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AP1000核电站概述 运行处 王甲强 wangjiaqiang@ 核能历史 　核动力是利用可控核反应来获取能量，从而得到动力，热量和电能。因为核辐射问题和现在人类还只能控制核裂变，所以核能暂时未能得到大规模的利用。 利用核反应来获取能量的原理是：当裂变材料(例如铀-235)在受人为控制的条件下发生核裂变时，核能就会以热的形式被释放出来，这些热量会被用来驱动蒸汽机。蒸汽机可以直接提供动力，也可以连接发电机来产生电能。 世界各国军队中的很多潜艇及航空母舰都以核能为动力，同时，核能每年提供人类获得的所有能量中的8%，或人类获得的所有电能中的17%。 足球场看台下的第一座核反应堆The Chicago Pile-1 1942年12月2日下午，美国费米实验室在芝加哥大学的足球场西看台下的网球场，世界上第一座原子核反应堆 “芝加哥”第一号（CP-1）开始运行,揭开了人类利用原子能的序幕。 核能和平利用的历程 第三代反应堆开发背景 一代：核电站的开发与建设开始于上世纪50年代。1954年，前苏联建成电功率为五千千瓦的实验性核电站；1957年，美国建成电功率为九万千瓦的希平港原型核电站。这些成就证明了利用核能发电的技术可行性。国际上把上述实验性和原型核电机组称为第一代核电机组。 二代：上世纪60年代后期，在试验性和原型核电机组基础上，陆续建成电功率在30万千瓦以上的压水堆、沸水堆、重水堆等核电机组，它们在进一步证明核能发电技术可行性的同时，使核电的经济性也得以证明：可与火电、水电相竞争。上世纪70年代，因石油涨价引发的能源危机促进了核电的发展，目前世界上商业运行的四百多座核电机组绝大部分是在这段时期建成的，称为第二代核电机组。 三代：上世纪90年代，为解决三里岛和切尔诺贝利核电站的严重事故的负面影响，世界核电界集中力量对严重事故的预防和后果缓解进行了研究和攻关，美国和欧洲先后出台“先进轻水堆用户要求”文件和“欧洲用户对轻水堆核电站的要求”，进一步明确了防范与缓解严重事故、提高安全可靠性和改善人因工程等方面的要求。国际上通常把满足这两份文件之一的核电机组称为第三代核电机组。 核电站的改进和升级 第三代核电机组的设计原则和特点 为了进一步提高核电厂的安全性，严重事故的预防和缓解，就成为新一代核电技术开发的核心。 如果计算到1986年切尔诺贝利事故时为止，世界商用核电厂累计约4000堆·年的运行历史，其间发生过两次严重事故，发生概率达到5×10-4/堆·年。 这说明，严重事故发生概率虽然低，但并不是不可能发生的；同时亦说明，单纯考虑设计基准事故，不考虑严重事故的预防和缓解，不足以确保工作人员、公众和环境的安全。 美国最早开展严重事故的研究，美国原子能委员会1974年发表的《核电站风险报告》WASH-1400报告首次将概率安全分析技术应用到核电厂，提出了以事件发生频率为依据的事故分类方法。WASH-1400报告首次指出，核电厂风险主要并非来自设计基准事故，而是导致堆芯熔化的严重事故。WASH-1400还首次建立了安全壳失效模式和放射性物质释放模式。 第三代核电机组的设计原则 在采用第二代核电机组已积累的技术储备和运行经验的基础上，针对其不足之处，进一步采用经过开发验证是可行的新技术，以显著改善其安全性和经济性，满足URD文件或EUR文件和IAEA新建议法规的要求；同时，应能在2010年前进行商用核电站的建造。 统观各国已提出的设计方案，有下列特点： (1)在安全性上，满足URD文件的要求，主要是： 堆芯熔化事故概率≤1.0×10-5堆·年； 大量放射性释放到环境的事故概率≤1.0×10-6堆·年； 应有预防和缓解严重事故的设施； 核燃料热工安全余量≥15%。 (2)在经济性上，要求能与联合循环的天然气电厂相竞争； 机组可利用率≥87%； 设计寿命为60年； 建设周期不大于54个月。 (3)采用非能动安全系统 即利用物质的重力，流体的对流，扩散等天然原理，设计不需要专设动力源驱动的安全系统，以适应在应急情况下冷却和带走堆芯余热的需要。这样，既使系统简化，设备减少，又提高了安全度和经济性。这是革新型的重大改进，是代表核安全发展方向的。 能动与非能动概念 系统的功能要靠部件来实现。 在核电厂中，一般将部件分为能动部件与非能动部件。依靠触发，机械运动或动力源等外部输入而行使功能，因而能以主动态影响系统的工作过程，称能动部件。如泵，风机，柴油发电机组等。 无需依赖外部输入而执行功能的部件称非能动部件。非能动部件内一般没有活动部件。如管道，孔板，换热器等。如果某一非能动部件的设计、制造、检查和在役检查均能保证很高的质量水平，则可不必假设它会发生故障。 (4)单机容量进一步大型化 研究和工程建造经验表明，轻水堆核电站的单位千瓦比投资