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美國三里島核電站

其實，第三代反應堆更像是個商業(yè)概念，主要是在二代反應堆的基礎(chǔ)上進一步提高安全性和經(jīng)濟性。從技術(shù)上講，是將二代堆的“超設(shè)計基準事故”納入了安全設(shè)計基準事故范圍。換言之，第二代反應堆和第三代反應堆設(shè)計基于同樣的原理，雖然在技術(shù)上沒有實現(xiàn)飛躍，但也完善了安全性能。因此，現(xiàn)在的核電學術(shù)界逐漸用“嚴重事故”代替“超設(shè)計基準事故”，嚴重事故緩解措施也成了三代堆的最重要特征。

第三代核反應堆做了哪些改進

非能動安全技術(shù)是20世紀80年代發(fā)展起來的新技術(shù)，以經(jīng)濟、簡單、可靠見長，應用于第三代核電站，以成為第三代核電反應堆的突出特點之一。

國際非能動核安全，一般按照以下幾個方面來衡量：

一是處理事故時不需要進行液（氣）體移動或交換；

二是處理事故時不需要機械部件移動；

三是處理事故時不需要外部控制指令；

四是處理事故時不需要外部電源。

實際上核反應堆從燃料棒保護殼，波動管，蓄壓箱，緊急停止裝置等數(shù)個方面會盡可能按照以上指標進行多重保障。由于以往核電站事故的前車之鑒，核大國競相研發(fā)更為安全的三，四代反應堆的安全因素，從而催生出了更高安全性的反應堆。

就具體技術(shù)路線而言，各國都有各自的改進做法，最典型的是法國阿海琺EPR的專設(shè)安全設(shè)施加法路線和美國西屋公司AP1000的非能動安全設(shè)施減法路線。以西屋的AP1000為例，其被動安全措施采用了以下幾項：

一是在緊急停止時，通過自重力和反應氣壓，使得冷卻液自動到位；

二是通過熱傳導，對流以及蒸發(fā)進行被動散熱；

三是所有的泵和閥門誤操作均不會造成安全事故；

四是少數(shù)被動安全相關(guān)的閥門靠電池驅(qū)動；

五是整個被動安全系統(tǒng)無需外部交流電接入。

即便是在緊急堆芯熔毀情景下，冷卻水流動依靠自然熱力驅(qū)動在堆內(nèi)循環(huán)，不需要像日本福島核電站那樣需要外部電源。而且冷卻水具有自動減壓功能，冷卻水的儲水池也能自動供水。

我國引進的第三代核電站反應堆AP1000以及以此為基礎(chǔ)發(fā)展來的完全自主知識產(chǎn)權(quán)的核電反應堆CAP1400是目前世界上應用非能動安全技術(shù)最徹底的核電壓水堆，除了能動余熱排出系統(tǒng)外還設(shè)置了非能動堆芯余熱排出系統(tǒng)、非能動堆芯安全注水系統(tǒng)、非能動安全殼冷卻系統(tǒng)等，使得反應堆的固有安全性大大提高，能夠?qū)崿F(xiàn)事故后自動停堆。

這一系列的設(shè)計，使得AP1000具有相當?shù)陌踩浴P1000/CAP1400通過非能動技術(shù)已經(jīng)能夠?qū)崿F(xiàn)事故后72小時無人值守而不發(fā)生大規(guī)模放射性物質(zhì)泄漏，足以應對三里島那種人因操作失誤引起的嚴重事故和福島那種全廠斷電引起的嚴重事故。

AP1000 非能動安全系統(tǒng)