一种更为安全的第三代核电站概念设计

/一种更为平安的第三代核电站概念设计现有和新建核电设施平安水平标准有待提高《核平安和放射性污染防治“十二五”规划及2020年远景目标》中设定的总体目标为：进一步提高核设施和核技术利用装置平安水平，明显降低辐射环境平安风险，基本形成事故防卫、污染治理、科技创新、应急响应和平安监管实力，保障核平安、环境平安和公众健康，辐射环境质量保持良好。详细目标：在核设施平安水平提高方面，运行核电机组平安性能指标保持在良好状态，避开发生2级事务，确保不发生3级及以上事务和事故；新建核电机组具备较完善的严峻事故预防和缓解措施，每堆年发生严峻堆芯损坏事务的概率低于十万分之一，每堆年发生大量放射性物质释放事务的概率低于百万分之一；消退探讨堆、核燃料循环设施重大平安隐患，确保运行平安。在事故防卫方面，完成运行和在建核电厂、探讨堆、核燃料循环设施的平安改造，提高核设施抵挡外部事务、预防和缓解严峻事故的实力。远景目标：运行和在建核设施平安水平持续提高，“十三五”及以后新建核电机组力争实现从设计上实际消退大量放射性物质释放的可能性。到2020年，核电平安保持国际先进水平，核平安和放射性污染防治水平全面提升，辐射环境质量保持良好。目前已经设计运行的“二代+”压水堆型比较公认的每堆年发生严峻堆芯损坏事务的概率低于五万分之一，每堆年发生大量放射性物质释放事务的概率低于五十万分之一，在数量级上已经比较接近平安标准要求。在国家核平安局有意淡化堆型“代际称谓”的状况下，个别核电投资业主或总包商可能利用一些似是而非的局部设备系统优化概念或“概率数字嬉戏分析”手段宣称“二代+”堆型的平安水平达到了标准要求，这事实上可能为核设施平安埋下隐患，核电平安水平的提高就可能成为一句空话。虽然新建核电机组发生严峻堆芯损坏事务概率分析、发生大量放射性物质释放事务概率分析缺乏统一规范的评价方法，各个核电设计单位提交的概率分析数据结果缺乏具有政府公信力的验证平台验证确认；但是鉴于AP1000/AP1400堆型技术推广宣称能够做到每堆年发生严峻堆芯损坏事务的概率低于五百万分之一，每堆年发生大量放射性物质释放事务的概率低于五千万分之一，大幅度提升核电平安水平的空间的确较大。核平安规划的立足点和动身点就是切实引导和激励核电从业单位走技术创新和平安发展之路。在借鉴AP1000第三代压水堆概念设计思想的同时，避开学问产权陷阱，立足于自主创新和探讨，开发一种更为平安的第三代压水堆核电站是必要的、而且是完全有可能的。建议探讨和新建一种更为平安的、具备较完善严峻事故预防实力和缓解措施的第三代压水堆核电机组，每堆年发生严峻堆芯损坏事务的概率低于千万分之一（或百万分之一），每堆年发生大量放射性物质释放事务的概率低于亿万分之一（或千万分之一）。2，增设非能动余热排出、非能动堆芯冷却和防海啸应急发电设施，改善和提高现有或新建核电设施平安水平；当前，国际国内在役运行核电站均采纳能动平安系统设计，运用应急柴油发电机作为应急电源，驱动水泵使冷却水流淌，确保核反应堆平安系统正常运行。严峻事故下，核电站丢失各种动力电源，应急柴油发电机组可能无法启动，造成应急电源同时丢失，能动平安系统无法工作，反应堆内部热量无法转出会导致堆芯溶化，造成严峻核事故，如日本福岛核事故。第三代压水堆AP1000概念设计最为引人注目的创新在于非能动平安系统方面，即非能动余热排出系统、非能动注射系统和非能动平安壳冷却系统等。我们可以利用设计思想不同的技术路途为新建核电机组或在役机组改造供应一种区分于AP1000但优于AP1000的核电站非能动平安系统的设计方案。