1、核电技术,核电机组的比较,一、AP1000核电机组,简介AP1000是一种先进的“非能动型压水堆核电技术”。用铀制成的核燃料在 “反应堆”的设备内发生裂变而产生大量热能，再用处于高压下的水把热能带出，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。采用这一原理的核电技术就是压水堆核电技术。,AP1000核电机组,主要特点1、AP1000最大的特点就是设计简练，易于操作，而且充分利用了诸多“非能动的安全体系”，比如重力理论、自然循环、聚合反应等，比传统的压水堆安全体系要简单有效得多。 2、进一步提高了核电站的安全性，同时也能显著降低核电机
2、组建设以及长期运营的成本。 3、AP1000在建设过程中，可利用模块化技术，多头并进实施建设，极大地缩短了核电机组建设工期。AP1000从开工建设到加载原料开始发电，最快只需要36个月，建设成本方面的节约优势明显。,1、AP1000主要的设计特点包括：,主回路系统和设备设计采用成熟电站设计6AP1000堆芯采用西屋的加长型堆芯设计，这种堆芯设计已在比利时的Doel 4号机组、Tihange3号机组等得到应用；燃料组件采用可靠性高的Performance+；采用增大的蒸汽发生器（D125型），和正在运行的西屋大型蒸汽发生器相似；稳压器容积有所增大；主泵采用成熟的屏蔽式电动泵；主管道简化设计，减少
3、焊缝和支撑；压力容器与西屋标准的三环路压力容器相似，取消了堆芯区的环焊缝，堆芯测量仪表布置在上封头，可在线测量。,1、AP1000主要的设计特点包括：,简化的非能动设计提高安全性和经济性AP1000主要安全系统，如余热排出系统、安注系统、安全壳冷却系统等，均采用非能动设计，系统简单，不依赖交流电源，无需能动设备即可长期保持核电站安全，非能动式冷却显著提高安全壳的可靠性。安全裕度大。针对严重事故的设计可将损坏的堆芯保持在压力容器内，避免放射性释放。在AP1000设计中，运用PRA分析找出设计中的薄弱环节并加以改进，提高安全水平。AP1000考虑内部事件的堆芯熔化概率和放射性释放概率分别为5.11
4、0-7/堆年和5.910-8/堆年，远小于第二代的110-5/堆年和110- 6/堆年的水平。简化非能动设计大幅度减少了安全系统的设备和部件，与正在运行的电站设备相比，阀门、泵、安全级管道、电缆、抗震厂房容积分别减少了约50%，35%，80%，70%和45%。同时采用标准化设计，便于采购、运行、维护，提高经济性。西屋公司以AP600的经济分析为基础，对AP1000作的经济分析表明，AP1000的发电成本小于3.6美分/kWh，具备和天然气发电竞争的能力。AP1000隔夜价低于1200美元/千瓦（包括业主费用和厂址费用）。,1、AP1000主要的设计特点包括：,严重事故预防与缓解措施AP1000
5、设计中考虑了以下几类严重事故：堆芯和混凝土相互反应；高压熔堆；氢气燃烧和爆炸；蒸汽爆炸；安全壳超压；安全壳旁路。为防止堆芯熔融物熔穿压力容器和混凝土底板发生反应，AP1000采用了将堆芯熔融物保持在压力容器内设计（IVR）。在发生堆芯熔化事故后，将水注入到压力容器外璧和其保温层之间，可靠地冷却掉到压力容器下封头的堆芯熔融物。在AP600设计时已进行过IVR的试验和分析，并通过核管会的审查。对于AP1000，这些试验和分析结果仍然适用，但需作一些附加试验。由于采用了IVR技术，可以保证压力容器不被熔穿，从而避免了堆芯熔融物和混凝土底板发生反应。针对高压熔堆事故，AP1000主回路设置了4列可控的
