邰 　江

（中國(guó)核電工程有限公司，北京 100840）

“華龍一號(hào)”安全特性分析

邰 江

（中國(guó)核電工程有限公司，北京 100840）

“華龍一號(hào)”采用177組先進(jìn)燃料組件、先進(jìn)的堆芯測(cè)量系統(tǒng)和反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)，提高了核電廠的固有安全性和堆芯熱工裕量。在系統(tǒng)設(shè)計(jì)方面，配置了能動(dòng)和非能動(dòng)相結(jié)合的安全系統(tǒng)，核電機(jī)組具有完善的超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故、嚴(yán)重事故應(yīng)對(duì)措施?！叭A龍一號(hào)”采用單堆布置、雙層安全殼，實(shí)現(xiàn)了布置優(yōu)化和實(shí)體隔離，有效降低了安全系統(tǒng)共模失效問(wèn)題。這些設(shè)計(jì)使得“華龍一號(hào)”安全性達(dá)到了三代核電技術(shù)的先進(jìn)水平。

“華龍一號(hào)”；安全特性；能動(dòng)系統(tǒng)；非能動(dòng)系統(tǒng)；單堆布置

“華龍一號(hào)”是中核集團(tuán)和中廣核集團(tuán)在我國(guó)30余年核電科研、設(shè)計(jì)、制造、建設(shè)和運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)基礎(chǔ)上，充分借鑒國(guó)際三代核電技術(shù)先進(jìn)理念，采用國(guó)際最高安全標(biāo)準(zhǔn)研發(fā)設(shè)計(jì)的三代核電機(jī)型。本文從反應(yīng)堆設(shè)計(jì)、系統(tǒng)設(shè)計(jì)、廠房設(shè)計(jì)等方面闡述了“華龍一號(hào)”的安全特性。

1　反應(yīng)堆設(shè)計(jì)

1.1采用177組先進(jìn)燃料組件

“華龍一號(hào)”采用先進(jìn)燃料組件，將堆芯燃料組件數(shù)量從M310機(jī)組的157組增加到177組，在提高堆芯額定功率的同時(shí)，降低了平均線功率密度，既增加了核電廠的發(fā)電能力，又提高了電廠運(yùn)行的安全裕量（堆芯熱工裕量大于15%）。圖1為“華龍一號(hào)”反應(yīng)堆堆芯布置圖，圖2為燃料組件示意圖。

1.2先進(jìn)堆芯測(cè)量系統(tǒng)

先進(jìn)堆芯測(cè)量系統(tǒng)包括堆芯中子通量測(cè)量子系統(tǒng)、堆芯溫度測(cè)量子系統(tǒng)、堆芯水位測(cè)量子系統(tǒng)、堆芯在線監(jiān)測(cè)子系統(tǒng)等。

堆芯中子通量測(cè)量子系統(tǒng)從堆頂插入堆芯，并固定在堆芯的自給能中子探測(cè)器上，實(shí)時(shí)測(cè)量并計(jì)算堆芯中子通量分布，為堆芯在線監(jiān)測(cè)系統(tǒng)提供堆芯三維功率分布等計(jì)算輸入數(shù)據(jù)。

堆芯溫度測(cè)量采用熱電偶進(jìn)行連續(xù)測(cè)量，改進(jìn)的堆芯中子通量測(cè)點(diǎn)布置與熱電偶測(cè)點(diǎn)重合。為減少反應(yīng)堆堆頂貫穿件數(shù)量，優(yōu)化堆頂儀表導(dǎo)向和支撐結(jié)構(gòu)設(shè)計(jì)，堆芯熱電偶與自給能中子探測(cè)器組合成探測(cè)器組件。

由于取消了反應(yīng)堆底部貫穿件，無(wú)法采用差壓法測(cè)量反應(yīng)堆壓力容器的水位，必須采用新的測(cè)量方法從堆頂進(jìn)行直接測(cè)量。利用水和水蒸氣的物性參數(shù)存在較大差別來(lái)判斷汽水分界面，從而實(shí)現(xiàn)離散的堆芯水位測(cè)量。

