張曉華 李 峰 喻 娜 鮮 麟 邱志方

（中國核動力研究設計院核反應堆系統(tǒng)設計技術(shù)重點實驗室，四川 成都 610041）

0 前言

從人類社會和平利用核能伊始，安全性就是評價不同核反應堆技術(shù)先進性的重要指標之一。目前在役的核電廠主要是通過設置應急堆芯冷卻系統(tǒng)、應急給水系統(tǒng)等專設安全設施來實現(xiàn)反應性控制、余熱排出和放射性包容等安全功能。這些能動的工程手段具有成熟、可控的特點，已多次被實踐證明在事故情況下能夠發(fā)揮其設計功能，在核電發(fā)展史上的貢獻不可磨滅。但是，能動技術(shù)的安全保證主要依賴外部設備、動力和人員的干預，具有一定的局限性。而非能動安全技術(shù)依賴事物內(nèi)在的機制和自然的物理規(guī)律,具有內(nèi)在的安全性。隨著核電技術(shù)發(fā)展，工業(yè)界逐漸意識到非能動安全系統(tǒng)具有簡化專設安全系統(tǒng)、減少人員干預、降低運行和維修要求、提高反應堆的安全性和經(jīng)濟性等特點，非能動技術(shù)成為國際先進壓水堆技術(shù)的重要發(fā)展趨勢之一。

本文在對非能動安全技術(shù)進行深入理解的基礎上，全面歸納非能動技術(shù)在自主化三代核電技術(shù)ACP1000 設計上的應用情況，并進一步探討了“能動+非能動”相結(jié)合的設計方案對核電廠安全性的貢獻。

1 非能動安全技術(shù)的概念和分類

國際原子能機構(gòu)（IAEA）關于非能動安全系統(tǒng)的定義為[1]：一個完全由非能動（重力驅(qū)動、自然循環(huán)等方式）的部件和結(jié)構(gòu)組成的系統(tǒng)，或者使用很有限的能動部件來觸發(fā)非能動運行的系統(tǒng)。一般概念上，所謂非能動安全的思想即指利用自然循環(huán)、蓄熱、蒸發(fā)、熱傳導、重力驅(qū)動等一些簡單但固有的物理規(guī)律的作用,使反應堆發(fā)生事故以后不必過多依賴運行人員的干預和外部能源的供給就能完成相應的安全功能。2009 年，韓旭等[2]拓展了一般非能動概念，提出了廣義非能動概念。如果一個系統(tǒng)，其表象特征符合非能動特性，即：具有高可靠性、簡捷性及自動性；其功能所需能量來自于內(nèi)部能量或其能源子系統(tǒng)；其時間和空間特性滿足應用要求，則此系統(tǒng)定義為廣義非能動系統(tǒng)。其認為理想化的廣義非能動系統(tǒng)在功能上與傳統(tǒng)非能動系統(tǒng)具有等價性。

事實上，在核能技術(shù)發(fā)展伊始非能動安全技術(shù)即已被應用，不過早期的非能動技術(shù)應用是離散、非系統(tǒng)性的。美國西屋公司將非能動安全作為AP1000 核電廠的安全設計理念，從總體設計上對非能動技術(shù)進行整體性的考慮和應用，設計了非能動的堆芯冷卻系統(tǒng)和非能動安全殼冷卻系統(tǒng)，兩者作為一個協(xié)同的非能動的事故預防和緩解措施，使得核電廠安全系統(tǒng)的設計發(fā)生了革新性的變化。

自然循環(huán)是應用最為廣泛、研究較為深入的非能動技術(shù)之一，非能動冷卻系統(tǒng)主要利用自然循環(huán)現(xiàn)象實現(xiàn)熱量的導出，但除此之外還有其他的非能動技術(shù)。周濤[3]將非能動技術(shù)劃分為12 種類型：自然循環(huán)類；重力作用類；慣性作用類；溫差傳遞類；材料效應類；體積變化類；虹吸效應類；密度鎖類；負反饋類；壓力作用類；逆止閥類；氫氣復合(點火)器類等。事實上，大多數(shù)核電技術(shù)都在不同程度上應用了上述非能動技術(shù)中的一種或多種。

