“華龍一號”的設(shè)計理念與總體技術(shù)特征

荊春寧,趙 科,張力友,李 輝,王誠誠,錢怡潔,張 鶴,蔣慧黠

(中國核電工程有限公司,北京 100840)

從誕生到今天,核電在半個多世紀的時間里經(jīng)歷了不同的發(fā)展階段:從最初的原型堆發(fā)展到第二代的商業(yè)堆,再到如今的熱效率提高以及采用現(xiàn)代化安全系統(tǒng)的三代堆技術(shù)。美國發(fā)布的URD(《先進輕水堆用戶要求文件》)[1]和歐洲發(fā)布的EUR(《輕水堆核電站歐洲用戶要求》)[2]對于先進核電站提出了全面的要求,新世紀以來,首批工程應(yīng)用的三代核電技術(shù)例如AP1000、EPR等堆型在性能設(shè)計、安全設(shè)計以及經(jīng)濟性方面均有全面的提升。

2011年發(fā)生的福島核事故再次引起了全世界對于核電站安全的廣泛關(guān)注。各國基于福島核事故的反饋,紛紛提出了更高的核安全標準,重點關(guān)注的事項如:外部事件防護、應(yīng)急電源與最終熱阱的可靠性、乏燃料水池的安全、多機組事故的應(yīng)急響應(yīng)以及應(yīng)急設(shè)施的可居留性和可用性等[3]。為了進一步提高我國核電站的安全水平,國家核安全局在2016年重新修訂了 《核動力廠設(shè)計安全規(guī)定》(HAF102),新版的規(guī)定提出或增加了實際消除、設(shè)計擴展工況、內(nèi)部和外部災(zāi)害、防商用大飛機惡意撞擊等要求[4]。

在此背景下,中核集團基于多年壓水堆核電站設(shè)計、建造、調(diào)試、運行的經(jīng)驗,研發(fā)了具有完全自主知識產(chǎn)權(quán)的先進壓水堆 “華龍一號”(HPR1000)?！叭A龍一號”的設(shè)計充分考慮了福島核事故后的經(jīng)驗反饋,滿足國際國內(nèi)最新的安全要求?！叭A龍一號”全球首堆于2015年5月于福建省福清市開工建設(shè)。

1 設(shè)計理念

核電站的設(shè)計中首先要確保三項基本功能:反應(yīng)性控制、余熱導(dǎo)出、放射性包容。為了實現(xiàn)基本安全功能,縱深防御概念貫徹于 “華龍一號”安全有關(guān)的全部活動,以確保這些活動均置于防御措施的保護之下。

能動與非能動相結(jié)合的安全設(shè)計是 “華龍一號”最具代表性的創(chuàng)新[5],同時也是滿足多樣性原則的典型案例 (見圖1)。能動技術(shù)最突出的特點是在核電站偏離正常時能高效可靠的糾正偏離,非能動系統(tǒng)則是利用自然循環(huán)、重力、化學(xué)反應(yīng)、熱膨脹、氣體膨脹等自然現(xiàn)象,在無需電源支持的情況下保證反應(yīng)堆的安全,使設(shè)計更加簡化。能動與非能動相結(jié)合的技術(shù)用于確保應(yīng)急堆芯冷卻、堆芯余熱導(dǎo)出、熔融物堆內(nèi)滯留和安全殼熱量排出等安全功能,能夠充分發(fā)揮能動安全技術(shù)成熟、可靠、高效的優(yōu)勢和非能動安全技術(shù)不依賴外力的自有安全特性,符合目前核電技術(shù)發(fā)展的潮流。需要注意的是,非能動系統(tǒng)的應(yīng)用并不意味著可以降低能動系統(tǒng)的設(shè)計要求。能動系統(tǒng)的可用性仍然置于首位予以保證,非能動系統(tǒng)作為備用措施。

圖1 “華龍一號”能動與非能動系統(tǒng)[5]Fig.1 Active system and passive system of HPR1000

“華龍一號”針對各類不同嚴重程度的事故都有充分可靠的安全措施:

首先,依靠核電站的固有安全性,使得初始偏離不會產(chǎn)生與安全有關(guān)的重大影響,或只使核電站產(chǎn)生趨向于安全狀態(tài)的變化。以下是幾個典型實例:堆芯設(shè)計為負反應(yīng)性系數(shù)反饋;在斷電情況下控制棒通過重力插入堆芯;在反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng) (RCS)保持完整及蒸汽發(fā)生器二次側(cè)導(dǎo)出熱量的條件下,RCS能夠建立起自然冷卻循環(huán)。

