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非能动安全试验平台:国产三代核电站的安全基石

点评

科技传媒网 中国科技网 2018-06-13 15:00

CAP1400采用的三道非能动安全系统设计,在事故情况下,仅利用自然力和过程就可以依次保障各道安全屏障的完整性,防止放射性物质向外部环境释放,确保核电站安全

非能动安全试验平台:国产三代核电站的安全基石

非能动堆芯冷却系统试验装置(ACME)

非能动安全试验平台:国产三代核电站的安全基石

安全壳穹顶水发配试验装置

核电正在成为日益重要的清洁能源。但人类在核能利用方面,曾有让人心生畏惧的案例,远有切尔诺贝利,近有福岛核事故,安全成为核电的生命线。

目前我国在建核电装机容量居世界第一。核电建设“必须绝对保证安全”,这是我国对核电建设开发明确提出的顶层要求。

很多人都担心核电站的辐射威胁,实际上正常运行的核电站对周围居民的辐射影响远远低于天然辐射,而一旦发生事故,其专设的安全系统通过多道安全屏障起到保护作用,能够避免放射性物质向环境的释放。尤其是我国研发的具有自主知识产权的第三代核电站CAP1400,采用了先进的非能动安全设计技术,是符合国际最高安全标准的商用压水堆核电站。

据了解,CAP1400采用的三道非能动安全系统设计,在事故情况下,仅利用自然力和过程就可以依次保障各道安全屏障的完整性,防止放射性物质向外部环境释放,确保核电站安全。

那么,当核电站在现实中真的发生事故后,这些安全系统能否发挥作用呢?可靠性又如何呢?又如何去验证它们的安全性能?

“我们针对保障核电站安全的非能动系统,设计出一套较完整的安全验证系统与实验平台,并形成了一套安全试验验证体系。”国核华清(北京)核电技术研发中心有限公司总经理、清华大学核能与新能源技术研究院研究员常华健告诉记者。

据了解,经过多年的技术研究,常华健所带领的团队针对CAP1400的各道非能动安全系统,设计并建成了由两个大型整体试验台架和5个单项试验台架组成的非能动安全试验验证平台。相比国际同类台架,实现了较为完整的事故模拟和关键现象试验研究,试验模拟更为准确,失真度小,试验数据及结果更为完整和可靠,在非能动系统特性及机理研究上取得重要进展,填补了国内空白,提升了我国核电技术的国际影响力,为相关核能技术开发提供了支持。在2017年北京市科学技术奖评选中,该项目荣获一等奖。

不需外部能量的“非能动安全系统”

防止反应堆堆芯过热,是保护反应堆安全的重中之重。常华健告诉记者,日本福岛核电站在地震发生时,反应堆已经紧急停堆,正常的链式核反应已经停止,但堆芯衰变热仍在不断产生,这时在正常情况下,核电站会用应急柴油发电机组和外部电网供电对反应堆进行冷却,但是随后而来的海啸却摧毁了这些设备,导致核反应堆得不到冷却,造成堆芯温度升高和过热,进而引发了堆芯熔化的严重事故。

而所谓非能动安全系统,就是依靠重力、温差和压缩空气等自然力来驱动的安全系统,通过蒸发、冷凝、对流、自然循环等这些自然过程来带走热量,因此它无需依赖泵等这些依靠外部电源的能动部件。

“发生事故之后,如果有电的情况优先使用能动的安全设备。即使像福岛事故那样的事情发生,即使动力电没了,只要非能动系统正常启动,依靠非能动安全系统的载热能力,就可以保障反应堆的安全。”常华健说。

据了解,CAP1400有三道非能动安全防线。第一道是非能动堆芯冷却系统,它设置实现系统可控降压的自动降压系统,以及多个不同压力下对堆芯进行注水和冷却的安注系统,确保堆芯充分冷却、燃料组件始终被水淹没,不会发生过热烧毁。

核电站采用“纵深防御”的设计理念,即使第一道防线失效,仍有第二道防线。堆内熔融物滞留措施是非能动压水堆独特的设计,通过淹没压力容器底部,用压力容器外部水的沸腾换热带走热量的方式,将高达2000多摄氏度的熔融物保持在反应堆压力容器内,防止放射性的泄漏。

为保证核电站安全的万无一失,即使前面两道防线失效,仍有非能动安全壳冷却系统确保核电站的最后一道防线。与传统的二代核电站安全壳内的冷却喷淋相比,三代非能动核电站的反应堆厂房不再是半球体,或是长方体,而是类似酒瓶状——拱形圆柱体上叠加了一个直径稍小的圆柱体结构。

“第三代核电站反应堆安全壳由金属壳体和混凝土壳两层组成,安全壳上面稍小的圆柱体是重力排水水箱,储存有至少保障72小时冷却的水,它可以利用重力对金属安全壳外表面进行洒水降温。”常华健介绍说。

在发生核电站安全事故的情况下,通过向金属壳外部自动提供冷却水来使安全壳内部的温度和压力降低下来,保证安全壳的完整性,最大限度地达到将放射性物质保留在安全壳内的目的。

“有这三道非能动防护屏障,三代核电站的安全水平相比第二代提高了约100倍。”常华健说。

本文链接:http://www.itmsc.cn/archives/view-216129-1.html
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(责任编辑:夏喧)
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