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随着CAP1400堆型的初步设计通过国家能源局组织的审查,意味着这个由我国在引进美国AP1000核电技术基础上自主研发的“升级版”堆型在技术上已定型并得到国家认可,标志着我国第三代核电技术的自主化又向前迈进一大步。
CAP1400安全性如何保证?经济性如何?国产化装备体系建立情况如何?近日,本报特邀CAP1400总设计师、上海核工程设计研究院郑明光院长进行权威解读。
记者:对于核电而言安全性无疑最被关注,作为我国三代核电自主化的代表堆型,CAP1400在安全方面有哪些过人之处?
郑明光:CAP1400的安全性首先体现在采用了先进的非能动设计理念。
CAP1400采用了非能动堆芯冷却系统、非能动安全壳冷却系统的组合设计。在不依赖外部电源的情况下,能确保极端事故条件下反应堆安全和余热导出及堆芯衰变热安全排出,事故发生72小时内无需人工干预,72小时后具备补给能力,大量放射性释放到环境的概率小于10-7/堆年,安全性比二代核电提高两个量级。
同时,CAP1400采用简化设计,与传统 压水堆相比部件数量显著减少。这样维修检查的压力减少,故障几率大幅降低。例如,CAP1400的反应堆压力容器中取消了中子屏蔽板,这样就降低了出现松动部件的风险;优化了下腔室结构以提供更优的堆芯入口流量分配,提高了安全性。
对于反应堆安全保障的重中之重——钢制安全壳,CAP1400在设计中扩大了安全壳尺寸,获得了较大的自由容积、优化布置和更大的安全壳内压分析裕量。在屏蔽厂房的设计上,采用钢板混凝土结构,具备抗大型商用飞机恶意撞击能力,并优化了空间布置,以提高人员可到达性和设备可维修性。
记者:目前,为了保证核电的经济性,核电站并不参与电网调峰,但随着核电机组在电网中的比例逐渐增加,在电网峰谷差距日益拉大的情况下,业内认为核电参与电网系统调峰是早晚的事情。CAP1400在设计中是否考虑了调峰问题?
郑明光:CAP1400具有灵活的运行能力,具备调峰能力。首先,CAP1400具备堆芯18至24个月换料能力,提升了电厂可利用率。同时CAP1400具备混合氧化物燃料装载能力,解决铀资源缺乏后的替代问题。最后,CAP1400具有先进的燃料管理系统,具备负荷跟踪和频率控制能力。
堆芯功率由MSHIM (机械补偿模式)控制,无需调硼,即可参与调峰又大大减少了放射性废液产生量。
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