采用堆內(nèi)自給能探測(cè)器信號(hào)的堆芯在線監(jiān)測(cè)系統(tǒng)能夠更精確地計(jì)算堆內(nèi)的功率分布、線功率密度和DNBR，能準(zhǔn)確直觀地描述堆芯的運(yùn)行狀況供操縱員使用，從而更有效地防止燃料棒線功率密度超限和發(fā)生偏離飽和沸騰，確保燃料組件的完整性，從而提高核電廠的安全性。圖3為堆芯測(cè)量系統(tǒng)示意圖。

1.3反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)設(shè)計(jì)

反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)主要從以下幾方面提高安全性能：

1）由于堆芯額定功率和NSSS額定熱功率增加，因此在設(shè)計(jì)中選用換熱面積增大的ZH65型蒸汽發(fā)生器，在保證堆芯安全裕量的前提下，進(jìn)一步提高電廠額定功率。

2）穩(wěn)壓器的總?cè)莘e增大到51 m3，提高穩(wěn)壓器的比容積，在系統(tǒng)升溫、負(fù)荷階躍變化、甩負(fù)荷等工況下，更好地補(bǔ)償壓力波動(dòng)，提高系統(tǒng)的運(yùn)行穩(wěn)定性。

3）由穩(wěn)壓器上部引出快速卸壓管道，分成兩個(gè)系列，每個(gè)系列由1臺(tái)電動(dòng)閘閥和1臺(tái)電動(dòng)截止閥組成，兩個(gè)系列的快速卸壓管線都排放到穩(wěn)壓器頂部的排放環(huán)管上，通過(guò)穩(wěn)壓器排放管排放到穩(wěn)壓器卸壓箱。圖4為穩(wěn)壓器快速卸壓示意圖。

圖1　反應(yīng)堆堆芯布置圖Fig.1　The configuration of reactor core

圖2　燃料組件示意圖Fig.2　The fuel assembly

圖3　堆芯測(cè)量系統(tǒng)示意圖Fig.3　The in-core instrumentation

4）加強(qiáng)了低溫工況的超壓保護(hù)措施，增加了穩(wěn)壓器安全閥提供低溫超壓保護(hù)。

圖4　穩(wěn)壓器快速卸壓示意圖Fig.4　 Fast depressurization system for the RCS

5）目前，國(guó)內(nèi)運(yùn)行和在建壓水堆核電廠在中LOCA（反應(yīng)堆冷卻劑喪失）事故情況下必須依靠操縱員手動(dòng)停運(yùn)主泵來(lái)緩解事故后果。為解決此問(wèn)題，設(shè)計(jì)考慮增加中破口失水事故下自動(dòng)停運(yùn)反應(yīng)堆冷卻劑泵信號(hào)——反應(yīng)堆冷卻劑泵的壓差低信號(hào)與安注信號(hào)符合；降低冷卻劑喪失速率，緩解事故后果，同時(shí)增加操作員應(yīng)對(duì)事故的準(zhǔn)備時(shí)間，減少事故過(guò)程中人因的影響。

6）壓力容器高位排氣系統(tǒng)具有以下功能：①在停堆維修和換料前、后，反應(yīng)堆壓力容器頂部的正常排氣；②在事故后期，針對(duì)大量積聚在壓力容器頂部的非凝結(jié)性氣體，在主控制室由操作員手動(dòng)操作將氣體排放到穩(wěn)壓器卸壓箱中去，從而防止這些非凝結(jié)性氣體對(duì)反應(yīng)堆堆芯傳熱的影響，防止堆芯熔化。

7）在全廠斷電的事故下，無(wú)需啟動(dòng)主泵軸封水注入系統(tǒng)，可以保持主泵密封，防止SBO事故下出現(xiàn)一回路LOCA事故，全廠斷電工況下72 h內(nèi)軸密封能夠保持邊界完整。

2　系統(tǒng)設(shè)計(jì)

2.1采用能動(dòng)和非能動(dòng)相結(jié)合的設(shè)計(jì)理念

采用了確定論與概率論相結(jié)合的分析方法，在系統(tǒng)全面地開(kāi)展事故分析基礎(chǔ)上，采用風(fēng)險(xiǎn)指引的概率安全分析技術(shù)來(lái)支持設(shè)計(jì)決策，確定了“華龍一號(hào)”的系統(tǒng)設(shè)計(jì)總體方案。

