如何简化压水堆核电厂？

简化轻水堆是吸取美国三里岛核事故的教训而发展起来的一种反应堆设计思想,其目标是消除人和设备之间的复杂关系,尽量避免因为人为错误导致事故,简化反应堆系统。简化轻水堆首先在美国发展,日本和欧洲也在参与美国研究的同时,积极发展符合本国情况的简化轻水堆。下面简单介绍几种简化堆型的设计思路,从而了解“简化”的思想观念。

简化轻水堆设计的指导思想是：在安全性方面,设备会出故障,人也会犯错误,但自然反应堆力是不会出现故障的,因此强调非能动安全性,大幅度简化反应堆的系统设备；在经济性方面,通过简化系统和模块式设计,降低核电厂的建设成本,缩短核电厂的建设周期,提高核电的经济性。非能动(passive)安全系统全面采用通过自然力(重力)进行驱动,而不是使用属于典型能动(active)设备的泵进行驱动。例如,在简化轻水堆中,采用位于高位的水箱,利用重力向反应堆注入冷却水；非能动安全系统中的阀门通过蓄电池作为直流电源进行动作,而不是采用属于能动设备的柴油发电机。由于非能动安全系统利用的是不会出现故障的自然力,因此可以对一般反应堆中所采用的复杂系统设备进行简化。

在美国,西屋电器(WH)公司于1985年开始了60万kW级的AP-600简化压水堆的研究开发(AP-600和随后的AP-1000轻水压水堆技术目前已经成为第三代核能系统的代表堆型之一),简化压水堆SPWR的研究则以AP-600的安全系统为基础,不依赖于交流电源、泵之类的外部动力,采用依赖于蓄电池的直流电源、容器、阀门之类简化设备组成的非能动安全系统。

在日本研究的简化压水堆系统,设计思想则具有以下特点：

(1)非能动安全系统由可以自动对反应堆进行减压的自动减压系统构成,包括堆芯辅助给水箱(高压,根据反应堆压力可进行自动注水)、蓄压箱(中压)、安全壳内燃料更换用水箱(低压)等容器。该系统可以实现重力注水,在事故时对堆芯进行冷却。(www.xing528.com)

(2)非能动安全壳冷却系统。在安全壳顶部安装冷却水储存箱,依靠重力进行冷却水喷淋,由水和空气对钢制安全壳外侧进行排气口冷却。

(3)“离开安全”设计思想。在事故发生后的短时间内不需要进行准确的运行判断和运行操作。

由于采用非能动安全系统,SPWR系统的设备将会得到很大的简化。在安全性能方面,SPWR系统可以做得更好,不需要失水事故时的运行操作,在小事故(如蒸汽管路泄漏)时操作也将得到简化。在一般的压水堆核电厂中,规程规定事故后10min不需要运行操作,对于SPWR系统,将时间延长到3d。在运行和维修方面,SPWR也将简化运行、减少维修。在建设成本方面,按照美国的评价方法,100万kW级的SPWR相比普通的SPWR建设成本减少10%。