此外,“華龍一號”設(shè)置了專設(shè)安全設(shè)施用于緩解設(shè)計基準事故,主要包括安全注入系統(tǒng)、輔助給水系統(tǒng)與安全殼噴淋系統(tǒng)等,這些設(shè)施均設(shè)置了不同的冗余序列,且布置在不同的安全廠房中。兩個安全廠房分別位于反應(yīng)堆廠房的兩側(cè)以實現(xiàn)完全的實體隔離,從而降低外部事件造成共因失效的可能性?；谙嗤脑?兩個柴油發(fā)電機廠房也實現(xiàn)了實體隔離。

“華龍一號”對于可能的設(shè)計擴展工況也采取了完善的預(yù)防和緩解措施。對于被認為是現(xiàn)有核電廠薄弱環(huán)節(jié)的特定設(shè)計擴展工況,如全廠斷電 (SBO),未能緊急停堆的預(yù)期瞬態(tài) (AT WS)等,設(shè)置了SBO電源和72 h蓄電池、多樣化的冷卻系統(tǒng) (二次側(cè)非能動余熱排出系統(tǒng)、非能動安全殼熱量導(dǎo)出系統(tǒng))、應(yīng)急硼注入系統(tǒng)等,同時制定了針對多重故障的事故規(guī)程,用來應(yīng)對部分典型的超設(shè)計基準事故,防止其發(fā)展為堆芯熔化的嚴重事故。而對于可能發(fā)生的堆芯熔化的嚴重事故,設(shè)計中也考慮了適當?shù)膽?yīng)對措施,例如設(shè)置一回路快速卸壓系統(tǒng),能動與非能動相結(jié)合的堆腔注水系統(tǒng),安全殼消氫系統(tǒng)、過濾排放系統(tǒng)等。同時,提高了嚴重事故時主控室的可居留性,編制了嚴重事故管理導(dǎo)則,使得主控室工作人員和技術(shù)支持人員能夠更安全有效地處理并緩解嚴重事故的后果。

“華龍一號”的經(jīng)濟目標以及運行性能符合URD與EUR的要求,如電站可利用率、設(shè)計壽期和換料周期等。一體化堆頂結(jié)構(gòu)以及破前泄漏等先進技術(shù)的應(yīng)用降低了建造和維護所需的成本和周期。

2 技術(shù)特征

“華龍一號”的研發(fā)堅持自主創(chuàng)新路線,具備獨立的自主知識產(chǎn)權(quán),其設(shè)計中采用了大量先進設(shè)計特征。

表1列出了 “華龍一號”的總體技術(shù)參數(shù),以下將主要從反應(yīng)堆和燃料、反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)(RCS)、專設(shè)安全設(shè)施、嚴重事故預(yù)防和緩解措施、廠房構(gòu)筑物等方面對 “華龍一號”的主要技術(shù)特征進行介紹。

表1 “華龍一號”總體參數(shù)Table 1 General parameters of HPR1000

2.1 堆芯與燃料

“華龍一號”的反應(yīng)堆堆芯采用自主研發(fā)的先進燃料組件,數(shù)量增加到177組,在提高堆芯額定功率的同時降低平均線功率密度,既提高了核電站的發(fā)電能力,又增加了核電運行的安全裕量;同時采用CF3型先進燃料組件,換料周期可達18個月,提高了核電站的可利用率:堆芯額定熱功率為3 050 MW,平均線功率密度為173.8 W·c m－1。每一個燃料組件由264個燃料元件組成,放置于17×17的支撐格架中。

2.2 反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)

“華龍一號”的反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)采用成熟的三環(huán)路設(shè)計,每個環(huán)路包含一個蒸汽發(fā)生器和一個反應(yīng)堆冷卻劑泵。“華龍一號”增大的壓力容器、蒸汽發(fā)生器以及穩(wěn)壓器可以更好地適應(yīng)更高的功率,同時更好地容納運行瞬態(tài),降低非計劃停堆的可能性。蒸汽發(fā)生器二次側(cè)容積的增加也能夠在蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故時延長二次側(cè)滿溢的時間,還可以在給水完全喪失的情況下延長蒸汽發(fā)生器的干涸時間。

通過控制材料中的有害元素、降低母材與焊材的初始無延性轉(zhuǎn)變溫度等技術(shù)手段,“華龍一號”的壓力容器的壽命能夠達到60年。壓力容器的內(nèi)表面為可以防止被腐蝕的不銹鋼堆焊層。其主要部件采用整體鍛造,以減少焊縫數(shù)量。