6、自动卸压系统（ADS），其中3列卸压管线通向安全壳内换料水储存箱，1列卸压管线通向安全壳大气。通过冗余多样的卸压措施，能可靠地降低一回路压力，从而避免发生高压熔堆事故。,1、AP1000主要的设计特点包括：,针对氢气燃烧和爆炸的危险，AP1000在设计中使氢气从反应堆冷却剂系统逸出的通道远离安全壳壁，避免氢气火焰对安全壳璧的威胁。同时在环安全壳内部布置冗余、多样的氢点火器和非能动自动催化氢复合器，消除氢气，降低氢气燃烧和爆炸对安全壳的危险。对于蒸汽爆炸事故，由于AP1000设置冗余多样的自动卸压系统，避免了高压蒸汽爆炸发生。而在低压工况下，由于IVR技术的应用，堆芯熔融物没有和水直接接触，避免
7、了低压蒸汽爆炸发生。对于由于丧失安全壳热量排出引起的安全壳超压事故，AP1000非能动安全壳冷却系统的两路取水管线的排水阀在失去电源和控制时处于故障安全位置，同时设置一路管线从消防水源取水，确保冷却的可靠性。事故后长期阶段仅靠空气冷却就足以带出安全壳内的热量，有效防止安全壳超压。由于采用了IVR技术，不会发生堆芯熔融物和混凝土底板的反应，避免了产生非凝结气体引起的安全壳超压事故。针对安全壳旁路事故，AP1000通过改进安全壳隔离系统设计、减少安全壳外LOCA发生等措施来减少事故的发生。,1、AP1000主要的设计特点包括：,仪控系统和主控室设计AP1000仪控系统采用成熟的数字化技术设计，通过
8、多样化的安全级、非安全级仪控系统和信息提供、操作避免发生共模失效。主控室采用布置紧凑的计算机工作站控制技术，人机接口设计充分考虑了运行电站的经验反馈。,1、AP1000主要的设计特点包括：,建造中大量采用模块化建造技术AP1000在建造中大量采用模块化建造技术。模块建造是电站详细设计的一部分，整个电站共分4种模块类型，其中结构模块122个，管道模块154个，机械设备模块55个，电气设备模块11个。模块化建造技术使建造活动处于容易控制的环境中，在制作车间即可进行检查，经验反馈和吸取教训更加容易，保证建造质量。平行进行的各个模块建造大量减少了现场的人员和施工活动。通过与前期工程平行开展的按模块进行
9、混凝土施工、设备安装的建造方法，AP1000的建设周期大大缩短至60个月，其中从第一罐混凝土到装料只需36个月。,二、EP1000核电机组,1994年，欧洲用户集团会同西屋公司及其工业合作伙伴GENESI（一个意大利企业集团，包括ANSALDO和FIAT），启动了一项名为 EPP（欧洲非能动型核电站）的计划，以评估西屋公司非能动核电站技术在欧洲的应用前景。已完成以下主要工作：（1）评估了欧洲用户要求（EUR）对西屋核岛设计的影响；（2）确定了满足EUR的1000MWe级非能动核电站的基准设计（EP1000），并期望在欧洲获得设计许可。对于安全系统和安全壳，基准电站设计基本上采用了西屋公司简化压
10、水堆（SPWR）的设计，而在EP1000基准设计中的辅助系统设计部分，则是根据AP600进行设计的。但是，EP1000同样具有满足EUR和欧洲取证许可要求的特点,1、EP1000主要的设计特点包括：,主要特点与核岛施工相关的设计特点如下：保持压水堆技术的延续性，并在N4和Konvoi基础上的改进型设计；独立机组；一次侧采用四个环路;四个独立的机械和电气安全系统，在实体的布置上，采用实体隔离理念；反应堆厂房、四个安全厂房和核燃料厂房设计在同一筏基上（如图1所示）；反应堆厂房、2号和3号安全厂房、核燃料厂房采用掩体设计技术；反应堆厂房安全壳采用双层带有金属衬里设计；燃料棒采用17X17正方形排列，