2 自主化三代核電的非能動技術(shù)應用

ACP1000 是中國核工業(yè)集團公司研發(fā)的具有完全自主知識產(chǎn)權(quán)的三代核電技術(shù)，其主要特征包括：（1）堆芯采用177 組燃料組件；（2)采用單堆布置方案；（3）采用雙層安全殼；（4）設置能動與非能動相結(jié)合的堆腔注水冷卻系統(tǒng)；（5）設置非能動安全殼熱量導出系統(tǒng)；（6）設置二次側(cè)非能動余熱排出系統(tǒng)。本節(jié)對的ACP1000 的三大非能動系統(tǒng)進行詳細介紹。此外，在表1 中梳理了其設計所應用的多種非能動技術(shù)及技術(shù)類型?？梢钥闯觯珹CP1000 核電廠將非能動技術(shù)應用到眾多安全系統(tǒng)之中，充分發(fā)揮了非能動技術(shù)的優(yōu)勢，進而提升了核電廠的安全性能。

表1 自主化三代核電技術(shù)設計應用的非能動技術(shù)及類型

2.1 非能動二次側(cè)余熱排出系統(tǒng)

二次側(cè)余熱排出系統(tǒng)（PRS）的設計功能是在發(fā)生蒸汽發(fā)生器（SG）給水流量完全喪失工況下，通過SG 導出堆芯余熱及反應堆冷卻劑系統(tǒng)各設備的儲熱。每個SG 二次側(cè)都設置一個非能動余熱排出系列，每個系列包括應急余熱排出冷卻器、應急補水箱和事故冷卻水箱。PRS 排出堆芯熱量的過程包括一回路、二回路兩個自然循環(huán)過程。反應堆冷卻劑系統(tǒng)在堆芯部分及SG 部分存在溫差和高度差，具有一定的自然循環(huán)能力，事故工況下通過自然循環(huán)的方式將反應堆的熱量向SG 傳遞，完成反應堆冷卻劑回路的自然循環(huán)。PRS 投入運行時，應急余熱排出冷卻器中的冷凝水在重力作用下注入SG 二次側(cè)，并在其中吸收堆芯余熱后變成蒸汽，蒸汽進入應急余熱排出冷卻器，將熱量傳遞給事故冷卻水箱里的冷卻水后被冷凝，冷凝水在重力的作用下返回SG 二次側(cè)，從而完成蒸汽-冷凝水回路的自然循環(huán)。

2.2 非能動堆腔注水冷卻系統(tǒng)（CIS）

熔融物堆內(nèi)滯留（IVR）是第三代核電技術(shù)普遍采用的嚴重事故緩解措施之一。ACP1000 通過設置堆腔注水冷卻系統(tǒng)（CIS）來實現(xiàn)IVR策略。CIS 分為能動子系統(tǒng)和非能動子系統(tǒng)。CIS 的能動系列由泵提供注入堆腔的冷卻水，而非能動系列在安全殼內(nèi)設置非能動堆腔注水箱并在水箱底部設置流出管線，用于維持長時期的堆腔注入流量。當機組喪失全部電源，能動注入系列不可用時，非能動堆腔注水箱內(nèi)的水依靠重力注入堆腔，實現(xiàn)對堆腔的持續(xù)淹沒和反應堆壓力容器外壁的持續(xù)冷卻，防止堆芯熔融物熔穿壓力容器，實現(xiàn)“非能動”的冷卻。

2.3 非能動安全殼熱量導出系統(tǒng)

