AP1000与EPR专设安全系统的差异性比较和分析.doc

AP1000与EPR专设安全系统的差异性比较和分析摘要：以美国西屋公司开发的先进压水堆（AP1000）和法德两国联合开发的欧洲压水堆（EPR）为典型代表的第三代核电技术都在专设安全系统的设计上进行了革新或改进，旨在提高核电站的总体安全水平和可利用率。本文简要介绍了AP1000和EPR专设安全系统的组成和特点，比较了两者之间的差异，并分析了这些差异对于核电站安全、设备可靠性及成本控制的影响。关键词：核电站；AP1000；EPR；专设安全系统；差异性自20世纪90年代开始，为了消除广大公众因切尔诺贝利核事故带来的对核能利用的疑虑，提高核电应用的安全性和经济性，世界核电界集中力量对核电站专设安全系统和严重事故的预防与后果缓解进行了研究，美国和欧洲先后提出了符合“用户要求”1-2的概念，并在此基础上，开发了安全性、经济性更好的第三代核电技术。第三代核电技术通过采用非能动安全系统或增加安全系统冗余度、增设缓解严重事故后果的工程措施以及应用数字化仪控系统等先进技术，降低核电站的严重事故风险，实现更高的安全目标，使核电技术向更安全、更经济的方向发展。第三代核电技术问世以后，受到全球核电用户的普遍关注，包括中国在内的一些国家已经选用或准备选用第三代核电技术进行新的核电机组建设。第三代核电技术以美国西屋公司开发的先进压水堆（AP1000）和法德两国联合开发的欧洲压水堆（EPR）为典型代表。AP1000在传统成熟的两环路压水堆核电技术的基础上，引入安全系统非能动化理念。与传统的压水堆安全系统相比3，非能动安全系统更加简单，它们不需要现有核电站中那些种类繁多的安全支持系统，使核电站安全系统的设计发生了革新性的变化。EPR主要以法国N4核电站和德国Konvoi核电站为考，充分吸收了法国和德国多年核电设计、建造和运行经验，通过渐进式的模式改进安全系统的设计，提高核电站的总体安全水平和可利用率。1AP1000专设安全系统的组成和特点与传统核电站相比，APl000的非能动安全系统在电厂安全性和投资保护方面有了重大的提高，无需操纵人员行动或交流电支持即可建立并长期维持堆芯冷却和安全壳的完整性。非能动系统满足单一故障准则，可采用概率风险评价（PRA）来验证其可靠性。APl000反应堆的非能动安全系统比典型压水堆的安全系统显著地简化，这些非能动系统中所包含的设备部件大大减少，从而减少了所需的试验、检查和维护。它们不需要能动支持系统，其就位状况很容易被监测。AP1000专设安全系统由下列系统组成45：非能动堆芯冷却系统；非能动安全壳冷却系统；裂变产物去除与控制系统；安全壳隔离系统；主控制室应急可居留系统。1.1非能动堆芯冷却系统AP1000非能动堆芯冷却系统包括非能动余热去除系统和安全注入系统（图1）。与传统压水堆应急堆芯冷却系统相比，AP1000非能动堆芯冷却系统除了具有安全注射和应急硼化功能外，还具有堆芯应急衰变热导出和安全壳pH控制功能，替代了传统压水堆辅助（应急）给水系统和安全壳喷淋系统的部分功能。其主要设计特点为：（1）在反应堆冷却剂系统中，引入了一个非能动热交换器。当冷却剂泵失效时，水流自然循环到该热交换器，将热量带至安全壳内的换料水箱。整个传热过程无需动力。当换料水箱达到饱和时，向安全壳蒸发，非能动安全壳冷却系统动作，冷凝水沿壳壁流回换料水池，可实现长时间的堆芯冷却。