陽(yáng)江核電廠5、6號(hào)機(jī)組ACPR1000技術(shù)方案的設(shè)計(jì)特點(diǎn)

趙 海,李 春,游松波

(1.中國(guó)廣核電力股份有限公司，廣東 深圳 518045；2.生態(tài)環(huán)境部核與輻射安全中心，北京 100084；3.深圳中廣核工程設(shè)計(jì)有限公司，廣東 深圳 518045)

福島核事故發(fā)生以后，國(guó)家進(jìn)一步提高了對(duì)核電廠的安全要求。中國(guó)廣核集團(tuán)積極響應(yīng)國(guó)家的要求，在開展核安全大檢查的同時(shí)，要求持續(xù)提升二代加核電廠的安全性，完成新建核電廠的改進(jìn)設(shè)計(jì)，使其滿足《核電廠設(shè)計(jì)安全規(guī)定(HAF102)》及其導(dǎo)則的要求，滿足“核安全規(guī)劃”中的概率安全目標(biāo)要求，擁有應(yīng)對(duì)類似福島的超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故的能力，具備三代核電的主要安全特征。本文對(duì)福島核事故后以二代加核電為基礎(chǔ)進(jìn)行改進(jìn)形成的ACPR1000技術(shù)方案的研發(fā)過(guò)程及改進(jìn)后的技術(shù)特點(diǎn)進(jìn)行了介紹。

1 背景

日本福島核事故發(fā)生后，全球的核電生產(chǎn)國(guó)家都在開展核安全大檢查或自查分析工作。我國(guó)國(guó)務(wù)院也發(fā)布了核電“國(guó)四條”：對(duì)核設(shè)施進(jìn)行全面安全檢查；加強(qiáng)運(yùn)行核設(shè)施的安全管理；全面審查在建核電廠；嚴(yán)格審批新上核電項(xiàng)目。至此，我國(guó)的核電發(fā)展進(jìn)入了相對(duì)的緩慢時(shí)期。 “十二五”期間的后福島時(shí)代，我國(guó)三代AP1000關(guān)鍵技術(shù)引進(jìn)落地面臨重重困難(當(dāng)時(shí)的主泵問(wèn)題遲遲得不到解決)，AP1000示范工程建設(shè)進(jìn)度達(dá)不到預(yù)期目標(biāo)；二代加核電技術(shù)在福島核事故之后又面臨公眾及政府對(duì)其安全水平方面的質(zhì)疑，政府面臨既難以確定立即大規(guī)模上馬三代核電技術(shù)又對(duì)二代加核電技術(shù)存疑的進(jìn)退兩難的局面。

為了推動(dòng)中國(guó)核電建設(shè)在“十二五”后期的可持續(xù)發(fā)展，中國(guó)廣核集團(tuán)提出提高現(xiàn)有二代加核電堆型的安全性，通過(guò)在頂層制定研發(fā)目標(biāo)(如堆芯損壞頻率CDF<1×10-5/堆·年，大量放射性物質(zhì)釋放頻率LRF<1×10-6/堆·年，具有完善的嚴(yán)重事故預(yù)防和緩解措施)，并基于現(xiàn)有二代加核電工程技術(shù)方案，從繼承和發(fā)展的角度，運(yùn)用確定論與概率論并重的安全分析方法，對(duì)現(xiàn)有二代加核電技術(shù)方案制定批量改造的一攬子解決方案，重點(diǎn)加強(qiáng)核電機(jī)組的嚴(yán)重事故預(yù)防和緩解能力，形成安全性和可靠性更高的ACPR1000技術(shù)方案。

