宋代勇,趙 斌,袁 霞,孫金龍,王廣飛,王佳卓,范 黎,吳宇翔,張雪霜

(中國核電工程有限公司,北京 100840)

安全性始終是核電廠設(shè)計(jì)首先要考慮的問題,核電廠安全主要依靠所配備的一套應(yīng)對各類事故工況的安全系統(tǒng)來保障,安全系統(tǒng)的配置及設(shè)計(jì)直接決定了核電廠的安全水平。

“華龍一號”是我國具備完整自主知識產(chǎn)權(quán)的三代先進(jìn)壓水堆核電型號?！叭A龍一號”繼承了我國30年來核電建設(shè)和運(yùn)營的成熟經(jīng)驗(yàn),又充分考慮了福島事故反饋以及國際的標(biāo)準(zhǔn)法規(guī)的新要求,融入了新的設(shè)計(jì)特點(diǎn)。

“華龍一號”安全系統(tǒng)設(shè)計(jì)創(chuàng)新性地采用了能動加非能動的設(shè)計(jì)理念。能動安全系統(tǒng)是高效、成熟、可靠的,且已經(jīng)過充分工程驗(yàn)證的,而非能動安全系統(tǒng)可有效應(yīng)對動力源喪失,以非能動安全系統(tǒng)作為能動安全系統(tǒng)的補(bǔ)充,可在保證技術(shù)成熟性的同時(shí),通過多樣化的手段大幅提高安全性。以能動和非能動的方式實(shí)現(xiàn)應(yīng)急堆芯冷卻、堆芯余熱導(dǎo)出、安全殼熱量排出和熔融物壓力容器內(nèi)滯留等功能,非能動系統(tǒng)作為能動系統(tǒng)的備用措施,以多樣化的形式確保電廠安全。

1 能動加非能動設(shè)計(jì)理念

目前,國際上對新建核電廠的安全需求的考慮和討論較集中的內(nèi)容之一是如何加強(qiáng)核電廠應(yīng)對多重失效導(dǎo)致的超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故即設(shè)計(jì)擴(kuò)展工況的應(yīng)對能力?！叭A龍一號”是基于現(xiàn)有的以能動安全系統(tǒng)為基礎(chǔ)的二代改進(jìn)型壓水堆機(jī)組成熟技術(shù)的漸進(jìn)式設(shè)計(jì)。對于現(xiàn)有壓水堆技術(shù),其應(yīng)對設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故工況的能力足夠,但對超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故工況及嚴(yán)重事故工況的應(yīng)對能力尚有進(jìn)一步改進(jìn)空間。

能動技術(shù)最突出的特點(diǎn)是在核電廠偏離正常時(shí)能高效可靠的糾正偏離,非能動系統(tǒng)則在無需電源支持的情況下保證反應(yīng)堆的安全,設(shè)計(jì)更加簡化。隨著研究的深入,核工業(yè)界已逐漸認(rèn)識到能動技術(shù)與非能動技術(shù)各自的優(yōu)缺點(diǎn),對兩種安全技術(shù)正確的應(yīng)用應(yīng)該是能動與非能動技術(shù)聯(lián)合交叉使用。

對于安全系統(tǒng)配置,“華龍一號”在頂層設(shè)計(jì)階段提出過多種思路,包括增加能動安全系列的方案和在兩個(gè)能動安全系列的基礎(chǔ)上增加一個(gè)多樣化列的方案?；诟怕拾踩治?(PSA)的結(jié)果表明,從多樣化的角度考慮,在兩個(gè)能動系列的基礎(chǔ)上增加非能動手段以加強(qiáng)電廠應(yīng)對超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故工況和嚴(yán)重事故工況的能力,比單純增加能動系列的貢獻(xiàn)更加突出。表1對比了不同的安全系統(tǒng)配置方式的堆芯損壞頻率。

表1 安全系統(tǒng)不同配置方案的PSA分析結(jié)果Table 1 PSA results of deferent safety system configurations

