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　　第三代核電機(jī)組的設(shè)計(jì)原則，是在采用第二代核電機(jī)組已積累的技術(shù)儲(chǔ)備和運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)的基礎(chǔ)上，針對(duì)其不足之處，進(jìn)一步采用經(jīng)過(guò)開(kāi)發(fā)驗(yàn)證是可行的新技術(shù)，以顯著改善其安全性和經(jīng)濟(jì)性，滿足URD文件或EUR文件和IAEA法規(guī)第二版的要求；同時(shí)，應(yīng)能在2010年前進(jìn)行商用核電站的建造。統(tǒng)觀各國(guó)已提出的設(shè)計(jì)方案，有下列特點(diǎn)：

　　1、在安全性上，應(yīng)具有預(yù)防和緩解嚴(yán)重事故的設(shè)施,以滿足下列指標(biāo)要求：

　　a. 堆芯熔化事故概率≤1.0 X 10-5堆·年；

　　b, 大量放射性釋放到環(huán)境的事故概率≤1.0 X 10-6堆·年；

　　核燃料熱工安全余量≥15%。

　　2、在經(jīng)濟(jì)性上，要求能與聯(lián)合循環(huán)的天然氣電廠相競(jìng)爭(zhēng);

　　機(jī)組可利用率≥87%；

　　設(shè)計(jì)壽命為60年

　　建設(shè)周期不大于54個(gè)月。

　　3、采用非能動(dòng)安全系統(tǒng)

　　即利用物質(zhì)的重力，流體的對(duì)流，擴(kuò)散等天然原理，設(shè)計(jì)不需要專設(shè)動(dòng)力源驅(qū)動(dòng)的安全系統(tǒng)，以適應(yīng)在應(yīng)急情況下冷卻和帶走堆芯余熱的需要。這樣，既使系統(tǒng)簡(jiǎn)化，設(shè)備減少，又提高了安全度和經(jīng)濟(jì)性。這是革新型的重大改進(jìn)，是代表核安全發(fā)展方向的。

　　4、單機(jī)容量進(jìn)一步大型化

　　研究和工程建造經(jīng)驗(yàn)表明，輕水堆核電站的單位千瓦比投資是隨單機(jī)容量（千瓦數(shù)）的加大而減少的（在單機(jī)容量為150萬(wàn)-170萬(wàn)千瓦前均如此）。因此，歐洲法馬通ANP設(shè)計(jì)的EPR機(jī)組的電功率為160萬(wàn)-170萬(wàn)千瓦，日本三菱提出的NP-21型壓水堆核電機(jī)組的電功率為170萬(wàn)千瓦，俄羅斯也正在設(shè)計(jì)單機(jī)電功率為150萬(wàn)千瓦的WWER型第三代核電機(jī)組，美國(guó)西屋公司和燃燒公司也在原單機(jī)容量為65萬(wàn)千瓦的AP-600型的基礎(chǔ)上改進(jìn)，設(shè)計(jì)出單機(jī)電功率為110－120萬(wàn)千瓦的AP-1000型機(jī)組。

　　5、采用整體數(shù)字化控制系統(tǒng)

　　國(guó)外近年來(lái)新建成投產(chǎn)的核電機(jī)組，如法國(guó)的N4、英國(guó)的Sizewell、捷克的Temelin、日本的ABWR均采用了數(shù)字化儀控系統(tǒng)。經(jīng)驗(yàn)證明，采用數(shù)字化儀表控制系統(tǒng)可顯著提高可靠性，改善人因工程，避免誤操作。世界各國(guó)核電設(shè)計(jì)和機(jī)組供應(yīng)商提出的第三代核電機(jī)組無(wú)一例外地均采用整體數(shù)字化儀表控制系統(tǒng)。我國(guó)10MW高溫氣冷試驗(yàn)堆和田灣核電站均已采用整體數(shù)字化控制系統(tǒng)。

　　6、施工建設(shè)模塊化以縮短工期

　　核電建設(shè)工期的長(zhǎng)短對(duì)其經(jīng)濟(jì)性有顯著影響。因此，新的核電機(jī)組從設(shè)計(jì)開(kāi)始就考慮如何縮短工期。有效辦法之一就是改變傳統(tǒng)的把單項(xiàng)設(shè)備逐一運(yùn)往工地安裝方式，向模塊化方向發(fā)展：以設(shè)計(jì)標(biāo)準(zhǔn)化和設(shè)備制造模塊化的方式盡可能在制造廠內(nèi)（條件較工地好）組裝好，減少現(xiàn)場(chǎng)施工量以縮短工期。美國(guó)和日本聯(lián)合建設(shè)的ABWR機(jī)組已成功地采用了這種技術(shù)。美國(guó)AP-1000也將采用模塊化設(shè)計(jì)、建造技術(shù)，據(jù)稱其工期可縮短為48個(gè)月。德國(guó)、美國(guó)、南非正在研究設(shè)計(jì)的高溫氣冷堆，也是往模塊化方向發(fā)展。