全面平衡地貫徹了核安全縱深防御設(shè)計(jì)原則和設(shè)計(jì)可靠性原則，創(chuàng)新性地采用“能動(dòng)與非能動(dòng)相結(jié)合的安全設(shè)計(jì)理念”。能動(dòng)安全系統(tǒng)是高效的、經(jīng)過(guò)工程驗(yàn)證的。非能動(dòng)安全系統(tǒng)可以有效應(yīng)對(duì)動(dòng)力源喪失，以非能動(dòng)安全系統(tǒng)作為能動(dòng)安全系統(tǒng)的補(bǔ)充，可在保證技術(shù)成熟性的同時(shí)，大幅提高安全性。

圖5為核島安全系統(tǒng)示意圖。紅色為能動(dòng)安全系統(tǒng)，包括安全注入系統(tǒng)（安注）、安全殼噴淋系統(tǒng)（安噴）、輔助給水系統(tǒng)；綠色為非能動(dòng)安全系統(tǒng)，包括安全殼消氫系統(tǒng)、非能動(dòng)安全殼熱量導(dǎo)出系統(tǒng)、二次側(cè)余熱排出系統(tǒng)。能動(dòng)非能動(dòng)系統(tǒng)：堆腔注水冷卻系統(tǒng)。

圖5　核島安全系統(tǒng)示意圖Fig.5　 Active and passive safety systems

2.2完善的超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故/嚴(yán)重事故應(yīng)對(duì)措施

對(duì)于超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故和嚴(yán)重事故，設(shè)計(jì)采取的主要措施包括：

1） 針對(duì)氫氣爆燃，設(shè)置了非能動(dòng)氫氣復(fù)合器/氫點(diǎn)火器；

2） 針對(duì)高壓熔堆、安全殼直接加熱，設(shè)置了一回路快速卸壓系統(tǒng)；

3） 針對(duì)事故后長(zhǎng)期安全殼超壓，設(shè)置了安全殼熱量導(dǎo)出系統(tǒng)和安全殼卸壓過(guò)濾排放系統(tǒng)；

4） 針對(duì)安全殼底板融穿，設(shè)置了能動(dòng)+非能動(dòng)堆腔注水冷卻系統(tǒng)；

5） 針對(duì)全廠斷電，設(shè)置了SBO電源+移動(dòng)電源和能動(dòng)+非能動(dòng)二次側(cè)余熱排出系統(tǒng)。

圖6為超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故/嚴(yán)重事故應(yīng)對(duì)措施示意圖。

圖6　超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故/嚴(yán)重事故應(yīng)對(duì)措施示意圖Fig.6　Countermeasures under DBA and BDBA/SA conditions

3　廠房設(shè)計(jì)

3.1單堆布置、實(shí)現(xiàn)布置優(yōu)化和實(shí)體隔離

采用單堆布置，優(yōu)化核島廠房布置方案，更好的實(shí)現(xiàn)實(shí)體隔離，有效降低火災(zāi)、水淹等災(zāi)害帶來(lái)的安全系統(tǒng)共模失效問(wèn)題。另外，單堆布置便于核電廠建造、運(yùn)行和維護(hù)，提高核電廠廠址方案選擇的靈活性。

3.2雙層安全殼

采用雙層安全殼并設(shè)置環(huán)形空間通風(fēng)系統(tǒng)，有利于提高密封性，降低了事故情況下放射性物質(zhì)向環(huán)境釋放的風(fēng)險(xiǎn)，提高電廠安全性，具有更好的廠址適應(yīng)性。內(nèi)殼與外殼功能相對(duì)獨(dú)立，外殼可抵御大型商用飛機(jī)撞擊。圖7為雙層安全殼示意圖。

