荊春寧,趙 科,張力友,李 輝,王誠(chéng)誠(chéng),錢(qián)怡潔,張 鶴,蔣慧黠

(中國(guó)核電工程有限公司,北京 100840)

從誕生到今天,核電在半個(gè)多世紀(jì)的時(shí)間里經(jīng)歷了不同的發(fā)展階段:從最初的原型堆發(fā)展到第二代的商業(yè)堆,再到如今的熱效率提高以及采用現(xiàn)代化安全系統(tǒng)的三代堆技術(shù)。美國(guó)發(fā)布的URD(《先進(jìn)輕水堆用戶要求文件》)[1]和歐洲發(fā)布的EUR(《輕水堆核電站歐洲用戶要求》)[2]對(duì)于先進(jìn)核電站提出了全面的要求,新世紀(jì)以來(lái),首批工程應(yīng)用的三代核電技術(shù)例如AP1000、EPR等堆型在性能設(shè)計(jì)、安全設(shè)計(jì)以及經(jīng)濟(jì)性方面均有全面的提升。

2011年發(fā)生的福島核事故再次引起了全世界對(duì)于核電站安全的廣泛關(guān)注。各國(guó)基于福島核事故的反饋,紛紛提出了更高的核安全標(biāo)準(zhǔn),重點(diǎn)關(guān)注的事項(xiàng)如: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[3]。為了進(jìn)一步提高我國(guó)核電站的安全水平,國(guó)家核安全局在2016年重新修訂了 《核動(dòng)力廠設(shè)計(jì)安全規(guī)定》(HAF102),新版的規(guī)定提出或增加了實(shí)際消除、設(shè)計(jì)擴(kuò)展工況、內(nèi)部和外部災(zāi)害、防商用大飛機(jī)惡意撞擊等要求[4]。

在此背景下,中核集團(tuán)基于多年壓水堆核電站設(shè)計(jì)、建造、調(diào)試、運(yùn)行的經(jīng)驗(yàn),研發(fā)了具有完全自主知識(shí)產(chǎn)權(quán)的先進(jìn)壓水堆 “華龍一號(hào)”(HPR1000)?！叭A龍一號(hào)”的設(shè)計(jì)充分考慮了福島核事故后的經(jīng)驗(yàn)反饋,滿足國(guó)際國(guó)內(nèi)最新的安全要求。“華龍一號(hào)”全球首堆于2015年5月于福建省福清市開(kāi)工建設(shè)。

1 設(shè)計(jì)理念

核電站的設(shè)計(jì)中首先要確保三項(xiàng)基本功能:反應(yīng)性控制、余熱導(dǎo)出、放射性包容。為了實(shí)現(xiàn)基本安全功能,縱深防御概念貫徹于 “華龍一號(hào)”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。

能動(dòng)與非能動(dòng)相結(jié)合的安全設(shè)計(jì)是 “華龍一號(hào)”最具代表性的創(chuàng)新[5],同時(shí)也是滿足多樣性原則的典型案例 (見(jiàn)圖1)。能動(dòng)技術(shù)最突出的特點(diǎn)是在核電站偏離正常時(shí)能高效可靠的糾正偏離,非能動(dòng)系統(tǒng)則是利用自然循環(huán)、重力、化學(xué)反應(yīng)、熱膨脹、氣體膨脹等自然現(xiàn)象,在無(wú)需電源支持的情況下保證反應(yīng)堆的安全,使設(shè)計(jì)更加簡(jiǎn)化。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)滯留和安全殼熱量排出等安全功能,能夠充分發(fā)揮能動(dòng)安全技術(shù)成熟、可靠、高效的優(yōu)勢(shì)和非能動(dòng)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。需要注意的是,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。能動(dòng)系統(tǒng)的可用性仍然置于首位予以保證,非能動(dòng)系統(tǒng)作為備用措施。

圖1 “華龍一號(hào)”能動(dòng)與非能動(dòng)系統(tǒng)[5]Fig.1 Active system and passive system of HPR1000