11、241个核燃料组件和89根控制棒的堆芯设计；主蒸汽阀和给水阀站采用两两分离设计；应急柴油发电机、重要厂房用水采用实体隔离设计；采用墙体处理技术，取消了现场预制储罐；吸收和应用了先进的模块化施工理念;设计过程中应用了3D技术，并将3D模型应用到现场施工管理；文件系统采用KKS编码；仪控系统采用DCS设计；设计寿命60年。核岛厂房布置特点核岛组成:核岛厂房由反应堆厂房、四个安全厂房、核辅助厂房、核燃料厂房、废物厂房、两个柴油机厂房和进出厂房组成，如图1所示。,1、EP1000主要的设计特点包括：,安全性高EPR通过主要安全系统4列布置，分别位于安全厂房4个隔开的区域，简化系统设计，扩大主回路设备储
12、水能力，改进人机接口，系统地考虑停堆工况，来提高纵深防御的设计安全水平。EPR满足法德两国核安全当局提出的“加强防范可能损坏堆芯的事件，缓解堆芯熔化的放射性影响”两方面的要求，具有更高的安全性。,1、EP1000主要的设计特点包括：,安全壳具有非常高的密封性EPR的密封水平是国际上唯一的，反应堆厂房非常牢固，混凝土底座厚达6米，安全壳为双层，内壳为预应力混凝土结构，外壳钢筋混凝土结构，厚度都是1.3米。2.6米厚的安全壳可抵御坠机等外部侵袭。即使发生概率极低的熔堆事故，压力壳被熔穿，熔化的堆芯逸出压力壳，熔融物仍封隔在专门的区域内冷却。这一专门区域的内壁使用了耐特高温保护材料，能够保证混凝底板
13、的密封性能。EPR的熔堆事故影响严格限制在反应堆安全壳内，核电站周边的居民、土壤和含水层都受到保护。,1、EP1000主要的设计特点包括：,降低运行和检修人员的辐照剂量EPR运行和检修人员的辐射防护工作将进一步加强：集体剂量目标确定为0.4人希弗特/堆年，与目前经济合作与发展组织国家核电站的平均剂量（1人希弗特/堆年）相比，将降低一倍以上。目前法国核电站检修人员的人希弗特集体剂量水平约合人均剂量5毫希弗特/年（5mSv）。换言之，法国核电站工作人员的平均剂量等同于法国天然放射性当量。EPR考虑内部事件的堆芯熔化概率6.310-7/堆年，在电站寿期内可用率平均达到90%，正常停堆换料和检修时间1
14、6天，运行维护成本比现在运行的电站低10%，经济性高。建造EPR的投资费用低于1300欧元/千瓦，发电成本低于3欧分/kWh。,1、EP1000主要的设计特点包括：,经济性高EPR的发电成本很低，比N4系列反应堆低10%8。主要优化措施是：（1）EPR的功率（约1600兆瓦）比近期建设的反应堆功率（约1450兆瓦）更高。（2）建设周期更短：从建造至商业运行计划用57个月。（3）能量效益提高到36%，这是轻水反应堆最好的指标。（4）EPR技术寿期将达到60年。（5）提高燃料的利用率。在发电量相同的条件下，EPR将减少使用15%的铀，废物产量因此降低。同样，也降低了核燃料循环（从铀浓缩到后处理等各
15、个环节）的费用。（6）EPR降低了运行费：由于提高了人机接口的质量和主控室的功效，操作简化，通过运行支持系统，提升自动化水平；设备布局更合理，便于进入工作区，简化了检修，缩短了工期；可进行不停运的标准化保养维修；停堆换料期减至16天；反应堆寿期内可利用率可达到91%，法国在役反应堆的平均使用率为82%。（7）EPR的发电成本将降至30欧元/MWh9，比主要竞争对手-天然气低20%。发电成本包括各种外部费用：研发费、乏燃料后处理费、废物处置费、设施退役费。与之相比，化石能源发电成本不含外部费用。,1、EP1000主要的设计特点包括：,仪控系统和主控室设计EPR的仪控系统和主控室采用成熟的设计，充
