胡凌生，朱榮亞，王天月，胡龍翔

先進(jìn)輕水堆安全系統(tǒng)簡(jiǎn)化方案研究

胡凌生，朱榮亞，王天月，胡龍翔

（華龍國(guó)際核電技術(shù)有限公司，北京 100037）

本文研究了國(guó)內(nèi)外工程經(jīng)驗(yàn)、法規(guī)標(biāo)準(zhǔn)和用戶要求，提出了一套簡(jiǎn)化先進(jìn)輕水堆安全系統(tǒng)配置方案。這套安全系統(tǒng)采用非能動(dòng)安全系統(tǒng)應(yīng)對(duì)設(shè)計(jì)基準(zhǔn)工況（DBC），采用能動(dòng)安全系統(tǒng)應(yīng)對(duì)設(shè)計(jì)擴(kuò)展工況（DEC）。工程判斷和分析表明，這套安全系統(tǒng)可以應(yīng)對(duì)所有DBC和DEC，與現(xiàn)有“華龍一號(hào)”相比，安全性一定程度提升，經(jīng)濟(jì)性顯著提升。

壓水堆；設(shè)計(jì)擴(kuò)展工況；概率論

當(dāng)前先進(jìn)輕水堆發(fā)展瓶頸之一是經(jīng)濟(jì)性，其提升途徑包括簡(jiǎn)化、標(biāo)準(zhǔn)化和系列化。URD[1]也提出了簡(jiǎn)化和標(biāo)準(zhǔn)化要求。非能動(dòng)設(shè)計(jì)理念作為一種有效的簡(jiǎn)化策略，在AP1000、VVER和“華龍一號(hào)”都有所采用。因此，采用非能動(dòng)設(shè)計(jì)理念可以作為先進(jìn)輕水堆簡(jiǎn)化設(shè)計(jì)的發(fā)展方向。一旦簡(jiǎn)化設(shè)計(jì)方案批量化建造，即可達(dá)到標(biāo)準(zhǔn)化和系列化目標(biāo)，提高核電廠的競(jìng)爭(zhēng)力。

本文設(shè)想在現(xiàn)有“華龍一號(hào)”基礎(chǔ)上，充分借鑒工程經(jīng)驗(yàn)，提出一套擁有獨(dú)立自主知識(shí)產(chǎn)權(quán)的簡(jiǎn)化安全系統(tǒng)方案，形成備選的SYSTEM2025概念方案，以提升安全性、經(jīng)濟(jì)性和競(jìng)爭(zhēng)力。

1 設(shè)計(jì)原則和目標(biāo)

SYSTEM2025安全系統(tǒng)設(shè)計(jì)原則包括簡(jiǎn)化原則、縱深防御原則、成熟技術(shù)原則和獨(dú)立知識(shí)產(chǎn)權(quán)原則，概述如下：

（1）簡(jiǎn)化原則

安全系統(tǒng)采用非能動(dòng)技術(shù)是核工業(yè)公認(rèn)的有效簡(jiǎn)化手段。例如：

1）AP1000[2]全部采用非能動(dòng)技術(shù)應(yīng)對(duì)設(shè)計(jì)基準(zhǔn)工況（DBC）和設(shè)計(jì)擴(kuò)展工況（DEC）；

2）EPR全部采用能動(dòng)技術(shù)應(yīng)對(duì)DBC/DEC；

3）“華龍一號(hào)”采用能動(dòng)技術(shù)應(yīng)對(duì)DBC，采用非能動(dòng)技術(shù)應(yīng)對(duì)DEC。

上述事實(shí)表明，安全系統(tǒng)全部或部分采用非能動(dòng)技術(shù)只是設(shè)計(jì)者的選項(xiàng)，且都有成功的工程實(shí)踐。另外，相關(guān)法規(guī)標(biāo)準(zhǔn)[3,4]也沒(méi)有強(qiáng)制要求。上述事實(shí)還表明，采用非能動(dòng)技術(shù)應(yīng)對(duì)DBC，采用能動(dòng)技術(shù)應(yīng)對(duì)DEC的核電廠還沒(méi)有出現(xiàn)。為此，SYSTEM2025（為敘述方便，下文有時(shí)簡(jiǎn)稱電廠）確定主要采用非能動(dòng)技術(shù)應(yīng)對(duì)DBC，采用能動(dòng)技術(shù)應(yīng)對(duì)DEC并兼顧非能動(dòng)技術(shù)。

