关于第三代核电站
关于第三代核电站
前言
能源危机与环境危机日益紧迫，使用新的清洁、安全、高效能源成为人类不争的共识。除了煤炭、石油、天然气、水力资源外，如风能、太阳能、潮汐能、地热能等等新能源逐渐引起人们的重视，但是由于技术问题、开发成本及场地等因素，这些能源很难在近期内实现大规模的工业化生产和利用；而同各种化石能源相比起来，核能对环境和人类健康的危害更小，更是一种安全、可靠、清洁的能源，且在经济上具有竞争力的最为现实的替代能源。
第三代核反应堆是在汲取了第二代反应堆运行经验和事故教训后，于20世纪90年代后期发展出的安全性更高的先进反应堆技术，通常把满足《美国用户要求文件(URD)》或《欧洲用户要求文件(EUR)》价标准的核电厂称为第三代核电站。目前，世界上在建和规划待建的核电站，大部分将采用第三代核电技术。
近年来，我国核电产业发展取得了举世瞩目的成绩，核电技术研发和工程应用走在世界前列。以“华龙一号”正式投产和“国和一号”成功研发（及其示范工程的开工建设）为标志，我国成为继美国、法国、俄罗斯等核电强国后又一个拥有独立自主三代核电技术和全产业链的国家。
核电站工作原理
核电站是利用核分裂（核裂变）或核融合（核聚变）反应所释放的能量产生电能的发电厂。目前商业运转中的核能发电厂都是利用核裂变反应而发电。
核电站常见的堆型有四种：压水堆、沸水堆、重水堆和快堆。
压水堆核电站发电原理图
沸水堆核电站发电原理图
现在比较普遍使用的核电站是压水反应堆核电站，我国在运、在建的第三代核电站采用的都是压水堆核电站，它的工作原理是：
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，再用处于高压力下的水把热能带出，在蒸汽发生器内（进行热能交换，将热能传递给二回路供给的主给水）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。
压水堆核电站由三个回路组成。
一回路：反应堆堆芯因核燃料裂变产生巨大的热能，由主泵泵入堆芯的水被加热成327度、155个大气压的高温高压水，高温高压水流经蒸汽发生器内的传热Ｕ型管，通过管壁将热能传递给Ｕ型管外的二回路主给水，释放热量后又被主泵送回堆芯重新加热再进入蒸汽发生器。水这样不断地在密闭的回路内循环，被称为一回路。
二回路：蒸汽发生器Ｕ型管外的二回路水受热从而变成蒸汽，推动汽轮发电机做功，把热能转化为电力。做完功后的蒸汽进入冷凝器冷却，凝结成水返回蒸汽发生器，重新加热成蒸汽。这样的汽水循环过程，被称为二回路。
三回路：三回路使用海水或淡水，它的作用是在冷凝器中冷却二回路的蒸汽使之变回冷凝水。
核电站一般分为两部分：利用原子核裂变生产蒸汽的核岛（包括反应堆装置和一回路系统）和利用蒸汽发电的常规岛（包括二回路上的主给水泵系统和凝结水泵系统、三回路冷却系统及汽轮发电机系统等）。
第三代核电站技术特点
北美、日本、欧洲、俄罗斯、中国等反应堆供应商在规划或在建的有十几种满足（URD、EUR）的三代核反应堆，它们在满足用户要求文件（URD、EUR）的基础上，每种堆型采用不同的设计理念：AP1000采用安全系统“非能动化”和简化系统的设计理念；EPR采用安全系统增加冗余度（安全系统全部采用4x100%的设置）的设计理念。“华龙一号”采用“能动与非能动”相结合的安全设计理念。
第三代核电具有以下突出特点：
1）更长的设计寿命：反应堆具有更高的可用性和更长的操作寿命，通常反应堆设计寿命是60年。
第三代核电站的设计寿命延长至60年，在设计寿命期间（60年）无需更换反应堆压力容器，并且在设计中提供了更换其他主设备包括蒸汽发生器的可能性，其反应堆压力容器等不可更换设备的设计寿命达到60 年，一般通过延寿三代核电站寿命可以达到80年，这样提高了核电站的经济性。
2）极低的严重事故概率：堆芯损伤频率（CDF）限值小于1*10-5/堆年，大量放射性释放频率（LRF）限值为1*10-6/堆年。
