創(chuàng)新驅(qū)動 科技引領(lǐng)
——“華龍一號”建設(shè)的重大意義

葉奇蓁

(中國核工業(yè)集團公司,北京 100822)

1 繼承發(fā)揚核電自主創(chuàng)新的精神

繼秦山第二核電廠首座商用核電廠建成,實現(xiàn)自主建設(shè)商用核電廠的重大跨越后,中核集團就啟動了百萬千瓦級商用核電廠的研發(fā),采用177組燃料組件的堆芯設(shè)計、雙層安全殼、單堆布置,具有大于15%的熱工安全余量,滿足美國 “電力公司要求文件 (URD)”對先進核電站的要求,考慮了設(shè)置嚴重事故的預防和緩解措施。2011年福島核事故以后,吸取了國際三代核電設(shè)計的經(jīng)驗,提升為達到核電三代水平的百萬千瓦級商用核電站——ACP1000。2013年4月中國核工業(yè)集團和中國廣東核電集團在各自開發(fā)的三代核電 (ACP1000和ACPR1000＋)基礎(chǔ)上融合為 “華龍一號”,其主要特點有:(1)采用標準三環(huán)路設(shè)計,堆芯由177組燃料組件組成,降低堆芯比功率,滿足熱工安全余量大于15%的要求,并提升了核電站輸出電功率到1 160～1 200 MW;(2)“華龍一號”壓力容器增設(shè)高位排氣系統(tǒng),排除事故時積累于上封頭處的不凝氣體;增大蒸汽發(fā)生器的傳熱面和穩(wěn)壓器的容積;主循環(huán)泵增設(shè)停機靜密封,以利于在全廠斷電(SBO)時保持一回路的自然循環(huán),導出堆芯余熱;(3)采用能動加非能動的安全系統(tǒng),達到堆芯損壞概率＜10－5/堆年,大量放射性外泄＜10－6/堆年安全目標的要求;(4)采用雙層安全殼結(jié)構(gòu),環(huán)形空間設(shè)有負壓通風,以防止放射性物質(zhì)外泄,提高密封性;增大安全殼自由空間達70 000 m3,具有事故時更大的包容能力,外層安全殼具有抗擊大型商用飛機撞擊的能力;(5)全面設(shè)置嚴重事故緩解設(shè)施,包括增設(shè)穩(wěn)壓器卸壓排放系統(tǒng),非能動氫氣復合裝置,以及堆腔淹沒系統(tǒng),保持堆芯熔融物滯留在壓力容器內(nèi);(6)設(shè)計基準地面水平加速度為0.3g;(7)采用自給能趟測器實施堆芯中子測量,從反應(yīng)堆頂部進入,取消了壓力容器底部的測量孔道,實現(xiàn)了堆芯中子的實時監(jiān)測并計算出堆芯中子通量分布,提供更精確的堆芯三維功率分布、線功率密度和DNBR;(8)全數(shù)字化儀控系統(tǒng)等。

為驗證設(shè)計進行了大量試驗研究,其中主要有反應(yīng)堆水力模擬試驗、反應(yīng)堆堆芯入口流量及壓降試驗、反應(yīng)堆下空腔交混試驗,以及反應(yīng)堆旁漏流試驗;作為新的堆芯設(shè)計還進行了堆內(nèi)構(gòu)件流致振動試驗研究。為滿足0.3g的抗震要求,進行了控制棒驅(qū)動線抗震試驗研究,以及燃料組件的抗震分析。為驗證非能動安全系統(tǒng)的功能和性能,開展了堆腔注水系統(tǒng)試驗,分別對能動與非能動安全系統(tǒng)測量了反應(yīng)堆壓力容器外表面的臨界熱流密度 (CHF),以驗證堆腔注水系統(tǒng)的冷卻能力;非能動余熱排出系統(tǒng)試驗,采用高度上1∶1的模型,以驗證其導熱能力和設(shè)計參數(shù),測試自然循環(huán)穩(wěn)定性和長時間 (72小時)運行能力;以及非能動安全殼熱量導出系統(tǒng)試驗,包括單換熱器試驗與綜合性能試驗,單換熱器試驗研究單個熱交換器的傳熱性能,綜合性能試驗在全壓全高的裝置上進行,驗證不同事故工況、不同安全殼大氣壓力和換熱水箱水位的條件下,系統(tǒng)的排熱能力和運行性能;為進一步驗證非能動安全殼熱量導出系統(tǒng)在安全殼三維空間內(nèi) (包括存在氫氣釋放)的實際運轉(zhuǎn)情況,專門設(shè)計大比例尺寸的模型試驗裝置,進行試驗驗證。