按照縱深防御的思想,在防御第3層次,即應(yīng)對設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故工況時(shí),以能動的安全系統(tǒng)(包括應(yīng)急堆芯注水、二次側(cè)應(yīng)急給水、安全殼噴淋等)為主,輔以部分非能動的安全手段 (如安注箱、彈簧式安全閥);而在防御第4層次,即處理超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故時(shí),增設(shè)非能動的安全措施,在能動手段不可用時(shí)投運(yùn)非能動系統(tǒng)導(dǎo)出堆芯熱量并維持安全殼完整性。能動與非能動相結(jié)合的技術(shù)用于確保包括應(yīng)急堆芯冷卻,堆芯余熱導(dǎo)出,安全殼熱量排出,熔融物堆內(nèi)滯留在內(nèi)的安全功能,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)不依賴外部動力的固有安全特性。在 “華龍一號”的設(shè)計(jì)中,非能動系統(tǒng)的應(yīng)用并不意味著可以降低能動系統(tǒng)的設(shè)計(jì)要求。能動系統(tǒng)的可用性仍需置于首位予以保證,非能動系統(tǒng)作為備用措施。

在確保安全的基礎(chǔ)上,如何降低造價(jià),也是核電廠設(shè)計(jì),尤其是新型核電廠設(shè)計(jì)必須要考慮的問題?！叭A龍一號”的設(shè)計(jì)同時(shí)針對國內(nèi)核電市場及國際核電市場,因此其經(jīng)濟(jì)性必須有足夠的競爭力。相對于增加完整的能動安全系列來說,采用兩個(gè)能動系列加一套非能動系統(tǒng)的安全系統(tǒng)配置的經(jīng)濟(jì)性也非常突出。

“華龍一號”設(shè)計(jì)在充分考慮了安全性、經(jīng)濟(jì)性、先進(jìn)性、成熟性這4個(gè)關(guān)鍵設(shè)計(jì)特點(diǎn)之間的平衡的基礎(chǔ)上,最終形成了 “能動與非能動相結(jié)合”的安全設(shè)計(jì)理念。

2 典型非能動系統(tǒng)介紹

“華龍一號”主要安全系統(tǒng)的原理見圖1。其中能動安全系統(tǒng)均為在成熟技術(shù)基礎(chǔ)上繼承發(fā)展,進(jìn)行了充分的系統(tǒng)設(shè)計(jì)優(yōu)化。 “華龍一號”典型的非能動系統(tǒng)主要包括二次側(cè)非能動余熱排出系統(tǒng)、非能動安全殼熱量導(dǎo)出系統(tǒng)和能動與非能動相結(jié)合的堆腔注水冷卻系統(tǒng)。

圖1 能動與非能動安全系統(tǒng)原理圖Fig.1 Schematic of active and passive safety syste ms

作為新設(shè)計(jì)的系統(tǒng),驗(yàn)證其有效性是必不可少的,針對上述三個(gè)系統(tǒng),均開展了實(shí)驗(yàn)研究,以證明其在特定的事故工況下能夠發(fā)揮其既定功能。

2.1 二次側(cè)非能動余熱排出系統(tǒng)

二次側(cè)非能動余熱排出系統(tǒng)以非能動的方式通過蒸汽發(fā)生器二次側(cè)導(dǎo)出堆芯衰變熱及顯熱。該系統(tǒng)主要應(yīng)對主給水全部喪失,且輔助給水不可用(全廠斷電且輔助給水系統(tǒng)汽動泵失效)的工況。

對應(yīng)3臺蒸汽發(fā)生器,該系統(tǒng)配置了3個(gè)獨(dú)立的系列,每個(gè)系列主要包括1臺應(yīng)急余熱排出冷卻器,一個(gè)換熱水箱,兩臺應(yīng)急補(bǔ)水箱及相應(yīng)的閥門、管道和儀表。

