中国核电的运行安全可靠性分析

中国核电的运行安全可靠性分析

三角岛的事故清楚地表明，概率非常低，但结果比预期的设计事故更可怕。因此，我们必须高度重视严重事故的分析和对策研究。包括我国在内的许多国家的核安全监管机构要求使用概率安全评价(PSA)方法对严重事故进行安全分析,并在设计中尽量考虑防范和缓解严重事故的措施。这对第二代反应堆的改进设计产生了指导性影响。第二代反应堆的改进设计中均进行PSA分析,并程度不同地考虑了上述应对措施。现今运行的二代压水堆核电厂的设计寿命为30~40年。有相当一批电厂,特别是美国的早期核电厂正步入其后半生。但这些核电机组通过20年左右在停堆换料或专项整治中持续不断安排的整改,技术上已有很大改进,运行业绩相当好。对核电业主而言,早已折旧完毕的核电厂若能延寿运行,则会带来可观的经济效益。许多美国核电厂向美国核管会提出延寿申请并获得批准。可以预期核电厂延寿会成为一种风气。为此美国核管理委员会已为此制定了管理导则,为了获得延寿批准,业主必须提供充足的证据,来证明机组的系统设备足以再安全可靠地运行20年。综上所述,通过INPO和各电力公司的共同努力,美国投运核电厂的运行安全可靠性有了长足的进步,目前美国核电厂运行性能指标总体良好。按照美国电力研究院(EPRI)的评价,美国“现有核电厂现有设备的安全性和经济性能全面优秀,具有高度的安全性能和破纪录的可靠性”。我国从20世纪70年代开始开发核电。1991年12月15日,自主设计、建设的秦山核电机组首次并网发电,结束了我国大陆无核电的历史。在消化吸收从法国引进的百万千瓦商用核电技术的基础上,中核集团又自主研发了CNP650机型,并建成秦山二期核电机组。中核集团还对引进的M310技术进行改进,自主完成了后续的百万千瓦核电厂设计,并开展了有自主知识产权的CNP1000的研发。目前大陆上有11台核电机组投运,总装机容量达910万千瓦。实际上,包括我国在内的世界各国正在运行的二代核电机组通过20年左右持续不断在停堆换料中安排的整改,可以说都已经进化为二代改进型技术,仅在改进程度上有所差别。核安全从总体上说是可以接受的。20世纪90年代法国、德国和韩国推出的新机型核电机组的安全性和经济性都非常优良。可以肯定,今后一段相当长的时间内,二代机组将会和下文介绍的第三代核电机组共同为人类造福。1.4从nrc到alwr:用户要求文件的初步修订为了提高核电厂的安全性和经济性,同时为了扭转满足美国核管会(NRC)安全要求的被动局面、提高获取安全许可证的稳定性,以促使设计和建造顺利进行、降低投资风险,20世纪80年代中期开始,美国电力研究院(EPRI)在NRC的支持下,经过多年努力,根据轻水堆30多年的运行经验教训,制定并于1990年首次公布了一套使供货商、投资方、业主、核安全管理当局和公众各方面都能接受的电力公司要求文件(URD),起初曾称用户要求文件,作为开发未来的先进轻水堆(ALWR)的明确、完整的技术准则。随后西欧、日本和韩国亦相继制订出各自的电力公司要求文件EUR、JURD和KURD。1.4.1urd非能动型alwr的部分人美国的URD共分三卷。第一卷是先进轻水堆计划的政策声明和高层设计要求,包括简化、设计裕量、人因、安全、技术成熟性、可维修性、可建造性、经济性、质量保证、标准化和管理稳定性等14项政策;以及安全设计要求、性能设计要求、可建造性要求和设计过程要求等。此外还明确提出了经济目标。第二卷和第三卷则分别对功率为120万~135万千瓦改良型ALWR和采用全新设计理念的革新型即非能动型ALWR提出了完整的高层设计要求。