【正文】 壓水堆的安全殼是用壁厚 1米左右的鋼筋混凝土構(gòu)成的，所以有很好的屏蔽功能。按目前世界 441臺(tái)機(jī)組來(lái)說(shuō)， 100年才有1臺(tái)機(jī)組發(fā)生堆芯熔化事故。 第四道防線(xiàn)：?jiǎn)⒂煤穗姀S安全系統(tǒng)，加強(qiáng)事故中的電站管理， 緩解事故 。 ? 能動(dòng)安全，即依靠能動(dòng)部件實(shí)現(xiàn)安全功能。重要的措施有：在正常運(yùn)行時(shí)，對(duì)一回路冷卻劑中的放射性物質(zhì)采取凈化；安全殼保持負(fù)壓；保障放射性物質(zhì)的四道屏障的結(jié)構(gòu)完整，所謂四道屏障分別指：燃料芯塊、燃料包殼、一回路壓力邊界和安全殼。 7 在伇檢查的時(shí)間間隔，一般為電廠運(yùn)行開(kāi)始后每10年檢查一次，每次作 100％檢查。 2 核電廠運(yùn)營(yíng)單位必須作出安排，由合格的人員使用合適的設(shè)備和技術(shù)完成符合要求的定期試驗(yàn)、檢驗(yàn)和檢查。 2 冷停堆 核反應(yīng)堆有很深的次臨界度，一回路水的平均溫度低于 90℃ ，壓力容器封閉，一回路可能處于受壓狀態(tài)，冷停堆又有兩種狀態(tài)： ? 維修冷停堆，這時(shí)一回路平均溫度在 10℃ 至 70℃之間，是敞開(kāi)的，一回路水部分排空，可以對(duì)一回路設(shè)備進(jìn)行維修； ? 正常冷停堆，該狀態(tài)時(shí)壓力容器是密封的，一回路至少用穩(wěn)壓器的一個(gè)安全閥組進(jìn)行保護(hù)。 3 低功率試驗(yàn) 按核反應(yīng)堆設(shè)計(jì)要求，在把核反應(yīng)堆功率維持在足夠低的水平情況下，進(jìn)行持續(xù)時(shí)間較長(zhǎng)的系統(tǒng)流動(dòng)性能試驗(yàn)和冷態(tài)、熱態(tài)性能試驗(yàn)。冷態(tài)試驗(yàn)結(jié)束后安裝設(shè)備與管道的熱絕緣。 AES91－技術(shù)特點(diǎn) 169。 ? 雙層安全殼內(nèi)層是鋼纜預(yù)應(yīng)力張拉系統(tǒng)的混凝土墻體，厚為 ，內(nèi)壁有 6毫米厚的鋼覆；外殼是普通混凝土墻休，厚為 ，內(nèi)外層之間間距 。 ? 俄羅斯計(jì)劃到 2022年每年興建兩個(gè)百萬(wàn)千萬(wàn)核反應(yīng)堆 ,到 2020年將其數(shù)量增加到每年四個(gè)。 田灣核電站 ? 中俄合作項(xiàng)目 ? 廠址位于江蘇省連云港市田灣 ? 一期工程建設(shè)兩臺(tái)俄羅斯 AES91/V428 （ VVER1000/428 NPP91）型壓水堆核電機(jī)組，裝機(jī)容量為 2 106萬(wàn)千瓦 ? 1999年 10月 20日進(jìn)行 1號(hào)機(jī)組的第一罐混凝土澆注， 2022年 9月 20日進(jìn)行 2號(hào)機(jī)組的第一罐混凝土澆注。絕大多數(shù)非氣態(tài)活性物質(zhì)最終沉積在安全殼地坑冷卻水中。 – 非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)以鋼安全殼作為傳熱界面，將空氣從外層屏蔽殼入口引 入，通過(guò)外部環(huán)廊到達(dá)底部，在空氣折流板底部轉(zhuǎn)向 180度，進(jìn)入內(nèi)部環(huán)廊，再沿安全殼內(nèi)壁向上流動(dòng)。 ? 2022年 5月 4日，法國(guó)電力公司董事會(huì)決定在Flamanville廠址啟動(dòng)首臺(tái)（法國(guó)） EPR機(jī)組建設(shè)；2022年 1月 24日核蒸汽供應(yīng)系統(tǒng)定貨，世界第二臺(tái) EPR機(jī)組在建。 ?廠房高度降至最低。 （ 3）安全特性 ? EPR符合法國(guó)和德國(guó)核安全當(dāng)局 1993年聯(lián)合提出的共同建議和 1995年發(fā)布的對(duì)主要問(wèn)題的立場(chǎng) ? 2022年 10月，負(fù)責(zé)反應(yīng)堆安全的法國(guó)常設(shè)專(zhuān)家組與德國(guó)的有關(guān)專(zhuān)家一起對(duì)指導(dǎo) EPR設(shè)計(jì)的技術(shù)導(dǎo)則進(jìn)行了評(píng)審并給予確認(rèn)。 ? 壓力容器采用抗考化最佳的鋼材制造并減少焊縫數(shù)量。 (1)EPR簡(jiǎn)介 經(jīng)濟(jì)性好： ? 發(fā)電成本比在役最先進(jìn)的核電機(jī)組低 10%， ? 