美国核管会要求的堆芯损伤频率（CDF）限值是1*10-4/堆年，美国用户要求文件（URD）为1*10-5，目前美国大多数在役核电站的设计值是5*10-5，AP1000的CDF为5.08*10-7/堆年，远低于上述参考值。AP1000的大量放射性释放频率（LRF）为5.94*10-8/堆年，美国核管会要求的目标值为1*10-5/堆年，URD为1*10-6/堆年，AP1000设计远远低于这些参考值。三代核电站设计了更多的缓解反应堆发生严重事故的措施，极大降低了堆芯熔化及大量放射性物质释放的可能性。
3）允许事故后不干预：采用非能动的安全系统，事故工况下半个小时或更长时间内允许操纵员不采取任何手动动作。
三代堆的设计中包含了被动或固有的安全特性，非能动安全系统缓解设计基准事故的功能不依赖于操纵员动作。在第三代核电站的设计中考虑了操纵员响应宽容时间，比如在AP1000设计中对于在始发事件叠加单一故障的LDB（许可证设计基准）假设下分析的瞬态和事故（包括失去全部交流电源），在需要动作的始发信号发出后的至少72小时内无需操纵员手动操作。由于非能动安全设施的使用，使得反应堆在发生事故初期可以不需要进行人为的干预，这样减少了误操作的可能性，提高了反应堆运行的安全性。
4）更强的安全壳结构：强化了安全壳的结构设计，可抵御商用大飞机的撞击。
第三代核电站一般都采用了双层安全壳设计。AP1000与华龙一号内层均为钢制安全壳，是包容放射性物质的最后一道屏障，抵御各种事故下及可能的严重事故下内部的高温高压，并且具备非能动安全壳冷却功能；外层为高强度混凝土安全壳，抵御包括飞机撞击在内的各种外部灾害的作用，保护内壳及其内部结构不受影响。EPR双层安全壳均为混凝土形式，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。上述外层安全壳设计均可以抵御商用飞机撞击，有效应对核设施遭遇恐怖袭击的可能，提高了运行的安全性。
中国三代核电主要技术路线
目前，我国第三代核电技术路线主要为以下三种：AP1000、国和一号（CAP1400）和华龙一号（ACP1000）。
AP1000是美国西屋公司研发的一种先进的“非能动型压水堆核电技术”。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，该机组在发生紧急事故时，不需要外部应急电源，而是靠重力、势能、自然循环和蒸发等自然能量，驱动冷却水冷却反应堆，对安全壳散热。该机型在设计中考虑了恐怖袭击、自然灾害和客机冲击，并能在失去外部电源72小时内持续冷却反应堆，该机组可抗9级地震。非能动机型AP1000也是美国重启核电的“加速器”，该机型凝聚了美国民用核电60年的运行经验、地震研究、技术创新和求实精神。该技术避免了“人因失误”这个事故隐患，在理论上被称为国际上最先进的核电技术之一，由国家核电技术公司负责消化和吸收，且多次被核电决策层确认为日后中国主流的核电技术路线。
“国和一号”（CAP1400）国核压水堆示范工程是国家核电技术公司在我国40多年核电研发、设计、建造、运行经验基础上，结合AP1000技术引进、消化、吸收、再创新，自主设计的非能动先进压水堆核电厂，满足国内外最新核安全标准，符合我国核安全规划中提出的“十三五”新建核电厂安全目标。
“华龙一号” （ACP1000）是由中国两大核电企业中国核工业集团公司 (简称中核CNNC) 和中国广核集团（简称中广核CGN）在我国30余年核电科研、设计、制造、建设和运行经验的基础上，根据福岛核事故经验反馈以及我国和全球最新安全要求，研发的先进百万千瓦级压水堆核电技术，提出“能动和非能动相结合”的安全设计理念，采用177个燃料组件的反应堆堆芯、多重冗余的安全系统、单堆布置、双层安全壳，全面平衡贯彻了“纵深防御”的设计原则，设置了完善的严重事故预防和缓解措施，满足事故后72小时不干预的原则，其安全指标和技术性能达到了国际三代核电技术的先进水平，具有完整自主知识产权。
相对于国核的“国和一号”，前者 “华龙一号”主攻国际市场，后者主推国内市场，两者形成“一主一辅”的中国核电发展路线。
核安全文化
核电行业所有从业人员，必须始终将核安全文化篆刻在心中。
四个“凡事”：
凡事有章可循
凡事有人负责
凡事有人监督
凡事有据可查
两个“零容忍”：
弄虚作假，零容忍！
违规操作，零容忍！