-
中国新一代核电站研究开发的总体思路与设计方案
摘要：本文提出了关于我国新一代
核电站研究开发的总体思路的设想，包括总体目标、阶段目标、技术
路线和主要设计原则
，重点提出了建议的中国百万千瓦级非能动型先进压水堆核电站的设计方案。
关键词：新一代核电站；研究开发；总体思路、
AC1000
、方案设计；中国
目前，世界核电技术发展的主要目标是研究开发先进堆核电站
。简言之，满足《先进轻水堆用户要求文
件》
（
URD
）要求的先进沸水堆（
ABWR
）和压水堆（
APWR
）称为先进堆，即所谓国际上<
/p>
“
第三代
”
核电
站。
与所谓国际上
“
第二代
”
核电站
（一般指国外
2
0
世纪七、
八十年代设计建造，
至今在
运行的大部分商用核电站，
如大亚湾核电站
的参考电站格拉夫林核电站）相比，先进堆核电站的安全性更高、经济性更好，在
电力市场上更具竞争力。为贯彻落实党和国家关于
“
要
适度发展核电
”
的方针，现在就应抓紧时间研究开发自
己的先进堆核电站即中国的新一代核电站。
一、
新一代核电站研究开发的总体思路
1.
总体目标：研究开发拥有自主知识产权、安全性和经济性达到
U
RD
主要指标要求、具有本世纪初
国际先进水平的先进堆核电站
。
2.
进程：可分为三个阶段。详见表
1<
/p>
。
3.
技术路线：堆型为压水堆、机
组容量为百万千瓦级，采用非能动安全技术和模块化建造技术，即研
究开发百万千瓦级非
能动型先进压水堆核电站（暂简写为
AC1000
）
。
4.
主要设计原则：
（
a
）保证安全、可靠，同时追求经济性；
（
b
）能充分利用
“<
/p>
八五
”
和
“
九五
”
AC600
（中国
600MWe
级非能动型先进压水堆）研究开发和
“
先进压水堆核电站关键技术研究
”
已取得的研究成果，
充分利用国内已有的核电技术和经验。
（
c
）采用成熟技术；
（<
/p>
d
）以我为主进行研究开发；
（
e
）与国际接轨，
适当开展国际技术合作，采用
国外成熟的先进堆技术。
二、
AC1000
设计方案
< br>
1.
AC1000
的主要设计目标和总体
技术参数
1
）
AC1000
的主要设计目标：
2
）
AC1000
的总体技术参数：
2.
堆芯设计
1
）
核燃料
组件：
采用具有国际先进水平的高性能燃料组件
（
FA
）
，
与
Performance+XL
型
FA
相类似。
其活性段长度为
4267mm
（
14
英尺）
、平均批卸料燃
耗达到
55000MWd/tU
。
2
）堆芯
：堆芯采用
157
个
FA
。可燃毒物可选用含钆或含硼毒物。采用优化的低泄漏燃料管理技术，即
In
-Out
装载方式。具有日负荷跟踪能力。
堆芯中子测量系统从反应堆压力交
器（
RPV
）上封头插入。
3.
反应堆总体结构
AC1000
的反应堆总体结构。
1
）
RPV
：内径
Φ
3
989mm
、总高度（不包括上封头的接管）约为
12640m
m
。接管法兰段设置反应堆
冷却剂的
2
个出口接管和
4
个进口接管。
堆芯段筒体无环焊缝，
下封头无贯穿件。
在筒体
上设置
2
个安注接管。
2
）堆内
构件（
RVI
）
：采用铁
—
水反射层组件，代替堆芯围板
—
< br>成型板和热屏蔽结构。结构上适应于采
用加长型
FA
和堆芯中子注量测量系统从上部插入等。
3
）
CRD
M
：
采用国内已研究开发的长寿命
CR
DM
，
包括采用
350
℃
高温线圈而取消
CRDM
的
通风系统，
采用双齿钩爪设计，采用新型的数字式位置探测器。
4
）堆顶
结构：采用堆顶一体化结构设计。
4.