比聯(lián)合循環(huán)的大型燃?xì)鈾C(jī)電站低 20%。D）計(jì)劃取得的成果，特別是由法國(guó)原子能委員會(huì)和 Karlsruhe 研究中心所獲得的研究成果。 ? 先進(jìn)沸水堆通過(guò)改進(jìn)堆芯及燃料的設(shè)計(jì)使功率振蕩衰減比非常小 ， 堆的穩(wěn)定性大大提高 。 ? 先進(jìn)堆堆內(nèi)設(shè)置自動(dòng)運(yùn)行 ， 保護(hù)器禁止堆運(yùn)行在高功率密度 /低流量區(qū) ， 來(lái)防止兩相流不穩(wěn)定性的發(fā)生 。 (1)EPR簡(jiǎn)介 ? 160萬(wàn)千瓦級(jí)壓水堆，其單機(jī)容量為世界之最 ? 機(jī)組熱效率為當(dāng)今輕水堆之最： 36/37%； ? 從第一罐混凝土計(jì)建造周期不超過(guò) 48個(gè)月； ? 設(shè)計(jì)壽命增加到 60年； ? 燃料 U235富集度 5％；燃料組件卸料燃耗深 70000MWd/t ? 燃料利用率提高；每兆瓦時(shí)鈾消耗量節(jié)約 17% ? 機(jī)組整個(gè)壽期的平均可用因子達(dá) 92%，這樣換料周期延長(zhǎng)，停堆換料和在役檢查時(shí)間縮短。 (2)EPR技術(shù)特點(diǎn) ? 現(xiàn)有的設(shè)計(jì)、設(shè)備制造以及核電廠建造等方面的工業(yè)能力可很容易得到推廣和利用。 ? 蒸汽發(fā)生器裝有軸向節(jié)能器，使蒸汽壓力提高到 78個(gè)飽和蒸汽壓力，從而獲得較高的電廠效率（ 36/37%）。 ? EPR滿(mǎn)足歐洲用戶(hù)要求（ EUR）和美國(guó)電力研究院（ EPRI）發(fā)布的用戶(hù)要求文件（ URD） （ 3）安全特性 強(qiáng)化防范堆熔事件的措施 ? EPR采取措施防范堆芯熔化，包括采用安全裝置進(jìn)一步降低這種嚴(yán)重事故的概率小于106/堆年（比 N4還要低一個(gè)量級(jí)）： ?增加一回路和蒸汽發(fā)生器的水裝量； ?采用 4 100%冗余（ 4系列概念）來(lái)增加安全系統(tǒng)的可靠性； ?這些系統(tǒng)的每列在設(shè)計(jì)方面都遵循多樣化原則。最重的部件尤其是水箱安裝在標(biāo)高較低的位置。 ? 在中國(guó)核電市場(chǎng)與 AP1000竟標(biāo)失敗。由于內(nèi)部環(huán)廊空氣被加熱和水蒸氣存在，造成內(nèi)外環(huán)廊空 氣密度差，形成空氣的自然循環(huán)，空氣最終從屏蔽殼頂部煙囪排出。非能動(dòng)主控室可居留系統(tǒng)失去交流 電源時(shí)，主控室非能動(dòng)應(yīng)急可居留系統(tǒng)向主控室通風(fēng)和充氣，維持工作人員可以繼續(xù)居留的環(huán)境至少 72小時(shí)，并兼作主控室、儀表間和直流設(shè)備室的非能動(dòng)熱阱。 ? 1號(hào)機(jī)組和 2號(hào)機(jī)組計(jì)劃分別于 2022年和2022年建成投產(chǎn)，現(xiàn)已延遲至 2022年。俄羅斯目前在 10個(gè)核電廠有 31個(gè)核反應(yīng)堆，約占其電力發(fā)電的 16%到17%。外層安全殼反應(yīng)堆廠房外徑為 ，總高度為。 安注泵系統(tǒng) 安全殼 安全系統(tǒng) 一回路系統(tǒng) 蒸汽發(fā)生器 儀控系統(tǒng) 國(guó)內(nèi)其他核電站 單殼 三通道 二環(huán)路或三環(huán)路 立式 模擬 田灣核電站 雙殼 四通道 四環(huán)路 臥式 數(shù)字全數(shù)字化 ? 正常運(yùn)行情況下，四個(gè)環(huán)路的設(shè)備同時(shí)工作。 2）熱態(tài)試驗(yàn) 利用冷卻劑泵和穩(wěn)壓器電加熱器對(duì)一回路升溫升壓至額定參數(shù)，試驗(yàn)核蒸汽供應(yīng)系統(tǒng)的熱態(tài)功能。證實(shí)核反應(yīng)堆已具備較高功率水平下運(yùn)行的條件。 3 次臨界中間停堆 核反應(yīng)堆有足夠的負(fù)反應(yīng)性，處于次臨界狀態(tài)，一回路平均溫度處于 90℃ 至 ℃ 之間。 3 維修、試驗(yàn)和檢查大綱必須計(jì)及運(yùn)行限值和條件，以及其它適用的核安全管理要求。 壓水堆核電廠的安全分析與輻射安全 1壓水堆核電廠的安全分析 核安全的最高目標(biāo) 是輻射安全，即工作人員、居民和環(huán)境免遭放射性危害，輻射照射保持合理可行的盡量低水平，在正常和事故下，放射性劑量水平低于規(guī)定限值。 為了使核安全的三要素得到保證，核電廠的設(shè)計(jì)提出了四種概念的安全