“華龍一號”的蒸汽發(fā)生器為ZH-65型立式、倒U型管式蒸汽發(fā)生器。其傳熱管采用抗腐蝕且性能優(yōu)良的因科鎳690合金制造,由管板支撐,管孔呈三葉狀排列。蒸汽發(fā)生器一次側(cè)與冷卻劑接觸的部分由抗腐蝕的合金制造而成,或用奧氏體不銹鋼或者因科鎳堆焊覆蓋其表面。

2.3 專設(shè)安全設(shè)施與嚴重事故預(yù)防與緩解措施

“華龍一號”專設(shè)安全設(shè)施由冗余系列組成以滿足單一故障準則。其中安注系統(tǒng)由中壓安注和低壓安注兩個能動子系統(tǒng)與一個非能動的安注箱注入子系統(tǒng)組成。內(nèi)置換料水箱為安注水源,其設(shè)置在安全殼內(nèi),增強了對外部事件的防護,并且避免了在長期注入階段的水源切換。輔助給水系統(tǒng)用于正常給水喪失后為蒸汽發(fā)生器二次側(cè)提供應(yīng)急補水。輔助給水泵由2×50%電動泵以及2×50%汽動泵組成,泵的多樣性提高了系統(tǒng)的可靠性。

安全殼噴淋系統(tǒng)能夠通過噴淋冷凝釋放到安全殼內(nèi)的熱的蒸汽,將安全殼的溫度和壓力控制在設(shè)計限值內(nèi),保持安全殼的完整性。

“華龍一號”具備完善的嚴重事故預(yù)防和緩解措施,設(shè)置了包含幾大非能動系統(tǒng)在內(nèi)的多種措施來對抗嚴重事故威脅。

堆腔注水冷卻系統(tǒng)通過壓力容器外表面與保溫層之間的流道注水來實現(xiàn)對PRV下封頭外表面的冷卻,從而保證壓力容器的完整性并實現(xiàn)堆芯熔融物的堆內(nèi)滯留。堆腔注水冷卻系統(tǒng)由能動與非能動兩個子系統(tǒng)組成。其中非能動子系統(tǒng)主要借助位于安全殼內(nèi)的高位水箱,在發(fā)生嚴重事故并且能動系統(tǒng)失效時,依靠重力,將水注入,從而冷卻壓力容器的下封頭。

二次側(cè)非能動余熱導(dǎo)出系統(tǒng)可以在全廠斷電并且汽動輔助給水泵失效時投入運行,通過非能動的自然循環(huán)的方式為蒸汽發(fā)生器提供補水。

非能動安全殼熱量導(dǎo)出系統(tǒng)用于確保在設(shè)計擴展工況下安全殼溫度和壓力不會超過設(shè)計限值,從而確保安全殼的完整性。安全殼內(nèi)的高溫蒸汽與氣體的熱量被安裝在安全殼上部內(nèi)表面的熱交換器管內(nèi)的冷卻水帶走,并將熱量傳遞到安全殼外的換熱水箱內(nèi)。安全殼內(nèi)與換熱水箱內(nèi)水的溫差以及換熱水箱與熱交換器的高差是建立自然循環(huán)導(dǎo)出熱量的驅(qū)動力。水箱的容量滿足嚴重事故后72 h內(nèi)熱量導(dǎo)出的需求。

2.4 廠房布置

“華龍一號”采用單堆布置,廠房由核島、常規(guī)島以及電廠配套設(shè)施三部分組成。其中,核島由反應(yīng)堆廠房、燃料廠房、電氣廠房與安全廠房以及幾個外圍的其他廠房構(gòu)成 (見圖2)。核島廠房采用水平和豎直方向均為0.3g的地面峰值加速度作為抗震輸入?！叭A龍一號”通過雙層安全殼以及燃料廠房、電氣廠房的混凝土屏蔽墻以及安全廠房的實際隔離實現(xiàn)對商用大飛機的撞擊的防護。通過合理布置,“華龍一號”降低了外部和內(nèi)部事件引起的火災(zāi)和爆炸的后果和頻率。電廠布置方案將放射性與非放射性設(shè)備進行了隔離分區(qū),并對這些區(qū)域的進出人員提供不同的通道。布置方案還提高了設(shè)備檢查、維護和更換的便利和效率,以盡可能降低職業(yè)照射劑量。

