我国压水堆核电站与日本沸水堆核电站的比较

我国压水堆核电站与日本沸水堆核电站的比较一、 中国核电站和日本福岛第一核电厂在安全设计方面的区别1.日本福岛核电站背景资料1.1 日本核电站的堆型及其分布1.2 福岛核电站日本福岛县的核电站有福岛第一核电站和福岛第二核电站，它们都由东京电力公司负责运营。福岛核电站是目前世界上最大的核电站，位于日本福岛工业区，由福岛一站、福岛二站组成，共10台机组（一站6台，二站4台），均为沸水堆。其中福岛一站1号机组于1971年 3月投入商业运行，二站1号机组于1982年4月投入商业运行。福岛第一核电站福岛第二核电站1.3 福岛核电站其他信息2011年2月7日，东京电力公司和福岛第一原子力发电所刚刚完成了一份对于福岛一站一号机组的分析报告，指出这一机组已经服役40年，出现了一系列老化的迹象，包括原子炉压力容器的中性子脆化，压力抑制室出现腐蚀，热交换区气体废弃物处理系统出现腐蚀，并为其制定了长期保守运行的方案。福岛核电站1号机组已经满了40年的使用寿命，该机组原本计划延寿20年，到2031年退役。2、沸水堆与压水堆的差异2.1沸水堆简介沸水堆核电站属于轻水堆堆型中的一种，沸水堆核电站工作流程是：冷却剂（水）从堆芯下部流进，在沿堆芯上升的过程中，从燃料棒那里得到了热量，使冷却剂变成了蒸汽和水的混合物，经过汽水分离器和蒸汽干燥器，将分离出的蒸汽来推动汽轮发电机组发电。 根据国际核电协会统计，全球正在运行的反应堆一共有426个。其中轻压水堆258座占比约为61%，重压水堆约为41座占比10%，沸水堆为92座占比约为22%。沸水堆比例相对较小；从建设期来看，压水堆在80年代后被选用作实施的数量远超过沸水堆技术，体现了其更高的安全性能。中国目前建成和在建的所有核电站均使用压水堆技术。从技术上来看，中国发生此类核泄漏事故的风险较小；同时核电技术正在不断升级：核电技术已经经历了一代到二代再到改善型二代的过程。对安全性的诉求成为了推动核电技术不断发展的重要动力。2.2沸水堆工作原理及主要特点 沸水堆系统示意图沸水堆所用的燃料和燃料组件与压水堆相同。铀制成的核燃料在压水堆“反应堆”的设备内发生裂变而产生大量热能，再用处于高压力下的水把热能带出，在蒸汽发生器内产生蒸汽，蒸汽推动汽轮机带着发电机一起旋转，电就源源不断地产生出来，并通过电网送到四面八方。沸水堆与压水堆不同之处在于冷却水保持在较低的压力（约为70个大气压）下，水通过堆芯变成约285的蒸汽，并直接被引入汽轮机。所以，沸水堆只有一个回路，省去了容易发生泄漏的蒸汽发生器，因而显得很简单，但沸水堆是堆内产生的蒸汽直接进入汽轮机，汽轮机会受到放射性的沾污，其设计与维修更为复杂。电厂系统 有：主系统（包括反应堆）；蒸汽-给水系统；反应堆辅助系统，其中包括应急堆芯冷却系统；放射性废物处理系统；检测和控制系统；厂用电系统。其中蒸汽-给水系统、放射性废物处理系统、厂用电系统以及反应堆辅助系统中的设备冷却水系统、余热排出系统、厂用水系统等都与压水堆核电厂有关系统类似。沸水堆的主要特点： 沸水堆的控制棒从堆底引入； 反应堆的功率调节除用控制棒外，还可用改变再循环流量来实现； 沸水堆不用化学补偿（反应性）。燃耗反应性亏损除用控制棒外，还用燃料棒内加Gd203可燃毒物进行补偿； 沸水堆蒸汽直接由堆内产生； 堆功率密度低，堆芯大； 压力容器内有喷射泵、汽水分离器和干燥器，体积大。 