葉奇蓁

(中國(guó)核電工程有限公司,北京 100840)

1　中國(guó)核電自主創(chuàng)新的歷程

中國(guó)第一座自主設(shè)計(jì)建造的核電廠采用壓水反應(yīng)堆,發(fā)電功率300 MW,國(guó)務(wù)院于1981年10月正式批準(zhǔn)建設(shè),1983年6月破土動(dòng)工,1985年3月20日澆灌核島底板第一罐混凝土,1991年12月15日首次并網(wǎng)發(fā)電,1994年4月1日投入商業(yè)運(yùn)行。秦山核電廠的國(guó)產(chǎn)化設(shè)備占70%左右,施工完全由國(guó)內(nèi)單位承擔(dān)。從此結(jié)束了中國(guó)大陸無核電的歷史。

繼秦山核電廠后,遵循 “以我為主,中外合作”的方針,自主設(shè)計(jì)建造了秦山第二核電廠,首期兩臺(tái)機(jī)組,擴(kuò)建兩臺(tái)機(jī)組,共四臺(tái)機(jī)組,每臺(tái)機(jī)組發(fā)電功率650 MW,1、2號(hào)機(jī)組分別于1996年6月2日和1997年4月1日澆灌核島底板第一罐混凝土,并分別于2002年4月15日和2004年5月3日投入商業(yè)運(yùn)行。秦山第二核電廠是中國(guó)自主設(shè)計(jì)、自主建造、自主運(yùn)行,自主管理的首座商用核電廠,實(shí)現(xiàn)了自主建設(shè)商用核電廠的重大跨越。秦山第二核電廠采用國(guó)際先進(jìn)標(biāo)準(zhǔn),300 MW一個(gè)環(huán)路,二環(huán)路設(shè)計(jì),與國(guó)際接軌;吸取國(guó)內(nèi)外核電建設(shè)的先進(jìn)經(jīng)驗(yàn),在安全系統(tǒng)上增加了冗余度,提高了安全性;考慮到美國(guó)20世紀(jì)末發(fā)布的下一代先進(jìn)核電廠電力公司要求文件 (URD)中提出的要求,在核電廠的設(shè)計(jì)中作了某些改進(jìn),例如:滿足15%的熱工安全余量要求,壓力容器滿足60年壽命的要求,適當(dāng)?shù)乜紤]嚴(yán)重事故的緩解措施,如設(shè)置防止安全殼超壓的濕式文丘里過濾排放系統(tǒng),廠區(qū)增設(shè)附加應(yīng)急柴油發(fā)電機(jī)等,以及在3、4號(hào)機(jī)組中設(shè)置防止氫爆的非能動(dòng)氫復(fù)合系統(tǒng),防止高壓熔堆的卸壓排放系統(tǒng)等,核電廠安全水平達(dá)到了二代加的水平。秦山第二核電廠采用與百萬千瓦級(jí)核電廠同樣的先進(jìn)核燃料組件,加上每個(gè)環(huán)路的設(shè)備都與百萬千瓦級(jí)核電廠一致,實(shí)現(xiàn)了中國(guó)核電建設(shè)的標(biāo)準(zhǔn)化、國(guó)產(chǎn)化、系列化,為我國(guó)自主百萬千瓦級(jí)核電廠的發(fā)展奠定了堅(jiān)實(shí)的基礎(chǔ)。隨后的海南昌江核電廠 (2×650 MW)實(shí)現(xiàn)了儀控系統(tǒng)的全數(shù)字化[1-2]。

1986年切爾諾貝利核事故后國(guó)際上對(duì)核電廠提出了更高的安全要求,在此背景下,美國(guó)主要電力公司于1990年出版了對(duì)輕水堆核電廠的“電力公司要求文件 (URD)”,規(guī)劃統(tǒng)一了電力公司對(duì)新建核電廠的要求。美國(guó)和歐洲開始研究開發(fā)新一代的先進(jìn)輕水堆,其中壓水堆核電廠有AP600(21世紀(jì)初提升為AP1000)和EPR。先進(jìn)核電機(jī)組有更高安全目標(biāo):堆芯熱工安全裕量大于15%,堆芯損壞概率小于10-5/堆年,大量放射性外泄概率小于10-6/堆年,較二代輕水堆單機(jī)組有更好的經(jīng)濟(jì)性:可利用因子大于87%,換料周期18～24個(gè)月,電站壽命60年,建設(shè)周期48～52個(gè)月,電價(jià)能與聯(lián)合循環(huán)的天然氣電廠相競(jìng)爭(zhēng)。