2 研發(fā)目標(biāo)、思路及流程

改進(jìn)研發(fā)目標(biāo)是在現(xiàn)有二代加核電工程技術(shù)方案的基礎(chǔ)上系統(tǒng)地提出二代加核電廠批量改造方案，確保核電機(jī)組滿足《福島事故后核電廠改進(jìn)行動(dòng)通用技術(shù)要求(試行)》，滿足《核安全與放射性污染防治“十二五”規(guī)劃及2020年遠(yuǎn)景目標(biāo)》中要求的新建核電機(jī)組具備較完善的嚴(yán)重事故預(yù)防和緩解措施，每堆·年發(fā)生嚴(yán)重堆芯損壞事件的頻率(CDF)低于十萬(wàn)分之一，每堆·年發(fā)生大量放射性物質(zhì)釋放事件的頻率(LRF)低于百萬(wàn)分之一。

改進(jìn)研發(fā)整體思路是根據(jù)福島核事故經(jīng)驗(yàn)反饋，按照縱深防御的安全設(shè)計(jì)理念，重點(diǎn)研究加強(qiáng)二代加核電廠應(yīng)對(duì)超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故的能力，包括加強(qiáng)應(yīng)對(duì)極端外部災(zāi)害(地震和水淹)的能力，加強(qiáng)超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)下電源和水源的保障能力，加強(qiáng)嚴(yán)重事故的預(yù)防和緩解能力；加強(qiáng)應(yīng)急及環(huán)境監(jiān)測(cè)能力。

研發(fā)流程是基于現(xiàn)有二代加核電廠工程技術(shù)方案，根據(jù)總體研發(fā)目標(biāo)和原則，在頂層系統(tǒng)地開展了與福島核事故后核安全監(jiān)管新要求的一致性分析工作、概率安全評(píng)價(jià)及總體安全評(píng)價(jià)工作、日本福島核事故經(jīng)驗(yàn)反饋工作、安全分析報(bào)告審評(píng)遺留共性問(wèn)題解決、國(guó)際同行的經(jīng)驗(yàn)反饋、以及與歐洲用戶要求(EUR)及美國(guó)用戶要求(URD)的對(duì)標(biāo)工作。針對(duì)其中存在的薄弱環(huán)節(jié)提出改進(jìn)方向，并進(jìn)行改進(jìn)的可行性研究、方案論證及初步布置設(shè)計(jì)，形成最終方案并確保安全目標(biāo)實(shí)現(xiàn)。

本項(xiàng)工作的研發(fā)流程見下圖，研發(fā)主要旨在提高核電廠超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)下防水淹設(shè)計(jì)能力、強(qiáng)化超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)下冷源的可靠性、超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)下電源的可靠性、嚴(yán)重事故的預(yù)防和緩解、事故后堆芯中長(zhǎng)期排熱以及應(yīng)急指揮及事故后監(jiān)測(cè)，并在此方面實(shí)施了大量設(shè)計(jì)改進(jìn)，經(jīng)確定論及概率論安全評(píng)估，ACPR1000整體安全水平得到了顯著的提高。

圖1 研發(fā)流程Fig.1 Process of R&D

3 ACPR1000技術(shù)方案的設(shè)計(jì)特點(diǎn)

3.1 加強(qiáng)了應(yīng)對(duì)超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)極端外部災(zāi)害的能力

(1)加強(qiáng)了抵御超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)地震的能力

目前我國(guó)在役在建的二代加核電廠抗震設(shè)計(jì)均采用0.2g的基準(zhǔn)地震動(dòng)峰值水平加速度。福島核事故發(fā)生后，核安全局要求核電廠必須開展抗震裕量分析(SMA)工作，以評(píng)價(jià)核電廠應(yīng)對(duì)超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)地震的風(fēng)險(xiǎn)。福島核事故前，美國(guó)、日本和加拿大開展過(guò)核電廠的抗震裕量評(píng)價(jià)工作，具備一定的經(jīng)驗(yàn)，但在我國(guó)尚屬首次。

