邢繼*，宋代勇，吳宇翔

China Nuclear Power Engineering Co., Ltd., Beijing 100840, China

Research Nuclear Power—Review

HPR1000：具備能動(dòng)與非能動(dòng)安全性的先進(jìn)壓水堆

邢繼*，宋代勇，吳宇翔

China Nuclear Power Engineering Co., Ltd., Beijing 100840, China

a r t i c l e i n f o

Article history:

Received 6 November 2015

Revised 4 March 2016

Accepted 7 March 2016

Available online 31 March 2016

HPR1000

HPR1000是具有能動(dòng)與非能動(dòng)安全性的先進(jìn)核電站。它是基于現(xiàn)有壓水堆核電站成熟技術(shù)的漸進(jìn)式設(shè)計(jì)，融合了包括采用177組CF3先進(jìn)燃料組件的堆芯能動(dòng)與非能動(dòng)安全系統(tǒng)、全面的嚴(yán)重事故預(yù)防與緩解措施、強(qiáng)化的外部事件防護(hù)能力和改進(jìn)的應(yīng)急響應(yīng)能力在內(nèi)的先進(jìn)設(shè)計(jì)特征。針對(duì)關(guān)鍵的自主創(chuàng)新技術(shù)，如非能動(dòng)系統(tǒng)、堆芯和主設(shè)備，研究人員已經(jīng)開展了充分的試驗(yàn)驗(yàn)證。HPR1000的設(shè)計(jì)滿足國(guó)際上對(duì)先進(jìn)輕水堆的用戶要求以及最新的核安全要求，并且考慮了福島事故的經(jīng)驗(yàn)反饋。基于其出色的安全性與經(jīng)濟(jì)性，HPR1000為國(guó)內(nèi)與國(guó)際核電市場(chǎng)提供了卓越可行的解決方案。

? 2016 THE AUTHORS.Published by Elsevier LTD on behalf of Chinese Academy of Engineering and Higher Education Press Limited Company.This is an open access article under the CC BY-NC-ND license (http://creativecommons.org/licenses/by-nc-nd/4.0/).

1.引言

核能發(fā)電始于20世紀(jì)50年代晚期，在隨后的半個(gè)世紀(jì)中經(jīng)歷了不同的發(fā)展階段[1,2]?，F(xiàn)在分布于31個(gè)國(guó)家的超過435座核電反應(yīng)堆提供了全世界11 %的電力[3,4]。伴隨著核電的發(fā)展，核電站的設(shè)計(jì)也產(chǎn)生了“代”的概念。在經(jīng)歷了第一代的原型堆和第二代的商業(yè)堆之后，第三代輕水堆核電站在燃 料技術(shù)、熱效率以及安全系統(tǒng)等方面采用了現(xiàn)代化的技術(shù)[5,6]。公認(rèn)的第三代輕水堆標(biāo)準(zhǔn)主要源自兩個(gè)文件：美國(guó)電力研究院(EPRI)發(fā)布的《先進(jìn)輕水堆用戶要求文件》(URD)[7]和歐洲電力用戶組織發(fā)布的《輕水堆核電站歐洲用戶要求》(EUR) [8]。URD和EUR對(duì)第三代核電站(也稱先進(jìn)核電站)提出了全面的要求，包括安全設(shè)計(jì)、性能設(shè)計(jì)和經(jīng)濟(jì)性等方面。21世紀(jì)以來(lái)，第三代核電站，如AP1000和EPR，已經(jīng)實(shí)現(xiàn)了首批工程應(yīng)用并即將投入運(yùn)行①一些文獻(xiàn)中也提到了三代加核電站的概念(如文獻(xiàn)[5])，但是本文不對(duì)第三代和三代加核電站進(jìn)行區(qū)分，因?yàn)槿雍穗娬镜亩x并不明確。。

2011年3月11日發(fā)生的福島第一核電站事故引起了全世界對(duì)核電站安全的廣泛關(guān)注。國(guó)際原子能機(jī)構(gòu)(IAEA)、各國(guó)政府或核安全監(jiān)管機(jī)構(gòu)分別發(fā)布了關(guān)于福島事故教訓(xùn)的專題報(bào)告[9-12]。報(bào)告重點(diǎn)關(guān)注外部事件防護(hù)、應(yīng)急電源與最終熱阱的可靠性、乏燃料水池的安全、多機(jī)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[13]。基于福島事故的反饋，人們對(duì)現(xiàn)有核電站開展了安全檢查或壓力測(cè)試，實(shí)施了必要的改進(jìn)[14-16]。此外，對(duì)新建核電站的安全需求也在考慮和討論之中，如西歐核能監(jiān)管機(jī)構(gòu)協(xié)會(huì)(WENRA)起草的《新建核電站設(shè)計(jì)安全》[17]、IAEA起草的《核電站安全：設(shè)計(jì)》(SSR-2/1，Rev.1) [18]、中國(guó)國(guó)家核安全局(NNSA)起草的《“十二五”期間新建核電站安全要求》。上述文件提出的新建核電站安全要求主要涉及以下領(lǐng)域：修改和強(qiáng)化縱深防御體系、包括多重失效的超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故(BDBA)應(yīng)對(duì)能力、實(shí)際消除大規(guī)模放射性釋放以緩解場(chǎng)外應(yīng)急和內(nèi)外部災(zāi)害的防護(hù)。另外，剩余風(fēng)險(xiǎn)和電站自治時(shí)間的概念也被引入了國(guó)際核工業(yè)界的討論之中。

先進(jìn)的核電站技術(shù)已經(jīng)成為主流，后福島時(shí)代新建核電站的核安全標(biāo)準(zhǔn)更加嚴(yán)格。在這個(gè)背景之下，中國(guó)核工業(yè)集團(tuán)(CNNC)開發(fā)了漸進(jìn)型先進(jìn)壓水堆(PWR) HPR1000。其設(shè)計(jì)充分利用了基于我國(guó)批量化PWR設(shè)計(jì)以及建造和運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)的成熟技術(shù)，并且引入了大量先進(jìn)設(shè)計(jì)特征以滿足最新安全要求和體現(xiàn)福島事故經(jīng)驗(yàn)反饋。