URD的主要性能指标引述如下,EUR的技术指标与之广泛一致:设计原则:简单、坚固、不需要原型堆;燃料热工安全裕量:≥15%;堆芯熔化概率:<1.0×10-5/堆·年;大量放射性释放概率:<1.0×10-6/堆·年;失水事故:6英寸以下破口,燃料不损坏;设计寿命:60年;换料周期:18~24个月;机组可利用率:≥87%;工作人员辐射剂量:<100人·雷姆/年;建设周期(从浇注第一罐混凝土至商业运行):对1300MW机组为54个月,对600MW机组为42个月。这些电力公司要求已用于若干先进机型的研发并已取得较好的成果:已有运行业绩的是先进沸水堆ABWR;在建的有ABWR和欧洲动力堆EPR,以及正在我国浙江三门建设的AP1000首台机组。被电力公司看好的机型则还有先进压水堆APWR、简化沸水堆SBWR和增强型简化沸水堆ESBWR等。美国能源部还组建了一个“近期项目实施组”(NTDG),对8种型号核电机组在2010年前能否实施建造提出结论性审评意见,分为能、大概能、有可能和不能4个等级(见表1)。1.4.2rcs冷却剂系统各国在研发同时满足URD/EUR要求和核安全监管机构要求的所谓第三代压水堆时,出现了两种不同的走向:第一种是美国西屋公司研发的以全非能动安全系统、简化设计和布置以及模块化建造为主要特色的AP1000。非能动安全系统采用加压气体、重力流、自然循环流以及对流等自然驱动力,而不使用泵、风机等能动部件;无需运行人员操作和安全级支持系统就能保证安全,使系统大大简化并采用模块化设计。硬件设备均采用成熟技术。因其全新的概念而称为革新型设计。我国三门核电厂1号机组的建设将成为AP1000的首堆工程。第二种是法、德合作开发的欧洲动力堆EPR。它立足于成熟技术的逐渐演进,着重利用能动安全系统,用加大机组容量的规模效应来补偿经济性,世称改良型设计。芬兰正在建造世界上第一座EPR核电厂。AP1000是美国西屋公司开发的一种双环路1117MW的第三代先进型PWR机组,它是1999年12月获得NRC设计许可证的AP600设计(图3)逻辑上的延伸。AP1000的基本设计与AP600相同,特别是非能动安全系统的设计,但提高了功率输出水平,以提高经济性。AP1000具有以下一些设计特点:(1)采用先进、成熟技术改进反应堆冷却剂系统设计AP1000的反应堆冷却剂系统(RCS)由2条传热环路组成,每条环路有1台蒸汽发生器、2台反应堆冷却剂泵、1个单一的热段和2个冷段用于反应堆和蒸汽发生器之间的冷却剂循环。系统还包括1台稳压器、内部连接管道、阀门和用于运行控制和安全保护启动所必需的仪表。图4给出了RCS的布置。其主要特色是:●反应堆采用Model314技术。该反应堆已成功用于比利时Doel和美国SouthTexasProject等核电厂。●采用了先进的可燃毒物与燃料一体化(IFBA)的ROBUST燃料组件。燃料性能的改进包括采用ZIRLO1格架、可拆式上管座和更深的平均卸料燃耗(60000MWd/t)等。堆芯由157个长436.7mm(14英尺)呈17×17矩阵排列的燃料组件构成。堆芯设计在偏离泡核沸腾(DNB)方面至少有15%的裕量。●反应堆冷却剂泵采用全密封泵(屏蔽泵)。作为船用反应堆冷却剂泵,该类型的泵40多年来已有1300台以上的成功应用记录。屏蔽电动泵的使用比常用的轴密封泵简化很多。支持屏蔽电动泵的辅助的流体系统比轴密封泵的辅助流体系统要简单得多。屏蔽电动泵的使用也排除了由于密封冷却丧失造成的密封失水事故(LOCA)的可能性。两台泵都直接安装在每台蒸汽发生器的下封头上,免去了到冷却剂回路管道的转接管;降低了回路的压降;简化了蒸汽发生器、泵和管道的基座和支承系统;在小失水事故期间不可能发生堆芯裸露。