劉昌文,李 慶,李 蘭,鐘元章,李海穎,崔懷明,張富源,康志彬,蒲小芬,王華金,焦擁軍,冷貴君,盧毅力,曾忠秀,張曉華

(中國核動力研究設計院,四川 成都 610041)

1 概述

我國自主研發(fā)的三代核電技術—— “華龍一號”是中核集團占領核電技術制高點的重要標志性工程,同時也肩負著帶動核電相關領域關鍵技術提升、實現(xiàn)工程化應用、實現(xiàn)核電 “走出去”目標的使命。

“華龍一號”自主創(chuàng)新之路歷時十余年,先后經(jīng)歷了CNP1000、CP1000、ACP1000三個階段:

1997年,為響應國家計委提出的發(fā)展百萬千瓦級核電戰(zhàn)略路線,突破核電技術發(fā)展的困局,開發(fā)出真正屬于中國自己的核電堆型,中核集團中國核動力研究設計院 (以下簡稱 “核動力院”)在成功完成六十萬千瓦核電站秦山二期(CNP600)自主設計的基礎上,決定向更高的目標——具有自主知識產(chǎn)權的百萬千瓦壓水堆核電站進軍,并創(chuàng)新地提出 “177堆芯”的概念。圍繞 “177堆芯”帶來的反應堆理論設計、系統(tǒng)設計、設備設計、安全分析等問題進行了分析論證,核動力院開展主參數(shù)論證、概念設計、方案設計,陸續(xù)完成了反應堆整體水力模擬實驗、反應堆堆內(nèi)構(gòu)件流致振動實驗等一系列關鍵驗證性實驗。1999年,CNP1000總體方案出爐,并被納入國際原子能機構(gòu) (IAEA)名錄。2001年3月完成CNP1000標準設計方案,2005年6月完成CNP1000初步設計和初步安全分析報告。

2009年,在CNP1000研發(fā)成果的基礎上,根據(jù)當時的核電技術需求和市場需要,中核集團進一步確定 “177堆芯 “單堆布置”等22項重大技術改進,完成具有自主知識產(chǎn)權的自主化二代改進型百萬千瓦級核電站的設計,型號更名為CP1000。2010年,CP1000通過中國核能行業(yè)協(xié)會組織的同行專家評審,并具備了上工程的條件,得到業(yè)內(nèi)廣泛的認可。

2011年,日本福島核事故發(fā)生后,中核集團根據(jù)世界核電形勢變化,啟動核電技術重點科技專項,在前期研發(fā)和工程設計的基礎上,充分考慮福島核事故后最新的經(jīng)驗反饋,按照國際最先進法規(guī)的標準要求,對CP1000的技術方案進行“升級”,提出了以 “177堆芯”和 “能動與非能動相結(jié)合安全系統(tǒng)”為特征的ACP1000型號方案——即 “華龍一號”,同年8月固化總體設計。2014年,“華龍一號”(HPR1000)先后順利通過了中國核能行業(yè)協(xié)會組織的初步設計審查、國家能源局組織的總體技術方案評審以及國際原子能機構(gòu)反應堆通用設計審查,一致認定 “華龍一號”的成熟性、安全性和經(jīng)濟性滿足三代核電技術要求。

2015年5月7 日,“華龍一號”(HPR1000)全球首堆示范工程在福建福清正式開工;2015年8月20日,“華龍一號”海外首堆在巴基斯坦卡拉奇開工?！叭A龍一號”采用的正是核動力院研發(fā)的反應堆及反應堆一回路系統(tǒng)。十余年來,核動力院以 “177堆芯”為核心,在堆芯設計、安全分析、設備研發(fā)、試驗驗證等方面自主攻關,在反應堆堆芯設計、燃料技術、能動與非能動安全技術、關鍵設備制造技術等領域?qū)崿F(xiàn)重大突破。

