AP1000安全十问答
发布时间: 2013-09-12

一、AP1000核电厂能抵御多大的地震?

        
地震是一种自然现象,描述一次地震大小的指标是震级,震级反映了地震在震源释放的能量;描述一次地震对某一地面和各种建筑物影响强弱的指标是地震烈 度。核电厂在设计时,定义了安全停堆地震SSE,这种地震会引起地面的最大震动。在安全停堆地震条件下,请求核电厂的安全相干系统仍保持其功能能力。地面 水平加速度峰值是描述安全停堆地震动水平的设计输入参数。

        
我国核安全法规限定核电厂设计输入的地面水平加速度峰值不得小于0.15g(其中g为重力加速度,约合9.8/2)。此刻我国二代加核电设计选择的地面水平加速度峰值为0.2gAP1000核电厂设计选择的地面水平加速度峰值为0.3g

        
按照美国核管会SECY-93-087的请求对AP1000实行地震裕度剖析(Seismic Margin AanalysisSMA),即基于PSA考虑所有能够导致堆芯损坏或安全壳失效的变乱序列,并论证在地面水平加速度大于或等于安全停堆地震设计基准 1.67倍的条件下是否仍然能够具有较高置信度的低失效概率。结果表明,在地面水平加速度为0.5g的地震动水平下,AP1000的设计特性能够包管核电 厂仍有优良的表现--在地震导致丧失厂外电和厂内电源时,控制棒会因重力插入使反应堆停堆;非能动余热排出系统功能可用;堆芯补水箱可实现向堆芯注入。此 次日本地震在核电厂附近区域的地面水平加速度峰值据估计为0.41g0.50g,因此AP1000核电厂能够在类似此次日本地震的条件下保持安全。

        二、AP1000核电厂安全壳上的大水箱(非能动安全壳冷却水储存箱)在强地震条件下会不会跌落?

        
非能动安全壳冷却水储存箱(后简称储水箱)属于对包管核电厂安全性有重要作用的设备,按抗震I类设计。储水箱位于安全壳容器上部,与核岛的屏蔽构筑物是一个整体(如下图所示),其内部的湿壁为不锈钢板衬里,其间的焊缝经过密封性检查,并设置了泄漏检查通道。



AP1000储水箱与屏蔽构筑物是一个整体

 

经美国核管会审查认可的地震裕度剖析表明,在95%置信度和95%不产生损坏的几率下,屏蔽构筑物顶部的整体水箱可承受0.63g的地震水平加速度峰值。

        三、在产生海啸的条件下,AP1000核电厂怎样才能不受影响?

        
海啸是由海底地震或其他地址因素引发的具有超大波长和周期的海面波动,属于极端洪水事件。海啸包括远地海啸和近地海啸。前者在原地形成后,在大洋中 传播数千里公里,使沿海地区遭到侵袭。后者由近海地震引起,但需具备足够大的水深条件。我国近海为宽缓的大陆架海域,近海地震不易引发海啸。

核电厂对海啸的设防,可采用如下方法。一是在核电厂选址之初,就请求核电厂厂坪的标高要高于设计基准洪水水位;二是将所有安全重要物项建在设计基准洪水水位以上;三是建设永久性的外部屏障如防波堤和其他防洪构筑物;四是对或许产生的局部越浪,设计适当的排水设施等。

按照西屋企业AP1000的设计,柴油机厂房位于厂坪标高上,1E级蓄电池及相符合的1E级直流通道和电气设备间位于比厂坪标高低的辅助厂房房间内。为防止水淹,应按照具体厂址条件,选择上述的设防办法。

        四、AP1000核电厂如何应对失去外部交流电的情况?

        
当出现外部自然事件(如地震、海啸、严重的雨雪冰冻灾害、飓风等)或外部人为事件(如火灾、爆炸等),核电厂会失去厂外交流电。这时,AP1000核电厂可以采纳如下应对办法:

1.利用厂内备用柴油发电机供电。AP1000核电厂有两台规格分别为10千伏/4000千瓦的备用柴油发电机。每台柴油发电机在接到发动信号 120秒以内开始带负荷,为反应堆余热导出系统提供后备电源,将反应堆堆芯的余热带走。备用柴油发电机系统的燃油能够包管每台柴油发电机以额定功率连续运 7天。

2.利用辅助柴油发电机供电。AP1000核电厂的附属厂房内有两台规格分别为380/35千瓦的辅助柴油发电机。当其他电源不可用时,这两台 柴油发电机为1E级的变乱监视检测设施、主控室BC通道仪表、主控室照明、乏燃料池相干设备供电。辅助柴油发电机油罐的容量能够满足柴油发电机连续运转4 天。辅助柴油发电机及其油罐放在抗震II级的附属厂房内。油罐也按抗震II级设计。

3.利用1E级直流和UPS系统供电。这个系统含有7组蓄电池,其中4组蓄电池能够为负荷提供最初24小时电力,2组蓄电池为负荷提供延续72 时电力,此外还有1组备用蓄电池作为备用电源。1E 级直流和UPS 系统为电厂仪表、控制、调试需要的安全相干设备和电厂停堆所需的其它功能供电。

4.利用非1E级直流和UPS系统供电。非1E 级直流和UPS 系统为电厂运转和投入保护需要的电厂非1E 级控制和仪表负载和设备以及安全壳内氢气点火器提供持续 可靠电源。在失去所有的交流电源的情况下,非1E级直流电源系统的蓄电池为负荷提供至少2小时的不间断电力。

为防止直流蓄电池及其系统的水淹,可以考虑将其设置在设计基准洪水水位以上或采纳防淹办法。

        五、AP1000核电厂在产生变乱72小时以后的供电问题怎么处置呢?

