第一篇：先進的核電安全技術(shù)

先進的核電安全技術(shù)

1.各段核電廠安全性能比較

1.1第一代核電廠安全特點

第一代核電廠始建于20世紀50年代初,屬于原型堆核電站技術(shù),其主要目的是通過實驗示范形式來驗證核電實踐上的可行性.鑒于原子彈爆炸所產(chǎn)生的巨大破壞力,人們擔心核電廠也存在類似的威脅,對核能產(chǎn)生裝置在運行過程中產(chǎn)生的各種放射性核素的輻射問題十分關注.因此,第一代核電技術(shù)的首要目標是解決安全問題,這也貫穿了核電技術(shù)發(fā)展的始終.但由于第一代核電站廠開發(fā)是受當時技術(shù)限制,設計比較粗糙,結(jié)構(gòu)松散,設計沒有系統(tǒng)、規(guī)范、科學的安全標準和準則問題作為指導，因為存在許多安全隱患，已不能滿足核電發(fā)展的需求，現(xiàn)在核電廠基本已經(jīng)退役。

1.2第二代核電站電廠安全的特點

二代核電站從70年代至今，有多種堆型而且運行業(yè)績良好，還在增效延壽并批量建設，目前仍有23臺機組在建。2005年，全球第二代核電站（堆）共有443臺套，積累了超過1.2萬多堆年的安全運行經(jīng)驗。核電裝機占發(fā)電總裝機的16%，核電占總發(fā)電量的20%左右。

從堆型上看，壓水堆占核電的56%，沸水堆占21%，重水堆占7%，其他堆型占16%。近年來的第二代機組增效延壽研究表明，美國第二代機組核電可利用率可以從70%左右提高到90%，壽命由40年延長至60年，相當于新建25臺百萬千瓦機組。預計未來30年壓水堆仍將是核電發(fā)展的主力堆型。

第二代核電技術(shù)被廣泛應用于上世紀七十年代至今仍在運行的大部分商業(yè)核電站，它們大部分已實現(xiàn)標準化、系列化和批量建設，主要種類有壓水堆（PWR）、沸水堆（BWR）、重水堆（CANDU）和蘇聯(lián)設計的壓水堆（VVER）和石墨水冷堆（RBMK）等。

第二代核電站技術(shù)證明了發(fā)展核電在經(jīng)濟上是可行的。但是前蘇聯(lián)切爾諾貝利核電站和美國三哩島核電站嚴重事故的發(fā)生，引起了公眾對核電安全性的質(zhì)疑，同時也讓人們意識到第二代核電技術(shù)的不完善性，許多國家的核電發(fā)展也都因此一度停滯。

第二代核電站是目前世界正在運行的439座核電站（2007年9月統(tǒng)計數(shù)）主力機組，總裝機容量為3.72億千瓦。還共有34臺在建核電機組，總裝機容量為0.278億千瓦。在三里島核電站和切爾諾貝利核電站發(fā)生事故之后，各國對正在運行的核電站進行了不同程度的改進，在安全性和經(jīng)濟性都有了不同程度的提高。

1.3第三代核電站廠安全特點

第三代核電站的安全性和經(jīng)濟性都將明顯優(yōu)于第二代核電站。由于安全是核電發(fā)展的前提，世界各國除了對正在運行的第二代機組進行延壽與補充性建一些二代加的機組外，接下來新一批的核電建設重點是采用更安全、更經(jīng)濟的先進第三代核電機組。我國國家引進的美國非能動AP1000核電站以及廣東核電集團公司引進的法國EPR核電站都屬于第三代核電站世界各國在回顧三十余年第二代核電站的建造和運行經(jīng)驗，尤其總結(jié)了美國三哩島核電站和切爾諾貝利核電站事故的經(jīng)驗教訓之后，為使今后建造的核電站在安全性、經(jīng)濟性、安全審評穩(wěn)定性以及保護核電業(yè)主投資等方面有大的改進。

第三代核電站先是美國電力公司發(fā)起建立先進輕水堆（ALWR）設計的技術(shù)基礎，為設計美國下一代先進輕水堆(ALWR)，推行一項先進輕水堆ALWR計劃，編制了一份美國核電用戶要求文件(URD)，繼而歐洲10家核電公司也編寫了歐洲核電用戶要求(EUR)文件。

URD和EUR規(guī)范了第三代核電站的設計技術(shù)基礎，其要點如下：

1）ALWR計劃的目標：為未來的ALWR提供一整套設計的綜合要求、穩(wěn)定的審批基準、支持ALWR電廠的發(fā)展。

2）ALWR 的14條政策：簡單化、設計裕量、人因、安全、設計基準與安全裕量、管理穩(wěn)定性、標準化、成熟技術(shù)、可維護性、可建造性、質(zhì)量保證、經(jīng)濟性、預防人為破壞、睦鄰友好。3）ALWR高層安全設計要求，其要點如下：

抗事故能力：所有工況下都具有負的功率反應性系數(shù)、采用最好的材料及水質(zhì)、改進的人機界面系統(tǒng)、采用成熟的診斷監(jiān)測技術(shù)、須留給操縱員足夠的時間（30分鐘或更長時間)來防止設備的損壞及防止導致較長停堆的電廠工況等。防止堆芯損壞：防止堆芯損壞的專設安全系統(tǒng)應滿足執(zhí)照設計基準要求及安全裕量基準、堆芯損壞頻率小于1×10-5/堆年等。

緩解事故能力：堅固而大容積的安全殼和相應的專設安全系統(tǒng)；采用現(xiàn)實源項分析；控制可燃氫氣的濃度；在累積發(fā)生頻率大于10-6/堆年的嚴重事故條件下，在廠址邊界處(離開反應堆大約0.5英里)，公眾個人的全身劑量小于25雷姆等要求。

4）第三代壓水堆核電站有兩種類型：改進型電廠（如EPR）和非能動型電廠(如 AP1000)。URD對兩種類型的核電廠又分別提出了專用要求，其要點如下： 改進型核電廠：更簡化的專設安全系統(tǒng)；至少有兩條隔離的和獨立的交流電源與電網(wǎng)相連；至少三十分鐘時間內(nèi)，不考慮操縱員的干預；在喪失全部給水，至少在2小時內(nèi)不應有燃料損壞；在喪失廠內(nèi)外交流電源的8小時內(nèi)，燃料沒有損壞等。

非能動型核電廠：不要求安全相關的交流電源；至少72小時內(nèi)，不需要操作員干預；嚴重事故條件下，安全殼有足夠的設計裕量；不需要廠外應急計劃型號等。

AP1000 AP1000 是由美國西屋公司開發(fā)的先進的非能動的壓水堆（Advanced Passive PWR）。

2002年3月，美國核管會已經(jīng)完成AP1000設計的預認證審查（Pre-certification Review），AP600有關的試驗和分析程序可以用于AP1000設計。2004年12月獲得了美國核管會授予的最終設計批準。

AP1000 為單堆布置兩環(huán)路機組，電功率1250MWe，設計壽命60年，主要安全系統(tǒng)采用非能動設計，布置在安全殼內(nèi)，安全殼為雙層結(jié)構(gòu)，外層為預應力混凝土，內(nèi)層為鋼板結(jié)構(gòu)。AP1000的歷史

西屋公司在已開發(fā)的非能動先進壓水堆AP600的基礎上開發(fā)了AP1000。

根據(jù)美國核管理委員會(United States Nuclear Regulatory Commission 簡稱NRC)官方網(wǎng)站信息，2002年3月28日，西屋公司向核管會提交了了AP1000的最終設計批準以及標準設計認證的申請。2004年9月13日獲得了NRC授予的最終設計批準（Final Design Approval）。核管會于2005年12月14日投票通過了AP1000標準核電站的最終設計認證條例（Final design certification rule)，并于2006年1月23日獲得簽署。直至2010年12月1日，西屋向NRC提交了AP1000設計控制文案（Design control document）的第18次修改。根據(jù)《科學美國人》（Scientific American）的報道，核管會估計會在2011年9月會完成對AP1000的整體設計認證。按照西屋公司的預期，2016年美國會開始建造AP1000型核電站，這將會是美國自上世紀70年代以來首次恢復核電站的建設。2 AP1000的設計規(guī)范

AP1000為單堆布置兩環(huán)路機組，電功率1250MWe，設計壽命60年，主要安全系統(tǒng)采用非能動設計，布置在安全殼內(nèi)，安全殼為雙層結(jié)構(gòu)，外層為預應力混凝土，內(nèi)層為鋼板結(jié)構(gòu)。AP1000主要的設計特點包括：

（1）主回路系統(tǒng)和設備設計采用成熟電站設計

AP1000堆芯采用西屋的加長型堆芯設計，這種堆芯設計已在比利時的Doel 4號機組、Tihange 3號機組等得到應用；燃料組件采用可靠性高的Performance+；采用增大的蒸汽發(fā)生器（D125型），和正在運行的西屋大型蒸汽發(fā)生器相似；穩(wěn)壓器容積有所增大；主泵采用成熟的屏蔽式電動泵；主管道簡化設計，減少焊縫和支撐；壓力容器與西屋標準的三環(huán)路壓力容器相似，取消了堆芯區(qū)的環(huán)焊縫，堆芯測量儀表布置在上封頭，可在線測量。

（2）簡化的非能動設計提高安全性和經(jīng)濟性

AP1000主要安全系統(tǒng)，如余熱排出系統(tǒng)、安注系統(tǒng)、安全殼冷卻系統(tǒng)等，均采用非能動設計，系統(tǒng)簡單，不依賴交流電源，無需能動設備即可長期保持核電站安全，非能動式冷卻顯著提高安全殼的可靠性。安全裕度大。針對嚴重事故的設計可將損壞的堆芯保持在壓力容器內(nèi)，避免放射性釋放。

在AP1000設計中，運用PRA分析找出設計中的薄弱環(huán)節(jié)并加以改進，提高安全水平。AP1000考慮內(nèi)部事件的堆芯熔化概率和放射性釋放概率分別為5.1×10-7/堆年和5.9×10-8/堆年，遠小于第二代的1×10-5/堆年和1×10-6/堆年的水平。