2 反應堆堆芯設計

反應堆堆芯是整個核電廠設計最重要的基礎,是核電廠的心臟,也是發(fā)電所需熱量的源泉。核動力院自1997年提出 “177堆芯”的概念以來,持續(xù)開展了大量的論證和試驗工作,最終確定了反應堆堆芯由177盒17×17排列的燃料組件組成,并確定了一套安全性高、經(jīng)濟性好的主參數(shù) (見表1)。

表1 “華龍一號”反應堆主參數(shù)Table 1 Main parameters of HPR1000 reactor

2.1 反應堆物理設計

反應堆物理設計的主要內(nèi)容是燃料管理策略和方案設計、堆芯功率能力研究,并為安全分析和燃料論證等其他專業(yè)分析內(nèi)容提供中子學參數(shù)?！叭A龍一號”示范工程首循環(huán)采用年換料設計,從第二循環(huán)以 “提高富集度、低泄漏裝載”的策略向18個月?lián)Q料過渡,到第五循環(huán)達到18個月平衡換料,燃料管理達到了較高的經(jīng)濟性。通過灰體控制棒優(yōu)化設計,壽期末的停堆裕量大于2 300 pc m,確保了堆芯安全。“華龍一號”堆芯與M310堆芯相比,提高額定功率同時降低平均線功率密度,既增加了核電廠的發(fā)電能力又提高了核電運行的安全裕量。

2.2 熱工水力設計

反應堆熱工水力設計的目標是在保證限制放射性產(chǎn)物釋放的屏障滿足各類工況安全要求的前提下,為反應堆提供與各種工況相適應、與堆芯產(chǎn)生熱量相匹配的傳熱能力,并為二回路系統(tǒng)提供合理的冷卻劑系統(tǒng)壓力、溫度等熱工參數(shù)。通過熱工水力設計確定了以下幾個方面的內(nèi)容:反應堆額定運行點及相關的熱工水力特性參數(shù)、反應堆運行圖、預期瞬態(tài)的堆芯熱工水力狀態(tài)。分析表明,“華龍一號”堆芯熱工裕量大于15%。

此外,在 “華龍一號”科研和工程設計中,還大量應用了新的設計手段、設計方法,比如計算流體力學 (CFD)。CFD方法與實驗研究相輔相成,互為補充,在反應堆下腔室優(yōu)化設計、及燃料組件格架優(yōu)化設計等方面都均起到了重要作用。

2.3 反應堆屏蔽設計

在 “華龍一號”科研和工程設計中,屏蔽專業(yè)通過先進的計算方法和更細致的計算分析,并與多個設計專業(yè)協(xié)作開展輻射防護最優(yōu)化設計,相比國內(nèi)外同類型核電廠在設計上提出了更高的要求;并結(jié)合國內(nèi)多年核電廠的運行經(jīng)驗,對多項屏蔽設計進行改進。新增了停堆階段的輻射分區(qū)圖,能為工作人員在正常運行和停堆工況下進入相關區(qū)域提供有效的防護。通過屏蔽優(yōu)化設計,對于人員出入需求較多輻射防護要求較嚴格的區(qū)域,劑量率計算值比原來二代加核電廠都低了數(shù)倍。

2.4 燃料設計

為滿足 “華龍一號”的需求,核動力院開展了自主品牌、自主知識產(chǎn)權的CF燃料組件研發(fā)工作。CF3以新型包殼材料N36合金為突破口,結(jié)合定位格架的改進設計,具有自主知識產(chǎn)權,目前進展順利,正在進行堆內(nèi)輻照考驗,將滿足出口和國內(nèi)核電廠的需求。

3 反應堆一回路系統(tǒng)設計

“華龍一號”反應堆一回路系統(tǒng) (反應堆冷卻劑系統(tǒng))由并聯(lián)到反應堆壓力容器的三條相同的傳熱環(huán)路組成。每條環(huán)路包括1臺蒸汽發(fā)生器和1臺反應堆冷卻劑泵,其中1條環(huán)路上連接1臺穩(wěn)壓器?？紤]到三代核電技術安全經(jīng)濟和先進性的要求,并根據(jù)縱深防御的理念,采用能動與非能動相結(jié)合的安全設計,“華龍一號”在反應堆一回路系統(tǒng)上實現(xiàn)了多項創(chuàng)新:

