“華龍一號(hào)”反應(yīng)堆及一回路系統(tǒng)研發(fā)與設(shè)計(jì)

劉昌文,李 慶,李 蘭,鐘元章,李海穎,崔懷明,張富源,康志彬,蒲小芬,王華金,焦擁軍,冷貴君,盧毅力,曾忠秀,張曉華

(中國(guó)核動(dòng)力研究設(shè)計(jì)院,四川 成都 610041)

1 概述

我國(guó)自主研發(fā)的三代核電技術(shù)—— “華龍一號(hào)”是中核集團(tuán)占領(lǐng)核電技術(shù)制高點(diǎn)的重要標(biāo)志性工程,同時(shí)也肩負(fù)著帶動(dòng)核電相關(guān)領(lǐng)域關(guān)鍵技術(shù)提升、實(shí)現(xiàn)工程化應(yīng)用、實(shí)現(xiàn)核電 “走出去”目標(biāo)的使命。

“華龍一號(hào)”自主創(chuàng)新之路歷時(shí)十余年,先后經(jīng)歷了CNP1000、CP1000、ACP1000三個(gè)階段:

1997年,為響應(yīng)國(guó)家計(jì)委提出的發(fā)展百萬(wàn)千瓦級(jí)核電戰(zhàn)略路線,突破核電技術(shù)發(fā)展的困局,開(kāi)發(fā)出真正屬于中國(guó)自己的核電堆型,中核集團(tuán)中國(guó)核動(dòng)力研究設(shè)計(jì)院 (以下簡(jiǎn)稱 “核動(dòng)力院”)在成功完成六十萬(wàn)千瓦核電站秦山二期(CNP600)自主設(shè)計(jì)的基礎(chǔ)上,決定向更高的目標(biāo)——具有自主知識(shí)產(chǎn)權(quán)的百萬(wàn)千瓦壓水堆核電站進(jìn)軍,并創(chuàng)新地提出 “177堆芯”的概念。圍繞 “177堆芯”帶來(lái)的反應(yīng)堆理論設(shè)計(jì)、系統(tǒng)設(shè)計(jì)、設(shè)備設(shè)計(jì)、安全分析等問(wèn)題進(jìn)行了分析論證,核動(dòng)力院開(kāi)展主參數(shù)論證、概念設(shè)計(jì)、方案設(shè)計(jì),陸續(xù)完成了反應(yīng)堆整體水力模擬實(shí)驗(yàn)、反應(yīng)堆堆內(nèi)構(gòu)件流致振動(dòng)實(shí)驗(yàn)等一系列關(guān)鍵驗(yàn)證性實(shí)驗(yàn)。1999年,CNP1000總體方案出爐,并被納入國(guó)際原子能機(jī)構(gòu) (IAEA)名錄。2001年3月完成CNP1000標(biāo)準(zhǔn)設(shè)計(jì)方案,2005年6月完成CNP1000初步設(shè)計(jì)和初步安全分析報(bào)告。

2009年,在CNP1000研發(fā)成果的基礎(chǔ)上,根據(jù)當(dāng)時(shí)的核電技術(shù)需求和市場(chǎng)需要,中核集團(tuán)進(jìn)一步確定 “177堆芯 “單堆布置”等22項(xiàng)重大技術(shù)改進(jìn),完成具有自主知識(shí)產(chǎn)權(quán)的自主化二代改進(jìn)型百萬(wàn)千瓦級(jí)核電站的設(shè)計(jì),型號(hào)更名為CP1000。2010年,CP1000通過(guò)中國(guó)核能行業(yè)協(xié)會(huì)組織的同行專家評(píng)審,并具備了上工程的條件,得到業(yè)內(nèi)廣泛的認(rèn)可。

