我国压水堆核电站与日本沸水堆核电站的比较

我国压水堆核电站与日本沸水堆核电站的比较

一、 中国核电站和日本福岛第一核电厂在安全设计方面的区别

1.日本福岛核电站背景资料

1.1 日本核电站的堆型及其分布

1.2 福岛核电站

日本福岛县的核电站有福岛第一核电站和福岛第二核电站，它们都由东京电力公司负责运营。福岛核电站是目前世界上最大的核电站，位于日本福岛工业区，由福岛一站、福岛二站组成，共10台机组（一站6台，二站4台），均为沸水堆。其中福岛一站1号机组于1971年 3月投入商业运行，二站1号机组于1982年4月投入商业运行。

福岛第一核电站

福岛第二核电站

1.3 福岛核电站其他信息

2011年2月7日，东京电力公司和福岛第一原子力发电所刚刚完成了一份对于福岛一站一号机组的分析报告，指出这一机组已经服役40年，出现了一系列老化的迹象，包括原子炉压力容器的中性子脆化，压力抑制室出现腐蚀，热交换区气体废弃物处理系统出现腐蚀，并为其制定了长期保守运行的方案。福岛核电站1号机组已经满了40年的使用寿命，该机组原本计划延寿20年，到2031年退役。

2、沸水堆与压水堆的差异

2.1沸水堆简介

沸水堆核电站属于轻水堆堆型中的一种，沸水堆核电站工作流程是：冷却剂（水）从堆芯下部流进，在沿堆芯上升的过程中，从燃料棒那里得到了热量，使

冷却剂变成了蒸汽和水的混合物，经过汽水分离器和蒸汽干燥器，将分离出的蒸汽来推动汽轮发电机组发电。

根据国际核电协会统计，全球正在运行的反应堆一共有426个。其中轻压水堆258座占比约为61%，重压水堆约为41座占比10%，沸水堆为92座占比约为22%。沸水堆比例相对较小；从建设期来看，压水堆在80年代后被选用作实施的数量远超过沸水堆技术，体现了其更高的安全性能。中国目前建成和在建的所有核电站均使用压水堆技术。从技术上来看，中国发生此类核泄漏事故的风险较小；同时核电技术正在不断升级：核电技术已经经历了一代到二代再到改善型二代的过程。对安全性的诉求成为了推动核电技术不断发展的重要动力。

2.2沸水堆工作原理及主要特点

沸水堆系统示意图

沸水堆所用的燃料和燃料组件与压水堆相同。铀制成的核燃料在压水堆“反应堆”的设备内发生裂变而产生大量热能，再用处于高压力下的水把热能带出，在蒸汽发生器内产生蒸汽，蒸汽推动汽轮机带着发电机一起旋转，电就源源不断地产生出来，并通过电网送到四面八方。沸水堆与压水堆不同之处在于冷却水保持在较低的压力（约为70个大气压）下，水通过堆芯变成约285℃的蒸汽，并直接被引入汽轮机。所以，沸水堆只有一个回路，省去了容易发生泄漏的蒸汽发生

器，因而显得很简单，但沸水堆是堆内产生的蒸汽直接进入汽轮机，汽轮机会受到放射性的沾污，其设计与维修更为复杂。

电厂系统 有：①主系统（包括反应堆）；②蒸汽-给水系统；③反应堆辅助系统，其中包括应急堆芯冷却系统；④放射性废物处理系统；⑤检测和控制系统；⑥厂用电系统。其中蒸汽-给水系统、放射性废物处理系统、厂用电系统以及反应堆辅助系统中的设备冷却水系统、余热排出系统、厂用水系统等都与压水堆核电厂有关系统类似。

沸水堆的主要特点：

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 沸水堆的控制棒从堆底引入； 反应堆的功率调节除用控制棒外，还可用改变再循环流量来实现； 沸水堆不用化学补偿（反应性）。燃耗反应性亏损除用控制棒外，还用燃料棒内加Gd203可燃毒物进行补偿； 沸水堆蒸汽直接由堆内产生； 堆功率密度低，堆芯大； 压力容器内有喷射泵、汽水分离器和干燥器，体积大。

2.2沸水堆与压水堆的比较

2.2.1 主设备

2.2.2 设计和运行特点

3. 田湾核电站设计特点和安全性保障措施

3.1田湾核电站设计特点

为保障核电站工作人员和周围居民的健康，田湾核电站在选址、设计、建造、运行和退役过程中均贯彻“安全第一、质量第一”的方针，采用纵深防御的原则，建立从实体设备和防护措施上提供多重相互独立、相互支持的安全防护体系，以确保核电站处于安全、可控状态。