2.2沸水堆与压水堆的比较2.2.1 主设备沸水堆压水堆主设备实现功能主设备实现功能反应堆将核能转变为热能，并将热能传给一回路冷却剂，使其变为饱和蒸汽反应堆将核能转变为热能（高温高压水），并将热能传给一回路冷却剂汽轮机将饱和蒸汽的热能转变为高速旋转的机械能蒸汽发生器将一回路高温高压水中的热量传递给二回路的水，使其变为饱和蒸汽发电机将汽轮机传来的机械能转变为电能汽轮机将饱和蒸汽的热能转变为高速旋转的机械能发电机将汽轮机传来的机械能转变为电能2.2.2 设计和运行特点设计和运行特点沸水堆压水堆结论蒸汽循环无直接循环核反应堆产生的蒸汽被直接引入蒸汽轮机，推动汽轮发电机组发电。沸水堆核电站省去一个回路，因而不再需要昂贵的蒸汽发生器和稳压器，减少大量回路设备也减少了故障源间接循环核反应堆产生的热能传给一回路冷却剂，一回路高温高压水在蒸汽发生器中将二回路的水变为饱和蒸汽引入蒸汽轮机，推动汽轮发电机组发电全厂断电的情况下可以通过蒸汽发生器的自然循环冷却堆芯沸水堆比压水堆投资少、故障源少；但在发生全厂断电的情况不利于实现堆芯冷却工作压力工作压力底沸水堆堆芯工作压力在7MPa左右，约为压水堆堆芯工作压力的一半。这使系统得到极大地简化，能显著地降低投资工作压力高压水堆堆芯工作压力在15MPa左右，对一回路承压设备要求较高，投资较大沸水堆比压水堆投资少，一回路承压设备设计要求低堆芯出现空泡堆内有汽泡，堆芯处于两相流动状态。由于汽泡密度在堆芯内的变化，运行经验的积累表明，在任何工况下慢化剂空泡系数均为负值，空泡的负反馈是沸水堆的固有特性。它可以使反应堆运行更稳定，自动展平径向功率分布，具有较好的控制调节性能等堆内无汽泡功率分布展平主要通过燃料富集度分区布置、控制棒对中子注量率的扰动以及水腔中子注量率的扰动来实现。也具有较好的控制调节性能沸水堆与压水堆都具有较好的的控制调节性能，但沸水堆由于堆内有气泡，具有更好的自稳性辐射防护和废物处理只有一个回路，反应堆内流出的有一定放射性的冷却剂被直接引入蒸汽轮机，导致放射性物质直接进入蒸汽轮机等设备，使得辐射防护和废物处理变得较复杂。汽轮机需要进行屏蔽，使得汽轮机检修时困难较大；检修时需要停堆的时间也较长，从而影响核电站的设备利用率含有放射性的冷却剂，都被约束在一回路压力边界以内，蒸汽发生器产生的蒸汽以及整个二回路（包括汽轮机）都是干净的，便于检修和维护沸水堆的辐射防护和废物处理比压水堆复杂，设备利用率底燃耗深度沸水堆平均燃耗深度约为：28000MWd/t平均燃耗深度较低，相同发电量的天然铀需要量较大，堆芯及压力壳体积也较大沸水堆平均燃耗深度约为：52000MWd/t平均燃耗深度较高，相同发电量的天然铀需要量较少，堆芯及压力壳体积也较小沸水堆比压水堆的平均燃耗深度低、天然铀需要量大、堆芯及压力壳体积大、功率密度小。燃料棒燃料棒破损时的放射性气体和挥发性裂变产物都会直接污染汽轮机系统燃料棒破损时的放射性气体和挥发性裂变产物都，被约束在一回路压力边界以内，不会污染二回路（包括汽轮机）系统沸水堆燃料棒破损时的辐射后果比压水堆要严重，因此棒的质量要求比压水堆的要高控制棒驱动机构控制棒和中子探测器等都是从堆芯底部插入，因此压力容器底部有众多开孔，增加了小失水事故的可能性；同时控制棒自堆底引入，也会使发生未能应急停堆预计瞬态的可能性增加。