这种非能动设计方案利用高位能应急水源自身的重力势能，在核电站紧急事故发生后，流量限制组件（如爆破阀等）启动，应急水源以干脆换热、驱动水力透平、水力发电三种方式参和核电站反应堆平安系统发挥作用，快速牢靠实现非能动堆芯冷却、非能动余热排出和防海啸应急发电等平安功能，带走反应堆内部热量、抑制核事故的扩展。这种非能动设计方案无需外部动力电源，具有非能动特性，可确保反应堆平安水平提高若干个数量级以上；同时，这种非能动设计思想既可以在新建核电机组总体设计方案中实施应用，也可以用于现役核电站平安实施的优化改造和提升。在核电站四周肯定公里范围内地势高于核岛堆芯的山凹之处配套建设小型蓄能水库作为应急水源，蓄能水库库容设计包含两方面的考虑，一个为核岛非能动平安系统冷却用水库容（简称平安库容），一个是应急发电蓄水库容（简称发电库容），一般水库上部绝大部分库容用于防海啸应急发电，底部小部分清洁库容用于核岛各类平安系统冷却用水。从环境爱护和设备防腐角度而言，应急蓄能水库以储蓄淡水为宜。蓄能水库最低水位一般至少高于核电站核岛堆芯60m左右（如受核电站地形地势所限，10~50m低水头也可以接受，但须要匹配较大的库容），相对高的发电水头有利于减小蓄水库容，降低蓄能水库土建投资。以蓄能水库最低水头60m为例，基本库容设计为320万m3，容积大约为800m×400m×10m，其中20万m3为平安库容，其余为发电库容。若蓄能水库最低水头可达100m，基本库容设计为200万m3，容积大约为500m×400m×10m，其中20万m3为平安库容，其余为发电库容。地处内陆的核电站通过自然蓄水或从江河湖泊取水进行换热和冷却；面临沿海的核电站可通过海水淡化系统生产淡水作为应急蓄能水库水源途径之一。蓄能水库泵水后储存的淡水具有了势能，既是核电站应急发电系统和非能动平安系统循环冷却水源，同时也是核电站电力产品之外一个副产品，可将蓄能水库蓄满后的多余淡水通过管线输送至邻近的工业园区或大型耗水工业项目，通过供应工业用水实现部分经济收益以回收投资成本。2．1，增设非能动余热排出系统的技术路途鉴于应急蓄能水库平安库容的设立，假如将20万m3海量平安库容作为新一代压水堆核电站非能动平安系统的水源，且设置两套工作原理不同的非能动余热排出系统（任何一套都能够独立排出反应堆停堆后产生的全部余热），由于水量远大于AP1000的3000吨，余热排出冷却效果和设备系统牢靠性要优于AP1000第三代压水堆。非能动余热排出系统第一条技术路途是喷淋汽化余热排出系统（如图一所示），其工作机理和AP1000较为类似，用钢制管道引蓄能水库平安库容清洁水，喷淋在余热排出热交换器外表面后汽化蒸发带走热量，蒸汽通过烟囱效应自然循环上升，和空气对流后将热量排至热阱。喷淋汽化余热排出系统散热实力可设计为完全独立排出反应堆停堆后堆芯产生的全部余热。非能动余热排出系统其次条技术路途是热水冷水换热余热排出系统（如图二所示），其工作机理是利用蓄能水库平安库容水位势能，清洁水顺钢制管道自然向下流淌形成流速，通过热交换器热水冷水换热带走反应堆停堆后堆芯产生的全部余热。非能动余热排出系统第三条技术路途是水力透平泵余热排出系统（如图三所示），，其工作机理为余热排出泵强制循环将堆芯余热通过热交换器传递至热阱，犹如目前常规堆芯的余热排出系统，其创新之处在于泵的动力源自水力透平而不依靠于外部电力，水力透平将蓄能水库平安库容的势能转化为机械能从而实现余热排出系统的非能动特性。11.反应堆平安系统2.流量限制组件3.输水压力管道4.应急蓄能水源.图一三条技术路途选择其二配套作为核反应堆非能动余热排出系统，均利用蓄能水库平安库容水位势能，不依靠任何其它外动力，完全具备非能动平安特征。