CNNC在過去20年中一直致力于發(fā)展先進(jìn)PWR技術(shù)，研發(fā)工作經(jīng)歷了三個(gè)階段，分別由三個(gè)持續(xù)發(fā)展的型號(hào)CNP1000、CP1000和HPR1000代表。CNP1000的開發(fā)可以追溯到1999年，自2007年起CP1000在CNP1000的基礎(chǔ)上實(shí)施了22項(xiàng)重大改進(jìn)。HPR1000成為實(shí)現(xiàn)第三代PWR技術(shù)的最終方案，其關(guān)鍵科研課題于2010年1月啟動(dòng)。福島事故后，HPR1000的研發(fā)進(jìn)度加快，并且新增了與福島事故反饋相關(guān)的補(bǔ)充研究課題。

2013年4月，HPR1000的初步設(shè)計(jì)通過了中國(guó)核能行業(yè)協(xié)會(huì)(CNEA)組織的專家審查。位于福建省的福清核電站5號(hào)、6號(hào)機(jī)組是HPR1000的首堆項(xiàng)目，在NNSA完成初步安全分析報(bào)告的安全審評(píng)并頒發(fā)建造許可證之后，于2015年5月7日開工建設(shè)。

2.設(shè)計(jì)理念

核反應(yīng)堆必須確保的基本安全功能是：①控制反應(yīng)性，②排出堆芯和乏燃料熱量，③包容放射性物質(zhì)和控制運(yùn)行排放，以及④限制事故釋放。為了實(shí)現(xiàn)HPR1000的基本安全功能，縱深防御的概念貫徹于與安全有關(guān)的全部活動(dòng)，以確保這些活動(dòng)均置于防御措施的保護(hù)之下。對(duì)安全重要的構(gòu)筑物、系統(tǒng)與部件設(shè)計(jì)能夠以足夠的可靠性承受所有確定的假設(shè)始發(fā)事件，這通過冗余性、多樣性和獨(dú)立性等設(shè)計(jì)準(zhǔn)則來(lái)保證。能動(dòng)與非能動(dòng)相結(jié)合的安全設(shè)計(jì)是HPR1000最具代表性的創(chuàng)新，同時(shí)也是滿足多樣性原則的典型案例。這一設(shè)計(jì)不但繼承了成熟可靠的能動(dòng)技術(shù)，而且增加了在交流電(AC)喪失情況下作為能動(dòng)系統(tǒng)的備用的非能動(dòng)系統(tǒng)。能動(dòng)與非能動(dòng)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(IVR)和安全殼熱量排出等安全功能(圖1)。需要指出的是，非能動(dòng)系統(tǒng)的應(yīng)用并不意味著可以降低能動(dòng)系統(tǒng)的設(shè)計(jì)要求。必須首先保證能動(dòng)系統(tǒng)的可用性，將非能動(dòng)系統(tǒng)作為備用措施。

由于核電站的固有安全性，初始偏離不會(huì)產(chǎn)生與安全有關(guān)的重大影響，或只使電站產(chǎn)生趨向于安全狀態(tài)的變化。以下是幾個(gè)典型實(shí)例：堆芯設(shè)計(jì)為負(fù)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(SG)二次側(cè)導(dǎo)出熱量的條件下，RCS能夠建立起自然循環(huán)。

福島事故后，“實(shí)際消除大規(guī)模放射性釋放”的概念引起了廣泛的討論。為實(shí)現(xiàn)將大規(guī)模放射性釋放的概率(LRF)控制在低于每堆年10-7的目標(biāo)，HPR1000設(shè)計(jì)通過采取完善的嚴(yán)重事故預(yù)防與緩解措施以及由概率論與確定論方法確定的嚴(yán)重事故序列特別強(qiáng)調(diào)了安全殼的完整性。

為了進(jìn)一步消除剩余風(fēng)險(xiǎn)，HPR1000設(shè)計(jì)中考慮了適當(dāng)?shù)拇胧┖统渥愕脑Ａ恳员Ｗo(hù)電站免受地震、洪水和大型商用飛機(jī)撞擊等超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)外部事件的襲擊。通過設(shè)置移動(dòng)泵和移動(dòng)柴油發(fā)電機(jī)提高應(yīng)急響應(yīng)能力。充足的水箱貯存水量和專用電池容量能夠維持非能動(dòng)系統(tǒng)持續(xù)運(yùn)行72 h，這對(duì)于延長(zhǎng)電站的自治時(shí)間具有顯著意義。作為福島事故后新研發(fā)的堆型，HPR1000的設(shè)計(jì)吸取了事故經(jīng)驗(yàn)并且采取了措施，從而確保電站在類似事故下的安全。

圖1.HPR1000能動(dòng)與非能動(dòng)系統(tǒng)。紅色線條：能動(dòng)系統(tǒng)；綠色線條：非能動(dòng)系統(tǒng)；IRWST：內(nèi)置換料水箱。

HPR1000的運(yùn)行性能和經(jīng)濟(jì)目標(biāo)符合URD與EUR的要求，如電站可利用率、設(shè)計(jì)壽期和換料周期。多數(shù)設(shè)備都經(jīng)過了驗(yàn)證并可以在國(guó)內(nèi)加工制造，這就提供了更加經(jīng)濟(jì)和便利的設(shè)備供應(yīng)鏈。破前泄漏(LBB)和一體化堆頂結(jié)構(gòu)等先進(jìn)技術(shù)的應(yīng)用也降低了建造和維護(hù)所需的成本和周期。

HPR1000的研發(fā)堅(jiān)持自主創(chuàng)新路線，具備獨(dú)立的自主知識(shí)產(chǎn)權(quán)。例如，堆芯裝載177組CF3先進(jìn)燃料組件是CNNC多年科研的重要成果。CNNC也開展了核設(shè)計(jì)、熱工水力設(shè)計(jì)與事故分析、設(shè)備與系統(tǒng)設(shè)計(jì)等領(lǐng)域的自主化設(shè)計(jì)軟件的研發(fā)。

3.技術(shù)特征

表1列出了HPR1000的總體技術(shù)參數(shù)。本節(jié)將從反應(yīng)堆和燃料、RCS、專設(shè)安全設(shè)施、嚴(yán)重事故預(yù)防和緩解措施、廠房和構(gòu)筑物等方面對(duì)HPR1000的主要技術(shù)特征進(jìn)行簡(jiǎn)要介紹。

