| 孔明网摘要：能源局23日宣布，全面启动在运在建核电站应对超设计基准事故安全技术研发，拟对多种特殊情况下核电站存在的安全问题展开安全分析研究，以形成安全评估报告，并提出改进意见。 据国家能源局原局长张国宝介绍，中国有14个核电站正在运行，27个核电站正在建设，选择发展核电是不可避免的大趋势。此次，能源局全面启动在运在建核电站应对超设计基准事故安全技术研发，分析人士指出，有利于促进核电安全性提高，为核电新项目审批奠定基础。 核电站应对超设计基准事故安全技术研发，主要分为核电厂抗震能力提升及超设计基准地震裕量分析研究、核电站严重事故预防与缓解的研究和实验验证项目、“非能动应急电源（高容量蓄能系统）与高位冷却水源系统研发”项目等多个项目。 上述项目主要针对多种“意外”事故进行安全技术研发，例如针对地震时核电厂确保安全停堆、余热排出以及乏燃料储存安全有关的系统、设备、结构开展抗震能力研究，并对超设计基准地震进行裕量分析评估，研究核电厂抗震的薄弱环节，以便通过设计改进，提升核电厂的抗震能力，以及针对类似日本福岛核事故中乏燃料贮存设施所暴露的安全问题，开展严重事故预防与缓解措施的研究与试验验证，从严重事故预防、缓解以及应急等方面减轻事故影响，降低核电对环境可能造成的危害等。 受日本福岛核事故影响，国内暂停了新核电项目的审批，同时在建核电项目暂缓。目前，核电新项目的审批尚未放开，但在建核电项目已开建，核电投资也未停止。据能源局公布的3月用电量数据显示，一季度核电投资达171亿元，而1-2月的投资额为105亿元，也就是说仅3月份，核电投资就增加了66亿元。 同日，中核集团公布了旗下海南昌江核电的最新进展。该电站1号机组反应堆压力容器完成6只接管的焊接工作，提前中国核电考核节点9天，也为我国核电的发展释放了一个积极的信号。 全面启动在运在建核电站应对超设计基准事故安全技术研发项目 一、“非能动应急电源（高容量蓄能系统）与高位冷却水源系统研发”项目 针对核电站在超设计基准事故引发丧失电源和冷却水源的情况下，研发在核电厂现有设计中增加后备应急电源和高位冷却水源的方案，实现严重事故的预防和缓解。项目分“核电厂应急高容量蓄电池蓄能系统研发”和“核电厂非能动应急高位冷却水源系统研发”两个子课题： 1.核电厂应急高容量蓄电池蓄能系统研发 该课题目标是：用高容量蓄电池蓄能系统作为核电站应急电源系统的后备应急电源，在核电站发生严重事故与极端自然灾害，导致失去所有应急电源（包括柴油机）后，作为后备应急电源，完成电厂安全供电功能。主要研发内容是：建设一座4MWh高容量蓄能系统示范工程，具备取代LLS（水压试验泵汽轮发电机）系统和驱动一台ASG（辅助给水系统）电动泵运行的能力。技术方案是：新建蓄能系统包括“固定式蓄能系统”和“移动式蓄能系统”，将该系统做为核电站现有应急电源LLS系统的后备电源，一方面通过LLS系统给（9RIS011PO）主泵轴封注水泵和主控室应急照明（E360CR）供电，维持一回路完整性和提供主控室重要监控仪表工作电源；另一方面通过接入应急电源系，给一台电动辅助给水泵（ASG）供电。 2.核电站非能动应急高位冷却水源系统研发 该课题目标是：增加应急冷却水源储水和输水装置，在核电站事故工况下，通过电站专设安全系统上增设的预留接口，将外部冷却水源引入电站相应安全系统，确保堆芯和乏燃料冷却。主要研发内容是：在现场60米高地上增加应急冷却水源储水和输水装置，实现辅助给水储存箱、换料水箱和乏燃料水池的非能动重力补水。该装置不仅满足防水淹的要求，同时针对不同厂址分别按0.3g和0.2g的抗震要求制定设计方案;对于平原地带核电站，拟考虑气体覆盖的方式实现增压供水。