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[科普知識]國際核能發電歷史沿革

2012年12月11日11:13 | 中國發展門戶網 www.chinagate.cn | 給編輯寫信字號：T|T

關鍵詞：非能動熔融物反應堆冷卻劑系統安全余量 1975年軸密封 1980年 1983年 LBB 慢化劑

（3）第三代核電廠的主要類型

①先進壓水堆核電廠

在國際上，目前已比較成熟的第三代核電壓水堆有AP-1000、ERP和System80+三個型號，System80+雖已經美國NRC批準，但美國已放棄不用。

i）AP600與AP1000先進的非能動的壓水堆電廠。

緊湊布置的反應堆冷卻劑系統。反應堆冷卻劑系統采用二環路，各有一臺蒸汽發生器、兩臺屏蔽式電動泵、一條熱管段和兩條冷管段組成，泵的吸入管直接連在蒸汽發生器下端，省去泵的單獨支撐。

非能動的安全系統。由重力、自然循環和儲能等按自然規律來驅動的安全系統。包括非能動余熱派出系統、非能動安全注射系統，以及非能動的安全殼冷卻系統。

非能動余熱排出熱交換器的進口與反應堆冷卻劑系統熱管段相連，出口與蒸汽發生器出口腔相連。在冷卻劑泵失效時，水流自然循環到該熱交換器，將反應堆余熱帶到安全殼內換料水箱。

非能動安全注射系統有兩臺堆芯補水箱、兩臺安注箱和位于安全殼的換料水箱組成。與反應堆冷卻劑環路連接并充滿硼水，靠重力注射。當正常上充水系統故障時，可應付小泄漏；由于失水事故而引起大泄漏時，提供堆芯應急冷卻，最終將反應堆冷卻劑系統全部淹沒。非能動安全殼冷卻劑系統以鋼安全殼作為傳熱界面，首先利用位于安全殼屏蔽廠房頂部的水箱，噴淋鋼安全殼外表面；隨后將空氣從安全殼屏蔽構筑物頂部引入，沿導流板，經安全殼底部，再沿鋼安全殼外表面向上流動，導出鋼安全殼內部的熱量，作為最終熱阱。

熔融物堆內滯留。在嚴重事故下將堆芯熔融物保持在堆內，通過壓力容器外表進行冷卻是AP1000緩解嚴重事故的重要策略。反應堆的堆腔設計成能在事故工況下將堆腔淹沒到冷卻劑環路高度以上，同時在反應堆保溫層與壓力容器之間設計有通路，水進入通路，帶走熱量，加熱后的水或蒸汽從堆腔上部流出。在安全殼內設置氫氣點火器和氫復合器來防止氫氣爆燃。美國西屋公司自八十年代以來，在能源部和NRC的支持下，耗資六億多美元對非能動安全系統的功能、機理和可靠性等進行了大量的研究、開發、試驗、驗證和分析論證工作，其形成的設計文件已通過美國NRC的審查批準，2004年9月獲得了最終設計批準書（FDA）。