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摘 要 针对第二代核电站的安全运行问题，美国西屋公司设计出AP1000安全专设系统。AP1000采用非能动的系统设计，正是基于设计上的改进，AP1000安全专设系统的特点也非常突出。与传统核电站相比，AP1000安全性显著提升，系统可操作性强，事故预防能力提高，而且发电成本得以降低，这些都充分显现出AP1000专设安全系统的竞争优势。
关键词 AP1000；专设安全系统；特点
中图分类号 TM6 文献标识码 A 文章编号 2095-6363（2017）17-0100-01
早在20世纪70年代，第二代核电机组开始运营。在开展商业化运营过程中，第二代核电机组充分证明了其经济上的可行性，并且目前仍在继续发挥作用。但是前苏联切尔诺贝利核电站的事故给人们敲响了警钟，核电站安全设计上的不足急需得到弥补。AP1000是由美国西屋公司开发的1000MWe非能动压水堆核电站。采用非能动运行方式，第三代核电站在专设安全系统上实现了简化，同时也极大地提高了运行的安全性。
1 AP1000专设安全系统的产生
20世纪70年代，能源危机推动了核电站的快速发展，世界范围内开始建造第二代核电机组。但是第二代核电站应对事故的能力不足，切尔诺贝利核电站事故也并非个案，日本福岛核事故再次证明核电站安全性提升的必要性。隨着科技的日新月异，在吸取第二代核电站教训的基础上，各国相继开发第三代核电站。其中美国西屋公司设计的AP1000核电站在技术上的优势尤为突出，其非能动的专设安全系统备受认可。与第二代核电站相比，AP1000在运行的安全性方面实现了飞跃，简化的系统设计使运行维护也更为简便。
2 AP1000专设安全系统的构成
AP1000专设安全系统主要由以下系统构成：
第一，非能动堆芯冷却系统。该系统包括非能动余热系统和安全注入系统。在传统的安全注射和应急硼化功能外，AP1000非能动堆芯系统还包含堆芯应急衰变热导出和安全壳pH控制功能。在反应堆冷却系统中，非能动热交换器的引入可保证较长时间的堆芯冷却。安全注入系统依靠重力和气体储能的释放注射，即使由于出水导致大规模泄露，也可提供堆芯应急冷却。
第二，安全壳冷却系统。该系统与传统压水堆的安全壳喷淋系统功能相同，作用是在发生破裂事故时排出安全壳内的热量，使安全壳得到冷却。系统内、外环廊的空气存在密度差，从而形成自然循环，空气通过顶部烟囱排出。安全壳顶部配备72h的冷却水贮存箱，在重力作用下，水向下流动，可以在安全壳顶部以及外壁形成水膜。一旦安全壳温度过高，系统可自动开启，以防安全壳被损坏。
第三，裂变产物去除系统。AP1000并没有依靠传统的喷淋方式来去除裂变产物，而是采取自然的过程将裂变产物去除。发生事故后，如放射性活度升高，非能动安全壳喷淋系统在安全壳外充氮罐的压力作用下进行喷淋，以限制裂变产物的释放。大部分非气态的活性物质最后将沉积在冷却水中。
第四，安全壳隔离系统。AP1000安全专设系统设有两道隔离屏障，分别在安全壳内和安全壳外。相对传统核电站，AP1000的安全壳机械贯穿件数量显著减少，正常状态隔离阀处于关闭状态的比例更高。正常打开的隔离阀也由故障自动关闭，不要求贯穿兼具有支持事故后缓解的功能。
第五，主控室应急可居留系统。核电站一旦发生事故，主控室的可居留时间对于事故的应急处理具有重要影响。主控室工作人员需保证充足的空气供给，并完成具体的事故处理工作。因此，AP1000可居留系统的设计采取自行启动的方式，在事故发生后，及时向主控室传递新鲜空气，并开展冷却和增压等应急处理。工作人员可维持至少72h的继续居留。
3 AP1000专设安全系统的特点
AP1000专设安全系统通过设计上的改变，也形成以下优势：
第一，安全性显著提升。AP1000专设安全系统在第三代核电站运行中发挥了至关重要的作用，相对于第二代核电站，其安全性更为突出。传统的安全系统需要借助柴油发电机、设备冷却水系统等作为支持，系统设计较为复杂，同时也给安全管理工作带来考验。AP1000专设安全系统则是在已经成熟的压水堆核电站技术的基础上，应用非能动安全系统，以自然驱动力为依托，如重力流、对流等，因而设计上的简化不仅有利于节约成本，更为安全运行创造了条件。目前西屋公司设计的AP1000专设安全系统已得到世界范围内的广泛认可。