圖2 “華龍一號”核島廠房[5]Fig.2 Nuclear island building of HPR1000

3 試驗驗證

作為漸進式設(shè)計的先進壓水堆,“華龍一號”是基于成熟技術(shù)的。其大部分先進設(shè)計特征并非首次應(yīng)用,而是基于之前核電廠的設(shè)計經(jīng)驗,已經(jīng)在國內(nèi)、國外核電項目中得到了應(yīng)用和驗證。

而對首次采用的先進設(shè)計特征,則通過一系列的驗證性試驗,證明了其具備良好的性能并且不會對安全帶來負面影響。這些試驗活動歷時多年,包括堆腔注水冷卻系統(tǒng) (CIS)驗證試驗、二次側(cè)非能動余熱導(dǎo)出系統(tǒng) (PRS)驗證試驗、非能動安全殼熱量排出系統(tǒng) (PCS)驗證試驗、反應(yīng)堆整體水力模擬試驗、反應(yīng)堆旁漏流試驗、反應(yīng)堆下空腔交混試驗、控制棒驅(qū)動線(CRDL)抗震試驗、流致振動試驗、蒸汽發(fā)生器驗證試驗等 (見圖3至圖5)。所有這些關(guān)鍵試驗已經(jīng)于2013年11月前全部完成,確保 “華龍一號”的整體可靠性。

圖3 PRS系統(tǒng)試驗裝置[5]Fig.3 PRStest facility

圖4 PCS系統(tǒng)綜合性能試驗裝置[5]Fig.4 PCSintegrated perfor mance test facility

圖5 堆內(nèi)構(gòu)件流致振動試驗裝置[5]Fig.5 Inter nals flow induced vibration test facility

4 結(jié)束語

“華龍一號”作為完全自主知識產(chǎn)權(quán)的中國三代核電堆型,滿足國際先進壓水堆核電站用戶要求,以及最新的國際與國內(nèi)的核安全法規(guī)標準,考慮了福島核事故后的經(jīng)驗反饋?！叭A龍一號”采用了大量的先進設(shè)計特征,包括177燃料組件、能動與非能動結(jié)合的安全設(shè)計理念、強化的外部事件防御能力、改進的應(yīng)急響應(yīng)能力等等。“華龍一號”利用大規(guī)模的試驗設(shè)施,開展了一系列驗證試驗,證明了新設(shè)計能夠?qū)崿F(xiàn)設(shè)計目標與功能,并且不會對核電站安全造成任何負面影響。“華龍一號”采取了大量有效措施解決了福島事故后引起關(guān)注的安全問題。

與目前國內(nèi)現(xiàn)有大多數(shù)壓水堆核電站相比,“華龍一號”的兩個重要概率安全評價指標CDF與LRF降低了將近兩個數(shù)量級,滿足國內(nèi)外對于新建核電站的安全目標的要求。其多樣性的安全設(shè)施具有實質(zhì)性的創(chuàng)新,顯著提高了各種條件下所需安全功能的可靠性。

“華龍一號”還充分利用了國內(nèi)二代改進型機組批量化建設(shè)過程中形成的設(shè)計、設(shè)備制造、施工和運行管理等產(chǎn)業(yè)鏈資源,從而較大幅度地降低研發(fā)建設(shè)成本。其上網(wǎng)電價與沿海省份標桿電價相比有一定競爭力,其單位千瓦造價低于目前國內(nèi)和國際在建的第三代核電機組,使其與國內(nèi)外其他三代核電廠相比具有很好的經(jīng)濟性和市場競爭力。

“華龍一號”國內(nèi)、外首堆工程已經(jīng)分別于2015年的5月和8月開工建設(shè)?？梢灶A(yù)見,“華龍一號”未來的批量建設(shè)以及大量出口不僅能夠使我國核電中長期發(fā)展規(guī)劃目標得以實現(xiàn),還可以滿足巴黎協(xié)定通過后世界各國對于清潔能源的需求。

[1]Goldberg S M,Rosner R．Nuclear reactors:generation to generation[J]．Ca mbridge:American Acade my of Arts and Sciences,2011．

[2]歐洲組織．輕水堆核電站歐洲用戶要求 [R]．2011．

[3]吳宇翔,宋代勇,趙光輝．福島事故后核電法規(guī)標準發(fā)展趨勢 [J]．核科學(xué)工程,2013,33(3):329-336．

[4]中國國家核安全局．核動力廠設(shè)計安全規(guī)定 [S],2016．

[5]邢繼．“華龍一號”:能動與非能動相結(jié)合的先進壓水堆核電廠 [M]．北京:中國原子能出版社,2016．