蘇 晉

（中核核電運行管理有限公司，浙江 嘉興 314300）

核電廠的安全注入系統(tǒng)在發(fā)生LOCA及失控冷卻等事故時對于保證堆芯冷卻，帶走衰變熱量以及防止重返臨界起著至關(guān)重要的作用。美國西屋公司設(shè)計的第三代壓水堆型AP1000中，其非能動堆芯冷卻系統(tǒng)主要由非能動余熱排出系統(tǒng)和非能動安全注入系統(tǒng)組成，在脫離了泵、風(fēng)機等高安全級別的能動安全設(shè)備以及冗余的安全交流電源和通風(fēng)、空調(diào)等能動支持系統(tǒng)的設(shè)計后，僅利用非能動系統(tǒng)部件的自然規(guī)律等實現(xiàn)安全功能。在設(shè)計基準(zhǔn)事故下，在事故后72小時內(nèi)不需要操作員干預(yù)或無交流電源的情況下，非能動系統(tǒng)能保證堆芯冷卻并維持安全殼的完整性，安全性能大幅提高。

而CPR1000機組的安全注入系統(tǒng)中的高壓安注、低壓安注分系統(tǒng)都設(shè)置了獨立系列，由兩列交流應(yīng)急配電系統(tǒng)供電。中壓安注系統(tǒng)則由三個獨立系列組成。CPR1000堆型充分吸收了法國和德國多年核電設(shè)計建造和運行經(jīng)驗，有著豐富的運行經(jīng)驗，通過漸進(jìn)式地模式改進(jìn)安全設(shè)計，提高安全性和可靠性。

1　CPR1000安全注入系統(tǒng)概述

1.1　系統(tǒng)組成

RIS主要由高壓安注子系統(tǒng) （HHSI）、低壓安注子系統(tǒng)（LHSI）、中壓安注子系統(tǒng)（安注箱注入子系統(tǒng)）、4%硼酸溶液再循環(huán)回路、水壓試驗子系統(tǒng)組成。

高壓安注子系統(tǒng)包括三臺高壓安注泵、一個換料水貯存箱（PTR001BA）、一個硼水注入罐、一個硼水注入緩沖罐、二臺硼水注入罐再循環(huán)泵、相應(yīng)管道、閥門和儀表組成。

低壓安注子系統(tǒng)由兩臺低壓安注泵；一個換料水貯存箱（PTR001BA）；二個安全殼地坑；相應(yīng)的管道、閥門和儀表組成。再循環(huán)工況下，使用H4規(guī)程時，可利用EAS系統(tǒng)的冷卻器作為低壓安注子系統(tǒng)的組成部分。

中壓安注子系統(tǒng)由三個容積為47.7m3的安注罐（RIS001/002/003BA）和其相應(yīng)的管道、閥門和儀表組成。

圖1　高壓和低壓安注子系統(tǒng)

高壓和低壓安注子系統(tǒng)為能動安注子系統(tǒng)，具有足夠的設(shè)備和流道冗余度，并且配有相互獨立的應(yīng)急電源，即使長期運行期間出現(xiàn)單一能動或非能動故障，仍能確保系統(tǒng)運行的可靠性和堆芯的持續(xù)冷卻，如圖1所示。

中壓安注子系統(tǒng)為非能動安注子系統(tǒng)，當(dāng)一回路失去冷卻劑，且其壓力降至4.2MPa.a時，它能在最短的時間內(nèi)把含硼量為2300ppm的硼酸水注入到反應(yīng)堆內(nèi)，淹沒堆芯，防止堆芯燃料元件熔化和反應(yīng)堆重返臨界。

1.2　系統(tǒng)主要功能

CPR1000機組中安全注入系統(tǒng)具有以下幾種主要功能：

當(dāng)反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)發(fā)生失水事故或當(dāng)主蒸汽系統(tǒng)發(fā)生管道破裂事故時，安注系統(tǒng)完成堆芯應(yīng)急冷卻功能；

