第三代核电站的要求
核电站建设标准
核电站建设标准核电站是一种重要的能源设施，为了确保核电站的安全运营和环境保护，各国都制定了一系列的核电站建设标准。
本文将从设计规范、材料要求、安全标准、环境保护等方面，对核电站建设的标准进行论述。
一、设计规范核电站的设计规范是核电站建设的基础，它直接关系到核电站的安全性能和经济性。
设计规范主要包括以下几个方面：1. 设计负载：核电站需要能够满足电网的负载需求，设计负载需要根据当地的电力需求和电网的规模来确定。
2. 设计寿命：核电站的设计寿命一般为30-40年，设计时需要考虑设备的寿命周期。
3. 设计热效率：设计时要考虑如何提高核电站的热效率，减少能源的损耗。
4. 设计安全性：核电站的设计必须满足严格的安全要求，包括防核泄漏、防火灾、抗地震等。
5. 设计可靠性：核电站需要保证高可靠性，设计时要考虑设备和系统的冗余和备份。
二、材料要求核电站的材料要求是保证核电站长期安全运行的基础。
材料要求主要包括以下几个方面：1. 基础材料：核电站的地基、建筑结构和设备支撑结构等都需要使用优质的混凝土、钢结构和耐热材料等。
2. 燃料元件材料：核电站的燃料元件需要使用耐高温、耐腐蚀和耐辐照的材料，以确保燃料元件的可靠性和安全性。
3. 冷却剂管道材料：核电站的冷却剂管道需要使用耐腐蚀、耐高温和耐辐照的材料，以确保冷却剂的流动和传热效果。
4. 安全壳材料：核电站的安全壳需要使用具有一定抗冲击和防辐射能力的材料，以保证核事故发生时的安全性。
三、安全标准核电站的安全标准是核电站建设的核心，它直接关系到核电站在设计、施工和运营阶段的安全性。
安全标准主要包括以下几个方面：1. 核安全标准：核电站的设计、建设、运营和拆除必须符合国际核安全标准，保证核电站在任何情况下都不会对人类和环境造成威胁。
2. 辐射防护标准：核电站必须制定严格的辐射防护标准，确保工作人员和周围环境的辐射水平低于国际标准。
3. 事故应对标准：核电站必须制定完善的事故应对方案，确保在事故发生时能够及时、有效地进行应对，最大限度地减少事故对人员和环境的影响。
我国率先掌握第三代核电五大关键技术
展 ， 常规 岛 结构 设 计对 新 技 术 的要 求 也不 断提 高 ，设计人 员应加 强有关技 术 的开发和应 用 。 （ １ ）半速 汽 机 发 电机 是 现 在 和 将 来 核 电站 的主 导 机 型 ， 对 于 欧 洲 百 万 级 半 速 机 组 ，弹
簧 隔 振 的弹 性 基 础 是 最 佳 的 结 构 型 式 。采 用 Ｓ ＡＲＤＹＮＥ Ｓ ２ ０ 国 际通 用 的成 熟 软件 Ｔ 和 ＡＰ ０ ０
Ｓ ２ ０ 成 熟 的专业 软 件 进行 优 化 设计 ，并配 ＡＰ ０ ０
合物 模试验 使技术 经济指 标更优 。 （ ２ ）抗 震 性 能 分 析 是 常 规 岛 结 构 设 计 的 重
点 ， 由于２ ０ 年 ８ 前 国 内没 有 规 范 明确 常规 ０８ 月
量 蕊
酗
我国率先掌握第三代核电五大关键技术
房 相 关设 备 震动 输 入 的重 要 依据 ，在 核 电站 动 力 分析 中是 一个 重 要 的部 分 。 目前三 代 核 电基 本 采用 半 地 下室 布 置 ，主 厂 房基 础采 用 筏基 ，
结 构计 算 模 型宜 计 入地 基 与 结构 的相 互 作用 ，
４ 结语
在 中 国核 电全面 进 入 “ 二代 半 ”同 时大力
关于第三代核电站
关于第三代核电站关于第三代核电站前⾔能源危机与环境危机⽇益紧迫，使⽤新的清洁、安全、⾼效能源成为⼈类不争的共识。
除了煤炭、⽯油、天然⽓、⽔⼒资源外，如风能、太阳能、潮汐能、地热能等等新能源逐渐引起⼈们的重视，但是由于技术问题、开发成本及场地等因素，这些能源很难在近期内实现⼤规模的⼯业化⽣产和利⽤；⽽同各种化⽯能源相⽐起来，核能对环境和⼈类健康的危害更⼩，更是⼀种安全、可靠、清洁的能源，且在经济上具有竞争⼒的最为现实的替代能源。
第三代核反应堆是在汲取了第⼆代反应堆运⾏经验和事故教训后，于20世纪90年代后期发展出的安全性更⾼的先进反应堆技术，通常把满⾜《美国⽤户要求⽂件(URD)》或《欧洲⽤户要求⽂件(EUR)》价标准的核电⼚称为第三代核电站。
⽬前，世界上在建和规划待建的核电站，⼤部分将采⽤第三代核电技术。
近年来，我国核电产业发展取得了举世瞩⽬的成绩，核电技术研发和⼯程应⽤⾛在世界前列。
以“华龙⼀号”正式投产和“国和⼀号”成功研发（及其⽰范⼯程的开⼯建设）为标志，我国成为继美国、法国、俄罗斯等核电强国后⼜⼀个拥有独⽴⾃主三代核电技术和全产业链的国家。
核电站⼯作原理核电站是利⽤核分裂（核裂变）或核融合（核聚变）反应所释放的能量产⽣电能的发电⼚。
⽬前商业运转中的核能发电⼚都是利⽤核裂变反应⽽发电。
核电站常见的堆型有四种：压⽔堆、沸⽔堆、重⽔堆和快堆。
压⽔堆核电站发电原理图沸⽔堆核电站发电原理图现在⽐较普遍使⽤的核电站是压⽔反应堆核电站，我国在运、在建的第三代核电站采⽤的都是压⽔堆核电站，它的⼯作原理是：⽤铀制成的核燃料在“反应堆”的设备内发⽣裂变⽽产⽣⼤量热能，再⽤处于⾼压⼒下的⽔把热能带出，在蒸汽发⽣器内（进⾏热能交换，将热能传递给⼆回路供给的主给⽔）产⽣蒸汽，蒸汽推动汽轮机带着发电机⼀起旋转，电就源源不断地产⽣出来，并通过电⽹送到四⾯⼋⽅。
核电站由三个回路组成。
压⽔堆压⽔堆核电站由三个回路组成。
⼀回路：反应堆堆芯因核燃料裂变产⽣巨⼤的热能，由主泵泵⼊堆芯的⽔被加热成327度、155个⼤⽓压的⾼温⾼压⽔，⾼温⾼压⽔流经蒸汽发⽣器内的传热Ｕ型管，通过管壁将热能传递给Ｕ型管外的⼆回路主给⽔，释放热量后⼜被主泵送回堆芯重新加热再进⼊蒸汽发⽣器。
第三代核电技术及发展