換熱水箱位于外層安全殼的外側(cè)高位處,C型的應(yīng)急余熱排出冷卻器沒于換熱水箱內(nèi),換熱器下封頭和上封頭分別連接至殼內(nèi)的主給水和主蒸汽管道上,與蒸汽發(fā)生器一起形成閉式循環(huán)冷卻回路。兩臺應(yīng)急補(bǔ)水箱用于為蒸發(fā)器提供應(yīng)急補(bǔ)水,以確保非能動循環(huán)的持續(xù)進(jìn)行。

事故工況下,當(dāng)系統(tǒng)接收到投運(yùn)信號時(shí),兩道并聯(lián)設(shè)置且由直流蓄電池供電的隔離閥打開,系統(tǒng)自動投入運(yùn)行。如果蒸汽發(fā)生器液位低,則兩臺應(yīng)急補(bǔ)水箱的隔離閥自動開啟。

為驗(yàn)證系統(tǒng)的換熱能力,專門搭建了試驗(yàn)裝置。遵循全高全壓模擬準(zhǔn)則,回路設(shè)備高度及設(shè)備間相對高差、冷熱芯位差與原型一致。

通過穩(wěn)態(tài)試驗(yàn)和瞬態(tài)試驗(yàn),證明了無論是停堆后輔助給水系統(tǒng)泵全部不可用的系統(tǒng)立即投入,還是停堆后給水汽動泵可用一定時(shí)間后本系統(tǒng)再投入,均能夠安全帶出事故后72小時(shí)堆芯熱量。

2.2 非能動安全殼熱量導(dǎo)出系統(tǒng)

非能動安全殼熱量導(dǎo)出系統(tǒng)用于在包括嚴(yán)重事故的超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故工況下的安全殼長期排熱。該系統(tǒng)配置了3個(gè)獨(dú)立的系列,每個(gè)系列包括兩個(gè)換熱回路,而每個(gè)換熱回路主要包括兩組換熱器,一個(gè)換熱水箱,一個(gè)導(dǎo)熱水箱及相應(yīng)的閥門、管道和儀表。

二次側(cè)非能動余熱排出系統(tǒng)和非能動安全殼熱量導(dǎo)出系統(tǒng)共用位于安全殼外側(cè)高位的換熱水箱。C型的換熱器布置在安全殼內(nèi)側(cè),換熱器上集管連接上升管 (熱管段),下集管連接下降管(冷管段),冷、熱管段傳出安全殼外后進(jìn)入換熱水箱,在水箱內(nèi)為開放式,直接與換熱水箱內(nèi)的水一起參與非能動循環(huán)。

當(dāng)事故工況下系統(tǒng)接收到投運(yùn)信號時(shí),位于下降管上并聯(lián)設(shè)置的兩臺由直流蓄電池驅(qū)動的隔離閥打開,系統(tǒng)自動投入運(yùn)行,將殼內(nèi)熱量帶到環(huán)境中去。換熱水箱的容量能夠滿足二次側(cè)非能動余熱排出系統(tǒng)或非能動安全殼熱量導(dǎo)出系統(tǒng)持續(xù)運(yùn)行72 h。水箱設(shè)置了應(yīng)急補(bǔ)水管線,通過補(bǔ)水可維持二次側(cè)非能動余熱排出系統(tǒng)或非能動安全殼熱量導(dǎo)出系統(tǒng)長期運(yùn)行。

非能動安全殼熱量導(dǎo)出系統(tǒng)的性能綜合試驗(yàn)的主要目的是利用綜合驗(yàn)證試驗(yàn)裝置模擬實(shí)際運(yùn)行參數(shù),考核系統(tǒng)的排熱能力。試驗(yàn)考慮了系統(tǒng)設(shè)計(jì)工況、非設(shè)計(jì)工況、關(guān)鍵設(shè)備的性能、啟動特性等各個(gè)方面,主要驗(yàn)證了系統(tǒng)設(shè)計(jì)工況的性能,系統(tǒng)非設(shè)計(jì)工況的性能,系統(tǒng)關(guān)鍵設(shè)備的性能,及系統(tǒng)啟動策略。