●双回路对称设计具有投资省、容易布置、占据空间少、运行可靠性高和便于维修等优点。●压力容器下封头无贯穿孔,因此堆芯上平面以下无大的开孔,大大减少了失水事故和堆芯裸露的概率。此外,设计使压力容器外表面在发生堆熔事故时起到排出堆芯熔融物热量的作用,以阻止熔融物熔穿压力容器(IVR)。堆芯熔化后堆芯碎片仍留存在容器内,这样大大减少了评价因压力容器外严重事故现象而导致安全壳失效和放射性物质泄漏到环境过程的不确定性。●蒸汽发生器采用西屋公司标准的Δ-125蒸汽发生器。运行经验表明该系列蒸汽发生器具有很高的运行可靠性,传热管堵塞率低于1根/台年。●对于同等功率水平的PWR,AP1000稳压器水容量增加50%,改善了其瞬态响应的能力。(2)采用非能动安全系统设计利用加压气体、重力流、自然循环流以及对流等自然驱动力,不使用泵、风机或柴油发电机等能动部件,而且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(HVAC)等安全级支持系统的条件下保持正常运行功能。控制安全系统所要求的操纵员操作的数量和复杂程度都达到了最小,但这是通过尽量取消操纵员的动作而不是将其自动化来实现的。非能动的安全系统主要包括:●非能动堆芯冷却系统。该系统通过使用3个非能动水源(堆芯补水箱、安注箱和安全壳内换料水贮存箱)以及两套100%能力的非能动余热热交换器执行堆芯余热排出、安全注入和卸压功能。这一系统的设计取消了第二代PWR机组中一些系统(如应急给水系统、余热排出系统、安注系统等)上的许多泵,也使一些系统(如化容系统、设备冷却水系统、应急交流电源系统等)获得简化并部分降级为非安全相关系统。非能动余热排出和非能动安全注射设施完全位于安全壳内。●非能动安全壳冷却系统。AP1000采用双层安全壳。钢制内层安全壳提供了将安全壳内的热量排出并释放到大气中去的传热表面。通过空气流的自然循环把安全壳容器上的热量排出。在事故情况下,水的蒸发将作为空气冷却的补充,由重力疏排的水来自位于安全壳屏蔽厂房顶部的水箱。计算表明,AP1000大大降低了在严重事故堆芯损坏情形下的大规模放射性释放的频率。在只采取正常PCS空气冷却的条件下,安全壳的压力能至少在24h内保持远低于预测的失效压力。由于该系统的设计取消了第二代PWR中的安全壳喷淋系统,原来由安全壳喷淋去除安全壳内放射性悬浮物和放射性碘的功能,在AP1000中是依靠沉淀和沉积等自然过程实现的。●主控室应急可滞留系统和安全壳隔离系统也通过非能动安全设计和设施实现其功能。主控室应急可居留性系统为主控室在事故以后提供新鲜空气、冷却和增压。在接收到主控室高辐射信号以后,该系统自动启动运行,隔离正常的控制室通风通道并开始增压。一旦系统开启运行,所有功能都完全是非能动的,它使得主控室保持在一个略为正压的状态下,以尽量减少周围区域内气载污染物的渗入。安全壳隔离系统的一项重大改进是大幅度减少了贯穿件的数量。通常打开的贯穿件的数量减少了60%,而且不要求贯穿件具有支持缓解事故后果的功能。(3)先进的全数字化仪控系统主控室设计中吸纳了多年的人因工程研究成果,改善了可运行性和减少运行差错的可能性。(4)系统大大简化分析表明,与第二代PWR相比,阀门减少了50%,泵减少了35%,管道减少20%,加热通风和冷却设备减少20%,抗震建筑物体积减少45%,电缆减少30%。(5)极低的严重事故发生概率AP1000预计堆芯损坏频率为2.4×10-7/a,远低于1×10-5/a的要求值,并且大量放射性释放频率为1.95×10-8/a,也在规定的1×10-6/a以内。