（2）安全注入系统由两台堆芯补给水箱、两台安注箱和安全壳内的换料水箱组成，连接在反应堆冷却剂环路上，系统中充满硼水，依靠重力和气体储能的释放注射。当正常上充水系统失效时，可应付小泄漏；由于失水事故而引起大泄漏时，提供堆芯应急冷却，最终将反应堆冷却剂系统全部淹没。（3）依靠安全壳内的换料水箱提供冷却水注入，保持破口事故后期堆芯的冷却和余热导出，与非能动安全壳冷却系统一起建立起再循环，使堆芯保持淹没。1.2非能动安全壳冷却系统AP1000非能动安全壳冷却系统的主要功能与传统压水堆的安全壳喷淋系统相同，其作用是发生破口事故或主蒸汽管破裂事故发生在安全壳内时，排出安全壳内的热量。其主要特点是。（1）以钢安全壳作为传热界面，将空气从外层屏蔽壳入口引入，通过外部环廊到达底部，在空气折流板底部转向180，进入内部环廊，再沿安全壳内壁向上流动。由于内部环廊空气被加热以及水蒸气的存在，内、外环廊的空气存在密度差，形成空气的自然循环，空气最终从屏蔽壳顶部烟囱排出。（2）在安全壳顶部设有可供使用72 h的冷却水贮存箱，水依靠重力向下流，在钢安全壳弧顶和壳壁外侧形成一层水膜。（3）当安全壳内压力或温度过高时，系统自动开启。由水膜和空气的自然循环导出安全壳内的热量，降低安全壳的压力，保证安全壳不受损坏。1.3非能动安全壳裂变产物去除系统AP1000中没有设计与安全相关的安全壳喷淋系统用于去除安全壳中的裂变产物。安全壳大气中活性物质的去除完全靠沉淀、扩散、热迁移等自然过程。事故后，如安全壳内放射性活度升高，由防火系统提供的非能动安全壳喷淋系统在安全壳外充氮罐的压力作用下进行喷淋，以限制裂变产物的释放。绝大多数非气态活性物质最终沉积在安全壳地坑冷却水中。1.4安全壳隔离系统该系统具有两道屏障，一道在安全壳外，一道在安全壳内。与传统压水堆核电站相比，AP1000的安全壳机械贯穿件（包括闸门）数量大大减少，正常状态隔离阀处于关闭状态的比例更高。正常打开的隔离阀也由故障自动关闭，不要求贯穿件具有支持事故后缓解的功能。1.5 非能动主控制室可居留系统该系统在电厂事故后为主控制室提供新鲜空气并进行冷却和增压。在接收到主控制室高辐射信号以后，该系统自动启动，隔离正常的控制室通风通道并开始增压。系统中的空气来自一组压缩空气贮存箱，可以维持工作人员继续居留至少72 h。图1AP1000非能动堆芯冷却系统简图2EPR专设安全系统的组成和特点 EPR为改进型第三代压水堆核电站。EPR的目标是在确保安全水平明显提高的同时使核电更具竞争力。它充分吸收了几千个堆年的运行经验反馈，并把过去40年压水堆运行过程中所积累的所有技术经验都吸纳到EPR里来，从而获取最大的利益。EPR提高了事故预防水平并显著降低了堆芯熔化概率，其安全水平的提高表现在以下两个方面：安全系统的设计更加简化，实现了重冗余，并提供多种备用功能以便在安全系统的所有冗余（设备、系统）都失效时承担起相应的安全功能；在设计上考虑了严重事故预防和事故后果的缓解。EPR的专设安全设施主要包括5,7：安全壳系统；应急堆芯冷却系统；应急给水系统。2.1安全壳系统EPR采用双层安全壳，外层是钢筋混凝土壳，内层是带钢衬里的预应力混凝土壳。其设计的主要特点是：（1）考虑了严重事故工况，能够承受燃料组件内锆氧化产生的氢燃烧可能造成的压力。（2）双层安全壳之间的环廊保持负压，保证没有有害气体向环境直接泄漏，泄漏到环廊内的气体经过过滤处理后再向外排放。（3）满足生物屏蔽和防内部灾害、外部灾害的要求，在防外部灾害的设计中，还特别考虑了抗飞机撞击的能力。