1)反應堆堆內(nèi)測量探測器從壓力容器頂部引入,降低嚴重事故下反應堆壓力容器底部熔穿的風險,詳見4.8節(jié)。

2)堆內(nèi)構(gòu)件優(yōu)化,確保更合理的反應堆冷卻劑流量分配,詳見4.4節(jié)。

3)更大的穩(wěn)壓器容積,在正常運行瞬態(tài)工況下,更好地補償壓力波動,提高系統(tǒng)運行穩(wěn)定性。

4)采用核動力院自主研發(fā)的ZH-65蒸汽發(fā)生器,詳見4.5節(jié)。

5)使用整體鍛體制造主管道,詳見4.7節(jié)。

6)主設備60年設計壽命,包括反應堆壓力容器 (RPV)、蒸汽發(fā)生器 (SG)、穩(wěn)壓器、主管道、主泵泵殼等。

7)取消測溫旁路。由裝在套管內(nèi)的電阻溫度計監(jiān)測,套管直接伸入主管道,從而簡化系統(tǒng)。

8)主設備采用金屬保溫?！叭A龍一號”核電工程一回路主設備及管道采用金屬保溫方案,顯著減少安全殼內(nèi)的碎片源項,降低失水事故時安全殼地坑濾網(wǎng)的堵塞風險。

9)改進主泵軸封要求:在全廠斷電 (SBO)工況下,72 h內(nèi)主泵軸密封能保持邊界完整,軸封泄漏量不超過1.5 m3。

10)穩(wěn)壓器安全閥提供低溫超壓保護功能,可以有效應對低溫水密實工況下余熱排出系統(tǒng)被誤隔離時發(fā)生超壓的情況,有效降低了一回路壓力邊界完整性受損的風險。

11)設置穩(wěn)壓器快速卸壓閥,可防止嚴重事故情況下發(fā)生高壓熔堆。

12)設置壓力容器高位排氣系統(tǒng)。在發(fā)生超設計基準事故時,該系統(tǒng)排出壓力容器上封頭可能出現(xiàn)的不可凝氣體,防止這些不可凝氣體團增大以致影響堆芯冷卻劑的流動和傳熱,避免堆芯熔化。

13)設置堆腔注水冷卻系統(tǒng) (CIS)。冷卻水在嚴重事故下通過反應堆壓力容器與金屬保溫層之間的流道,冷卻RPV下封頭,從而將堆芯熔融物滯留在壓力容器內(nèi)。該冷卻系統(tǒng)包括能動和非能動兩個子系統(tǒng)。

14)設置二次側(cè)非能動余熱排出系統(tǒng)(PRS)。在發(fā)生全廠斷電 (SBO)疊加輔助給水汽動泵失效或者完全喪失給水情況下,該系統(tǒng)以非能動的手段導出堆芯余熱及反應堆冷卻劑系統(tǒng)設備的儲熱。

15)更強的系統(tǒng)與設備抗震能力,極限安全地震動為0.3g。

16)“華龍一號”主管道、波動管設計采用了LBB(Leak-Bef ore-Break)技術。管道裂紋擴展到臨界裂紋尺寸而發(fā)生雙端斷裂之前,可以有充裕時間實現(xiàn)安全停堆,對泄漏管道進行修補或更換等處理,從而保證反應堆運行安全性和可靠性。

4 主設備設計

“華龍一號”充分利用我國核電裝備制造體系,其主要關鍵設備在現(xiàn)有裝備制造技術基礎上進行改進,首堆工程設備國產(chǎn)化率高于85%。

4.1 反應堆壓力容器

“華龍一號”反應堆壓力容器的采用主要零件整體鍛造成型、取消堆芯活性段焊縫、減少貫穿件等設計制造理念,使得設備設計壽期達到60年。主要特點如下:

1)接管法蘭采用整體鍛件,容器上無縱焊縫,正對堆芯的高中子通量區(qū)無環(huán)焊縫,提高了壓力容器的可靠性,縮短了在役檢查周期;