控制棒驱动机构较复杂，可靠性要求高，且维修困难控制棒和中子探测器等都是从堆芯顶部插入，无需在压力容器底部进行开孔，较少了小失水事故的可能性，同时在失电的情况下，可以依靠控制棒自身重力插入堆芯，实施紧急停堆。其控制棒驱动相对简单且稳定沸水堆比压水堆更易发生小失水事故和“未能应急停堆预计瞬态”，控制棒驱动机构要求高，且维修困难3. 田湾核电站设计特点和安全性保障措施3.1田湾核电站设计特点为保障核电站工作人员和周围居民的健康，田湾核电站在选址、设计、建造、运行和退役过程中均贯彻“安全第一、质量第一”的方针，采用纵深防御的原则，建立从实体设备和防护措施上提供多重相互独立、相互支持的安全防护体系，以确保核电站处于安全、可控状态。（一）抗震设计厂址区域未见明显断裂活动迹象，地震活动水平也较低。厂址区域最大历史地震为郯城8.5级大震，该地震是田湾核电站的控制地震。厂址区域不存在发震构造，没有现代火山活动。近区域不具备发生5.0级以上地震的地震地质背景，对厂址的影响主要来自远域地震。1992年6月江苏省地震局采用地震构造法和概率法确定厂址设计基准地面运动。确定性法和概率论法（年超越概率10-4）确定的基岩水平峰值加速度分别为0.190g 和0.138g，地震构造法0.190g最大。综合评定，将构造法计算所得的最大值0.19g定为厂址设计基准地面运动的值。1992年10月 国家地震局地震烈度评定委员会批复：“同意将连云港核电厂扒山头厂址的地震基本烈度定为七度，设计基准地面运动定为0.19g”。田湾核电站设计基准地震最终偏保守地采用0.2g。（二）防御海啸设计我国除了台湾外，大陆沿海都有广阔的大陆架，远源海啸进入大陆沿海海域后，能量衰减较快，对大陆沿海影响较小。同时，我国滨海核电厂址都建有防浪构筑物，每个核电厂址均考虑了风暴潮、海啸、天文潮高潮位、假潮等洪水起因事件。田湾核电厂厂址周边条件不具备产生破坏性海啸的条件，并且厂址历史也上没有破坏性海啸记录。综合各种最不利因素（厂址最高组合潮位如下：最高天文潮（2.96m）+百年一遇增水（2.18m）5.14m）。田湾核电厂建立了高为7.04米的防坡提，并设置了高9.5米的挡浪墙，能够有效抵御海啸灾害。（三）应急电源设计田湾核电厂每台机组设四台应急柴油发电机组和两台可靠柴油发电机组，均进行了抗震设计，此外还设有两台机组共用的第七台柴油发电机为关键仪表和设备供电。在丧失场外电源情况下，这些柴油发电机组自动启动加载，可保证实现对反应堆装置的长期冷却。（四）消氢措施田湾核电厂安全壳内设有44台非能动消氢装置，可有效地控制安全壳内的氢气含量，防止发生氢气爆炸事件。（五）严重事故应对措施田湾核电厂在设计中考虑了充分的严重事故应对措施，设置了双层安全壳、堆芯捕集器、非能动消氢系统和移动式柴油机等，编制了超设计基准和严重事故管理导则，制定了核安全应急预案。这些系统和规程能够有效的引导操纵人员将反应堆置于安全状态。(1) 供电设计田湾核电站厂用电系统包括厂用电源，6kV交流配电装置，0.4kV交流配电装置，110V/220V直流配电装置。田湾核电站厂用电的电源包括厂外电源和厂内电源。厂外电源包括华东500kV电网和连云港220kV电网。厂内电源包括汽轮发电机、两台机组柴油发电机、四台应急柴油发电机蓄电池组。机组正常功率运行时通过发电机出口经两台高厂变给机组供厂用电，同时将电能输送至华东电网，当500kV外电网故障或者线路停运时，发电机可以只带厂用电运行，即“孤岛运行”模式，当发电机也不可用时，可以经高备变（启动变）由220kV电网供电，如果高备变或者220kV电源也不可用，即田湾核电站失去全部厂外交流电源，这时电源只剩下厂内6台柴油发电机和蓄电池。