16、分吸取已运行电站数字化仪控系统、人机接口等经验反馈，吸取先进技术设备的优点。仪控采用4列布置，分别位于安全厂房的不同区域，避免发生共模失效。主控室与N4机组的高度计算机化控制室相同，专门设有用于维护和诊断工作的人机接口。虽然核电被认为是是代替火电厂、减少温室气体以及减少废气污染的最有效手段。但目前全世界很多国家都有团体和专家反对建核电站，主要是对核电安全问题的担忧。实际上笔者认为成本问题才是核电发展会遇到的最大困难。,三、CPR1000核电机组,CPR1000是中广核集团(中国广东核电集团有限公司)在引进、消化、吸收国外先进技术的基础上，结合20多年来的渐进式改进和自主创新形成的“二代加”百万
17、千瓦级压水堆核电技术。这一技术方案具有四个方面显著特点：一是技术先进性，总体性能达到了国际同类型在役核电站的先进水平；二是成熟性，有国际上约1000个堆年的安全运行经验，满足新安全法规、导则的要求；三是良好的经济性，具备实现自主化、国产化基础，通过推进自主化、国产化，可大幅降低造价，达到与脱硫火电上网电价竞争的目标；四是具有在“十一五”期间开工的可行性，按照该方案建设小批量核电站，有利于在较短时间内提高我国核电的竞争力，形成标准化、系列化、规模化发展格局。 由于CPR1000技术方案具备的特点，这一方案得到了国家有关部委和业内专家的普遍认同。以“四个自主”为目标，渐进创新的CPR1000正在成
18、为加快核电发展的一种现实可行的方案。,1、CPR1000主要特性,CPR1000是目前国内自主化水平、安全可靠性、成熟性、经济性等各方面综合比较最佳的核电技术方案， 是我国可以在“十一五”和“十二五”期间实现产业化的百万千瓦级“二代加”改进核电技术方案，可以为第三代核电技术成功示范后的批量建设打下坚实的技术基础，促进装备产业结构升级，加速实现新一代核电站的四个自主化。,1、CPR1000主要特性,主要技术、经济指标,CPR1000,2、CPR1000核岛主体结构,CPR1000核岛主体结构由反应堆和三条并联的闭合环路组成，这些环路以反应堆压力容器为中心作辐射状布置，每条环路都由一台主冷却剂泵（
19、简称主泵）、一台蒸汽发生器和相应的管道和仪表组成。另外，其中一条环路热管段上连接有一个稳压器，用于主回路系统的压力调节和压力保护。每个环路中，位于反应堆压力容器出口和蒸汽发生器入口之间的管道称为热段，主泵和压力容器入口间的管道称为冷段，蒸汽发生器与主泵之间的管道称为过渡段。图二主体结构组成图,图二：主体结构组成图,反应堆压力容器由容器本体及中子通量管贯穿件、顶盖及控制棒驱动机构接管座、密封环和顶盖螺栓等组成。见图三压力容器结构示意图、燃料组件。,反应堆压力容器,图三：压力容器结构示意图,四、 EPR与AP1000的比较,最基本的区别点： AP1000是革新型压水堆，采用非能动安全系统 EPR是
20、改进型压水堆，在原设计基础上进行了改进 AP1000通过去除能动部件，依赖自然力-重力、自然循环、蒸发冷却等方式，达到很高的安全性 EPR通过增加能动部件数和系列数，而增加安全性,EPR与AP1000的比较,由于AP1000与EPR部件数的差别，AP1000容易更加经济地建设和维护 由于AP1000采用模块化建造方式，缩短了工期，降低了造价。,EPR与AP1000的比较,1、EPR与AP1000的安全性比较,由于AP1000和EPR的安全系统采用了两种完全不同的设计理念AP1000 和EPR的安全性有较大的差别。 AP1000在发生事故后的堆芯损坏频率为5.089410-7/堆年比EPR的1.