秦山第二核電廠1、2號(hào)機(jī)組建成投產(chǎn)后,中國(guó)開始研究開發(fā)第三代核電技術(shù)。21世紀(jì)初引進(jìn)了美國(guó)AP1000的技術(shù),并在三門、海陽共建設(shè)4臺(tái)AP1000核電機(jī)組,單機(jī)組發(fā)電功率1250 MW,三門核電廠1號(hào)機(jī)組于2009年3月29日澆灌核島底板第一罐混凝土,海陽核電廠1號(hào)機(jī)組于2009年9月24日澆灌核島底板第一罐混凝土。與此同時(shí),與法國(guó)合作在臺(tái)山建設(shè)兩臺(tái)EPR核電廠,單機(jī)組發(fā)電功率1750 MW,1號(hào)機(jī)組于2009年11月18日澆灌核島底板第一罐混凝土。與此同時(shí),在我國(guó)核電設(shè)計(jì)、建造、運(yùn)行的基礎(chǔ)上,自主研發(fā)設(shè)計(jì)了 “華龍一號(hào)”三代核電機(jī)組,“華龍一號(hào)”完全滿足URD要求。首批國(guó)內(nèi)建設(shè)四臺(tái)機(jī)組,單機(jī)組發(fā)電功率約1200 MW,兩臺(tái)在福清核電基地建設(shè),即5、6號(hào)機(jī)組,5號(hào)機(jī)組于2015年5月7日澆灌核島底板第一罐混凝土;兩臺(tái)在防城港核電基地建設(shè),即3、4號(hào)機(jī)組,3號(hào)機(jī)組于2015年12月24日澆灌核島底板第一罐混凝土。與此同時(shí),出口巴基斯坦卡拉奇的兩臺(tái) “華龍一號(hào)”核電機(jī)組 (K2、K3),首臺(tái)K2于2015年8月20日澆灌核島底板第一罐混凝土。

2　“華龍一號(hào)”的技術(shù)特性

2.1　采用成熟技術(shù),加大安全余量,提高核電廠安全水平

“華龍一號(hào)”采用單堆布置,堆芯設(shè)計(jì)采用177組17×17的核燃料組件 (見圖1),輸出功率1160～1200 MW,降低堆芯功率密度,使反應(yīng)堆熱工余量大于15%;一回路系統(tǒng)采用三個(gè)環(huán)路的標(biāo)準(zhǔn)設(shè)計(jì) (見圖2),可充分利用國(guó)內(nèi)成熟的主設(shè)備設(shè)計(jì)和制造技術(shù),使國(guó)產(chǎn)化率保持在80%以上?！叭A龍一號(hào)”壓力容器增設(shè)高位排氣系統(tǒng),排除事故時(shí)積累于上封頭處的不凝氣體;增大蒸汽發(fā)生器的傳熱面和穩(wěn)壓器的容積;主循環(huán)泵增設(shè)停機(jī)靜密封,以利于在全廠斷電(SBO)時(shí)保持一回路的自然循環(huán),以導(dǎo)出堆芯余熱?！叭A龍一號(hào)”采用雙重安全殼,兩層安全殼之間的環(huán)形空間設(shè)置通風(fēng)系統(tǒng),使環(huán)形空間保持負(fù)壓,有利于提高安全殼系統(tǒng)的密封性,降低事故情況下放射性物質(zhì)向環(huán)境釋放的風(fēng)險(xiǎn),內(nèi)殼與外殼功能相對(duì)獨(dú)立,內(nèi)殼用作最后一道安全屏障,防止在事故甚至嚴(yán)重事故下,放射性物質(zhì)外泄;外殼可抵御外部事件沖擊,包括大型商用飛機(jī)的惡意撞擊。安全殼內(nèi)的自由容積大于70 000 m3,有利于放射性物質(zhì)的包容。“華龍一號(hào)”設(shè)計(jì)基準(zhǔn)地面水平加速度為0.3g,核電站廠坪標(biāo)高高于海嘯風(fēng)暴潮洪水水位——干廠址設(shè)計(jì),以提高抗地震、海嘯、洪水、風(fēng)暴潮的能力[1]。