我国第三代核电发展历史在CPR1000体系的形成和运用过程中，共经历了中国核电工业制度变迁的三个阶段，如表1。
1977年到1986年，是中国对核电行业深入探索的阶段。
中国政府并没有因为先前苏南核电的失败放弃发展核电的信心，促成了中国与法国的第一次技术和商业合作，我国引入了法国的核电技术路线M310，并与法国核电公司充分合作，建成了在中国核电历史上占据重要地位的大亚湾核电站。
1979年，中广核集团引进了法国核电技术路线M310型压水堆。
1987年开工的大亚湾核电站是中国与法国核电的首次接轨，由此也加深了中法两国的核电项目合作，使中国核电工作者有机会从近距离了解核电的管屈伟平第三代核电技术及发展理、建设及运做等流程。
进入中国核电工业整体低迷的阶段以后，中国广东核电集团仍然果断大胆地继续研究M310技术，从而使岭澳项目一举成为整个中国核电低迷阶段唯一的亮点，更开拓了关于整个CPR1000系列的前进方向，同时赢得了国际核电组织的认可，为集团在国际上的声望打下了坚实的基础。
1997年，中广核集团以大亚湾核电站为参考建成了岭澳核电站一期。
该电站对M3l0技术路线进行了52项重要技术改进。
按照国际标准，实现了项目管理自主化、建筑安装施工自主化、调试和生产准备自主化，实现了部分设计自主化和部分设备制造国产化，形成了拥有自主表1 我国CPR1000发展的三个阶段知识产权的核电技术路线CPR1000。
由于CPR1000通过了国际原子能机构的认证，在国际核电领域也得到了较高的认同，扩大了我国核电在国际核电领域的影响力，对我国未来的核电发展起到了积极的作用。
CPR1000模仿早期的M310，并根据中国的国情完善和修改了技术，形成了属于自己的技术路线，之后得到了国际原子能机构的认可。
CPR1000路线己逐渐成为我国自主核电工业的一面旗帜。
由于大亚湾项目的顺利投产和良好运营，该运营商中国广东核电集团发现了一条可行的发展方案，并迅速抓住契机，从1994年开始，就大力投入到对大亚湾核电项目所使用的M3l0技术路线的改进和创新当中去，逐渐形成了拥有自主产权的中国压水堆核电技术路线一一CPR1000，并首次应用在岭澳项目中。
核电发展可分为四代
世界核电站可划分为四代录入时间：2008-3-25 作者：snpec第一代核电站：自50年至60年代初苏联、美国等建造的第一批单机容量在300MWe左右的核电站，如美国的希平港核电站和英第安角1号核电站，法国的舒兹(Chooz)核电站，德国的奥珀利海母(Obrigheim)核电站,日本的美浜1号核电站等。
第一代核电厂属于原型堆核电厂，主要目的是为了通过试验示范形式来验证其核电在工程实施上的可行性。
第二代核电站：第二代核电厂主要是实现商业化、标准化、系列化、批量化，以提高经济性。
自60年代末至70年代世界上建造了大批单机容量在600－1400MWe的标准化和系列化核电站，以美国西屋公司为代表的Model 212（600MWe，两环路压水堆，堆芯有121合组件，采用12英尺燃料组件）、Model 312（1000MWe，3环路压水堆，堆芯有157盒组件，采用12英尺燃料组件，），Model 314 （1040MWe，3环路压水堆，堆芯有157盒组件，采用14英尺燃料组件），Model 412（1200MWe，4环路压水堆，堆芯有193盒组件，采用12英尺燃料组件，）、Model 414（1300MWe，4环路压水堆，堆芯有193盒组件，采用14英尺燃料组件）、System80（1050MWe，2环路压水堆）以及一大批沸水堆（BWR）均可划入第二代核电站范畴。
法国的CPY，P4，P4′´也属于Model 312，Model 414一类标准核电站。
日本、韩国也建造了一批Model 412、BWR、System80等标准核电站。
第二代核电站是目前世界正在运行的439座核电站（2007年9月统计数）主力机组，总装机容量为3.72亿千瓦。
还共有34台在建核电机组，总装机容量为0.278亿千瓦。
在三里岛核电站和切尔诺贝利核电站发生事故之后，各国对正在运行的核电站进行了不同程度的改进，在安全性和经济性都有了不同程度的提高。
我国第三代核电技术一览
我国第三代核电技术一览我国的核电技术路线是在上世纪80年代确定走引进、消化、研发、创新的道路的。
经过20余年的努力，通过对引进的二代法国压水堆技术的消化吸收，取得了巨大的技术进步，实现了60万千瓦压水堆机组设计国产化，基本掌握了百万千瓦压水堆核电厂的设计能力。
目前我国有五种第三代核电技术拟投入应用，他们分别是 AP1000、华龙一号、CAP1400、法国核电技术(EPR)以及俄罗斯核电技术(VVER)。
北极星电力网小编整理五种核电技术及特点供核电业界人士参考。
1、AP1000AP1000是美国西屋公司研发的一种先进的“非能动型压水堆核电技术”。
西屋公司在已开发的非能动先进压水堆AP600的基础上开发了AP1000。
该技术在理论上被称为国际上最先进的核电技术之一，由国家核电技术公司负责消化和吸收，且多次被核电决策层确认为日后中国主流的核电技术路线。
国家核电技术公司的AP1000和中广核集团与中核集团共推的华龙一号被默认为中国核电发展的两项主要推广技术，两者一主一辅，AP1000技术主要满足国内市场建设和需求，华龙一号则代表中国核电出口国外。
作为国内首个采用AP1000技术的依托项目三门核电一号机组原计划于2013年底并网发电，但由于负责AP1000主泵制造的美国EMD公司多次运抵中国的设备都不合格，致使三门一号核电机组如今已经延期2年。
目前，除在建的两个项目(三门、海阳)外，三门二期、海阳二期、广东陆丰、辽宁徐大堡、以及湖南桃花江等内陆核电项目均拟选用AP1000技术。