21、1810-6 /堆年小2.3倍，大量放射性释放概率为5.9410-8/堆年也比EPR的9.610-8/堆年小1.6倍（而且AP1000采用的设备可靠性数据均比较保守）； 核电站发生事故后，AP1000操作员可不干预时间高达 72小时，而EPR为半小时； AP1000 在发生堆芯熔化事故时，能有效地防止反应堆压力容器（第二道屏障）熔穿，将堆芯放射性熔融物保持在反应堆压力容器内，使放射性向环境释放的概率降到最低；而EPR不防止反应堆压力容器熔穿，堆芯放射性熔融物暂时滞留在堆腔内，然后采取措施延缓熔融物和安全壳（第三道屏障）底板的混凝土相互作用，防止安全壳底板熔穿。 AP1000的人因失误占堆熔频率
22、的7.74%，共因失效占堆熔频率的57%，而EPR分别为29%和94%，AP1000 明显优于EPR。,2、EPR与AP1000成熟技术的比较,美国、法国、俄罗斯等国都是在吸取20年前的切尔诺贝利严重事故的惨痛教训后，认识到预防和缓解严重事故的极端重要性，花大力气进行研究开发预防和缓解严重事故的对策和措施，经过了十多年的努力，才达到了工程应用的程度。为此，国际原子能机构颁发了新的安全法规（第二版）对预防和缓解严重事故提出了严格要求，我国国家核安全局也颁布了新的安全法规，对预防和缓解严重事故提出了新的要求。 第二代核电技术在安全上不满足国际原子能机构安全法规（第二版）对预防和缓解严重事故的要求，
23、也不符合我国新颁布的安全法规对预防和缓解严重事故的要求，当然也不满足URD和EUR的要求，但第三代核电技术能满足这些要求的。这是第二代核电核电站与第三代核电站在技术上的主要差异。 第二代核电核电站与第三代核电站技术上存在差异还体现在：先进的燃料管理技术、先进的反应堆设计技术、先进的人因工程、先进的数字化仪表控制系统和控制室、宽裕的操作员可不干预时间以及、模块化设计和建造技术等方面。,2、EPR与AP1000成熟技术的比较,AP1000的最大特点是安全系统采用了非能动技术，西屋公司为此做过大量试验、计算和验证工作，这些试验结果已全部被美国核管会接受，非能动安全系统已达到成熟性的要求。反应堆和反应
24、堆冷却剂系统设计采用与第二代核电站相似的成熟技术。AP1000的冷却剂屏蔽电机泵的功率比过去屏蔽电机泵产品都大，属于首次设计的大型泵，但它们的功率已相当接近。 EMD屏蔽电机泵制造厂EMD公司有丰富的制造经验，生产过大量（约1500台）不同功率、不同尺寸的屏蔽泵用于军工、早期的核电站和其他工业部门，取得了很好的使用业绩,设计和制造技术是成熟、可信的。可以说，目前AP1000屏蔽电机泵主要问题是加快首台泵制造进度和进行工程性验证。,2、EPR与AP1000成熟技术的比较,EPR 最大特点是加大反应堆的热功率以及增加安全系统的冗余度和多样性。设计理念是成熟的；EPR加大了反应堆的热功率和尺寸，主要
25、设备（反应堆压力容器、堆内构件、蒸汽发生器和主冷却剂泵等）都加大了容量和尺寸。但目前一些主要核设备（反应堆压力容器和堆内构件、蒸汽发生器、主冷却剂泵等）的试验还未完成，都有待在试验台架上和现场进行工程性试验和验证。 两者的成熟性比较是不相上下的。,3、EPR与AP1000经济性的比较,AP1000 安全系统采用非能动的理念，安全系统配置简化、安全支持系统减少、安全级设备和抗震厂房减少、IE级应急柴油机系统和很多能动设备被取消，以及大宗材料需求明显降低。AP1000的安全系统及其设备数量得到大量的减少，例如AP1000的安全级泵和阀门分别为6台（包括4台主泵）和599台，EPR则为 88台和7000台。再加上模块化设计和建造新技术的采用，由此派生出了设计简化、系统设置简化、工艺布置简化、施工量减少、工期缩短以及运行方便、维修简单等一系列效应。从长远观点来看， AP1000不仅使安全性能得到显著提高，而且费用和长期的运行费用也得到明显降低，在经济上也具有较强的竞争力。这种优势在批量建造若干台（譬如8至 10台）后AP1000核电机组将会越来越明显。 EPR是通过增加安全系统冗余度和系统配置来提高安全性；但由于单机容量大，厂址利用率高，提高了它的经济性。,