圖1　177組件的堆芯設(shè)計(jì)Fig.1　177 assembly core design

圖2　三回路的標(biāo)準(zhǔn)設(shè)計(jì)Fig.2　Standar d three-loop design

2.2　采用能動(dòng)與非能動(dòng)結(jié)合的安全設(shè)計(jì)理念[3]

“華龍一號(hào)”貫徹核安全縱深防御和設(shè)計(jì)可靠性原則,采用 “能動(dòng)與非能動(dòng)結(jié)合的安全設(shè)計(jì)理念”。能動(dòng)安全系統(tǒng)將高效快速地消除或緩解事故,非能動(dòng)安全系統(tǒng)可保障在動(dòng)力源喪失時(shí)(如全廠斷電SBO情況下)有效應(yīng)對(duì)事故。能動(dòng)安全系統(tǒng)采取冗余設(shè)計(jì),兩個(gè)獨(dú)立通道,滿足單一故障準(zhǔn)則,按核安全等級(jí)設(shè)計(jì);包括:余熱排出系統(tǒng),安全注入系統(tǒng),安全殼噴淋系統(tǒng),輔助給水系統(tǒng)等。非能動(dòng)安全系統(tǒng)有非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng),非能動(dòng)安全殼熱量導(dǎo)出系統(tǒng),堆坑注水系統(tǒng)等 (見圖3)。非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)由3個(gè)相同的系列組成,分別對(duì)應(yīng)反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)3個(gè)環(huán)路中的3臺(tái)蒸汽發(fā)生器。非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)根據(jù)啟動(dòng)信號(hào)自動(dòng)啟動(dòng)或由操作員手動(dòng)投入運(yùn)行。非能動(dòng)安全殼熱量導(dǎo)出系統(tǒng)通過布置在安全殼內(nèi)頂部圓周上的換熱器,吸收安全殼內(nèi)事故時(shí)主系統(tǒng)排出的熱量,通過水蒸氣的冷凝、對(duì)流和輻射換熱等將熱量傳遞給換熱器,導(dǎo)出安全殼內(nèi)的熱量,再通過換熱器管內(nèi)水的流動(dòng),連續(xù)不斷地將熱量帶到安全殼外設(shè)置的換熱水箱內(nèi),在安全殼外設(shè)置換熱水箱內(nèi),利用水的溫差導(dǎo)致的密度差,實(shí)現(xiàn)非能動(dòng)安全殼熱量排出。

圖3　非能動(dòng)安全系統(tǒng)Fig.3　Passive safety system:passive residual heat removal system,and passive containment heat removal system

2.3　設(shè)置完整的嚴(yán)重事故緩解系統(tǒng)

增設(shè)穩(wěn)壓器快速卸壓系統(tǒng),防止發(fā)生高壓熔堆;設(shè)置非能動(dòng)氫氣復(fù)合器,防止發(fā)生氫氣爆炸,以及由此造成的安全殼早期失效 (見圖4)。在發(fā)生堆芯熔化的嚴(yán)重事故后,堆坑注水冷卻系統(tǒng) (見圖5)通過壓力容器外冷卻帶走堆芯熔融物熱量,降低反應(yīng)堆壓力容器外壁的溫度,維持壓力容器的完整性,實(shí)現(xiàn)壓力容器內(nèi)堆芯熔融物的滯留,防止熔穿壓力容器并同安全殼底板混凝土反應(yīng)而破壞其完整性,堆坑注水有能動(dòng)和非能動(dòng)兩套;為防止安全殼超壓損傷,設(shè)置安全殼濕式卸壓過濾排放系統(tǒng)(見圖6)。

