版權(quán)說明:本文檔由用戶提供并上傳,收益歸屬內(nèi)容提供方,若內(nèi)容存在侵權(quán),請進(jìn)行舉報或認(rèn)領(lǐng)
文檔簡介
1、先進(jìn)的核電安全技術(shù) 先進(jìn)的核電安全技術(shù)1.各段核電廠安全性能比較 各段核電廠安全性能比較1.1 第一代核電廠安全特點 第一代核電廠安全特點第一代核電廠始建于 20 世紀(jì) 50 年代初,屬于原型堆核電站技術(shù),其主要目的是通過實驗示范形式來驗證核電實踐上的可行性.鑒于原子彈爆炸所產(chǎn)生的巨大破壞力,人們擔(dān)心核電廠也存在類似的威脅,對核能產(chǎn)生裝置在運行過程中產(chǎn)生的各種放射性核素的輻射問題十分關(guān)注.因此,第一代核電技術(shù)的首要目標(biāo)是解決安全問題,這
2、也貫穿了核電技術(shù)發(fā)展的始終.但由于第一代核電站廠開發(fā)是受當(dāng)時技術(shù)限制,設(shè)計比較粗糙,結(jié)構(gòu)松散,設(shè)計沒有系統(tǒng)、規(guī)范、科學(xué)的安全標(biāo)準(zhǔn)和準(zhǔn)則問題作為指導(dǎo),因為存在許多安全隱患,已不能滿足核電發(fā)展的需求,現(xiàn)在核電廠基本已經(jīng)退役。1.2 第二代核電站電廠安全的特點 第二代核電站電廠安全的特點二代核電站從 70 年代至今,有多種堆型而且運行業(yè)績良好,還在增效延壽并批量建設(shè),目前仍有 23 臺機組在建。2005 年,全球第二代核電站(堆)共有 443
3、 臺套,積累了超過 1.2 萬多堆年的安全運行經(jīng)驗。核電裝機占發(fā)電總裝機的 16%,核電占總發(fā)電量的 20%左右。從堆型上看,壓水堆占核電的 56%,沸水堆占 21%,重水堆占 7%,其他堆型占 16%。近年來的第二代機組增效延壽研究表明,美國第二代機組核電可利用率可以從 70%左右提高到 90%,壽命由 40 年延長至 60 年,相當(dāng)于新建 25 臺百萬千瓦機組。預(yù)計未來 30 年壓水堆仍將是核電發(fā)展的主力堆型。第二代核電技術(shù)被廣泛應(yīng)
4、用于上世紀(jì)七十年代至今仍在運行的大部分商業(yè)核電站,它們大部分已實現(xiàn)標(biāo)準(zhǔn)化、系列化和批量建設(shè),主要種類有壓水堆(PWR) 、沸水堆(BWR) 、重水堆(CANDU)和蘇聯(lián)設(shè)計的壓水堆(VVER)和石墨水冷堆(RBMK)等。第二代核電站技術(shù)證明了發(fā)展核電在經(jīng)濟上是可行的。但是前蘇聯(lián)切爾諾貝3)ALWR 高層安全設(shè)計要求,其要點如下:抗事故能力:所有工況下都具有負(fù)的功率反應(yīng)性系數(shù)、采用最好的材料及水質(zhì)、改進(jìn)的人機界面系統(tǒng)、采用成熟的診斷監(jiān)測技
5、術(shù)、須留給操縱員足夠的時間(30 分鐘或更長時間)來防止設(shè)備的損壞及防止導(dǎo)致較長停堆的電廠工況等。防止堆芯損壞:防止堆芯損壞的專設(shè)安全系統(tǒng)應(yīng)滿足執(zhí)照設(shè)計基準(zhǔn)要求及安全裕量基準(zhǔn)、堆芯損壞頻率小于 1×10-5/堆年等。緩解事故能力:堅固而大容積的安全殼和相應(yīng)的專設(shè)安全系統(tǒng);采用現(xiàn)實源項分析;控制可燃?xì)錃獾臐舛?;在累積發(fā)生頻率大于 10-6/堆年的嚴(yán)重事故條件下,在廠址邊界處(離開反應(yīng)堆大約 0.5 英里),公眾個人的全身劑量小于