2011年,日本福島核事故發(fā)生后,中核集團(tuán)根據(jù)世界核電形勢(shì)變化,啟動(dòng)核電技術(shù)重點(diǎn)科技專項(xiàng),在前期研發(fā)和工程設(shè)計(jì)的基礎(chǔ)上,充分考慮福島核事故后最新的經(jīng)驗(yàn)反饋,按照國(guó)際最先進(jìn)法規(guī)的標(biāo)準(zhǔn)要求,對(duì)CP1000的技術(shù)方案進(jìn)行“升級(jí)”,提出了以 “177堆芯”和 “能動(dòng)與非能動(dòng)相結(jié)合安全系統(tǒng)”為特征的ACP1000型號(hào)方案——即 “華龍一號(hào)”,同年8月固化總體設(shè)計(jì)。2014年,“華龍一號(hào)”(HPR1000)先后順利通過(guò)了中國(guó)核能行業(yè)協(xié)會(huì)組織的初步設(shè)計(jì)審查、國(guó)家能源局組織的總體技術(shù)方案評(píng)審以及國(guó)際原子能機(jī)構(gòu)反應(yīng)堆通用設(shè)計(jì)審查,一致認(rèn)定 “華龍一號(hào)”的成熟性、安全性和經(jīng)濟(jì)性滿足三代核電技術(shù)要求。

2015年5月7 日,“華龍一號(hào)”(HPR1000)全球首堆示范工程在福建福清正式開(kāi)工;2015年8月20日,“華龍一號(hào)”海外首堆在巴基斯坦卡拉奇開(kāi)工?！叭A龍一號(hào)”采用的正是核動(dòng)力院研發(fā)的反應(yīng)堆及反應(yīng)堆一回路系統(tǒng)。十余年來(lái),核動(dòng)力院以 “177堆芯”為核心,在堆芯設(shè)計(jì)、安全分析、設(shè)備研發(fā)、試驗(yàn)驗(yàn)證等方面自主攻關(guān),在反應(yīng)堆堆芯設(shè)計(jì)、燃料技術(shù)、能動(dòng)與非能動(dòng)安全技術(shù)、關(guān)鍵設(shè)備制造技術(shù)等領(lǐng)域?qū)崿F(xiàn)重大突破。

2 反應(yīng)堆堆芯設(shè)計(jì)

反應(yīng)堆堆芯是整個(gè)核電廠設(shè)計(jì)最重要的基礎(chǔ),是核電廠的心臟,也是發(fā)電所需熱量的源泉。核動(dòng)力院自1997年提出 “177堆芯”的概念以來(lái),持續(xù)開(kāi)展了大量的論證和試驗(yàn)工作,最終確定了反應(yīng)堆堆芯由177盒17×17排列的燃料組件組成,并確定了一套安全性高、經(jīng)濟(jì)性好的主參數(shù) (見(jiàn)表1)。

表1 “華龍一號(hào)”反應(yīng)堆主參數(shù)Table 1 Main parameters of HPR1000 reactor

2.1 反應(yīng)堆物理設(shè)計(jì)

反應(yīng)堆物理設(shè)計(jì)的主要內(nèi)容是燃料管理策略和方案設(shè)計(jì)、堆芯功率能力研究,并為安全分析和燃料論證等其他專業(yè)分析內(nèi)容提供中子學(xué)參數(shù)?！叭A龍一號(hào)”示范工程首循環(huán)采用年換料設(shè)計(jì),從第二循環(huán)以 “提高富集度、低泄漏裝載”的策略向18個(gè)月?lián)Q料過(guò)渡,到第五循環(huán)達(dá)到18個(gè)月平衡換料,燃料管理達(dá)到了較高的經(jīng)濟(jì)性。通過(guò)灰體控制棒優(yōu)化設(shè)計(jì),壽期末的停堆裕量大于2 300 pc m,確保了堆芯安全?！叭A龍一號(hào)”堆芯與M310堆芯相比,提高額定功率同時(shí)降低平均線功率密度,既增加了核電廠的發(fā)電能力又提高了核電運(yùn)行的安全裕量。

2.2 熱工水力設(shè)計(jì)