3.3安全廠房物理隔離

安全廠房分為SL和SR兩個(gè)廠房，通過(guò)連接廠房與反應(yīng)堆廠房相連，對(duì)稱布置。安全廠房中布置的安注、安噴系統(tǒng)兩個(gè)系列在空間上完全隔離，從而實(shí)現(xiàn)了冗余系列的完全實(shí)體隔離。圖8為“華龍一號(hào)”核島廠房示意圖。

圖7　“華龍一號(hào)”雙層安全殼Fig.7　Double containment of “Hualong One”

4　其他安全設(shè)計(jì)

4.1優(yōu)化輻射防護(hù)設(shè)計(jì)，滿足ALARA原則

“華龍一號(hào)”在研發(fā)過(guò)程中，充分汲取了運(yùn)行核電廠的經(jīng)驗(yàn)反饋，降低輻射源，優(yōu)化系統(tǒng)、部件和構(gòu)筑物的設(shè)計(jì)，優(yōu)化廠內(nèi)輻射分區(qū)和系統(tǒng)布置，降低放射性污染的擴(kuò)散，合理組織人流和氣流走向，使工作人員受照保持在合理可行盡量低水平（ALARA）。

考慮事故后的輻射防護(hù)設(shè)計(jì)，降低事故后工作人員為緩解或消除事故后果而需要進(jìn)行相關(guān)的作業(yè)所受的照射。職業(yè)照射劑量目標(biāo)值小于1人·Sv/堆·年，滿足HAD 102/12、GB 18871-2002、GB 6249-2011的要求。

圖8　“華龍一號(hào)”核島廠房示意圖Fig.8　The layout of nuclear island building of “Hualong One”

4.2電源系統(tǒng)

電源系統(tǒng)設(shè)計(jì)主要考慮如下：

1） 設(shè)有兩路獨(dú)立的廠外電源作為外部主電源及輔助電源；

2） 除正常廠內(nèi)交流電源系統(tǒng)以外，廠內(nèi)交流電源系統(tǒng)還包括應(yīng)急柴油發(fā)電機(jī)組；

3） 為應(yīng)對(duì)全廠斷電（SBO），還設(shè)置了SBO電源系統(tǒng)，可在全廠斷電的情況下提供應(yīng)急動(dòng)力供應(yīng)，以確保主控制室的可居留性，必要的通信和照明，以及機(jī)組運(yùn)行所必需的儀控功能；

4） 設(shè)置了直流220 V電源系統(tǒng)以及交流不間斷電源系統(tǒng)。一旦充電器或其交流電源故障，蓄電池組能夠向全部直流負(fù)荷供電至少2 h，向非能動(dòng)系統(tǒng)供電72 h。

4.3儀控系統(tǒng)

采用數(shù)字化儀控系統(tǒng)，儀控系統(tǒng)結(jié)構(gòu)可劃分為4個(gè)獨(dú)立的防御層次：

1層 預(yù)防線：通過(guò)連續(xù)監(jiān)測(cè)和自動(dòng)控制調(diào)節(jié)手段，限制在正常運(yùn)行及正常運(yùn)行瞬態(tài)下發(fā)生事故的風(fēng)險(xiǎn)；

2層 主防御線：通過(guò)設(shè)置狀態(tài)監(jiān)測(cè)，手動(dòng)或自動(dòng)啟動(dòng)應(yīng)對(duì)措施以緩解設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故，將核電廠帶到并維持在安全停堆狀態(tài)；

3層 多樣性防御線：多樣性驅(qū)動(dòng)系統(tǒng)作為反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)的多樣性后備，在反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)軟件共模失效時(shí)，通過(guò)對(duì)重要安全參數(shù)的監(jiān)視以及自動(dòng)或手動(dòng)動(dòng)作，將核電廠帶到可控狀態(tài)；

4層 嚴(yán)重事故防御線：通過(guò)對(duì)重要參數(shù)的監(jiān)測(cè)以及自動(dòng)或手動(dòng)動(dòng)作，緩解嚴(yán)重事故后果，保證既定的安全目標(biāo)不被突破。