3.1.堆芯與燃料

HPR1000堆芯額定熱功率為3050 MW，平均線功率密度為173.8 W·cm-1。堆芯裝有177個(gè)燃料組件，采用低泄漏裝料模式，可實(shí)現(xiàn)18個(gè)月的換料周期，并具備進(jìn)一步延長(zhǎng)換料周期的靈活性。CF3燃料組件由264個(gè)燃料元件組成，排列在17 × 17的支撐格架中。燃料元件包含UO2芯塊或Gd2O3-UO2芯塊。由于采用了自主研發(fā)的先進(jìn)鋯合金包殼材料及格架、管座與導(dǎo)向管設(shè)計(jì)，CF3具備優(yōu)良的性能并適用于長(zhǎng)周期換料。

控制堆芯反應(yīng)性和功率分布的三個(gè)獨(dú)立的手段分別是可燃毒物吸收體(Gd2O3)、控制棒組件(RCCA)和可溶硼吸收體。RCCA由24個(gè)緊固于星形架上的控制棒構(gòu)成?？刂瓢粑阵w材料為Ag-In-Cd合金或不銹鋼。HPR1000被設(shè)計(jì)成具有大于15 %的熱工裕量以提高安全性和運(yùn)行性能。

表1 HPR1000總體參數(shù)

3.2.反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)(RCS)

HPR1000的RCS采用成熟的三環(huán)路設(shè)計(jì)，類似配置的運(yùn)行在世界范圍內(nèi)具有非常豐富的經(jīng)驗(yàn)。三個(gè)環(huán)路并行連接于反應(yīng)堆壓力容器(RPV)，每個(gè)環(huán)路包含一個(gè)SG和一個(gè)反應(yīng)堆冷卻劑泵(圖2)。電加熱的穩(wěn)壓器連接在其中一個(gè)環(huán)路上。增大RPV、SG與穩(wěn)壓器的容積以適應(yīng)更高的功率，同時(shí)更好地容納運(yùn)行瞬態(tài)，降低非計(jì)劃停堆的可能性。SG二次側(cè)容積的增加也能夠在SG傳熱管破裂(SGTR)事故時(shí)延長(zhǎng)SG二次側(cè)的滿溢時(shí)間，還可以在給水完全喪失事故時(shí)延長(zhǎng)SG的干涸時(shí)間。

通過控制材料中的有害元素、降低母材與焊材的初始基準(zhǔn)無(wú)延性轉(zhuǎn)變溫度(RTNDT)、消除堆芯活性段筒體焊縫和增大水隙，RPV的設(shè)計(jì)壽命能夠延長(zhǎng)到60年。RPV采用低合金鋼制造，其內(nèi)表面為可防止被腐蝕的不銹鋼堆焊層，主要部件采用整體鍛造，以減少焊縫數(shù)量。先進(jìn)堆芯測(cè)量系統(tǒng)的使用消除了RPV下封頭的貫穿件。

HPR1000采用的ZH-65型SG為立式、倒U型管式SG，二次側(cè)依靠自然循環(huán)驅(qū)動(dòng)流體，具有一體式汽水分離裝置。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(TSP)支撐，管孔呈三葉狀排列。與反應(yīng)堆冷卻劑接觸的部分由抗腐蝕合金制造，或者用奧氏體不銹鋼或因科鎳合金堆焊覆蓋其表面。

圖2.三環(huán)路反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)(RCS)。

穩(wěn)壓器具有51 m3的自由空間，用以限制負(fù)荷瞬變時(shí)的壓力變化，將RCS的壓力維持在設(shè)計(jì)限值以內(nèi)。超壓保護(hù)由三列先導(dǎo)式安全閥提供，并設(shè)計(jì)了專用快速泄壓閥在嚴(yán)重事故發(fā)生時(shí)為RCS卸壓。反應(yīng)堆冷卻劑通過這些閥門釋放到卸壓箱中。

每個(gè)環(huán)路中的反應(yīng)堆冷卻劑泵均為立式、單級(jí)、軸封離心泵，由風(fēng)冷三相感應(yīng)電機(jī)驅(qū)動(dòng)。泵采用靜止軸封，在泵停止運(yùn)轉(zhuǎn)時(shí)無(wú)需能動(dòng)的軸封注入系統(tǒng)就能維持主泵軸的密封性。

反應(yīng)堆冷卻劑管道為整體鍛造，并根據(jù)LBB概念設(shè)計(jì)。這種設(shè)計(jì)消除了針對(duì)大破口或雙端斷裂的動(dòng)態(tài)效應(yīng)進(jìn)行RCS部件、管道以及支撐件設(shè)計(jì)的必要性。

3.3.專設(shè)安全設(shè)施

用于緩解設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故(DBA)的主要專設(shè)安全設(shè)施包括安全注入系統(tǒng)、輔助給水系統(tǒng)與安全殼噴淋系統(tǒng)等(圖3)。專設(shè)安全設(shè)施由冗余系列組成，以滿足單一故障準(zhǔn)則。為保證其獨(dú)立性，每個(gè)系列被布置在實(shí)體隔離的廠房?jī)?nèi)并且由獨(dú)立的應(yīng)急電源供電。

安全注入系統(tǒng)由兩個(gè)能動(dòng)子系統(tǒng)(即中壓安注(MHSI)子系統(tǒng)和低壓安注(LHSI)子系統(tǒng))與一個(gè)非能動(dòng)子系統(tǒng)(即安注箱注入子系統(tǒng))組成。內(nèi)置換料水箱(IRWST)被用作安注水源，與其他核電站設(shè)計(jì)中設(shè)在安全殼外的換料水箱相比，IRWST增強(qiáng)了對(duì)外部事件的防護(hù)，并且避免了長(zhǎng)期注入階段的水源切換。MHSI泵與LHSI泵可在發(fā)生冷卻劑喪失事故(LOCA)時(shí)從IRWST取水并注入到RCS以實(shí)現(xiàn)應(yīng)急堆芯冷卻，防止堆芯損壞。與現(xiàn)有核電站相比，系統(tǒng)配置上的改進(jìn)包括：①安注泵不再與其他系統(tǒng)共用，從而提高了設(shè)備的可靠性和獨(dú)立性；②降低安注壓頭，從而降低了SGTR事故的風(fēng)險(xiǎn)；③取消硼酸注入箱與硼酸循環(huán)回路，從而實(shí)現(xiàn)了系統(tǒng)簡(jiǎn)化。