余热排出系统通过钢制管道和蓄能水库连接，冷却用水流量和管道直径由余热排出热交换实力计算确定；管道出口端并联安装两路流量调整限制阀门，反应堆正常运行工况下为关闭状态；一路为电动执行阀门，由厂用电和蓄电池供应电能，另一路为爆破阀门，由脉冲信号限制开启。反应堆须要正常停堆的状况下，由厂用电或蓄电池开启电动执行阀门，非能动余热排出系统投入工作状态；反应堆各种事故工况下，核电站全厂可能失去电力，一般优先通过蓄电池组打开电动执行阀门启动余热排出系统；在蓄电池组同时失效这一极为特别的应急状况下，可由脉冲信号限制打开爆破阀门快速启动余热排出系统。图二图二1.平安热交换系统3.输水压力管道2.流量限制组件4.应急蓄能水源.图三2图三2.流量限制组件1.水轮透平泵组3.输水压力管道4.应急蓄能水源.5.应急高位水箱.非能动余热排出系统第三条技术路途水力透平泵余热排出系统中可并联一台同样工作性能和参数的备用泵（如图六所示），备用泵选择常规的电机作为动力源，可考虑厂用电、应急移动电源或其它应急发电驱动，提高非能动余热排出系统的整体牢靠性。2．2，增设非能动堆芯冷却系统的技术路途压力容器外壳底部设置低压冷却水套，在严峻失水事故工况下，压力容器底部如能得到足够的清水冷却和散热，可完全彻底解除压力容器底部熔化概率，反应堆平安水平得到质的提升（如图四所示）。11.压力容器夹套2.流量限制组件3.输水压力管道4.应急蓄能水源.5.应急高位水箱.图四在反应堆压力容器壳体外部设置低承压冷却水套，承压冷却水套基础可由混凝土浇注而成，内壁衬50mm厚度钢板，承压等级低于压力容器或和压力容器相当。承压冷却水套和压力容器外形轮廓相像，和压力容器外壁形成约一米左右的U形冷却水腔（压力容器支承部件可穿过冷却水腔但需密封），承压冷却水套的高度要高于堆芯。压力容器顶盖大法兰下端伸展出环形承压密封钢板，和承压冷却水套U型口上端面形成端面环向静压密封，夹套U形底部处开置冷却水入口，在U形承压冷却水套上部开置冷却水出口。蓄能水库一个更为重要的用途是为压力容器壳体外部承压冷却水套供应水源。在反应堆正常运行工作期间，承压冷却水套内部充溢常压空气，为无水状态，防止过度散热影响核电站发电效率。在反应堆事故工况下，除紧急启动非能动余热排出系统之外，可将蓄能水库平安库容清洁水引入承压冷却水套用来冷却压力容器底部，冷却水工作流量设计为足以独立排出反应堆停堆后堆芯产生的全部余热。因承压冷却水套的设置存在且蓄能水库具有海量库容，压力容器整体温度可控，如冷却水流循环正常且流量足够，压力容器壳体外壁温度不会超过350℃；即便在压力容器内部燃料棒或堆芯熔化的极限超设计基准事故状况下，由于压力容器底部浸没在流淌的水中，也能彻底解除压力容器底部熔化烧毁的可能性；也就是说，承压冷却水套中水流没有汽化蒸发干净，压力容器底部熔化概率就为零，承压冷却水套本质上提升了反应堆的平安为平安保险起见，设不同路径两路冷却水流进入承压冷却水腔。一路将非能动余热排出系统水水换热排出的水流引入承压冷却水腔，另一路干脆引自蓄能水库。管线入口电动执行阀门和爆破阀门的设置机理和非能动余热排出系统完全类似。冷却水腔出水可排入一个预先设置的水池留置，在各项水质指标检测正常的状况下可由水泵打回蓄能水库循环利用。2．3，增设防海啸应急发电系统的技术路途在小型应急蓄能水库设置到位的前提下，核电站可配套建设应急水轮发电机组作为防海啸应急发电系统（如图五所示,图六所示），应急水轮发电机组功率和应急系统需求功率总和相匹配，二代压水堆需求总功率约6300KW左右。对核电站整体而言，设置两套工作原理不同的应急电源系统（如应急柴油机发电系统和应急防海啸水轮机组发电系统）既相互替代、又互为保障，可共同提升和改善核电站应急电力系统的整体牢靠性。