反應(yīng)堆熱工水力設(shè)計(jì)的目標(biāo)是在保證限制放射性產(chǎn)物釋放的屏障滿足各類工況安全要求的前提下,為反應(yīng)堆提供與各種工況相適應(yīng)、與堆芯產(chǎn)生熱量相匹配的傳熱能力,并為二回路系統(tǒng)提供合理的冷卻劑系統(tǒng)壓力、溫度等熱工參數(shù)。通過(guò)熱工水力設(shè)計(jì)確定了以下幾個(gè)方面的內(nèi)容:反應(yīng)堆額定運(yùn)行點(diǎn)及相關(guān)的熱工水力特性參數(shù)、反應(yīng)堆運(yùn)行圖、預(yù)期瞬態(tài)的堆芯熱工水力狀態(tài)。分析表明,“華龍一號(hào)”堆芯熱工裕量大于15%。

此外,在 “華龍一號(hào)”科研和工程設(shè)計(jì)中,還大量應(yīng)用了新的設(shè)計(jì)手段、設(shè)計(jì)方法,比如計(jì)算流體力學(xué) (CFD)。CFD方法與實(shí)驗(yàn)研究相輔相成,互為補(bǔ)充,在反應(yīng)堆下腔室優(yōu)化設(shè)計(jì)、及燃料組件格架優(yōu)化設(shè)計(jì)等方面都均起到了重要作用。

2.3 反應(yīng)堆屏蔽設(shè)計(jì)

在 “華龍一號(hào)”科研和工程設(shè)計(jì)中,屏蔽專業(yè)通過(guò)先進(jìn)的計(jì)算方法和更細(xì)致的計(jì)算分析,并與多個(gè)設(shè)計(jì)專業(yè)協(xié)作開(kāi)展輻射防護(hù)最優(yōu)化設(shè)計(jì),相比國(guó)內(nèi)外同類型核電廠在設(shè)計(jì)上提出了更高的要求;并結(jié)合國(guó)內(nèi)多年核電廠的運(yùn)行經(jīng)驗(yàn),對(duì)多項(xiàng)屏蔽設(shè)計(jì)進(jìn)行改進(jìn)。新增了停堆階段的輻射分區(qū)圖,能為工作人員在正常運(yùn)行和停堆工況下進(jìn)入相關(guān)區(qū)域提供有效的防護(hù)。通過(guò)屏蔽優(yōu)化設(shè)計(jì),對(duì)于人員出入需求較多輻射防護(hù)要求較嚴(yán)格的區(qū)域,劑量率計(jì)算值比原來(lái)二代加核電廠都低了數(shù)倍。

2.4 燃料設(shè)計(jì)

為滿足 “華龍一號(hào)”的需求,核動(dòng)力院開(kāi)展了自主品牌、自主知識(shí)產(chǎn)權(quán)的CF燃料組件研發(fā)工作。CF3以新型包殼材料N36合金為突破口,結(jié)合定位格架的改進(jìn)設(shè)計(jì),具有自主知識(shí)產(chǎn)權(quán),目前進(jìn)展順利,正在進(jìn)行堆內(nèi)輻照考驗(yàn),將滿足出口和國(guó)內(nèi)核電廠的需求。

3 反應(yīng)堆一回路系統(tǒng)設(shè)計(jì)

“華龍一號(hào)”反應(yīng)堆一回路系統(tǒng) (反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng))由并聯(lián)到反應(yīng)堆壓力容器的三條相同的傳熱環(huán)路組成。每條環(huán)路包括1臺(tái)蒸汽發(fā)生器和1臺(tái)反應(yīng)堆冷卻劑泵,其中1條環(huán)路上連接1臺(tái)穩(wěn)壓器?？紤]到三代核電技術(shù)安全經(jīng)濟(jì)和先進(jìn)性的要求,并根據(jù)縱深防御的理念,采用能動(dòng)與非能動(dòng)相結(jié)合的安全設(shè)計(jì),“華龍一號(hào)”在反應(yīng)堆一回路系統(tǒng)上實(shí)現(xiàn)了多項(xiàng)創(chuàng)新:

1)反應(yīng)堆堆內(nèi)測(cè)量探測(cè)器從壓力容器頂部引入,降低嚴(yán)重事故下反應(yīng)堆壓力容器底部熔穿的風(fēng)險(xiǎn),詳見(jiàn)4.8節(jié)。