“華龍一號(hào)”針對(duì)各類(lèi)不同嚴(yán)重程度的事故都有充分可靠的安全措施:

首先,依靠核電站的固有安全性,使得初始偏離不會(huì)產(chǎn)生與安全有關(guān)的重大影響,或只使核電站產(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(guò)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)生器二次側(cè)導(dǎo)出熱量的條件下,RCS能夠建立起自然冷卻循環(huán)。

此外,“華龍一號(hào)”設(shè)置了專(zhuān)設(shè)安全設(shè)施用于緩解設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故,主要包括安全注入系統(tǒng)、輔助給水系統(tǒng)與安全殼噴淋系統(tǒng)等,這些設(shè)施均設(shè)置了不同的冗余序列,且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。基于相同的原因,兩個(gè)柴油發(fā)電機(jī)廠房也實(shí)現(xiàn)了實(shí)體隔離。

“華龍一號(hào)”對(duì)于可能的設(shè)計(jì)擴(kuò)展工況也采取了完善的預(yù)防和緩解措施。對(duì)于被認(rèn)為是現(xiàn)有核電廠薄弱環(huán)節(jié)的特定設(shè)計(jì)擴(kuò)展工況,如全廠斷電 (SBO),未能緊急停堆的預(yù)期瞬態(tài) (AT WS)等,設(shè)置了SBO電源和72 h蓄電池、多樣化的冷卻系統(tǒng) (二次側(cè)非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)、非能動(dòng)安全殼熱量導(dǎo)出系統(tǒng))、應(yīng)急硼注入系統(tǒng)等,同時(shí)制定了針對(duì)多重故障的事故規(guī)程,用來(lái)應(yīng)對(duì)部分典型的超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故,防止其發(fā)展為堆芯熔化的嚴(yán)重事故。而對(duì)于可能發(fā)生的堆芯熔化的嚴(yán)重事故,設(shè)計(jì)中也考慮了適當(dāng)?shù)膽?yīng)對(duì)措施,例如設(shè)置一回路快速卸壓系統(tǒng),能動(dòng)與非能動(dòng)相結(jié)合的堆腔注水系統(tǒng),安全殼消氫系統(tǒng)、過(guò)濾排放系統(tǒng)等。同時(shí),提高了嚴(yán)重事故時(shí)主控室的可居留性,編制了嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則,使得主控室工作人員和技術(shù)支持人員能夠更安全有效地處理并緩解嚴(yán)重事故的后果。

“華龍一號(hào)”的經(jīng)濟(jì)目標(biāo)以及運(yùn)行性能符合URD與EUR的要求,如電站可利用率、設(shè)計(jì)壽期和換料周期等。一體化堆頂結(jié)構(gòu)以及破前泄漏等先進(jìn)技術(shù)的應(yīng)用降低了建造和維護(hù)所需的成本和周期。

2 技術(shù)特征

“華龍一號(hào)”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),其設(shè)計(jì)中采用了大量先進(jìn)設(shè)計(jì)特征。

表1列出了 “華龍一號(hào)”的總體技術(shù)參數(shù),以下將主要從反應(yīng)堆和燃料、反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)(RCS)、專(zhuān)設(shè)安全設(shè)施、嚴(yán)重事故預(yù)防和緩解措施、廠房構(gòu)筑物等方面對(duì) “華龍一號(hào)”的主要技術(shù)特征進(jìn)行介紹。

表1 “華龍一號(hào)”總體參數(shù)Table 1 General parameters of HPR1000

2.1 堆芯與燃料

“華龍一號(hào)”的反應(yīng)堆堆芯采用自主研發(fā)的先進(jìn)燃料組件,數(shù)量增加到177組,在提高堆芯額定功率的同時(shí)降低平均線功率密度,既提高了核電站的發(fā)電能力,又增加了核電運(yùn)行的安全裕量;同時(shí)采用CF3型先進(jìn)燃料組件,換料周期可達(dá)18個(gè)月,提高了核電站的可利用率:堆芯額定熱功率為3 050 MW,平均線功率密度為173.8 W·c m－1。每一個(gè)燃料組件由264個(gè)燃料元件組成,放置于17×17的支撐格架中。

