先进的核电安全技术（共5篇）

第一篇：先进的核电安全技术

先进的核电安全技术

1.各段核电厂安全性能比较

1.1第一代核电厂安全特点

第一代核电厂始建于20世纪50年代初,属于原型堆核电站技术,其主要目的是通过实验示范形式来验证核电实践上的可行性.鉴于原子弹爆炸所产生的巨大破坏力,人们担心核电厂也存在类似的威胁,对核能产生装置在运行过程中产生的各种放射性核素的辐射问题十分关注.因此,第一代核电技术的首要目标是解决安全问题,这也贯穿了核电技术发展的始终.但由于第一代核电站厂开发是受当时技术限制,设计比较粗糙,结构松散,设计没有系统、规范、科学的安全标准和准则问题作为指导，因为存在许多安全隐患，已不能满足核电发展的需求，现在核电厂基本已经退役。

1.2第二代核电站电厂安全的特点

二代核电站从70年代至今，有多种堆型而且运行业绩良好，还在增效延寿并批量建设，目前仍有23台机组在建。2005年，全球第二代核电站（堆）共有443台套，积累了超过1.2万多堆年的安全运行经验。核电装机占发电总装机的16%，核电占总发电量的20%左右。

从堆型上看，压水堆占核电的56%，沸水堆占21%，重水堆占7%，其他堆型占16%。近年来的第二代机组增效延寿研究表明，美国第二代机组核电可利用率可以从70%左右提高到90%，寿命由40年延长至60年，相当于新建25台百万千瓦机组。预计未来30年压水堆仍将是核电发展的主力堆型。

第二代核电技术被广泛应用于上世纪七十年代至今仍在运行的大部分商业核电站，它们大部分已实现标准化、系列化和批量建设，主要种类有压水堆（PWR）、沸水堆（BWR）、重水堆（CANDU）和苏联设计的压水堆（VVER）和石墨水冷堆（RBMK）等。

第二代核电站技术证明了发展核电在经济上是可行的。但是前苏联切尔诺贝利核电站和美国三哩岛核电站严重事故的发生，引起了公众对核电安全性的质疑，同时也让人们意识到第二代核电技术的不完善性，许多国家的核电发展也都因此一度停滞。

第二代核电站是目前世界正在运行的439座核电站（2007年9月统计数）主力机组，总装机容量为3.72亿千瓦。还共有34台在建核电机组，总装机容量为0.278亿千瓦。在三里岛核电站和切尔诺贝利核电站发生事故之后，各国对正在运行的核电站进行了不同程度的改进，在安全性和经济性都有了不同程度的提高。

1.3第三代核电站厂安全特点

第三代核电站的安全性和经济性都将明显优于第二代核电站。由于安全是核电发展的前提，世界各国除了对正在运行的第二代机组进行延寿与补充性建一些二代加的机组外，接下来新一批的核电建设重点是采用更安全、更经济的先进第三代核电机组。我国国家引进的美国非能动AP1000核电站以及广东核电集团公司引进的法国EPR核电站都属于第三代核电站世界各国在回顾三十余年第二代核电站的建造和运行经验，尤其总结了美国三哩岛核电站和切尔诺贝利核电站事故的经验教训之后，为使今后建造的核电站在安全性、经济性、安全审评稳定性以及保护核电业主投资等方面有大的改进。

第三代核电站先是美国电力公司发起建立先进轻水堆（ALWR）设计的技术基础，为设计美国下一代先进轻水堆(ALWR)，推行一项先进轻水堆ALWR计划，编制了一份美国核电用户要求文件(URD)，继而欧洲10家核电公司也编写了欧洲核电用户要求(EUR)文件。

URD和EUR规范了第三代核电站的设计技术基础，其要点如下：

1）ALWR计划的目标：为未来的ALWR提供一整套设计的综合要求、稳定的审批基准、支持ALWR电厂的发展。

2）ALWR 的14条政策：简单化、设计裕量、人因、安全、设计基准与安全裕量、管理稳定性、标准化、成熟技术、可维护性、可建造性、质量保证、经济性、预防人为破坏、睦邻友好。3）ALWR高层安全设计要求，其要点如下：

抗事故能力：所有工况下都具有负的功率反应性系数、采用最好的材料及水质、改进的人机界面系统、采用成熟的诊断监测技术、须留给操纵员足够的时间（30分钟或更长时间)来防止设备的损坏及防止导致较长停堆的电厂工况等。防止堆芯损坏：防止堆芯损坏的专设安全系统应满足执照设计基准要求及安全裕量基准、堆芯损坏频率小于1×10-5/堆年等。

缓解事故能力：坚固而大容积的安全壳和相应的专设安全系统；采用现实源项分析；控制可燃氢气的浓度；在累积发生频率大于10-6/堆年的严重事故条件下，在厂址边界处(离开反应堆大约0.5英里)，公众个人的全身剂量小于25雷姆等要求。

4）第三代压水堆核电站有两种类型：改进型电厂（如EPR）和非能动型电厂(如 AP1000)。URD对两种类型的核电厂又分别提出了专用要求，其要点如下： 改进型核电厂：更简化的专设安全系统；至少有两条隔离的和独立的交流电源与电网相连；至少三十分钟时间内，不考虑操纵员的干预；在丧失全部给水，至少在2小时内不应有燃料损坏；在丧失厂内外交流电源的8小时内，燃料没有损坏等。

非能动型核电厂：不要求安全相关的交流电源；至少72小时内，不需要操作员干预；严重事故条件下，安全壳有足够的设计裕量；不需要厂外应急计划型号等。

AP1000 AP1000 是由美国西屋公司开发的先进的非能动的压水堆（Advanced Passive PWR）。

2002年3月，美国核管会已经完成AP1000设计的预认证审查（Pre-certification Review），AP600有关的试验和分析程序可以用于AP1000设计。2004年12月获得了美国核管会授予的最终设计批准。

AP1000 为单堆布置两环路机组，电功率1250MWe，设计寿命60年，主要安全系统采用非能动设计，布置在安全壳内，安全壳为双层结构，外层为预应力混凝土，内层为钢板结构。AP1000的历史

西屋公司在已开发的非能动先进压水堆AP600的基础上开发了AP1000。

根据美国核管理委员会(United States Nuclear Regulatory Commission 简称NRC)官方网站信息，2002年3月28日，西屋公司向核管会提交了了AP1000的最终设计批准以及标准设计认证的申请。2004年9月13日获得了NRC授予的最终设计批准（Final Design Approval）。核管会于2005年12月14日投票通过了AP1000标准核电站的最终设计认证条例（Final design certification rule)，并于2006年1月23日获得签署。直至2010年12月1日，西屋向NRC提交了AP1000设计控制文案（Design control document）的第18次修改。根据《科学美国人》（Scientific American）的报道，核管会估计会在2011年9月会完成对AP1000的整体设计认证。按照西屋公司的预期，2016年美国会开始建造AP1000型核电站，这将会是美国自上世纪70年代以来首次恢复核电站的建设。2 AP1000的设计规范

AP1000为单堆布置两环路机组，电功率1250MWe，设计寿命60年，主要安全系统采用非能动设计，布置在安全壳内，安全壳为双层结构，外层为预应力混凝土，内层为钢板结构。AP1000主要的设计特点包括：