（一）抗震设计

厂址区域未见明显断裂活动迹象，地震活动水平也较低。厂址区域最大历史地震为郯城8.5级大震，该地震是田湾核电站的控制地震。厂址区域不存在发震构造，没有现代火山活动。

近区域不具备发生5.0级以上地震的地震地质背景，对厂址的影响主要来自远域地震。

1992年6月江苏省地震局采用地震构造法和概率法确定厂址设计基准地面运动。确定性法和概率论法（年超越概率10-4）确定的基岩水平峰值加速度分别为

0.190g 和0.138g，地震构造法0.190g最大。综合评定，将构造法计算所得的最大值0.19g定为厂址设计基准地面运动的值。1992年10月 国家地震局地震烈度评定委员会批复：“同意将连云港核电厂扒山头厂址的地震基本烈度定为七度，设计基准地面运动定为0.19g”。

田湾核电站设计基准地震最终偏保守地采用0.2g。

（二）防御海啸设计

我国除了台湾外，大陆沿海都有广阔的大陆架，远源海啸进入大陆沿海海域后，能量衰减较快，对大陆沿海影响较小。同时，我国滨海核电厂址都建有防浪构筑物，每个核电厂址均考虑了风暴潮、海啸、天文潮高潮位、假潮等洪水起因事件。田湾核电厂厂址周边条件不具备产生破坏性海啸的条件，并且厂址历史也上没有破坏性海啸记录。综合各种最不利因素（厂址最高组合潮位如下：最高天文潮（2.96m）+百年一遇增水（2.18m）＝5.14m）。

田湾核电厂建立了高为7.04米的防坡提，并设置了高9.5米的挡浪墙，能够有效抵御海啸灾害。

（三）应急电源设计

田湾核电厂每台机组设四台应急柴油发电机组和两台可靠柴油发电机组，均进行了抗震设计，此外还设有两台机组共用的第七台柴油发电机为关键仪表和设

备供电。在丧失场外电源情况下，这些柴油发电机组自动启动加载，可保证实现对反应堆装置的长期冷却。

（四）消氢措施

田湾核电厂安全壳内设有44台非能动消氢装置，可有效地控制安全壳内的氢气含量，防止发生氢气爆炸事件。

（五）严重事故应对措施

田湾核电厂在设计中考虑了充分的严重事故应对措施，设置了双层安全壳、堆芯捕集器、非能动消氢系统和移动式柴油机等，编制了超设计基准和严重事故管理导则，制定了核安全应急预案。这些系统和规程能够有效的引导操纵人员将反应堆置于安全状态。

(1) 供电设计

田湾核电站厂用电系统包括厂用电源，6kV交流配电装置，0.4kV交流配电装置，110V/220V直流配电装置。

田湾核电站厂用电的电源包括厂外电源和厂内电源。厂外电源包括华东500kV电网和连云港220kV电网。厂内电源包括汽轮发电机、两台机组柴油发电机、四台应急柴油发电机蓄电池组。

机组正常功率运行时通过发电机出口经两台高厂变给机组供厂用电，同时将电能输送至华东电网，当500kV外电网故障或者线路停运时，发电机可以只带厂用电运行，即“孤岛运行”模式，当发电机也不可用时，可以经高备变（启动变）由220kV电网供电，如果高备变或者220kV电源也不可用，即田湾核电站失去全部厂外交流电源，这时电源只剩下厂内6台柴油发电机和蓄电池。

田湾核电站4台应急柴油发电机组，每一台都能够完成100％的设计功能，连续运行功率5700kW，包括其配套的冷却、通风系统，以及厂房均为抗震I类设计，在安全停堆地震（地面峰值水平加速度0.2g）情况下可以保证其功能，向四段应急6kV母线供电，应急母线再向下列负荷供电：高压安注系统、低压安注系统、安全壳喷淋系统、蒸汽发生器应急给水系统、堆芯应急硼注入系统、核岛设备冷却水系统和安全厂用水系统，以及反应堆装置的监测系统等。在应急母线下的蓄电池经逆变器向稳压器脉冲安全阀、蒸汽发生器的脉冲安全阀、大气释放阀和主蒸汽隔离阀的脉冲安全阀，一回路应急排气系统阀门和安全仪控系统等供交流电。

2台机组柴油发电机组，为抗震II类设计，在运行基准地震（地面峰值水平加速度0.1g）情况下可以保证其功能，向下列负载供电：容积和硼控系统泵；蒸汽发生器辅助给水系统泵；汽轮机润滑油系统泵；发电机轴油密封系统泵；控制和保护系统；正常仪控系统及一些照明设施。