2.2 反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)

“華龍一號(hào)”的反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)采用成熟的三環(huán)路設(shè)計(jì),每個(gè)環(huán)路包含一個(gè)蒸汽發(fā)生器和一個(gè)反應(yīng)堆冷卻劑泵?！叭A龍一號(hào)”增大的壓力容器、蒸汽發(fā)生器以及穩(wěn)壓器可以更好地適應(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。蒸汽發(fā)生器二次側(cè)容積的增加也能夠在蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故時(shí)延長(zhǎng)二次側(cè)滿溢的時(shí)間,還可以在給水完全喪失的情況下延長(zhǎng)蒸汽發(fā)生器的干涸時(shí)間。

通過(guò)控制材料中的有害元素、降低母材與焊材的初始無(wú)延性轉(zhuǎn)變溫度等技術(shù)手段,“華龍一號(hào)”的壓力容器的壽命能夠達(dá)到60年。壓力容器的內(nèi)表面為可以防止被腐蝕的不銹鋼堆焊層。其主要部件采用整體鍛造,以減少焊縫數(shù)量。

“華龍一號(hào)”的蒸汽發(fā)生器為ZH-65型立式、倒U型管式蒸汽發(fā)生器。其傳熱管采用抗腐蝕且性能優(yōu)良的因科鎳690合金制造,由管板支撐,管孔呈三葉狀排列。蒸汽發(fā)生器一次側(cè)與冷卻劑接觸的部分由抗腐蝕的合金制造而成,或用奧氏體不銹鋼或者因科鎳堆焊覆蓋其表面。

2.3 專(zhuān)設(shè)安全設(shè)施與嚴(yán)重事故預(yù)防與緩解措施

“華龍一號(hào)”專(zhuān)設(shè)安全設(shè)施由冗余系列組成以滿足單一故障準(zhǔn)則。其中安注系統(tǒng)由中壓安注和低壓安注兩個(gè)能動(dòng)子系統(tǒng)與一個(gè)非能動(dòng)的安注箱注入子系統(tǒng)組成。內(nèi)置換料水箱為安注水源,其設(shè)置在安全殼內(nèi),增強(qiáng)了對(duì)外部事件的防護(hù),并且避免了在長(zhǎng)期注入階段的水源切換。輔助給水系統(tǒng)用于正常給水喪失后為蒸汽發(fā)生器二次側(cè)提供應(yīng)急補(bǔ)水。輔助給水泵由2×50%電動(dòng)泵以及2×50%汽動(dòng)泵組成,泵的多樣性提高了系統(tǒng)的可靠性。

安全殼噴淋系統(tǒng)能夠通過(guò)噴淋冷凝釋放到安全殼內(nèi)的熱的蒸汽,將安全殼的溫度和壓力控制在設(shè)計(jì)限值內(nèi),保持安全殼的完整性。

“華龍一號(hào)”具備完善的嚴(yán)重事故預(yù)防和緩解措施,設(shè)置了包含幾大非能動(dòng)系統(tǒng)在內(nèi)的多種措施來(lái)對(duì)抗嚴(yán)重事故威脅。

堆腔注水冷卻系統(tǒng)通過(guò)壓力容器外表面與保溫層之間的流道注水來(lái)實(shí)現(xiàn)對(duì)PRV下封頭外表面的冷卻,從而保證壓力容器的完整性并實(shí)現(xiàn)堆芯熔融物的堆內(nèi)滯留。堆腔注水冷卻系統(tǒng)由能動(dòng)與非能動(dòng)兩個(gè)子系統(tǒng)組成。其中非能動(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)系統(tǒng)失效時(shí),依靠重力,將水注入,從而冷卻壓力容器的下封頭。

