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非能动先进核电厂AP1000(中)

        发布时间:2018-11-07 10:33        编辑:北极电力网
 以逸待劳“非能动”

    AP1000设计最大的特色是采用了非能动安全系统。非能动,就是利用自然界物质固有的规律来保障安全,即不需要泵、交流电源、应急柴油机等外界能动动力驱动,而是利用物质的重力、惯性以及流体的自然对流、扩散、蒸发、冷凝等原理,在事故应急时冷却反应堆厂房(安全壳)并带走堆芯余热。

    按这种思路的设计,既简化了系统、减少了设备和部件,又大大提高了安全性。AP1000核电厂较传统二代核电厂的阀门减少50%,水泵减少35%,安全级管道减少80%,抗震建构筑减少45%,电缆减少70%,厂房建筑和设备配置也都大幅减少。因而在建造时能够缩短工期,节约成本,在核电厂正常运行期间能够减少试验、检查和维护的工作量。在事故条件下,甚至失去交流电源后72小时以内无需操纵员动作,可以保持堆芯的冷却和安全壳的完整性。

    大显身手“非能动”

    AP1000非能动安全系统包括应急堆芯冷却系统、安全注入系统、自动降压系统、非能动余热排出系统和非能动安全壳冷却系统等。

    以非能动安全壳冷却系统为例,系统利用钢制安全壳壳体作为一个传热表面,事故条件下安全壳内的蒸汽在安全壳内表面冷凝,然后通过导热将热量传递到钢壳体。受热的钢壳体外表面通过对流、辐射等,被安全壳外壁自然循环的空气和水膜带走热量。位于安全壳屏蔽构筑物顶部的“大水箱”,能够通过重力自动对安全壳壳体实施外部喷淋冷却,并形成水膜,大水箱可以连续3天喷淋并重新补水。

    又比如,AP1000的反应堆安装在由混凝土屏蔽墙和绝热层组成的堆腔内。在万一发生反应堆堆芯熔化的严重事故时,反应堆压力容器壁被堆芯熔融物加热而急剧升温。此时,设置在安全壳内的换料水箱靠重力自动地向堆腔注水,水经压力容器外壁和绝热层之间的流道向上流动,冷却压力容器外壁,通过自然循环将热量带走,使压力容器不被熔穿,从而使堆芯熔融物保持在压力容器内。

    此外,AP1000的安全壳裂变产物去除系统、主控室可居留系统、消防系统等也都采用了非能动理念。

    举一反三“非能动”

    非能动并不神秘。事实上,非能动作为一种技术手段,从人类尝试利用核能之初即被应用。靠重力使控制棒下落而停堆、主泵惰转技术、止回阀技术等一项项非能动技术的应用解决了核电厂中的某一具体问题或替代了某一具体设备。而AP1000将非能动作为一种理念加以系统应用,成为保证核电安全性不可或缺的手段。

    非能动的应用不止于核电领域。例如在油气储运中,采用非能动控制系统实现管道流体输送的调节与控制,不需外设动力源和能动设备,能够适应沙漠、河流、海洋、森林、冰雪等恶劣的自然条件。可以预见,非能动反映了技术探索过程中简单、可靠、节约、本质的需要,必将在核电和其他领域得到更为广泛的应用。

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