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发展无严重事故风险核电站的曙光

2013-12-16 11:57来源:核科学与工程-肖宏才关键词:核电安全核反应堆核电站收藏点赞

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三.在压水堆核电站中实施安全冷却系统完全非能动原则的内在依据与自然力的作用

在一个统一的物理体系内,热能由高温区向低温区传递,势能由高能区向低能区扩展都是自然规律。在从压水堆堆芯一直到最终热阱的整个物理体系内,堆芯处的温度与压力最高,而热阱处则最低,因而在一个合理设计的反应堆安全冷却系统内,可以把高温高压的破坏潜力转化为可贵的动力,用以将堆芯余热自然地由堆芯传至最终热阱,其间不需要籍助于自动控制系统、能动设备及人为操作等这些含有一定失误概率的不定因素的介入。这正是在压水堆安全冷却系统中能够实现完全非能动原则的内在依据。

核电装置具有很多内在的固有安全因素,如堆芯反应性的负温度系数及自然循环等,可用以保障核反应堆的安全。其中,自然力的作用具有确定无误的本质,能够全面满足反应堆安全冷却系统的基本需求。本文推荐利用自然力直接触发启动非能动运行的压水堆安全冷却系统,实现其完全非能动原则。当在反应堆系统中发生某种事故停堆后,相关的安全冷却系统即可自然地转入工作状态,以保障核电的绝对安全。

在本文中所使用的自然力,主要是指在压水堆一回路中因运行工况转换(包括发生事故工况)而引起各点压力变化所形成的力,其值在每平方厘米面积上的作用力可达数公斤到数十公斤以上,足够直接用以改变某种特定阀门的开关状态,以便立即自然地启动相关的安全冷却系统。

为了满足对第三代压水堆核电站的安全要求,涵盖全部设计基准事故,其安全冷却装置必须包括堆芯余热冷却、事故紧急安全注水及安全壳冷却这三个功能。在本文中提出了完全非能动安全冷却装置各系统的具体实施方案,采用这种装置的核电站以下简称为AAP(Advanced All Passive)先进压水堆核电站,现对各系统分别叙述如下。

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