二次側(cè)非能動(dòng)余熱導(dǎo)出系統(tǒng)可以在全廠斷電并且汽動(dòng)輔助給水泵失效時(shí)投入運(yùn)行,通過(guò)非能動(dòng)的自然循環(huán)的方式為蒸汽發(fā)生器提供補(bǔ)水。

非能動(dòng)安全殼熱量導(dǎo)出系統(tǒng)用于確保在設(shè)計(jì)擴(kuò)展工況下安全殼溫度和壓力不會(huì)超過(guò)設(shè)計(jì)限值,從而確保安全殼的完整性。安全殼內(nèi)的高溫蒸汽與氣體的熱量被安裝在安全殼上部?jī)?nèi)表面的熱交換器管內(nèi)的冷卻水帶走,并將熱量傳遞到安全殼外的換熱水箱內(nèi)。安全殼內(nèi)與換熱水箱內(nèi)水的溫差以及換熱水箱與熱交換器的高差是建立自然循環(huán)導(dǎo)出熱量的驅(qū)動(dòng)力。水箱的容量滿足嚴(yán)重事故后72 h內(nèi)熱量導(dǎo)出的需求。

2.4 廠房布置

“華龍一號(hào)”采用單堆布置,廠房由核島、常規(guī)島以及電廠配套設(shè)施三部分組成。其中,核島由反應(yīng)堆廠房、燃料廠房、電氣廠房與安全廠房以及幾個(gè)外圍的其他廠房構(gòu)成 (見(jiàn)圖2)。核島廠房采用水平和豎直方向均為0.3g的地面峰值加速度作為抗震輸入?！叭A龍一號(hào)”通過(guò)雙層安全殼以及燃料廠房、電氣廠房的混凝土屏蔽墻以及安全廠房的實(shí)際隔離實(shí)現(xiàn)對(duì)商用大飛機(jī)的撞擊的防護(hù)。通過(guò)合理布置,“華龍一號(hào)”降低了外部和內(nèi)部事件引起的火災(zāi)和爆炸的后果和頻率。電廠布置方案將放射性與非放射性設(shè)備進(jìn)行了隔離分區(qū),并對(duì)這些區(qū)域的進(jìn)出人員提供不同的通道。布置方案還提高了設(shè)備檢查、維護(hù)和更換的便利和效率,以盡可能降低職業(yè)照射劑量。

圖2 “華龍一號(hào)”核島廠房[5]Fig.2 Nuclear island building of HPR1000

3 試驗(yàn)驗(yàn)證

作為漸進(jìn)式設(shè)計(jì)的先進(jìn)壓水堆,“華龍一號(hào)”是基于成熟技術(shù)的。其大部分先進(jìn)設(shè)計(jì)特征并非首次應(yīng)用,而是基于之前核電廠的設(shè)計(jì)經(jīng)驗(yàn),已經(jīng)在國(guó)內(nèi)、國(guó)外核電項(xiàng)目中得到了應(yīng)用和驗(yàn)證。

而對(duì)首次采用的先進(jìn)設(shè)計(jì)特征,則通過(guò)一系列的驗(yàn)證性試驗(yàn),證明了其具備良好的性能并且不會(huì)對(duì)安全帶來(lái)負(fù)面影響。這些試驗(yàn)活動(dòng)歷時(shí)多年,包括堆腔注水冷卻系統(tǒng) (CIS)驗(yàn)證試驗(yàn)、二次側(cè)非能動(dòng)余熱導(dǎo)出系統(tǒng) (PRS)驗(yàn)證試驗(yàn)、非能動(dòng)安全殼熱量排出系統(tǒng) (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)、蒸汽發(fā)生器驗(yàn)證試驗(yàn)等 (見(jiàn)圖3至圖5)。所有這些關(guān)鍵試驗(yàn)已經(jīng)于2013年11月前全部完成,確保 “華龍一號(hào)”的整體可靠性。