设置应急水轮发电机组的好处是：a，核电站全厂失电且应急柴油发电机组完全失效不能优先投入应急发电的状况下，可以通过蓄电池电能打开水轮机电动阀门（或者通过脉冲信号打开水轮机入口爆破阀门），使水轮机组快速实现“黑启动”供应核电站平安系统须要应急电力；b，水轮机过流部件选材合适的话，水轮机组在被海啸沉没的状况下也可以短时实现正常应急发电，过流后的水力部件由于淡水的包围爱护反而能避开海水的腐蚀损坏；c，小型水轮发电机组技术成熟、应用牢靠、维护简便、效率达90%左右，和应急柴油发电系统互为备份，虽然其应急发电有效时间受库容大小和水头制约，但可以为快速抢修失效的应急柴油发电系统赢得必要的时间窗口。4.应急蓄能水源.7.应急动力电缆4.应急蓄能水源.7.应急动力电缆6.应急变电装置.5.水轮发电机组.3.输水压力管道2.流量限制组件1.应急平安系统图五8.应急高位水箱7.应急动力电缆3.8.应急高位水箱7.应急动力电缆3.输水压力管道4.应急蓄能水源.5.水轮发电机组.6.应急变电装置.2.流量限制组件图六1.应急能动泵组应急蓄能水库和应急水轮发电系统的抗震等级和核电站核岛系统相当或略高。其投资规模取决于蓄能水库所处的地形地势（土建投资）、水轮发电机组设备材料及管线长度（设备投资）以及抗震等级要求。应急蓄能水库水头高于30m通常选配立式混流水轮发电机组，10m—30m水头一般选配立式轴流水轮发电机组，10m左右水头原则上可选配卧式贯流发电机组。以小型蓄能水库最低水头60m为例，水库基本库容设计为320万m3，容积大约为800m×400m×10m，其中20万m3为平安库容，其余为发电库容；应急混流发电机组工作流量设计为11m3/s（约40000m3/h，960000m3/d），水库发电库容（基本库容减去平安库容）可持续满功率应急发电72小时。若小型蓄能水库最低水头可达100m，水库基本库容设计为200万m3，容积大约为500m×400m×10m，其中20万m3为平安库容，其余为发电库容；应急混流发电机组工作流量设计为6.6m3/s（约24000m3/h，600000m3/d），水库发电库容亦可持续满功率应急发电72小时。72小时之后，核电站应复原正常运行或平安停堆并解除应急状态；无论核电站能否预期在72小时之内解除应急状态，失效的应急柴油发电机组须在一般状况下，水头越低，库容要求就越大，土建投资规模占比就大幅度上升。依据小型水电站投资水平15000元人民币/KW测算，6300KW应急水轮发电系统土建和机电投资规模约1亿元左右。坐落于一处的多个核电站反应堆机组可考虑共享建设一个中型应急蓄能水库，每个反应堆机组分布式对应设置各自的应急水轮发电机组。如秦山核电站一二三期五个反应堆机组或大亚湾和岭澳六个反应堆机组就可以共享建设2000万~2400万水头为60m的中型应急蓄能水库，分布式对应设置五个或六个应急水轮发电机组，这样既有利于节约土建投资，又能在反应堆独立事故工况下共享足够大的库容。2．4，应急蓄能水库水源实现途径的技术路途如以上三种提高核电站平安水平的技术措施经过评估论证确有实施的可能或必要的前提下，核电厂厂址选择规范就需针对应急蓄能水库所要求的地形地貌和工程地质条件做出特地的规定和指导。利用自然条件，建立在核电站旁边、海拔高于核电站的各种用途蓄能水库可优先考虑作为应急水源；人工建立具有肯定高度和容积的应急水池或容器、水箱，充水后亦可作为应急水源（或仅用于非能动平安系统）；应急水源的水可来至于江河湖泊、自然降雨以及海水淡化系统产生的淡水等，必要时也可以干脆取用海水。面临沿海的核电站可通过海水淡化系统生产淡水作为应急蓄能水库的水源，海水淡化工艺技术路途有以下三种途径可以选择：a．利用核电站二回路汽轮机组做功发电后的40℃乏蒸汽的汽化潜热进行大规模低温多效海水淡化。