先进的核电安全技术

先进的核电安全技术（共6篇）

篇1：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

篇2：先进的核电安全技术

核电被称为技术设备、人的群体和组织三类元素的大型经济实体，属科技密集型产业。对于核电厂而言，安全是核电存在和发展的基础。在核电厂以往的系统安全分析中，难以确定出具体的安全风险目标，在风险和费用之间的权衡存在困难，更不易对事故发展的潜在原因及事故发展的可能进程进行分析研究。基于此目的，概率安全评价（PSA：Probability

Safety

Assessment）的提出，在系统设计、制造、使用和维护的过程中，有力地支持了安全风险的管理决策，保证了核电厂的安全运行。

PSA评价方法

1.1

概率论（PSA）方法

引入风险（risk）概论是为了比较和度量危险的大小和它们发生的可能性。PSA方法就是定量对核电厂作出其对环境造成各种风险的计算。PSA具有如下特点：

1）对所有事故谱（初因）进行评介；

2）对所有事故序列进行评价；

3）所有评价定量化。

核电厂PSA分成3个级别。一级，堆芯损坏分析：用事件树和故障树的概率方法，对设计和运行进行分析，得出导致堆芯熔化的事故序列及其发生频率；二级，源项分析：在一级分析的基础上分析事故的物理过程和安全壳的行为，计算不同事故释放类型的放射性源项；三级，后果评价；进行释出放射性物质特性、大气扩散程度和剂量评价。PSA评价的基本流程如图1所示。

1.2

初因的确定

首先要分析风险评价历史报告、反应堆运行历史的文件资料以及作为PSA分析对象的核电厂设计资料进行工程判断，从中编制出初因事件的清单。在选择初因的过程中，要确定可能发生的事件，这些事件需要安全系统的投入以减缓后果并将反应堆带入安全状态。然后对事件进行分类，分类的准则是所需的系统响应和成功准则是否一致。

图1

PSA评价流程图

初因事件的选择通常来源于以下几个方面：核电厂的个体情况；参考现存的报告，如EPRI-2230（1982）第三部分：“预期瞬态的发生频率”；参考类似核电厂现存的PSA报告。

在1995年进行的大亚湾和岭澳核电厂PSA分析中，确定了一次管道破口、蒸汽传热管破裂、二次管道破裂、丧失蒸汽发生器给水、丧失热阱、丧失厂外电源、PTWS以及瞬态共八大类初因。秦山核电厂目前正在进行的PSA评价的初因事件评选也基本类似。

1.3

事件树的建立

对于不同组的初因，核电厂的系统响应是不一样的。在建立事件树时，要了解核电厂为控制产生的能量和放射性危害所必须的安全功能，这些安全功能是由一系列防止堆芯熔化、防止安全壳失效或减少放射性泄漏的动作所组成。表1列出了核电厂典型的安全功能和它们的目的。

在不同的核电厂和不同的初因下，为完成核电厂的安全功能所必须的系统响应是不一样的。分析人员在建立事件树时需要对核电厂在不同的情况下的响应有很深的了解。在事件树中还需要考虑操作规程和操作员动作的影响。这些都需要分析人员分析大量的有关核电厂设计、系统功能、运行规程的详细资料，并且参考安全分析报告。在分析的过程中，应该考虑到其中的保守倾向，需要的时候要进行热工水利计算。

表1

核电厂安全功能及其目的见表

在建立事件树时，需要确定其中的题头事件。一般说来，题头事件的确定对事件树的繁简有很大的影响。通常可以把作为一个整体的某个前沿系统的一个响应作为一个题头。图2是秦山核电厂PSA蒸汽传热管断裂（SGTR）事件树图。

1.4

系统故障树分析

事件树题头所表示的大多数功能都是由一组系统来完成的。要对事件树进行定量化计算，就要建立详细的系统模型，对系统进行全面的描述。

在进行系统故障树分析时，首先要对事件树题头进行分析，确定所需分析的系统和成功准则。确定了系统之后，还需要划定所分析系统的边界，比如前沿系统与支持系统的接口以及相关系统的相互关系。