AP1000技术主要目标工程包括：海阳核电厂1-2号机组、三门核电厂1-2号机组、红沿河核电厂二期项目5-6号机组、三门核电厂二期项目、海阳核电厂二期项目、徐大堡核电厂一期项目以及陆丰核电厂一期项目等。
其中海阳核电厂1-2号机组和三门核电厂1-2号机组为正在建设的核电项目，其余五个为有望核准的核电项目。
【三门核电站】浙江三门核电站是我国首个采用三代核电技术的核电项目。
第三代核反应堆-EPR
第三代核反应堆-EPREPR是法马通和西门子联合开发的反应堆。
2001年1月，法马通公司与西门子核电部合并，组成法马通先进核能公司（Framatome ANP，AREV A集团的子公司）。
法国电力公司和德国各主要电力公司参加了项目的设计。
法德两国核安全当局协调了EPR的核安全标准，统一了技术规范。
新一代核反应堆EPR已经完成了技术开发层面的工作，现已进入建设阶段。
一、EPR实现了三大目标：1、满足了欧洲电力公司在“欧洲用户要求文件”中提出的全部要求。
2、达到了法国核安全局对未来压水堆核电站提出的核安全标准。
3、提高核电的经济竞争力，EPR的发电成本将比N4系列低10%。
二、EPR的主要特征1、EPR是目前国际上最新型反应堆（法国N4和德国近期建设的Konvoi 反应堆）的基础上开发的，吸取了核电站运行三十多年的经验。
2、EPR是渐进型、而不是革命型的产品，保持了技术的连续性，没有技术断代问题。
EPR采纳了法国原子能委员会和德国核能研发机构的技术创新成果。
3、EPR是新一代反应堆，具有更高的经济和技术性能：降低发电成本，充分利用核燃料（UO2或MOX），减少长寿废物的产量，运行更加灵活，检修更加便利，大量降低运行和检修人员的放射性剂量。
4、EPR属压水堆技术。
法国在运行的核电站都是压水堆。
目前，全球共有440台在运行的核电机组，其中209台是压水堆。
压水堆是上国际上使用最广泛的堆型。
5、EPR可使用各类压水堆燃料：低富集铀燃料（5%）、循环复用的燃料（源于后处理的再富集铀，或源于后处理的钚铀氧化物燃料MOX）。
EPR堆芯可全部使用MOX燃料装料。
这样，一方面可实现稳定乃至减少钚存量的目标，同时也可降低废物的产量；6、EPR的电功率约为1600兆瓦。
具有大规模电网的地区适于建设这种大容量机组。
另外，人口密度大、场址少的地区也适于采用大容量机组。
未来20年，半数以上的新核电站将建在这类地区。
7、EPR的技术寿期为60年，目前在运行的反应堆的技术寿期为40年。
我国第三代核电站掌握多项关键技术
６ 面 临 的 问题
１ 基 建 期 设 备 全 寿命 周 期 体 系 的 建 立 。企 ）
业基建 期往往受工期 、 人员 、 供求关 系等 问题 困 扰 ， 法有 效关 注设备 资产体 系 的建立 ， 无 仅将设 备 视 为固定资 产处 理 ， 理过 于粗。运 营 单 位 的 ） 设 备 资产管理 停 留在 陈 旧模 式 上 ， 由于没 有 建 立
设备采购 、 运行维护等全寿命管理 ， 管理过程更加 可 控 、 控 、 控 。企业设 备全 寿命周 期管 理 的实 在 能
施 是一 项 系统 的长 期工 程 ， 及 的部 门 、 涉 环节 多 ，
不可 能一蹴 而 就 ， 观念 转 变 、 程优化更 不是 短期 流
完善的设备资产管理体系， 设备资产账物不符 、 有 账 无物 、 有物无 账等情 况很 多 ， 清查工 作量 大 。 ３ 资产管理人员。实 现设 备资产 的全寿命 ） 管理 和 闭环管 理 ， 仅 要 求 管理 制 度 和 软件 系统 不
的 手 中从 图纸 变 成 现 实 。
去年 ３月浙江三门核电站刚开工 ， 而在短短一年多之后 ， 电站厂房 已初具 规模 ， 核 建设 速度之快 则得益 于创新 的施
工方法 。这种施工的方 式就像 “ 搭积木” 一样 ， 以大大缩 短核 电站的建设 周期 ， 可 而这也 正是第三代 核 电技术 的优点之
建成发 电； 按照 国产标准设计 的首批 内陆第三代核电机组也将于今年年底开工。而在此基础上 ， 我国 自主研发 的大型先
进压水堆核 电站技术也 已经完成初步设计。
国家核电技术公司副总经理 孙汉 虹说 ：完全具有 自主知识产 权的 中国人 自己的核 电技 术 ， 在 ２ １ “ 将 ０ ３年开 工建设 ，
第三代核电
2011年7月第21期科技视界SCIENCE &TECHNOLOGY VISION 科技视界Science &technology vision目前,世界各国除了对正在运行的第二代机组进行延寿与补充性建一些二代加的机组外,接下来新一批的核电建设重点是采用更安全、更经济的先进第三代核电机组。
我国国家引进的美国非能动AP1000核电站属于第三代核电站的非能动型核电厂。
资料图院AP1000效果图第三代核电站的安全性和经济性都将明显优于第二代核电站。
世界各国除了对正在运行的第二代机组进行延寿与补充性建一些二代加的机组外,接下来新一批的核电建设重点是采用更安全、更经济的先进第三代核电机组。
AP1000的优劣我国国家引进的美国非能动AP1000核电站属于第三代核电站的非能动型核电厂,广东核电集团公司引进的法国EPR 核电站属于第三代核电站的改进性核电厂。
AP1000核电厂在安全系统设计上的最大创新点着眼于“非能动”。
在发生自然灾害或者意外事故的情况下,机组可利用自然物理现象,即重力、自然循环(蒸发、冷凝和密度差)等,驱动应急堆芯冷却系统及其他安全系统,从而防止发生类似福岛核电站因断电而导致的一系列危机状况。