簡化非能動設計大幅度減少了安全系統(tǒng)的設備和部件，與正在運行的電站設備相比，閥門、泵、安全級管道、電纜、抗震廠房容積分別減少了約50%，35%，80%，70%和45%。同時采用標準化設計，便于采購、運行、維護，提高經(jīng)濟性。西屋公司以AP600的經(jīng)濟分析為基礎，對AP1000作的經(jīng)濟分析表明，AP1000的發(fā)電成本小于3.6美分/kWh，具備和天然氣發(fā)電競爭的能力。AP1000隔夜價低于1200美元/千瓦（包括業(yè)主費用和廠址費用）。

（3）嚴重事故預防與緩解措施

AP1000設計中考慮了以下幾類嚴重事故：

堆芯和混凝土相互反應；高壓熔堆；氫氣燃燒和爆炸；蒸汽爆炸；安全殼超壓；安全殼旁路。

為防止堆芯熔融物熔穿壓力容器和混凝土底板發(fā)生反應，AP1000采用了將堆芯熔融物保持在壓力容器內(nèi)設計（IVR）。在發(fā)生堆芯熔化事故后，將水注入到壓力容器外璧和其保溫層之間，可靠地冷卻掉到壓力容器下封頭的堆芯熔融物。在AP600設計時已進行過IVR的試驗和分析，并通過核管會的審查。對于AP1000，這些試驗和分析結(jié)果仍然適用，但需作一些附加試驗。由于采用了IVR技術(shù)，可以保證壓力容器不被熔穿，從而避免了堆芯熔融物和混凝土底板發(fā)生反應。

針對高壓熔堆事故，AP1000主回路設置了4列可控的自動卸壓系統(tǒng)（ADS），其中3列卸壓管線通向安全殼內(nèi)換料水儲存箱，1列卸壓管線通向安全殼大氣。通過冗余多樣的卸壓措施，能可靠地降低一回路壓力，從而避免發(fā)生高壓熔堆事故。

針對氫氣燃燒和爆炸的危險，AP1000在設計中使氫氣從反應堆冷卻劑系統(tǒng)逸出的通道遠離安全殼壁，避免氫氣火焰對安全殼璧的威脅。同時在環(huán)安全殼內(nèi)部布置冗余、多樣的氫點火器和非能動自動催化氫復合器，消除氫氣，降低氫氣燃燒和爆炸對安全殼的危險。

對于蒸汽爆炸事故，由于AP1000設置冗余多樣的自動卸壓系統(tǒng)，避免了高壓蒸汽爆炸發(fā)生。而在低壓工況下，由于IVR技術(shù)的應用，堆芯熔融物沒有和水直接接觸，避免了低壓蒸汽爆炸發(fā)生。

對于由于喪失安全殼熱量排出引起的安全殼超壓事故，AP1000非能動安全殼冷卻系統(tǒng)的兩路取水管線的排水閥在失去電源和控制時處于故障安全位置，同時設置一路管線從消防水源取水，確保冷卻的可靠性。事故后長期階段僅靠空氣冷卻就足以帶出安全殼內(nèi)的熱量，有效防止安全殼超壓。由于采用了IVR技術(shù)，不會發(fā)生堆芯熔融物和混凝土底板的反應，避免了產(chǎn)生非凝結(jié)氣體引起的安全殼超壓事故。

針對安全殼旁路事故，AP1000通過改進安全殼隔離系統(tǒng)設計、減少安全殼外LOCA發(fā)生等措施來減少事故的發(fā)生。

（4）儀控系統(tǒng)和主控室設計

AP1000儀控系統(tǒng)采用成熟的數(shù)字化技術(shù)設計，通過多樣化的安全級、非安全級儀控系統(tǒng)和信息提供、操作避免發(fā)生共模失效。主控室采用布置緊湊的計算機工作站控制技術(shù)，人機接口設計充分考慮了運行電站的經(jīng)驗反饋。

（5）建造中大量采用模塊化建造技術(shù)

AP1000在建造中大量采用模塊化建造技術(shù)。模塊建造是電站詳細設計的一部分，整個電站共分4種模塊類型，其中結(jié)構(gòu)模塊122個，管道模塊154個，機械設備模塊55個，電氣設備模塊11個。模塊化建造技術(shù)使建造活動處于容易控制的環(huán)境中，在制作車間即可進行檢查，經(jīng)驗反饋和吸取教訓更加容易，保證建造質(zhì)量。平行進行的各個模塊建造大量減少了現(xiàn)場的人員和施工活動。

通過與前期工程平行開展的按模塊進行混凝土施工、設備安裝的建造方法，AP1000的建設周期大大縮短至60個月，其中從第一罐混凝土到裝料只需36個月。美國西屋電氣公司在中國核電招標中成功競標，將向中國進行技術(shù)轉(zhuǎn)讓，建設4臺核電機組。西屋公司總裁兼首席執(zhí)行官史睿智先生接受新華社記者采訪時表示，西屋的AP1000核電技術(shù)是目前唯一一項通過美國核管理委員會最終設計批準的“第三代＋”核電技術(shù)，“這是目前全球核電市場中最安全、最先進的商業(yè)核電技術(shù)”。

AP1000是一種先進的“非能動型壓水堆核電技術(shù)”。用鈾制成的核燃料在“反應堆”的設備內(nèi)發(fā)生裂變而產(chǎn)生大量熱能，再用處于高壓下的水把熱能帶出，在蒸汽發(fā)生器內(nèi)產(chǎn)生蒸汽，蒸汽推動汽輪機帶著發(fā)電機一起旋轉(zhuǎn)，電就源源不斷地產(chǎn)生出來，并通過電網(wǎng)送到四面八方。采用這一原理的核電技術(shù)就是壓水堆核電技術(shù)。

AP1000最大的特點就是設計簡練，易于操作，而且充分利用了諸多“非能動的安全體系”，比如重力理論、自然循環(huán)、聚合反應等，比傳統(tǒng)的壓水堆安全體系要簡單有效得多。這樣既進一步提高了核電站的安全性，同時也能顯著降低核電機組建設以及長期運營的成本。

西屋公司提供的技術(shù)材料稱，AP1000在建設過程中，可利用模塊化技術(shù)，多頭并進實施建設，極大地縮短了核電機組建設工期。AP1000從開工建設到加載原料開始發(fā)電，最快只需要36個月，建設成本方面的節(jié)約優(yōu)勢明顯。西屋預計，中國的4臺核電機組將于2013年建成發(fā)電。

中國在美國、法國、俄羅斯等投標方中認真比較后選擇西屋的核電技術(shù)。在美國本土，計劃中將要建設的18臺核電機組中，已經(jīng)有至少12個確定選擇AP1000技術(shù)為設計基礎。他說：“西屋非常高興這次中國也選擇了AP1000?，F(xiàn)在能夠進軍中國核電市場對于西屋意義重大，我們致力于和中國核電市場發(fā)展長期、互利的合作關系。”

西屋公司是全球壓水反應堆核電技術(shù)的龍頭，早在1957年就開發(fā)出了全球首個壓水反應堆。目前全球超過40%的運營核電機組都是由西屋建造或經(jīng)西屋批準利用其設計基礎建造的。

AP1000是西屋在AP600技術(shù)的基礎上延展開發(fā)的。AP600以“非能動性”為特點的設計最早始于1991年，西屋當初試圖將核電站技術(shù)從經(jīng)濟效益和安全水平兩方面都提升到一個新高度，保持自己在核電領域的技術(shù)領先優(yōu)勢。AP600在1998年獲得美國核管會的“最終設計批準”，但隨著世界電力市場的不斷變化，核電新的目標電價降至每度3美分，AP600已無法滿足這個要求。為此西屋啟動了AP1000的開發(fā)工作，目標是更便宜、更安全、更高效的核反應堆技術(shù)，以提升其在核電市場的競爭力。

由于AP1000脫胎于AP600，因此研發(fā)進程大大加快，通過設計改進達到增容目的，顯著提高發(fā)電功率，同時又保持了原有系統(tǒng)的安全性和簡潔性。從AP600到AP1000，經(jīng)過了15年的開發(fā)和完善。史睿智特意提到，在多年的開發(fā)工作中，不少中國工程技術(shù)人員也參與其中。

AP1000作為當今核電市場最具競爭力的技術(shù)，應用到中國核電機組建設中，“對于中美雙方是真正的雙贏合作”。中國將依托先進核電技術(shù)，更好地滿足日益增加的能源需求。而與中國合作，一方面為美國創(chuàng)造大量就業(yè)崗位，同時也為美國的產(chǎn)品、技術(shù)和服務出口提供了良機。

西屋電氣的 AP1000 有以下特點：

1、世界市場現(xiàn)有的最安全、最先進、經(jīng)過驗證的核電站(保守概率風險評估(PRA):堆芯損毀概率為可忽略不計的 2.5x10-7)；

2、唯一得到美國核管會最后設計批準（FDA）的新三代+核電站；

3、基于標準的西屋壓水反應堆(PWR)技術(shù)，該技術(shù)已實現(xiàn)了超過 2,500 反應堆年次的成功的運營 ； 4、1100 MWe設計，對于提供基本發(fā)電負荷容量很理想；

5、模塊化設計，有利于標準化并提高建造質(zhì)量；

6、更經(jīng)濟的運營(更少的混凝土和鋼鐵，更少零部件和系統(tǒng)，意味著更少的安裝、檢測和維護)；

7、更簡便的運營(配備行業(yè)最先進的儀表和控制系統(tǒng))；

8、符合美國用戶要求文件（URD）對新一代商用反應堆的要求。3 中國第3代核電站開工

1、核電站核島筏基大體積混凝土一次性整體澆注技術(shù)