圖4　嚴(yán)重事故緩解系統(tǒng)Fig.4　Severe accident mitigation syste m

圖5　堆坑注水冷卻系統(tǒng)Fig.5　Reactor pit injection system

圖6　安全殼濕式卸壓過濾排放系統(tǒng)Fig.6　Wet-type pressure relief and filtering systemin the contain men

2.4　先進(jìn)的儀控系統(tǒng)

“華龍一號(hào)”堆芯中子通量測(cè)量系統(tǒng) (見圖7)采用從堆頂插入堆芯并固定在堆芯的自給能中子探測(cè)器,實(shí)時(shí)測(cè)量并計(jì)算堆芯中子通量分布,提供堆芯三維功率分布等數(shù)據(jù)能精確計(jì)算堆內(nèi)的功率分布、線功率密度和偏離泡核沸騰比 (DNBR),為操縱員提供實(shí)時(shí)的信息。使用該堆芯測(cè)量系統(tǒng)還避免了壓力容器底部打孔,提高了壓力容器的安全性。

“華龍一號(hào)”采用全數(shù)字的儀控系統(tǒng),并采取措施保證信息安全。

2.5　“華龍一號(hào)”的安全水平

福島核電廠核事故后,國(guó)際核安全監(jiān)管機(jī)構(gòu)要求新建反應(yīng)堆應(yīng)滿足下列安全目標(biāo):1)必須實(shí)際消除會(huì)出現(xiàn)堆芯融化、導(dǎo)致早期或大量放射性泄露的事故;2)對(duì)可能發(fā)生的堆芯融化嚴(yán)重事故,必須保證只需對(duì)公眾在一定地域/時(shí)期內(nèi)采取有限保護(hù)措施 (無需永久遷居、無需緊急撤離、無需長(zhǎng)期限制食品消費(fèi));3)在外部事件方面,傾向于將大飛機(jī)蓄意撞擊考慮進(jìn)去。

作為第三代的 “華龍一號(hào)”核電廠的設(shè)計(jì)使高壓堆芯融毀的概率降低10倍以上;通過采用反應(yīng)堆在堆芯融毀時(shí)熔融物的堆內(nèi)滯留,以及其他嚴(yán)重事故緩解設(shè)施,可以實(shí)現(xiàn)從設(shè)計(jì)上實(shí)際消除大規(guī)模放射性向環(huán)境釋放;并為操作員在事故下干預(yù)策略 (在出現(xiàn)安全殼超壓風(fēng)險(xiǎn)時(shí),啟動(dòng)濕式過濾排放)留出足夠時(shí)間采取行動(dòng),從而使核電廠附近大范圍居民無需撤離,也無需擔(dān)心食物受到污染,只需短時(shí)間的隱蔽,不存在長(zhǎng)期的環(huán)境及生態(tài)影響。

3　“華龍一號(hào)”的重要試驗(yàn)驗(yàn)證

反應(yīng)堆水力模擬試驗(yàn):進(jìn)行了反應(yīng)堆堆芯入口流量及壓降試驗(yàn)驗(yàn)證,反應(yīng)堆下空腔交混試驗(yàn),以及反應(yīng)堆旁漏流試驗(yàn)和測(cè)定;堆內(nèi)構(gòu)件流致振動(dòng)試驗(yàn)研究,驗(yàn)證堆內(nèi)構(gòu)件設(shè)計(jì)的可靠性;控制棒驅(qū)動(dòng)線抗震試驗(yàn)研究,驗(yàn)證控制棒驅(qū)動(dòng)線滿足0.3 g的抗震要求,以及控制棒驅(qū)動(dòng)線熱態(tài)性能試驗(yàn);二次側(cè)非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)實(shí)驗(yàn)研究,見圖8(a):采用高度上1∶1的物理模型試驗(yàn)驗(yàn)證蒸汽發(fā)生器二次側(cè)導(dǎo)出余熱的可行性;非能動(dòng)安全殼熱量導(dǎo)出系統(tǒng)試驗(yàn),見圖8(b):堆安全殼內(nèi)頂部的換熱器進(jìn)行1∶1的試驗(yàn),以驗(yàn)證其換熱的能力,利用比例模型試驗(yàn)安全殼內(nèi)換熱器到安全殼外換熱水箱的建立自然循環(huán)的可能性,并驗(yàn)證導(dǎo)出堆內(nèi)余熱的可行性,正在進(jìn)行更大比例的非能動(dòng)安全殼熱量導(dǎo)出系統(tǒng)試驗(yàn),以驗(yàn)證在嚴(yán)重事故工況下,安全殼內(nèi)流體(水蒸氣、氫氣)的流態(tài),自然對(duì)流的狀態(tài),以及非能動(dòng)安全殼熱量導(dǎo)出系統(tǒng)的運(yùn)行情況等;堆腔注水系統(tǒng)實(shí)驗(yàn)研究,見圖8(c):以驗(yàn)證能動(dòng)或非能動(dòng)堆腔注水系統(tǒng)在堆芯熔融時(shí)將熔融物保持在壓力容器內(nèi)的可能性[4]。