第二，系统可操作性强。AP1000专设安全系统在设计上的简化也为可操作性奠定了基础，采用非能动的安全系统，操作人员只需根据系统所要求的标准执行，操作更加简便易行，也因此操作人出现误操作的概率大幅降低。另外从系统的运行维护来看，非能动安全系统不仅减少了设备部件，同时也使维修难度降低，其技术规范得到简化，在系统运行过程中，相应的安全监督要求降低。可见，AP1000专设安全系统从设计上的转变到实际运行，都较第二代核电站提高了灵活性以及改进实施维修的能力。
第三，事故预防能力提高。AP1000专设安全系统的优势在于可以在无交流电源的环境下维持长期的事故缓解。对于极限设计基准事故，AP1000可通过安全壳内堆芯冷却剂装量以及堆芯的硼化实现至少一个月的维持，所以事故缓解能力大幅提高。同时AP1000还考虑到压力容器失效问题，制定了相应的事故管理策略。另外AP1000将堆芯熔融物保存于压力容器内，可以防止严重事故的发生，更有助于保持安全壳的完整。
第四，发电成本降低。随着社会经济的发展，生产生活领域的用电需求量显著增长，核电站建设规模与日俱增。与此同时，发电站建设成本问题也受到广泛关注。AP1000的非能动专设安全系统设计，使核电站的工艺布局得以简化，工程施工量明显缩减，工期缩短。传统压水堆所使用的泵、电缆、管道、阀门量大，AP1000的设计使这些设备部件的采购量减少，并且也为后续维修量的控制奠定了重要基础。加之AP100使用现代的模块化设计，施工速度快，工程造价更低。
4 结论
美国西屋公司设计的AP1000核电站采用非能动安全系统，与第二代核电站相比，从根本上实现了设计简化，不再需要传统的安全支持系统，而是通过自然力实现专设安全功能。因此，AP1000专设安全系统不仅具有较强的经济优势，更在降低造价的同时显著提升了核电站运行的安全性，从而在第三代核电站中树立起良好的竞争优势。
参考文献
[1]孔翔程，邹志强，武铃珺，等.地下核电站安全壳再循环系统设计的初步论证[J].核科学与工程，2017（2）：
287-292.
[2]孙海涛，李海龙，盛朝阳，等.三代压水堆核电站核岛主设备安全特征分析[J].核科学与工程，2015，35（3）：493-497.
[3]王国彪，晏桂珍，王洋.AP1000核电站钢制安全壳涂层工艺改进[J].电镀与精饰，2015，37（12）：18-22.
关键词 AP1000；专设安全系统；特点
中图分类号 TM6 文献标识码 A 文章编号 2095-6363（2017）17-0100-01
早在20世纪70年代，第二代核电机组开始运营。在开展商业化运营过程中，第二代核电机组充分证明了其经济上的可行性，并且目前仍在继续发挥作用。但是前苏联切尔诺贝利核电站的事故给人们敲响了警钟，核电站安全设计上的不足急需得到弥补。AP1000是由美国西屋公司开发的1000MWe非能动压水堆核电站。采用非能动运行方式，第三代核电站在专设安全系统上实现了简化，同时也极大地提高了运行的安全性。
1 AP1000专设安全系统的产生
20世纪70年代，能源危机推动了核电站的快速发展，世界范围内开始建造第二代核电机组。但是第二代核电站应对事故的能力不足，切尔诺贝利核电站事故也并非个案，日本福岛核事故再次证明核电站安全性提升的必要性。隨着科技的日新月异，在吸取第二代核电站教训的基础上，各国相继开发第三代核电站。其中美国西屋公司设计的AP1000核电站在技术上的优势尤为突出，其非能动的专设安全系统备受认可。与第二代核电站相比，AP1000在运行的安全性方面实现了飞跃，简化的系统设计使运行维护也更为简便。
2 AP1000专设安全系统的构成
AP1000专设安全系统主要由以下系统构成：
第一，非能动堆芯冷却系统。该系统包括非能动余热系统和安全注入系统。在传统的安全注射和应急硼化功能外，AP1000非能动堆芯系统还包含堆芯应急衰变热导出和安全壳pH控制功能。在反应堆冷却系统中，非能动热交换器的引入可保证较长时间的堆芯冷却。安全注入系统依靠重力和气体储能的释放注射，即使由于出水导致大规模泄露，也可提供堆芯应急冷却。
