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洛克希德马丁将为简化型沸水堆提供控制系统福岛核事故.doc
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1、洛克希德马丁将为简化型沸水堆提供控制系统来源:世界核新闻网发布日期:2023-02-22 洛克希德马丁(Lockheed Martin)已与通用日立(GE-Hitachi )(GEH)就为GEH的经济简化型沸水堆(ESBWR)设计并提供数字控制系统达成合作。 根据协议,洛克希德马丁核系统(NS&S)分部将为三代半经济简化型沸水堆主控室设计制造重要数字系统。此外,洛克希德马丁还将为GEH提供相关的模拟和培训支持、服务以及替换设备。 重要的仪控(I&C)系统用于监测、控制电厂参数如水温、流速、水位和电厂压力。这些系统也可以进行自动分析,在异常情况下警示操作员,并为保护系统提供输入。 洛克希德马丁的
2、大多数设计和生产工作将会在位于阿奇博尔德(Archbald)、宾夕法尼亚、达拉斯、德克萨斯州的设计和制造设备上进行。模拟和培训支持将在奥兰多、佛罗里达进行。 核系统分部的副总裁Dan Heller评论说:“此合作关系推动了我们公司的资源和反映堆控制,进一步将我们在能源和核电领域的立场多元化。” 洛克希德马丁为海军和民用核工程提供安全关键仪控系统已有50数年的历史了。提供数字系统有30数年了。目前美国所有的核潜艇和航母上均采用其仪控系统。 GEH的经济简化型沸水堆以初期的沸水堆(BWR)设计为基础。三代反映堆较之以前的反映堆来说,设计更简化,燃料运用更有效,更安全。更简化、标准的设计可以减少成本
3、和施工时间,同时可以加快许可证的申请。与初期的反映堆设计最大的不同在于其包含了非能动安全因素,这些因素依赖于自然力例如重力、蒸发和冷凝,而能动系统则依赖于大量的动力泵和阀门,在故障期间泵和阀门必须运营以保证安全相对于以前的设计,经济简化型沸水堆设计减少了11个系统和25%的阀门。 经济简化型沸水堆设计将作为美国三个即将建立的核电站首选。GEH在2023年8月向核管会提交了设计认证申请,预计在2023年取得设计认证。然而,GEH在2023年提交了新的申请,因此计划延迟到2023年9月。翻译:国核工程有限公司 孙廉慧日本福岛核电站事故初步分析事故背景2023年3月11日下午,日本东部海域发生里氏9
4、.0级大地震,并引发海啸。位于日本本州岛东部沿海的福岛第一核电站停堆,且若干机组发生失去冷却事故,3月12日下午,一号机组发生爆炸。3月14日,三号机组发生两次爆炸。日本经济产业省原子能安全保安院认可有放射性物质泄漏到大气中,方圆若干公里内的居民被紧急疏散(疏散范围一直在扩大)。福岛核电站爆炸卫星图1 日本福岛核电站概况日本福岛第一核电站(福島第一原子力発電所)位于福岛县双叶郡大熊町沿海。福岛第一核电有6台机组,1号机组439兆瓦,为BWR-3型机组,1970年下半年并网发电,1971年投入商业运营;2号至5号机组为BWR-4型,784兆瓦,1974-1978年投产;6号机组为BWR-5型,1
5、067兆瓦,1979年投产。六台机组在同一厂址,全是沸水堆,均属于东京电力公司。(以上叙述看似数据罗列,但是为事故埋下了第一个伏笔:一号机已经运营整40年了,退休合法时。)图中从右至左依次为1至4号机组,5、6号机组在北侧稍远。另有福岛第二核电站,这两天爆炸的是福岛第一核电站,与第二核电站无关,不表。2 沸水堆预备知识考虑到中国大陆上只有压水堆(PWR)和重水堆(CANDU),(注意是中国大陆,台湾的是沸水堆,台湾在建的龙门电厂是更先进一点的ABWR),在此简朴介绍一下沸水堆(BWR)。沸水堆和压水堆都属于轻水堆,都是靠H2O做慢化剂和冷却剂。都是用低浓缩铀做燃料。目前全球400多台核电机组中