2009年3月31日14時06分，世界上首臺AP1000核電機組三門核電站一號機組核島第一罐混凝土澆注順利完成，4月20日混凝土養(yǎng)護取得成功。這是世界核電站工程建設中首次成功采用核島筏基大體積混凝土一次性整體澆注的先進技術(shù)，中國成為首個成功掌握此項技術(shù)的國家。核電站核島筏基是核反應堆廠房的基礎部分，其大體積混凝土一次性整體澆注，可以實現(xiàn)核電站核島基礎的一次整體成形，具有無接口、防滲好等技術(shù)優(yōu)點，特別適合安全性能要求較高的核電施工。但由于澆注后的養(yǎng)護是難點，一直是施工的一大技術(shù)難題。該項技術(shù)的成功實施，可以有效縮短工期，將為未來第三代核電的批量化建設帶來巨大的經(jīng)濟價值。

2、核島鋼制安全殼底封頭成套制造技術(shù)

2009年12月21日15時28分，三門核電站一號機組核島鋼制安全殼底封頭成功實現(xiàn)整體吊裝就位，這一底封頭的鋼材制造、弧形鋼板壓制、現(xiàn)場拼裝焊接、焊接材料生產(chǎn)、整體運輸?shù)跹b等都是由中國企業(yè)自主承擔完成的。AP1000首次采用在核電站反應堆壓力容器外增加鋼制安全殼的新技術(shù)。鋼制安全殼是AP1000核電站反應堆廠房的內(nèi)層屏蔽結(jié)構(gòu)，是非能動安全系統(tǒng)中的重要設備之一。AP1000鋼制安全殼底封頭鋼板的典型特征是大尺寸、多曲率、高精度，采用整體模壓一次成型技術(shù)，尚屬世界性難題。中方企業(yè)攻克了一系列世界性的技術(shù)難題和工藝難關，提升了我國核電裝備制造和相關材料研制的水平。

3、模塊化設計與制造技術(shù)

2009年6月29日，三門核電站一號機組核島最大的結(jié)構(gòu)模塊CA20模塊成功吊裝就位，開啟了中國核電站工程模塊化建造的新時代。CA20模塊的工廠化預制和現(xiàn)場拼裝、組焊、整體吊裝的順利完成，標志著AP1000技術(shù)的模塊化設計和施工的先進理念已經(jīng)從理論變成了現(xiàn)實。CA20模塊是AP1000的最大一個結(jié)構(gòu)模塊，長20.5米，寬14.2米，高20.7米，近7層樓高，由18個房間構(gòu)成，包括32個墻體子模塊和40個樓板子模塊，結(jié)構(gòu)總重達749噸，加上吊具等起吊總重量達到968噸，相當于700多輛小汽車的重量。使用模塊化建造方法，可以實現(xiàn)核電站核島工程建設中的土建和安裝的交叉施工，能大大縮短核電站的工程建設周期。通過模塊的工廠化預制，可有效提高工程建造的質(zhì)量。

4、主管道制造關鍵技術(shù)

2010年1月11日，中國AP1000自主化依托項目國產(chǎn)化主管道采購合同在北京簽訂。國核工程公司與中國第二重型機械集團公司(德陽)重型裝備股份公司簽訂了主管道采購合同。核電站主管道是連接反應堆壓力容器和蒸汽發(fā)生器的大厚壁承壓管道，是核蒸汽供應系統(tǒng)輸出堆芯熱能的“大動脈”，是壓水堆核電站的核一級關鍵設備之一。AP1000機組采用了超低碳控氮不銹鋼整體鍛造技術(shù)，材質(zhì)要求高、加工制造難度大，堪稱目前世界核電主管道制造難度之最。AP1000主管道是中國AP1000自主化依托項目中唯一沒有引進國外技術(shù)的核島關鍵設備。中國二重集團等國內(nèi)多家企業(yè)通過為時兩年的科研攻關，自主突破了AP1000主管道制造的技術(shù)難關，制造的主管道1：1模擬件綜合技術(shù)指標已完全符合美國西屋公司的設計技術(shù)標準，達到世界一流水平，大幅降低了主管道的采購成本。

5、關鍵設備大型鍛件制造技術(shù)

2009年12月22日，中國一重承擔的三門核電站2號機組蒸汽發(fā)生器管板鍛件研制取得成功，在先前實現(xiàn)AP1000核島反應堆壓力容器鍛件完全國產(chǎn)化的基礎上，再次實現(xiàn)了蒸汽發(fā)生器鍛件的完全國產(chǎn)化，一舉攻克了制約我國核電發(fā)展的重大技術(shù)難關，大幅提升了中國核電裝備制造的整體水平和技術(shù)能力，打破了國外企業(yè)在高端大型鑄鍛件市場的壟斷。以前中國的大型鑄鍛件企業(yè)因制造能力和技術(shù)上的差距，使國內(nèi)高端大型鑄鍛件市場和技術(shù)被國外巨頭壟斷，尤其是在核電大型鑄鍛件上，國外更是實行技術(shù)封鎖。除大型鍛件外，目前反應堆壓力容器、蒸汽發(fā)生器、主泵、主管道、鋼制安全殼等核島關鍵設備國產(chǎn)化工作均取得實質(zhì)性進展，確保了中國后續(xù)三代核電批量化、規(guī)模化發(fā)展。EPR1000

第二篇：核電各技術(shù)對比

核電各種技術(shù)簡單分析

—中廣核準員工論壇

一、自主品牌：CNP1000——中國百萬千瓦級核電站

CNP1000型核電站使中國百萬千瓦級核電站的設計壽期從目前的40年延長到60年，核燃料換料周期從目前的12個月延長到18個月，機組可利用率將從目前的75%左右提高到87%，上網(wǎng)電價可控制在5美分/千瓦時以下，CNP1000的比投資將下降到1300美元/千瓦以下

CNP1000無論是性能上、經(jīng)濟上、安全上都達到了國際上第二代改進的水平。

NP1000主要性能指標為：電站設計壽命60年，堆芯熱工裕量大于15%，堆芯熔化概率小于1X10-5/堆年，大量放射性物質(zhì)釋放概率小于1X10-6/堆年，機組可利用率大于87%，換料周期為18個月，比投資小于1500美元/千瓦。如批量生產(chǎn)，比投資可達到1300美元/千瓦以下。NP1000主要有10項設計改進：

一、改進堆芯設計，降低功率密度，提高堆芯安全裕度；

二、改進電站布置設計，采用單堆布置和滿足實體分隔、防火要求的核島布置方案；

三、改進安全系統(tǒng)設計，提高系統(tǒng)可靠性；

四、改進安全殼系統(tǒng)設計，加大安全殼容積；

五、采用先進的分布式數(shù)字化儀表控制系統(tǒng)，提高電廠的可用性和安全性，提高自動化控制水平和可操作性；

六、考慮了嚴重事故下的氫氣控制措施；

七、設置安全殼內(nèi)換料水箱，取消安注和噴淋再循環(huán)切換，提高系統(tǒng)可靠性；

八、設置堆腔淹沒系統(tǒng)，防止在嚴重事故下堆芯熔融物熔穿壓力容器；

九、采用LBB技術(shù)，取消或減少防甩裝置；

十、汽輪機組采用半速機，提高電廠效率。

CNP1000設計的主要特點

①燃料組件177盒，降低線功率密度，采用AFA3G燃料組件提高安全裕量。增大功率，提高經(jīng)濟性。

②18個月?lián)Q料，低泄漏，提高經(jīng)濟性。

③大直徑反應堆壓力容器（內(nèi)徑為4340mm），增加水裝量，降低容器壁面中子注量，提高安全性，并滿足60年壽期要求。④穩(wěn)壓器容積為51m3，穩(wěn)壓能力增強。

⑤采用預防和緩解嚴重事故的有效措施，降低堆芯損壞和放射性大量釋放的概率。

⑥采用LBB技術(shù)，簡化系統(tǒng)并有利于維護保養(yǎng)。

⑦高壓安注泵同上充泵分開，低壓安注泵同余熱泵共用，并形成兩個系列。⑧輔助給水系統(tǒng)設置兩臺汽動泵和兩臺電動泵,形成兩個系列。⑨采用半速汽輪機/發(fā)電機機組。⑩數(shù)字化I&C系統(tǒng)。

二、引進創(chuàng)新：CPR －1000 中國改進型壓水堆核電站 CPR1000作為“二代加”技術(shù)，在大亞灣核電站及嶺澳核電站一期的基礎上，通過持續(xù)科技進步，不斷創(chuàng)新和改進，逐漸趨近第三代。在探索的過程中提出許多新技術(shù)：

?事故處理規(guī)程由事故定向轉(zhuǎn)為狀態(tài)定向；

?首爐堆芯即采用18個月?lián)Q料方案

?壓力容器設計壽命達到60年

?采用堆坑注水技術(shù)

?主回路應用破前漏（LBB）設計理念

?采用可視化進度控制

?利用三維輔助設計進行設計校核 CPR1000——主要技術(shù)、經(jīng)濟指標

環(huán)路數(shù)

總體性能指標

DNBR裕量＞15% 組可用率≥87%

壓力容器設計壽命60年 一回路壓力15.5 MP 一回路溫度T入/T出292.4℃/329.8℃ 均線功率密度186 W/cm 機組額定功率1080 MWe

燃料組件157組全M5的AFA3G組件 活性區(qū)高度3.66 m 換料周期18 月

堆容器內(nèi)徑/高度3.99 m/12.99 m 電廠熱循環(huán)效率36% 儀控系統(tǒng)DCS 電廠布置雙堆

安全殼單層 + 鋼內(nèi)襯

安全殼自由體積49000 m3 嚴重事故對策采取相應措施 汽輪發(fā)電機組半速機 建設工期≤58 月

三、AP1000技術(shù)。其區(qū)別于二代加壓水堆核電機組的主要特點就是“非能動”的安全系統(tǒng)