2)堆內(nèi)構(gòu)件優(yōu)化,確保更合理的反應(yīng)堆冷卻劑流量分配,詳見(jiàn)4.4節(jié)。

3)更大的穩(wěn)壓器容積,在正常運(yùn)行瞬態(tài)工況下,更好地補(bǔ)償壓力波動(dòng),提高系統(tǒng)運(yùn)行穩(wěn)定性。

4)采用核動(dòng)力院自主研發(fā)的ZH-65蒸汽發(fā)生器,詳見(jiàn)4.5節(jié)。

5)使用整體鍛體制造主管道,詳見(jiàn)4.7節(jié)。

6)主設(shè)備60年設(shè)計(jì)壽命,包括反應(yīng)堆壓力容器 (RPV)、蒸汽發(fā)生器 (SG)、穩(wěn)壓器、主管道、主泵泵殼等。

7)取消測(cè)溫旁路。由裝在套管內(nèi)的電阻溫度計(jì)監(jiān)測(cè),套管直接伸入主管道,從而簡(jiǎn)化系統(tǒng)。

8)主設(shè)備采用金屬保溫?！叭A龍一號(hào)”核電工程一回路主設(shè)備及管道采用金屬保溫方案,顯著減少安全殼內(nèi)的碎片源項(xiàng),降低失水事故時(shí)安全殼地坑濾網(wǎng)的堵塞風(fēng)險(xiǎn)。

9)改進(jìn)主泵軸封要求:在全廠斷電 (SBO)工況下,72 h內(nèi)主泵軸密封能保持邊界完整,軸封泄漏量不超過(guò)1.5 m3。

10)穩(wěn)壓器安全閥提供低溫超壓保護(hù)功能,可以有效應(yīng)對(duì)低溫水密實(shí)工況下余熱排出系統(tǒng)被誤隔離時(shí)發(fā)生超壓的情況,有效降低了一回路壓力邊界完整性受損的風(fēng)險(xiǎn)。

11)設(shè)置穩(wěn)壓器快速卸壓閥,可防止嚴(yán)重事故情況下發(fā)生高壓熔堆。

12)設(shè)置壓力容器高位排氣系統(tǒng)。在發(fā)生超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故時(shí),該系統(tǒng)排出壓力容器上封頭可能出現(xiàn)的不可凝氣體,防止這些不可凝氣體團(tuán)增大以致影響堆芯冷卻劑的流動(dòng)和傳熱,避免堆芯熔化。

13)設(shè)置堆腔注水冷卻系統(tǒng) (CIS)。冷卻水在嚴(yán)重事故下通過(guò)反應(yīng)堆壓力容器與金屬保溫層之間的流道,冷卻RPV下封頭,從而將堆芯熔融物滯留在壓力容器內(nèi)。該冷卻系統(tǒng)包括能動(dòng)和非能動(dòng)兩個(gè)子系統(tǒng)。

14)設(shè)置二次側(cè)非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)(PRS)。在發(fā)生全廠斷電 (SBO)疊加輔助給水汽動(dòng)泵失效或者完全喪失給水情況下,該系統(tǒng)以非能動(dòng)的手段導(dǎo)出堆芯余熱及反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)設(shè)備的儲(chǔ)熱。

15)更強(qiáng)的系統(tǒng)與設(shè)備抗震能力,極限安全地震動(dòng)為0.3g。

16)“華龍一號(hào)”主管道、波動(dòng)管設(shè)計(jì)采用了LBB(Leak-Bef ore-Break)技術(shù)。管道裂紋擴(kuò)展到臨界裂紋尺寸而發(fā)生雙端斷裂之前,可以有充裕時(shí)間實(shí)現(xiàn)安全停堆,對(duì)泄漏管道進(jìn)行修補(bǔ)或更換等處理,從而保證反應(yīng)堆運(yùn)行安全性和可靠性。

4 主設(shè)備設(shè)計(jì)

“華龍一號(hào)”充分利用我國(guó)核電裝備制造體系,其主要關(guān)鍵設(shè)備在現(xiàn)有裝備制造技術(shù)基礎(chǔ)上進(jìn)行改進(jìn),首堆工程設(shè)備國(guó)產(chǎn)化率高于85%。

