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非能動安全試驗平台:國産三代核電站的安全基石
發布日期: 2018-06-18 文字作者: 國家核安全局 圖片作者: 點擊數: 3227

核電正在成爲日益重要的清潔能源。但人類在核能利用方面,曾有讓人心生畏懼的案例,遠有切爾諾貝利,近有福島核事故,安全成爲核電的生命線。

目前我國在建核電裝機容量居世界第一。核電建設“必須絕對保證安全”,這是我國對核電建設開發明確提出的頂層要求。

很多人都擔心核電站的輻射威脅,實際上正常運行的核電站對周圍居民的輻射影響遠遠低于自然輻射,而一旦發生事故,其專設的安全系統通過多道安全屏障起到保護作用,能夠避免放射性物質向環境的釋放。尤其是我國研發的具有自主知識産權的第三代核電站CAP1400,采用了先進的非能動安全設計技術,是符合國際最高安全標准的商用壓水堆核電站。

據了解,CAP1400采用的三道非能動安全系統設計,在事故情況下,僅利用自然力和過程就可以依次保障各道安全屏障的残缺性,防止放射性物質向内部環境釋放,確保核電站安全。

那麽,當核電站在現實中真的發生事故後,這些安全系統能否發揮作用呢?可靠性又如何呢?又如何去驗證它們的安全功能?

“我們針對保障核電站安全的非能動系統,設計出一套較残缺的安全驗證系統與實驗平台,並构成了一套安全試驗驗證體系。”盛世娱乐官网華清(北京)核電技術研發中心有限公司總經理、清華大學核能與新能源技術研讨院研讨員常華健告訴記者。

據了解,經過多年的技術研讨,常華健所帶領的團隊針對CAP1400的各道非能動安全系統,設計並建成了由兩個大型整體試驗台架和5個單項試驗台架組成的非能動安全試驗驗證平台。相比國際同類台架,實現了較爲残缺的事故模擬和關鍵現象試驗研讨,試驗模擬更爲准確,失真度小,試驗數據及結果更爲残缺和可靠,在非能動系統特性及機理研讨上取得重要進展,填補了國內空白,提升了我盛世娱乐官网電技術的國際影響力,爲相關核能技術開發提供了支持。在2017年北京市科學技術獎評選中,該項目榮獲一等獎。


不需内部能量的“非能動安全系統”


防止反應堆堆芯過熱,是保護反應堆安全的重中之重。常華健告訴記者,日本福島核電站在地震發生時,反應堆已經緊急停堆,正常的鏈式核反應已經中止,但堆芯衰變熱仍在不斷産生,這時在正常情況下,核電站會用應急柴油發電機組和内部電網供電對反應堆進行冷卻,但是隨後而來的海嘯卻摧毀了這些設備,導致核反應堆得不到冷卻,形成堆芯溫度升高和過熱,進而引發了堆芯熔化的嚴重事故。

而所謂非能動安全系統,就是依托重力、溫差和壓縮空氣等自然力來驅動的安全系統,通過蒸發、冷凝、對流、自然循環等這些自然過程來帶走熱量,因此它無需依賴泵等這些依托内部電源的能動部件。

“發生事故之後,如果有電的情況優先运用能動的安全設備。即便像福島事故那樣的事情發生,即便動力電沒了,只需非能動系統正常啓動,依托非能動安全系統的載熱能力,就可以保障反應堆的安全。”常華健說。

據了解,CAP1400有三道非能動安全防線。第一道是非能動堆芯冷卻系統,它設置實現系統可控降壓的自動降壓系統,以及多個不同壓力下對堆芯進行注水和冷卻的安注系統,確保堆芯充分冷卻、燃料組件始終被水淹沒,不會發生過熱燒毀。

核電站采用“縱深防禦”的設計理念,即便第一道防線失效,仍有第二道防線。堆內熔融物滯留措施是非能動壓水堆獨特的設計,通過淹沒壓力容器底部,用壓力容器内部水的沸騰換熱帶走熱量的方式,將高達2000多攝氏度的熔融物保持在反應堆壓力容器內,防止放射性的走漏。

爲保證核電站安全的萬無一失,即便前面兩道防線失效,仍有非能動安全殼冷卻系統確保核電站的最後一道防線。與傳統的二代核電站安全殼內的冷卻噴淋相比,三代非能動核電站的反應堆廠房不再是半球體,或是長方體,而是類似酒瓶狀——拱形圓柱體上疊加了一個直徑稍小的圓柱體結構。