田湾核电站4台应急柴油发电机组，每一台都能够完成100的设计功能，连续运行功率5700kW，包括其配套的冷却、通风系统，以及厂房均为抗震I类设计，在安全停堆地震（地面峰值水平加速度0.2g）情况下可以保证其功能，向四段应急6kV母线供电，应急母线再向下列负荷供电：高压安注系统、低压安注系统、安全壳喷淋系统、蒸汽发生器应急给水系统、堆芯应急硼注入系统、核岛设备冷却水系统和安全厂用水系统，以及反应堆装置的监测系统等。在应急母线下的蓄电池经逆变器向稳压器脉冲安全阀、蒸汽发生器的脉冲安全阀、大气释放阀和主蒸汽隔离阀的脉冲安全阀，一回路应急排气系统阀门和安全仪控系统等供交流电。2台机组柴油发电机组，为抗震II类设计，在运行基准地震（地面峰值水平加速度0.1g）情况下可以保证其功能，向下列负载供电：容积和硼控系统泵；蒸汽发生器辅助给水系统泵；汽轮机润滑油系统泵；发电机轴油密封系统泵；控制和保护系统；正常仪控系统及一些照明设施。另外，田湾核电站还设置了第7台移动式柴油机，该柴油机为可移动式的，出口电压0.4KV，主要向堆芯捕集器冷却水阀，一回路应急排气阀门等设备供电。(2) 专设安全设施设计田湾核电站设计了相互独立，实体隔离的4个系列安全系统，包括：1）安全壳喷淋系统安全壳喷淋系统设有四个回路，只要有一个回路可用即可实现50的设计功能，在安全壳内压力非预期升高时，通过向安全壳内喷淋浓度16g/kg的硼酸溶液降低安全壳压力。泵组供电等级，交流6kV，功率380kW。2）高压安注系统高压安注系统设有四个回路，只要有一个回路可用即可实现100的设计功能，一回路出现破口时向一回路注入浓度16g/kg的硼酸，淹没堆芯。泵组供电等级，交流6kV，功率630kW。3）低压安注系统低压安注系统设有四个回路，只要有一个回路可用即可实现100的设计功能，一回路出现破口时向一回路注入浓度16g/kg的硼酸，淹没堆芯。泵组供电等级，交流6kV，功率630kW。4）中压安注系统中压安注系统设有四个回路，只要有一个回路可用即可实现50的设计功能，在核反应堆中的冷却剂失水事故时当一回路压力低于5.88Mpa向一回路注入浓度16g/kg的硼酸，淹没堆芯，硼酸体积4*50共200m3，非能动设计，靠安注箱与一回路的压力差顶开止回阀即可。 5）应急注硼系统应急注硼系统设有四个回路，只要有一个回路可用即可实现50的设计功能，在发生未能紧急停堆得预期瞬变时向一回路快速注入浓度40g/kg的硼酸，快速升高一回路硼酸浓度，将反应堆转入次临界，在发生蒸汽发生器传热管破裂事故,时向稳压器注入浓度40g/kg的硼酸溶液，快速降低一回路压力，减小一二回路压差，降低一回路向二回路的泄露。泵组供电等级，交流0.4kV，功率160kW。6）核岛设备冷却水系统核岛设备冷却水系统设有四个回路，只要有一个回路可用即可实现100的设计功能，为所有安全系统的泵组、电机提供冷却水。泵组供电等级，交流6kV，功率250kW。7）核岛设备工艺水系统核岛设备工艺水系统设有四个回路，只要有一个回路可用即可实现100的设计功能，将核岛设备冷却水系统的热量导出至最终热阱海水，在超设计地震并伴随重要厂房火灾时为自动喷淋消防水系统提供海水作消防喷淋用，系统取水来自前池，前池设计蓄水量可以保证4台机组停堆并冷却至冷态。