　　在美國(guó)，為了實(shí)現(xiàn)第三代核電機(jī)組能在2010年前建造，在能源部的倡儀下，組建了一個(gè)審評(píng)各種新型號(hào)的核電機(jī)組能否在2010年前實(shí)施建造的工作小組，稱為“近期項(xiàng)目實(shí)施組”（Near-Term-Deploement Group，-NTDG組），廣泛收集了電站用戶和反應(yīng)堆設(shè)計(jì)制造廠家等對(duì)已經(jīng)出籠的反應(yīng)堆新型號(hào)的意見(jiàn)，包括對(duì)其設(shè)計(jì)完成的深度，獲得核安全當(dāng)局批準(zhǔn)的能力，與現(xiàn)有基礎(chǔ)設(shè)施的匹配性、安全性和經(jīng)濟(jì)性指標(biāo)的可信程度等方面的意見(jiàn)。根據(jù)意見(jiàn)反饋結(jié)果，NTDG組提出了對(duì)8個(gè)型號(hào)的堆型在2010年前能否實(shí)施建造的結(jié)論性看法，分為：能（can），大概能（probably can），有可能（possibly can）和不能（can not ）四個(gè)等級(jí)，見(jiàn)表1。

　　從上表的意見(jiàn)來(lái)看，定為“能”的，只有一種型號(hào)（ABWR）一種型號(hào)，因?yàn)槭聦?shí)上它已經(jīng)有兩套在日本建成發(fā)電；定為“大概能的”，有三種型號(hào)（AP-6000,AP-1000,PBMR）；定為“有可能”的，也有三種型號(hào)（SWR-1000,ESBWR,GT-MHR）;定為“不能”的，有一種型號(hào)（IRIS）。

　　現(xiàn)在,美國(guó)工業(yè)界和電站業(yè)主(用戶)在能源部的支持下,正在選定第三代的商用系列發(fā)展堆型。

　　這里認(rèn)為在2010年前尚不能實(shí)施建造的的IRIS堆型，即“國(guó)際創(chuàng)新保安反應(yīng)堆”（International Reactor Innovative and secure）,是由美國(guó)、英國(guó)、日本、意大利等的工業(yè)界，研究院所和高等院校共同推出的一種模塊式一體化壓水反應(yīng)堆，其特點(diǎn)是將反應(yīng)堆堆芯和蒸汽發(fā)生器、主泵等一并放置于一個(gè)壓力容器內(nèi)，這些設(shè)備之間沒(méi)有管道聯(lián)接，從而消滅了傳統(tǒng)壓水堆由于主管道破裂而發(fā)生“失水事故”的可能，再加上它設(shè)有高度非能動(dòng)熱輸出能力的安全系統(tǒng)，又有能耐嚴(yán)重事故下壓力值的壓力容器和球形安全殼，因而使大量放射性釋放環(huán)境幾乎不可能，可能不需廠外應(yīng)急。堆芯核燃料一次裝料可連續(xù)運(yùn)行4年乃至8年而不需換料，這就有利于防止核擴(kuò)散，且高放射性廢物量也大大減少。這些實(shí)際上已在相當(dāng)程度上符合第四代核電機(jī)組的要求，故有的專家認(rèn)為，IRIS堆可以說(shuō)是屬于第四代的，或是介于第三代與第四代之間的。

　　由于一體化，整個(gè)核蒸汽供應(yīng)系統(tǒng)均在一個(gè)壓力容器內(nèi)，故可以在設(shè)備制造廠內(nèi)把它作為一個(gè)模塊制造完成后運(yùn)往工地安裝，以縮短工期。但由于壓力容器不能過(guò)大，每個(gè)模塊的功率也受限不能大，一般電功率只300MW左右,故其經(jīng)濟(jì)性如何,還是問(wèn)題。

　  這種創(chuàng)新型的反應(yīng)堆必有一系列的技術(shù)難關(guān)需要解決，故有必要建原型堆考驗(yàn)后，才能商用建造。

　　資料來(lái)源：節(jié)選自歐陽(yáng)予院士在“在第七界核電工業(yè)展覽會(huì)暨三代核電技術(shù)報(bào)告會(huì)”上的發(fā)言