AP1000技術(shù)是美國西屋公司開發(fā)的第三代百萬千瓦級先進壓水堆核電機組，其堆芯采用西屋的加長型堆芯設計，這種堆芯設計已在比利時的Doel 4號機組、Tihange 3號機組等得到應用；燃料組件采用可靠性高的Performance+；主回路設計類似于美國燃燒工程公司（CE）設計的System 80。采用增大的蒸汽發(fā)生器（?125型），和正在運行的西屋大型蒸汽發(fā)生器相似；穩(wěn)壓器容積有所增大；主泵采用成熟的屏蔽式電動泵；主管道簡化設計，減少焊縫和支撐；壓力容器與西屋標準的三環(huán)路壓力容器相似，取消了堆芯區(qū)的環(huán)焊縫，堆芯測量儀表布置在上封頭，可在線測量。

AP1000 單臺機組NSSS的熱功率為3415MWe，電功率為1115MWe，熱效率約為33%，機組可利用率為93%，堆芯熔化頻率為：2.41×10-7／堆年，嚴重事故下大量放射性物資向環(huán)境釋放概率為：1.95×10-8／堆年；機組采用單堆布置，反應堆廠房采用雙層安全殼，內(nèi)層為鋼安全殼，外層為混凝土結(jié)構(gòu)（其屋頂設置非能動安全殼冷卻系統(tǒng)儲水箱）；施工安裝過程采用模塊化的建造模式，有利于縮短建造工期。

AP1000區(qū)別于二代加壓水堆核電機組的主要特點就是“非能動”的安全系統(tǒng)?！胺悄軇印痹O計概念就是利用固有的熱工水力特性，簡化安全系統(tǒng)的設計，使核電站保證安全的措施不再依賴泵、風機等能動設備的運行，從而大幅度地減少了安全級的閥、泵、電纜及抗震廠房；取消了1E級應急柴油發(fā)電機系統(tǒng)；減少了大部分安全級能動設備；降低了大宗材料用量；系統(tǒng)簡化使設計簡化、工藝布置簡化、施工量減少、運行及維修量也相應減少。設計中采用的非能動的嚴重事故預防和緩解措施使安全性能得到提高，同時也提高了機組和經(jīng)濟性。

一、非能動堆芯冷卻系統(tǒng)

AP1000非能動堆芯冷卻系統(tǒng)包括非能動余熱去除系統(tǒng)和安全注入系統(tǒng)。與傳統(tǒng)壓水堆應急堆芯冷卻系統(tǒng)相比，AP1000非能動堆芯冷卻系統(tǒng)除了具有安全注射和應急硼化的功能外，還具有堆芯應急衰變熱導出和安全殼 pH 值控制的功能，替代了傳統(tǒng)壓水堆輔助（應急）給水系統(tǒng)和安全殼噴淋系統(tǒng)的部分功能。在反應堆冷卻劑系統(tǒng)中，引入一個非能動熱交換器。當冷卻劑泵失效時，水流 自然循環(huán)到該熱交換器，后者將熱量載帶到安全殼內(nèi)的換料水箱（IRWST）。傳熱過程無需動力。當 IRWST達到飽和時，向安全殼大氣蒸發(fā)，非能動安全殼冷卻系統(tǒng)動作，冷凝水沿殼壁流回環(huán)料水池，可以實現(xiàn)長時間的堆芯冷卻。安全注入系統(tǒng)由兩臺堆芯補給水箱（CMT）、兩臺安全注射箱和IRWST 組成，連接于反應堆冷卻劑環(huán)路并充滿硼水，注射依靠重力和氣體儲能的釋放。當正常上充水系統(tǒng)失效時，可應付小泄漏及由失水事故引起的大泄漏，CMT、安全 注射水箱和IRWST 為堆芯提供冷卻。依靠 IRWST 提供冷卻水注入保持LOCA后期冷卻和余熱去除，和安全殼冷卻系統(tǒng)一起建立再循環(huán)，使堆芯保持淹沒。

二、非能動安全殼冷卻系統(tǒng)

AP1000非能動安全殼冷卻系統(tǒng)與傳統(tǒng)壓水堆的安全殼噴淋系統(tǒng)的主要功能相同，其作用是發(fā)生LOCA事故或主蒸汽管破裂事故發(fā)生在安全殼內(nèi)時，排出安全殼內(nèi)的熱量。非能動安全殼冷卻系統(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，通過外部環(huán)廊到達底部，在空氣折流板底部轉(zhuǎn)向180度，進入內(nèi)部環(huán)廊，再沿安全殼內(nèi)壁向上流動。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。在安全殼頂部設有可供72小時的冷卻水貯存箱，水依靠重力向下流，在鋼安全殼弧頂和殼壁外側(cè)形成一層水膜。當安全殼內(nèi)壓力或溫度過高時，系統(tǒng)自動開啟。由形成的水膜和空氣自然循環(huán)導出安全殼內(nèi)的熱量，降低安全殼的壓力，保證安全殼不受損壞。

三、非能動安全殼裂變產(chǎn)物去除系統(tǒng)

AP1000在設計上沒有安全相關的安全殼噴淋系統(tǒng)用于去除安全殼中的裂 變產(chǎn)物。安全殼大氣中活性物質(zhì)的去除完全靠自然的過程（如沉淀、擴散、熱遷移等）。事故后如安全殼內(nèi)放射性活度升高，由防火系統(tǒng)提供的非能動安全殼噴淋系統(tǒng)在安全殼外充氮罐的壓力作用下進行噴淋，以限制裂變產(chǎn)物的釋放。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。非能動主控室可居留系統(tǒng)失去交流電源時，主控室非能動應急可居留系統(tǒng)向主控室通風和充氣，維持工作人員可以繼續(xù)居留的環(huán)境至少72小時，并兼作主控室、儀間和直流設備室的非能動熱阱

四、非能動主控室可居留系統(tǒng)

失去交流電源時，主控室非能動應急可居留系統(tǒng)向主控室通風和充氣，維持工作人員可以繼續(xù)居留的環(huán)境至少72小時，并兼作主控室、儀表間和直流設備室的非能動熱阱。

四、三代技術(shù)：EPR

EPR是法馬通和西門子聯(lián)合開發(fā)的反應堆，提高核電的經(jīng)濟競爭力，EPR的發(fā)電成本將比N4系列低10%。EPR的主要特征

1、EPR是目前國際上最新型反應堆（法國N4和德國近期建設的Konvoi 反應堆）的基礎上開發(fā)的，吸取了核電站運行三十多年的經(jīng)驗。

2、EPR是漸進型、而不是革命型的產(chǎn)品，保持了技術(shù)的連續(xù)性，沒有技術(shù)斷代問題。EPR采納了法國原子能委員會和德國核能研發(fā)機構(gòu)的技術(shù)創(chuàng)新成果。

3、EPR是新一代反應堆，具有更高的經(jīng)濟和技術(shù)性能：降低發(fā)電成本，充分利用核燃料（UO2或MOX），減少長壽廢物的產(chǎn)量，運行更加靈活，檢修更加便利，大量降低運行和檢修人員的放射性劑量。

4、EPR屬壓水堆技術(shù)。法國在運行的核電站都是壓水堆。目前，全球共有440臺在運行的核電機組，其中209臺是壓水堆。壓水堆是上國際上使用最廣泛的堆型。

5、EPR可使用各類壓水堆燃料：低富集鈾燃料（5%）、循環(huán)復用的燃料（源于后處理的再富集鈾，或源于后處理的钚鈾氧化物燃料MOX）。EPR堆芯可全部使用MOX燃料裝料。這樣，一方面可實現(xiàn)穩(wěn)定乃至減少钚存量的目標，同時也可降低廢物的產(chǎn)量；

6、EPR的電功率約為1600兆瓦。具有大規(guī)模電網(wǎng)的地區(qū)適于建設這種大容量機組。另外，人口密度大、場址少的地區(qū)也適于采用大容量機組。未來20年，半數(shù)以上的新核電站將建在這類地區(qū)。

7、EPR的技術(shù)壽期為60年，目前在運行的反應堆的技術(shù)壽期為40年。由于設備方面的改進，EPR運行40年無需更換重型設備 EPR為單堆布置四環(huán)路機組，電功率1525MWe，設計壽命60年，雙層安全殼設計，外層采用加強型的混凝土殼抵御外部災害，內(nèi)層為預應力混凝土。作為新一代技術(shù)，EPR相比較與前幾代：

一、經(jīng)濟性能更高 EPR的發(fā)電成本將更低，比N4系列反應堆低10%。主要優(yōu)化措施是：

1、EPR的功率（約1600兆瓦）比近期建設的反應堆功率（約1450兆瓦）更高。

2、建設周期更短：從建造至商業(yè)運行計劃用57個月。

3、能量效益提高到36%，這是輕水反應堆最好的指標。

4、EPR技術(shù)壽期將達到60年。

5、提高燃料的利用率。在發(fā)電量相同的條件下，EPR將減少使用15%的鈾，廢物產(chǎn)量因此降低。同樣，也降低了核燃料循環(huán)（從鈾濃縮到后處理等各個環(huán)節(jié)）的費用。

6、EPR降低了運行費：

由于提高了人機接口的質(zhì)量和主控室的功效，操作簡化，通過運行支持系統(tǒng)，提升自動化水平，減少了人工干預；

設備布局更合理，便于進入工作區(qū)，簡化了檢修，縮短了工期；可進行不停運的標準化保養(yǎng)維修；

停堆換料期減至16天；反應堆壽期內(nèi)可利用率可達到91%，法國在役反應堆的平均使用率為82%。

7、EPR的發(fā)電成本將降至30歐元/MWh，比主要競爭對手—天然氣低20%。

二、更高的安全性

EPR滿足法德兩國核安全當局提出的“加強防范可能損壞堆芯的事件，緩解堆芯熔化的放射性影響”兩方面的要求，具有更高的安全性。

1.加強防范損壞堆芯的事件

通過設計簡單化、功能多樣化和冗余系統(tǒng)確保安全功能。自動化水平更加先進；EPR配置四個同樣的安全系統(tǒng)，具有非正常狀態(tài)下冷卻堆芯的功能。每個系統(tǒng)都能完全獨立發(fā)揮其安全功效。這四個系統(tǒng)分別設在四個廠房，實行嚴格的分區(qū)實體保護。因內(nèi)部事件（水災、火災等）或外部事件（地震）造成某一系統(tǒng)失靈時，另一系統(tǒng)代替有故障系統(tǒng)行使安全職能，實現(xiàn)反應堆安全停堆。這些結(jié)構(gòu)性的安全系統(tǒng)將把在役壓水堆極低的堆芯破損概率再降低一個10次方。

