第三代核能系统的优异性能

第三代核能系统是目前已经成熟的核电技术,也必然是今后一段时间新建核电厂的主要技术形式。第三代核能技术全面总结了第二代核能技术的优劣,提高了系统的安全性和经济性,更适合于标准化、规模化发展。下面对第三代核能系统的典型技术加以介绍。

非能动安全概念的提出和发展,使得核电厂的安全性由外在转向内在,核电系统和设备由复杂转向简单,核电厂的安全和经济由相互矛盾开始转向和谐统一,因此,它成为提高核电厂的安全性和经济性的最重要的设计指导思想。

1.先进沸水堆

先进沸水堆(advanced boiling water reactor,ABWR)是以美国通用电器(GE)公司为主设计的堆型,单堆设计电功率在1350～1600MW,其设计基于传统的沸水堆(BWR)设计和多年运行经验,属于第三代先进核反应堆,基本符合国际上通行的核安全管理规定,基本满足美国用户要求文件(URD)对第三代先进轻水堆安全性、先进性、可靠性和经济性的要求。ABWR也是一个已经完成了全部工程设计、有实际建造和运行经验的第三代核反应堆,其第一台机组于1996在日本建成投入运行。(www.xing528.com)

早在1978年,美国GE公司就开始了ABWR的研发,并联合了瑞典的通用电气公司-原子能公司(Asea-Atom)、意大利的安莎尔多(Ansaldo)公司及日本的日立和东芝公司一起成立了“改进工程设计队(AET)”共同开发ABWR。AET综合了美国、欧洲和日本在沸水堆方面设计优点和成熟的运行经验,同时吸收了沸水堆用汽轮机、核燃料、电子及控制技术方面的先进技术,共同完成了ABWR的概念设计工作。在AET所做的概念设计的基础上,GE、日立和东芝三家公司合作,于1985年完成了ABWR的基本设计。

2.简化型沸水堆

简化型沸水堆(economic simplified boiling water reactor,ESBWR)是通过电气(GE)公司最新开发的沸水堆堆型,属于Ⅲ+反应堆堆型,已于2005年12月通过美国核管理委员会(NRC)的初步设计认证,2007年进行安全评估。ESBWR吸收了已有先进反应堆和简化型沸水堆的技术,采用非能动安全设计。ESBWR的反应堆系统采用全自然循环,取消循环泵,堆芯上方设置烟囱,以增加重力驱动压头；反应堆控制系统采用控制棒微动电动机和水力双重驱动,增加功率调节的机动性和停堆可靠性；使用大直径的压力容器,保证事故时堆芯淹没；非能动的安全壳冷却系统可去除冷却剂丧失事故中由堆芯衰变热产生的蒸汽；重力驱动冷却系统向反应堆提供低压补给水；隔离冷凝器去除堆芯衰变热。这些设计特点在增强系统经济性能的同时保证了足够的安全裕度。