2)取消底部貫穿件,降低嚴重事故情況下壓力容器下封頭的失效概率;

3)嚴格控制材料中有害元素 (如Cu和P等),降低反應堆壓力容器堆芯段筒體及焊縫的初始RTNDT溫度;

4)較大的吊籃外表面與筒體內(nèi)表面間的水隙 (295 mm),降低反應堆壓力容器內(nèi)表面快中子注量。

4.2 一體化堆頂結(jié)構(gòu)

“華龍一號”采用一體化堆頂結(jié)構(gòu),有利于提高結(jié)構(gòu)整體剛度、簡化安裝操作、提高安裝精度、縮短開/扣蓋操作時間,從而減少電站換料和維修所需的時間和工作量。 “華龍一號”與M310堆頂結(jié)構(gòu)比較見表2。

表2 “華龍一號”與M310堆頂結(jié)構(gòu)比較Table 2 Comparison bet ween roof str uctures of HPR1000 and M310 reactor

4.3 控制棒驅(qū)動機構(gòu)

“華龍一號”ML-B型控制棒驅(qū)動機構(gòu)是在已有的ML-A型控制棒驅(qū)動機構(gòu)成熟設計基礎上,經(jīng)過設計改進以及全套自主化原材料加工制造而成。

與ML-A型控制棒驅(qū)動機構(gòu)相比,ML-B型由單齒鉤爪改為雙齒鉤爪,設置一體化密封殼(取消下部Ω焊縫)和一體化驅(qū)動桿行程套管(取消上部Ω焊縫),耐壓殼設計壽命由40年提高至60年,鉤爪組件不檢修的最高累計步數(shù)從2.8×106步大幅提高到6.1×106步。

為驗證新型控制棒驅(qū)動線能否滿足0.3g抗震要求,核動力院通過多點激勵地震試驗,對控制棒驅(qū)動線在地震載荷作用下的運行性能、落棒功能以及結(jié)構(gòu)的完整性進行驗證。試驗結(jié)果表明:ML-B型控制棒驅(qū)動機構(gòu)通過1 500萬步的熱態(tài)壽命試驗和0.3g的抗震試驗,說明該型驅(qū)動機構(gòu)設計成熟可靠。

4.4 堆內(nèi)構(gòu)件

“華龍一號”堆內(nèi)構(gòu)件在借鑒成熟設計的基礎上,進行了進一步的設計改進和優(yōu)化:

1)中子通量測量探測器從反應堆壓力容器頂部引入,由此在上部堆內(nèi)構(gòu)件增加堆內(nèi)測量導向結(jié)構(gòu);

2)在壓力容器底封頭采用流量分配板加連接板的流量分配結(jié)構(gòu),簡化反應堆下封頭腔結(jié)構(gòu);

3)出口管嘴增大,吊籃壁厚增大,堆芯支承板變厚,增加用于水位測量的水位測量支承柱組件。

作為先進新型壓水堆的堆內(nèi)構(gòu)件,為驗證其在流量分配以及流致振動方面的性能,核動力院分別開展了CFD計算,反應堆水力模擬試驗和堆內(nèi)構(gòu)件流致振動試驗研究 (見圖1)。計算和試驗結(jié)果證明:“華龍一號”堆內(nèi)構(gòu)件結(jié)構(gòu)設計是可靠的,安全合理的。

圖1 “華龍一號”堆內(nèi)構(gòu)件流致振動試驗模擬體Fig.1 The flow-induced vibration test si mulator f or reactor inter nals of HPR1000

4.5 蒸汽發(fā)生器

ZH-65型蒸汽發(fā)生器是核動力院2010年10月開始,為 “華龍一號”獨立自主研發(fā)的新型立式倒U形管自然循環(huán)蒸汽發(fā)生器。 “ZH”意為中國核電,“65”為以傳熱管外表面的總傳熱面積 (約6 500 m2)。