第二，安全壳冷却系统。该系统与传统压水堆的安全壳喷淋系统功能相同，作用是在发生破裂事故时排出安全壳内的热量，使安全壳得到冷却。系统内、外环廊的空气存在密度差，从而形成自然循环，空气通过顶部烟囱排出。安全壳顶部配备72h的冷却水贮存箱，在重力作用下，水向下流动，可以在安全壳顶部以及外壁形成水膜。一旦安全壳温度过高，系统可自动开启，以防安全壳被损坏。
第三，裂变产物去除系统。AP1000并没有依靠传统的喷淋方式来去除裂变产物，而是采取自然的过程将裂变产物去除。发生事故后，如放射性活度升高，非能动安全壳喷淋系统在安全壳外充氮罐的压力作用下进行喷淋，以限制裂变产物的释放。大部分非气态的活性物质最后将沉积在冷却水中。
第四，安全壳隔离系统。AP1000安全专设系统设有两道隔离屏障，分别在安全壳内和安全壳外。相对传统核电站，AP1000的安全壳机械贯穿件数量显著减少，正常状态隔离阀处于关闭状态的比例更高。正常打开的隔离阀也由故障自动关闭，不要求贯穿兼具有支持事故后缓解的功能。
第五，主控室应急可居留系统。核电站一旦发生事故，主控室的可居留时间对于事故的应急处理具有重要影响。主控室工作人员需保证充足的空气供给，并完成具体的事故处理工作。因此，AP1000可居留系统的设计采取自行启动的方式，在事故发生后，及时向主控室传递新鲜空气，并开展冷却和增压等应急处理。工作人员可维持至少72h的继续居留。
3 AP1000专设安全系统的特点
AP1000专设安全系统通过设计上的改变，也形成以下优势：
第一，安全性显著提升。AP1000专设安全系统在第三代核电站运行中发挥了至关重要的作用，相对于第二代核电站，其安全性更为突出。传统的安全系统需要借助柴油发电机、设备冷却水系统等作为支持，系统设计较为复杂，同时也给安全管理工作带来考验。AP1000专设安全系统则是在已经成熟的压水堆核电站技术的基础上，应用非能动安全系统，以自然驱动力为依托，如重力流、对流等，因而设计上的简化不仅有利于节约成本，更为安全运行创造了条件。目前西屋公司设计的AP1000专设安全系统已得到世界范围内的广泛认可。
第二，系统可操作性强。AP1000专设安全系统在设计上的简化也为可操作性奠定了基础，采用非能动的安全系统，操作人员只需根据系统所要求的标准执行，操作更加简便易行，也因此操作人出现误操作的概率大幅降低。另外从系统的运行维护来看，非能动安全系统不仅减少了设备部件，同时也使维修难度降低，其技术规范得到简化，在系统运行过程中，相应的安全监督要求降低。可见，AP1000专设安全系统从设计上的转变到实际运行，都较第二代核电站提高了灵活性以及改进实施维修的能力。
第三，事故预防能力提高。AP1000专设安全系统的优势在于可以在无交流电源的环境下维持长期的事故缓解。对于极限设计基准事故，AP1000可通过安全壳内堆芯冷却剂装量以及堆芯的硼化实现至少一个月的维持，所以事故缓解能力大幅提高。同时AP1000还考虑到压力容器失效问题，制定了相应的事故管理策略。另外AP1000将堆芯熔融物保存于压力容器内，可以防止严重事故的发生，更有助于保持安全壳的完整。
第四，发电成本降低。随着社会经济的发展，生产生活领域的用电需求量显著增长，核电站建设规模与日俱增。与此同时，发电站建设成本问题也受到广泛关注。AP1000的非能动专设安全系统设计，使核电站的工艺布局得以简化，工程施工量明显缩减，工期缩短。传统压水堆所使用的泵、电缆、管道、阀门量大，AP1000的设计使这些设备部件的采购量减少，并且也为后续维修量的控制奠定了重要基础。加之AP100使用现代的模块化设计，施工速度快，工程造价更低。
4 结论
美国西屋公司设计的AP1000核电站采用非能动安全系统，与第二代核电站相比，从根本上实现了设计简化，不再需要传统的安全支持系统，而是通过自然力实现专设安全功能。因此，AP1000专设安全系统不仅具有较强的经济优势，更在降低造价的同时显著提升了核电站运行的安全性，从而在第三代核电站中树立起良好的竞争优势。
参考文献
[1]孔翔程，邹志强，武铃珺，等.地下核电站安全壳再循环系统设计的初步论证[J].核科学与工程，2017（2）：
287-292.
[2]孙海涛，李海龙，盛朝阳，等.三代压水堆核电站核岛主设备安全特征分析[J].核科学与工程，2015，35（3）：493-497.
[3]王国彪，晏桂珍，王洋.AP1000核电站钢制安全壳涂层工艺改进[J].电镀与精饰，2015，37（12）：18-22.