（2）縱深防御原則

電廠的縱深防御層次不做改變。發(fā)生DBC時(shí)，啟動(dòng)安全系統(tǒng)，將電廠依次帶入DBC安全狀態(tài)、DBC可控狀態(tài)、堆芯未能損壞的DEC（DEC-A）最終狀態(tài)和嚴(yán)重事故（DEC-B）緩解，進(jìn)行層層防御，不削弱任一層次防御能力。

（3）成熟技術(shù)和獨(dú)立知識(shí)產(chǎn)權(quán)原則

電廠的安全系統(tǒng)應(yīng)該具有成功的工程經(jīng)驗(yàn)，不需進(jìn)行全新論證、設(shè)計(jì)和驗(yàn)證。同時(shí)，電廠采用的安全系統(tǒng)方案應(yīng)該有別于現(xiàn)有核電廠的安全系統(tǒng)方案，保證具有獨(dú)立的知識(shí)產(chǎn)權(quán)。

2 縮略語(yǔ)

由于涉及到多個(gè)系統(tǒng)，為方便后續(xù)論述，提供了電廠主要縮略語(yǔ)如表1所示。

表1　縮略語(yǔ)

3 安全系統(tǒng)配置分析

3.1　配置特點(diǎn)

由于采用非能動(dòng)設(shè)計(jì)，使電廠更加簡(jiǎn)化，很多功能可以歸并或取消，主要如下：

（1） PRSI整合了濃硼應(yīng)急注入、一回路自動(dòng)卸壓和堆腔注水功能（IVR）；

（2）PTSA增加了二次側(cè)非能動(dòng)應(yīng)急補(bǔ)水箱（SMT），與PRSI的一回路自動(dòng)卸壓協(xié)調(diào)使用；

（3）事故后采用二次側(cè)非能動(dòng)進(jìn)行長(zhǎng)期余熱排出，取消一次側(cè)事故下的長(zhǎng)期余熱排出；

（4）安全殼內(nèi)置換料水箱（IRWST）與抑壓水池、PCFE整合；

（5）安全殼噴淋系統(tǒng)（CSP）與正常余熱排出系統(tǒng)（RHR）整合；

（6）反應(yīng)堆壓力容器低位布置，保證發(fā)生大LOCA時(shí)實(shí)現(xiàn)一回路重力補(bǔ)水；

（7）反應(yīng)堆冷卻劑泵的停車(chē)密封、高位排氣系統(tǒng)與反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)（RCS）整合；

（8）取消了應(yīng)急柴油機(jī)和廠址附加柴油機(jī)，僅保留1臺(tái)全廠斷電柴油機(jī)。

3.2　縱深防御分析

根據(jù)上述配置特點(diǎn)，本文從反應(yīng)性控制、熱量導(dǎo)出和放射性包容3大安全功能，按照縱深防御層次，分配安全系統(tǒng)功能。

從反應(yīng)性控制角度，電廠發(fā)生預(yù)計(jì)運(yùn)行事件（DBC-2）時(shí)，一般需立即停止反應(yīng)性，控制棒落棒進(jìn)行緊急停堆。

如果控制棒自動(dòng)停堆失效，則發(fā)生未能停堆的預(yù)計(jì)瞬態(tài)（ATWT）進(jìn)入DEC-A，此時(shí)再啟動(dòng)PRSI注入濃硼進(jìn)行停堆，達(dá)到DEC-A的最終狀態(tài)。如果突破DEC-A最終狀態(tài)而進(jìn)入DEC-B工況，不再考慮反應(yīng)性控制。發(fā)生稀有事故（DBC-3）或極限事故（DBC-4）時(shí)，電廠必須立即停止反應(yīng)性，啟動(dòng)控制棒自動(dòng)停堆，最后再啟動(dòng)PSRI注入濃硼水使電廠進(jìn)入DBC可控狀態(tài)，同時(shí)也進(jìn)入DBC安全狀態(tài)。

從放射性包容角度，主要依賴固有設(shè)計(jì)通過(guò)多道實(shí)體屏障提供放射性包容。當(dāng)電廠堆芯側(cè)發(fā)生DBC時(shí)，采用了2個(gè)偽系統(tǒng)PRSI和PEIE，分別成功隔離一回路壓力邊界和安全殼，即可達(dá)到DBC可控狀態(tài)和安全狀態(tài)。堆芯側(cè)放射性包容不再考慮設(shè)置安全系統(tǒng)應(yīng)對(duì)DEC。乏燃料水池側(cè)由于不存在高溫高壓，不設(shè)置安全系統(tǒng)來(lái)執(zhí)行放射性包容功能，而是整合到PRFT，通過(guò)PRFT冷卻系列隔離閥和廠房來(lái)執(zhí)行隔離功能。