4.1 反應(yīng)堆壓力容器

“華龍一號(hào)”反應(yīng)堆壓力容器的采用主要零件整體鍛造成型、取消堆芯活性段焊縫、減少貫穿件等設(shè)計(jì)制造理念,使得設(shè)備設(shè)計(jì)壽期達(dá)到60年。主要特點(diǎn)如下:

1)接管法蘭采用整體鍛件,容器上無(wú)縱焊縫,正對(duì)堆芯的高中子通量區(qū)無(wú)環(huán)焊縫,提高了壓力容器的可靠性,縮短了在役檢查周期;

2)取消底部貫穿件,降低嚴(yán)重事故情況下壓力容器下封頭的失效概率;

3)嚴(yán)格控制材料中有害元素 (如Cu和P等),降低反應(yīng)堆壓力容器堆芯段筒體及焊縫的初始RTNDT溫度;

4)較大的吊籃外表面與筒體內(nèi)表面間的水隙 (295 mm),降低反應(yīng)堆壓力容器內(nèi)表面快中子注量。

4.2 一體化堆頂結(jié)構(gòu)

“華龍一號(hào)”采用一體化堆頂結(jié)構(gòu),有利于提高結(jié)構(gòu)整體剛度、簡(jiǎn)化安裝操作、提高安裝精度、縮短開(kāi)/扣蓋操作時(shí)間,從而減少電站換料和維修所需的時(shí)間和工作量。 “華龍一號(hào)”與M310堆頂結(jié)構(gòu)比較見(jiàn)表2。

表2 “華龍一號(hào)”與M310堆頂結(jié)構(gòu)比較Table 2 Comparison bet ween roof str uctures of HPR1000 and M310 reactor

4.3 控制棒驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)

“華龍一號(hào)”ML-B型控制棒驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)是在已有的ML-A型控制棒驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)成熟設(shè)計(jì)基礎(chǔ)上,經(jīng)過(guò)設(shè)計(jì)改進(jìn)以及全套自主化原材料加工制造而成。

與ML-A型控制棒驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)相比,ML-B型由單齒鉤爪改為雙齒鉤爪,設(shè)置一體化密封殼(取消下部Ω焊縫)和一體化驅(qū)動(dòng)桿行程套管(取消上部Ω焊縫),耐壓殼設(shè)計(jì)壽命由40年提高至60年,鉤爪組件不檢修的最高累計(jì)步數(shù)從2.8×106步大幅提高到6.1×106步。

為驗(yàn)證新型控制棒驅(qū)動(dòng)線能否滿足0.3g抗震要求,核動(dòng)力院通過(guò)多點(diǎn)激勵(lì)地震試驗(yàn),對(duì)控制棒驅(qū)動(dòng)線在地震載荷作用下的運(yùn)行性能、落棒功能以及結(jié)構(gòu)的完整性進(jìn)行驗(yàn)證。試驗(yàn)結(jié)果表明:ML-B型控制棒驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)通過(guò)1 500萬(wàn)步的熱態(tài)壽命試驗(yàn)和0.3g的抗震試驗(yàn),說(shuō)明該型驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)設(shè)計(jì)成熟可靠。

4.4 堆內(nèi)構(gòu)件

“華龍一號(hào)”堆內(nèi)構(gòu)件在借鑒成熟設(shè)計(jì)的基礎(chǔ)上,進(jìn)行了進(jìn)一步的設(shè)計(jì)改進(jìn)和優(yōu)化:

1)中子通量測(cè)量探測(cè)器從反應(yīng)堆壓力容器頂部引入,由此在上部堆內(nèi)構(gòu)件增加堆內(nèi)測(cè)量導(dǎo)向結(jié)構(gòu);

2)在壓力容器底封頭采用流量分配板加連接板的流量分配結(jié)構(gòu),簡(jiǎn)化反應(yīng)堆下封頭腔結(jié)構(gòu);