非能動安全殼熱量導出系統(tǒng)（PCS）用于在超設計基準事故工況下安全殼的長期排熱，包括與全廠斷電和噴淋系統(tǒng)故障相關的事故。電站發(fā)生超設計基準事故時，安全殼內(nèi)溫度迅速上升。高溫的蒸汽—空氣或者蒸汽—氫氣的混合物經(jīng)過PCS 系統(tǒng)換熱器表面。來自安全殼外換熱水箱的低溫水在換熱器內(nèi)升溫、膨脹，沿著PCS 系統(tǒng)上升管將安全殼內(nèi)的熱量導出至安全殼外換熱水箱。安全殼內(nèi)高溫混合氣體和換熱水箱的溫度差以及換熱水箱和換熱器的高度差驅(qū)動PCS 系統(tǒng)進行自然循環(huán)、帶走殼內(nèi)熱量。隨著水箱溫度不斷升高度達到飽和溫度，排出部分蒸汽最終進入大氣。

3 能動加非能動的設計優(yōu)點

目前核電技術(shù)發(fā)展存在非能動型先進核電廠核和改進型先進核電廠（能動）兩種不同的技術(shù)潮流。能動安全系統(tǒng)和非能動安全系統(tǒng)具有不同的特點。從系統(tǒng)設計角度來講，非能動核電廠采用非能動的安全系統(tǒng)應對設計基準事故，使系統(tǒng)設計更加簡化。但是非能動系統(tǒng)也存在事故后可操作性和可干預性差的問題。隨著對非能動技術(shù)的進一步研究，核工業(yè)界已逐漸認識到能動技術(shù)與非能動技術(shù)各有優(yōu)點和弱點，對兩種安全技術(shù)正確的應用應該是能動與非能動技術(shù)聯(lián)合交叉使用。在能動與非能動的結(jié)合下，系統(tǒng)功能的實現(xiàn)是最可靠的，系統(tǒng)的運行也才是最優(yōu)的。[3]

自主化三代先進核電技術(shù)ACP1000 的安全系統(tǒng)，正是采用能動和非能動技術(shù)結(jié)合的設計策略，按照縱深防御的思想，綜合運用兩種安全特性的優(yōu)勢：在縱深防御的第三層次，即處理設計基準事故時，以能動的安全系統(tǒng)為主（如中壓安注、低壓安注、應急給水、噴淋系統(tǒng)等），輔以部分非能動的安全手段（如安注箱、彈簧式安全閥）；在縱深防御的第四層次，即處理超設計基準事故時，增設非能動的安全措施，在能動手段不可用時投運非能動系統(tǒng)導出堆芯熱量，充分保證核電廠及人員的安全性。能動和非能動的設計，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。

圖2 給出了ACP1000“能動+非能動”事故緩解措施示意圖。該技術(shù)方案將能動和非能動安全技術(shù)有機結(jié)合在一起，充分發(fā)揮了兩種不同技術(shù)理念的優(yōu)點，形成完備、有效的嚴重事故預防和緩解措施，從而大大降低堆芯損壞頻率（CDF）及大量放射性釋放頻率（LRF）。圖3 給出了ACP1000 核電廠內(nèi)部事件堆芯損傷頻率（CDF）與二代核電廠及其他三代核電廠的比較，可以看出“能動與非能動相結(jié)合”的安全措施的應用，有效提高了電廠的安全水平。

4 結(jié)論

能動和非能動安全技術(shù)各有其不同的優(yōu)勢和局限性。在充分利用能動安全系統(tǒng)成熟設計的基礎上，進一步應用非能動技術(shù)能夠有效提高核電廠的安全性。ACP1000 創(chuàng)新性地提出了“能動與非能動”相結(jié)合的設計理念，以能夠有效應對動力源喪失的非能動安全系統(tǒng)作為經(jīng)過工程驗證、穩(wěn)定高效的能動安全系統(tǒng)的補充，很好地實現(xiàn)了先進性和成熟性的平衡，安全性能和經(jīng)濟性能都得到了極大的提高。

［1］INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY,Natural Circulation in Water Cooled Nuclear Power Plants [R].Phenomena,Models,and Methodology for System Reliability,IAEA-TECDOC-1474,Vienna 2005.

［2］韓旭,鄭明光,楊燕華.廣義非能動系統(tǒng)概念研究[J].核動力工程,2009,30(3):115-118.

［3］周濤,等.核電機組非能動技術(shù)的應用及其發(fā)展[J].中國電機工程學報,2013,33(8):81-88