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加强冷却水源可靠性 核电技术获中国电力创新奖

作者: 来源:科技日报 发布时间:2015/10/14 浏览: 2932 次 【  】 进入商城 联系编辑 我要投稿

关键词:核电技术,中国电力

    9月28日,国家能源应用技术研究及工程示范项目——核电站非能动应急高位冷却水源系统荣获了中国电力企业联合会2014年度中国电力创新奖二等奖。该项目于2011年6月获国家能源局批复,2014年12月17日通过国家能源局组织的专家评审和结题验收。专家认为,该项目的创新改进将对在运在建核电站应对全厂断电的严重事故发挥有效作用。

加强冷却水源可靠性 核电技术获中国电力创新奖
加强冷却水源可靠性 核电技术获中国电力创新奖

  2015年9月28日,中国电力企业联合会2014年度中国电力创新奖评选结果正式公布,由大亚湾核电运营管理有限责任公司(简称“大亚湾公司”)牵头、中国广核集团旗下运营公司、工程公司、研究院和苏州院等单位联合研制的“国家能源应用技术研究及工程示范项目——核电站非能动应急高位冷却水源系统”获中国电力创新奖二等奖。

  2011年日本福岛核事故后,大亚湾核电基地按照纵深防御的原则,针对福岛核事故暴露的问题对在运6台机组进行了核安全自查,并配合国家核安全局等相关部门完成对核电厂的综合安全检查。针对核安全自查和国家核安全检查发现的薄弱环节,以及国家核安全局发布的具体的监管要求和WANO、INPO和IAEA等国际组织以及其他国家针对福岛核事故所作的建议、反馈和行动等,大亚湾核电基地制订了50项福岛后安全改进行动。在福岛改进行动的基础上,为进一步加强冷却水源和应急电源的可靠性,根据能源局的批复,针对电站严重事故工况下存在的薄弱环节,大亚湾公司提出了核电站非能动应急高位冷却水源研发,以期通过采用非能动与抗震设计,研发核电站非能动应急高位冷却水源系统,使核电站具备应对极端自然灾害下可能发生的全厂断电叠加丧失应急给水的超设计基准事故,确保核电站冷却水源的可靠性,预防和缓解严重事故的发生,提高核电站的安全水平。

  该项目于2011年6月获国家能源局批复,而后立即开展示范工程的方案设计,11月完成事故应对策略研究(事故分析)和项目实施方案制定,12月项目实施方案通过了国家能源局组织的专家评审,2012年8月完成了示范工程的详细设计。示范工程建设于2012年4月启动深圳市基建项目报批报建流程,2013年3月份取得施工许可证,2013年11月完成基坑开挖及基坑验槽工作,基坑开挖土石方共23000立方,其中石方静爆开挖量18500立方。2013年8月项目研发完成概率安全(PSA)分析与模拟机事故仿真验证,概率安全(PSA)定量分析结果显示,堆芯损坏频率(CDF)、大量放射性早期释放(LERF)大为降低,大幅提高了核电站运营安全水平。2014年1月18日高位水箱封顶,项目主体工程完成。2014年4月高位水箱完成渗水试验和内墙防腐施工。2014年5月13日示范工程完成系统调试,调试试验结果满足系统设计项目要求。2014年5月23日,该项目在大亚湾核电基地通过了中国广核集团组织的技术验收。

  该项目的技术路线是根据岭澳二期(CPR1000)概率安全分析(PSA)模型,事故安全分析首先计算电站在全厂断电和丧失给水工况下的典型包络事故工况,针对不同事故工况提出严重事故预防和缓解两个层次功能目标,以及包含二回路补水、二回路临时注水、一回路临时注水、乏燃料水池补水、安全壳过滤排放及安全壳临时喷淋等应对策略;然后针对几类设计工况进行确定论计算分析,提出不同应对策略的设计基准;最后基于设计基准对采取改进对策后的事故进程进行评估。根据评估结论得出课题方案的有效性。具体技术路线如下:

  1.针对岭澳二期核电站的技术特点,通过事故安全分析,从概率论的角度出发,对CPR1000核电站在全厂断电事故工况下导致堆芯损坏的重要事故序列及发生频度进行分析,确定可能导致严重事故的主要贡献序列,找出电厂薄弱环节。

  2.针对电厂事故工况下的薄弱环节,提出严重事故预防和缓解两个层次功能目标,制定不同事故工况下的功能目标和应对策略。

  3.采用确定论及合理的工程判断相结合的方法,给出CPR1000严重事故预防及缓解改进措施,从确定论的角度出发,对改进措施的有效性进行定量分析和评估,为课题设计提供设计输入。

  4.根据事故安全分析制定的应对策略和工程措施,利用PSA概率安全分析方法和事故模拟机仿真验证,论证事故安全分析制定的应对策略和工程措施对严重事故的预防和缓解的有效性。

  5.根据制定的事故应对策略和工程措施,完成非能动应急冷却系统方案设计。

  6.对非能动应急高位冷却水源系统厂址选址进行地质勘探和环境适应性评估。

  7.根据地勘结果进行非能动应急高位冷却水源系统示范工程施工设计。

  8.示范工程土建和机电安装施工,安装结束后进行系统功能调试和能力测试。

  9.核电站非能动应急高位冷却水源系统研发课题总结。

  核电站非能动应急高位冷却水源系统示范工程以建设的“岭澳二期”核电厂4号机组CPR1000堆型为基础进行研发。该示范工程共分为三部分。第一部分为高位水箱储水系统,高位水箱的结构设计满足抵御地震、台风飞射物撞击、水淹等自然灾害的影响,高位水箱的蓄水量满足电厂事故工况下超过3天的用水需求。示范工程第二部分为高位水源系统的传输系统。传输系统包括传输管线和移动柴油机泵两部分。用于高位水箱往电站进行重力补水和增压注入功能。示范工程的第三部分为与高位水源系统连接的电厂系统接口。根据事故工况下相关安全系统的功能,分别在辅助给水系统(ASG)、反应堆堆换料腔和乏燃料水池的冷却和处理系统(PTR)、安全壳喷淋系统(EAS)上增加连接高位水箱的系统接口和补水管线,在事故工况下,通过补水接口快速地将外部冷却水源连接并注入上述系统,实现堆芯和乏燃料的冷却。

  2014年12月17日,该项目通过了国家能源局组织的专家评审和结题验收。专家组认为该项目针对核电站全厂断电事故工况下的薄弱环节,创新地提出能动与非能动结合的应对方案,事故分析、概率安全分析、模拟仿真的结果表明,该系统大幅度提高了核电站的安全性和可靠性。此项创新改进将对在运在建核电站应对全厂断电的严重事故发挥有效作用。

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