（1）主回路系统和设备设计采用成熟电站设计

AP1000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、Tihange 3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。

（2）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5.1×10-7/堆年和5.9×10-8/堆年，远小于第二代的1×10-5/堆年和1×10-6/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）。

（3）严重事故预防与缓解措施

AP1000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。

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。

（4）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。

（5）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。美国西屋电气公司在中国核电招标中成功竞标，将向中国进行技术转让，建设4台核电机组。西屋公司总裁兼首席执行官史睿智先生接受新华社记者采访时表示，西屋的AP1000核电技术是目前唯一一项通过美国核管理委员会最终设计批准的“第三代＋”核电技术，“这是目前全球核电市场中最安全、最先进的商业核电技术”。

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。这样既进一步提高了核电站的安全性，同时也能显著降低核电机组建设以及长期运营的成本。

西屋公司提供的技术材料称，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。西屋预计，中国的4台核电机组将于2013年建成发电。

中国在美国、法国、俄罗斯等投标方中认真比较后选择西屋的核电技术。在美国本土，计划中将要建设的18台核电机组中，已经有至少12个确定选择AP1000技术为设计基础。他说：“西屋非常高兴这次中国也选择了AP1000。现在能够进军中国核电市场对于西屋意义重大，我们致力于和中国核电市场发展长期、互利的合作关系。”

西屋公司是全球压水反应堆核电技术的龙头，早在1957年就开发出了全球首个压水反应堆。目前全球超过40%的运营核电机组都是由西屋建造或经西屋批准利用其设计基础建造的。

AP1000是西屋在AP600技术的基础上延展开发的。AP600以“非能动性”为特点的设计最早始于1991年，西屋当初试图将核电站技术从经济效益和安全水平两方面都提升到一个新高度，保持自己在核电领域的技术领先优势。AP600在1998年获得美国核管会的“最终设计批准”，但随着世界电力市场的不断变化，核电新的目标电价降至每度3美分，AP600已无法满足这个要求。为此西屋启动了AP1000的开发工作，目标是更便宜、更安全、更高效的核反应堆技术，以提升其在核电市场的竞争力。

由于AP1000脱胎于AP600，因此研发进程大大加快，通过设计改进达到增容目的，显著提高发电功率，同时又保持了原有系统的安全性和简洁性。从AP600到AP1000，经过了15年的开发和完善。史睿智特意提到，在多年的开发工作中，不少中国工程技术人员也参与其中。

AP1000作为当今核电市场最具竞争力的技术，应用到中国核电机组建设中，“对于中美双方是真正的双赢合作”。中国将依托先进核电技术，更好地满足日益增加的能源需求。而与中国合作，一方面为美国创造大量就业岗位，同时也为美国的产品、技术和服务出口提供了良机。

西屋电气的 AP1000 有以下特点：

1、世界市场现有的最安全、最先进、经过验证的核电站(保守概率风险评估(PRA):堆芯损毁概率为可忽略不计的 2.5x10-7)；

2、唯一得到美国核管会最后设计批准（FDA）的新三代+核电站；

3、基于标准的西屋压水反应堆(PWR)技术，该技术已实现了超过 2,500 反应堆年次的成功的运营 ； 4、1100 MWe设计，对于提供基本发电负荷容量很理想；

5、模块化设计，有利于标准化并提高建造质量；

6、更经济的运营(更少的混凝土和钢铁，更少零部件和系统，意味着更少的安装、检测和维护)；

7、更简便的运营(配备行业最先进的仪表和控制系统)；

8、符合美国用户要求文件（URD）对新一代商用反应堆的要求。3 中国第3代核电站开工

1、核电站核岛筏基大体积混凝土一次性整体浇注技术

2009年3月31日14时06分，世界上首台AP1000核电机组三门核电站一号机组核岛第一罐混凝土浇注顺利完成，4月20日混凝土养护取得成功。这是世界核电站工程建设中首次成功采用核岛筏基大体积混凝土一次性整体浇注的先进技术，中国成为首个成功掌握此项技术的国家。核电站核岛筏基是核反应堆厂房的基础部分，其大体积混凝土一次性整体浇注，可以实现核电站核岛基础的一次整体成形，具有无接口、防渗好等技术优点，特别适合安全性能要求较高的核电施工。但由于浇注后的养护是难点，一直是施工的一大技术难题。该项技术的成功实施，可以有效缩短工期，将为未来第三代核电的批量化建设带来巨大的经济价值。

2、核岛钢制安全壳底封头成套制造技术

2009年12月21日15时28分，三门核电站一号机组核岛钢制安全壳底封头成功实现整体吊装就位，这一底封头的钢材制造、弧形钢板压制、现场拼装焊接、焊接材料生产、整体运输吊装等都是由中国企业自主承担完成的。AP1000首次采用在核电站反应堆压力容器外增加钢制安全壳的新技术。钢制安全壳是AP1000核电站反应堆厂房的内层屏蔽结构，是非能动安全系统中的重要设备之一。AP1000钢制安全壳底封头钢板的典型特征是大尺寸、多曲率、高精度，采用整体模压一次成型技术，尚属世界性难题。中方企业攻克了一系列世界性的技术难题和工艺难关，提升了我国核电装备制造和相关材料研制的水平。

3、模块化设计与制造技术

2009年6月29日，三门核电站一号机组核岛最大的结构模块CA20模块成功吊装就位，开启了中国核电站工程模块化建造的新时代。CA20模块的工厂化预制和现场拼装、组焊、整体吊装的顺利完成，标志着AP1000技术的模块化设计和施工的先进理念已经从理论变成了现实。CA20模块是AP1000的最大一个结构模块，长20.5米，宽14.2米，高20.7米，近7层楼高，由18个房间构成，包括32个墙体子模块和40个楼板子模块，结构总重达749吨，加上吊具等起吊总重量达到968吨，相当于700多辆小汽车的重量。使用模块化建造方法，可以实现核电站核岛工程建设中的土建和安装的交叉施工，能大大缩短核电站的工程建设周期。通过模块的工厂化预制，可有效提高工程建造的质量。

4、主管道制造关键技术

2010年1月11日，中国AP1000自主化依托项目国产化主管道采购合同在北京签订。国核工程公司与中国第二重型机械集团公司(德阳)重型装备股份公司签订了主管道采购合同。核电站主管道是连接反应堆压力容器和蒸汽发生器的大厚壁承压管道，是核蒸汽供应系统输出堆芯热能的“大动脉”，是压水堆核电站的核一级关键设备之一。AP1000机组采用了超低碳控氮不锈钢整体锻造技术，材质要求高、加工制造难度大，堪称目前世界核电主管道制造难度之最。AP1000主管道是中国AP1000自主化依托项目中唯一没有引进国外技术的核岛关键设备。中国二重集团等国内多家企业通过为时两年的科研攻关，自主突破了AP1000主管道制造的技术难关，制造的主管道1：1模拟件综合技术指标已完全符合美国西屋公司的设计技术标准，达到世界一流水平，大幅降低了主管道的采购成本。