圖2 抗震縱深防御流程Fig.2 Seismic defense-in-depth- process

本方案對(duì)二代加核電廠進(jìn)行設(shè)計(jì)審查地震為0.3g的抗震裕量分析，采用高置信度低失效概率值識(shí)別抗震設(shè)計(jì)薄弱環(huán)節(jié)，并提出改進(jìn)措施。這是國(guó)內(nèi)首批將SMA識(shí)別出的薄弱環(huán)節(jié)用于在建核電廠實(shí)施實(shí)體改進(jìn)。如連接廠房和電氣廠房的砌體墻、設(shè)備冷卻水系統(tǒng)波動(dòng)箱等進(jìn)行抗震加固；反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)支撐結(jié)構(gòu)進(jìn)行改進(jìn)都顯著提升了主系統(tǒng)的抗震能力。通過(guò)上述改進(jìn)在整體提高了陽(yáng)江核電廠抵御超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)地震的能力。

(2)加強(qiáng)了超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)下防水淹的能力

首次制定了超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)下的防御標(biāo)準(zhǔn)，保守性大大加強(qiáng)。

福島核事故災(zāi)難主要來(lái)于地震引發(fā)海嘯造成的水淹影響。因此，水淹是福島核事故重要經(jīng)驗(yàn)反饋。對(duì)于水淹的防護(hù)，二代加核電廠均設(shè)置了陸域洪水和海域洪水防護(hù)措施。經(jīng)評(píng)估現(xiàn)有的設(shè)計(jì)能夠滿足最大設(shè)計(jì)基準(zhǔn)洪水位(DBF)和最大可能降雨(PMP)的設(shè)計(jì)基準(zhǔn)要求。但對(duì)于發(fā)生高潮位疊加暴雨或地震疊加暴雨等的超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)組合工況考慮不足。

本方案重點(diǎn)研究多重外部災(zāi)害疊加的影響。根據(jù)我國(guó)外海特點(diǎn)，海域洪水疊加海嘯的影響較小，因此本方案重點(diǎn)考慮陸域洪水組合。研究確定考慮發(fā)生DBF水位時(shí)造成廠區(qū)排水頂托時(shí)(排水不暢，與地震導(dǎo)致排水管網(wǎng)損壞疊加暴雨類似)廠區(qū)發(fā)生千年一遇暴雨的超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)組合工況作為防外部水淹的標(biāo)準(zhǔn)，此種組合非常保守，發(fā)生概率低于10-8。據(jù)此標(biāo)準(zhǔn)，本方案對(duì)陽(yáng)江核電廠5、6號(hào)機(jī)組核島廠房外門、廊道與核島廠房接口、廊道在廠區(qū)的通風(fēng)孔等容易進(jìn)水的地方進(jìn)行了全面的防水淹封堵，確保在極端情況下核島廠房不會(huì)發(fā)生水淹。

3.2 加強(qiáng)了超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)下電源的保障能力，確保事故后72小時(shí)的供電

電源保障能力是確保能動(dòng)式核電廠堆芯長(zhǎng)期持續(xù)排熱的必要條件。根據(jù)福島事故的經(jīng)驗(yàn)教訓(xùn)，本方案重點(diǎn)對(duì)電源抵抗極端外部災(zāi)害的能力、電源的共模失效、預(yù)防和緩解超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故電源的能力及可靠性進(jìn)行研究。