这一机型拥有的其他优势还包括:设计寿命为60年,比二代核电技术的设计寿命长20年;反应堆燃料元件换料周期为18个月,而采用二代技术的机型周期则是12个月;此外,由于简化了核岛系统,并采用模块化设计和建造,AP1000的建设工期也得以缩短。
由此看来,相比二代技术,AP1000确实在理论设计方面显现出不少优势,然而因为缺乏工程实践,这一机型的安全性也不可避免地受到了质疑。
优势:安全性:核电站安全目标有两个指标,一是反应堆堆芯熔化率(简称堆熔概率),二是大规模释放放射性物质的概率(简称释放概率)。
如果以每核反应堆每年来计算的话,二代堆的堆熔概率为10-4,也就是每堆每年出现万分之一的可能性;而释放概率为10-5,也就是每堆每年有10万分之一的可能会发生核物质大规模释放。
探秘最安全核电站：能抵御17级台风、9级地震
探秘最安全核电站：能抵御17级台风、9级地震作者：来源：《新传奇》2022年第14期团队给华龙一号设计了双层安全壳，其用料和结构都是现有核电技术里的最高级别，可以抵御大型飞机的撞击。
此外，华龙一号还可以抵御17级台风、9级烈度地震的侵袭，在安全、技术和经济指标上达到或超过了国际三代核电用户需求。
3月25日，中国自主三代核电“华龙一号”示范工程第2台机组——中核集团福清核电6号机组正式具备商业运行条件。
至此，“华龙一号”示范工程全面建成投运。
消息一出，世界瞩目。
华龙一号是当前核电市场接受度最高的三代核电机型之一，其全面建成标志着我国核电技术水平和综合实力跻身世界第一方阵。
实现了由“中国制造”向“中国创造”的飞跃什么是三代核电站？自1954年蘇联建成电功率为5兆瓦的实验性核电站以来，核电技术的发展可以划分为四代：第一代核电站是指各国在20世纪50年代开发建设的实验性原型核电站，证明了利用核能发电的技术是可行的;第二代核电站是指20世纪70年代至今正在运行的大部分商业核电站，证明了发展核电在经济上是可行的;第三代核电站是指满足《美国用户要求文件（URD）》或《欧洲用户要求文件（EUR）》，具有更高安全性的新一代先进核电站技术;第四代核电技术是在反应堆和燃料循环方面有重大创新的核电站，它着眼于核能更长远的发展，但最快也要在2030年后才能开始商业应用。
设计和建造核电站是极其复杂的超级工程，涵盖上千个系统，仅设计图纸就超十万张。
每更改一个数据，就意味着需要重新进行一轮分析和计算。
正因如此，国际上大部分三代核电首堆建设都陷入了拖期泥潭。
但华龙一号却创造了建设工期的世界纪录——以68个月的最短周期打破“首堆必拖”的魔咒，成为全球首个按期投产的三代核电首堆。
华龙一号能按期推进，秘诀就藏在中国30余年不间断建设核电的积累里。
从过去建设核电站用的地板砖、水泥都要进口，到三代核电拥有“中国芯”。
目前，我国核电建设有716件国内专利、80件国外专利，覆盖设计、制造、建设、调试等全部领域，只为核心关键设备不受制于人。
AP1000简介汇编
第三代核电站与AP1000一、世界核电站可划分为四代第一代核电站：自50年至60年代初苏联、美国等建造的第一批单机容量在300MWe左右的核电站，如美国的希平港核电站和英第安角1号核电站，法国的舒兹(Chooz)核电站，德国的奥珀利海母(Obrigheim)核电站,日本的美浜1号核电站等。
第一代核电厂属于原型堆核电厂，主要目的是为了通过试验示范形式来验证其核电在工程实施上的可行性。
第二代核电站：第二代核电厂主要是实现商业化、标准化、系列化、批量化，以提高经济性。
自60年代末至70年代世界上建造了大批单机容量在600－1400MWe的标准化和系列化核电站，以美国西屋公司为代表的Model 212（600MWe，两环路压水堆，堆芯有121合组件，采用12英尺燃料组件）、Model 312（1000MWe，3环路压水堆，堆芯有157盒组件，采用12英尺燃料组件，），Model 314 （1040MWe，3环路压水堆，堆芯有157盒组件，采用14英尺燃料组件），Model 412（1200MWe，4环路压水堆，堆芯有193盒组件，采用12英尺燃料组件，）、Model 414（1300MWe，4环路压水堆，堆芯有193盒组件，采用14英尺燃料组件）、System80（1050MWe，2环路压水堆）以及一大批沸水堆（BWR）均可划入第二代核电站范畴。
法国的CPY，P4，P4′′也属于Model 312，Model 414一类标准核电站。
日本、韩国也建造了一批Model 412、BWR、System80等标准核电站。
第二代核电站是目前世界正在运行的439座核电站（2007年9月统计数）主力机组，总装机容量为3.72亿千瓦。
还共有34台在建核电机组，总装机容量为0.278亿千瓦。
在三里岛核电站和切尔诺贝利核电站发生事故之后，各国对正在运行的核电站进行了不同程度的改进，在安全性和经济性都有了不同程度的提高。
第三代核电站:对于第三代核电站类型有各种不同看法。
第三代压水堆核电站AP1000简介1
– 下部堆芯支撑板
AP1000的RCS主要特点
在RCS中增设了多级自动降压系统，确保非能动堆芯冷却系统 运行，实现高、中、低压阶段的安注功能。 冷却剂管道采用4进2出的布置，即每一环路有两条冷管段和一 条热管段。适应于采用屏蔽泵、有利于泵的维护及半管运行。 采用屏蔽电机泵作为反应堆冷却剂泵。具有较高的运行寿命和 可靠性，减少维修工作量，消除了因轴封水失效或全厂断电情 况下冷却剂泄漏的潜在根源，提高了电厂的安全性和可用率。 加大了稳压器的容积，提高了RCS承受瞬态工况的能力，减少 了非计划停堆次数。 采用一体化顶盖技术，取消了堆芯下部（压力容器底部）贯穿 件，将压力容器泄漏的可能性降至最低，降低堆芯裸露风险。
AP1000主要特点---简化
系统、设备、厂房等物项减少－－降低电厂建造成本
设备、厂房数量比较