5、关键设备大型锻件制造技术

2009年12月22日，中国一重承担的三门核电站2号机组蒸汽发生器管板锻件研制取得成功，在先前实现AP1000核岛反应堆压力容器锻件完全国产化的基础上，再次实现了蒸汽发生器锻件的完全国产化，一举攻克了制约我国核电发展的重大技术难关，大幅提升了中国核电装备制造的整体水平和技术能力，打破了国外企业在高端大型铸锻件市场的垄断。以前中国的大型铸锻件企业因制造能力和技术上的差距，使国内高端大型铸锻件市场和技术被国外巨头垄断，尤其是在核电大型铸锻件上，国外更是实行技术封锁。除大型锻件外，目前反应堆压力容器、蒸汽发生器、主泵、主管道、钢制安全壳等核岛关键设备国产化工作均取得实质性进展，确保了中国后续三代核电批量化、规模化发展。EPR1000

第二篇：核电各技术对比

核电各种技术简单分析

—中广核准员工论坛

一、自主品牌：CNP1000——中国百万千瓦级核电站

CNP1000型核电站使中国百万千瓦级核电站的设计寿期从目前的40年延长到60年，核燃料换料周期从目前的12个月延长到18个月，机组可利用率将从目前的75%左右提高到87%，上网电价可控制在5美分/千瓦时以下，CNP1000的比投资将下降到1300美元/千瓦以下

CNP1000无论是性能上、经济上、安全上都达到了国际上第二代改进的水平。

NP1000主要性能指标为：电站设计寿命60年，堆芯热工裕量大于15%，堆芯熔化概率小于1X10-5/堆年，大量放射性物质释放概率小于1X10-6/堆年，机组可利用率大于87%，换料周期为18个月，比投资小于1500美元/千瓦。如批量生产，比投资可达到1300美元/千瓦以下。NP1000主要有10项设计改进：

一、改进堆芯设计，降低功率密度，提高堆芯安全裕度；

二、改进电站布置设计，采用单堆布置和满足实体分隔、防火要求的核岛布置方案；

三、改进安全系统设计，提高系统可靠性；

四、改进安全壳系统设计，加大安全壳容积；

五、采用先进的分布式数字化仪表控制系统，提高电厂的可用性和安全性，提高自动化控制水平和可操作性；

六、考虑了严重事故下的氢气控制措施；

七、设置安全壳内换料水箱，取消安注和喷淋再循环切换，提高系统可靠性；

八、设置堆腔淹没系统，防止在严重事故下堆芯熔融物熔穿压力容器；

九、采用LBB技术，取消或减少防甩装置；

十、汽轮机组采用半速机，提高电厂效率。

CNP1000设计的主要特点

①燃料组件177盒，降低线功率密度，采用AFA3G燃料组件提高安全裕量。增大功率，提高经济性。

②18个月换料，低泄漏，提高经济性。

③大直径反应堆压力容器（内径为4340mm），增加水装量，降低容器壁面中子注量，提高安全性，并满足60年寿期要求。④稳压器容积为51m3，稳压能力增强。

⑤采用预防和缓解严重事故的有效措施，降低堆芯损坏和放射性大量释放的概率。

⑥采用LBB技术，简化系统并有利于维护保养。

⑦高压安注泵同上充泵分开，低压安注泵同余热泵共用，并形成两个系列。⑧辅助给水系统设置两台汽动泵和两台电动泵,形成两个系列。⑨采用半速汽轮机/发电机机组。⑩数字化I&C系统。

二、引进创新：CPR －1000 中国改进型压水堆核电站 CPR1000作为“二代加”技术，在大亚湾核电站及岭澳核电站一期的基础上，通过持续科技进步，不断创新和改进，逐渐趋近第三代。在探索的过程中提出许多新技术：

•事故处理规程由事故定向转为状态定向；

•首炉堆芯即采用18个月换料方案

•压力容器设计寿命达到60年

•采用堆坑注水技术

•主回路应用破前漏（LBB）设计理念

•采用可视化进度控制

•利用三维辅助设计进行设计校核 CPR1000——主要技术、经济指标

环路数

总体性能指标

DNBR裕量＞15% 组可用率≥87%

压力容器设计寿命60年 一回路压力15.5 MP 一回路温度T入/T出292.4℃/329.8℃ 均线功率密度186 W/cm 机组额定功率1080 MWe

燃料组件157组全M5的AFA3G组件 活性区高度3.66 m 换料周期18 月

堆容器内径/高度3.99 m/12.99 m 电厂热循环效率36% 仪控系统DCS 电厂布置双堆

安全壳单层 + 钢内衬

安全壳自由体积49000 m3 严重事故对策采取相应措施 汽轮发电机组半速机 建设工期≤58 月

三、AP1000技术。其区别于二代加压水堆核电机组的主要特点就是“非能动”的安全系统

AP1000技术是美国西屋公司开发的第三代百万千瓦级先进压水堆核电机组，其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、Tihange 3号机组等得到应用；燃料组件采用可靠性高的Performance+；主回路设计类似于美国燃烧工程公司（CE）设计的System 80。采用增大的蒸汽发生器（125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。

AP1000 单台机组NSSS的热功率为3415MWe，电功率为1115MWe，热效率约为33%，机组可利用率为93%，堆芯熔化频率为：2.41×10-7／堆年，严重事故下大量放射性物资向环境释放概率为：1.95×10-8／堆年；机组采用单堆布置，反应堆厂房采用双层安全壳，内层为钢安全壳，外层为混凝土结构（其屋顶设置非能动安全壳冷却系统储水箱）；施工安装过程采用模块化的建造模式，有利于缩短建造工期。

AP1000区别于二代加压水堆核电机组的主要特点就是“非能动”的安全系统。“非能动”设计概念就是利用固有的热工水力特性，简化安全系统的设计，使核电站保证安全的措施不再依赖泵、风机等能动设备的运行，从而大幅度地减少了安全级的阀、泵、电缆及抗震厂房；取消了1E级应急柴油发电机系统；减少了大部分安全级能动设备；降低了大宗材料用量；系统简化使设计简化、工艺布置简化、施工量减少、运行及维修量也相应减少。设计中采用的非能动的严重事故预防和缓解措施使安全性能得到提高，同时也提高了机组和经济性。

一、非能动堆芯冷却系统

AP1000非能动堆芯冷却系统包括非能动余热去除系统和安全注入系统。与传统压水堆应急堆芯冷却系统相比，AP1000非能动堆芯冷却系统除了具有安全注射和应急硼化的功能外，还具有堆芯应急衰变热导出和安全壳 pH 值控制的功能，替代了传统压水堆辅助（应急）给水系统和安全壳喷淋系统的部分功能。在反应堆冷却剂系统中，引入一个非能动热交换器。当冷却剂泵失效时，水流 自然循环到该热交换器，后者将热量载带到安全壳内的换料水箱（IRWST）。传热过程无需动力。当 IRWST达到饱和时，向安全壳大气蒸发，非能动安全壳冷却系统动作，冷凝水沿壳壁流回环料水池，可以实现长时间的堆芯冷却。安全注入系统由两台堆芯补给水箱（CMT）、两台安全注射箱和IRWST 组成，连接于反应堆冷却剂环路并充满硼水，注射依靠重力和气体储能的释放。当正常上充水系统失效时，可应付小泄漏及由失水事故引起的大泄漏，CMT、安全 注射水箱和IRWST 为堆芯提供冷却。依靠 IRWST 提供冷却水注入保持LOCA后期冷却和余热去除，和安全壳冷却系统一起建立再循环，使堆芯保持淹没。

