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(2)

2018-06-12 14:51 科技日报

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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。

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。

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。

■非能动实验台架挑战重重

“相对于现有商用核电机组所采用的能动安全系统,非能动安全系统的设计原理发生了根本变化,事故进程和物理现象与原二代核电有较大区别。因此,CAP1400 安全评审要求对非能动安全系统设计全面开展试验验证。”常华健表示。通过试验来验证核电站安全性是最为可靠的手段,但在真实核电站上直接进行事故研究是不现实的。因此,通常采用缩小比例的整体试验台架来研究系统级过程,而针对重要物理过程研究则采用单项试验台架。“试验验证对于核电安全发展具有重要作用并已有广泛研究,但对全面采用非能动理念的核电站而言,试验研究难度依旧很大。”常华健表示。

首先,对于全新的非能动电站设计,事故现象的试验研究是一个新领域,各道非能动安全系统作用于不同事故或事故的不同阶段,设计各不相同,研究内容非常复杂,需要进行大跨度的系统性和局部性的试验研究,需要优化组合后采用不同的整体和单项试验台架相互配合,从而确立可行的试验方案。其次,各研发机构对于热工水力试验具有各自的专长领域,往往只是针对某个系统甚至某个现象进行试验研究。在 AP600 的开发过程中,对于非能动堆芯冷却整体性能的验证采用了世界上的三个综合试验台架,由于各有一定的局限性,这三个台架仅能分别研究事故的某些特定阶段。对于非能动安全壳冷却系统,各试验台架之间的比例、参数、模拟工况范围等,都不能很好的统筹考虑台架试验的完整性、充分性和匹配性。“而我国在商用压水堆安全试验技术上起步较晚,尤其是在复杂非能动系统事故瞬态过程的试验研究方面,在引进 AP1000 技术时仍基本处于空白。”常华健说。

责任编辑:鲁路(QM0002)  作者:申明