项目 安全级阀 各类泵 安全级管道 电缆 抗震厂房容积 单位 (只) (台) (m) (106× m) (m3) 1000MW 参考电站 2844 280 33528 2.77 359773 AP1000 592 180 5791 0.366 158640
AP1000非能动安全系统
非能动堆芯冷却系统
AP1000非能动安全系统
① 非能动余热排出系统
非能动余热排出系统，在电厂瞬态、事故工况下，当反 应堆正常余热排出系统失效时，利用冷热流体的密度差形 成的驱动力，自动排出堆芯的余热。（自然循环） 该系统主要设备是非能动余热排出热交换器和相连的管道、 阀门。热交换器布置在换料水箱内，可大量吸收反应堆内 的余热。 当换料水箱内的水达到饱和温度时，箱内产生的蒸汽进入 反应堆钢制安全壳，并由安全壳的壁面冷却，使凝水沿钢 壳内壁向下流，回到换料水箱内，继续作为热交换器的冷 却介质。 钢安全壳外，设有非能动安全壳冷却系统，通过给安全壳 外喷水和自然对流的空气带走CV热量，实现反应堆余热 的排出。
urd & eur
世界各国在回顾三十余年第二代核电站的建造和运行经验，尤其总结了美国三哩岛核电站和切尔诺贝利核电站事故的经验教训之后，为使今后建造的核电站在安全性、经济性、安全审评稳定性以及保护核电业主投资等方面有大的改进，首先是美国电力公司发起建立先进轻水堆（ALWR）设计的技术基础，为设计美国下一代先进轻水堆(ALWR)，推行一项先进轻水堆ALWR计划，编制了一份美国核电用户要求文件(URD)，继而欧洲10家核电公司也编写了欧洲核电用户要求(EUR)文件。
URD和EUR规范了第三代核电站的设计技术基础，其要点如下：1）ALWR计划的目标：为未来的ALWR提供一整套设计的综合要求、稳定的审批基准、支持ALWR电厂的发展。
2）ALWR 的14条政策：简单化、设计裕量、人因、安全、设计基准与安全裕量、管理稳定性、标准化、成熟技术、可维护性、可建造性、质量保证、经济性、预防人为破坏、睦邻友好。
3）ALWR高层安全设计要求，其要点如下：抗事故能力：所有工况下都具有负的功率反应性系数、采用最好的材料及水质、改进的人机界面系统、采用成熟的诊断监测技术、须留给操纵员足够的时间（30分钟或更长时间)来防止设备的损坏及防止导致较长停堆的电厂工况等。
防止堆芯损坏：防止堆芯损坏的专设安全系统应满足执照设计基准要求及安全裕量基准、堆芯损坏频率小于1×10-5/堆年等。
缓解事故能力：坚固而大容积的安全壳和相应的专设安全系统；采用现实源项分析；控制可燃氢气的浓度；在累积发生频率大于10-6／堆年的严重事故条件下，在厂址边界处(离开反应堆大约0.5英里)，公众个人的全身剂量小于25雷姆等要求。
4）第三代压水堆核电站有两种类型：改进型电厂（如EPR）和非能动型电厂(如AP1000)。
URD对两种类型的核电厂又分别提出了专用要求，其要点如下：改进型核电厂：更简化的专设安全系统；至少有两条隔离的和独立的交流电源与电网相连；至少三十分钟时间内，不考虑操纵员的干预；在丧失全部给水，至少在2小时内不应有燃料损坏；在丧失厂内外交流电源的8小时内，燃料没有损坏等。
核电站建设标准
核电站建设标准核电站是一种重要的能源设施，对于能源的供给和环境的保护具有重要意义。
为了确保核电站的安全运行和发展，各国制定了一系列的核电站建设标准。
本文将从核电站选址、建筑结构、安全设备、运行管理等方面，综述核电站建设标准。
一、核电站选址核电站选址是核电站建设的首要任务。
合理的选址能够最大程度地减小事故风险、减少建设和运行成本、降低对环境的影响。
核电站选址应遵循以下标准：1. 地质条件：核电站应建设在地质条件稳定、不易发生地震、地质灾害的区域。
同时要考虑地下水位、岩石稳定性等因素。
2. 水资源：核电站选址应充分考虑水资源，选择水量充足、水质优良、温度适宜的地区，以保证核电站的冷却需要。
3. 交通便利：核电站应选址在交通便利的区域，以便于输送原料和燃料，以及运送设备和人员。
4. 人口密度：核电站应尽量避开人口密集区，以减小事故对人民群众的影响。
二、建筑结构标准核电站作为重要的基础设施，建筑结构的稳定性是保证核电站运行安全的基础。
核电站的建筑结构应符合以下标准：1. 设防地震烈度：核电站建筑应符合地震设防标准，并考虑预测的最大可能地震烈度。
2. 防洪能力：核电站应具备抗洪能力，建筑结构应能够承受洪水侵蚀，确保安全运行。
3. 风险评估：核电站建筑结构应进行风险评估，针对可能的自然灾害进行防范措施。
三、安全设备标准核电站的安全设备是保障核电站安全运行的重要保证，各国针对核电站安全设备制定了严格的标准：1. 核反应堆设备：核反应堆应具有良好的热工性能、冷却系统和监测系统。
核反应堆的设计应满足设防要求，确保核反应堆在各种异常情况下能够安全运行。
2. 辐射防护设备：核电站的辐射防护设备应符合国际辐射安全标准，确保工作人员和周边环境的辐射水平在安全范围内。
3. 应急设备：核电站应配备完备的应急设备，包括应急供电系统、应急冷却系统、应急水处理系统等，以应对各类事故和突发情况。
四、运行管理标准核电站的运行管理是保证核电站安全运行的重要环节，各国制定了严格的运行管理标准：1. 人员素质：核电站的工作人员应接受专业培训，熟悉核电站的运行和安全控制方法，并具备应急处理能力。
AP1000第三代核电站ADS系统
AP1000第三代核电站ADS系统
第三代核电 2009-09-25 22:22 阅读35 评论0
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AP1000的自动卸压系统ADS共有4级：