二、非能动安全壳冷却系统

AP1000非能动安全壳冷却系统与传统压水堆的安全壳喷淋系统的主要功能相同，其作用是发生LOCA事故或主蒸汽管破裂事故发生在安全壳内时，排出安全壳内的热量。非能动安全壳冷却系统以钢安全壳作为传热界面，将空气从外层屏蔽壳入口引入，通过外部环廊到达底部，在空气折流板底部转向180度，进入内部环廊，再沿安全壳内壁向上流动。由于内部环廊空气被加热和水蒸气存在，造成内外环廊空

气密度差，形成空气的自然循环，空气最终从屏蔽壳顶部烟囱排出。在安全壳顶部设有可供72小时的冷却水贮存箱，水依靠重力向下流，在钢安全壳弧顶和壳壁外侧形成一层水膜。当安全壳内压力或温度过高时，系统自动开启。由形成的水膜和空气自然循环导出安全壳内的热量，降低安全壳的压力，保证安全壳不受损坏。

三、非能动安全壳裂变产物去除系统

AP1000在设计上没有安全相关的安全壳喷淋系统用于去除安全壳中的裂 变产物。安全壳大气中活性物质的去除完全靠自然的过程（如沉淀、扩散、热迁移等）。事故后如安全壳内放射性活度升高，由防火系统提供的非能动安全壳喷淋系统在安全壳外充氮罐的压力作用下进行喷淋，以限制裂变产物的释放。绝大多数非气态活性物质最终沉积在安全壳地坑冷却水中。非能动主控室可居留系统失去交流电源时，主控室非能动应急可居留系统向主控室通风和充气，维持工作人员可以继续居留的环境至少72小时，并兼作主控室、仪间和直流设备室的非能动热阱

四、非能动主控室可居留系统

失去交流电源时，主控室非能动应急可居留系统向主控室通风和充气，维持工作人员可以继续居留的环境至少72小时，并兼作主控室、仪表间和直流设备室的非能动热阱。

四、三代技术：EPR

EPR是法马通和西门子联合开发的反应堆，提高核电的经济竞争力，EPR的发电成本将比N4系列低10%。EPR的主要特征

1、EPR是目前国际上最新型反应堆（法国N4和德国近期建设的Konvoi 反应堆）的基础上开发的，吸取了核电站运行三十多年的经验。

2、EPR是渐进型、而不是革命型的产品，保持了技术的连续性，没有技术断代问题。EPR采纳了法国原子能委员会和德国核能研发机构的技术创新成果。

3、EPR是新一代反应堆，具有更高的经济和技术性能：降低发电成本，充分利用核燃料（UO2或MOX），减少长寿废物的产量，运行更加灵活，检修更加便利，大量降低运行和检修人员的放射性剂量。

4、EPR属压水堆技术。法国在运行的核电站都是压水堆。目前，全球共有440台在运行的核电机组，其中209台是压水堆。压水堆是上国际上使用最广泛的堆型。

5、EPR可使用各类压水堆燃料：低富集铀燃料（5%）、循环复用的燃料（源于后处理的再富集铀，或源于后处理的钚铀氧化物燃料MOX）。EPR堆芯可全部使用MOX燃料装料。这样，一方面可实现稳定乃至减少钚存量的目标，同时也可降低废物的产量；

6、EPR的电功率约为1600兆瓦。具有大规模电网的地区适于建设这种大容量机组。另外，人口密度大、场址少的地区也适于采用大容量机组。未来20年，半数以上的新核电站将建在这类地区。

7、EPR的技术寿期为60年，目前在运行的反应堆的技术寿期为40年。由于设备方面的改进，EPR运行40年无需更换重型设备 EPR为单堆布置四环路机组，电功率1525MWe，设计寿命60年，双层安全壳设计，外层采用加强型的混凝土壳抵御外部灾害，内层为预应力混凝土。作为新一代技术，EPR相比较与前几代：

一、经济性能更高 EPR的发电成本将更低，比N4系列反应堆低10%。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，减少了人工干预；

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/MWh，比主要竞争对手—天然气低20%。

二、更高的安全性

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.加强防范损坏堆芯的事件

通过设计简单化、功能多样化和冗余系统确保安全功能。自动化水平更加先进；EPR配置四个同样的安全系统，具有非正常状态下冷却堆芯的功能。每个系统都能完全独立发挥其安全功效。这四个系统分别设在四个厂房，实行严格的分区实体保护。因内部事件（水灾、火灾等）或外部事件（地震）造成某一系统失灵时，另一系统代替有故障系统行使安全职能，实现反应堆安全停堆。这些结构性的安全系统将把在役压水堆极低的堆芯破损概率再降低一个10次方。

2.安全壳具有非常高的密封性

如果万一发生堆芯损坏事件，将对居民和环境采取防御性保护措施，使他们不受影响。

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。

3.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。

三、EPR更加环保

核电的优势是不排放二氧化碳、二氧化硫、二氧化氮、粉尘及其他温室效应气体，EPR在可持续发展方面取得了重要的进展：

EPR的堆芯设计有利于提高燃料的利用率，减少铀的使用量，降低钚和长寿命废物的产量；有利于控制和降低钚的储量；由于EPR的技术寿期将达到60年，在生产同等电力的情况下，EPR退役后的最终废物数量将减少；利用核能有利于储备本世纪中叶将逐渐枯竭的化石燃料

五、压水堆原理

利用核能生产电能的电厂称为核电厂。由于核反应堆的类型不同，核电厂的系统和设备也不同。压水堆核电厂主要由压水反应堆、反应堆冷却剂系统（简称一回路）、蒸汽和动力转换系统（又称二回路）、循环水系统、发电机和输配电系统及其辅助系统组成，其流程原理如图2.1所示。通常将一回路及核岛辅助系统、专设安全设施和厂房称为核岛。二回路及其辅助系统和厂房与常规火电厂系统和设备相似，称为常规岛。电厂的其他部分，统称配套设施。实质上，从生产的角度讲，核岛利用核能生产蒸汽，常规岛用蒸汽生产电能。

反应堆冷却剂系统将堆芯核裂变放出的热能带出反应堆并传递给二回路系统以产生蒸汽。通常把反应堆、反应堆冷却剂系统及其辅助系统合称为核供汽系统。堆冷却剂系统一般有二至四条并联在反应堆压力容器上的封闭环路。每一条环路由一台蒸汽发生器、一台或两台反应堆冷却剂泵及相应的管通组成。一回路内的高温高压含硼水，由反应堆冷却剂泵输送，流经反应堆堆芯，吸收了堆芯核裂变放出的热能，再流进蒸汽发生器，通过蒸汽发生器传热管壁，将热能传给二回路蒸汽发生器给水，然后再被反应堆冷却剂泵送入反应堆。如此循环往复，构成封闭回路。整个一回路系统设有一台稳压器，一回路系统的压力靠稳压器调节，保持稳定。

