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第三代核電技術特點


北美、日本、歐洲、俄羅斯、中國等反應堆供應商在規劃或在建的有十幾種滿足（URD、EUR）的三代核反應堆，它們在滿足用戶要求文件（URD、EUR）的基礎上，每種堆型采用不同的設計理念：AP1000采用安全系統“非能動化”和簡化系統的設計理念；EPR采用安全系統增加冗余度（安全系統全部采用4x100%的設置）的設計理念。“華龍一號”采用“能動與非能動”相結合的安全設計理念。


三代核電綜合來講具有以下特點：


（1）更長的設計壽命：反應堆具有更高的可用性和更長的操作壽命，通常反應堆設計壽命是60年。


第三代核電站的設計壽命延長至60年，在設計壽命期間（60年）無需更換反應堆壓力容器，并且在設計中提供了更換其他主設備包括蒸汽發生器的可能性，其反應堆壓力容器等不可更換設備的設計壽命達到60 年，一般通過延壽三代核電站壽命可以達到80年，這樣提高了核電站的經濟性。


（2）極低的嚴重事故概率：堆芯損傷頻率（CDF）限值小于1*10-5/堆年，大量放射性釋放頻率（LRF）限值為1*10-6/堆年。


美國核管會要求的堆芯損傷頻率（CDF）限值是1*10-4/堆年，美國用戶要求文件（URD）為1*10-5，目前美國大多數在役核電站的設計值是5*10-5，AP1000的CDF為5.08*10-7/堆年，遠低于上述參考值。AP1000的大量放射性釋放頻率（LRF）為5.94*10-8/堆年，美國核管會要求的目標值為1*10-5/堆年，URD為1*10-6/堆年，AP1000設計遠遠低于這些參考值。三代核電站設計了更多的緩解反應堆發生嚴重事故的措施，極大降低了堆芯熔化及大量放射性物質釋放的可能性。


第三代核電技術特點？全世界有哪些第三核電站？


▲福清核電


（3）允許事故后不干預：采用非能動的安全系統，事故工況下半個小時或更長時間內允許操縱員不采取任何手動動作；


三代堆的設計中包含了被動或固有的安全特性，非能動安全系統緩解設計基準事故的功能不依賴于操縱員動作。在第三代核電站的設計中考慮了操縱員響應寬容時間，比如在AP1000設計中對于在始發事件疊加單一故障的LDB（許可證設計基準）假設下分析的瞬態和事故（包括失去全部交流電源），在需要動作的始發信號發出后的至少72小時內無需操縱員手動操作。由于非能動安全設施的使用，使得反應堆在發生事故初期可以不需要進行人為的干預，這樣減少了誤操作的可能性，提高了反應堆運行的安全性。


（4）更強的安全殼結構：強化了安全殼的結構設計，可抵御商用大飛機的撞擊。


第三代核電站一般都采用了雙層安全殼設計。AP1000與華龍一號內層均為鋼制安全殼，是包容放射性物質的最后一道屏障，抵御各種事故下及可能的嚴重事故下內部的高溫高壓，并且具備非能動安全殼冷卻功能；外層為高強度混凝土安全殼，抵御包括飛機撞擊在內的各種外部災害的作用，保護內殼及其內部結構不受影響。EPR雙層安全殼均為混凝土形式，外層采用加強型的混凝土殼抵御外部災害，內層為預應力混凝土。上述外層安全殼設計均可以抵御商用飛機撞擊，有效應對核設施遭遇恐怖襲擊的可能，提高了運行的安全性。