（4）考虑严重事故工况，设有完善的可燃气体控制系统，包括非能动的催化复合器和氢点火器，假定100%燃料包壳与水反应。（5）设有专门的底板保护装置，发生严重事故时，堆芯熔融物熔穿压力容器后被导流到一个面积约170 m2的展开区，安全壳内换料水池的水以非能动的方式流到展开区，冷却熔融物，防止底板熔穿，保持安全壳的完整性。（6）在设计基准事故时，EPR不需要安全壳热导出系统（即安全壳喷淋系统）。EPR安全壳热导出系统在设计上是对付严重事故工况的系统，作为最终的缓解措施，在安全级系统失效而导致堆熔的情况下，从安全壳和安全壳内的换料水箱导出热量，限制安全壳的压力升高。2.2应急堆芯冷却系统EPR的应急堆芯冷却系统主要指安注系统（SIS），在设计上，EPR的安注系统和余热导出系统（RHRS）是共用的。因此，EPR的应急堆芯冷却系统不但执行安全功能，还要执行正常运行的功能。其系统组成见图2，主要设计特点如下：图2EPR安全系统示意图（1）EPR安注系统由中压安注系统、低压安注系统和安注箱组成，其中，低压安注系统和余热导出系统共用同一套系统。安注系统由4个系列组成，每个系列的容量为100%，各对应一个环路，系列之间没有交叉连接，设备之间实体隔离。（2）EPR换料水箱设置在安全壳内，与安全壳地坑合二为一，不但提高了水源的可靠性，而且取消了从直接安注到再循环安注的切换。概率风险分析结果显示，该项设计改进降低了堆芯损坏概率。（3）在电站正常运行期间，EPR安注系统处于直接安注的备用状态，管道中充满安全壳内换料水箱的含硼水。接收到安注信号后，安注系统自动启动，只需启动安注泵，不需要进行任何阀门切换，即可实现安注功能。（4）在多样性设计方面，低压安注系统的第1系列和第4系列装备了双冷却盘管，可以由空气冷却的冷冻水系统提供冷却。维修冷停堆工况下发生失去全部冷却水情况时，低压安注系统的第1系列和第4系列仍可以工作，为反应堆冷却剂系统提供补水。2.3应急给水系统当蒸汽发生器主给水系统失效时，应急给水系统确保向蒸汽发生器供水，并且与蒸汽发生器大气释放阀（或安全阀）一起作用将堆芯的余热排出，使电厂恢复并保持在安全状态。EPR的应急给水系统包括4个相同系列，分别布置在4个安全厂房内，每个系列包括一个储水箱和一台电动泵。应急给水系统的4台电动泵由4台应急柴油发电机作为应急电源，另外还有2台小的柴油发电机作为发生全厂断电时第1、4区安全厂房中的电动泵的备用电源。应急给水系统具有专门的入口管嘴，可将应急给水分配至蒸汽发生器冷、热两侧的环行下降空间。应急给水系统与主给水系统间的实体分隔以及相关的设计可以消除水锤现象的威胁，并使温度分层的影响降至最低。3AP1000与EPR专设安全系统之间的差异分析（1）采用了不同的设计理念来提高安全性AP1000是在传统成熟的压水堆核电技术的基础上，采用非能动安全系统，使核电站设计发生了革新性的变化。安全系统的设计采用加压气体、重力流、自然循环以及对流等自然驱动力，而不是用泵、风机或柴油发电机等能动部件，可以在没有交流电源、设备冷却水、厂用水以及供暖、通风与空调等安全级支持系统的条件下保持正常运行功能。EPR压水堆核电站采用循序渐进式而不是革新式的设计改进，专设安全系统沿用传统压水堆核电站使用的能动安全系统，根据现役核电站的设计、建设和运行经验，在传统设计的基础上对系统的设计、布置和运行进行了适当的改进和优化，增加安全系统冗余度，安全系统全部采用4100%的配置。