6、 25 雷姆等要求。4)第三代壓水堆核電站有兩種類型:改進(jìn)型電廠(如 EPR)和非能動型電廠(如 AP1000)。URD 對兩種類型的核電廠又分別提出了專用要求,其要點如下:改進(jìn)型核電廠:更簡化的專設(shè)安全系統(tǒng);至少有兩條隔離的和獨立的交流電源與電網(wǎng)相連;至少三十分鐘時間內(nèi),不考慮操縱員的干預(yù);在喪失全部給水,至少在 2 小時內(nèi)不應(yīng)有燃料損壞;在喪失廠內(nèi)外交流電源的 8 小時內(nèi),燃料沒有損壞等。非能動型核電廠:不要求安全相關(guān)的交流電源;至
7、少 72 小時內(nèi),不需要操作員干預(yù);嚴(yán)重事故條件下,安全殼有足夠的設(shè)計裕量;不需要廠外應(yīng)急計劃型號等。AP1000AP1000 是由美國西屋公司開發(fā)的先進(jìn)的非能動的壓水堆(Advanced Passive PWR) 。2002 年 3 月,美國核管會已經(jīng)完成 AP1000 設(shè)計的預(yù)認(rèn)證審查(Pre-certification Review) ,AP600 有關(guān)的試驗和分析程序可以用于 AP1000 設(shè)計。2004 年 12 月獲得了美
溫馨提示
- 1. 本站所有資源如無特殊說明,都需要本地電腦安裝OFFICE2007和PDF閱讀器。圖紙軟件為CAD,CAXA,PROE,UG,SolidWorks等.壓縮文件請下載最新的WinRAR軟件解壓。
- 2. 本站的文檔不包含任何第三方提供的附件圖紙等,如果需要附件,請聯(lián)系上傳者。文件的所有權(quán)益歸上傳用戶所有。
- 3. 本站RAR壓縮包中若帶圖紙,網(wǎng)頁內(nèi)容里面會有圖紙預(yù)覽,若沒有圖紙預(yù)覽就沒有圖紙。
- 4. 未經(jīng)權(quán)益所有人同意不得將文件中的內(nèi)容挪作商業(yè)或盈利用途。
- 5. 眾賞文庫僅提供信息存儲空間,僅對用戶上傳內(nèi)容的表現(xiàn)方式做保護(hù)處理,對用戶上傳分享的文檔內(nèi)容本身不做任何修改或編輯,并不能對任何下載內(nèi)容負(fù)責(zé)。
- 6. 下載文件中如有侵權(quán)或不適當(dāng)內(nèi)容,請與我們聯(lián)系,我們立即糾正。
- 7. 本站不保證下載資源的準(zhǔn)確性、安全性和完整性, 同時也不承擔(dān)用戶因使用這些下載資源對自己和他人造成任何形式的傷害或損失。
最新文檔
- 非能動安全先進(jìn)核電廠ap1000
- 先進(jìn)控制技術(shù)在核電過程控制中的應(yīng)用.pdf
- 先進(jìn)壓水堆核電廠非能動安全能力延伸研究.pdf
- 核電廠概率安全評價中先進(jìn)故障樹分析方法研究.pdf
- 核電安全競賽試題
- 核電發(fā)展的安全性
- 核電站設(shè)備管理與核電安全
- 核電廠安全題庫
- 先進(jìn)核電系統(tǒng)仿真及穩(wěn)定性研究.pdf
- 基于LabVIEW的核電廠安全參數(shù)智能濾波技術(shù)研究.pdf
- 核安全文化-國家核電
- 核電廠先進(jìn)主控室人因失誤分析及預(yù)防技術(shù)研究.pdf
- X核電站安全高效運行管理的技術(shù)保障策略研究.pdf
- 基于fpga的核電廠安全級儀控系統(tǒng)vv技術(shù)研究
- 某核電企業(yè)提升安全文化的對策
- 先進(jìn)事跡材料-安全生產(chǎn)先進(jìn)
- 安全生產(chǎn)先進(jìn)適用技術(shù)與產(chǎn)品指導(dǎo)目錄
- 某核電企業(yè)提升安全文化的對策
- 核電廠安全知識點
- 企業(yè)先進(jìn)安全管理
評論
0/150
提交評論