2.安全殼具有非常高的密封性

如果萬一發(fā)生堆芯損壞事件，將對居民和環(huán)境采取防御性保護措施，使他們不受影響。

EPR的密封水平是國際上唯一的，反應堆廠房非常牢固，混凝土底座厚達6米，安全殼為雙層，內(nèi)殼為預應力混凝土結(jié)構(gòu)，外殼鋼筋混凝土結(jié)構(gòu)，厚度都是1.3米。2.6米厚的安全殼可抵御墜機等外部侵襲。

即使發(fā)生概率極低的熔堆事故，壓力殼被熔穿，熔化的堆芯逸出壓力殼，熔融物仍封隔在專門的區(qū)域內(nèi)冷卻。這一專門區(qū)域的內(nèi)壁使用了耐特高溫保護材料，能夠保證混凝底板的密封性能。EPR的熔堆事故影響嚴格限制在反應堆安全殼內(nèi)，核電站周邊的居民、土壤和含水層都受到保護。

3.降低運行和檢修人員的輻照劑量

EPR運行和檢修人員的輻射防護工作將進一步加強：集體劑量目標確定為0.4人希弗特/堆年，與目前經(jīng)濟合作與發(fā)展組織國家核電站的平均劑量（1人希弗特/堆年）相比，將降低一倍以上。

目前法國核電站檢修人員的人希弗特集體劑量水平約合人均劑量5毫希弗特/年（5mSv）。換言之，法國核電站工作人員的平均劑量等同于法國天然放射性當量。

三、EPR更加環(huán)保

核電的優(yōu)勢是不排放二氧化碳、二氧化硫、二氧化氮、粉塵及其他溫室效應氣體，EPR在可持續(xù)發(fā)展方面取得了重要的進展：

EPR的堆芯設計有利于提高燃料的利用率，減少鈾的使用量，降低钚和長壽命廢物的產(chǎn)量；有利于控制和降低钚的儲量；由于EPR的技術(shù)壽期將達到60年，在生產(chǎn)同等電力的情況下，EPR退役后的最終廢物數(shù)量將減少；利用核能有利于儲備本世紀中葉將逐漸枯竭的化石燃料

五、壓水堆原理

利用核能生產(chǎn)電能的電廠稱為核電廠。由于核反應堆的類型不同，核電廠的系統(tǒng)和設備也不同。壓水堆核電廠主要由壓水反應堆、反應堆冷卻劑系統(tǒng)（簡稱一回路）、蒸汽和動力轉(zhuǎn)換系統(tǒng)（又稱二回路）、循環(huán)水系統(tǒng)、發(fā)電機和輸配電系統(tǒng)及其輔助系統(tǒng)組成，其流程原理如圖2.1所示。通常將一回路及核島輔助系統(tǒng)、專設安全設施和廠房稱為核島。二回路及其輔助系統(tǒng)和廠房與常規(guī)火電廠系統(tǒng)和設備相似，稱為常規(guī)島。電廠的其他部分，統(tǒng)稱配套設施。實質(zhì)上，從生產(chǎn)的角度講，核島利用核能生產(chǎn)蒸汽，常規(guī)島用蒸汽生產(chǎn)電能。

反應堆冷卻劑系統(tǒng)將堆芯核裂變放出的熱能帶出反應堆并傳遞給二回路系統(tǒng)以產(chǎn)生蒸汽。通常把反應堆、反應堆冷卻劑系統(tǒng)及其輔助系統(tǒng)合稱為核供汽系統(tǒng)。堆冷卻劑系統(tǒng)一般有二至四條并聯(lián)在反應堆壓力容器上的封閉環(huán)路。每一條環(huán)路由一臺蒸汽發(fā)生器、一臺或兩臺反應堆冷卻劑泵及相應的管通組成。一回路內(nèi)的高溫高壓含硼水，由反應堆冷卻劑泵輸送，流經(jīng)反應堆堆芯，吸收了堆芯核裂變放出的熱能，再流進蒸汽發(fā)生器，通過蒸汽發(fā)生器傳熱管壁，將熱能傳給二回路蒸汽發(fā)生器給水，然后再被反應堆冷卻劑泵送入反應堆。如此循環(huán)往復，構(gòu)成封閉回路。整個一回路系統(tǒng)設有一臺穩(wěn)壓器，一回路系統(tǒng)的壓力靠穩(wěn)壓器調(diào)節(jié)，保持穩(wěn)定。

一回路輔助系統(tǒng)主要用來保證反應堆和一回路系統(tǒng)的正常運行。壓水堆核電廠一回路輔助系統(tǒng)按其功能劃分，有保證正常運行的系統(tǒng)和廢物處理系統(tǒng),部分系統(tǒng)同時作為專設安全設施系統(tǒng)的支持系統(tǒng)。專設安全設施為一些重大的事故提供必要的應急冷卻措施，并防止放射性物質(zhì)的擴散。

二回路系統(tǒng)由汽輪機發(fā)電機組、冷凝器、凝結(jié)水泵、給水加熱器、除氧器、給水泵、蒸汽發(fā)生器、汽水分離再熱器等設備組成。蒸汽發(fā)生器的給水在蒸汽發(fā)生器吸收熱量變成高壓蒸汽，然后驅(qū)動汽輪發(fā)電機組發(fā)電，作功后的乏汽在冷凝器內(nèi)冷凝成水，凝結(jié)水由凝結(jié)水泵輸送，經(jīng)低壓加熱器進入除氧器，除氧水由給水泵送入高壓加熱器加熱后重新返回蒸汽發(fā)生器，如此形成熱力循環(huán)。為了保證二回路系統(tǒng)的正常運行，二回路系統(tǒng)也設有一系列輔助系統(tǒng)。

循環(huán)水系統(tǒng)主要用來為冷凝器提供冷卻水。

發(fā)電機和輸配電系統(tǒng)的主要設備有發(fā)電機、勵磁機、主變壓器、廠用變壓器、啟動變壓器、高壓開關站和柴油發(fā)電機組等組成。其主要作用是將核電廠發(fā)出的電能向電網(wǎng)輸送,同時保證核電廠內(nèi)部設備的可靠供電。發(fā)電機的出線電壓一般為22kV左右，經(jīng)變壓器升至外網(wǎng)電壓。為保證核電廠安全運行，核電廠至少與兩條不同方向的獨立電源相連接，以避免因雷擊、地震、颶風或洪水等自然災害可能造成的全廠斷電。

每臺發(fā)電機組的引出母線上，均接有兩臺廠用變壓器。為廠用電設備提供高壓電源。高壓廠用電系統(tǒng)一般為6kV左右。該高壓廠用電系統(tǒng)直接向核電廠大功率動力設備供電。對于小功率設備,經(jīng)變壓器降壓后供給380/220V低壓電源。通常高壓廠用電系統(tǒng)分為工作母線和安全母線兩部分，高壓廠用電系統(tǒng)的工作母線，可以由外電網(wǎng)或發(fā)電機供電，高壓廠用電的安全母線，除外網(wǎng)和發(fā)電機外，還可由柴油發(fā)電機供電。

在電廠正常功率運行時，發(fā)電機發(fā)出的電能大部分經(jīng)主變壓器升壓至外網(wǎng)電壓輸送給用戶。同時，整個廠用設備的配電系統(tǒng)由發(fā)電機的引出母線經(jīng)廠用變壓器降壓后供電。當發(fā)電機停機時，則由外部電網(wǎng)經(jīng)啟動變壓器供電。當外網(wǎng)和發(fā)電機組都不能供電時，則由柴油發(fā)電機組向安全母線供電，以保證核電廠設備的安全。

六、濃縮鈾反應堆

如果使用含有3％鈾一235的濃縮鈾，就有可能使用普通的“輕”水作為冷卻劑，水中的氫作慢化劑。

氫可吸收中子，故不適用于含o．7％鈾一235的天然鈾燃料，但可用于濃縮鈾。在這類反應堆中，水始終保持高壓狀態(tài)，使其不能沸騰。水把熱從反應堆芯通過蒸汽發(fā)生器傳遞給二回路系統(tǒng)，該系統(tǒng)中保持較低的壓力，水被轉(zhuǎn)化為蒸汽，從而驅(qū)動汽輪發(fā)電機組。這種設計的反應堆被稱為壓水反應堆，簡稱壓水堆(PWR)。

其它堆型也有采用低濃縮鈾的。慢化劑則使用普通水、重水、石墨或有機液體，使中子減速。冷卻劑可以是沸水、重水、氦、二氧化碳氣或有機液體濃縮鈾反應堆原理圖：如果鈾燃料被濃縮，水可被用來作慢化劑和冷卻劑。圖中顯示的壓水堆中，一回路水傳遞的熱使完全隔離的二回路中的水沸騰

七、沸水反應堆

象壓水堆一樣，沸水堆的燃料也是濃縮度僅為2％的氧化鈾，它在高溫高壓下被燒結(jié)成圓柱形芯塊，裝入鋯合金管中．這些燃料棒被組裝成比在壓水堆中較為松散的組件。燃料棒基本方形排列包括6*

6、7*7或8*8，而壓水堆燃料組件為15X15或17X17。鈾的濃縮度也不相同，棒中濃縮鈾的數(shù)量與詼棒在陣列中所處的位置有關。這種排列能糾正沸水堆中由毗鄰組件之間水空間引起的畸變。某些棒不含鈾，而僅有水。十字形碳化硼控制棒在四個相鄰燃料組件之間從堆芯底部插入。其抽插依靠液壓系統(tǒng)或電磁螺旋驅(qū)動系統(tǒng)。遇有緊急情況，氮氣覆蓋層之下充滿水的蓄壓箱驅(qū)動液壓缸，把控制棒彈入堆芯。