圖3 PRS系統(tǒng)試驗(yàn)裝置[5]Fig.3 PRStest facility

圖4 PCS系統(tǒng)綜合性能試驗(yàn)裝置[5]Fig.4 PCSintegrated perfor mance test facility

圖5 堆內(nèi)構(gòu)件流致振動(dòng)試驗(yàn)裝置[5]Fig.5 Inter nals flow induced vibration test facility

4 結(jié)束語(yǔ)

“華龍一號(hào)”作為完全自主知識(shí)產(chǎn)權(quán)的中國(guó)三代核電堆型,滿足國(guó)際先進(jìn)壓水堆核電站用戶要求,以及最新的國(guó)際與國(guó)內(nèi)的核安全法規(guī)標(biāo)準(zhǔn),考慮了福島核事故后的經(jīng)驗(yàn)反饋?！叭A龍一號(hào)”采用了大量的先進(jìn)設(shè)計(jì)特征,包括177燃料組件、能動(dòng)與非能動(dòng)結(jié)合的安全設(shè)計(jì)理念、強(qiáng)化的外部事件防御能力、改進(jìn)的應(yīng)急響應(yīng)能力等等?！叭A龍一號(hào)”利用大規(guī)模的試驗(yàn)設(shè)施,開(kāi)展了一系列驗(yàn)證試驗(yàn),證明了新設(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)核電站安全造成任何負(fù)面影響?！叭A龍一號(hào)”采取了大量有效措施解決了福島事故后引起關(guān)注的安全問(wèn)題。

與目前國(guó)內(nèi)現(xiàn)有大多數(shù)壓水堆核電站相比,“華龍一號(hào)”的兩個(gè)重要概率安全評(píng)價(jià)指標(biāo)CDF與LRF降低了將近兩個(gè)數(shù)量級(jí),滿足國(guó)內(nèi)外對(duì)于新建核電站的安全目標(biāo)的要求。其多樣性的安全設(shè)施具有實(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。

“華龍一號(hào)”還充分利用了國(guó)內(nèi)二代改進(jìn)型機(jī)組批量化建設(shè)過(guò)程中形成的設(shè)計(jì)、設(shè)備制造、施工和運(yùn)行管理等產(chǎn)業(yè)鏈資源,從而較大幅度地降低研發(fā)建設(shè)成本。其上網(wǎng)電價(jià)與沿海省份標(biāo)桿電價(jià)相比有一定競(jìng)爭(zhēng)力,其單位千瓦造價(jià)低于目前國(guó)內(nèi)和國(guó)際在建的第三代核電機(jī)組,使其與國(guó)內(nèi)外其他三代核電廠相比具有很好的經(jīng)濟(jì)性和市場(chǎng)競(jìng)爭(zhēng)力。

“華龍一號(hào)”國(guó)內(nèi)、外首堆工程已經(jīng)分別于2015年的5月和8月開(kāi)工建設(shè)?？梢灶A(yù)見(jiàn),“華龍一號(hào)”未來(lái)的批量建設(shè)以及大量出口不僅能夠使我國(guó)核電中長(zhǎng)期發(fā)展規(guī)劃目標(biāo)得以實(shí)現(xiàn),還可以滿足巴黎協(xié)定通過(guò)后世界各國(guó)對(duì)于清潔能源的需求。

[1]Goldberg S M,Rosner R．Nuclear reactors:generation to generation[J]．Ca mbridge:American Acade my of Arts and Sciences,2011．

[2]歐洲組織．輕水堆核電站歐洲用戶要求 [R]．2011．

[3]吳宇翔,宋代勇,趙光輝．福島事故后核電法規(guī)標(biāo)準(zhǔn)發(fā)展趨勢(shì) [J]．核科學(xué)工程,2013,33(3):329-336．

[4]中國(guó)國(guó)家核安全局．核動(dòng)力廠設(shè)計(jì)安全規(guī)定 [S],2016．

[5]邢繼．“華龍一號(hào)”:能動(dòng)與非能動(dòng)相結(jié)合的先進(jìn)壓水堆核電廠 [M]．北京:中國(guó)原子能出版社,2016．