一回路辅助系统主要用来保证反应堆和一回路系统的正常运行。压水堆核电厂一回路辅助系统按其功能划分，有保证正常运行的系统和废物处理系统,部分系统同时作为专设安全设施系统的支持系统。专设安全设施为一些重大的事故提供必要的应急冷却措施，并防止放射性物质的扩散。

二回路系统由汽轮机发电机组、冷凝器、凝结水泵、给水加热器、除氧器、给水泵、蒸汽发生器、汽水分离再热器等设备组成。蒸汽发生器的给水在蒸汽发生器吸收热量变成高压蒸汽，然后驱动汽轮发电机组发电，作功后的乏汽在冷凝器内冷凝成水，凝结水由凝结水泵输送，经低压加热器进入除氧器，除氧水由给水泵送入高压加热器加热后重新返回蒸汽发生器，如此形成热力循环。为了保证二回路系统的正常运行，二回路系统也设有一系列辅助系统。

循环水系统主要用来为冷凝器提供冷却水。

发电机和输配电系统的主要设备有发电机、励磁机、主变压器、厂用变压器、启动变压器、高压开关站和柴油发电机组等组成。其主要作用是将核电厂发出的电能向电网输送,同时保证核电厂内部设备的可靠供电。发电机的出线电压一般为22kV左右，经变压器升至外网电压。为保证核电厂安全运行，核电厂至少与两条不同方向的独立电源相连接，以避免因雷击、地震、飓风或洪水等自然灾害可能造成的全厂断电。

每台发电机组的引出母线上，均接有两台厂用变压器。为厂用电设备提供高压电源。高压厂用电系统一般为6kV左右。该高压厂用电系统直接向核电厂大功率动力设备供电。对于小功率设备,经变压器降压后供给380/220V低压电源。通常高压厂用电系统分为工作母线和安全母线两部分，高压厂用电系统的工作母线，可以由外电网或发电机供电，高压厂用电的安全母线，除外网和发电机外，还可由柴油发电机供电。

在电厂正常功率运行时，发电机发出的电能大部分经主变压器升压至外网电压输送给用户。同时，整个厂用设备的配电系统由发电机的引出母线经厂用变压器降压后供电。当发电机停机时，则由外部电网经启动变压器供电。当外网和发电机组都不能供电时，则由柴油发电机组向安全母线供电，以保证核电厂设备的安全。

六、浓缩铀反应堆

如果使用含有3％铀一235的浓缩铀，就有可能使用普通的“轻”水作为冷却剂，水中的氢作慢化剂。

氢可吸收中子，故不适用于含o．7％铀一235的天然铀燃料，但可用于浓缩铀。在这类反应堆中，水始终保持高压状态，使其不能沸腾。水把热从反应堆芯通过蒸汽发生器传递给二回路系统，该系统中保持较低的压力，水被转化为蒸汽，从而驱动汽轮发电机组。这种设计的反应堆被称为压水反应堆，简称压水堆(PWR)。

其它堆型也有采用低浓缩铀的。慢化剂则使用普通水、重水、石墨或有机液体，使中子减速。冷却剂可以是沸水、重水、氦、二氧化碳气或有机液体浓缩铀反应堆原理图：如果铀燃料被浓缩，水可被用来作慢化剂和冷却剂。图中显示的压水堆中，一回路水传递的热使完全隔离的二回路中的水沸腾

七、沸水反应堆

象压水堆一样，沸水堆的燃料也是浓缩度仅为2％的氧化铀，它在高温高压下被烧结成圆柱形芯块，装入锆合金管中．这些燃料棒被组装成比在压水堆中较为松散的组件。燃料棒基本方形排列包括6*

6、7*7或8*8，而压水堆燃料组件为15X15或17X17。铀的浓缩度也不相同，棒中浓缩铀的数量与诙棒在阵列中所处的位置有关。这种排列能纠正沸水堆中由毗邻组件之间水空间引起的畸变。某些棒不含铀，而仅有水。十字形碳化硼控制棒在四个相邻燃料组件之间从堆芯底部插入。其抽插依靠液压系统或电磁螺旋驱动系统。遇有紧急情况，氮气覆盖层之下充满水的蓄压箱驱动液压缸，把控制棒弹入堆芯。

这种反应堆最显著的特征是，允许冷却剂水在堆芯内沸腾．离开堆芯的蒸汽必须经过去湿，这个过程在反应堆容器上部进行。象在压水堆蒸汽发生器中一样，蒸汽要经过汽水分离器(在旋流叶片中，作用于蒸汽流的离心力迫使水滴甩在外壁上)和人字型干燥器，然后被传输到汽轮机，再驱动发电机产生电力。蒸汽在给水厂房冷凝后，形成凝结水，经过再加热后返回反应堆容器。为确保稳定运行，反应堆容器上接有若干条再循环环路，每条环路设一台泵，该泵从反应堆容器出口接管吸水并排水至人口接管。泵的流量变化可以改变平均水温和蒸汽泡形成的水平。用这种方法能够控制中子的慢化条件(密度低的蒸汽替代水或相反)，从而控制反应堆的功率水平。在法国压水堆设计弓1人新的控制系统和先进灵敏的部件之前，这种调节功率水平的能力使得沸水堆胜过它的竞争者。

因此，初看起来，这种反应堆似乎比压水堆简单；它们省去了蒸汽发生器，并在低得多的压力下运行(70—80巴，而不是150巴)。但是，它们也有自身的不足：反应堆容器更高，更粗；由于设置了再循环回路，在连接压力容器的蒸汽管道上必须设置安全阀，使得设计更为复杂；此外，堆芯内的沸腾水必须连续净化，以防止杂质沉积在燃料包壳上，在经过堆芯时必须将可能被活化的杂质用过滤器滤掉。尽管采取这些措施，燃料元件破损造成放射性产物被夹带于蒸汽中的可能性依然存在。这就要求汽轮机设计必须具有严格的密封性能，电厂的常规部分必须划为易监控区，具有适用于电厂操作人员的保健条例。

关于电厂安全，象压水堆设计一样，针对假设的冷却剂丧失和蒸汽管道破裂事故，采取了预防措施，这就是为什么要把反应堆(压力容器和再循环泵)包容在能够承受各种压力的钢制密封安全壳系统之中。蒸汽管道安全阀也置于安全壳之内。

安全壳系统的设计能使逸出反应堆的蒸汽喷到反应堆容器旁的充水腔室并得到冷凝。简图说明了这些设计特点的发展。象压水堆一样，也设有几条管道，把安全壳外的冷水注入反应堆容器以冷却燃料。同时，通过喷淋包容反应堆容器的腔室而冷却安全壳自身。

在最终的分析中，沸水堆的发电成本与压水堆相当。

第三篇：核电安全及三代核电

核电安全与三代核电

郑 岩

核电是人类利用能源重要组成部分，在石化能源探明储量有限、环保要求严格的今天，显得核电发展尤为需要。

核电是五大能源的载体，在可控状态的核电工艺，是原子能、热能、动能、机械能、电能同时转换，输出洁净能源广泛利用，为人类造福。

核电是潜在的危险源，一旦出现较大事故，其危害严重和惨烈、沉痛而深远、广泛又无法逆转。核电的安全要万倍警觉、千倍防范、百倍布控，力求核事故伤害和财产损失在有限范围内。