(1)加強(qiáng)SBO柴油發(fā)電機(jī)的供電能力，確保長(zhǎng)期穩(wěn)定持續(xù)排出堆芯熱量

現(xiàn)有二代加核電廠除配置正常和應(yīng)急廠外電源(500 kV/220 kV主輔外電源)、廠內(nèi)電源(汽輪發(fā)電機(jī)組)、應(yīng)急電源(2臺(tái)應(yīng)急柴油發(fā)電機(jī)組)外，還配置了應(yīng)對(duì)超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故的水壓試驗(yàn)泵柴油發(fā)電機(jī)組(小LLS柴油發(fā)電機(jī))。但小LLS柴油發(fā)電機(jī)組供電能力有限，除確保主泵軸封冷卻外，僅能用于必要測(cè)控功能，不能滿足堆芯長(zhǎng)期持續(xù)排熱的需求。根據(jù)分析，本方案對(duì)二代加核電廠制定了LLS自動(dòng)補(bǔ)給油料的改進(jìn)，在廠區(qū)建立燃油補(bǔ)給中心，確保最低72小時(shí)的供電需求，為恢復(fù)外電源爭(zhēng)取更多時(shí)間。針對(duì)新建核電機(jī)組考慮設(shè)置大容量的SBO柴油發(fā)電機(jī)組代替小LLS柴油發(fā)電機(jī)組，以確保在超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)工況下具備長(zhǎng)期向安全設(shè)備供電的能力，保證堆芯的長(zhǎng)期持續(xù)穩(wěn)定排熱。此外，為防止共模失效，SBO柴油發(fā)電機(jī)組采用與應(yīng)急柴油機(jī)不同的廠家產(chǎn)品，同時(shí)相對(duì)應(yīng)急柴油發(fā)電機(jī)組的設(shè)計(jì)要求，進(jìn)一步提高了SBO柴油發(fā)電機(jī)組防御地震和防御外部水淹的能力。

(2)設(shè)置嚴(yán)重事故專用不間斷電源(UPS)，加強(qiáng)嚴(yán)重事故后的監(jiān)測(cè)和控制功能

根據(jù)縱深防御的安全理念，在廠內(nèi)所有固有的交流電源喪失時(shí)，考慮設(shè)置嚴(yán)重事故專用處理機(jī)柜及蓄電池，以確保必要的監(jiān)測(cè)和控制功能來(lái)預(yù)防和緩解嚴(yán)重事故。本方案研發(fā)了嚴(yán)重事故專用機(jī)柜和專用的UPS電源，強(qiáng)化了嚴(yán)重事故的預(yù)防和緩解能力。

(3)廠區(qū)設(shè)置可移動(dòng)電源車，確保極端事故工況下事故的緩解能力

為應(yīng)對(duì)在極端外部災(zāi)害情況下，廠內(nèi)所有應(yīng)急電源系統(tǒng)發(fā)生共模失效的風(fēng)險(xiǎn)，本方案在廠區(qū)增設(shè)了6.6 kV和380 kV移動(dòng)式應(yīng)急電源車及移動(dòng)電源車接口。在廠內(nèi)固有的交流及直流電源全部喪失后，利用可移動(dòng)電源車進(jìn)行供電，以緩解事故的后果，避免重大事故的發(fā)生。供電的縱深防御層次設(shè)計(jì)如圖3所示。

圖3 供電縱深防御流程Fig.3 DDefense-in-depth process of power supply

3.3 加強(qiáng)了超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)下水源的保障能力，確保事故后堆芯和乏燃料水池冷卻的供水

水源保障能力是核電廠堆芯和乏燃料水池持續(xù)冷卻的必要條件。福島核電廠在地震和水淹發(fā)生后，喪失了正常和應(yīng)急冷卻能力，不得不啟用海水進(jìn)行冷卻。根據(jù)福島核事故的經(jīng)驗(yàn)反饋，提高核電廠的冷源保障能力是非常必要的。

根據(jù)核安全縱深防御的設(shè)計(jì)原則，本方案對(duì)二代加核電廠一回路、二回路、三回路(海水回路)的冷卻能力及水源保障情況進(jìn)行了系統(tǒng)的研究，重點(diǎn)加強(qiáng)了二代加核電廠應(yīng)對(duì)超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)部分的冷源保障能力。

對(duì)于每一個(gè)回路，為了確保冷卻能力，需要保證有足夠的水裝量(或水源)。海水回路由于是開放式水源，不存在補(bǔ)水的問(wèn)題。對(duì)于一回路和二回路需要考慮補(bǔ)水的設(shè)計(jì)。補(bǔ)水應(yīng)按照縱深防御的原則進(jìn)行設(shè)計(jì)，最終應(yīng)能應(yīng)對(duì)超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故，預(yù)防或緩解堆芯熔化。