另外，田湾核电站还设置了第7台移动式柴油机，该柴油机为可移动式的，出口电压0.4KV，主要向堆芯捕集器冷却水阀，一回路应急排气阀门等设备供电。

(2) 专设安全设施设计

田湾核电站设计了相互独立，实体隔离的4个系列安全系统，包括：

1）安全壳喷淋系统

安全壳喷淋系统设有四个回路，只要有一个回路可用即可实现50％的设计功能，在安全壳内压力非预期升高时，通过向安全壳内喷淋浓度16g/kg的硼酸溶液降低安全壳压力。泵组供电等级，交流6kV，功率380kW。

2）高压安注系统

高压安注系统设有四个回路，只要有一个回路可用即可实现100％的设计功能，一回路出现破口时向一回路注入浓度16g/kg的硼酸，淹没堆芯。泵组供电等级，交流6kV，功率630kW。

3）低压安注系统

低压安注系统设有四个回路，只要有一个回路可用即可实现100％的设计功能，，一回路出现破口时向一回路注入浓度16g/kg的硼酸，淹没堆芯。泵组供电等级，交流6kV，功率630kW。

4）中压安注系统

中压安注系统设有四个回路，只要有一个回路可用即可实现50％的设计功能，在核反应堆中的冷却剂失水事故时当一回路压力低于5.88Mpa向一回路注入浓度

16g/kg的硼酸，淹没堆芯，硼酸体积4*50共200m3，非能动设计，靠安注箱与一回路的压力差顶开止回阀即可。

5）应急注硼系统

应急注硼系统设有四个回路，只要有一个回路可用即可实现50％的设计功能，在发生未能紧急停堆得预期瞬变时向一回路快速注入浓度40g/kg的硼酸，快速升高一回路硼酸浓度，将反应堆转入次临界，在发生蒸汽发生器传热管破裂事故,时向稳压器注入浓度40g/kg的硼酸溶液，快速降低一回路压力，减小一二回路压差，降低一回路向二回路的泄露。泵组供电等级，交流0.4kV，功率160kW。

6）核岛设备冷却水系统

核岛设备冷却水系统设有四个回路，只要有一个回路可用即可实现100％的设计功能，为所有安全系统的泵组、电机提供冷却水。泵组供电等级，交流6kV，功率250kW。

7）核岛设备工艺水系统

核岛设备工艺水系统设有四个回路，只要有一个回路可用即可实现100％的设计功能，将核岛设备冷却水系统的热量导出至最终热阱海水，在超设计地震并伴随重要厂房火灾时为自动喷淋消防水系统提供海水作消防喷淋用，系统取水来自前池，前池设计蓄水量可以保证4台机组停堆并冷却至冷态。泵组供电等级，交流0.4kV，功率132kW；

8）蒸汽发生器应急给水系统

蒸汽发生器应急给水系统设有四个回路，只要有一个回路可用即可实现100％的设计功能，在蒸汽发生器失去正常给水和应急给水时，为蒸汽发生器提供应急给水，泵组供电等级，交流6kV，功率800kW；

9）一回路事故排气系统

在发生堆芯熔化的超设计事故时，打开一回路事故排气系统的阀门，将一回路各处聚集的气体排放至泄压箱，与稳压器安全阀一起作用，在压力容器熔穿之前将一回路压力降低至1Mpa以下。

(3) 超设计基准事故后的缓解设施

1）安全壳

田湾核电站反应堆安全壳为双层安全壳，内层安全壳为带有半球形圆顶和混凝土加固底座的圆柱形结构。安全壳内表面使用碳钢板焊接的衬层提供密封。内层安全壳总体积为84000 m3，净容积为69170 m3。安全壳内直径为 44.0 m，圆顶部墙的厚度1.0 m，圆柱部分1.2 m。外层安全壳是带有半球形圆顶的重混凝土结构，厚度为0.6 m。内、外层安全壳之间空间达到1.8m。所有贯穿安全壳的管道均固定在内层安全壳的墙内并与钢衬里焊在一起。所有贯穿安全壳的管道都将装有隔离阀。通过设备闸门、人员闸门和应急闸门进入安全壳内部。内层安全壳的设计压力为0.50 MPa 、设计温度为150摄氏度，24小时内内层安全壳向外层安全壳的空间设计泄漏率小于安全壳内空气质量的0.2 %。

2）移动式柴油发电机

移动式0.4kV柴油发电机，需要时移动到1#机组控制厂房厂房外部，用电缆连接到第7安全通道400v工作段母线，给第7安全通道400v应急段供电，实现部分重要阀门的供电。