圖3.專設(shè)安全設(shè)施。MHSI：中壓安注；LHSI：低壓安注。

輔助給水系統(tǒng)用于在正常給水喪失時(shí)為SG二次側(cè)提供應(yīng)急補(bǔ)水并導(dǎo)出堆芯余熱。水源取自兩個(gè)輔助給水池，動(dòng)力由2 × 50 %電動(dòng)泵(可由應(yīng)急柴油發(fā)電機(jī)供電)和2 × 50 %汽動(dòng)泵(由SG供汽)提供。泵的多樣性提高了系統(tǒng)的可靠性。

安全殼噴淋系統(tǒng)通過噴淋、冷凝在LOCA或主蒸汽管道破裂(MSLB)事故發(fā)生時(shí)釋放到安全殼內(nèi)的蒸汽，將安全殼內(nèi)的壓力和溫度控制在設(shè)計(jì)限值內(nèi)，從而保證安全殼的完整性。噴淋水由噴淋泵從IRWST抽取，并含有化學(xué)藥劑以減少安全殼大氣中的氣載裂變產(chǎn)物(尤其是碘)和限制結(jié)構(gòu)材料的腐蝕。LHSI泵可作為安全殼噴淋泵的備用，從而確保長(zhǎng)期噴淋的可靠性。

3.4.嚴(yán)重事故預(yù)防與緩解措施

HPR1000具有完善的預(yù)防和緩解措施(圖4)，包括高壓熔堆、氫氣爆炸、底板熔穿和安全殼長(zhǎng)期超壓，以對(duì)抗可能的嚴(yán)重事故威脅。HPR1000設(shè)計(jì)中也考慮了適當(dāng)?shù)拇胧┮詰?yīng)對(duì)被認(rèn)為是現(xiàn)有核電站薄弱環(huán)節(jié)的特定BDBA工況，如全廠斷電(SBO)。

RCS的快速卸壓系統(tǒng)用于在嚴(yán)重事故情況下對(duì)RCS進(jìn)行快速卸壓，從而避免可能導(dǎo)致安全殼直接加熱的高壓熔堆現(xiàn)象發(fā)生。該系統(tǒng)由連接穩(wěn)壓器頂部一個(gè)管嘴的兩條冗余排放管線組成，每條管線上串聯(lián)有一臺(tái)電動(dòng)閘閥和一臺(tái)電動(dòng)截止閥。

RPV高位排放系統(tǒng)可在事故情況下從RPV頂部排出不可凝氣體，以避免不可凝氣體對(duì)堆芯傳熱的影響。

堆腔注水冷卻系統(tǒng)(CIS)通過向RPV外表面與保溫層之間的流道注水來(lái)實(shí)現(xiàn)對(duì)RPV下封頭外表面的冷卻，從而維持RPV的完整性并實(shí)現(xiàn)堆芯熔融物的堆內(nèi)滯留。CIS系統(tǒng)由能動(dòng)和非能動(dòng)子系統(tǒng)組成。能動(dòng)子系統(tǒng)包括兩個(gè)系列，每個(gè)系列通過泵從IRWST或備用的消防水管線取水。非能動(dòng)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(yán)重事故并且能動(dòng)子系統(tǒng)失效時(shí)，注入管線上的隔離閥打開，水箱內(nèi)的水依靠重力流下，從而冷卻RPV下封頭。

圖4.超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故(BDBA)或嚴(yán)重事故的預(yù)防與緩解措施。

二次側(cè)非能動(dòng)余熱導(dǎo)出系統(tǒng)(PRS)可在S BO工況且汽動(dòng)輔助給水泵失效時(shí)投入運(yùn)行，以非能動(dòng)的方式為SG二次側(cè)提供補(bǔ)水。PRS由分別連接到三個(gè)SG的三個(gè)系列組成。SG二次側(cè)和浸沒在安全殼上部換熱水箱內(nèi)熱交換器之間的閉合回路將建立自然循環(huán)，以導(dǎo)出SG二次側(cè)的熱量。水箱容量能夠維持PRS運(yùn)行72 h。

安全殼消氫系統(tǒng)用于將安全殼內(nèi)的氫氣濃度控制在安全限值以內(nèi)，防止DBA期間的氫氣燃燒或嚴(yán)重事故時(shí)的氫氣爆炸。該系統(tǒng)由安裝在安全殼內(nèi)部的非能動(dòng)氫氣復(fù)合器組成，在氫氣濃度達(dá)到閾值時(shí)自動(dòng)觸發(fā)。

非能動(dòng)安全殼熱量排出系統(tǒng)(PCS)用于排出安全殼內(nèi)的熱量，從而確保在發(fā)生BDBA時(shí)安全殼內(nèi)的壓力和溫度不會(huì)超過設(shè)計(jì)限值。安全殼內(nèi)高溫蒸汽和氣體的熱量被安裝在安全殼上部?jī)?nèi)表面的熱交換器換熱管內(nèi)的冷卻水(或蒸汽-水)帶走，并傳遞到安全殼外的換熱水箱。安全殼內(nèi)大氣與換熱水箱內(nèi)水的溫差以及換熱水箱與熱交換器的高度差是建立自然循環(huán)導(dǎo)出熱量的驅(qū)動(dòng)力。換熱水箱內(nèi)的水被加熱并在達(dá)到飽和溫度之后蒸發(fā)，熱量因此被帶至大氣環(huán)境。水箱的容量滿足嚴(yán)重事故后72 h非能動(dòng)安全殼熱量排出的要求。

安全殼過濾排放系統(tǒng)提供了一個(gè)主動(dòng)的有計(jì)劃排放選擇，以避免安全殼壓力超過其承載能力。排放管線上的過濾裝置用來(lái)盡可能減少放射性物質(zhì)向環(huán)境中的排放。

