AP1000安全十问答..doc

AP1000 抵御极端自然灾害和外部事件能力 十问答 2011年4月  编者按： 2011年3月11日在日本东北近海发生里氏9.0级强烈地震和海啸，福岛第一核电站遭受严重损坏，大量放射性物质泄漏到外部。根据国际原子能机构《国际核事件和放射事件分级表（INES）》的规定，福岛第一核电站事故定级为最严重的7级。灾情至今尚未得到有效控制，给日本国人民造成了重大灾难，给周边地区人民的生命安全带来一定威胁，并引起社会公众的普遍担忧。 当前，按照“在确保安全的基础上高效发展核电”的方针，我国三代核电自主化工作正在稳步推进。AP1000核电技术具有充分的安全保障，在设计方面为实现总的安全目标采取了周密有效的措施。为了增进对AP1000核电技术安全性的认识，我们编写了这本小册子，从技术的角度，以问答的形式，对普遍关心的问题进行解答，希望为大家提供一定的帮助。  1.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，要求核电厂的安全相关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。 我国核安全法规规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米/秒2）。目前我国二代加核电设计选择的地面水平加速度峰值为0.2g。AP1000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的要求对AP1000进行地震裕度分析（Seismic Margin Aanalysis，SMA），即基于PSA考虑所有能够导致堆芯损坏或安全壳失效的事故序列，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的设计特性能够保证核电厂仍有良好的表现——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0.41g至0.50g，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。  2.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”）属于对保证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分析表明，在95%置信度和95%不发生损坏的几率下，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。 3.在发生海啸的条件下，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，就要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；三是建造永久性的外部屏障如防波堤和其他防洪构筑物；四是对可能产生的局部越浪，设计适当的排水设施等。 按照西屋公司AP1000的设计，柴油机厂房位于厂坪标高上，1E级蓄电池及相应的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，应根据具体厂址条件，选择上述的设防措施。  4.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核电厂可以采取如下应对措施： 第一，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启动信号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保证每台柴油发电机以额定功率连续运行7天。 第二，利用辅助柴油发电机供电。AP1000核电