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世界核电技术发展趋势及第三代核电技术的定位(4)

北极星电力网技术频道    作者:佚名   2012/10/19 9:18:26   

 关键词:  第三代核电 AP1000

1.3设置非能动的安全壳冷却系统(PCCS),事故时依靠钢安全壳外壁气流通道的空气对流和冷却水蒸发,带走安全壳内的热量,防止安全壳内超温超压。冷却水的水箱设在安全壳头顶上,水依靠重力下流。(图3)

1.4设置非能动的堆芯余热排出系统(PDHRS),利用一回路再循环水的自然对流和换料水箱内水的热容量来排出堆芯余热。(图4)

1.5在安全壳内设置氢点火器和氢复合器来防止氢气燃爆。

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)。

2、EPR的预防和缓解严重事故措施主要有:

2.1为了降低发生严重事故的概率,在采用传统的第二代安全设计的基础上,增加和强化专设安全系统,例如,安全注射、堆芯余热排出等系统由二系列增加为四系列,相应的应急安全电源等支持系统也由二系列增加为四系列,并增强实体隔离和多样性等措施。

2.2设置堆芯熔融物稳定设施来避免熔融物烧穿安全壳底板。见图5-A,图5-B。具体说,当堆芯熔融物烧穿压力容器下封头而落到堆坑底部时,熔融物将融化塞(Melt plug)融化打开,往散布室(Spreading compartment)散布,由换料水箱来的水和位于散布室及相关通道中的牺牲混凝土(Sacrificial concert,具有吸热反应特性)吸收其热量,再由安全壳将热量排走,以使堆芯熔融物保持(retention)稳定,不再蔓延,这个过程是自动的(非能动的)。但是它只能保持约12个小时的冷却使安全壳压力不超限值;为了继续长时间冷却安全壳底板和堆芯熔融物,使安全壳不超压,则需要启动由泵驱动的能动的安全壳冷却系统(chrS),见图6。

来源:百度文库
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