2 “華龍一號”滿足當前國際最高安全標準

“華龍一號”采用能動加非能動的安全系統(tǒng),能動系統(tǒng)按安全級冗余設(shè)計,符合單一故障準則,具有高度的可靠性,能動系統(tǒng)由于有較大的驅(qū)動力,能快速消除或緩解事故;非能動系統(tǒng)由于依賴自然力——重力和自然循環(huán),即使在能動系統(tǒng)全部失效或全廠失去電源時,仍可確保核電廠的安全。能動加非能動的安全系統(tǒng)提高了核電站的安全性,降低了堆芯損壞概率,使其遠小于10－5/堆年。設(shè)置的嚴重事故緩解設(shè)施:穩(wěn)壓器卸壓排放系統(tǒng)能消除高壓熔堆,防止安全殼早期失效;非能動氫氣復合裝置能消除嚴重事故時高溫條件下鋯水反應(yīng)所產(chǎn)生的氫氣,防止氫爆;堆腔淹沒系統(tǒng),能有效地導出反應(yīng)堆的余熱,保持堆芯熔融物滯留在壓力容器內(nèi)。完善的嚴重事故緩解措施,加上安全殼熱量導出系統(tǒng),可有效地導出堆芯余熱,保持安全殼壓力維持在設(shè)計容水平內(nèi),可靠地將放射性物質(zhì)包容在安全殼內(nèi),實現(xiàn)從設(shè)計上實際消除大規(guī)模放射性釋放,大量放射性外泄概率遠小于10－6/堆年。即使在十分罕見的極端情況下,為防止安全殼超壓損傷,“華龍一號”還設(shè)置安全殼濕式卸壓過濾排放系統(tǒng),當安全殼內(nèi)壓高到超過設(shè)計容許值時,打開卸壓排放閥,安全殼內(nèi)氣體,包括空氣、蒸汽和部分放射性氣體,經(jīng)文丘里管加速,在水箱里與水攪渾,充分混合,大量放射性物質(zhì)被水吸收,然后經(jīng)金屬棉過濾排放,試驗表明可降低放射性水平2～3個量級。實際上,根據(jù)三代核電安全目標設(shè)計的 “華龍一號”不可能出現(xiàn)導致安全殼卸壓排放的嚴重事故鏈,可以說設(shè)置安全殼卸壓排放將進一步消除剩余風險,有利于消除公眾的心理障礙。

“華龍一號”核電站使高壓堆芯融毀的頻率降低了90%以上;反應(yīng)堆包含堆芯融毀時收集熔融物的堆芯捕集器 (包括:堆芯熔融物壓力容器內(nèi)的滯留)以及其他安全及嚴重事故緩解設(shè)施;為操作員在事故下干預策略 (包括:在出現(xiàn)安全殼超壓風險時,啟動濕式過濾排放)留出足夠時間采取行動;從而使核電站附近大范圍居民無需撤離,也無需擔心食物受到污染,只需短時間的隱蔽,不存在長期的環(huán)境及生態(tài)影響。完全滿足福島核電事故以后安全監(jiān)管機構(gòu)對新建反應(yīng)堆要求的下列安全目標:(1)必須實際消除會出現(xiàn)堆芯融化、導致早期或大量放射性泄露的事故。(2)對可能發(fā)生的堆芯融化嚴重事故,必須保證只需對公眾在一定地域/時期內(nèi)采取有限保護措施 (無需永久遷居、無需緊急撤離、無需長期限制食品消費)。(3)在外部事件方面,傾向于將大飛機蓄意撞擊考慮進去。