相對于M310型核電機組,“華龍一號”的堆芯額定功率和NSSS額定熱功率增加,單臺蒸汽發(fā)生器的額定熱負荷有較大增加。因此在保證堆芯安全裕量的前提下,在ZH-65型蒸汽發(fā)生器使用較小外徑的傳熱管來強化傳熱、提高結(jié)構(gòu)緊湊性,增大傳熱面積。此外,ZH-65型蒸汽發(fā)生器還在現(xiàn)有成熟設計的基礎上進行了多項改進——自主設計支承板、管束防震條、汽水分離器等部件,零間隙支承,設計壽命從40年提高到60年,設備滿足0.3g抗震要求。

在蒸氣發(fā)生器研發(fā)中,完成了傳熱管管子支承板熱態(tài)水力特性試驗、汽水分離裝置熱態(tài)性能試驗、傳熱管管束流致振動試驗和蒸氣發(fā)生器模擬體熱態(tài)綜合性能試驗。試驗結(jié)果表明,ZH-65型蒸汽發(fā)生器的性能滿足設計要求。

為解決關鍵材料和零部件的國產(chǎn)化問題,與國內(nèi)有關廠家強強聯(lián)合,完成外徑×壁厚為17.48 mm×1.2 mm、I-69TT合金U形傳熱管、不銹鋼金屬保溫層、人孔等密封用石墨密封墊片和鋼絲螺紋襯套的研制。

ZH-65型蒸汽發(fā)生器首先用于出口巴基斯坦的K2K3和福清核電廠5、6機組兩個核電工程項目。K2機組的3臺蒸汽發(fā)生器于2017年7月12日驗收出廠,運往巴基斯坦卡拉奇現(xiàn)場 (見圖2)。

圖2 巴基斯坦K2機組蒸汽發(fā)生器離廠發(fā)運Fig.2 Deliver y of t he stea m generator for Pakistan K2 project

ZH-65型蒸汽發(fā)生器具有完全的自主知識產(chǎn)權,成功地解決了該關鍵設備出口受限的重要問題。

4.6 穩(wěn)壓器

“華龍一號”穩(wěn)壓器采用成熟的設計技術,主承壓部分全部采用鍛件,設計壽命提高到60年。

4.7 主管道及波動管

“華龍一號”采用X2Cr Ni Mo18-12控氮不銹鋼材料整體鍛造制造主管道,彎頭與直管部分采用整體彎制,取消了環(huán)焊縫,大的接管嘴采用整體鍛造方式,減少了焊縫數(shù)量,采用了LBB(Leakage Bef ore Break破前漏)技術,防止發(fā)生雙端剪切斷裂事故,提高了安全性,將設計壽命提高到60年。優(yōu)化了波動管的布置,避免了溫度熱分層效應的發(fā)生。

4.8 堆芯測量系統(tǒng)

核動力院自2011年開始研究適用于三代核電的堆芯測量系統(tǒng),經(jīng)過幾年的努力,該系統(tǒng)已研制成功并應用于 “華龍一號”首堆工程。為了提高反應堆結(jié)構(gòu)的安全性,降低事故工況下反應堆壓力容器下封頭失效的概率,“華龍一號”反應堆壓力容器下封頭取消了堆芯中子測量系統(tǒng)的貫穿件,將堆芯中子、溫度、水位探測器從堆芯頂部插入并固定在堆芯中。堆芯測量系統(tǒng)采用新型的堆內(nèi)測量導向結(jié)構(gòu)、測溫熱電偶、熱傳導式水位測量探測器、自給能中子探測器、LPD和DNBR在線監(jiān)測技術,實現(xiàn)了堆芯出口溫度、壓力容器水位、堆芯中子通量及堆芯功率三維分布的在線監(jiān)測。

5 安全分析

在 “華龍一號”總體設計階段,基于安全分析工作成果,創(chuàng)新地提出 “能動與非能動相結(jié)合”的安全設計思路,充分考慮了多樣性和冗余性的要求,通過設置完善的事故預防和緩解措施,顯著提升核電廠安全性,實現(xiàn)了URD、EUR等先進核電技術用戶要求文件提出的技術安全目標。