為了防止發(fā)生ATWS，應(yīng)急硼注入系統(tǒng)可向RCS提供快速硼化，從而將堆芯保持在次臨界狀態(tài)。如果正常硼化系統(tǒng)不可用，應(yīng)急硼注入系統(tǒng)能夠被手動(dòng)啟動(dòng)，并向RCS注入足夠的硼酸溶液。

如前所述，非能動(dòng)系統(tǒng)的引入并不是降低能動(dòng)系統(tǒng)可用性的理由。HPR1000依然提供了多樣及可靠的電源來(lái)確保電站在大多數(shù)情況下的安全。在正常運(yùn)行情況下，兩列獨(dú)立的站外電源分別被用作主電源與輔助電源。在喪失廠外電源時(shí)，兩臺(tái)應(yīng)急柴油發(fā)電機(jī)(為每個(gè)反應(yīng)堆配置)和一臺(tái)附加柴油發(fā)電機(jī)(為一個(gè)電站內(nèi)的所有反應(yīng)堆配置)將作為站內(nèi)應(yīng)急電源而投入運(yùn)行。SBO工況時(shí)，可依賴兩臺(tái)SBO柴油發(fā)電機(jī)將電站帶入安全狀態(tài)。即使以上所有的電源都失效，還可以采用移動(dòng)式柴油發(fā)電機(jī)提供臨時(shí)電源。除了AC電源，HPR1000也設(shè)有不同電壓的直流(DC)電池組，包括專門為與非能動(dòng)系統(tǒng)相關(guān)的閥門、儀表和控制負(fù)荷供電的72 h電池組。

3.5.廠房與結(jié)構(gòu)

HPR1000的總體布置以單堆布置為基礎(chǔ)，劃分為核島(NI)、常規(guī)島(CI)與電廠配套設(shè)施(BOP)。反應(yīng)堆廠房位于NI的中心，周圍有燃料廠房、電氣廠房與兩個(gè)安全廠房。外圍還有其他廠房，如核輔助廠房、運(yùn)行服務(wù)廠房等(圖5)。

專設(shè)安全設(shè)施的不同冗余序列被布置在不同的安全廠房中。兩個(gè)安全廠房分別位于反應(yīng)堆廠房的兩側(cè)以實(shí)現(xiàn)完全的實(shí)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(gè)緊急柴油發(fā)電機(jī)廠房也實(shí)現(xiàn)了實(shí)體隔離。

NI廠房采用水平和豎直方向均為0.3g (g為引力常量) 的地面峰值加速度作為抗震輸入。反應(yīng)堆廠房、燃料廠房、電氣廠房與安全廠房位于一個(gè)整體筏基上，以提高抗震能力。對(duì)NI廠房的抗震裕量進(jìn)行了評(píng)估，以評(píng)價(jià)其抵御超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)地震的能力。

圖5.核島總體布置。NB：反應(yīng)堆廠房；NF：燃料廠房；ND/NE：電氣廠房；NL：安全廠房A；NR：安全廠房B；NX：核輔助廠房；NN：連接廠房；NU：柴油機(jī)廠房A；NV：柴油機(jī)廠房B；NA：運(yùn)行服務(wù)廠房；NC：應(yīng)急空壓機(jī)房；NG：反應(yīng)堆廠房龍門架；NP：核島消防泵房；NH：SBO 柴油發(fā)電機(jī)廠房。

對(duì)大型商用飛機(jī)撞擊的防護(hù)是通過反應(yīng)堆廠房、燃料廠房和電氣廠房的混凝土屏蔽墻以及安全廠房的實(shí)體隔離實(shí)現(xiàn)的。通過合理布置對(duì)安全重要的構(gòu)筑物、系統(tǒng)及部件，降低了外部和內(nèi)部事件引起的火災(zāi)和爆炸的影響。NI設(shè)計(jì)考慮了包括地震、洪水、風(fēng)、龍卷風(fēng)和海嘯在內(nèi)的所有外部自然事件以及與廠址相關(guān)的外部人為事件。研究人員也對(duì)內(nèi)部災(zāi)害如內(nèi)部水淹、飛射物、管道甩擊、噴射和流體釋放等進(jìn)行了分析，并在NI設(shè)計(jì)中采取了必要的措施。

電站將放射性與非放射性設(shè)備進(jìn)行了隔離分區(qū)布置，并對(duì)這些區(qū)域的人員進(jìn)出提供了不同的通道。此外，這種布置還提高了設(shè)備檢查、維護(hù)和更換的便利性和效率，以盡可能減少職業(yè)輻射。

HPR1000反應(yīng)堆容器是一個(gè)位于共同筏基上的雙層安全殼。內(nèi)層安全殼是帶密封鋼襯里的預(yù)應(yīng)力鋼筋混凝土結(jié)構(gòu)(包括一個(gè)筒體與一個(gè)半球狀穹頂)，可以承受安全殼內(nèi)的事故條件(如LOCA)以及包容反射性裂變產(chǎn)物。殼內(nèi)的大量自由空間(約87 000 m3)提供了充足的安全裕量。內(nèi)層安全殼的密封性要求為：在DBA條件下，每24 h內(nèi)的泄漏率不超過安全殼自由容積內(nèi)氣體質(zhì)量的0.3 %。外層安全殼為鋼筋混凝土結(jié)構(gòu)(包括一個(gè)筒體與一個(gè)淺半球狀穹頂)，用來(lái)抵御外部事件，如飛機(jī)撞擊、外部爆炸和飛射物，以保護(hù)內(nèi)層安全殼和內(nèi)部結(jié)構(gòu)、設(shè)備的安全。外層安全殼也是非能動(dòng)系統(tǒng)水箱結(jié)構(gòu)的一部分，三個(gè)換熱水箱位于外表面同一高度，并形成由外層安全殼支撐的環(huán)狀結(jié)構(gòu)。兩層安全殼之間的環(huán)形空間被通風(fēng)系統(tǒng)維持在微負(fù)壓狀態(tài)，從而從內(nèi)殼收集可能的泄漏并在排放之前對(duì)其進(jìn)行過濾。