3)出口管嘴增大,吊籃壁厚增大,堆芯支承板變厚,增加用于水位測(cè)量的水位測(cè)量支承柱組件。

作為先進(jìn)新型壓水堆的堆內(nèi)構(gòu)件,為驗(yàn)證其在流量分配以及流致振動(dòng)方面的性能,核動(dòng)力院分別開(kāi)展了CFD計(jì)算,反應(yīng)堆水力模擬試驗(yàn)和堆內(nèi)構(gòu)件流致振動(dòng)試驗(yàn)研究 (見(jiàn)圖1)。計(jì)算和試驗(yàn)結(jié)果證明:“華龍一號(hào)”堆內(nèi)構(gòu)件結(jié)構(gòu)設(shè)計(jì)是可靠的,安全合理的。

圖1 “華龍一號(hào)”堆內(nèi)構(gòu)件流致振動(dòng)試驗(yàn)?zāi)M體Fig.1 The flow-induced vibration test si mulator f or reactor inter nals of HPR1000

4.5 蒸汽發(fā)生器

ZH-65型蒸汽發(fā)生器是核動(dòng)力院2010年10月開(kāi)始,為 “華龍一號(hào)”獨(dú)立自主研發(fā)的新型立式倒U形管自然循環(huán)蒸汽發(fā)生器。 “ZH”意為中國(guó)核電,“65”為以傳熱管外表面的總傳熱面積 (約6 500 m2)。

相對(duì)于M310型核電機(jī)組,“華龍一號(hào)”的堆芯額定功率和NSSS額定熱功率增加,單臺(tái)蒸汽發(fā)生器的額定熱負(fù)荷有較大增加。因此在保證堆芯安全裕量的前提下,在ZH-65型蒸汽發(fā)生器使用較小外徑的傳熱管來(lái)強(qiáng)化傳熱、提高結(jié)構(gòu)緊湊性,增大傳熱面積。此外,ZH-65型蒸汽發(fā)生器還在現(xiàn)有成熟設(shè)計(jì)的基礎(chǔ)上進(jìn)行了多項(xiàng)改進(jìn)——自主設(shè)計(jì)支承板、管束防震條、汽水分離器等部件,零間隙支承,設(shè)計(jì)壽命從40年提高到60年,設(shè)備滿足0.3g抗震要求。

在蒸氣發(fā)生器研發(fā)中,完成了傳熱管管子支承板熱態(tài)水力特性試驗(yàn)、汽水分離裝置熱態(tài)性能試驗(yàn)、傳熱管管束流致振動(dòng)試驗(yàn)和蒸氣發(fā)生器模擬體熱態(tài)綜合性能試驗(yàn)。試驗(yàn)結(jié)果表明,ZH-65型蒸汽發(fā)生器的性能滿足設(shè)計(jì)要求。

為解決關(guān)鍵材料和零部件的國(guó)產(chǎn)化問(wèn)題,與國(guó)內(nèi)有關(guān)廠家強(qiáng)強(qiáng)聯(lián)合,完成外徑×壁厚為17.48 mm×1.2 mm、I-69TT合金U形傳熱管、不銹鋼金屬保溫層、人孔等密封用石墨密封墊片和鋼絲螺紋襯套的研制。

ZH-65型蒸汽發(fā)生器首先用于出口巴基斯坦的K2K3和福清核電廠5、6機(jī)組兩個(gè)核電工程項(xiàng)目。K2機(jī)組的3臺(tái)蒸汽發(fā)生器于2017年7月12日驗(yàn)收出廠,運(yùn)往巴基斯坦卡拉奇現(xiàn)場(chǎng) (見(jiàn)圖2)。

圖2 巴基斯坦K2機(jī)組蒸汽發(fā)生器離廠發(fā)運(yùn)Fig.2 Deliver y of t he stea m generator for Pakistan K2 project

ZH-65型蒸汽發(fā)生器具有完全的自主知識(shí)產(chǎn)權(quán),成功地解決了該關(guān)鍵設(shè)備出口受限的重要問(wèn)題。