“第三代核電站反應堆安全殼由金屬殼體和混凝土殼兩層組成,安全殼上面稍小的圓柱體是重力排水水箱,儲存有至少保障72小時冷卻的水,它可以利用重力對金屬安全殼表面面進行灑水降溫。”常華健介紹說。

在發生核電站安全事故的情況下,通過向金屬殼内部自動提供冷卻水來使安全殼內部的溫度和壓力降低下來,保證安全殼的残缺性,最大限制地達到將放射性物質保留在安全殼內的目的。

“有這三道非能動防護屏障,三代核電站的安全程度相比第二代进步了約100倍。”常華健說。


非能動實驗台架挑戰重重


“绝对于现有商用核电机组所采用的能动安全零碎,非能动安全零碎的设计原理发生了根本变化,事故进程和物理景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零碎设计全面开展实验验证。”常华健表示。

通過試驗來驗證核電站安全性是最爲可靠的手腕,但在真實核電站上直接進行事故研讨是不現實的。因此,通常采用縮小比例的整體試驗台架來研讨系統級過程,而針對重要物理過程研讨則采用單項試驗台架。

“試驗驗證對于核電安全發展具有重要作用並已有廣泛研讨,但對全面采用非能動理念的核電站而言,試驗研讨難度依舊很大。”常華健表示。

首先,對于全新的非能動電站設計,事故現象的試驗研讨是一個新領域,各道非能動安全系統作用于不同事故或事故的不同階段,設計各不相反,研讨內容非常複雜,需求進行大跨度的系統性和局部性的試驗研讨,需求優化組合後采用不同的整體和單項試驗台架互相配合,從而確立可行的試驗方案。

其次,各研发机构对于热工水力实验具有各自的专长领域,往往只是针对某个零碎甚至某个景象进行实验研讨。在 AP600 的开发过程中,对于非能动堆芯冷却全体功能的验证采用了世界上的三个综合实验台架,由于各有一定的局限性,这三个台架仅能分别研讨事故的某些特定阶段。对于非能动安全壳冷却零碎,各实验台架之间的比例、参数、模仿工况范围等,都不能很好的统筹考虑台架实验的残缺性、充分性和婚配性。

“而我国在商用压水堆安全实验技术上起步较晚,尤其是在复杂非能动零碎事故瞬态过程的实验研讨方面,在引进 AP1000 技术时仍基本处于空白。”常华健说。


國際首個残缺的核電安全試驗平台


为了对 CAP1400 的安全特性进行全面可信的验证,在国家科技严重專項支持下,研讨团队决定自主设计并建设全面的实验验证平台,包括用于研讨主回路及非能动堆芯冷却零碎和非能动安全壳冷却零碎的两大全体实验台架 ACME(Advanced Core-cooling Mechanism Experiment) 和 CERT(Containment Safety Verification via Integral Test),研讨非能动安全壳冷却零碎关键物理过程(壳外水分配、壳内冷凝、冷凝水膜耦合)以及严重事故下熔融物滞留零碎关键传热过程(金属层传热、压力容器内部冷却)的五个单项台架。

“我們總共搭建了七個台架,构成了具備對各道非能動安全系統進行全面驗證能力的試驗平台。”常華健說。

爲驗證我國自主研發的先進核電站的非能動堆芯冷卻系統的功能,科研團隊在大型綜合實驗設計等技術上多年攻關,建成了我國自主研發的非能動堆芯冷卻系統的整體性試驗台架ACME,驗證了非能動堆芯冷卻系統的可靠性。

壓力容器的内部冷卻是核電站嚴重事故緩解的核心技術,這個試驗具有工況惡劣,模擬實際情況技術難度大等特點。研讨團隊通過對于真實物理過程模擬技術的研讨,采用與實際反應堆壓力容器相反的表面材料,完成了兩個單項試驗台架的設計與建設,並驗證了堆內熔融物滯留技術的有效性。

由于非能動安全殼整體冷卻過程中的物理現象多且複雜,需求分別開展整體以及單項實驗研讨。國際上原有實驗的技術條件與實際條件有明顯差距,爲了達到驗證的目的,科研團隊大膽創新,設計並建造了世界上規模最大的安全殼整體功能試驗台架CERT及三個高參數的單項試驗台架,充分驗證了安全殼冷卻系統的可靠性。

“這七個試驗平台功能互補、互相配合,構成了國際首個残缺的核電非能動安全試驗平台,大幅进步了非能動核電站整體安全功能的驗證程度。”常華健說,通過這些試驗模擬和對數據的研讨分析,全面驗證了CAP1400核電站非能動安全系統的可靠性,爲我國自主化核電技術發展奠定了堅實的試驗驗證技術基礎。

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