(1)對(duì)二回路補(bǔ)水縱深防御策略進(jìn)行研究，制定了在超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)下二回路有效的補(bǔ)水/注水措施，確保在極端情況下通過(guò)二次側(cè)排出堆芯熱量

二回路補(bǔ)水應(yīng)按照縱深防御的原則進(jìn)行設(shè)計(jì)。正常情況下由啟動(dòng)給水系統(tǒng)、主給水流量控制系統(tǒng)為二回路提供補(bǔ)水及進(jìn)行水量控制；應(yīng)急情況下由應(yīng)急(或輔助)給水系統(tǒng)(ASG)為二回路補(bǔ)水。應(yīng)急給水系統(tǒng)應(yīng)能夠在一定的時(shí)間有效的冷卻堆芯，將反應(yīng)堆帶入安全狀態(tài)。

本方案重點(diǎn)加強(qiáng)了應(yīng)對(duì)超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)工況下水源保障能力。在正常補(bǔ)水、應(yīng)急補(bǔ)水都喪失的超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)工況下，考慮二回路臨時(shí)補(bǔ)水設(shè)施，為此研發(fā)了二次側(cè)臨時(shí)補(bǔ)水(為ASG水箱補(bǔ)水)和向蒸汽發(fā)生器直接注水改進(jìn)。臨時(shí)補(bǔ)水設(shè)施可確保在一回路自然循環(huán)有效的條件下，通過(guò)二回路能夠有效冷卻堆芯，在中長(zhǎng)期階段帶走堆芯余熱。

(2)對(duì)一回路補(bǔ)水縱深防御策略進(jìn)行研究，制定了在超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)下一回路的補(bǔ)水/注水措施，確?？赏ㄟ^(guò)操縱員對(duì)一回路實(shí)施充排操作以排出堆芯熱量

在二回路冷卻喪失的情況下，核電廠將不得不單獨(dú)利用一回路對(duì)堆芯進(jìn)行冷卻。對(duì)于二代加核電廠，利用一回路對(duì)堆芯進(jìn)行冷卻需要考慮充排措施(Feed-and-Bleed)，需確保有足夠的水量能夠注入堆芯，同時(shí)還有考慮安全殼的降壓和冷卻功能。

一回路補(bǔ)水也是按照縱深防御的原則進(jìn)行設(shè)計(jì)，正常情況下通過(guò)化學(xué)和容積控制系統(tǒng)的上充和下泄功能維持一回路的水裝量恒定。應(yīng)急情況下將進(jìn)入縱深防御的第二層次，啟動(dòng)安全注射系統(tǒng)為堆芯補(bǔ)水，以有效冷卻堆芯。

本方案重點(diǎn)研究應(yīng)對(duì)超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)工況下一回路水源的保障能力。在一回路的正常補(bǔ)水、應(yīng)急補(bǔ)水都喪失的超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)工況下，考慮一回路臨時(shí)補(bǔ)水和注水設(shè)施，為此本方案研發(fā)了一次側(cè)臨時(shí)補(bǔ)水(為換料PTR水箱補(bǔ)水)和直接向堆芯注水改進(jìn)，通過(guò)己有的應(yīng)急補(bǔ)水管線為一回路進(jìn)行臨時(shí)補(bǔ)水和注水。臨時(shí)補(bǔ)水和注水設(shè)施確保一回路具有足夠的水裝量，能夠再淹沒堆芯和帶走堆芯余熱功能。