其技术方案是：在该系统增加移动泵和后备水源，实现通过ASG系统为蒸发器注水并通过二回路排出堆芯余热；实现通过RIS（安注系统）安注管线为一回路注入冷却水，避免高压熔堆和压力壳失效，通过安全壳喷淋管线为安全壳喷淋，通过为PTR系统给乏燃料池注入冷却水，确保乏燃料冷却。 二、核电站严重事故预防与缓解的研究和实验验证项目 针对类似日本福岛核事故中乏燃料贮存设施所暴露的安全问题，开展严重事故预防与缓解措施的研究与试验验证，从严重事故预防、缓解以及应急等方面减轻事故影响，降低核电对环境可能造成的危害。项目分“核电厂乏燃料贮存设施的安全研究”、“严重事故预防与缓解措施研究”和“电厂损伤状态评价程序以及核应急体系响应能力评估方法研究”三个子课题。 1.核电厂乏燃料贮存设施的安全研究 该课题主要是：确定导致燃料元件损坏的主要事故序列及向环境释放的源项，找出核电厂乏燃料贮存设施的薄弱环节并提出改进建议，将研究成果应用于核电厂，并开发相应的严重事故管理导则。研发内容包括：调研国内外与乏燃料贮存设施的安全分析相关的标准、论文、研究报告等资料，开展乏燃料贮存设施的安全分析，始发事件分析、数据整理收集和部分热工水力计算、开展外部事件的概率安全分析等。技术方案是：采用事件树/故障树的分析方法和RiskSpectrum计算程序进行概率安全评价，开展核电厂乏燃料贮存设施的安全研究工作。 2.严重事故预防与缓解措施的研究与试验验证 该课题主要是：评价当前电厂缓解严重事故的能力；提出严重事故管理所需系统、设备及相关仪表的技术要求；开发并试验验证堆腔注水系统、非能动安全壳冷却、非能动二次侧冷却系统；开发完备的严重事故管理导则。研发内容包括：对国外已发生过的严重事故进行调研和后果分析；开展概率论和确定论分析，提出严重事故管理所需系统、设备及相关仪表的技术要求；对可能用于严重事故预防与缓解的措施进行理论分析和验证研究；开发上述措施的严重事故管理导则。技术方案是：调研国际上严重事故有关研究，评价国内当前电厂应对严重事故的能力；筛选严重事故所需系统，通过概率论和确定论分析，提出技术要求；结合ACP1000项目，进行反应堆堆腔注水系统、非能动安全壳冷却系统、非能动二次侧冷却系统的研究工作。 3.电厂损伤状态评价程序以及核应急体系响应能力评估方法研究 该课题主要是：提出电厂损伤评价方法，开发电厂损伤评价程序。研究并提出核应急体系响应能力评估的方法，建立核应急响应能力评估指标体系，并对我国核应急体系能力开展实际的案例评估分析，验证该方法的科学性和有效性。研究内容包括：调研国内外堆芯损伤评价方法以及国内外用于评价电厂严重事故缓解系统状态的评价方法；改进国内现有堆芯损伤评价程序；研究并提出核应急体系能力评估的方法，对我国核应急体系能力开展实际的评估分析，验证该方法的有效性。技术方案是：调研现有电厂损伤评价方法，并对比分析电厂监测参数与电厂系统正常运行时的电厂参数，评价堆芯损伤和系统可用性。分析我国应急相关法律法规和技术标准，结合国情，提出应急响应能力评估方法与指标体系，选择代表性对象，进行案例分析。 三、核电厂抗震能力提升及超设计基准地震裕量分析研究 针对地震时核电厂确保安全停堆、余热排出以及乏燃料储存安全有关的系统、设备、结构开展抗震能力研究，并对超设计基准地震进行裕量分析评估，研究核电厂抗震的薄弱环节，以便通过设计改进，提升核电厂的抗震能力。 研究内容包括：对在役和在建核电厂，评估其现有抗震能力，研究以局部设计改进提升抗震能力至0.25g的可能性和措施；研究全面设计改进二代加核电措施，用确定论方法将核电厂设计基准地震提升至0.3g，达到三代核电机组AP1000的设计水平；对薄弱系统提出应对措施，提升核电厂的抗震能力。技术方案是：用确定论的方法评估CPR1000核电厂现有抗震能力，进行设计改进、提升抗震能力，最后采用地震裕量分析方法分析超设计基准地震下核电厂的抗震裕度，并提出改进措施。 |