(6)模块化设计由于设计简化以及大量的模块化设计,预计建造周期(从浇灌第一罐混凝土到堆芯燃料装载)只需36个月。M314、AP600、AP1000的主要参数比较见表2。EPR机组的设计热功率为4250MW,电功率为1500~1600MW,设计寿命60年,燃料组件241个,燃料活性段长度4200mm,燃料设计铀燃耗为60000MWD/t,采用双层安全壳(一次安全壳为预应力混凝土,二次安全壳为钢筋混凝土)。EPR遵循了EUR的相关要求,设计既有成熟性,又具有先进性。EPR的设计改进主要体现在如下方面。(1)反应堆冷却剂系统反应堆冷却剂系统主要部件体积大于现在运行的PWR机组。较大的压力容器可以容纳较大的堆芯,以降低功率密度,增加热工安全裕量;同时降低压力容器内壁处快中子注量率,延长压力容器使用寿命,加大稳压器和蒸汽发生器二次侧容积改善电厂对瞬态的响应能力。(2)重要安全系统及其支持系统核电厂重要安全系统及其支持系统(安全注入、应急给水、设备冷却、应急电源)设计有4个冗余系列,并分别安装在4个独立的区域,每个系列与反应堆冷却剂系统的一个环路相连。●应急堆芯冷却系统由4个非能动集水箱和4个高压/低压安注系统构成。安注系统使用安全壳内换料水贮存箱,并从反应堆冷却剂系统冷、热双端注入,避免了回流和热管段长期注入的现象。另外,在低压安注管线上装有热交换器,以使EPR电厂在设计基准事故下不需要使用喷淋系统。●应急给水系统由4个完全分离和独立的系列组成,每个系列由1个应急给水箱、1台应急给水泵和相应的管道、阀门组成,给水分别注入1台蒸汽发生器。各种正常和应急水源的冗余度和多样性保证二次侧排热的可靠性。●电厂设置4套独立电源,供核岛在正常和应急情况下使用。所有的常规岛电源独立安装在常规岛厂房内。4台应急柴油机在设计和制造中采用多重设备,其中的2台可作为另2台的备用,以保证运行可靠性。●依靠余热排出系统的可靠性,辅以稳压器卸压阀的卸压措施,防止高压堆芯熔化。EPR稳压器至少安装3个卸压通道,每个通道由2个安全阀组成,保证其超压保护的可靠性。卸压的同时,排除了安全壳直接加热的危险。●设计时考虑预防堆芯熔融物与混凝土相互作用以减少氢的产生量,并通过氢复合器和氢燃烧器减少氢在安全壳中积聚造成高载荷氢爆的危险。●AREVA认为,鉴于围绕通过从外面淹没反应堆压力容器从而将熔融物滞留在压力容器内(IVR)所涉及的主要物理现象所展开的论证仍然有很大的不确定性,在最大热通量和临界热通量之间只有很小的裕量,它涉及反应堆压力容器失效的危险。如果发生这种情况,将需要考虑严重的燃料-冷却剂相互作用引起早期安全壳破损的可能性。因此,EPR堆芯熔融物滞留原理是基于在反应堆压力容器外部滞留。通过提供干式的堆腔和干式的扩展隔间防止在压力容器破损期间在压力容器外发生燃料—冷却剂相互作用的危险。(6)深化严重事故对策研究核电先进国家在具体设计中开发和应用了不少对策手段,如设计反应堆自动降压系统(ADS)、氢复合与点火系统,以防止安全壳直接加热和早期失效;采用堆腔淹没系统将堆芯熔融物滞留在压力容器内(IVR),或者堆芯熔融物穿透压力容器后的收集冷却(例如堆芯捕集器)等。鉴于安全壳在预防和缓解反应堆严重事故后果方面起着十分重要的作用,现在倾向采用屏障作用更好的双层安全壳。(7)二代机组的延寿AP1000欧洲压水堆(EPR)属于第三代先进型PWR,是法国和德国核能界以现有的大型压水堆N4堆和Konvoi堆为基础加以改进而开发的先进压水堆,代表了法、德PWR技术的最高水平(见图5)。目前该项目属于法马通AREVA公司。EPR●在二次侧排热能力完全丧失的罕见事故中,可通过安注