3）安全壳燃氢系统

在安全壳内适当空间布置了44个非能动氢气复合器。在超设计基准事故中，用于将氢浓度维持在一定水平，以防止大范围（与安全壳主隔间的尺寸可比）内氢气的快速燃烧和爆炸。

4）堆芯捕集器

堆芯捕集器设置在反应堆压力容器的下部，在发生堆芯损坏的严重事故的情况下，用于接收、冷却堆芯、堆内构件以及压力容器的熔化物，减轻超设计基准事故的后果，防止高温、高化学活性的堆芯熔化物对安全壳造成破坏，维持最后一道安全屏障的完整性。堆芯捕集器属安全4级，抗震1级设备。

堆芯捕集器的具体功能表现为：

 在反应堆压力容器发生断裂、变形，但堆芯熔化物未流出压力容器之前，

支撑压力容器底部；

 保护反应堆竖井及堆芯捕集器部件不受堆芯熔化物的热力机械破坏；  接收、存放堆芯、堆内构件以及反应堆金属构件的液态、固态熔化物；  保证堆芯熔化物稳定地向冷却水导出热量，以及熔融物冷却；

 将熔融物限制在确定的边界之内；

 保证熔融物的次临界度；

 保证向水泥竖井供给冷却水，以及导出蒸汽；

 减少向安全壳内空间的放射性物质排放；

 减少氢气产生量；

 保证水泥竖井内的结构部件所受热应力以及静态、动态应力不超过最大

值。

二、 在地震叠加海啸模式下田湾核电站的响应

1、田湾核电站在安全停堆地震下的响应

田湾核电站设计基准地震为峰值水平加速度0.1g，安全停堆地震为峰值水平加速度0.2g。一回路、专设安全设施、应急柴油发电机组及相关支持系统等的抗震设计都为一级，即能够承受峰值水平加速度0.2g的地震。反应堆保护设计在峰值水平加速度达到0.1g时会产生自动停堆信号停堆。

设计地震后厂用电可能由外电源提供，如果地震导致外电源丧失，将由四台应急柴油发电机带厂用负荷运行，柴油机全部无法启动时属于超设计事故，在下一节中专门分析。地震如果没有导致一二回路故障或者事故发生，按照田湾核电站《防地震应急预案》和跳堆事故的处理过程处理，由于蒸汽发生器主蒸汽阀组下游的管线不抗设计地震，因此一回路的冷却将靠自然循环开式进行，即应急给

水——蒸汽发生器——大气释放阀——大气，补给水系统水箱的水装量足够将反应堆装置冷却到余热导出系统接入一回路，之后一回路的余热导出和长期冷却将由余热导出系统来完成。如果一二回路有故障或者事故发生，将进入相应的事故处理规程，引导机组进入安全状态。

2、电站失去全部交流电源事故下的响应

《田湾核电站最终安全分析报告》15.3超设计基准事故一章中专门对核电站丧失最终热阱这一超设计事故进行了分析，而丧失所有交流电源8h或者24小时，属于丧失最终热阱事件中最极端的情况，在这种情况下，堆芯只能依靠一回路和蒸汽发生器中的存水进行冷却。因此设计院针对这种假设始发事件进行了事件序列分析和热工水力计算。

计算结果表明：对于田湾核电站完全丧失交流电源的超设计事故，在全厂断电8小时内，反应堆压力容器的完整性没有受到破坏；在全厂断电24小时内，8小时45分钟时压力容器失效，熔融物掉落在堆腔内。

堆芯熔化甚至压力容器熔穿以后，熔融物将落入堆芯捕集器，堆芯捕集器内安装有换热器，换热器内的硼酸来自堆内构件检查井的储存水和乏燃料水池内的上层水，充水用的电动阀门供电来自蓄电池带的交流母线或者第七台移动式柴油发电机。但是当上述存水用完以后，必须使用JMN20重新给堆内构件检查井和乏燃料水池补水，因此在这段时间内必须尽快恢复柴油机和6kV母线的供电。

堆芯熔化产生的大量氢气积聚在反应堆厂房内，将由安全壳消氢系统复合除去，这将有效降低氢气浓度，减少氢爆风险。该系统是非能动系统，不需要供电。

由于堆芯捕集器能够将堆芯熔融物固定在堆芯捕集器内，而且安全壳消氢系统能够降低安全壳内的氢气浓度，避免发生氢爆，在发生失去所有交流电源的情况下，放射性物质将被包容在安全壳内，不会向环境释放，对环境和公众不会造成影响。