(3)設(shè)置了多樣化熱阱，確保在類似福島事故工況下可有效長(zhǎng)期排出安全殼內(nèi)的熱量。

根據(jù)福島核事故的經(jīng)驗(yàn)，在喪失外部熱阱時(shí)，單純向一回路注水，熱量還是保留在安全殼內(nèi)，需要考慮將熱量排出安全殼。為此，本方案針對(duì)二代加核電廠研發(fā)了安全殼及乏燃料水池事故后中長(zhǎng)期排熱系統(tǒng)，在喪失最終熱阱的超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故工況下，通過(guò)多樣化的熱阱(機(jī)械通風(fēng)冷卻塔)安全地將堆芯和乏燃料水池的余熱長(zhǎng)期導(dǎo)出安全殼外，確保反應(yīng)堆堆芯和乏池的安全。本方案解決了在類似福島的全廠斷電疊加喪失最終熱阱的事故工況下的水源的保障能力，以及堆芯和乏池長(zhǎng)期排熱問(wèn)題。

(4)對(duì)乏池補(bǔ)水縱深防御的策略進(jìn)行研究，制定了超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)下的乏池補(bǔ)水措施，確保乏池在極端情況下的有效冷卻

二代加核電廠在設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故下不考慮乏燃料水池冷卻系統(tǒng)的完全喪失，因此水池不會(huì)沸騰，蒸發(fā)損失也不顯著，僅需提供抗SSE地震補(bǔ)水源即可。在超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故下，諸如完全喪失冷鏈(TLOCC)，全廠斷電(SBO)，外部水淹等共模事故，以及乏燃料水池冷卻系統(tǒng)本身的機(jī)械電氣等故障，乏燃料水池將喪失正常冷卻能力。

針對(duì)上述事故工況，本方案對(duì)乏燃料水池補(bǔ)水進(jìn)行了研究。在乏池正常補(bǔ)水、應(yīng)急補(bǔ)水都喪失的情況下，本項(xiàng)目設(shè)置了乏池臨時(shí)補(bǔ)水設(shè)施，并對(duì)乏池液位和溫度監(jiān)測(cè)進(jìn)行了改進(jìn)，確保在應(yīng)急情況下能夠有效補(bǔ)水，即補(bǔ)水速率需滿足水池的蒸發(fā)損失，保證燃料組件的淹沒。超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故發(fā)生時(shí)，補(bǔ)水速率按照機(jī)組狀態(tài)對(duì)乏燃料水池最不利的情況進(jìn)行考慮，即異常工況的完全卸料模式，此時(shí)乏燃料水池的熱負(fù)荷最大，對(duì)應(yīng)的蒸發(fā)損失也最大。冷卻縱深防御層次設(shè)計(jì)如圖4所示。

圖4 冷卻縱深防御流程Fig.4 Defense-in-depth process of cooling

3.4 加強(qiáng)嚴(yán)重事故預(yù)防和緩解能力

本方案對(duì)核電廠可能發(fā)生的類似福島極端事故工況進(jìn)行策略研究分析。針對(duì)極端自然災(zāi)害可能導(dǎo)致的核電廠安全功能失效：?jiǎn)适ё罱K熱阱+喪失廠外電+喪失應(yīng)急柴油機(jī)等，并疊加考慮重要系統(tǒng)/設(shè)備的失效，對(duì)二代加核電廠嚴(yán)重事故應(yīng)對(duì)體系進(jìn)行“壓力測(cè)試”，并針對(duì)嚴(yán)重事故預(yù)防和緩解的薄弱環(huán)節(jié)提出了有針對(duì)性的改進(jìn)，有效提升了核電廠應(yīng)對(duì)嚴(yán)重事故的能力：

(1)增強(qiáng)嚴(yán)重事故預(yù)防能力

1)加強(qiáng)了超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)下的供電能力

新增后備柴油發(fā)電機(jī)組(一機(jī)一臺(tái))、嚴(yán)重事故機(jī)柜專用UPS電源、移動(dòng)電源及接口、燃油儲(chǔ)備中心，可滿足全廠斷電、完全喪失交流電等極端工況的供電需求，從而維持反應(yīng)堆堆芯和乏燃料的冷卻。