核电是科技进步的标志，从1938年德国发现核裂变，到1939年法国居里和意大利费米证实裂变链式反应，至1942年费米实现裂变反应可控。核能首先被战事军用，延至1950年方转为和平利用，出现核能发电技术。历经一代、二代核电的实践和改进，安全风险在逐步缩小，设施完备在不断增多；人类在核电灾难后，认识更清醒，设计更合理，审批更慎重。现在，启动第三代核电，研发第四代核电，是全球利用核能向安全王国大步跨越。

一、核电安全是全球顶级事项

核电事故的偶然性、必然性、危害性众人皆知；各国重视核安全，政府关注核安全，人们恐惧核事故，担心核辐射后患，这是客观事实。因为核泄漏事故较其他事故的危害和影响广、深、大、长、远。由于核电事故的影响，英国核电停建十多年，美国冻结新建核电30年，因福岛核电事故，我国于2011年3月16日理智的缓建十多座核电站，停止审批核电新项目，待《核电安全规划》出台方可复原，这是为子孙后代负责的明智之举。

对核电的BOP的安全，要认识安全原理，分析事故规律，掌握安全辩证法，剖析事故因果关系，知晓多重原因论，抑制危险源扩延，预测事故链生成，防范能量逸散，避免误入禁区等，是各国共同研究安全的永恒课题。对核岛及其相关系统，更要加倍、深化、细致研究核安全理念，设计更完善、更有效、更信赖的核安全设施。这是全球人类的共同期待。

4、核电核乏料处置：有较大辐射能量的核乏料目前是深埋在千余米的地下处置库或再利用。美国、日本、前苏联等国家的核乏料的核辐射已有过公害，运行了半个世纪的强国核乏料却没进入地宫正寝，快速禁锢。中国不能走他们的老路，建设费用虽昂贵，地下核废料处理库的选址、审批、建设刻不容缓。打破西洋和东洋的框框，走中国之路，早期建设，迎接核电运营高潮的到来。同时加速快中子堆核电站的规划与建设，提高核燃料利用率，减小核乏料数量。

三、核电核泄漏事故等级

按国际原子能机构制定的《国际核和放射事件分级表》标准，核泄漏事故共分7级。

1级2级：轻微、局部泄露；3级：较重泄露。（1-3级为事件级别）4级：对场外不会造成明显危险的事故。核设施有部分损坏，堆芯部分熔化，和（或）一名或多名工作人员遭受很可能致死的过量辐射。有辐射物外逸，辐射剂量超标，对人构成伤害。

5级：具有场外风险的核事故。导致核装置严重损坏，和（或）外泄的放射性物质活度达到一定水平放射性物质“释放量有限”，可能需要部分执行应急计划对策。核设施损坏面较大，对周围环境造成核辐射污染。（如1979年美国三哩岛核电事故）

6级：重大核泄漏事故；有“相当数量”的放射物外泄。可能需要全面执行应急计划对策，严重的健康影响。（如1957年苏联车里雅宾斯克核废料事故）

7级：特大核泄漏事故。涉及放射性物质“大量外泄”。按放射性核素碘131换算，放射物质活度达到每小时数万万亿贝克勒尔；可能有急性健康影响；大范围地区有慢性健康影响；有长期的环境后果，对公众健康和环境造成广泛影响。（如1986年前苏联切尔诺贝利核事故和2011年日本福岛核电站事故）

四、核电安全常规评价

遵照墨菲法则、遵循逆向思维、考量战事要素、防控恐怖袭击等，要从事故理念、设计标准、选厂方略、设备功能、自控逻辑、软件管理、防

2011年3月11日福岛核电站事故：没有抵挡巨浪围堤、没有可靠备用电源、防止事故扩大的决策失误等原因，海啸降临之际，直毁福岛核电站，成为核害之源。

暴力行为引发的核电事故：

1987年11月17日，伊拉克飞机轰炸伊朗南部在建的布歇赫尔核电站，三天两炸，包括核专家及德国工程师等11人身亡，数人受伤。若运行的核电被狂轰，其后果不想得知。

人为事件导致的核电事故：

1957年英国的温德斯凯尔核电站事件，英国十几年核电发展停滞不前。1979年3月28日，美国宾夕法尼亚州的三哩岛核电站，2号机组反应堆燃料棒发生熔毁及核泄漏事故，惊动白宫，总统前往，人员疏散。由此美国30年核电建设叫停；此间，美国核能界只好走增容延寿的危险之路。

1986年4月26日，在乌克兰境内的切尔诺贝利核电站发生了世界最严重的核岛爆炸事故。先后6万多人受核辐射死于非命，百年噩梦挥之不醒。

历史长河里：十字军东征能否再现，希特勒式狂人能否再生，萨达姆式肆疟核电站能否重演，美国百层国贸双塔会否再袭陨落，美国五角大楼能否再次撞毁，这些智者难以预料；地壳板块微动，两极冰山溶化，浅层地震，近域海啸，谁能阻挡。

上述极端事件有铁的事实，事故灾难令人战栗，我们要温故知新。为此，我国不能否定核电建设和运营的规划前景。但是，前车之鉴却提示核电审批决策层，除常规核电安全风险评定外，核电站应建在何处，必须认真思索。无论在沿海还是在内陆，不应在人口稠密处、民众饮水之源旁，建起新的核电站，也包括安全裕度较大的第三代核电站。

六、核电回顾与展望

2010年底世界运营核电机组442台，总装机容量3.7亿千瓦，发电量占世界发电总量的16%。我国运行核电机组13台，装机1080万千瓦。美国有核堆64座，75.7%建在内陆，封杀新建核电30年后又重新启动；前苏联核电站建在内陆100%；我国内陆5座核电正在安全论证；世界各国建设先

经验。我国已掌握了现在普遍采用的压水堆二代改进技术。

第三代：先进轻水堆（ALWR）：ABWR、APWR、System80+、AP600、AP1000、EPR及沸水堆：SWR-1000、ABWR-Ⅱ及ESBWR。

在第三代核电发展中，世界出现两种走向：

欧洲型：法、德合作开发的欧洲动力堆EPR。它立足于成熟技术、逐渐演进，加大堆芯安全裕度，增加能动安全系统，增强严重事故预防，强化缓解能力，提供数字化、信息化、模块化，加大机组容量规模效应。称欧洲第三代核电为改良型，芬兰正在建造世界上第一座EPR核电厂。

美洲型：美国西屋公司研发的以非能动安全系统、简化设计、简约布置、模块化建造为主要特色的APl000。采用加压气体、重力流、自然循环流以及对流等自然驱动力；无需运行人员操作，安全支持系统就能保证安全运行，赢得3昼夜特别处置时间。因其融入新概念而称为革新型。我国三门核电厂1号机组的建设将成为APl000的世界首堆工程。

第四代：规划包括超临界水堆在内的6种堆型。技术更先进、安全更可靠、裂变转聚变；燃料利用率高，由1%到90%的飞跃，大大减少核乏料数量及处置。我国已加入了研发行列，已安排了超临界水堆关键科研课题的基础研究项目。