在核电厂PSA中，故障树分析是定义系统不希望发生的状态（顶事件），然后对系统进行分析找出可以导致顶事件发生的所有途径。核电厂PSA故障树的结构图如下：

图2

蒸汽发生器传热管断裂（SGTR）事件树图

·顶事件：堆芯溶化，或者是某特定功能的失效，或者是某特定系统的失效。

·逻辑关系：反映出管道和仪表简图的逻辑关系，反映出所需的成功准则。

·基本事件：基本事件的分解层次取于数据的收集，在前沿系统故障树中，支持系统的失效可以作为待发展事件来处理，需要考虑人因失效和共因失效。

故障树所包含的失效模式以及失效数据是由分析对象核电厂以及世界上其他类似核电厂的运行记录而来的。

1.5

事故序列定量化计算

事故序列定量化计算的工作就是将事件树分析与故障树分析相结合得到堆芯熔化频率。

（1）在进行定量分析时，首先要处理事件之间的相关性。相关性主要分为两类：相同的支持系统，如几乎所有的安全系统都用到厂用电系统，这些系统之间因为其用了厂用电系统就有系统相关性；共用的部件，如安注系统和安全壳喷林系统都要用到PTR水箱，也使得系统之间有了相关性。按照处理系统的相关性的不同，可以分为大事件树/小故障树和大故障树/小事件树两种方法。前者相关性是直接在事件题头中进行处理的，后者所有的相关性都在前沿系统中考虑，在事件树中不出现支持系统和共用部件。在处理上，通过布尔代数自动解决相关性。

（2）在事件树分析结束并有了相应系统的故障树之后，就可以进行事故序列定量化计算。在计算之前，首先要分析事件树，确定所需前沿系统及其支持系统，选定所需的故障树。由于核电厂故障树比较庞大，而且求解事故序列时需要把多个系统的故障树连接求解，要使用专门开发的计算机程序来进行，比如SETS、TISK

SPECTRUM等。

1.6

结果分析

由于初因和基本事件中存在的误差在故障树和事件树中传播，使得故障树顶事件和事故序列的不可用度和发生频率也必然存在误差，所以必须进行不确定性分析。语差主要来源于：数据收集的不充分、人因数据的误差和共因失效的误差。在实际分析中，不确定性分析采取的主要方法是蒙特卡罗抽样法。

在定量计算之后，尚需进行重要度分析，用来辨别对堆芯熔化起重要作用的部件。

PSA的应用及研究发展

PSA在核电厂可以运用的领域包括：

·技术规范书的重编

·电厂配置的管理

·在役试验程序的改进

·电动阀的试验

·在线维修和计划与进度安排

·维修章程的执行

·安全泄漏率试验

·分级质量保证

·主要部件的评价

·核废料的存储、运输和处理

2.1

以风险为基础的技术规范书的改进

核电厂中，技术规范书通常包括：安全系统的参数限值；运行限制区；允许后撤时间（AOT）；离线监控试验间隔（STI）；设计特性；管理要求。在这些部分中，AOT和STI适用于运用风险为基础的改进。

核电厂风险管理系统（RMS）

RMS是一个在线工具，用来跟随电厂可用度和配置的变化，以实时的方式给出具有重要风险意义的信息以及评价在线维修的风险影响，为电厂管理决策提供支持。

以可靠性为中心的维修（RCM）

RCM的主要特点就是按照系统和设备在核安全中的重要度来确定维修策略。系统和设备的重要度就是按照RSA的分析结果来确定的。RCM可以对核电厂主要系统的维修优化。

2.2

PSA的研究发展

事故场景的鉴别

鉴别出系统中所有可能的事故场景，是对潜在事故进行风险评估及后果分析的基础。事故场景的鉴别在很大程度上依赖于分析人员的经验。开发和建立实际工程系统的计算机辅助事故场景分析系统，建立分析模型，对于事故场景分析是一条有效的发展途径。

结束语

核电厂PSA评价技术是核电厂安全评价近年来广泛采用的评价方法。其方法和手段在不断补充和改进，它可以为核电厂提供安全的、最优化的决策依据。随着国内核能的不断发展，PSA技术在我国核电厂安全评审中将起着非常重要的作用。

篇3：先进的核电安全技术

关键词：AP1000,核电厂,模块进度,控制

引言

当前, 我国已确定了“积极推进核电建设”的电力发展基本方针, 明确了核电发展的技术路线, 决定走引进、消化、吸收和再创新的道路, 并引进了世界上先进的第三代核电技术AP1000。非能动安全先进AP1000核电技术作为世界第三代核电技术的典型代表, 是由美国西屋公司运用非能动核安全理念开发的, 模块化施工是其不同于EPR等其他第三代核电技术的一个显著特点。模块进度控制是总体进度控制的关键, 如何有效的控制模块进度、进而控制总体进度是值得我们研究的一个课题。本文主要介绍了非能动安全先进AP1000核电厂的模块种类及数量、解释了各类模块的含义并说明了其功能, 介绍了模块化施工的特点, 阐述了模块进度控制的重点和方法。