        AP1000
核电厂采用了非能动安全系统。在产生变乱的情况下,首要依靠非能动安全系统实现电厂的安全功能。在产生变乱的72小时后,可以利用两台 35千瓦的辅助柴油发电机向下列设备提供交流电源:向1E级变乱后监视检测设施装置、主控室和仪控室通风、主控室照明供电;向非能动安全壳冷却系统再循环泵供 电,该泵向非能动安全壳冷却水储存箱补水以确保安全壳外表面湿润,向乏燃料池补水。辅助柴油发电机在失去所有交流电和直流蓄电池耗尽后的72小时后投入运 行,其燃油储油罐的容量足以供给两台发电机运转4天的油量,因此,变乱产生后可以有7天的时间安排向核电厂运送额外的燃油。

辅助柴油发电机及其燃油储油罐安置在抗震II类的附属厂房内。按照具体的厂址条件,可以将辅助柴油发电机系统及厂房提高到抗震I类。辅助柴油发电机供给负荷的电气线路已连接,只需接入即可供电。

        六、AP1000核电厂在产生变乱72小时以后的非能动安全系统的水源问题怎么处置呢?

        AP1000
核电厂非能动安全壳冷却水储存箱内储存有约3000立方米的除盐水。变乱产生后,常关的储水箱隔离阀开启,储水箱中的水流向钢制安全壳 壳体外表面的顶部。初始水流量为112.34立方米/小时,满足变乱条件下安全壳短期冷却的请求。流量随时间自动减小并至少持续72小时。

72小时以后,操纵员手动发动非能动安全壳冷却系统再循环泵,将水从辅助水箱送至储水箱。辅助水箱的水装量实行长期补给持续时间至少为4天。

此后,还可以经过消防系统或其他供水管线,向辅助水箱或储水箱补水,或经过供水管线直接向钢制安全壳顶部喷洒水流,实现安全壳长期冷却。




非能动安全壳冷却系统供水管线图

 

PCCWST:非能动安全壳冷却水储存箱

PCCAWST:辅助水箱

       七、AP1000核电厂的乏燃料池如何实现冷却?

        
正常条件下,AP1000核电厂乏燃料池冷却系统能够排出储存的乏燃料产生的衰变热,从而将乏燃料池中的水温维持在一个可接受的温度范围内。

在变乱条件下,如果乏燃料池冷却系统不可用,乏燃料的冷却由池中水的热容量来承担。如果乏燃料池冷却系统长期不可用,池水将沸腾,同时水位下降。乏 燃料池低水位报警信号出现后,操纵员将采纳办法向乏燃料池补水。在最初的72小时内,安全相干的水源会提供所需的补水。变乱后72小时到7天的时间内,如 果安全相干的水源不足以提供所需的补水,则由非能动安全冷却辅助水箱提供补给。另外,消防水也可以经过已连接好的管路直接向乏燃料池补水,多种水源可以实 现对乏燃料的长期冷却。 

        八、AP1000核电厂能经受住大飞机撞击吗?

        
美国核管会于20097月决定要对美国本土新建的核电厂实行针对大型商用飞机撞击的评估,限定在设计中采纳办法包管反应堆堆芯保持冷却或安全壳保 持完整,乏燃料池保持冷却或乏燃料池保持完整。欧洲的核安全法规也请求考虑大型商用飞机撞击的问题。我国核安全法规尚未正式提议有关请求,但有或许在将来 相符合增补此项,针对防御大型商用飞机撞击的剖析进一步予以审评,复核该项设计的可接受性。

此刻在建的三门和海阳4AP1000机组,其安全壳屏蔽构筑物具有抗击小型飞机撞击的能力。美国核管会的有关限定颁布以后,西屋企业相符合改进设计,AP1000安全壳屏蔽构筑物采用了新型钢板混凝土结构,能够满足美国核管会的请求。改进的设计已经向中方实现技艺转让。

三门和海阳依托名目的安全壳构筑物的顶部结构也做了局部改进,以便延续机组更容易地过渡到满足这项新技艺请求。

        九、AP1000核电厂如何防止安全壳超压?

 

AP1000核电厂的钢制安全壳既是阻止放射性物质向环境释放的屏障,也是最终热阱的非能动安全换热界面。安全壳容器大局部圆柱体的厚度为 44.45毫米,最底层厚度增补到47.62毫米,设计压力(表压)达到0.407兆帕。为了应对安全壳超压,确保安全壳的结构完整性,AP1000核电 厂首要采纳了如下设计:

1.是利用非能动安全壳冷却系统,将安全壳大气中的热量直接传递到环境,限制并降低安全壳内的温度和压力;

2.是利用安全壳氢气控制系统,经过催化复合器和点火器相结合的方法去除氢气;

3.是安全壳内设置有非安全级的冷水喷淋系统,可以降压和去除裂变产物,作为非能动系统的补充。总的喷淋空间约占安全壳自由体积的84%

4.是当安全壳压力超过表压0.66兆帕时,利用安全壳放气通路实行安全壳放气操纵。

 

十、AP1000核电厂如何幸免变乱条件下放射性物质大量排放?

        
首先,AP1000核电厂利用非能动驱动的自然过程显著地降低了设计基准变乱后安全壳大气中的放射性裂变产物的泄漏量。其次,装设在供气与排气管线上的安 全壳隔离阀,将在接受安全壳隔离信号后自动关闭。再有,AP1000的放射性废气系统是一个直流常温活性炭延迟系统。放射性废气将在经过系统的气体冷却 器、汽水分离器、活性炭保护床、活性炭延迟床的一系列处置后排出。


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