4.6 穩(wěn)壓器

“華龍一號(hào)”穩(wěn)壓器采用成熟的設(shè)計(jì)技術(shù),主承壓部分全部采用鍛件,設(shè)計(jì)壽命提高到60年。

4.7 主管道及波動(dòng)管

“華龍一號(hào)”采用X2Cr Ni Mo18-12控氮不銹鋼材料整體鍛造制造主管道,彎頭與直管部分采用整體彎制,取消了環(huán)焊縫,大的接管嘴采用整體鍛造方式,減少了焊縫數(shù)量,采用了LBB(Leakage Bef ore Break破前漏)技術(shù),防止發(fā)生雙端剪切斷裂事故,提高了安全性,將設(shè)計(jì)壽命提高到60年。優(yōu)化了波動(dòng)管的布置,避免了溫度熱分層效應(yīng)的發(fā)生。

4.8 堆芯測(cè)量系統(tǒng)

核動(dòng)力院自2011年開(kāi)始研究適用于三代核電的堆芯測(cè)量系統(tǒng),經(jīng)過(guò)幾年的努力,該系統(tǒng)已研制成功并應(yīng)用于 “華龍一號(hào)”首堆工程。為了提高反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)的安全性,降低事故工況下反應(yīng)堆壓力容器下封頭失效的概率,“華龍一號(hào)”反應(yīng)堆壓力容器下封頭取消了堆芯中子測(cè)量系統(tǒng)的貫穿件,將堆芯中子、溫度、水位探測(cè)器從堆芯頂部插入并固定在堆芯中。堆芯測(cè)量系統(tǒng)采用新型的堆內(nèi)測(cè)量導(dǎo)向結(jié)構(gòu)、測(cè)溫?zé)犭娕肌醾鲗?dǎo)式水位測(cè)量探測(cè)器、自給能中子探測(cè)器、LPD和DNBR在線監(jiān)測(cè)技術(shù),實(shí)現(xiàn)了堆芯出口溫度、壓力容器水位、堆芯中子通量及堆芯功率三維分布的在線監(jiān)測(cè)。

5 安全分析

在 “華龍一號(hào)”總體設(shè)計(jì)階段,基于安全分析工作成果,創(chuàng)新地提出 “能動(dòng)與非能動(dòng)相結(jié)合”的安全設(shè)計(jì)思路,充分考慮了多樣性和冗余性的要求,通過(guò)設(shè)置完善的事故預(yù)防和緩解措施,顯著提升核電廠安全性,實(shí)現(xiàn)了URD、EUR等先進(jìn)核電技術(shù)用戶要求文件提出的技術(shù)安全目標(biāo)。

鑒于能動(dòng)系統(tǒng)已經(jīng)大量應(yīng)用于核電站中,已被廣泛證明其安全、成熟、可靠,以及高效率,因此 “華龍一號(hào)”充分利用了它們的優(yōu)勢(shì);“華龍一號(hào)”還設(shè)置有非能動(dòng)系統(tǒng) (包括PRS系統(tǒng),CIS非能動(dòng)子系統(tǒng),以及非能動(dòng)安全殼熱量導(dǎo)出系統(tǒng) (PCS)),如果在發(fā)生類似福島核事故的全廠斷電 (SBO)工況等極端條件下,能動(dòng)系統(tǒng)的功能喪失,這些措施能在72 h內(nèi)將反應(yīng)堆維持在安全狀態(tài)。

在設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故分析中,分析表明,使用能動(dòng)的安全手段進(jìn)行緩解,假設(shè)操縱員在第一個(gè)重要信號(hào)出現(xiàn)30 min后才開(kāi)始執(zhí)行安全相關(guān)動(dòng)作,事故不會(huì)升級(jí),且滿足初因事故的工況分類和驗(yàn)收準(zhǔn)則。通過(guò)大量的安全分析,對(duì)工藝系統(tǒng)和儀控系統(tǒng)的設(shè)計(jì)提出相關(guān)改進(jìn)措施,如提高卸壓箱的容量、增加停堆信號(hào)、設(shè)置自動(dòng)停運(yùn)主泵信號(hào),蒸汽發(fā)生器防滿溢措施等。通過(guò)這些措施,實(shí)現(xiàn)了事故后30 min操縱員可不干預(yù)等先進(jìn)指標(biāo),減少了操縱員的可能人因失誤,大大提高了“華龍一號(hào)”對(duì)抗事故的能力,提升了 “華龍一號(hào)”的安全水平,滿足URD、EUR等要求。