4.試驗(yàn)驗(yàn)證

作為漸進(jìn)式的先進(jìn)PWR設(shè)計(jì)，HPR1000基于成熟的技術(shù)。新的先進(jìn)特征已經(jīng)通過試驗(yàn)成功地被評(píng)估和驗(yàn)證，以確保其增強(qiáng)了HPR1000的安全性和運(yùn)行性能。這些試驗(yàn)歷時(shí)多年，包括以下與非能動(dòng)系統(tǒng)、堆芯和主設(shè)備相關(guān)的關(guān)鍵試驗(yàn)：CIS驗(yàn)證試驗(yàn)、PRS驗(yàn)證試驗(yàn)、PCS驗(yàn)證試驗(yàn)、反應(yīng)堆整體水力模擬試驗(yàn)、反應(yīng)堆旁漏流試驗(yàn)、反應(yīng)堆下空腔交混試驗(yàn)、控制棒驅(qū)動(dòng)線(CRDL)抗震試驗(yàn)、流致振動(dòng)試驗(yàn)和SG驗(yàn)證試驗(yàn)等。

在CIS驗(yàn)證試驗(yàn)中，對(duì)能動(dòng)與非能動(dòng)子系統(tǒng)RPV外表面的臨界熱流密度(CHF)分別進(jìn)行了測(cè)量，以證明CIS的冷卻能力。模擬體為一定比例的RPV半球形下封頭的半個(gè)豎直切片(圖6)。設(shè)置了12個(gè)加熱模塊，每個(gè)模塊覆蓋7.5°的區(qū)域。試驗(yàn)過程中，加熱功率逐漸增加直到臨界狀態(tài)。模擬體的外表面溫度被熱電偶連續(xù)監(jiān)測(cè)，通過熱電偶信號(hào)的突躍識(shí)別臨界狀態(tài)。試驗(yàn)為能動(dòng)和非能動(dòng)子系統(tǒng)提供了邊界導(dǎo)熱能力(CHF)與角度位置的函數(shù)關(guān)系，從而獲得了CHF描述的外部冷卻能力，并且驗(yàn)證了CIS對(duì)于IVR的有效性。

PRS驗(yàn)證試驗(yàn)被用于驗(yàn)證PRS的導(dǎo)熱能力和設(shè)計(jì)參數(shù)，測(cè)試自然循環(huán)穩(wěn)定性和長(zhǎng)時(shí)間(72 h)運(yùn)行能力。PRS試驗(yàn)裝置名為ESPRIT(圖7)，根據(jù)全壓全高的原則和與原型以1：62.5的比例設(shè)計(jì)。ESPRIT的循環(huán)回路由蒸汽-水循環(huán)系統(tǒng)(包括模擬的SG、熱交換器與補(bǔ)水箱)、水池排熱系統(tǒng)、蒸汽排放系統(tǒng)及其他輔助系統(tǒng)組成。水池內(nèi)的水被熱交換器加熱，在水池內(nèi)形成自然對(duì)流，熱量最終通過蒸發(fā)的形式被帶至大氣環(huán)境中。試驗(yàn)在不同的壓力與功率條件下測(cè)試了PRS的穩(wěn)定運(yùn)行能力，也研究了SBO事故情景下PRS的瞬態(tài)性能。試驗(yàn)證明，無(wú)論輔助給水汽動(dòng)泵是否可用，PRS具有維持SBO事故后72 h的余熱排出能力。

圖6.堆腔注水冷卻系統(tǒng)(CIS)試驗(yàn)裝置。

圖7.PRS試驗(yàn)裝置。

為了支持PCS設(shè)計(jì)，驗(yàn)證系統(tǒng)和關(guān)鍵設(shè)備的性能，在單管試驗(yàn)裝置與綜合性能試驗(yàn)裝置上開展了大規(guī)模的試驗(yàn)研究。單管試驗(yàn)研究了單根傳熱管的傳熱機(jī)制，為熱交換器的設(shè)計(jì)提供了準(zhǔn)確可靠的基礎(chǔ)。綜合性能試驗(yàn)在全壓全高的裝置上進(jìn)行(圖8)，驗(yàn)證了在不同事故工況、安全殼大氣和換熱水箱水位的條件下，PCS的排熱能力和運(yùn)行性能。關(guān)鍵設(shè)備的性能也被測(cè)試。試驗(yàn)得到的結(jié)論包括：①在事故的不同階段(早期或長(zhǎng)期)，PCS的排熱能力都能夠得到保證；②從啟動(dòng)至穩(wěn)態(tài)運(yùn)行工況，PCS的排熱功率呈下降趨勢(shì)，壓力及溫度的波動(dòng)不足以威脅系統(tǒng)安全；③研制的內(nèi)部換熱器、汽水分離器和蒸汽排放裝置的性能均滿足設(shè)計(jì)要求。

反應(yīng)堆整體水力模擬試驗(yàn)的目標(biāo)是獲得反應(yīng)堆堆芯入口的流量分配，以及反應(yīng)堆各部分的阻力因子，從而驗(yàn)證反應(yīng)堆熱工水力設(shè)計(jì)。試驗(yàn)裝置與原型的比例為1：4(圖9)，模擬的燃料組件與原型具備相同的水力學(xué)特性、軸向和徑向的流動(dòng)阻力。該試驗(yàn)證明了以下結(jié)果：①堆芯內(nèi)流量分布非常均勻，歸一化流量分布因子在0.95和1.07之間；②中心區(qū)域流量高于外圍，與低泄漏燃料管理策略下的堆芯功率分布一致，有利于燃料組件的熱量導(dǎo)出；③反應(yīng)堆各部分測(cè)得的壓降為反應(yīng)堆以及主泵設(shè)計(jì)提供了依據(jù)。

反應(yīng)堆旁流試驗(yàn)包括控制棒導(dǎo)管旁流、RPV上封頭旁流、堆芯圍板與吊籃間旁流以及出口管嘴泄漏流的試驗(yàn)，目的是研究旁流與RPV不同構(gòu)件的幾何結(jié)構(gòu)、布置或水力學(xué)特性的關(guān)系。針對(duì)以上每個(gè)試驗(yàn)設(shè)計(jì)了比例合理的試驗(yàn)?zāi)Ｐ?。試?yàn)表明，測(cè)得的總旁流比例低于反應(yīng)堆熱工水力設(shè)計(jì)采用的設(shè)計(jì)基準(zhǔn)(6.5 %)。