在EPR的设计中，还特别注重严重事故的预防和事故后果的缓解，消除了放射性大剂量释放的风险，把应急措施限制在电站十分有限的范围内。（2）通过不同方式实现了可操作性、可维修性和高可用率8AP1000由于采用非能动的安全系统，大大简化了系统设计，操作员操纵安全系统所要求的动作的数量和复杂程度都达到了最小，提高了可操作性，减少了人员干预产生的误动作；非能动安全系统减少了部件数量，降低了相关维修要求；特别是，由于安全系统的技术规范大大简化，降低了监督要求。这些都保证了高可用率、运行灵活性以及改进实施维修的能力。EPR专设安全系统的设计也遵循简单和冗余的原则，其中，冗余系统设计提供后备的功能。对于EPR，重要的安全系统和它们的支持功能设备(安全注入系统、应急给水系统、设备冷却系统、应急电源)都是以4系列布置。这样设置不仅可以达到非常高的安全水平，其高冗余度还可以在运行和维修方面节约成本；其4个系列设计能够满足预防性维修的需要：在发生破口事故的情况下，一个系列与破口环路连接，一个系列发生单一故障而失效，一个系列在预防性维修，还有一个系列足够对付破口事故。EPR反应堆设计在整个寿期内的平均可用率因子可达到91以上，EPR标准的停堆换料检修时间（包括所有必要的维护在内）只有16天。（3）严重事故预防和缓解措施不同 AP1000的非能动安全系统能够在无操纵人员行动以及无交流电源的条件下维持长期的事故缓解。对于极限设计基准事故，在安全壳内用于再循环冷却的堆芯冷却剂装量以及堆芯的硼化足以维持至少30天时间。对于堆芯熔化的超设计基准事故，APl000为防止压力容器失效，考虑了用安全壳内换料水贮存箱内的水淹没反应堆腔和反应堆压力容器的事故管理策略。在假想的严重事故期间，用水冷却压力容器的外表面并防止在下封头处的堆芯熔化碎片熔穿容器壁而进入安全壳。将堆芯熔融物保留在压力容器内可以防止容器外严重事故现象，如堆外蒸汽爆炸和堆芯物质与混凝土的化学反应的发生，进而保护了安全壳的完整性。对APl000先进核电站进行堆芯熔融物堆内滞留（IVR）的分析结果表明，采用设计成能增加底封头表面和充分水淹的堆腔的冷却极限的APl000反应堆隔热层，APl000核电站通过反应堆压力容器外的冷却为IVR提供了足够的失效裕度。EPR在设计中考虑了假想堆芯熔化事故，采取措施防范高压熔堆和氢气爆燃，并采用一个专门的扩散区域使堆芯熔融物得以长期冷却，还加强了安全壳结构的强度以抵御不太可能出现的压力积聚，确保在短期和长期堆芯熔化事故时防止大规模放射性释放的发生。EPR设有防止高压熔堆的专用卸压阀，经高温运行鉴定，即使在发生稳压器卸压管线故障的情况下，这些阀也能保证反应堆冷却系统快速卸压。EPR考虑了发生堆芯熔融物在压力容器外扩展的情况，设有专门的堆芯扩散冷却区，并且表面覆盖有“可牺牲材料”作保护层，其下部装有循环水冷却通道，保护核岛基础底板免受任何损害。（4）通过不同方式控制发电成本，提高经济性AP1000采用非能动专设安全系统，设计、系统设置以及工艺布置更加简化，施工量减少了，工期缩短了。与传统压水堆相比，AP1000所需的阀门、泵、安全级管道、电缆、抗震厂房容积分别减少50、35、80、70和45，减少了所用设备部件的采购量，降低了安装成本，缩短了施工时间，减少了维修量。而且，AP1000设计中广泛采用了现代的模块化设计和施工技术，可以有效地缩短建造工期。E P R专设安全系统设计采