圖7　堆芯中子通量測(cè)量系統(tǒng)Fig.7　Core neutron flux measuring system

圖8　(a) 二次側(cè)非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)實(shí)驗(yàn)Fig.8(a) Test for the passive residual heat removal systemat the secondary side

圖8　(b) 非能動(dòng)安全殼熱量導(dǎo)出系統(tǒng)試驗(yàn)Fig.8(b) Test for passive containment heat removal system

圖8　(c) 堆腔注水系統(tǒng)實(shí)驗(yàn)研究Fig.8(c) Test for reactor cavity injection system

4　進(jìn)一步提高核電安全性的開發(fā)研究

我國(guó)和國(guó)際上都在進(jìn)行提高核電的安全性研究,主要有從設(shè)計(jì)上實(shí)際消除大規(guī)模放射性釋放,保持安全殼完整性,嚴(yán)重事故預(yù)防和緩解(包括:嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則,極端自然災(zāi)害預(yù)防管理導(dǎo)則),耐事故燃料 (ATF)研究,以及先進(jìn)的廢物處理和處置技術(shù)的開發(fā)和應(yīng)用。

耐事故燃料 (ATF)開發(fā):用以降低堆芯(燃料)熔化的風(fēng)險(xiǎn);緩解或消除鋯水反應(yīng)導(dǎo)致的氫爆風(fēng)險(xiǎn);提高事故下裂變產(chǎn)物燃料組件內(nèi)包容的能力。耐事故燃料開發(fā)分包殼和燃料芯塊兩個(gè)方面,包殼有采用鋯合金涂層 [如Si或Cr涂層、MAX相 (Ti3Si C2)等],先進(jìn)金屬包殼(如FeCr Al合金,復(fù)合Mo包殼),以及Si C復(fù)合包殼 (如單質(zhì)Si C內(nèi)層-Si C纖維層-單質(zhì)Si C外層)等,其中Si C包殼材料熔點(diǎn)達(dá)到5245℃,遠(yuǎn)高于Zr材1852℃的熔點(diǎn);芯塊有UO2芯塊摻雜改性 (添加改性顆粒提高熱導(dǎo)率,如Be O、Si C晶須、金剛石),采用高密度陶瓷燃料 (如高熱導(dǎo),高鈾密度的U15N、U3Si2、UC),金屬基體微封裝燃料 (如BISO/TRISO顆粒彌散于鋯合金基體),以及全陶瓷微封裝燃料 (如BISO/TRISO顆粒彌散于Si C基體)等,例如UO2鉆石顆粒彌散芯塊中心溫度僅1259℃,低于傳統(tǒng)UO2芯塊1781℃[5]。耐事故燃料的開發(fā)要有路線圖,從易到難,逐步推進(jìn),取得成效。

在廢水處理上采用絮凝加離子交換加反滲透技術(shù)可以使廢水放射性濃度處理到低于100 Bq/L,達(dá)到20～30 Bq/L。此外正在研發(fā)放射性廢物重整技術(shù),用以處理并降解廢樹脂、廢過濾器等有機(jī)物,減少核電廠的固體廢物量。

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