福岛核事故不会重演:专家解析我国第三代核电站非能动安全系统

2018-06-12 14:51 科技日报

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大型先进压水堆核电站(亦称“压水堆重大专项示范工程”)的代号为CAP1400,其中,“C”为“中国”英文单词的首个字母,“A”、“P”分别是“先进”和“非能动”英文单词的首个字母,CAP1400含义为中国装机容量为140万千瓦的先进非能动核电技术。

资料图:图为我国大型先进压水堆核电站(亦称“压水堆重大专项示范工程”)CAP1400效果图。其中“C”为“中国”英文单词的首个字母,“A”和“P”分别是“先进”和“非能动”英文单词的首个字母,CAP1400含义为中国装机容量为140万千瓦的先进非能动核电技术。(拖拽图片可查看大图)

(科技日报6月12日报道)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。

责任编辑:鲁路(QM0002)  作者:申明