CRDL是RCCA提升、插入、下落的通道，其抗震能力對(duì)反應(yīng)堆安全非常重要。試驗(yàn)裝置由CRDL、多點(diǎn)激勵(lì)試驗(yàn)裝置和模擬支架組成。試驗(yàn)對(duì)地震期間和地震后的CRDL性能、落棒功能及結(jié)構(gòu)完整性進(jìn)行了測(cè)試。試驗(yàn)結(jié)果證明CRDL滿足承受0.3g地震載荷的設(shè)計(jì)要求。

通過開展反應(yīng)堆下空腔交混試驗(yàn)獲得各種工況下的下空腔交混因子，進(jìn)而用來(lái)確定事故工況下硼水和冷水的注入比例。試驗(yàn)裝置由反應(yīng)堆模型、三環(huán)路系統(tǒng)與測(cè)量系統(tǒng)組成。反應(yīng)堆模型與反應(yīng)堆整體水力模擬試驗(yàn)中使用的模型相同。三環(huán)路中的兩個(gè)環(huán)路可以注入氯化鉀(KCl)溶液。針對(duì)每個(gè)環(huán)路注入KCl溶液的情形，試驗(yàn)提供了下空腔平均交混因子和120°范圍內(nèi)最大交混因子的平均值。

流致振動(dòng)試驗(yàn)用來(lái)獲得堆內(nèi)構(gòu)件(RVI)的固有振動(dòng)特性和流致振動(dòng)響應(yīng)，以驗(yàn)證RVI的結(jié)構(gòu)設(shè)計(jì)。試驗(yàn)包括空氣和靜水中的固有振動(dòng)特性試驗(yàn)以及流致振動(dòng)響應(yīng)試驗(yàn)?；诹黧w和結(jié)構(gòu)作用相似原則采用比例為1：5的試驗(yàn)?zāi)Ｐ停囼?yàn)條件幾乎涵蓋了所有可預(yù)期的情況。試驗(yàn)表明，RVI的流致振動(dòng)是微小、穩(wěn)定和隨機(jī)的。由于流致振動(dòng)引起的應(yīng)力遠(yuǎn)小于材料的疲勞應(yīng)力極限，預(yù)計(jì)在電廠壽期內(nèi)不會(huì)發(fā)生高周疲勞破壞。RVI在額定流量下經(jīng)受了連續(xù)50 h的耐久性試驗(yàn)，未發(fā)現(xiàn)部件及其連接件松動(dòng)或脫落。壓緊彈簧功能正常，吊籃法蘭未出現(xiàn)擦傷或劃痕。

圖8.非能動(dòng)安全殼熱量排出系統(tǒng)(PCS)綜合性能試驗(yàn)裝置。

圖9.反應(yīng)堆整體水力模擬試驗(yàn)裝置。

SG設(shè)計(jì)驗(yàn)證試驗(yàn)分為TSP水力學(xué)試驗(yàn)、汽水分離裝置性能試驗(yàn)與SG傳熱管束流致振動(dòng)試驗(yàn)。TSP水力學(xué)試驗(yàn)的目的是通過測(cè)量不同蒸汽壓力、溫度和流量條件下流體流經(jīng)TSP的壓降驗(yàn)證TSP的水力學(xué)特性。ZH-65型SG的汽水分離裝置由汽水分離器與干燥器組成。通過試驗(yàn)測(cè)試了干燥器的干燥能力，以及汽水分離器與干燥器在熱態(tài)下的流動(dòng)阻力和汽水分離能力。此外，還測(cè)量了傳熱管沖擊下的動(dòng)態(tài)特性，通過模擬滿功率運(yùn)行工況時(shí)的流量測(cè)試了SG傳熱管束的流致振動(dòng)響應(yīng)。

5.結(jié)論

作為CNNC研發(fā)的第三代PWR型號(hào)，HPR1000滿足國(guó)際先進(jìn)輕水堆核電站用戶要求，以及更加嚴(yán)格的核安全法規(guī)和標(biāo)準(zhǔn)，也考慮了福島事故的經(jīng)驗(yàn)反饋。大量先進(jìn)的設(shè)計(jì)特征被采用，包括采用了177組CF3先進(jìn)燃料組件的堆芯、能動(dòng)與非能動(dòng)的安全設(shè)計(jì)理念、完善的嚴(yán)重事故預(yù)防與緩解措施、強(qiáng)化的外部事件防御能力和改進(jìn)的應(yīng)急響應(yīng)能力等。構(gòu)建了大規(guī)模的試驗(yàn)設(shè)施，開展試驗(yàn)以證明新設(shè)計(jì)能夠?qū)崿F(xiàn)設(shè)計(jì)目標(biāo)與功能，并且不會(huì)對(duì)電站安全造成任何負(fù)面影響。對(duì)于福島事故后引起了大量關(guān)注與討論的安全問題，如實(shí)際消除大規(guī)模放射性釋放、降低剩余風(fēng)險(xiǎn)和延長(zhǎng)電站自治時(shí)間等，HPR1000也采取了針對(duì)性的措施。

與中國(guó)現(xiàn)有的大多數(shù)PWR核電站相比，HPR1000在安全性方面實(shí)現(xiàn)了巨大的提升甚至突破，兩個(gè)重要的概率安全評(píng)價(jià)指標(biāo)CDF和LRF幾乎降低了兩個(gè)數(shù)量級(jí)，滿足中國(guó)政府在福島事故后對(duì)新建電站安全目標(biāo)的要求。同世界上其他第三代核電站相比，HPR1000總體上具備相當(dāng)?shù)陌踩郊斑\(yùn)行性能，并且在安全設(shè)施多樣性方面具有實(shí)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。同時(shí)由于充分使用經(jīng)過驗(yàn)證的技術(shù)、設(shè)備以及中國(guó)成熟的設(shè)備供應(yīng)鏈，HPR1000的經(jīng)濟(jì)競(jìng)爭(zhēng)力、可建造性、可運(yùn)行性與可維護(hù)性都得到了保障。