泵组供电等级，交流0.4kV，功率132kW；8）蒸汽发生器应急给水系统蒸汽发生器应急给水系统设有四个回路，只要有一个回路可用即可实现100的设计功能，在蒸汽发生器失去正常给水和应急给水时，为蒸汽发生器提供应急给水，泵组供电等级，交流6kV，功率800kW；9）一回路事故排气系统在发生堆芯熔化的超设计事故时，打开一回路事故排气系统的阀门，将一回路各处聚集的气体排放至泄压箱，与稳压器安全阀一起作用，在压力容器熔穿之前将一回路压力降低至1Mpa以下。(3) 超设计基准事故后的缓解设施1）安全壳田湾核电站反应堆安全壳为双层安全壳，内层安全壳为带有半球形圆顶和混凝土加固底座的圆柱形结构。安全壳内表面使用碳钢板焊接的衬层提供密封。内层安全壳总体积为84000 m3，净容积为69170 m3。安全壳内直径为 44.0 m，圆顶部墙的厚度1.0 m，圆柱部分1.2 m。外层安全壳是带有半球形圆顶的重混凝土结构，厚度为0.6 m。内、外层安全壳之间空间达到1.8m。所有贯穿安全壳的管道均固定在内层安全壳的墙内并与钢衬里焊在一起。所有贯穿安全壳的管道都将装有隔离阀。通过设备闸门、人员闸门和应急闸门进入安全壳内部。内层安全壳的设计压力为0.50 MPa 、设计温度为150摄氏度，24小时内内层安全壳向外层安全壳的空间设计泄漏率小于安全壳内空气质量的0.2 %。2）移动式柴油发电机移动式0.4kV柴油发电机，需要时移动到1#机组控制厂房厂房外部，用电缆连接到第7安全通道400v工作段母线，给第7安全通道400v应急段供电，实现部分重要阀门的供电。3）安全壳燃氢系统在安全壳内适当空间布置了44个非能动氢气复合器。在超设计基准事故中，用于将氢浓度维持在一定水平，以防止大范围（与安全壳主隔间的尺寸可比）内氢气的快速燃烧和爆炸。4）堆芯捕集器堆芯捕集器设置在反应堆压力容器的下部，在发生堆芯损坏的严重事故的情况下，用于接收、冷却堆芯、堆内构件以及压力容器的熔化物，减轻超设计基准事故的后果，防止高温、高化学活性的堆芯熔化物对安全壳造成破坏，维持最后一道安全屏障的完整性。堆芯捕集器属安全4级，抗震1级设备。堆芯捕集器的具体功能表现为： 在反应堆压力容器发生断裂、变形，但堆芯熔化物未流出压力容器之前，支撑压力容器底部； 保护反应堆竖井及堆芯捕集器部件不受堆芯熔化物的热力机械破坏； 接收、存放堆芯、堆内构件以及反应堆金属构件的液态、固态熔化物； 保证堆芯熔化物稳定地向冷却水导出热量，以及熔融物冷却； 将熔融物限制在确定的边界之内； 保证熔融物的次临界度； 保证向水泥竖井供给冷却水，以及导出蒸汽； 减少向安全壳内空间的放射性物质排放； 减少氢气产生量； 保证水泥竖井内的结构部件所受热应力以及静态、动态应力不超过最大值。二、 在地震叠加海啸模式下田湾核电站的响应1、田湾核电站在安全停堆地震下的响应田湾核电站设计基准地震为峰值水平加速度0.1g，安全停堆地震为峰值水平加速度0.2g。一回路、专设安全设施、应急柴油发电机组及相关支持系统等的抗震设计都为一级，即能够承受峰值水平加速度0.2g的地震。反应堆保护设计在峰值水平加速度达到0.1g时会产生自动停堆信号停堆。设计地震后厂用电可能由外电源提供，如果地震导致外电源丧失，将由四台应急柴油发电机带厂用负荷运行，柴油机全部无法启动时属于超设计事故，在下一节中专门分析。地震如果没有导致一二回路故障或者事故发生，按照田