解读丨全球三代核电技术亮点

本文摘要:第三代核电站是目前世界各国开建和计划建设的主要核电站堆型,它们在安全性上也较二代填有相当大的提高,第三代核电站都有哪些技术特点呢?全世界各国都有哪些第三核电站呢?本文带上大家一探到底。三代(或三代+)反应堆是在吸取了第二代反应堆运营经验和事故教训后,于20世纪90年代后期发展出有的安全性更高的先进设备反应堆技术,一般来说把符合URD或者EUR评价标准的核电厂称作第三代核电站。 目前,世界上开建和规划待建的核电站,大部分将使用第三代核电技术。

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第三代核电站是目前世界各国开建和计划建设的主要核电站堆型,它们在安全性上也较二代填有相当大的提高,第三代核电站都有哪些技术特点呢?全世界各国都有哪些第三核电站呢?本文带上大家一探到底。三代(或三代+)反应堆是在吸取了第二代反应堆运营经验和事故教训后,于20世纪90年代后期发展出有的安全性更高的先进设备反应堆技术,一般来说把符合URD或者EUR评价标准的核电厂称作第三代核电站。

目前,世界上开建和规划待建的核电站,大部分将使用第三代核电技术。近年来,我国核电产业发展获得了举世瞩目的成绩,核电技术研发和工程应用于回头在世界前茅。

以华龙一号动工建设和CAP1400顺利研发为标志,我国沦为时隔美国、法国、俄罗斯等核电强国后又一个享有独立自主三代核电技术和全产业链的国家。我国大陆在货的38台核电机组在技术层面都归属于二代或者二代+;开建的20台机组中,有10台归属于第三代技术;今后新建的机组将全部使用第三代技术,预计三代核电将在十三五后期转入批量化建设阶段。

同时,不具备几乎自律知识产权的华龙一号已构建出口且具备竞争优势,随着样板工程的动工,自律研发的CAP1400不具备回头过来的潜力,在一带一路沿线建设发展中充满著机会。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开建的有十几种符合(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,每种堆型使用有所不同的设计理念:AP1000使用安全性系统非能动简化和修改系统的设计理念;EPR使用安全性系统减少冗余度(安全性系统全部使用4x100%的设置)的设计理念。

华龙一号使用依存与非能动结合的安全性设计理念。三代核电综合来讲具备以下特点:(1)更长的设计寿命:反应堆具备更高的可用性和更长的操作者寿命,一般来说反应堆设计寿命是60年。第三代核电站的设计寿命缩短至60年,在设计寿命期间(60年)需要替换反应堆压力容器,并且在设计中获取了替换其他主设备还包括蒸汽发生器的可能性,其反应堆压力容器等不能替换设备的设计寿命超过60 年,一般通过延寿三代核电站寿命可以超过80年,这样提升了核电站的经济性。

(2)极低的严重事故概率:堆芯受损频率(CDF)限值大于1*10-5/填年,大量放射性获释频率(LRF)限值为1*10-6/填年。美国核管会拒绝的堆芯受损频率(CDF)限值是1*10-4/填年,美国用户拒绝文件(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/填年,近高于上述参考值。

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AP1000的大量放射性获释频率(LRF)为5.94*10-8/填年,美国核管会拒绝的目标值为1*10-5/填年,URD为1*10-6/填年,AP1000设计相比之下高于这些参考值。三代核电站设计了更加多的减轻反应堆再次发生严重事故的措施,很大减少了堆芯熔融及大量放射性物质获释的可能性。(3)容许事故后不介入:使用非能动的安全性系统,事故工况下半个小时或更加长时间内容许操纵员不采取任何手动动作;三代填的设计中包括了被动或固有的安全性特性,非能动安全性系统减轻设计基准事故的功能不依赖操纵员动作。

在第三代核电站的设计中考虑到了操纵员号召尊重时间,比如在AP1000设计中对于在终到事件变换单一故障的LDB(许可证设计基准)假设下分析的瞬态和事故(还包括丧失全部交流电源),在必须动作的终到信号收到后的最少72小时内需要操纵员手动操作者。由于非能动安全性设施的用于,使得反应堆在再次发生事故初期可以不必须展开人为的介入,这样增加了误操作的可能性,提升了反应堆运营的安全性。

(4)更加强劲的安全壳结构:增强了安全壳的结构设计,可抵挡商用大飞机的碰撞。第三代核电站一般都使用了双层安全壳设计。

AP1000与华龙一号内层皆为钢制安全壳,是多元文化放射性物质的最后一道屏障,抵挡各种事故下及有可能的严重事故下内部的高温高压,并且不具备非能动安全壳加热功能;外层为高强度混凝土安全壳,抵挡还包括飞机碰撞在内的各种外部灾害的起到,维护内壳及其内部结构不不受影响。EPR双层安全壳皆为混凝土形式,外层使用加强型的混凝土壳抵挡外部灾害,内层为预应力混凝土。

上述外层安全壳设计皆可以抵挡商用飞机碰撞,有效应对核设施遭遇恐怖袭击的有可能,提升了运营的安全性。第三代核电技术发展现状在上世纪90年代,世界各国核电站开发商开始研发符合三代核电标准的核电站,如ABWR、System80+、AP600等,其中ABWR已在亚洲竣工数座。近年来在三代核电技术研发方面获得较小进展的有西屋公司的AP1000技术、欧洲压水堆EPR、俄罗斯研发的VVER-1200、韩国电力公司公司研发的APR1400,中国国家核电技术公司牵头西屋研发的CAP1000机组以及自律研发的具备更加大功率的CAP1400机组,上述都早已投放运营或开建。

还有一些三代核电站技术早已已完成设计,打算投入市场,比如标准化-日立的ESBWR、三菱的APWR、坎杜能源的EC6(PHWR)等。目前世界三代核电站发展现状统计资料如下,还包括投放运营、开建、计划建设的情况:参照来源:孙汉虹. 第三代核电技术AP1000[M]. 中国电力出版社, 2016.Advanced Nuclear Power Reactorshttp://www.world-nuclear.org/information-library/nuclear-fuel-cycle/nuclear-power-reactors/advanced-nuclear-power-reactors.aspxNuclear Power in the World Todayhttp://www.world-nuclear.org/information-library/current-and-future-generation/nuclear-power-in-the-world-today.aspxWorld Nuclear Power Reactors Uranium Requirementshttp://www.world-nuclear.org/information-library/facts-and-figures/world-nuclear-power-reactors-and-uranium-requireme.。


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