良好的安全和性能設(shè)計(jì)以及經(jīng)濟(jì)性優(yōu)勢(shì)使得HPR1000在國(guó)內(nèi)外市場(chǎng)上展現(xiàn)出十分出色的競(jìng)爭(zhēng)力，尤其是在通過各自核安全監(jiān)管機(jī)構(gòu)的設(shè)計(jì)審查和批準(zhǔn)之后，HPR1000在國(guó)內(nèi)和國(guó)外的示范工程已經(jīng)分別于2015年的5月和8月開工建設(shè)。HPR1000未來(lái)的批量化部署不僅將為中國(guó)核電中長(zhǎng)期發(fā)展規(guī)劃目標(biāo)的實(shí)現(xiàn)做出貢獻(xiàn)，也將滿足國(guó)際市場(chǎng)對(duì)清潔能源的需求。

Nomenclature

AC alternate current

ATWS anticipated transient without scram

BDBA beyond-design-basis accident

BOP balance of plant

CDF core damage frequency

CHF critical heat fl ux

CI conventional island

CIS cavity injection and cooling system

CNEA China Nuclear Energy Association

CNNC China National Nuclear Corporation

CRDL control rod driven line

DBA design-basis accident

DC direct current

EPRI Electric Power Research Institute

EUR European Utility Requirements for LWR Nuclear Power Plants

IAEA International Atomic Energy Agency

IRWST in-containment refueling water storage tank

IVR in-vessel retention

LBB leak-before-break

LHSI low head safety injection

LOCA loss-of-coolant accident

LRF large release frequency

LWR light water reactor

MHSI middle head safety injection

MSLB main steam line break

NI nuclear island

NNSA National Nuclear Safety Administration

NPP nuclear power plant

PCS passive containment heat removal system

PRS passive residual heat removal system of secondary side

PSAR preliminary safety analysis report

PWR pressurized water reactor

RCCA rod cluster control assembly

RCS reactor coolant system

RPV reactor pressure vessel

RVI reactor vessel internal

SBO station blackout

SG steam generator

SGTR steam generator tube rupture

SSE safety shutdown earthquake

TSP tube support plate

URD Advanced Light Water Reactor Utility Requirement Document

WENRA Western European Nuclear Regulator’s Association

Compliance with ethics guidelines

Ji Xing, Daiyong Song, and Yuxiang Wu declare that they have no conflict of interest or financial conflicts to disclose.

[1] International Atomic Energy Agency [Internet].Vienna: 50 years of nuclearenergy.[cited 2015 Aug 13].Available from: https://www.iaea.org/About/Policy/GC/GC48/Documents/gc48inf-4_ftn3.pdf.

[2] OECD Nuclear Energy Agency.Nuclear energy today.2nd ed.Paris: Nuclear Energy Agency of the OECD; 2013.

[3] World Nuclear Association [Internet].London: nuclear power in the world today.2016 Jan [cited 2015 Aug 13].Available from: http://www.world-nuclear.org/ info/Current-and-Future-Generation/Nuclear-Power-in-the-World-Today/.

[4] International Atomic Energy Agency.Nuclear power reactors in the world (2015 edition).Vienna: IAEA; 2015.

[5] Goldberg SM, Rosner R.Nuclear reactors: generation to generation.Cambridge: American Academy of Arts and Sciences; 2011.

[6] Zhang RP, Zhang X, Zhang LQ.Technical evolution of leading nuclear power reactor types in the world.China Nucl Power 2009;2(1):85—9; 2(2):184—9; 2(3):276—81; 2(4):371—9.Chinese.

[7] Electric Power Research Institute.Advanced light water reactor utility requirement document.Palo Alto, CA: EPRI; 1990.

[8] EUR organization.European utility requirements for LWR nuclear power plants.2001.

[9] International Atomic Energy Agency.IAEA int ernational fact finding expert mission of the Fukushima Dai-ichi NPP accident following the Great East Japan Earthquake and Tsunami.Vienna: IAEA; 2011.

[10] Nuclear Emergency Response Headquarters, Government of Japan.Report of Japanese government to IAEA ministerial conference on nuclear safety—the accident at TEPCO’s Fukushima nuclear power stations.2011.

[11] Miller C, Cubbage A, Dorman D, Grobe J, Holahan G, Sanfilippo N; US Nuclear Regulatory Commission.Recommendations for enhancing reactor safety in the 21st century: the near-term task force review of insights form the Fukushima Dai-ichi accident.New York: Progressive Management; 2011.

[12] HM Chief Inspector of Nuclear Installations.Japanese earthquake and tsunami: implications for the UK Nuclear Industry.2011.

[13] Wu YX, Song DY, Zhao GH.Post-Fukushima tendency of nuclear power codes and standards.Nucl Sci Eng 2013;33(3):329—36.Chinese.

[14] Autorité de S?reté nucléaire.Complementary safety assessment of the French nuclear power plants (European “stress tests”) —report by the French Nuclear Safety Authority.2011.

[15] European Commission.Communication from the commission to the council and the European parliament—on the interim report on the comprehensive risk and safety assessments (“stress tests”) of nuclear power plants in the European Union.2011.

[16] China National Nuclear Safety Administration.General technical requirements for post-Fukushima improvement actions of NPP (tentative).2012.Chinese.

[17] WENRA Reactor Harmonization Working Group.Report—safety of new NPP designs.2013.

[18] International Atomic Energy Agency.Safety of nuclear power plants: design.IAEA Safety Standards Series No.: SSR-2/1 (Rev.1).Vienna: IAEA.Forthcoming 2016.

* Corresponding author.

E-mail address: xingji@cnpe.cc

2095-8099/? 2016 THE AUTHORS.Published by Elsevier LTD on behalf of Chinese Academy of Engineering and Higher Education Press Limited Company.This is an open access article under the CC BY-NC-ND license (http://creativecommons.org/licenses/by-nc-nd/4.0/).

英文原文: Engineering 2016, 2(1): 79—87

Ji Xing, Daiyong Song, Yuxiang Wu.HPR1000: Advanced Pressurized Water Reactor with Active and Passive Safety.Engineering, http://dx.doi.org/10.1016/J.ENG.2016.01.017

能動(dòng)與非能動(dòng)安全性

先進(jìn)核動(dòng)力堆(先進(jìn)壓水堆)