1. ADS第1级至第3级：AP1000 的反应堆冷却剂系统RCS稳压器除设置有2 个弹簧式稳压器安全阀外，还设置有2×3 组稳压器卸压阀组（即前3级ADS），每一组由一个电动控制阀（常闭截止阀/节流阀）和一个电动隔离阀（常闭闸阀）串联，共12台阀门，电动隔离阀布置在电动控制阀的前面。
ADS前三级阀门通过喷淋器下泄至安全壳内置换料水贮存水箱IRWST，并且设计允许其通过足够大的排泄流量，并产生一个可以接受的压力下降，以满足ADS的性能要求。
喷淋器系统的安装消除了对IRWST和其他装置不
合理的或过度的动力载荷。
2. ADS第4级：2×2 组主管道安全卸压隔离阀组，每组由一个电动闸阀（常开）与一个爆破阀Squib Va
lve串联，与RCS热管段相连。
电动闸阀布置在爆破阀的前面。
共8台阀门。
3. ADS系统共计20台阀门。
第三代核电技术
第三代核电技术第一篇：第三代核电技术概述第三代核电技术是指相对于以前的核电技术而言，基于更先进的设计思路和新的安全理念，采用更先进的核反应堆设计，更有效的燃料循环技术，更高效的安全控制和应急措施等综合技术，能够更好的满足社会对安全、环保和经济效益的要求。
第三代核电技术的核心在于反应堆本身的设计。
相对于以前的反应堆类型而言，第三代反应堆更加高效、稳定、安全和可靠。
例如欧洲压水堆（EPR）和沃尔法恩堆（AP1000）等第三代堆型，都采用多道隔离、多重保险、快速反应过程等技术，使得安全性能得到了大幅提升。
同时，第三代堆型还在燃料循环和废物处理等方面做出了许多技术上的创新，例如无锡核电站等采用了“先进燃料棒技术”，使得燃料寿命更加长，使用效率更高，同时可有效减少核废物的产生。
此外，第三代核电技术还注重安全控制和应急措施。
在安全控制方面，第三代核电站采用多重安全系统，使得在各种事故情况下仍能保持反应堆的稳定性；在应急措施方面，第三代核电站配备了多种自动和手动应急措施，以提高事故发生时的反应速度和效率。
与此同时，第三代核电技术也在经济方面做出了大量优化。
采用更加高效稳定的反应堆设计和更加先进的燃料循环技术，可以使得核电站的经济性得到极大提升。
例如，沃尔法恩堆采用AP1000反应堆设计，每天可创造约25万美元的电费收入，同时燃料成本和运行费用也远低于以往的核电站类型。
总的来说，第三代核电技术的出现解决了以往核电技术的安全、环保和经济性问题，成为当前核电技术的主流发展方向之一。
第二篇：第三代核电技术在我国的现状和前景随着我国经济的高速发展和能源消耗的不断增加，如何保证能源供给和环境保护已成为亟需解决的问题。
在此背景下，我国优先发展核能成为不少专家和学者的共识。
而第三代核电技术，作为目前最先进的核电技术之一，也在我国得到了广泛的重视和研发投入。
截至目前，我国已有多个第三代核电站在建或计划建设。
例如广东台山核电站、福建海丰核电站等均采用了AP1000反应堆技术，而山东、浙江等地也在建设或计划建设更多的第三代核电站。
第三代反应堆EPR简介
第三代反应堆EPR简介3G Reactor - EPR Introduction◎ 设计公司任俊生1、概述EPR（European Pressurised Reactor）是FRAMTOME和SIEMENS联合设计开发的面向二十一世纪的新一代改进型压水堆核电站，属于第三代核电站。
它以法国N4 型和德国KONVOI 型核电站为主要的设计参考，并充分吸收了法国和德国核电发展多年的设计、建造和运行经验。
EPR总体设计目标和安全指标都达到了第三代核电站的要求。
EPR 吸收了法国N4 型和德国KONVOI 型核电站的设计和运行经验，充分考虑到了当前的工业水平并采用了先进的技术，提高了总体安全水平，在经济性上具有竞争力。
EPR的研发得到了法国和德国核安全当局的支持和认可，得到了法国和德国科研机构的支持。
EPR是四环路大功率的核电机组，堆芯由241个17×17的燃料组件组成，可采用最高50%的MOX组件，核功率为4250-4900MW，电功率为1600MW级。
换料周期12-24个月，全寿期内电厂可用率大于87%，可达92%，60年设计寿命，职业辐射剂量<0.5manSv/堆年（目标值为0.3manSv/堆年）。
EPR安全系统及重要的辅助系统采用4个系列的系统设置，在设计中遵循了简单性、实体隔离、多样性和冗余原则，并着重考虑了严重事故的预防和缓解措施，将在实际上消除早期放射性大剂量释放的风险，把现场外的应急措施限制在电站十分有限的范围内。
EPR采用双层安全壳，安全厂房分区布置，实体隔离。
EPR的纵深防御是基于提高预防水平和全面考虑严重事故缓解措施两方面来设计的，在堆芯设计、系统设计、保护和控制系统优化和安全壳设计等方面做了大量的改进，提高了电站抵御内部和外部灾害以及防止和缓解严重事故的能力，EPR的堆芯损坏频率（CDF）大大降低。
PSA分析结果表明：在所有的电厂运行工况下，内部事件及部分外部事件导致的CDF约为1.24×10-6/堆年。
第三代核电技术及发展
第三代核电技术及发展摘要：从目前世界核电站的技术组成来看，大部分在运行的核电站都是二、二代的技术改造，而压水反应堆占据了超过半数。
经过12000多个堆年的实际应用，表明该型式核电机组技术较为成熟，安全性能优良，在经济上也有一定的竞争优势。
近几年，美国等几个主要核电厂，都在进行技术改造，一般能将30年的寿命延长到40~50年，有既能保障核电机组的安全，又能充分发挥其经济价值。
同时，部分国家的新建工程仍在采用二代改进型技术，表明二代改造技术在目前仍有很大的发展空间。
关键词：第三代核电技术；发展；研究前言90年代，为应对切尔诺贝利事件造成的广泛民众对核能的使用，国际原子能机构致力于防止核灾难的发生和减轻灾害的努力，美国、欧洲相继提出了满足用户要求的新理念。