在主蒸汽系統(tǒng)發(fā)生管道破裂事故時，向堆芯快速注入濃硼溶液，以補償由于不可控地產(chǎn)生蒸汽致使反應(yīng)堆冷卻劑過冷而引起的反應(yīng)堆冷卻劑容積變化和反應(yīng)性增加，從而使反應(yīng)堆迅速安全停堆，并防止反應(yīng)堆重返臨界；

在失水事故后的再循環(huán)注入階段，該系統(tǒng)部分承壓邊界作為安全殼的延伸，具有安全殼屏障的作用。

1.3　系統(tǒng)運行

安注系統(tǒng)啟動后，首先進(jìn)行的是冷段直接注入，即高壓和低壓安注泵啟動，將換料水箱水和濃硼酸溶液注入堆芯，此時低壓安注泵給高壓安注泵提供必要的吸入壓頭。當(dāng)一回路壓力低于4.2MPa.a時，中壓安注系統(tǒng)投入，當(dāng)一回路壓力繼續(xù)下降至更低時，低壓安注流量開始注入一回路。

當(dāng)換料水箱水位低3出現(xiàn)且此時安注信號仍然存在時，進(jìn)入安注再循環(huán)階段，低壓安注泵轉(zhuǎn)為從安全殼地坑吸水。

安注7h后若仍需安注，則轉(zhuǎn)為冷熱、端同時注入，此舉是為了保證在任何情況下導(dǎo)出剩余衰變熱，并使堆芯維持在欠飽和狀態(tài)，而與破口的位置無關(guān)。在安注進(jìn)行24h以后，若依然需要安注，則建立長期再循環(huán)，目的在于考慮系統(tǒng)可能發(fā)生非能動故障，將安注的兩個系列完全分離，以便探測和隔離可能的泄漏。

2　AP1000非能動堆芯冷卻系統(tǒng)概述

2.1　系統(tǒng)組成

AP1000的非能動堆芯冷卻系統(tǒng)包括非能動余熱排出系統(tǒng)和非能動安全注入系統(tǒng),如圖 2[2]。

圖2　AP1000非能動堆芯冷卻子系統(tǒng)

其組成主要包含兩個堆芯補水箱（配料槽）、兩個安注箱、安全殼內(nèi)換料水箱、安全殼地坑、減壓閥、噴淋裝置、非能動的余熱排出熱交換器和相應(yīng)的管道、閥門和儀表。

2.2　系統(tǒng)功能及運行

AP1000非能動堆芯冷卻系統(tǒng)可以在反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)發(fā)生LOCA事故以及在不同位置發(fā)生不同尺寸裂紋的情況下提供堆芯保護(hù)。其具有安全注入、應(yīng)急硼化，非能動余熱導(dǎo)出以及安全殼內(nèi)PH值控制等功能。其中，后兩種功能替代了傳統(tǒng)壓水堆應(yīng)急輔助給水系統(tǒng)和安全殼噴淋系統(tǒng)的部分功能。

非能動堆芯冷卻系統(tǒng)包含一臺100%容量的非能動余熱排出熱交換器。當(dāng)蒸汽發(fā)生器喪失給水時，通過打開并列的應(yīng)急開啟式氣動閥門中的一個，利用溫差形成的密度差實現(xiàn)流道內(nèi)的自然循環(huán)，將堆芯余熱導(dǎo)出。

圖3　AP1000安全殼冷卻

此時安全殼內(nèi)的換料水箱作為非能動余熱排出熱交換器的最終熱阱。換料水箱中的貯水量可以吸收超過1h的堆芯衰變熱。而后，當(dāng)換料水箱中的水開始沸騰后，水蒸汽上升到鋼制安全殼，并在鋼制安全殼上凝結(jié)，放出熱量凝結(jié)后靠重力回流回?fù)Q料水箱。釋放到鋼制安全殼上的熱量一方面可以通過空氣自然對流不斷導(dǎo)出。另一方面，還可以通過利用設(shè)在安全殼頂部的兩個安全殼冷卻系統(tǒng)的重力排水箱排水對鋼制安全殼進(jìn)行冷卻。此動作是通過開啟三個平衡閥中的一個得以實現(xiàn)，三個閥門中兩個為氣動閥，另外一個為電動閥，滿足多樣性要求。這樣，通過非能動余熱導(dǎo)出熱交換器和非能動安全殼冷卻系統(tǒng)的配合，就可以不斷地導(dǎo)出堆芯衰變熱，如右圖 3[3]。