鑒于能動系統(tǒng)已經(jīng)大量應用于核電站中,已被廣泛證明其安全、成熟、可靠,以及高效率,因此 “華龍一號”充分利用了它們的優(yōu)勢;“華龍一號”還設置有非能動系統(tǒng) (包括PRS系統(tǒng),CIS非能動子系統(tǒng),以及非能動安全殼熱量導出系統(tǒng) (PCS)),如果在發(fā)生類似福島核事故的全廠斷電 (SBO)工況等極端條件下,能動系統(tǒng)的功能喪失,這些措施能在72 h內(nèi)將反應堆維持在安全狀態(tài)。

在設計基準事故分析中,分析表明,使用能動的安全手段進行緩解,假設操縱員在第一個重要信號出現(xiàn)30 min后才開始執(zhí)行安全相關動作,事故不會升級,且滿足初因事故的工況分類和驗收準則。通過大量的安全分析,對工藝系統(tǒng)和儀控系統(tǒng)的設計提出相關改進措施,如提高卸壓箱的容量、增加停堆信號、設置自動停運主泵信號,蒸汽發(fā)生器防滿溢措施等。通過這些措施,實現(xiàn)了事故后30 min操縱員可不干預等先進指標,減少了操縱員的可能人因失誤,大大提高了“華龍一號”對抗事故的能力,提升了 “華龍一號”的安全水平,滿足URD、EUR等要求。

同時,積極采用概率安全分析技術進行設計優(yōu)化和設計決策支持,通過確定論和概率論安全分析結(jié)合,提出并實施了PRS系統(tǒng) (見圖3)、CIS系統(tǒng) (見圖4)、PCS系統(tǒng),“一回路快速卸壓系統(tǒng)”“壓力容器高位排氣系統(tǒng)”和應急注硼系統(tǒng)等嚴重事故預防和緩解措施。

圖3 PRS試驗臺架Fig.3 PRStest rig

圖4 CIS試驗臺架Fig.4 CIStest rig

對于這些大量的創(chuàng)新設計,從安全設計的理念出發(fā),完成了系統(tǒng)功能定位和系統(tǒng)容量論證、系統(tǒng)工藝方案設計、系統(tǒng)運行方式研究、有效性分析、實驗驗證、實驗結(jié)果對比計算等全周期的科研和工程設計工作。在完成研發(fā)目標的同時,培養(yǎng)了人才,掌握了非能動安全系統(tǒng)論證技術,形成了一套獨有的、國內(nèi)領先的非能動安全系統(tǒng)設計方法。

6 力學分析

“華龍一號”抗震設計按SL-2 0.3g設計,設計壽命60年。除了設計采用更先進的結(jié)構(gòu)設計,在力學分析工作進行了大量的創(chuàng)新,首次采用八種廠址地基完成抗震設計分析,驗證廠房采用三維模型和桿梁模型的差別,實驗驗證CRDM的抗震性能,實驗驗證和現(xiàn)場實測堆內(nèi)構(gòu)件的流致振動情況,嚴格按照規(guī)范驗證設備60年的疲勞壽命和斷裂性能。

7 結(jié)束語

自1997年以來,核動力院開展廣泛的國內(nèi)外技術合作,全力攻關 “華龍一號”反應堆及反應堆一回路系統(tǒng)設計研究,取得豐碩成果。截至2014年,核動力院就 “華龍一號”(HPR1000)核電技術領域提出295項專利申請,涵蓋燃料設計與堆芯設計技術、關鍵系統(tǒng)設計技術、主設備設計與制造技術、儀控系統(tǒng)設計技術以及核電運行與維護技術等領域。

同時,核動力院通過落實 “產(chǎn)、學、研”的發(fā)展理念,在 “華龍一號”創(chuàng)新和發(fā)展中培養(yǎng)了大批理論扎實、經(jīng)驗豐富、結(jié)構(gòu)合理、素質(zhì)優(yōu)良的反應堆一回路系統(tǒng)與設備設計人才隊伍,為 “華龍一號”立足國內(nèi),揚威海外奠定了堅實的基礎。