這種反應堆最顯著的特征是，允許冷卻劑水在堆芯內(nèi)沸騰．離開堆芯的蒸汽必須經(jīng)過去濕，這個過程在反應堆容器上部進行。象在壓水堆蒸汽發(fā)生器中一樣，蒸汽要經(jīng)過汽水分離器(在旋流葉片中，作用于蒸汽流的離心力迫使水滴甩在外壁上)和人字型干燥器，然后被傳輸?shù)狡啓C，再驅(qū)動發(fā)電機產(chǎn)生電力。蒸汽在給水廠房冷凝后，形成凝結(jié)水，經(jīng)過再加熱后返回反應堆容器。為確保穩(wěn)定運行，反應堆容器上接有若干條再循環(huán)環(huán)路，每條環(huán)路設一臺泵，該泵從反應堆容器出口接管吸水并排水至人口接管。泵的流量變化可以改變平均水溫和蒸汽泡形成的水平。用這種方法能夠控制中子的慢化條件(密度低的蒸汽替代水或相反)，從而控制反應堆的功率水平。在法國壓水堆設計弓1人新的控制系統(tǒng)和先進靈敏的部件之前，這種調(diào)節(jié)功率水平的能力使得沸水堆勝過它的競爭者。

因此，初看起來，這種反應堆似乎比壓水堆簡單；它們省去了蒸汽發(fā)生器，并在低得多的壓力下運行(70—80巴，而不是150巴)。但是，它們也有自身的不足：反應堆容器更高，更粗；由于設置了再循環(huán)回路，在連接壓力容器的蒸汽管道上必須設置安全閥，使得設計更為復雜；此外，堆芯內(nèi)的沸騰水必須連續(xù)凈化，以防止雜質(zhì)沉積在燃料包殼上，在經(jīng)過堆芯時必須將可能被活化的雜質(zhì)用過濾器濾掉。盡管采取這些措施，燃料元件破損造成放射性產(chǎn)物被夾帶于蒸汽中的可能性依然存在。這就要求汽輪機設計必須具有嚴格的密封性能，電廠的常規(guī)部分必須劃為易監(jiān)控區(qū)，具有適用于電廠操作人員的保健條例。

關于電廠安全，象壓水堆設計一樣，針對假設的冷卻劑喪失和蒸汽管道破裂事故，采取了預防措施，這就是為什么要把反應堆(壓力容器和再循環(huán)泵)包容在能夠承受各種壓力的鋼制密封安全殼系統(tǒng)之中。蒸汽管道安全閥也置于安全殼之內(nèi)。

安全殼系統(tǒng)的設計能使逸出反應堆的蒸汽噴到反應堆容器旁的充水腔室并得到冷凝。簡圖說明了這些設計特點的發(fā)展。象壓水堆一樣，也設有幾條管道，把安全殼外的冷水注入反應堆容器以冷卻燃料。同時，通過噴淋包容反應堆容器的腔室而冷卻安全殼自身。

在最終的分析中，沸水堆的發(fā)電成本與壓水堆相當。

第三篇：核電安全及三代核電

核電安全與三代核電

鄭 巖

核電是人類利用能源重要組成部分，在石化能源探明儲量有限、環(huán)保要求嚴格的今天，顯得核電發(fā)展尤為需要。

核電是五大能源的載體，在可控狀態(tài)的核電工藝，是原子能、熱能、動能、機械能、電能同時轉(zhuǎn)換，輸出潔凈能源廣泛利用，為人類造福。

核電是潛在的危險源，一旦出現(xiàn)較大事故，其危害嚴重和慘烈、沉痛而深遠、廣泛又無法逆轉(zhuǎn)。核電的安全要萬倍警覺、千倍防范、百倍布控，力求核事故傷害和財產(chǎn)損失在有限范圍內(nèi)。

核電是科技進步的標志，從1938年德國發(fā)現(xiàn)核裂變，到1939年法國居里和意大利費米證實裂變鏈式反應，至1942年費米實現(xiàn)裂變反應可控。核能首先被戰(zhàn)事軍用，延至1950年方轉(zhuǎn)為和平利用，出現(xiàn)核能發(fā)電技術(shù)。歷經(jīng)一代、二代核電的實踐和改進，安全風險在逐步縮小，設施完備在不斷增多；人類在核電災難后，認識更清醒，設計更合理，審批更慎重?，F(xiàn)在，啟動第三代核電，研發(fā)第四代核電，是全球利用核能向安全王國大步跨越。

一、核電安全是全球頂級事項

核電事故的偶然性、必然性、危害性眾人皆知；各國重視核安全，政府關注核安全，人們恐懼核事故，擔心核輻射后患，這是客觀事實。因為核泄漏事故較其他事故的危害和影響廣、深、大、長、遠。由于核電事故的影響，英國核電停建十多年，美國凍結(jié)新建核電30年，因福島核電事故，我國于2011年3月16日理智的緩建十多座核電站，停止審批核電新項目，待《核電安全規(guī)劃》出臺方可復原，這是為子孫后代負責的明智之舉。

對核電的BOP的安全，要認識安全原理，分析事故規(guī)律，掌握安全辯證法，剖析事故因果關系，知曉多重原因論，抑制危險源擴延，預測事故鏈生成，防范能量逸散，避免誤入禁區(qū)等，是各國共同研究安全的永恒課題。對核島及其相關系統(tǒng)，更要加倍、深化、細致研究核安全理念，設計更完善、更有效、更信賴的核安全設施。這是全球人類的共同期待。

4、核電核乏料處置：有較大輻射能量的核乏料目前是深埋在千余米的地下處置庫或再利用。美國、日本、前蘇聯(lián)等國家的核乏料的核輻射已有過公害，運行了半個世紀的強國核乏料卻沒進入地宮正寢，快速禁錮。中國不能走他們的老路，建設費用雖昂貴，地下核廢料處理庫的選址、審批、建設刻不容緩。打破西洋和東洋的框框，走中國之路，早期建設，迎接核電運營高潮的到來。同時加速快中子堆核電站的規(guī)劃與建設，提高核燃料利用率，減小核乏料數(shù)量。

三、核電核泄漏事故等級

按國際原子能機構(gòu)制定的《國際核和放射事件分級表》標準，核泄漏事故共分7級。

1級2級：輕微、局部泄露；3級：較重泄露。（1-3級為事件級別）4級：對場外不會造成明顯危險的事故。核設施有部分損壞，堆芯部分熔化，和（或）一名或多名工作人員遭受很可能致死的過量輻射。有輻射物外逸，輻射劑量超標，對人構(gòu)成傷害。

5級：具有場外風險的核事故。導致核裝置嚴重損壞，和（或）外泄的放射性物質(zhì)活度達到一定水平放射性物質(zhì)“釋放量有限”，可能需要部分執(zhí)行應急計劃對策。核設施損壞面較大，對周圍環(huán)境造成核輻射污染。（如1979年美國三哩島核電事故）

6級：重大核泄漏事故；有“相當數(shù)量”的放射物外泄?？赡苄枰鎴?zhí)行應急計劃對策，嚴重的健康影響。（如1957年蘇聯(lián)車里雅賓斯克核廢料事故）

7級：特大核泄漏事故。涉及放射性物質(zhì)“大量外泄”。按放射性核素碘131換算，放射物質(zhì)活度達到每小時數(shù)萬萬億貝克勒爾；可能有急性健康影響；大范圍地區(qū)有慢性健康影響；有長期的環(huán)境后果，對公眾健康和環(huán)境造成廣泛影響。（如1986年前蘇聯(lián)切爾諾貝利核事故和2011年日本福島核電站事故）

四、核電安全常規(guī)評價

遵照墨菲法則、遵循逆向思維、考量戰(zhàn)事要素、防控恐怖襲擊等，要從事故理念、設計標準、選廠方略、設備功能、自控邏輯、軟件管理、防

2011年3月11日福島核電站事故：沒有抵擋巨浪圍堤、沒有可靠備用電源、防止事故擴大的決策失誤等原因，海嘯降臨之際，直毀福島核電站，成為核害之源。

暴力行為引發(fā)的核電事故：

1987年11月17日，伊拉克飛機轟炸伊朗南部在建的布歇赫爾核電站，三天兩炸，包括核專家及德國工程師等11人身亡，數(shù)人受傷。若運行的核電被狂轟，其后果不想得知。

人為事件導致的核電事故：

1957年英國的溫德斯凱爾核電站事件，英國十幾年核電發(fā)展停滯不前。1979年3月28日，美國賓夕法尼亞州的三哩島核電站，2號機組反應堆燃料棒發(fā)生熔毀及核泄漏事故，驚動白宮，總統(tǒng)前往，人員疏散。由此美國30年核電建設叫停；此間，美國核能界只好走增容延壽的危險之路。

1986年4月26日，在烏克蘭境內(nèi)的切爾諾貝利核電站發(fā)生了世界最嚴重的核島爆炸事故。先后6萬多人受核輻射死于非命，百年噩夢揮之不醒。

歷史長河里：十字軍東征能否再現(xiàn)，希特勒式狂人能否再生，薩達姆式肆瘧核電站能否重演，美國百層國貿(mào)雙塔會否再襲隕落，美國五角大樓能否再次撞毀，這些智者難以預料；地殼板塊微動，兩極冰山溶化，淺層地震，近域海嘯，誰能阻擋。

上述極端事件有鐵的事實，事故災難令人戰(zhàn)栗，我們要溫故知新。為此，我國不能否定核電建設和運營的規(guī)劃前景。但是，前車之鑒卻提示核電審批決策層，除常規(guī)核電安全風險評定外，核電站應建在何處，必須認真思索。無論在沿海還是在內(nèi)陸，不應在人口稠密處、民眾飲水之源旁，建起新的核電站，也包括安全裕度較大的第三代核電站。