第三代核动力技术主要是在核电厂中引入非能动的安全系统，增加冗余度，增设工程措施，减少核设施的重大事故，提高核设施的安全性。
这说明核能技术正朝着安全和经济发展的方向发展。
第三代核电技术的出现，引起了世界各国的广泛关注，世界很多国家也纷纷选择或准备采用新一代核电技术。
一、我国第三代核电发展历史CPR1000系统的建立与应用，经过了我国核电产业体制的三个历史时期。
一九七七年至一九八六年间，我国已经在核电领域展开了深入的研究。
中广核在一九七九年引进法国M310技术。
大亚湾核电工程于一九八七年正式投产，标志着我国首次与法国建立核电标准，中法核电工程将深入开展合作，为我国核电产业提供一个认识核电管理、建设和运行的契机。
在我国核电行业步入衰退期之后，广东核电集团依然坚定地对M310技术进行了深入的研究，使岭澳核电站成为了我国核电行业最大的亮点之一，也是CPR1000系列产品走向成功的关键。
CPR1000已经获得了 IAEA的认可，并在世界范围内获得了广泛的认可，并在全球范围内拓展其影响，为未来我国的核能发展作出了有益的努力。
CPR1000是根据M310的技术特点，根据我国国情，对其进行了改良，从而形成了自己的工艺技术，并得到了国际原子能机构的认可。
三代核电技术
三代核电技术三代核电技术是指在人类利用核能发电的历史上的第三代核电技术。
它是继一代核电技术和二代核电技术之后的一种更先进、更安全、更高效的核能利用方式。
在这篇文章中，我将介绍三代核电技术的特点、发展和前景。
三代核电技术相对于前两代核电技术来说，具有以下几个显著特点。
首先，三代核电技术采用了更先进、更安全的反应堆设计。
传统的核电技术采用的是压水堆或沸水堆，而在三代核电技术中，更多地采用了锆合金和硅碳化等耐高温材料，提高了反应堆的安全性和耐久性。
其次，三代核电技术的设计更加注重核废料的处理和利用。
前两代核电技术产生的核废料处理一直是一个难题，但在三代核电技术中，通过对核废料进行再处理和回收利用，能够最大限度地减少核废料对环境造成的污染，达到可持续发展的目标。
再次，三代核电技术采用了更先进的安全措施。
核电站的安全问题一直是人们关注的焦点，而在三代核电技术中，采用了更多的passivet（被动式）安全措施，使得发生核事故的概率极低。
例如，采用了自动负反馈系统等技术，可以在反应堆温度过高时自动减弱核反应，避免核事故的发生。
三代核电技术的发展主要是为了解决前两代核电技术存在的问题。
一代核电技术和二代核电技术的核电站安全性较低、核废料处理存在难题等问题，限制了核能的广泛应用和发展。
而通过引入更先进的设计、更安全的反应堆、更优化的核废料处理方法，三代核电技术显著提升了核电技术的安全性和可持续性。
三代核电技术已经在一些国家开始得到应用。
欧洲、中国、日本和美国等国家已经建设了一些使用三代核电技术的核电站，取得了显著的成果。
这些核电站在生产过程中，不仅能够提供可靠的电力供应，同时也能够减少对环境的污染，并大大降低了核事故的风险。
三代核电技术在未来的发展前景仍然广阔。
随着能源需求的增加和对环境保护的要求，核能将继续扮演重要的角色。
三代核电技术的进一步研发和推广将使核能发电成为更可靠、更安全、更清洁的能源选择。
总的来说，三代核电技术是人类利用核能发电的最新技术，相比前两代核电技术，它拥有更高的安全性、更优化的核废料处理和更先进的设计。
核电科普知识宣讲资料
1.什么是核能世界上一切物质都是由原子构成的，原子又是由原子核和它周围的电子构成的。
轻原子核的融合和重原子核的分裂都能放出能量，分别称为核聚变能和核裂变能，简称核能。
本书内提到的核能是指核裂变能。
前面提到核电厂的燃料是铀。
铀是一种重金属元素，天然铀由三种同位素组成：铀－235 含量0.71%铀－238 含量99.28%铀－234 含量0.0058%铀－235是自然界存在的易于发生裂变的唯一核素。
当一个中子轰击铀－235原子核时，这个原子核能分裂成两个较轻的原子核，同时产生2到3个中子和射线，并放出能量。
如果新产生的中子又打中另一个铀－235原子核，能引起新的裂变。
在链式反应中，能量会源源不断地释放出来。
铀－235裂变放出多少能量呢？请记住一个数字，即1千克铀－235全部裂变放出的能量相当于2700吨标准煤燃烧放出的能量。
2.核反应堆原理反应堆是核电站的关键设计，链式裂变反应就在其中进行。
反应堆种类很多，核电站中使用最多的是压水堆。
压水堆中首先要有核燃料。
核燃料是把小指头大的烧结二氧化铀芯块，装到锆合金管中，将三百多根装有芯块的锆合金管组装在一起，成为燃料组件。
大多数组件中都有一束控制棒，控制着链式反应的强度和反应的开始与终止。
压水堆以水作为冷却剂在主泵的推动下流过燃料组件，吸收了核裂变产生的热能以后流出反应堆，进入蒸汽发生器，在那里把热量传给二次侧的水，使它们变成蒸汽送去发电，而主冷却剂本身的温度就降低了。
从蒸汽发生器出来的主冷却剂再由主泵送回反应堆去加热。
冷却剂的这一循环通道称为一回路，一回路高压由稳压器来维持和调节。
3.什么是核电站火力发电站利用煤和石油发电，水力发电站利用水力发电，而核电站是利用原子核内部蕴藏的能量产生电能的新型发电站核电站大体可分为两部分：一部分是利用核能生产蒸汽的核岛、包括反应堆装置和一回路系统；另一部分是利用蒸汽发电的常规岛，包括汽轮发电机系统。
核电站用的燃料是铀。
铀是一种很重的金属。
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第三代核电站的要求