3大安全功能中，熱量導(dǎo)出屬于重中之重，縱深防御貫穿了所有層次。從堆芯熱量導(dǎo)出角度，電廠發(fā)生事故時(shí)，堆芯熱量按照以下路徑排向最終熱阱：

（1）堆芯熱量向反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)排放，依次向二次側(cè)和大氣排放；

（2）反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)熱量排向安全殼內(nèi)，再排向大氣；

（3） DEC安全系統(tǒng)通過(guò)設(shè)備冷卻鏈向海水（濱海廠址）排放熱量。

乏燃料水池發(fā)生事故時(shí)，熱量按照以下路徑從乏燃料水池排向最終熱阱：

（1） PRFT通過(guò)補(bǔ)水、蒸發(fā)向大氣排放；

（2） PRFT向設(shè)備冷卻水（WCC）、重要廠用水（WEC）和水排放熱量。

這樣，安全系統(tǒng)功能分配如表2所示。

表2　熱量導(dǎo)出的縱深防御

續(xù)表

另外，電廠安全級(jí)電源僅包括2×100%安全1級(jí)蓄電池和1×100%的全廠斷電柴油機(jī)（SBO）。蓄電池向DBC安全系統(tǒng)提供儀控、閥門(mén)供電，SBO向DEC安全系統(tǒng)提供動(dòng)力電源。

4 安全系統(tǒng)方案

4.1　總體方案

電廠采用單堆布置，反應(yīng)堆廠房居中，安全廠房A、B對(duì)稱分布，燃料廠房、控制廠房和核輔助廠房圍繞四周。堆芯側(cè)安全系統(tǒng)總體上采用A/B兩列布置，A列布置在安全廠房A，B列布置在安全廠房B。采用3個(gè)系列的安全系統(tǒng)，A、B兩列布置在安全廠房A，A、B兩列之間采用實(shí)體隔離，C列單獨(dú)布置在安全廠房B。反應(yīng)堆廠房為單層安全殼，外側(cè)上部對(duì)稱布置2臺(tái)半環(huán)狀安全殼非能動(dòng)水箱。乏燃料側(cè)安全系統(tǒng)布置在燃料廠房，堆芯側(cè)安全系統(tǒng)總體示意圖如圖1所示。

圖1　堆芯安全系統(tǒng)總體示意圖

4.2　DBC安全系統(tǒng)

（1）非能動(dòng)安注系統(tǒng)

PRSI分為兩列向反應(yīng)堆壓力容器直接安注并整合了應(yīng)急硼化、一回路自動(dòng)卸壓、安全殼內(nèi)置換料水箱向一回路重力補(bǔ)水、堆腔淹沒(méi)與再循環(huán)冷卻。PRSI由一級(jí)冷卻劑貯存箱（PST）、二級(jí)冷卻劑貯存箱（SST）、安全殼內(nèi)置換料水箱和自動(dòng)卸壓管線組成。

PRSI借鑒了AP1000，利用PTSA從二次側(cè)進(jìn)行快速冷卻以對(duì)一次側(cè)進(jìn)行卸壓，替換了AP1000的1～3級(jí)自動(dòng)卸壓功能，最終只需使用一級(jí)自動(dòng)卸壓，這與AP1000有很大區(qū)別。

發(fā)生大LOCA時(shí)，電廠停堆，TFM/TSM隔離。由于一級(jí)冷卻劑貯存箱上游存在與反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)冷段相連的壓力平衡管線，PRSI打開(kāi)一級(jí)冷卻劑貯存箱下游直接安注管線隔離閥，可以僅依靠重力將高濃度含硼水注入一回路。從破口流失的冷卻劑向堆坑聚集，電廠實(shí)現(xiàn)了反應(yīng)性控制和短期冷卻，進(jìn)入DBC可控狀態(tài)。