通過對試驗(yàn)結(jié)果分析,證明該系統(tǒng)具有足夠的熱量導(dǎo)出能力,在事故早期和長期運(yùn)行階段兩個(gè)設(shè)計(jì)工況下,系統(tǒng)的排熱功率均超出了設(shè)計(jì)要求。

2.3 堆腔注水冷卻系統(tǒng)

堆腔注水冷卻系統(tǒng)包括一個(gè)能動子系統(tǒng)和一個(gè)非能動子系統(tǒng)。能動子系統(tǒng)設(shè)置兩個(gè)系列,每個(gè)系列設(shè)置1臺泵,水源包括消防水池和內(nèi)置換料水箱;非能動子系統(tǒng)設(shè)置1個(gè)殼內(nèi)高位水箱,注水管位于水箱底部,管線上以串并聯(lián)的形式設(shè)置了4臺由蓄電池供電的直流電動隔離閥,以保證系統(tǒng)的可靠隔離和可靠投運(yùn)。能動和非能動注入管線匯合后進(jìn)入堆腔,并連接至壓力容器外表面與保溫層之間的流道。

嚴(yán)重事故工況下,操縱員手動投入系統(tǒng),將內(nèi)置換料水箱或消防水池或系統(tǒng)高位水箱內(nèi)的水注入到由壓力容器和保溫層建立的流道內(nèi),冷卻壓力容器以防止其熔穿,實(shí)現(xiàn)嚴(yán)重事故工況下的壓力容器內(nèi)堆芯熔融物滯留。

嚴(yán)重事故條件下壓力容器下封頭外表面臨界熱流密度 (CHF)是熔融物堆內(nèi)滯留成功與否的決定性因素,堆腔注水冷卻系統(tǒng)的試驗(yàn)圍繞此開展。試驗(yàn)的目的是綜合考慮堆腔注水冷卻系統(tǒng)的流道特點(diǎn)和運(yùn)行參數(shù)范圍,給出隨角度變化的CHF值,為堆腔注水冷卻系統(tǒng)的設(shè)計(jì)和有效性分析提供依據(jù)。

3 典型事故工況分析

3.1 全廠斷電疊加輔助給水系統(tǒng)失效事故工況分析

針對全廠斷電事故工況,“華龍一號”輔助給水汽動泵能夠向蒸汽發(fā)生器提供應(yīng)急給水,堆芯余熱通過蒸汽發(fā)生器排出。若輔助給水汽動泵也失效,將會導(dǎo)致堆芯失去冷卻手段。反應(yīng)堆冷卻劑升溫升壓,穩(wěn)壓器安全閥起跳,一回路水裝量逐漸喪失,可能導(dǎo)致堆芯熔化。此時(shí),二次側(cè)非能動余熱排出系統(tǒng)的投運(yùn)可以在72 h內(nèi)將反應(yīng)堆維持在安全狀態(tài)。

基于RELAP程序的計(jì)算結(jié)果及試驗(yàn)結(jié)果表明,二次側(cè)非能動余熱排出系統(tǒng)投運(yùn)后,能夠建立穩(wěn)定的自然循環(huán)流動,帶走堆芯熱量。在事故后的72 h內(nèi),反應(yīng)堆冷卻劑溫度及壓力逐漸降低。

3.2 在嚴(yán)重事故工況下的功能分析

嚴(yán)重事故下,堆芯由于冷卻不足而最終熔化,并掉落入下封頭。高溫的堆芯熔融物如果得不到有效冷卻,將直接熔穿壓力容器下封頭,造成蒸汽爆炸、熔融物與混凝土反應(yīng)、安全殼直接加熱等堆外嚴(yán)重事故現(xiàn)象,直接造成大量放射性物質(zhì)向環(huán)境釋放。另外,反應(yīng)堆堆芯構(gòu)件的氧化將會產(chǎn)生大量氫氣,當(dāng)氫氣在安全殼內(nèi)不斷積聚并達(dá)到一定濃度時(shí),可能會發(fā)生氫燃或氫爆現(xiàn)象,而其所引起的安全殼溫度及壓力負(fù)載會威脅到安全殼的完整性及設(shè)備的可用性。