其工作原理为40℃乏蒸汽在一组铜管（也可以设计为钛管或铝管）内壁流淌放出汽化潜热，在肯定的真空条件下将海水喷淋在铜管外壁汽化，部分汽化物凝聚为产品淡水，大部分浓海水汲取热量后排回大海，持续不断海水淡化的过程对核电站二回路而言，同时也是对乏蒸汽循环冷凝的过程，40℃乏蒸汽经过多效流淌、逐效冷却和释放汽化潜热后最终被冷凝为40℃凝聚水。二回路乏蒸汽低温多效海水淡化需特地设计低参数低温多效海水淡扮装置也是设计一种可以进行海水淡化的特别冷凝器。假设入口海水的基础温度为20℃左右，排出的浓海水温度上升至30℃的状况下，依据必要的温度差大体可以设计三效海水淡化冷凝器；1000MW电功率的核电站其热功率约为3000MW，除有效的发电或抽汽加热外，部分热量通过热传导和辐射散热，乏蒸汽热功率约1800MW左右，相当于2700吨/小时蒸汽量；40℃乏蒸汽汽化潜热通过三效海水淡化冷凝器的造水比约1:1，设计上可产淡水约为2700b．利用汽轮机部分高参数抽汽进行海水淡化二回路汽轮机组排出的乏蒸汽经冷凝后由凝聚水泵循环送至低温加热器，升温后再进入高温加热器，最终回到蒸汽发生器。低温、高温加热器热源来自汽轮机低参数、高参数抽汽，可适当多抽部分蒸汽用于蒸汽透平混合法（RO反渗透膜法+LT-MED低温多效热法）c．利用核电站厂用电干脆进行反渗透膜法海水淡化。蓄能水库任何状况下均需保证蓄满库容以备应急工况所需。地处内陆的核电站，应急蓄能水库亦可干脆从江河湖泊抽水实现蓄能用于换热和冷却；其工作机理和抽水蓄能电站类同，不同之处在于应急水轮机组只作为发电机组工作，泵工况由独立的泵回路取水。建议从非能动堆芯冷却、非能动余热排出、防海啸应急发电角度着力核电平安水平的提升和平安系统的优化改造。3，新建核电机组应用更为平安牢靠高效的湿电机主泵；二代压水堆一回路主泵通常选用立式轴封混流泵，泵配带三级机械密封，电机配带飞轮，泵和电机轴承一般由外置油站强制稀油润滑，泵设备效率约为68%左右。轴封式核主泵的优点是设计和应用成熟牢靠，效率较高，主泵停机后飞轮可通过惰转将反应堆部分余热置换至二回路或余热排出系统。但其缺点是机械密封损坏失效的状况下存在放射性泄漏和污染的可能，且可能发生LOCA事故，如不刚好高压注水或设置停车密封可能导致堆芯失水；须要更换机械密封或机械密封易损件，不能做到免维护，且维护检修要求较高；机械密封依靠困难牢靠的协助管路系统，降低了设备整体牢靠性；轴承强制稀油润滑要求外置油站，储存和供应润滑油，需考虑常备消防平安实施等。三代压水堆AP1000一回路主泵目前选用立式屏蔽泵，屏蔽套替代了机械密封可以做到无泄漏，电机仍配带飞轮，泵和电机轴承由一回路热水介质润滑，泵设备效率为54%左右。屏蔽泵最为突出的优点是屏蔽套彻底阻绝了一回路放射性泄露的可能，且基本能做到免维护，水润滑轴承无需依靠外部油站也不须要常备消防设施，电机飞轮可在主泵停机后将部分余热排至二回路或余热排出系统。屏蔽泵的缺点是在主泵运行期间屏蔽套产生大量涡流热（约5600KW泵总输入功率近900KW电功率都转化成了特别有害的涡流热），泵效率较低，约54%左右，远低于轴封泵；涡流热使屏蔽套和电机转子之间的工作介质温度异样上升，水的粘度大为下降，水润滑轴承运行环境较差，较低粘度使得水润滑轴承的润滑膜难以建立，易发生推力轴承烧毁的故障；源源不断产生的涡流热须要设计和依靠较为苛刻困难的外部冷却系统，降低了设备整体牢靠性，一旦冷却系统失效，就会导致屏蔽泵不能正常运行工作。上述两种核主泵为目前压水堆核电站经典主流泵型，但都存在极为明显的“软肋”和“短板”，对于更为平安的新一代压水堆核电站而言都不够志向。湿定子泵是一种和屏蔽泵设计思想较为类似却更为先进的泵型，湿