2)加強(qiáng)了超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)下的冷卻手段

新增二次側(cè)臨時(shí)補(bǔ)水和注水、水源優(yōu)化設(shè)計(jì)及安全殼及乏池中長(zhǎng)期排熱系統(tǒng)，為固有的輔助給水系統(tǒng)、換料水箱、設(shè)備冷卻水系統(tǒng)、廠用水系統(tǒng)等提供可靠備用，增強(qiáng)極端事故工況下反應(yīng)堆堆芯和乏池的注水、補(bǔ)水及冷卻能力。

3)加強(qiáng)了薄弱環(huán)節(jié)的改進(jìn)

新增乏燃料水池溫度和液位監(jiān)測(cè)改進(jìn)、增加儀控多樣化驅(qū)動(dòng)系統(tǒng)(DAS)，增強(qiáng)極端事故工況下的監(jiān)控手段；新增主泵靜態(tài)軸封系統(tǒng)、增設(shè)堆頂事故排氣系統(tǒng)，增強(qiáng)核電廠自然循環(huán)能力；新增安注安噴互為備用改進(jìn)、ATWS保護(hù)信號(hào)改進(jìn)、SGTR工況下防止SG滿溢改進(jìn)、RCV軸封回流管線設(shè)計(jì)壓力提升，增強(qiáng)事故應(yīng)對(duì)的薄弱環(huán)節(jié)。

(2)增強(qiáng)嚴(yán)重事故緩解能力

針對(duì)嚴(yán)重事故過(guò)程中可能威脅安全殼屏障的重要機(jī)理現(xiàn)象，均設(shè)置了相應(yīng)的系統(tǒng)及設(shè)備。增加了嚴(yán)重事故專用卸壓閥預(yù)防高壓熔堆；設(shè)置堆腔注水系統(tǒng)保證了極端事故下反應(yīng)堆壓力容器完整性，防止堆芯熔融物與安全殼底板發(fā)生熔融反應(yīng)；改進(jìn)安全殼過(guò)濾排放系統(tǒng)，滿足雙堆同時(shí)緩解事故的需要，并提升系統(tǒng)抗震能力；增設(shè)了嚴(yán)重事故處理專用機(jī)柜及儀表監(jiān)測(cè)系統(tǒng)，并配置大容量UPS電源確保喪失交流電的情況下核電廠有效的監(jiān)測(cè)和控制功能；設(shè)置非能動(dòng)氫氣復(fù)合器及氫氣濃度連續(xù)監(jiān)測(cè)儀表系統(tǒng)可有效預(yù)防和緩解氫氣風(fēng)險(xiǎn)；進(jìn)行嚴(yán)重事故下設(shè)備的可用性及可達(dá)性分析，編制全范圍嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則對(duì)嚴(yán)重事故進(jìn)行有效的緩解和管理等。本方案具備完善的嚴(yán)重事故預(yù)防和緩解措施，可以確保在嚴(yán)重事故下堆芯熔融物有效冷卻和安全殼的完整性。

本方案對(duì)二代加核電廠嚴(yán)重事故應(yīng)對(duì)體系進(jìn)行了完整的分析評(píng)估，通過(guò)實(shí)施相關(guān)的改進(jìn)對(duì)二代加核電廠各個(gè)層次的“縱深防御”屏障進(jìn)行了有效的強(qiáng)化，從而全面滿足核安全法規(guī)中對(duì)于核電廠嚴(yán)重事故應(yīng)對(duì)能力的要求。