國際原子能機構(gòu) (IAEA)曾對ACP1000進行了反應(yīng)堆通用設(shè)計審查 (GRSR),認為在設(shè)計安全方面是成熟可靠的,滿足IAEA關(guān)于先進核電技術(shù)最新設(shè)計安全要求,其采用的成熟技術(shù),以及在詳細試驗驗證基礎(chǔ)上進行的創(chuàng)新設(shè)計是成熟可靠的。

3 采用成熟技術(shù),充分利用我國核電建設(shè)和運行中積累的技術(shù)基礎(chǔ)和工業(yè)基礎(chǔ)

采用成熟經(jīng)驗證的技術(shù)是核電設(shè)計的傳統(tǒng),“華龍一號”充分吸取了我國數(shù)十臺核電機組建設(shè)和運行積累起來的寶貴經(jīng)驗,同時加大科研攻關(guān)和試驗研究,例如蒸汽發(fā)生器,為了加大傳熱面,U型傳熱管從矩形排列改成三角形排列,縮小了傳熱管的直徑,為此作了傳熱管管束的傳熱試驗、流致振動試驗,汽水分離器分離效果試驗等。我國努力建設(shè)核電裝備自主化設(shè)計制造基地,先后投資200多億元進行技術(shù)改造,國家和企業(yè)投入大量研發(fā)費用,開展自主攻關(guān)、消化吸收引進技術(shù),開發(fā)新技術(shù),掌握核心關(guān)鍵技術(shù)?！叭A龍一號”所采用的新技術(shù)、新設(shè)備均經(jīng)過嚴格的驗證和考核,正因為如此,“華龍一號”建設(shè)進度嚴格受控。

“華龍一號”核電站全球首堆示范工程福建福清核電5號機組于2015年5月澆灌反應(yīng)堆廠房底板第一罐混凝土;2017年5月25日開始穹頂?shù)跹b作業(yè);8月18日上午9點30分,經(jīng)過8個小時的混凝土澆筑,華龍一號全球首堆示范工程福清核電5號機組核島安全廠房完成封頂混凝土澆筑,至此,福清核電5號機組安全廠房全部完成封頂,全面轉(zhuǎn)入設(shè)備安裝階段;首臺蒸汽發(fā)生器已于11月安裝就位。巴基斯坦 “華龍一號”卡拉奇2號機組于2015年8月澆灌反應(yīng)堆廠房底板第一罐混凝土,卡拉奇2號機組采用預引入施工方法,已于當?shù)貢r間2017年9月10日,核島首臺蒸汽發(fā)生器成功吊裝就位,標志著 “華龍一號”全球首臺蒸汽發(fā)生器成功吊裝就位,全面開始主設(shè)備吊裝。預引入施工方法,在同類核電站中屬首次,可顯著縮短傳統(tǒng)施工主關(guān)鍵路徑工期。