6、,两百多压水堆,近一百台沸水堆。下图是福岛一号核电站一号机的原理图:沸水堆基本运营过程:来自汽轮机系统的给水(深蓝色的管子)进入反映堆压力容器后,沿堆芯围筒与容器内壁之间的环形空间下降,在喷射泵(白箭头的起点)的作用下进入堆下腔室,再折而向上流过堆芯,受热并部分汽化。2023年3月23日 星期三 当前位置:天天首页天天评论评论-综合 专业透视:日本福岛核电站爆炸事故深层因素!2023-03-15 16:26:47 已有评论(0) -汽水混合物经汽水分离器分离后(汽水分离的过程跟压水堆蒸汽发生器差不多),蒸汽(浅蓝色管道)通往汽轮发电机(几个黄色块分别为高压缸,三个低压缸,发电机,和AP1000
7、同样),做功发电。蒸汽压力约为7MPa,干度不小于9975%。汽轮机乏汽冷凝后经净化、加热再由给水泵送入反映堆压力容器,形成一闭合循环。再循环泵(堆芯两边的两个泵)的作用是使堆内形成逼迫循环,其进水取自环形空间底部,升压后再送入反映堆容器内,成为喷射泵的驱动流。目前日立和GE开发的ABWR(Advanced BWR先进沸水堆)用堆内循环泵取代再循环泵和喷射泵。 福岛核电站远景和压水堆类似,沸水堆也有几道安全屏障:一、燃料包壳,与AP1000的锆铌合金不同,他用的是锆-2。二、压力容器。这个和压水堆同样。三、干井,也有叫首层安全壳的。也就是上图中黑色的梨形外壳。也有把外面的方形水泥壳当成第四道边
8、界的,其实水泥壳只是防风吹雨打的,可以起一点作用,但不是很大。和压水堆相比,沸水堆有以下特点:1、控制棒从堆芯下方插入由于堆芯上方有汽水分离器,并且上部是蒸汽为主,中子慢化不充足。但问题是不能像压水堆那样失电后靠重力落棒,未能停堆的预期瞬态事故概率增长,对控制棒驱动机构的可靠性规定更高。控制棒在正常运营时是电驱动或机械驱动,失电时由备用液压把控制棒顶上去。每组控制棒,或者每两组控制棒有单独的液压驱动装置。这不是沸水堆最大的特点,但在这里有必要列在第一条。由于网上有的分析提到了无法落棒等,没有那回事。根据IAEA官网上的新闻,反映堆在当时自动停堆了(All four units automati
9、cally shut down on March 11),没有提控制棒失效的事。并且假如控制棒真的实效的话,操作员没有理由不往里面注入硼水。2、沸水堆的反映性不用硼做化学补偿压水堆一回路中是硼酸溶液,但沸水堆流过堆芯的是清水。由于平时是清水,所以一旦注入硼水,会对反映堆将来的运营带来很大的影响(当然前提是假如反映堆这次能平安无事的活下来。),说严重点,注入硼水,反映堆基本也就不能再用了。但是注入硼水的好处是在冷却的同时,保证较高的停堆裕度。比如AP1000,CMT(堆芯补水箱)硼浓度3400ppm,ACC(安注箱)2600ppm,IRWST(内置换料水箱)2600ppm,反正对压水堆来说,出事
10、后只要需要,第一时间就向堆芯注入浓硼水。其实一般沸水堆核电站,都是有硼水储备的。当事故发生后,操作员有两个选择:一是注入清水,万一侥幸逃过一劫以后还能再用,这个比较保守。二是注入硼酸,反映堆也许以后就不能再用了,但是可以比清水更好的降温,还能保证停堆裕度。这个特点为后面的事故恶化埋下了第二个伏笔。3、沸水堆正常工作于沸腾状态这句话基本上相称于废话,沸水堆当然是沸腾态的。但是这也决定了沸水堆的事故工况与正常工况有类似之外,而压水堆则正常工作于过冷状态,失水事故时发生沸腾,与正常工况差别较大。这个特点,会使操作员抱有更大的侥幸心理。4、卸压方式和压水堆不同 压水堆也有堆芯超压的问题。但是对二代压水
