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[科普知识]国际核能发电历史沿革

2012年12月11日11:13 | 中国发展门户网 www.chinagate.cn | 给编辑写信字号：T|T

关键词：非能动熔融物反应堆冷却剂系统安全余量 1975年轴密封 1980年 1983年 LBB 慢化剂

（3）第三代核电厂的主要类型

①先进压水堆核电厂

在国际上，目前已比较成熟的第三代核电压水堆有AP-1000、ERP和System80+三个型号，System80+虽已经美国NRC批准，但美国已放弃不用。

i）AP600与AP1000先进的非能动的压水堆电厂。

紧凑布置的反应堆冷却剂系统。反应堆冷却剂系统采用二环路，各有一台蒸汽发生器、两台屏蔽式电动泵、一条热管段和两条冷管段组成，泵的吸入管直接连在蒸汽发生器下端，省去泵的单独支撑。

非能动的安全系统。由重力、自然循环和储能等按自然规律来驱动的安全系统。包括非能动余热派出系统、非能动安全注射系统，以及非能动的安全壳冷却系统。

非能动余热排出热交换器的进口与反应堆冷却剂系统热管段相连，出口与蒸汽发生器出口腔相连。在冷却剂泵失效时，水流自然循环到该热交换器，将反应堆余热带到安全壳内换料水箱。

非能动安全注射系统有两台堆芯补水箱、两台安注箱和位于安全壳的换料水箱组成。与反应堆冷却剂环路连接并充满硼水，靠重力注射。当正常上充水系统故障时，可应付小泄漏；由于失水事故而引起大泄漏时，提供堆芯应急冷却，最终将反应堆冷却剂系统全部淹没。非能动安全壳冷却剂系统以钢安全壳作为传热界面，首先利用位于安全壳屏蔽厂房顶部的水箱，喷淋钢安全壳外表面；随后将空气从安全壳屏蔽构筑物顶部引入，沿导流板，经安全壳底部，再沿钢安全壳外表面向上流动，导出钢安全壳内部的热量，作为最终热阱。

熔融物堆内滞留。在严重事故下将堆芯熔融物保持在堆内，通过压力容器外表进行冷却是AP1000缓解严重事故的重要策略。反应堆的堆腔设计成能在事故工况下将堆腔淹没到冷却剂环路高度以上，同时在反应堆保温层与压力容器之间设计有通路，水进入通路，带走热量，加热后的水或蒸汽从堆腔上部流出。在安全壳内设置氢气点火器和氢复合器来防止氢气爆燃。美国西屋公司自八十年代以来，在能源部和NRC的支持下，耗资六亿多美元对非能动安全系统的功能、机理和可靠性等进行了大量的研究、开发、试验、验证和分析论证工作，其形成的设计文件已通过美国NRC的审查批准，2004年9月获得了最终设计批准书（FDA）。