1 非能动安全先进AP1000核电厂的模块介绍

模块是指具有一定的结构/功能完整性与独立性, 具有标准构造和清晰边界的软件程序块或硬件组件单元。诸如:一段程序, 电脑的一个板卡, 一个标准实验室, 都可以称之为一个模块。模块化是指通过模块分割的方式来进行生产制造的工程模式。目前模块化的概念已在不同的工程领域被广泛使用:造船、大型系统程序的编写、石油化工、航天航空。模块化技术一直随着信息技术和管理科学的发展而不断发展, 导致工程设计思想、建造工艺及管理上的重大变革。模块化必然带来工程生产的标准化和批量化, 从而达到提高工程生产效率的最终目的。核电厂引进模块化施工的理念是科技发展必然, 同时也是工业化的必然趋势, 非能动安全先进AP1000核电厂顺应这种发展变化, 引进了模块的概念, 施工过程是一种模块化的积木搭接过程, 模块化施工带来了施工工艺、施工组织上的巨大变革, 为缩短核电厂建造工期提供了可能。

非能动安全先进AP1000核电厂的模块是指一个由材料和部件组装而成的组合件。根据功能分为结构模块、机械设备模块、管道模块和电气模块等;结构模块包括CA、CB、CG、CH、CR和CS模块, 机械设备、管道、电气模块包括KB、KQ、KT、Q、R和W模块。CA模块也叫M模块, 是内部用混凝土浇筑的钢结构模块, 其功能是取代传统的棒式钢筋绑扎和模板材料支设;CB模块也叫L模块, 是周围用混凝土浇筑的钢结构模块, 其功能是在电厂厂房拥挤的区域取代结构模板工作, 并且提供支架和设备的锚固件;CG模块为厂房结构模块, 内部只含有结构元件;CH模块也为厂房结构模块, 内部既有结构元件, 又有非结构元件, 外部与机械设备配合;CS模块为楼梯模块。就江西彭泽厂址AP1000核电厂而言, 共计约237个模块, 其中结构模块约152个、机械设备模块约85个。少数重型结构模块 (如CA01、CA02、CA03、CA04、CA05和CA20等) 在模块厂预制完成后需要在现场进行组装, 待组装完成后方能进行就位安装, 绝大多数结构模块和设备模块在制造厂预制完成运到现场后即可进行安装。

2 模块化施工

AP1000核电厂模块化施工是一种先进的施工理念, 它是将相对密集布置的钢结构、设备、电气和仪表等组装成一体, 形成一个整体单元, 即模块。它的先进在于它引入了平行作业, 依靠当今发达的先进技术, 将土建、安装、调试等工序进行了深度的交叉, 从而缩短了建造工期、减少了成本, 同时也不会冲击电站的可维护性或可利用性。模块在制造厂里进行预制, 在可控制的环境里最大化地制造, 与现场施工平行进行模块的预制和整体组装, 完成后将此模块运至现场一定区域, 将其整体吊运进入厂房安装位置, 最终整体调整就位进行安装。

模块预制包括模块的下料、组对、焊接、除锈、油漆、包装等工序。其中组对和焊接对模块的预制进度影响很大。模块的组装连接采用焊接, 焊接过程中焊缝多、涉及的材质多, 焊接工作量大。同时, 相对焊缝长度, 母材厚度小, 且存在不同材质、不同厚度子模块之间的焊接。例如, 仅CA20模块焊缝总长就超过3000米, 单条焊缝最长达21米, 焊接材质包括A36、A240 S32101、A276 T304L, 厚度范围为3.2mm～38.1mm, 且存在大量焊缝需要进行高难度的仰焊。这些特点不仅给模块焊接防变形提出了更高的要求以保证模块在焊接期间的平面度在控制范围内, 同时高质量的要求也对进度控制带来压力和困难。

CA01、CA20和CV下封头等模块从预制场运输至核岛指定区域时的重量均超过800吨, 外形尺寸大, 迎风面积大。如何将大型模块安全顺利地运输至目的地, 对运输方案都提出很高的要求。模块吊装时, 模块起吊后的水平度控制、侧向稳定性控制、模块防变形、模块准确就位等都是重点考虑内容。模块的运输和吊装不仅影响安全、质量, 同时也制约着模块施工进度, 模块进度的控制要充分考虑模块组装场地的选择及运输, 模块的吊装方案等。

大型模块在墙体浇筑上面临的困难是混凝土从模块顶部注入时, 如何保证混凝土顺利到达模块底部, 且如何避免由于其高落差而产生的离析现象;如何保证混凝土充满门洞空间;何如保证高流动性的自密实性混凝土不从锚固钢筋和模块墙体之间的缝隙渗漏;如何在提高自密实性混凝土浇筑速度的同时而不影响对模块墙体的压力;上层楼板模块就位后, 如何对下层楼板模块进行浇注;浇筑完成后, 如何对模块内的混凝土进行质量检查等。这些问题都对施工技术提出了考验, 同时这些施工技术的选择也对施工进度产生很大的影响。