11、堆来说,一回路超压,可以通过稳压器顶的先导式安全阀引入卸压箱。卸压箱虽然体积不大水量不多但还在安全壳内。对AP1000来说,一回路超压后通过稳压器顶的弹簧加载式安全阀和爆破膜通入安全壳内大气,第四级ADS爆破阀也是通向壳内大气。而假如前三级ADS动作,是通向内置换料水箱。总之,不管二代还是AP1000,卸压后,放射性还是被包容在安全壳内。而沸水堆则不同。注意上图中梨形下边的torus,是一个容积约4000m的水箱,相称于AP1000内置换料水箱的两个大。但是这个驰压水箱不在压力边界内,卸压时,蒸汽直接通过压力容器和干井这两道屏障。对半衰期长的污染物来说,几乎相称于直接排放到大气中。这个特点,为
12、后面的事故恶化埋下了第三个伏笔。5、沸水堆经济性高沸水堆省去了稳压器和蒸汽发生器,节约了投资。同时由于蒸汽压力可以比压水堆高,所以热效率也更高。但是此特点与事故分析无关,纯当背景知识。不表。6、汽机厂房辐射较大且不说裂变产物,光活化产物N16就够人受的。所以压水堆运营时进安全壳=他杀,沸水堆运营时进汽轮机厂房=自杀。与事故无关,不表。其他预备知识:1、关于核电厂柴油机二代核电站,不管是沸水堆还是压水堆,都有一个问题。假如发生严重事故伴生全厂失电,需要应急柴油机在20秒内迅速启动,为安全相关系统提供电力。重要是安注系统,向堆内注水,保证堆芯冷却不裸露在外。对柴油机的依赖,为事故的发生埋下了第四个
13、伏笔。2、关于核电站中氢气来源一般来说,核电厂里的氢气有以下来源:发电机定子铁芯和转子绕组需要氢气冷却,但是是在汽轮机厂房内。为一回路加入氢气,以克制氧气含量。但有常识的人都知道把氢气放的离压力容器远些,AP1000化容系统的加氢是放在辅助厂房中。蓄电池充电时产生氢气,但量比较小。事故后,裸露的燃料包壳锆-2和蒸汽发生锆水反映会生成比较大量的氢气。这个锆水反映,为事故后爆炸埋下了第五个伏笔。甚至可以说是罪魁祸首。 3 事故发生和恶化的过程1、2023年3月11日下午,地震发生,控制棒上插,反映堆安全停堆。堆芯热功率在几分钟内由正常的1400兆瓦下降到只剩余热,但仍有约4%,虽然仍在下降,但下降
14、速度变慢。2、停堆后应保证厂用电源不失,由安注系统向堆芯补水,保证堆芯冷却防止超压,但地震摧毁了电网,厂外电源不可用;应急柴油机很争气的起来了,向堆芯内注入清水。注意是清水,不是硼水,换句话说,操作员采用了比较保守的方法。3、好景不长,海啸来了,柴油机房被淹,应急柴油机不可用。还好,尚有蓄电池,虽然容量较小,但是在事故后8小时内还是为压力容器的冷却做了一些奉献的。4、电池眼看就要耗尽,传来了好消息和坏消息:好消息是卡车运来了移动式柴油机,坏消息是柴油发电机的接口和核电站的接口不兼容!堆芯冷却暂时停止。5、而为了保住压力容器,必须要卸压,防止压力容器超压爆炸。并且操作员也的确是这样做的。因此,3
15、月12日,日本政府认可测到了放射性的碘和铯。一方面说明操作员早就开始卸压了,另一方面说明燃料包壳已有损坏的了。6、杯具的是,12日早,菅直人要来视察根据刚才说的预备知识,假如卸压,环境中的放射性会升高,虽然菅直人是空中视察,但这对没有穿防护服的日本首相来说仍然不是什么好事,所以,根据日本某些论坛的说法(没有得到官方证实),卸压的事由于本次视察暂时中断。但余热不等人,安全壳内温度压力仍在上升。7、菅直人走后,操作员开始继续释放压力容器内部的压力。此时压力容器内的温度约为 550 摄氏度,堆芯已经裸露并产生大量氢气。所以,具有氢气的蒸汽,通过卸压水箱简朴的降温和过滤就被排放到厂房大气中。8、下午三
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