八、第三代核电非能动技术

我国田湾核电站和法、德设计的EPR采用双层安全壳。美国西屋公司的APl000则采用全新设计的非能动冷却安全壳及其辅助系统。

1、PA1000的电厂主要参数

设计寿命60年，电厂利用率93%，输出电功率1117MW,核蒸汽供应系统功率3415MW，电厂效率32.7%，设计地震烈度（地面加速度）0.3g，换料周期18个月。

核蒸汽供应系统：额定蒸汽流量1888.7kg/s，蒸汽压力5.61MPa，蒸汽温度271℃，给水温度226.7℃；蒸汽发生器△125型：设计压力一次侧17.13MPa、二次侧8.17MPa；在RCS(反应堆冷却剂系统)稳定运行工况，冷却剂压力15.5MPa；设计温度一次侧343.3℃、二次侧315.6℃。

第四篇：先进汽车安全技术

先进汽车安全技术

xxx(学校，地址)

摘 要：自20世纪60年代开始，汽车普及带来的负面影响-道路交通事故死亡人数持续上升趋势，企业、学校、研究机构都加大了对汽车安全技术研究开发的投入，加快了安全技术研发能力的提升和产品化进程。进一步开展对行人保护、后排乘员保护、防后碰鞭打保护以及骑自行车人保护等被动安全研究的同时，主动安全系统，更高层次的乘员、车和环境等相关主被动安全技术的统合协调，将推动零碰撞零伤亡汽车安全理念的实现[1]。从汽车安全新技术方面分析和阐述了开发具先进安全汽车对车辆及行人在提高道路交通安全方面的重要作用，关键词：汽车安全；主动安全系统；被动安全系统；先进安全汽车 1引言

现代汽车技术的发展的主要方向是安全、环保和节能世界各国都在围绕这三个方面开展大量研究开发工作。其中对人类生命财产有直接关系的是汽车安全。汽车安全性包括主动安全性和被动安全性两大类。主动安全性是指避免交通事故发生之前的主动安全技术包括制动、转向、悬架、车距雷达报警系统，即自适应巡航控制系统等。被动系统是指避免交通事故发生时和发生后对乘客的二次伤害包括安全车声、安全带、安全气囊。以及最新研发的ASV-是一种21世纪开发使用的高度智能化汽车。

2、汽车主动安全技术

主动安全技术，又称预防安全技术，是指在轻松和舒适的驾驶条件下帮助驾驶员避免事故。[1]

2.1、典型主动安全技术[2]

（1）ABS。当车辆制动时，它能使车轮保持转动而不抱死，从而帮助驾驶员控制车辆 并安全停车。在制动过程中不仅可以控制方向稳定性，还可以减小制动距离，目前已成为 绝大多数车辆的标准配置。（2）ASR。它是在ABS的基础上发展起来的新系统。ABS 在汽车制动时控制4个车轮，而ASR只控制驱动轮，当汽车加速时，将滑动控制在一定的范围内，从而防止驱动轮快速滑动。其功能在于避免驱动轮滑转，提高牵引力和保持车辆行驶稳定性。

（3）ESP，它是博世公司的专利产品，综合了ABS 及ASR 的功能。在汽车行驶过程中，通过不同传感器实时监控驾驶者转弯方向、车速、节气门开度、制动力及车身倾斜度和侧倾速度，以此判断汽车正常安全行驶和驾驶者操纵汽车意图的差距，然后通过调整发动机的动力输出和车轮上的制动力分配，修正过度转向或转向不足。ESP 可防止车辆侧滑和侧翻，在提高汽车行驶稳定性方面效果显著，逐渐在发达国家成为车辆标准配置。ESP的应用使事故降低16%。

2.2、主动安全技术的发展趋势

随着网络技术的发展和对车辆动态控制认识的深化，主动安全技术的范畴已在ABS和ESP的基础上拓展出更多的功能，朝着预防纵向碰撞、纵向临近车辆监控、横向稳定及车况实时监控等方面延伸，以满足在各种行驶状态和路面条件下，既保证安全又提高行驶效率的目的，而多系统控制的集成和协调问题也成为技术上的重点和难点。

3、汽车被动安全技术[3]

汽车被动安全技术是指当交通事故本可避免地要发生时，汽车本身保护乘客和行人，减轻人员伤害和货物损失的能力。

3.1、典型被动安全技术

（1）安全车身。其主要功能是当碰撞发生时能够通过车身前后部的变形有效保护车内 乘员。提高车身碰撞安全性的措施主要集中于汽车车身结构的缓冲与吸能，以在碰撞时能 够有效吸收大部分的冲击能量。

(2)安全带。其主要功能是当事故发生时，限制乘员身体的前移，避免发生乘员与车 体相应部位的碰撞伤害。安全带的使用可以有效约束乘员身体前移而大大降低乘员受重伤 或死亡的概率。

(3)安全气囊。通常作为安全带的辅助安全装置和安全带一同使用。据统计，配备安 全气囊的车辆发生正面碰撞时，可使乘客受伤程度减轻64 %，即使未系上安全带，防撞安 全气囊仍可减轻伤害 3.2被动安全技术的发展趋势

研究表明，汽车被动安全技术水平越高，其安全性也越高。随着人们对车辆安全的 日益重视，被动安全技术也获得快速发展，如安全车身、安全座椅、行人保护气囊、碰 撞传感器等。汽车安全车身旨在通过车身前后部的合适变形，以最大限度地保护车内乘 员。汽车安全座椅的功能越来越多，座椅头颈部保护、腰部支撑、加热功能、按摩功 能、通风功能及座椅记忆功能等新技术不断发展，使座椅的安全性和舒适性大大提高行人保护气囊可以在行人与车辆发生碰撞时保护行人安全。行人保护气囊安装在发动机罩上，位于前风窗玻璃下部，碰撞发生时气囊打开可减轻行人头部与前风窗玻璃的撞击程度;同时，发动机罩后边缘在爆燃装置的作用下向上抬起，使发动机罩与发动机舱之间形成一定的变形空间，当行人头部与发动机罩撞击时，减轻行人头部伤害。这些被动安全新技术的应用将进一步减轻对乘员及行人的伤害程度。[4]

4、ASV简介

ASV是为21世纪开发使用的高度智能化的安全车，其主要是利用电子技术进一 比提高汽车的安全性能。ASV所指的并不是一个单独的系统或机构，而是一整套汽车安全平台。涵盖了众多的汽车安全装全平台装备。研究ASV 的主要目的是避免交通事故的发生和减轻交通伤害程度。通过应用电子技术和计算机技术术等使车辆实现高度智能化，极大地改车辆的安全性。[5]

4.1、ASV 的组成及主要结构与功能[6]（1）摄像机和雷达。装置授像机的目的是为驾驶员行车过程中扫除育区，通过车内的显示屏显示出驾驶员看不到的死角和盲区，防止由于视线不佳造成的错误判断。汽车的前端装有雷达。雷达的功能是精确测量距离和速度，以使车辆能自动判断与前方车辆的车距，以及相对前方车辆的行驶速度。