缩短工期的方式有快速跟进和赶工两种方式, 模块化施工很大程度地组织平行施工, 属于快速跟进模式, 可有效克服赶工带来的返工, 同时模块化施工将大部分预制和组装等工作安排在专业化的制造厂, 有助于提高效率、控制质量, 分担现场工作面。

3 模块进度控制

3.1 进度控制的对象、内容和目的

模块进度控制的对象就是文提到的所有结构和设备模块, 而内容就是每一个模块的预制、组装 (若有) 和安装, 目的是使模块的预制、组装进度能够满足安装进度的要求, 模块安装进度能够满足设备的就位及安装要求、满足局部范围内的混凝土浇筑要求, 进而使模块进度能够满足核电厂总体进度的要求。

3.2 进度控制的方法

3.2.1 编制科学、合理的模块专项进度计划

要编制一个科学、合理的模块专项进度计划首先需要理出一条准确的关键路径。各类模块有大有小, 有轻有重、有复杂有简单, 对我们准确的了解和把握它们、控制其进度带来了很大困难。笔者认为将这些模块的安装厂房进行区分, 在厂房内再将模块按层划分, 由于AP1000核电厂的施工逻辑是“由低标高高标高”, 这样我们就针对各个厂房内的模块进度理出了一条关键路径, 再依据各厂房之间的施工逻辑顺序, 就可以基本理出一条模块进度控制的关键路径。抓住像CA20、CA01等重量和体积大且结构复杂的模块, 分别评估其预制、组装和安装的工期, 评估各模块之间逻辑关系的正确与否, 并评估模块与设备及局部区域混凝土浇筑的逻辑关系, 同时结合总体进度计划 (工程二级进度计划) 要求, 综合这些因素就能够基本编制出一份基本科学、合理的模块专项进度计划。

3.2.2 编制大型重要模块专项进度计划

针对像C A 2 0、C A 0 1、C V B H、CV#1、CV#2、CV#3、CV#4和CVTH等编制单个大型模块专项进度计划, 通过这些简单的特别的专项进度计划来控制这些大型重要模块的进度, 将复杂的问题简单化, 使每个模块的进度可控、在控, 进而使整个电厂模块进度可控、在控, 保证总体进度。

3.2.3 重视依托项目在模块进度控制方面的经验

根据依托项目工程进度计划的资料和经验数据, 分析对方进度执行情况, 学习其先进的进度控制经验并找出其进度滞后的原因, 调整模块专项进度计划, 并及时提出进度预警。如依托项目海阳核电厂的模块专项进度计划中对CA20和CA01安排的组装工期均是6个月, 实际组装工期是174天和196天, 而依托项目三门核电厂的实际组装工期分别是152天和201天, 我们可以分析得到CA20模块的组装工期6个月是富裕的, CA01模块组装过程可能会遇到严重影响进度的问题, 当我们在制定模块专项进度计划时就可以充分的借鉴这些经验数据, 并在计划执行过程中避免重复的问题再次出现影响进度, 使进度可控、在控。

3.2.4 借鉴国外成熟经验, 并积极探索新工艺, 新技术

AP1000模块化施工在国内核电厂施工中尚属首例, 而模块化施工技术的应用在美国和日本相对趋于成熟。国内建造AP1000核电厂遇到的一些施工难点时, 可积极对国外类似问题进行调研, 充分借鉴国外经验成果, 解决困难, 确保进度。如日本泊核电站3#机组CV的规格尺寸、材料等均与AP1000相类似, 在CV焊接技术上、热处理方式上, AP1000机组可借鉴。

3.2.5 模块进度控制的特殊之处

模块进度控制给出了一个不同空间却要同时协调控制的难题, 要求我们不但要抓好现场的组装和安装进度, 更要抓好制造厂的预制进度, 同时根据进度要求积极协调制造厂和现场的工作界面 (这一点也是进度控制的难点) , 笔者认为对小模块的工作界面不会划分的特别清楚, 在保证质量的前提下, 若是能根据进度要求对工作界面划分掌握一定的机动权, 可能会对模块进度控制更为有利。同时将预制厂的工作移到施工现场来完成是争取工期机动的一个重要方面。