4.4提高極端外部事件應(yīng)對(duì)能力

1） 福島事故經(jīng)驗(yàn)反饋?！叭A龍一號(hào)”設(shè)計(jì)充分考慮福島事故的經(jīng)驗(yàn)反饋，采用多樣化手段提高了水壓試驗(yàn)泵電源可靠性、增大蓄電池容量，設(shè)置移動(dòng)臨時(shí)供電措施、增設(shè)應(yīng)急供水設(shè)施、改進(jìn)乏燃料池的冷卻和監(jiān)測(cè)手段、改進(jìn)氫氣監(jiān)測(cè)與控制系統(tǒng)、延長(zhǎng)操縱員不干預(yù)時(shí)間及改進(jìn)嚴(yán)重事故工況下應(yīng)急指揮中心和運(yùn)行支持中心的可居留性和可用性等，增強(qiáng)了極端外部災(zāi)害防護(hù)能力和事故應(yīng)急能力。“華龍一號(hào)”全面滿足《福島核事故后核電廠改進(jìn)行動(dòng)通用技術(shù)要求（試行）》（國(guó)核安發(fā)2012 ［98］號(hào)文）的要求。

2） 抗商用大飛機(jī)撞擊。對(duì)核電廠重要安全相關(guān)物項(xiàng)采用抗商用大飛機(jī)撞擊設(shè)計(jì)，反應(yīng)堆廠房、燃料廠房、電氣廠房采用防大飛機(jī)撞擊外殼（APC殼）進(jìn)行全面防護(hù)。

3） 抗震設(shè)計(jì)能力提高。核島主廠房采用整體底板，核島廠房采用較高的地震輸入標(biāo)準(zhǔn)，地面加速度提高到0.3 g，設(shè)計(jì)譜采用RG1.60譜。抗震設(shè)備按照地面加速度0.3 g開(kāi)展抗震鑒定或分析。

5　結(jié)束語(yǔ)

“華龍一號(hào)”設(shè)計(jì)團(tuán)隊(duì)通過(guò)全面應(yīng)用概率安全分析技術(shù)，開(kāi)展反應(yīng)堆、系統(tǒng)、廠房等核電廠的研發(fā)和設(shè)計(jì)工作，保證了“華龍一號(hào)”概率安全目標(biāo)達(dá)到了三代核電技術(shù)的先進(jìn)水平，其堆芯損壞概率（CDF）和大量放射性釋放概率（LRF）分別達(dá)到低于1×10-6/堆·年和1×10-7/堆·年，并具有極端事件應(yīng)對(duì)能力。

2014年8月22日，國(guó)家能源局和國(guó)家核安全局牽頭舉辦的“華龍一號(hào)”總體技術(shù)方案審查會(huì)議同意“華龍一號(hào)”核電技術(shù)融合方案； 2015年4月15日，國(guó)務(wù)院常務(wù)會(huì)議批準(zhǔn)建設(shè)“華龍一號(hào)”示范工程；2015年5月7日，福清核電工程5、6號(hào)機(jī)組正式開(kāi)工，這標(biāo)志著我國(guó)自主知識(shí)產(chǎn)權(quán)核電技術(shù)跨上了新臺(tái)階，為我國(guó)核電走出去戰(zhàn)略打下了堅(jiān)實(shí)的基礎(chǔ)。

Safety Characteristics of “Hualong One”

TAI Jiang
（China Nuclear Power Engineering Co.，Ltd.，Beijing 100840，China）

The 177 fuel assemblies， advanced in-core instrumentations and reactor coolant system， are adopted in “Hualong One”. The inherent safety of reactor and the thermal margin of reactor core have been improved. Active + passive safety system are used in “Hualong One”， and diverse approaches are available in “Hualong One” to perform safety functions both in DBA and BDBA/SA conditions. Single unit layout and double-shell containment providing physical separation， and reducing interaction between units.These design characteristics meets the latest requirements of third generation PWR.

“Hualong One”；safety characteristics；active safety system；passive safety system；single unit layout

TL48 Article character：A Article ID：1674-1617（2015）04-0293-07

TL48

A

1674-1617（2015）04-0293-07

2015-09-01

邰 江（1965—），男，河北唐山人，學(xué)士，現(xiàn)從事核電廠設(shè)計(jì)及設(shè)計(jì)管理工作。