电站？


▲福清核电


（3）允许事故后不干预：采用非能动的安全系统，事故工况下半个小时或更长时间内允许操纵员不采取任何手动动作；


三代堆的设计中包含了被动或固有的安全特性，非能动安全系统缓解设计基准事故的功能不依赖于操纵员动作。在第三代核电站的设计中考虑了操纵员响应宽容时间，比如在AP1000设计中对于在始发事件叠加单一故障的LDB（许可证设计基准）假设下分析的瞬态和事故（包括失去全部交流电源），在需要动作的始发信号发出后的至少72小时内无需操纵员手动操作。由于非能动安全设施的使用，使得反应堆在发生事故初期可以不需要进行人为的干预，这样减少了误操作的可能性，提高了反应堆运行的安全性。


（4）更强的安全壳结构：强化了安全壳的结构设计，可抵御商用大飞机的撞击。


第三代核电站一般都采用了双层安全壳设计。AP1000与华龙一号内层均为钢制安全壳，是包容放射性物质的最后一道屏障，抵御各种事故下及可能的严重事故下内部的高温高压，并且具备非能动安全壳冷却功能；外层为高强度混凝土安全壳，抵御包括飞机撞击在内的各种外部灾害的作用，保护内壳及其内部结构不受影响。EPR双层安全壳均为混凝土形式，外层采用加强型的混凝土壳抵御外部灾害，内层为预应力混凝土。上述外层安全壳设计均可以抵御商用飞机撞击，有效应对核设施遭遇恐怖袭击的可能，提高了运行的安全性。