同時(shí),積極采用概率安全分析技術(shù)進(jìn)行設(shè)計(jì)優(yōu)化和設(shè)計(jì)決策支持,通過(guò)確定論和概率論安全分析結(jié)合,提出并實(shí)施了PRS系統(tǒng) (見(jiàn)圖3)、CIS系統(tǒng) (見(jiàn)圖4)、PCS系統(tǒng),“一回路快速卸壓系統(tǒng)”“壓力容器高位排氣系統(tǒng)”和應(yīng)急注硼系統(tǒng)等嚴(yán)重事故預(yù)防和緩解措施。

圖3 PRS試驗(yàn)臺(tái)架Fig.3 PRStest rig

圖4 CIS試驗(yàn)臺(tái)架Fig.4 CIStest rig

對(duì)于這些大量的創(chuàng)新設(shè)計(jì),從安全設(shè)計(jì)的理念出發(fā),完成了系統(tǒng)功能定位和系統(tǒng)容量論證、系統(tǒng)工藝方案設(shè)計(jì)、系統(tǒng)運(yùn)行方式研究、有效性分析、實(shí)驗(yàn)驗(yàn)證、實(shí)驗(yàn)結(jié)果對(duì)比計(jì)算等全周期的科研和工程設(shè)計(jì)工作。在完成研發(fā)目標(biāo)的同時(shí),培養(yǎng)了人才,掌握了非能動(dòng)安全系統(tǒng)論證技術(shù),形成了一套獨(dú)有的、國(guó)內(nèi)領(lǐng)先的非能動(dòng)安全系統(tǒng)設(shè)計(jì)方法。

6 力學(xué)分析

“華龍一號(hào)”抗震設(shè)計(jì)按SL-2 0.3g設(shè)計(jì),設(shè)計(jì)壽命60年。除了設(shè)計(jì)采用更先進(jìn)的結(jié)構(gòu)設(shè)計(jì),在力學(xué)分析工作進(jìn)行了大量的創(chuàng)新,首次采用八種廠址地基完成抗震設(shè)計(jì)分析,驗(yàn)證廠房采用三維模型和桿梁模型的差別,實(shí)驗(yàn)驗(yàn)證CRDM的抗震性能,實(shí)驗(yàn)驗(yàn)證和現(xiàn)場(chǎng)實(shí)測(cè)堆內(nèi)構(gòu)件的流致振動(dòng)情況,嚴(yán)格按照規(guī)范驗(yàn)證設(shè)備60年的疲勞壽命和斷裂性能。

7 結(jié)束語(yǔ)

自1997年以來(lái),核動(dòng)力院開(kāi)展廣泛的國(guó)內(nèi)外技術(shù)合作,全力攻關(guān) “華龍一號(hào)”反應(yīng)堆及反應(yīng)堆一回路系統(tǒng)設(shè)計(jì)研究,取得豐碩成果。截至2014年,核動(dòng)力院就 “華龍一號(hào)”(HPR1000)核電技術(shù)領(lǐng)域提出295項(xiàng)專利申請(qǐng),涵蓋燃料設(shè)計(jì)與堆芯設(shè)計(jì)技術(shù)、關(guān)鍵系統(tǒng)設(shè)計(jì)技術(shù)、主設(shè)備設(shè)計(jì)與制造技術(shù)、儀控系統(tǒng)設(shè)計(jì)技術(shù)以及核電運(yùn)行與維護(hù)技術(shù)等領(lǐng)域。

同時(shí),核動(dòng)力院通過(guò)落實(shí) “產(chǎn)、學(xué)、研”的發(fā)展理念,在 “華龍一號(hào)”創(chuàng)新和發(fā)展中培養(yǎng)了大批理論扎實(shí)、經(jīng)驗(yàn)豐富、結(jié)構(gòu)合理、素質(zhì)優(yōu)良的反應(yīng)堆一回路系統(tǒng)與設(shè)備設(shè)計(jì)人才隊(duì)伍,為 “華龍一號(hào)”立足國(guó)內(nèi),揚(yáng)威海外奠定了堅(jiān)實(shí)的基礎(chǔ)。