(2)ECU。其可根据车辆的速度计算出安全距离，然后通过节气阀控制器使车辆与前方车辆之间的间距大于安全距离，让驾驶员能更安全、高速的行驶。ECU 还能通过两车的相对速度和距离的变化判断是否存在与前车追尾的可能。一旦发现存在与前车追尾的可能，立即报警，警示驾驶员减速直至自动控制制动系统对车辆采取紧急制动。

(3)各种传感器。其包括轮速传感器、轮胎气压传感器、转向角度传感器等一些传统的主动安全装备。有了轮速传感器和转向盘转角传感器，再配合制动控制系统和节气阀控制系统，就能实现在高速转弯和湿滑路面驾驶时对车辆速度的动态控制，也就是ABS、ASR.EBD、ESP 等电子系统的控制功能。

(4)心率传感器。通过检测驾驶员的心率判断驾驶者的驾车状态，是否存在打瞌睡的倾向，一旦心率达到临界值，ECU 会自动控制制动系统对车辆制动，并且发出声音和指示灯警报，以提醒驾驶者。

结束语

如今，汽车技术获得飞速提升的同时，汽车安全技术也逐渐涉及到汽车的各个方面，中国汽车安全的发展方向必将走向全面、综合和创新。只有汽车安全相关学科和技术得到完善，才能有效促进汽车安全技术的长足发展。

参考文献

[1]黄宁军。质变中的汽车主动安全技术[J].世界汽车，2000（5）：1-3.[2] 成洁，崔同杰.汽车主动安全控制新技术[J].汽车应用，2005 [3]郑安文.汽车安全[M].北京：北京大学出版社，2014..[4]赵高晖，朱文宁，何稚桦．汽车安全性分析[J].上海工程技术大学学报，2001.[5]姚明．浅谈未来汽车安全性能及其技术的发展趋势[J].论述，2011.[6]祝珂．汽车安全性研究与分析[J].论述，2011.

第五篇：核电安全之我见

动力与机械学院 能源动力系统与自动化 2008302650078 周楠

核电安全之我见

在经济迅速发展，人民生活水平日益提高的今天，整个消费群体对能源的需求与消耗已经很高，然而在化石燃料短缺，资源环境破坏及其严重的今天，全世界对资源的需求和消耗又将何去何从。

火力发电站利用煤和石油发电，水力发电站利用水力发电，而核电站是利用原子核内部蕴藏的能量产生电能的新型发电站核电站大体可分为两部分：一部分是利用核能生产蒸 汽的核岛、包括反应堆装置和一回路系统；另一部分是利用蒸汽发电的常规岛，包括汽轮发电机系统。

核电站用的燃料是铀。铀是一种很重的金属。用铀制成的核燃料在一种叫“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，蒸汽推动气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。

在发达国家，核电已有几十年的发展历史，核电已成为一种成熟的能源。我国的核工业已也已有40多年发展历史，已建成多种类型的核反应堆并有多年的安全管理和运行经验，拥有一支专业齐全、技术过硬的队伍。核电站的建设和运行是一项复杂的技术。我国目前已经能够设计、建造和运行自己的核电站。秦山核电站就是由我国自己研究设计建造的。

核电站的出现和成功使用无疑在很大程度上缓解了世界对能源的需求和消耗，可是另一个问题也被随之摆上了桌面，与人们息息相关的能源，其安全性必须是重中之重。

核电站等核设施，由于技术和责任等原因，造成放射性物质泄漏，致使人员受到超过规定限值照射的事件，称为核泄漏事故，简称核事故。各种核设施发生事故的原因及后果有较大的差别，最典型的是核电站的核泄漏事故。前苏联切尔诺贝利核电站的泄露事故就是其中很好的范例。

1986年4月26日苏联的乌克兰共和国切尔诺贝利核能发电厂发生严重泄漏及爆炸事故。事故导致31人当场死亡，上万人由于放射性物质远期影响而致命或重病，至今仍有被放射线影响而导致畸形胎儿的出生。这是有史以来最严重的核事故。

自那时起，核电站运营使用时的安全问题，就被一再提及和重视。人们都会对新兴的核电站提出质疑，是否还会再出现像切尔诺贝利一样的重大事故。

但是，随着经济的迅速发展，核电站的安全运行已得到越来越大的保障。因为核电站的安全性已经从很多方面得到了显著的提高。

首先，核反应堆的类型不同。现在的核电站和核潜艇采用的几乎都是固有安全性能很好的压水型反应堆；而切尔诺贝利核电站是安全性较差的石墨水冷堆，这种堆用石墨作慢化剂，用普通纯水作冷却水。其最大的缺点是当堆内断水或温度升高时，容易失控引起事故的发生，而不像压水堆那样可以自动调节过高的温度或功率，直至紧急停堆，使反应堆稳定在安全状态。

第二，核反应堆的屏蔽程度不同。核电站和核潜艇都有几道屏障阻隔放射性的泄漏，当这几道屏障都破损才可能危及人员，其中最后一道屏障是有较高承压能力的耐压安全壳（核电站）或反应堆舱（核潜艇），而切尔诺贝利核电站在设计上就没有考虑耐压安全壳，不具备最后一道屏障，使事故后放射性物质直接进入大气环境。

第三，核反应堆停堆的及时性不同。核电站和核潜艇的反应堆出现紧急情况时，所有的控制棒靠加速弹簧会在不到一秒的时间里快速下插到堆芯里，实施自动紧急停堆，终止核反应，从根本上切断反应堆失控的源头；而切尔诺贝利核电站在出现事故之前，正在做一项试验，为了不愿让试验中断，他们冒险切断了与试验有关的一组事故停堆保护信号。当出现事故前兆时，值班主任只是命令操纵员人为插入所有的控制棒停堆，但有的控制棒恰恰在关键时刻受阻，不能完全插到底部，只好人为切断电源靠控制棒重力下落，由于操作上的一再耽搁，加上控制棒的设计质量问题，控制棒的下落速度远远跟不上核反应堆的失控速度。

第四，造成二次事故的条件不同。现在的核电站和核潜艇反应堆结构中的易燃物少；而切尔诺贝利核反应堆的主要成分是石墨，当反应堆遭破坏后，引入的大量空气为石墨助燃，造成严重火灾这样的二次事故。

第五，安全管理和人员素质不同。现在的核电站和核潜艇都有严格的规章制度和事故应急预案，人员的安全意识和业务素质越来越高，这是避免重大事故的主观条件；而切尔诺贝利核电站事故时，苏联正处于动荡瓦解时期，各种管理松懈，核安全意识薄弱，存在严重的人为因素。如切尔诺贝利核电站操作人员竟然没有进行过事故处理的培训，没有确切的事故处理规程；事故之前的试验是在汽轮机上进行的，目的是要确定在断电期间汽轮发电机在切断蒸汽供应的情况下，利用转子动能维持机组本身用电的可能性。但该项试验大纲质量粗糙低劣，没有重视到试验中的安全问题，并在试验中屡屡违反操作规程，为事故的产生和发展留下了祸根。

核电站是未来世界告诉发展的能源趋势所在，其安全性的提高，对每个国家乃至每个人都有着重大的意义。可以说，核电的安全关系着每个人的生息。

保障核电安全，我们国家乃至世界的未来才会更加美好。