3.5 加強(qiáng)環(huán)境監(jiān)測(cè)及應(yīng)急的研究

福島核事故后的經(jīng)驗(yàn)反饋指出：事故后快速恢復(fù)環(huán)境監(jiān)測(cè)設(shè)施的監(jiān)測(cè)功能顯得非常重要。本方案對(duì)環(huán)境監(jiān)測(cè)設(shè)施現(xiàn)有設(shè)計(jì)方案制定了改進(jìn)措施，包括對(duì)環(huán)境實(shí)驗(yàn)室、環(huán)境輻射水平及氣象連續(xù)監(jiān)測(cè)站(KRS站點(diǎn))、KRS中央站、環(huán)境監(jiān)測(cè)車等進(jìn)行改進(jìn)，提高事故工況下環(huán)境監(jiān)測(cè)的有效性。改進(jìn)方案提出的增加布點(diǎn)及KRS站點(diǎn)失效的替代方案被國(guó)家核安全局發(fā)布的通用技術(shù)要求采納，KRS站點(diǎn)失效的替代方案是首次將便攜式γ劑量率監(jiān)測(cè)設(shè)備通過(guò)臨時(shí)組網(wǎng)的方式用于核電廠環(huán)境監(jiān)測(cè)，在國(guó)內(nèi)屬于首創(chuàng)。

根據(jù)福島核事故經(jīng)驗(yàn)反饋，應(yīng)急指揮中心是發(fā)生嚴(yán)重事故時(shí)電廠人員居留的重要場(chǎng)所，必須確保其可用性和可居留性。本方案研究提出抗震設(shè)計(jì)和隔震設(shè)計(jì)兩條技術(shù)路線，針對(duì)兩條不同的技術(shù)路線研發(fā)了設(shè)備、管道抗震計(jì)算和設(shè)計(jì)的方法?？拐鹪O(shè)計(jì)方案已在陽(yáng)江、臺(tái)山核電廠應(yīng)用；隔震設(shè)計(jì)已在防城港核電廠中成功應(yīng)用。隔震設(shè)計(jì)也為核電廠其他子項(xiàng)開辟出另外一條提高抗震的路徑，在國(guó)內(nèi)核電廠是首次應(yīng)用。

4 結(jié)束語(yǔ)

中國(guó)廣核集團(tuán)積極響應(yīng)國(guó)家的核安全要求，同時(shí)本著對(duì)國(guó)家、社會(huì)、公司和員工負(fù)責(zé)的態(tài)度，基于現(xiàn)有的二代加核電技術(shù)方案提出了更高的安全要求，通過(guò)開展評(píng)估、研發(fā)、設(shè)計(jì)改進(jìn)工作，重點(diǎn)加強(qiáng)了嚴(yán)重事故的預(yù)防和緩解能力，進(jìn)一步提高了現(xiàn)有堆型的安全性，形成了安全性和可靠性更高的ACPR1000技術(shù)方案。ACPR1000技術(shù)方案已經(jīng)在陽(yáng)江核電廠建設(shè)并運(yùn)行。經(jīng)國(guó)家核安全局審查確認(rèn)陽(yáng)江核電廠5、6號(hào)機(jī)組采用的ACPR1000技術(shù)方案是在陽(yáng)江核電廠3、4號(hào)機(jī)組的基礎(chǔ)上，運(yùn)用概率安全分析方法，考慮福島核事故經(jīng)驗(yàn)，采取合理可行的改進(jìn)措施，加強(qiáng)了嚴(yán)重事故預(yù)防和緩解能力，具有更高的安全性和可靠性。陽(yáng)江核電廠5、6號(hào)機(jī)組滿足《核動(dòng)力廠設(shè)計(jì)安全規(guī)定》(HAF102—2004)、《福島事故后核電廠改進(jìn)行動(dòng)通用技術(shù)要求(試行)》，能夠滿足了《核安全與放射性污染防治“十二五”規(guī)劃及2020年遠(yuǎn)景目標(biāo)》的概率安全目標(biāo)(堆芯損傷頻率小于十萬(wàn)分之一，大規(guī)模放射性物質(zhì)釋放頻率小于百萬(wàn)分之一)的要求。同時(shí)，ACPR1000技術(shù)方案也為在役在建二代加核電機(jī)組的改造提供重要的參考。