六、核電回顧與展望

2010年底世界運營核電機組442臺，總裝機容量3.7億千瓦，發(fā)電量占世界發(fā)電總量的16%。我國運行核電機組13臺，裝機1080萬千瓦。美國有核堆64座，75.7%建在內(nèi)陸，封殺新建核電30年后又重新啟動；前蘇聯(lián)核電站建在內(nèi)陸100%；我國內(nèi)陸5座核電正在安全論證；世界各國建設先

經(jīng)驗。我國已掌握了現(xiàn)在普遍采用的壓水堆二代改進技術(shù)。

第三代：先進輕水堆（ALWR）：ABWR、APWR、System80+、AP600、AP1000、EPR及沸水堆：SWR-1000、ABWR-Ⅱ及ESBWR。

在第三代核電發(fā)展中，世界出現(xiàn)兩種走向：

歐洲型：法、德合作開發(fā)的歐洲動力堆EPR。它立足于成熟技術(shù)、逐漸演進，加大堆芯安全裕度，增加能動安全系統(tǒng)，增強嚴重事故預防，強化緩解能力，提供數(shù)字化、信息化、模塊化，加大機組容量規(guī)模效應。稱歐洲第三代核電為改良型，芬蘭正在建造世界上第一座EPR核電廠。

美洲型：美國西屋公司研發(fā)的以非能動安全系統(tǒng)、簡化設計、簡約布置、模塊化建造為主要特色的APl000。采用加壓氣體、重力流、自然循環(huán)流以及對流等自然驅(qū)動力；無需運行人員操作，安全支持系統(tǒng)就能保證安全運行，贏得3晝夜特別處置時間。因其融入新概念而稱為革新型。我國三門核電廠1號機組的建設將成為APl000的世界首堆工程。

第四代：規(guī)劃包括超臨界水堆在內(nèi)的6種堆型。技術(shù)更先進、安全更可靠、裂變轉(zhuǎn)聚變；燃料利用率高，由1%到90%的飛躍，大大減少核乏料數(shù)量及處置。我國已加入了研發(fā)行列，已安排了超臨界水堆關鍵科研課題的基礎研究項目。

八、第三代核電非能動技術(shù)

我國田灣核電站和法、德設計的EPR采用雙層安全殼。美國西屋公司的APl000則采用全新設計的非能動冷卻安全殼及其輔助系統(tǒng)。

1、PA1000的電廠主要參數(shù)

設計壽命60年，電廠利用率93%，輸出電功率1117MW,核蒸汽供應系統(tǒng)功率3415MW，電廠效率32.7%，設計地震烈度（地面加速度）0.3g，換料周期18個月。

核蒸汽供應系統(tǒng)：額定蒸汽流量1888.7kg/s，蒸汽壓力5.61MPa，蒸汽溫度271℃，給水溫度226.7℃；蒸汽發(fā)生器△125型：設計壓力一次側(cè)17.13MPa、二次側(cè)8.17MPa；在RCS(反應堆冷卻劑系統(tǒng))穩(wěn)定運行工況，冷卻劑壓力15.5MPa；設計溫度一次側(cè)343.3℃、二次側(cè)315.6℃。

第四篇：先進汽車安全技術(shù)

先進汽車安全技術(shù)

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摘 要：自20世紀60年代開始，汽車普及帶來的負面影響-道路交通事故死亡人數(shù)持續(xù)上升趨勢，企業(yè)、學校、研究機構(gòu)都加大了對汽車安全技術(shù)研究開發(fā)的投入，加快了安全技術(shù)研發(fā)能力的提升和產(chǎn)品化進程。進一步開展對行人保護、后排乘員保護、防后碰鞭打保護以及騎自行車人保護等被動安全研究的同時，主動安全系統(tǒng)，更高層次的乘員、車和環(huán)境等相關主被動安全技術(shù)的統(tǒng)合協(xié)調(diào)，將推動零碰撞零傷亡汽車安全理念的實現(xiàn)[1]。從汽車安全新技術(shù)方面分析和闡述了開發(fā)具先進安全汽車對車輛及行人在提高道路交通安全方面的重要作用，關鍵詞：汽車安全；主動安全系統(tǒng)；被動安全系統(tǒng)；先進安全汽車 1引言

現(xiàn)代汽車技術(shù)的發(fā)展的主要方向是安全、環(huán)保和節(jié)能世界各國都在圍繞這三個方面開展大量研究開發(fā)工作。其中對人類生命財產(chǎn)有直接關系的是汽車安全。汽車安全性包括主動安全性和被動安全性兩大類。主動安全性是指避免交通事故發(fā)生之前的主動安全技術(shù)包括制動、轉(zhuǎn)向、懸架、車距雷達報警系統(tǒng)，即自適應巡航控制系統(tǒng)等。被動系統(tǒng)是指避免交通事故發(fā)生時和發(fā)生后對乘客的二次傷害包括安全車聲、安全帶、安全氣囊。以及最新研發(fā)的ASV-是一種21世紀開發(fā)使用的高度智能化汽車。

2、汽車主動安全技術(shù)

主動安全技術(shù)，又稱預防安全技術(shù)，是指在輕松和舒適的駕駛條件下幫助駕駛員避免事故。[1]

2.1、典型主動安全技術(shù)[2]

（1）ABS。當車輛制動時，它能使車輪保持轉(zhuǎn)動而不抱死，從而幫助駕駛員控制車輛 并安全停車。在制動過程中不僅可以控制方向穩(wěn)定性，還可以減小制動距離，目前已成為 絕大多數(shù)車輛的標準配置。（2）ASR。它是在ABS的基礎上發(fā)展起來的新系統(tǒng)。ABS 在汽車制動時控制4個車輪，而ASR只控制驅(qū)動輪，當汽車加速時，將滑動控制在一定的范圍內(nèi)，從而防止驅(qū)動輪快速滑動。其功能在于避免驅(qū)動輪滑轉(zhuǎn)，提高牽引力和保持車輛行駛穩(wěn)定性。

（3）ESP，它是博世公司的專利產(chǎn)品，綜合了ABS 及ASR 的功能。在汽車行駛過程中，通過不同傳感器實時監(jiān)控駕駛者轉(zhuǎn)彎方向、車速、節(jié)氣門開度、制動力及車身傾斜度和側(cè)傾速度，以此判斷汽車正常安全行駛和駕駛者操縱汽車意圖的差距，然后通過調(diào)整發(fā)動機的動力輸出和車輪上的制動力分配，修正過度轉(zhuǎn)向或轉(zhuǎn)向不足。ESP 可防止車輛側(cè)滑和側(cè)翻，在提高汽車行駛穩(wěn)定性方面效果顯著，逐漸在發(fā)達國家成為車輛標準配置。ESP的應用使事故降低16%。

2.2、主動安全技術(shù)的發(fā)展趨勢

隨著網(wǎng)絡技術(shù)的發(fā)展和對車輛動態(tài)控制認識的深化，主動安全技術(shù)的范疇已在ABS和ESP的基礎上拓展出更多的功能，朝著預防縱向碰撞、縱向臨近車輛監(jiān)控、橫向穩(wěn)定及車況實時監(jiān)控等方面延伸，以滿足在各種行駛狀態(tài)和路面條件下，既保證安全又提高行駛效率的目的，而多系統(tǒng)控制的集成和協(xié)調(diào)問題也成為技術(shù)上的重點和難點。

3、汽車被動安全技術(shù)[3]

汽車被動安全技術(shù)是指當交通事故本可避免地要發(fā)生時，汽車本身保護乘客和行人，減輕人員傷害和貨物損失的能力。

3.1、典型被動安全技術(shù)

（1）安全車身。其主要功能是當碰撞發(fā)生時能夠通過車身前后部的變形有效保護車內(nèi) 乘員。提高車身碰撞安全性的措施主要集中于汽車車身結(jié)構(gòu)的緩沖與吸能，以在碰撞時能 夠有效吸收大部分的沖擊能量。

(2)安全帶。其主要功能是當事故發(fā)生時，限制乘員身體的前移，避免發(fā)生乘員與車 體相應部位的碰撞傷害。安全帶的使用可以有效約束乘員身體前移而大大降低乘員受重傷 或死亡的概率。

(3)安全氣囊。通常作為安全帶的輔助安全裝置和安全帶一同使用。據(jù)統(tǒng)計，配備安 全氣囊的車輛發(fā)生正面碰撞時，可使乘客受傷程度減輕64 %，即使未系上安全帶，防撞安 全氣囊仍可減輕傷害 3.2被動安全技術(shù)的發(fā)展趨勢

研究表明，汽車被動安全技術(shù)水平越高，其安全性也越高。隨著人們對車輛安全的 日益重視，被動安全技術(shù)也獲得快速發(fā)展，如安全車身、安全座椅、行人保護氣囊、碰 撞傳感器等。汽車安全車身旨在通過車身前后部的合適變形，以最大限度地保護車內(nèi)乘 員。汽車安全座椅的功能越來越多，座椅頭頸部保護、腰部支撐、加熱功能、按摩功 能、通風功能及座椅記憶功能等新技術(shù)不斷發(fā)展，使座椅的安全性和舒適性大大提高行人保護氣囊可以在行人與車輛發(fā)生碰撞時保護行人安全。行人保護氣囊安裝在發(fā)動機罩上，位于前風窗玻璃下部，碰撞發(fā)生時氣囊打開可減輕行人頭部與前風窗玻璃的撞擊程度;同時，發(fā)動機罩后邊緣在爆燃裝置的作用下向上抬起，使發(fā)動機罩與發(fā)動機艙之間形成一定的變形空間，當行人頭部與發(fā)動機罩撞擊時，減輕行人頭部傷害。這些被動安全新技術(shù)的應用將進一步減輕對乘員及行人的傷害程度。[4]