3.2.6 跟踪模块进度、全面分析、及时预警

必须不断的跟踪模块预制、组装和安装进度, 全面分析进度执行情况, 编写进度分析报告, 及时的暴露各种影响模块进度的问题, 及时向相关责任方提出预警报告, 协调有关责任方尽快解决影响进度的问题, 使模块进度可控、在控, 进而确保核电厂总体进度。

4 结语

篇4：AP1000:最安全的核电技术

2009年12月15日上午,我国第三代核电自主化依托项目浙江三门核电站2号机组提前一个半月实现主体工程全面开工。以此为标志,我国引进目前世界上安全性最好、技术最先进的核电技术,建设的4台AP1000先进核电机组已经有3台先后进入主体工程建设阶段。

什么是AP1000

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。

据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。西屋公司预计,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企业,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的设计最早始于1991年,以“非能动性”为特点,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。

AP1000脱胎于AP600,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。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:

·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 );

·唯一得到美国核管会最后设计批准(FDA)的新三代+核电站;

·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;

·1100 MWe设计,对于提供基本发电负荷容量很理想;

·模块化设计,有利于标准化并提高建造质量;

·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 );

·更简便的运营(配备行业最先进的仪表和控制系统 );

·符合美国用户要求文件(URD)对新一代商用反应堆的要求。

AP1000在中国

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,我国成为首个成功掌握此项技术的国家。

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。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。

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。

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。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。

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机组由于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。

三门核电一期工程是我国首个国家核电建设自主化依托项目,通过它和其他项目的建设,最终将使我国实现自主设计、自主建造、自主管理、自主运营AP1000技术核电站的目标。目前AP1000项目建设进展顺利;核电重大专项研发也取得了阶段性重要成果;关键设备国产化实现了一系列突破,填补了不少国内空白。在这种情况下,我国更应该抓住机遇,尽快形成核电自主化、产业化发展格局。根据目前核电产业的发展情况,实施技术攻关、进行资源整合和推进市场化改革是下一步非常重要而紧迫的任务。国家有关部门应抓住加快发展核电的有利时机,促进核电设备制造能力的提高,尽快实现核电技术自主化、设备国产化。

谈到第三代核电技术,国家环保部核安全和环境专家委员会委员林诚格向《中国经济周刊》披露:“中国在浙江三门新建的AP1000核电站机组,第一台在2013年就能并网运行。这将是世界上第一座第三代AP1000核电站,比美国提前了两年半。” 他指出,AP1000技术是目前最安全的核电技术,是全世界核电发展50年经验和智慧的结晶。

篇5：先进的核电安全技术

新闻来源：国家能源局

发布时间：2012-02-

21为进一步提高我国在运和在建核电机组安全技术水平和应对极端灾害叠加能力，结合福岛核事故的经验反馈，国家能源局组织开展的核电安全技术研发计划于近日正式启动。

计划首批设立项目共计13项（附后），所设项目以硬件为主、软硬结合，具有“短平快”的特点，全部立足于我国在运、在建核电机组的技术路线特点和厂址环境特征，通过重要机理研究、关键设备研发、典型厂址分析和核心安全技术层次等开展有针对性的技术研发，力求将福岛核事故的经验反馈转化为能够切实提高我国核电机组安全性和极端灾害抵抗能力的先进核电安全技术。项目实施依托中国核工业集团、中国广东核电集团和清华大学核能与新能源研究院等国内主要核电研发和建设运行单位。

本批项目将于2013年前后完成，预期研发成果将向我国核电在运在建机组推广。成果实施后，将全面提高我国二代改进型核电技术安全性，显著降低堆熔概率（CDF）和早期释放概率（LERF），CDF和LERF分别降到10-6/堆年与10-7/堆年级别，总体满足国际公认的三代核电安全标准要求。

附：

在运在建核电站应对超设计基准事故安全技术研发项目

1.非能动应急电源（高容量蓄能系统）与高位冷却水源系统研发

2.核电站严重事故预防与缓解的研究和实验验证

3.中国二代加核电厂抗震能力提升及超设计基准抗震裕量分析研究

4.核电厂超设计基准外部水淹研究及乏燃料熔化事故预防与缓解措施研究

5.多重外部灾害叠加情况下危害分析及应对措施（秦山和大亚湾厂址）

6.超设计基准事故缓解设备和系统研发

7.严重事故仿真平台与氢气控制装置研发

8.严重事故应急救援用机器人研制

9.非能动安全壳热量导出系统和二次侧非能动余热排出系统研发

10.重大核与辐射事故下放射性污染调查的低空快速测量技术研究

11.核事故放射性流出物监测与辐射防护研究

12.核事故放射性废水应急处理技术及工艺研究

篇6：核电安全及三代核电

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。