美国核电用户要求文件（URD）和欧洲核电用户要求文件（EUR）提出了下一代核电站（即第三代核电站）的安全和设计技术要求，它包括了改革型的能动（安全系统）核电站和先进型的非能动（安全系统）核电站，并完成了全部工程论证和试验工作以及核电站的初步设计。
第三代压水堆核电站有两种类型：改进型电厂（如EPR）和非能动型电厂(如
AP1000)。
URD对两种类型的核电厂又分别提出了专用要求，其要点如下：
改进型核电厂：更简化的专设安全系统；至少有两条隔离的和独立的交流电源与电网相连；至少三十分钟时间内，不考虑操纵员的干预；在丧失全部给水，至少在2小时内不应有燃料损坏；在丧失厂内外交流电源的8小时内，燃料没有损坏等。
非能动型核电厂：不要求安全相关的交流电源；至少72小时内，不需要操作员干预；严重事故条件下，安全壳有足够的设计裕量；不需要厂外应急计划等。
第三代主要先进堆型介绍：按照URD和和其他相关文件要求，近十年来世界主要核电国家开发了一系列第三代核电堆型，这些堆型按其设计特征可以分为改进型和革新型。
主要有三种核电堆型：AP1000、EPR、ABWR。
3.1 AP1000
AP1000是美国西屋公司开发的一种双环路，电功率为1117MW的第三代先进型PWR机组，他是1999年12月获得NRC设计许可证的AP600的设计，主要特征是高水平非动能安全系统的设计，并通过提高功率输出水平，降低发电成本。
AP1000主要有以下几个特点：a.采用了既先进又成熟的技术，如反应堆采用Model 314技术和IFBA燃料组件，反应堆冷却剂泵采用全密封泵（屏蔽泵）等；
b.采用非动能的安全系统，如非能动的堆芯冷却系统、非能动的安全壳冷却系统、主控室可滞留系统和安全壳隔离系统也通过非动能安全设计和实施实现其功能；
c.反应堆冷却系统进行了若干改进以使其更可靠和便于维修；
d.采用先进的全数字化仪控系统设计；
e.设计改进大大简化了AP1000核电厂。
使建造周期大大缩减。
3.2 欧洲先进压水堆EPR
1993年5月，法国和德国的核安全当局提出在未来压水堆设计中采用共同的安全方法，通过降低堆芯熔化和严重事故概率和提高安全壳能力来提高安全性，从放射性保护、废物处理、维修改进、减少人为失误等方面根本改善运行条件。
1998年，完成了EPR基本设计。
2000年3月，法国和德国的核安全当局的技术支持单位IPSN和GRS完成了EPR基本设计的评审工作，并于2000年11月颁发了一套适用于未来核电站设计建造的详细技术导则。
EPR是法马通和西门子联合开发的反应堆。
2001年1月，法马通公司与西门子核电部合并，组成法马通先进核能公司（Framatome ANP，AREVA集团的子公司）。
法国电力公司和德国各主要电力公司参加了项目的设计。
法德两国核安全当局协调了EPR的核安全标准，统一了技术规范。
新一代核反应堆EPR已经完成了技术开发层面的工作，现已进入建设阶段。
EPR是法马通公司和西门子公司于1991年共同开发的，属于第三代改进型PWR，它的性能设计目标基于或高于法、德现有大型PWR核电厂所达到的最高水平，遵循EUR的相关要求，因此既有成熟型，也具有先进性。
EPR具有以下几个设计特点：
1）EPR总体设计方案遵循法、德联合制定的“未来PWR核电厂通用安全方案的建议”，采用确定方法论与概率方法论相结合的双重策略；
2）EPR机组的设计热功率为4250MW，电功率为1500~1600MW，设计寿命60年，采用双层安全壳；
3）反应堆冷却系统主要部件体积大于现在运行的PWR机组，可以容纳较大的堆芯，以降低功率密度，增加热工安全裕量；
4）核电厂重要安全系统及其支持系统设计有四个冗余系列，并分别安装在四个独立的区域，每个系列与反应堆冷却系统地一个环路相连；
5）EPR设计考虑了严重事故预防和缓解的手段和措施；
6）采用先进的全数字化仪控设计和主控室设计，保护系统为四重冗余结构，采用“2/4”逻辑，具有较高的可靠性。
3.3 先进沸水堆（ABWR）
是目前唯一有运行电厂和经过运行考验的第三代先进型核电厂，除了具有BWR的特点和优点，如直接循环、大的负空泡反应性系数、采用流量+控制棒调节功率的方便、快捷外，还具有以下几个特征：
1）将原CE公司BWR安装在压力容器外侧的反应堆冷却剂再循环泵改为安装在压力容器内部的内置泵，实现了核蒸汽供应系统的一体化设计，大大降低了堆芯融化概率；
2）ABWR采用并改进了经验证的电动驱动和水力驱动相结合的电动-水力微动控制棒驱动系统（FM CRD），提高了正常运行反应性控制的精度和紧急停堆的快速、可靠性；
3）ABWR的应急堆芯冷却系统（ECCS）分三个区设置了3套独立的、冗余的、符合多样性要求的子系统，各区子系统配备独立的供电、控制保护以及其他支持系统，保证了事故条件下应急堆芯冷却系统抑制和缓解事故后果的可靠性和有效性；
4）ABWR带有弛压水池的抑压式安全壳设计，能保证在发生失水事故或严重事故时，通过弛压水池的非能动式设计有效抑制安全壳内压力上升，洗涤破口流量中夹带的破裂产物，并为ECCS系统提供重要的可靠水源。
ABWR安全壳设计为缓解严重事故及其减轻放射性释放后果提供了重要的重要的有效保障；
5）ABWR的仪表和控制系统采用全数字化技和容错结构，有助于ABWR电站安全、高效、可靠运行；
6）ABWR采用控制栅元堆芯设计和运行方案，即在ABWR运行期间，仅由少部分固定的控制棒组成一个控制棒组在堆芯内移动来补偿整个运行寿期内的反应性变化。
该设计简化了运行，提高了运行的可靠性和安全性；
7）ABWR可采用通过改变流量的谱移控制运行方式，从而增加燃料的利用率。
以上是对世界上3种第三代核电先进堆型特点及其先进性进行的介绍。
目前的第三代堆型电厂，在亚洲的电力市场上是可行的的，因为电力公司获得保证能够收回全部正当成本。