反应堆冷却剂系统
采用
2<
/p>
条反应堆冷却剂系统（
RCS
）环路，布
置见附图
2
。每条环路包括一台蒸汽发生器（
< br>SG
）
、两台反
应堆冷却剂泵（
主泵）
、一根主管道热段和两个冷段。主泵与
SG
一次侧出口接管直接相连接，取消主管道
过渡段。设置一台稳压器（
PZR
）
。其波动管与一条
RCS
环路的主管道相连接。
PZR
顶部设置安全阀。
1
）
SG
：
采用立式安装、
U
形管式自然循环式
SG
。
总传热面积约
1170
0m2
（可参考
Δ
125
型
SG
设计）
。
2
）主泵：采用屏蔽式电机泵，与
SG
一次侧出口接管直
接相接，悬挂在
SG
之下方。
3
）
PZR
：采用立式圆筒形电加热式稳压器，总容积约
59.5m3
。
4
）主管道：采用离心浇涛法制造的
奥氏体不锈钢主管道。
5.
专设安全系统
为保证在事故工况下核电站的安全
，专门设置以下专设安全系统，用以在其它系统正常运行但不足以补
偿流失的反应堆冷却
剂时及时向堆芯补水，在需紧急停堆的情况下排出堆芯余热，在事故情况下对安全壳进
行
冷却和降压，事故后将堆芯余热排至环境、防止放射性物质向环境释放。
1
）
应急堆芯冷却系统：
该系统由非能动高压安注
（堆芯补水箱）
、
非能动中压安注
（
氮气加压的安注箱）
和能动的低压安注（低压安注泵）三个子系统组成。
2
）自动卸压系统：该系统用于在发生失水事故（
LOCA
）
时堆芯补水箱完成向堆芯补水后，降低反应
堆的压力（通过排放反应堆冷却剂）
，使中压和低压安注子系统能及时投入，防止发生高压熔堆事故。该系
统
包括不同压力等级的卸压阀组。
3
）
SG
二次
侧非能动余热排出系统：该系统在发生全厂断电、
SG
正常给水
丧失等假想事故或事故紧急
停堆的情况下，非能动地导出堆芯余热。
4
）非能动安全壳冷却系统：该系统用于发生
LOCA
事故或主蒸
汽管道破裂事故后降低安全壳内的压力
和温度，保证安全壳的结构完整性。
5
< br>）
可燃气体控制系统：
该系统用于监控
< br>LOCA
和严重事故工况下安全壳内的氢气浓度，
防止发
生氢爆，
是一种严重事故的应对措施。该系统包括氢气的浓度监测子系统、复合子系统和
点火子系统。
< br>6
）主控制室应急可居流系统：该系统用于在丧失电厂交流电源、核岛非放射性通
风系统不能使用，或
主控室内出现高放射性信号时，向主控室提供应急通风和增压，以维
持主控室环境的可居留性。该系统为非
能动系统。
7
）安全壳隔离系统：与
“
第二代
”
核电站相比，该系统有明显的改进，主要是要减少安
全壳贯穿件的数
量。
6.
主要核辅助系统
与
“
第二代
”
核电站相比，将按
URD
的要求对一些主要核辅系统进行改进。例如，化学与容积控制系统
的上充泵
单独设置，
不再具有安全级的安注功能。
正常余热排出系统为安
全相关系统，
采用
n+1
的冗余设置。
增设启动给水系统，
在主给水系统无法运行的低流量条件下
（如启动工况、
热备用工况）
向
SG
二次侧供水。
7.
仪表和控制系统
AC1000
的仪控系统采用先进的
全数字化仪控系统。
8.
汽轮发电机
C1000
采用半速（
1500r/min
）透平汽轮发电机组。
9.
总体布置
AC1000
采取单堆布置。
10.
严重事故对策
与
“
第二代
”
核电站相比，
AC1000
将具有对严重事故的预防与缓解能力，以满足我国核安全局的有关新
的安
全要求。严重事故对策主要包括事故的预防（采用一切可利用的措施防止堆芯熔化）和缓解与控制（若
堆芯已开始熔化，则采用各种手段尽量减少放射性物质向大气环境释放）两大方面。
上述设计方案中的一些较具体的技术问题有待进一步论证。
-
-
-
-
-
-
-
-
-
上一篇：页岩气的英文
下一篇：英语外研版七年级上册汉译英