正如中國工程院和法國國家技術(shù)院與法國科學院在國際原子能機構(gòu)年會上頒發(fā)的報告中所說的,“由于安全性的提升、以及首堆工程實施的復雜性,目前為止,除華龍一號外,幾乎所有第三代示范項目都遭遇了工期延期,或因成本上升導致超出預算和融資壓力,項目不得不推遲?！薄叭A龍一號”之所以能按計劃進行工程建設(shè),其主要原因是采用成熟經(jīng)驗證的技術(shù)和設(shè)備,有效規(guī)避了技術(shù)或設(shè)備的不成熟性帶來的風險。報告建議:“使用 ‘風險指引’的方法,平衡安全要求和核能益處二者之間的關(guān)系,不應(yīng)只從 (安全)風險分析的角度審視核能,而是應(yīng)分別進行(安全)風險分析和收益分析,通過權(quán)衡 (安全)風險/收益,實現(xiàn)平衡?！?“核電項目非常復雜。建議使用最先進的現(xiàn)代化工具 (諸如:在設(shè)計質(zhì)量、供應(yīng)鏈可靠、使用現(xiàn)代CAD和產(chǎn)品生命周期管理PL M工具)來降低這種復雜性。在項目實施全過程中都應(yīng)實施風險評估?！薄敖诘慕?jīng)驗表明,恰當?shù)厥褂孟冗M的管理工具可應(yīng)對此類大型項目的工程挑戰(zhàn),核電項目能得到有效控制,并按時和在預算內(nèi)交付,同時滿足嚴格的安全和質(zhì)量要求。”報告還指出:“核工業(yè)應(yīng)在所有開發(fā)階段都充分發(fā)揮數(shù)字化的優(yōu)勢。”“許多行業(yè)都能充分利用新數(shù)字技術(shù)進行設(shè)計和項目管理 (CAD工具,項目生命周期管理)。核電工業(yè)也能從這些工具中獲益良多,應(yīng)鼓勵借鑒該領(lǐng)域的經(jīng)驗?！薄叭A龍一號”在自身的設(shè)計建設(shè)中充分關(guān)注先進管理技術(shù)、計算機信息管理,以及互聯(lián)網(wǎng)技術(shù)的應(yīng)用,并不斷提升應(yīng)用水平,以推動項目管理,預測風險,為預防措施作好準備,嚴格控制進度,規(guī)避投資風險。

4 持續(xù)創(chuàng)新改進,進一步優(yōu)化 “華龍一號”設(shè)計

持續(xù)改進和優(yōu)化是 “華龍一號”秉承的基本理念,我們要始終貫徹 “創(chuàng)新驅(qū)動、科技引領(lǐng)”方針。比如控制棒驅(qū)動機構(gòu),已研制出耐高溫的線圈,從而提高驅(qū)動機構(gòu)工作的可靠性,并為簡化堆頂結(jié)構(gòu)創(chuàng)造了條件。我國和國際上都在進行提高核電安全性研究,主要有保持安全殼完整性,從設(shè)計上實際消除大規(guī)模放射性釋放;嚴重事故機理,及其預防和緩解 (包括:嚴重事故管理導則,極端自然災(zāi)害預防管理導則);耐事故燃料 (ATF)研究;以及先進的廢物處理和處置技術(shù)的開發(fā)和應(yīng)用等。耐事故燃料 (ATF)的開發(fā)用以降低堆芯 (燃料)熔化的風險;緩解或消除鋯水反應(yīng)導致的氫爆風險;提高事故下裂變產(chǎn)物燃料組件內(nèi)包容的能力,從而進一步提升核電站的安全性。利用納米技術(shù)提高堆腔注水系統(tǒng)冷卻水的導熱性能和臨界熱流密度,從而使大容量的反應(yīng)堆亦能采用堆腔注水方式,使嚴重事故時堆芯熔融物保持在壓力容器內(nèi),從而簡化了嚴重事故緩解措施的設(shè)計和建造,節(jié)省了投資。

“華龍一號”建設(shè)的順利進行,為核電持續(xù)發(fā)展奠定了堅實的基礎(chǔ)。根據(jù)壓水堆標準化設(shè)計的理念,建設(shè)四環(huán)路1 500～1 600 MW的大型核電機組,將極大地提升核電的經(jīng)濟性,大容量的核電機組單位造價將降低20%左右,有可能使核電的電價低于聯(lián)合循環(huán)的燃氣機組,極大地提升核電的競爭力。

正如李克強總理視察中國核電工程有限公司時所指示的,建設(shè) “華龍一號”,就是鑄國之重器。我們有信心也有能力用更高的標準、更優(yōu)的質(zhì)量、最好的性價比,不斷提升 “華龍一號”這塊自主核電技術(shù)品牌的含金量和影響力,讓 “華龍一號”在三代核電廣闊的國內(nèi)外市場中占據(jù)一席之地。