針對上述惡劣的嚴(yán)重事故現(xiàn)象,“華龍一號”設(shè)計(jì)了能動加非能動的堆腔注水冷卻系統(tǒng)、安全殼消氫系統(tǒng)及非能動安全殼熱量導(dǎo)出系統(tǒng)。

嚴(yán)重事故工況下,通過堆腔注水冷卻系統(tǒng)向壓力容器與保溫層之間的流道注水,以帶走下封頭內(nèi)熔融物衰變熱,保持下封頭完整性。非能動消氫系統(tǒng)由完全獨(dú)立的分布在安全殼內(nèi)的非能動催化氫復(fù)合器組成,在嚴(yán)重事故期間和嚴(yán)重事故后利用非能動催化氫復(fù)合器的自啟動催化消氫原理來不斷復(fù)合消除氫氣,使安全殼內(nèi)的氫氣濃度降低到不會發(fā)生大體積氫燃爆的水平,從而消除氫燃和氫爆對安全殼完整性的威脅。針對全場斷電和一回路管道大破口兩種事故序列開展的分析表明,氫氣復(fù)合器能夠?qū)⒋蟛糠謿錃庀?及時(shí)考慮100%的鋯水反應(yīng),也能夠?qū)踩珰ゑ讽數(shù)臍錃鉂舛瓤刂圃谠试S范圍內(nèi),從而避免氫氣燃爆對安全殼完整性的威脅。

嚴(yán)重事故工況下,堆芯余熱釋放到安全殼中,此時(shí)如果噴淋系統(tǒng)失效,將造成安全殼內(nèi)熱量無法導(dǎo)出,造成安全殼持續(xù)升溫升壓,長期將造成安全殼失效。非能動安全殼熱量導(dǎo)出系統(tǒng)的投運(yùn),可以避免安全殼內(nèi)溫度、壓力超過安全殼設(shè)計(jì)限值。針對安全殼內(nèi)主蒸汽管道大破口疊加主蒸汽隔離失效導(dǎo)致的嚴(yán)重事故工況,在系統(tǒng)投運(yùn)后,安全殼的壓力及溫度迅速降低,并在事故后長期將安全殼溫度和壓力穩(wěn)定在允許范圍內(nèi)。

4 結(jié)束語

“華龍一號”是我國面向國內(nèi)、國外核電市場推出的主力堆型,完善的能動加非能動的設(shè)計(jì)理念是 “華龍一號”創(chuàng)新性的設(shè)計(jì)特點(diǎn)。通過設(shè)置的一套能動加非能動的安全系統(tǒng),使其形成了完整覆蓋設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故工況、超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故工況和嚴(yán)重事故工況的安全系統(tǒng)配置,使得 “華龍一號”的總體安全水平達(dá)到甚至超過了世界現(xiàn)有先進(jìn)核電機(jī)組的水平。

“華龍一號”新設(shè)計(jì)的非能動安全系統(tǒng)的性能均經(jīng)過試驗(yàn)的方式進(jìn)行了驗(yàn)證,有效保證了這些系統(tǒng)能夠充分應(yīng)對特定的事故工況。

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

[2]國際原子能機(jī)構(gòu)．核電廠安全:設(shè)計(jì) (SSR-2/1)[S]．國際原子能機(jī)構(gòu),2012．

[3]中國核動力研究設(shè)計(jì)院．二次側(cè)非能動余熱排出系統(tǒng)容量論證報(bào)告 [R]．2014．

[4]中國核電工程有限公司．非能動安全殼熱量導(dǎo)出系統(tǒng)作為最終熱阱情況下堆芯熱工狀態(tài)計(jì)算 [R]．2014．