4、ASV簡介

ASV是為21世紀開發(fā)使用的高度智能化的安全車，其主要是利用電子技術(shù)進一 比提高汽車的安全性能。ASV所指的并不是一個單獨的系統(tǒng)或機構(gòu)，而是一整套汽車安全平臺。涵蓋了眾多的汽車安全裝全平臺裝備。研究ASV 的主要目的是避免交通事故的發(fā)生和減輕交通傷害程度。通過應用電子技術(shù)和計算機技術(shù)術(shù)等使車輛實現(xiàn)高度智能化，極大地改車輛的安全性。[5]

4.1、ASV 的組成及主要結(jié)構(gòu)與功能[6]（1）攝像機和雷達。裝置授像機的目的是為駕駛員行車過程中掃除育區(qū)，通過車內(nèi)的顯示屏顯示出駕駛員看不到的死角和盲區(qū)，防止由于視線不佳造成的錯誤判斷。汽車的前端裝有雷達。雷達的功能是精確測量距離和速度，以使車輛能自動判斷與前方車輛的車距，以及相對前方車輛的行駛速度。

(2)ECU。其可根據(jù)車輛的速度計算出安全距離，然后通過節(jié)氣閥控制器使車輛與前方車輛之間的間距大于安全距離，讓駕駛員能更安全、高速的行駛。ECU 還能通過兩車的相對速度和距離的變化判斷是否存在與前車追尾的可能。一旦發(fā)現(xiàn)存在與前車追尾的可能，立即報警，警示駕駛員減速直至自動控制制動系統(tǒng)對車輛采取緊急制動。

(3)各種傳感器。其包括輪速傳感器、輪胎氣壓傳感器、轉(zhuǎn)向角度傳感器等一些傳統(tǒng)的主動安全裝備。有了輪速傳感器和轉(zhuǎn)向盤轉(zhuǎn)角傳感器，再配合制動控制系統(tǒng)和節(jié)氣閥控制系統(tǒng)，就能實現(xiàn)在高速轉(zhuǎn)彎和濕滑路面駕駛時對車輛速度的動態(tài)控制，也就是ABS、ASR.EBD、ESP 等電子系統(tǒng)的控制功能。

(4)心率傳感器。通過檢測駕駛員的心率判斷駕駛者的駕車狀態(tài)，是否存在打瞌睡的傾向，一旦心率達到臨界值，ECU 會自動控制制動系統(tǒng)對車輛制動，并且發(fā)出聲音和指示燈警報，以提醒駕駛者。

結(jié)束語

如今，汽車技術(shù)獲得飛速提升的同時，汽車安全技術(shù)也逐漸涉及到汽車的各個方面，中國汽車安全的發(fā)展方向必將走向全面、綜合和創(chuàng)新。只有汽車安全相關學科和技術(shù)得到完善，才能有效促進汽車安全技術(shù)的長足發(fā)展。

參考文獻

[1]黃寧軍。質(zhì)變中的汽車主動安全技術(shù)[J].世界汽車，2000（5）：1-3.[2] 成潔，崔同杰.汽車主動安全控制新技術(shù)[J].汽車應用，2005 [3]鄭安文.汽車安全[M].北京：北京大學出版社，2014..[4]趙高暉，朱文寧，何稚樺．汽車安全性分析[J].上海工程技術(shù)大學學報，2001.[5]姚明．淺談未來汽車安全性能及其技術(shù)的發(fā)展趨勢[J].論述，2011.[6]祝珂．汽車安全性研究與分析[J].論述，2011.

第五篇：核電安全之我見

動力與機械學院 能源動力系統(tǒng)與自動化 2008302650078 周楠

核電安全之我見

在經(jīng)濟迅速發(fā)展，人民生活水平日益提高的今天，整個消費群體對能源的需求與消耗已經(jīng)很高，然而在化石燃料短缺，資源環(huán)境破壞及其嚴重的今天，全世界對資源的需求和消耗又將何去何從。

火力發(fā)電站利用煤和石油發(fā)電，水力發(fā)電站利用水力發(fā)電，而核電站是利用原子核內(nèi)部蘊藏的能量產(chǎn)生電能的新型發(fā)電站核電站大體可分為兩部分：一部分是利用核能生產(chǎn)蒸 汽的核島、包括反應堆裝置和一回路系統(tǒng)；另一部分是利用蒸汽發(fā)電的常規(guī)島，包括汽輪發(fā)電機系統(tǒng)。

核電站用的燃料是鈾。鈾是一種很重的金屬。用鈾制成的核燃料在一種叫“反應堆”的設備內(nèi)發(fā)生裂變而產(chǎn)生大量熱能，再用處于高壓力下的水把熱能帶出，在蒸汽發(fā)生器內(nèi)產(chǎn)生蒸汽，蒸汽推動氣輪機帶著發(fā)電機一起旋轉(zhuǎn)，電就源源不斷地產(chǎn)生出來，并通過電網(wǎng)送到四面八方。

在發(fā)達國家，核電已有幾十年的發(fā)展歷史，核電已成為一種成熟的能源。我國的核工業(yè)已也已有40多年發(fā)展歷史，已建成多種類型的核反應堆并有多年的安全管理和運行經(jīng)驗，擁有一支專業(yè)齊全、技術(shù)過硬的隊伍。核電站的建設和運行是一項復雜的技術(shù)。我國目前已經(jīng)能夠設計、建造和運行自己的核電站。秦山核電站就是由我國自己研究設計建造的。

核電站的出現(xiàn)和成功使用無疑在很大程度上緩解了世界對能源的需求和消耗，可是另一個問題也被隨之擺上了桌面，與人們息息相關的能源，其安全性必須是重中之重。

核電站等核設施，由于技術(shù)和責任等原因，造成放射性物質(zhì)泄漏，致使人員受到超過規(guī)定限值照射的事件，稱為核泄漏事故，簡稱核事故。各種核設施發(fā)生事故的原因及后果有較大的差別，最典型的是核電站的核泄漏事故。前蘇聯(lián)切爾諾貝利核電站的泄露事故就是其中很好的范例。

1986年4月26日蘇聯(lián)的烏克蘭共和國切爾諾貝利核能發(fā)電廠發(fā)生嚴重泄漏及爆炸事故。事故導致31人當場死亡，上萬人由于放射性物質(zhì)遠期影響而致命或重病，至今仍有被放射線影響而導致畸形胎兒的出生。這是有史以來最嚴重的核事故。

自那時起，核電站運營使用時的安全問題，就被一再提及和重視。人們都會對新興的核電站提出質(zhì)疑，是否還會再出現(xiàn)像切爾諾貝利一樣的重大事故。

但是，隨著經(jīng)濟的迅速發(fā)展，核電站的安全運行已得到越來越大的保障。因為核電站的安全性已經(jīng)從很多方面得到了顯著的提高。

首先，核反應堆的類型不同?，F(xiàn)在的核電站和核潛艇采用的幾乎都是固有安全性能很好的壓水型反應堆；而切爾諾貝利核電站是安全性較差的石墨水冷堆，這種堆用石墨作慢化劑，用普通純水作冷卻水。其最大的缺點是當堆內(nèi)斷水或溫度升高時，容易失控引起事故的發(fā)生，而不像壓水堆那樣可以自動調(diào)節(jié)過高的溫度或功率，直至緊急停堆，使反應堆穩(wěn)定在安全狀態(tài)。

第二，核反應堆的屏蔽程度不同。核電站和核潛艇都有幾道屏障阻隔放射性的泄漏，當這幾道屏障都破損才可能危及人員，其中最后一道屏障是有較高承壓能力的耐壓安全殼（核電站）或反應堆艙（核潛艇），而切爾諾貝利核電站在設計上就沒有考慮耐壓安全殼，不具備最后一道屏障，使事故后放射性物質(zhì)直接進入大氣環(huán)境。

第三，核反應堆停堆的及時性不同。核電站和核潛艇的反應堆出現(xiàn)緊急情況時，所有的控制棒靠加速彈簧會在不到一秒的時間里快速下插到堆芯里，實施自動緊急停堆，終止核反應，從根本上切斷反應堆失控的源頭；而切爾諾貝利核電站在出現(xiàn)事故之前，正在做一項試驗，為了不愿讓試驗中斷，他們冒險切斷了與試驗有關的一組事故停堆保護信號。當出現(xiàn)事故前兆時，值班主任只是命令操縱員人為插入所有的控制棒停堆，但有的控制棒恰恰在關鍵時刻受阻，不能完全插到底部，只好人為切斷電源靠控制棒重力下落，由于操作上的一再耽擱，加上控制棒的設計質(zhì)量問題，控制棒的下落速度遠遠跟不上核反應堆的失控速度。

第四，造成二次事故的條件不同?，F(xiàn)在的核電站和核潛艇反應堆結(jié)構(gòu)中的易燃物少；而切爾諾貝利核反應堆的主要成分是石墨，當反應堆遭破壞后，引入的大量空氣為石墨助燃，造成嚴重火災這樣的二次事故。

第五，安全管理和人員素質(zhì)不同?，F(xiàn)在的核電站和核潛艇都有嚴格的規(guī)章制度和事故應急預案，人員的安全意識和業(yè)務素質(zhì)越來越高，這是避免重大事故的主觀條件；而切爾諾貝利核電站事故時，蘇聯(lián)正處于動蕩瓦解時期，各種管理松懈，核安全意識薄弱，存在嚴重的人為因素。如切爾諾貝利核電站操作人員竟然沒有進行過事故處理的培訓，沒有確切的事故處理規(guī)程；事故之前的試驗是在汽輪機上進行的，目的是要確定在斷電期間汽輪發(fā)電機在切斷蒸汽供應的情況下，利用轉(zhuǎn)子動能維持機組本身用電的可能性。但該項試驗大綱質(zhì)量粗糙低劣，沒有重視到試驗中的安全問題，并在試驗中屢屢違反操作規(guī)程，為事故的產(chǎn)生和發(fā)展留下了禍根。

核電站是未來世界告訴發(fā)展的能源趨勢所在，其安全性的提高，對每個國家乃至每個人都有著重大的意義?？梢哉f，核電的安全關系著每個人的生息。

保障核電安全，我們國家乃至世界的未來才會更加美好。