兩個堆芯補水箱和安注箱以及安全殼內(nèi)換料水箱直接連接到壓力容器的兩個噴管上，如圖4。

當(dāng)發(fā)生LOCA事故時，通過開啟注射閥啟動兩個堆芯補水箱的安注，當(dāng)兩個并聯(lián)的啟動閥任何一個開啟，在密度差的作用下建立的補水箱與堆芯的自然循環(huán)便可以將硼酸水打入堆芯；

圖4　非能動堆芯冷卻系統(tǒng)簡圖

當(dāng)壓力進(jìn)一步下降至低于安注箱內(nèi)氮氣壓力時，兩個安注箱可以在氮氣壓力下經(jīng)過逆止閥在數(shù)分鐘內(nèi)提供很高的安注流量。

通過自動減壓子系統(tǒng)對堆芯冷卻系統(tǒng)降壓，主系統(tǒng)壓力與安全殼壓力平衡后，在重力的作用下，換料水箱水可以提供長時間的低流量安注。當(dāng)換料水箱水位下降到再循環(huán)定值時，再循環(huán)爆破閥自動打開，進(jìn)入再循環(huán)階段。在這一過程中，自動減壓和建立長期注射的動作是由開啟一系列電動閥門以及電發(fā)火管閥門來實現(xiàn)的，同時使用上述兩種方法提高可靠性的同時滿足了系統(tǒng)對于多樣性的要求。

對于例如主系統(tǒng)雙端剪切斷裂的大LOCA，安注箱在第一時間將硼水打入主系統(tǒng)，淹沒壓力容器下腔室和下降段，而后在安注箱排空后，由堆芯補水箱提供淹沒堆芯的流量，再后來由換料水箱提供安注流量，最后由地坑水實現(xiàn)長期冷卻再循環(huán)。

3　小結(jié)

通過以上對比不難發(fā)現(xiàn)，CPR1000和AP1000在安全系統(tǒng)上具有一定的共性。而主要的差別迥異則源于設(shè)計理念上的不同，作為第三代核電技術(shù)中非能動型電廠典型代表的AP1000堆型，強調(diào)利用重力、自然循環(huán)、壓縮空氣等物理自然現(xiàn)象實現(xiàn)安全系統(tǒng)非能動理念，其結(jié)構(gòu)和組成更加簡單、實現(xiàn)功能的方法更加直接，降低了人因因素的干擾，在節(jié)約成本的同時使核電站的設(shè)計發(fā)生了革命性的變化。

而作為“二代加”冗余設(shè)計理念下的CPR1000型核電站，其本身技術(shù)已經(jīng)達(dá)到國際同類型在役核電站的先進(jìn)水平，滿足新法規(guī)、導(dǎo)則的要求。同時，其國際上約1000堆年安全運行經(jīng)驗所呈現(xiàn)出的成熟性、穩(wěn)定性，以及在實現(xiàn)自主化、國產(chǎn)化的情況下，建造成本的降低等等也構(gòu)成了其有利的競爭優(yōu)勢。

【參考文獻(xiàn)】

［1］李軍,孫登科.安全注入系統(tǒng)手冊，中國核電工程有限公司，2009.

［2］郭志鋒譯,張炎校.AP1000的非能動安全系統(tǒng)，國外核新聞 ，2005,9：14-20.

［3］劉飛,姜興偉.AP1000與M310機組安全殼系統(tǒng)差異性分析，中國核科學(xué)技術(shù)進(jìn)展報告,2011,10,第二卷：28-32.