一級(jí)冷卻劑貯存箱壓力平衡管線隔離閥處于常開(kāi)。一級(jí)冷卻劑貯存箱下游注入管線隔離閥包括并聯(lián)的電動(dòng)閥和氣動(dòng)閥，通過(guò)采用不同原理的閥門(mén)可以避免共因故障。此處，與AP1000不同的是，采用了安全1級(jí)氣動(dòng)閥代替AP1000的爆破閥。等到一回路壓力降至二級(jí)冷卻劑貯存箱投運(yùn)壓力時(shí)，二級(jí)冷卻劑貯存箱即可依靠氮?dú)庑顗簩⒏邼舛群鹚ㄟ^(guò)直接安注管線注入一回路，流失的冷卻劑仍向堆坑聚集。當(dāng)二級(jí)冷卻劑貯存箱注水將結(jié)束時(shí)，安全殼內(nèi)置換料水箱通過(guò)直接安注管線向一回路進(jìn)行重力補(bǔ)水。安全殼內(nèi)置換料水箱水位降至與地坑持平后，開(kāi)啟與地坑相連接的隔離閥，形成互為備用的水源。這樣，最終由地坑向一回路補(bǔ)水。

經(jīng)過(guò)一系列補(bǔ)水操作，堆芯溫度下降，壓力相應(yīng)下降到與安全殼內(nèi)大氣壓力相同。地坑最終淹沒(méi)了主管道，其水位高于破口位置，可經(jīng)過(guò)濾網(wǎng)通過(guò)直接安注管線向堆芯補(bǔ)水。堆芯余熱使堆芯內(nèi)的水上升并從破口直接返回地坑，熱量則由PCPC導(dǎo)入安全殼外，實(shí)現(xiàn)了長(zhǎng)期再循環(huán)，達(dá)到DBC安全狀態(tài)。

發(fā)生中、小LOCA時(shí)，電廠首先停堆，TFM/TSM進(jìn)行隔離，同時(shí)PSRI啟動(dòng)一級(jí)冷卻劑貯存箱向一回路注水，進(jìn)入DBC可控狀態(tài)。一級(jí)冷卻劑貯存箱耗盡時(shí)，可利用PTSA的SMT和蒸汽大氣排放對(duì)一回路進(jìn)行快速降溫、降壓，使一回路壓力達(dá)到二級(jí)冷卻劑貯存箱注入壓頭，二級(jí)冷卻劑貯存箱即可向一回路注水。二級(jí)冷卻劑貯存箱的水耗完前，啟動(dòng)設(shè)在反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)熱段的自動(dòng)卸壓，使一回路壓力進(jìn)一步降低到安全殼內(nèi)大氣壓力。然后安全殼內(nèi)置換料水箱重力補(bǔ)水直到最終實(shí)現(xiàn)地坑濾網(wǎng)補(bǔ)水的堆芯長(zhǎng)期再循環(huán)冷卻，電廠即進(jìn)入DBC安全狀態(tài)（見(jiàn)圖2）。

圖2　自動(dòng)卸壓

（2）非能動(dòng)蒸汽大氣排放系統(tǒng)

PTSA增加了高位布置的SMT，采用3×100%容量配置。PTSA可用于一回路中、小LOCA時(shí)，快速冷卻一回路，降低一回路壓力到二級(jí)冷卻劑貯存箱的注入壓力，還能配合PTFP一起帶走堆芯熱量。每列PTSA安全系列流程圖如圖3所示。

每列主給水隔離閥下游通過(guò)管道連接一臺(tái)SMT，并設(shè)置有隔離閥和止回閥。SMT存在與TSM相連的壓力平衡管線，水可從SMT僅依靠重力注入TFM，經(jīng)過(guò)蒸汽發(fā)生器變成蒸汽后，由大氣排放閥釋放。進(jìn)行快速冷卻時(shí)，SMT的排放速度需要控制好，避免蒸汽發(fā)生器滿溢。為此，管線上設(shè)置了2臺(tái)并聯(lián)的電動(dòng)閥，根據(jù)蒸汽發(fā)生器水位自動(dòng)開(kāi)啟或關(guān)閉不同組合的電動(dòng)閥進(jìn)行流量調(diào)節(jié)。

圖3　非能動(dòng)蒸汽大氣排放系統(tǒng)（PTSA）

（3）二次側(cè)非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)

PTFP用于從二次側(cè)帶出一次側(cè)熱量，容量配置為2×100%。PTFP從3列TSM主蒸汽管線分別引出管線匯合后分流成2列進(jìn)氣管，使蒸汽自動(dòng)上升到安全殼頂部的2臺(tái)安全殼非能動(dòng)水箱進(jìn)行冷卻，蒸汽冷凝成水后引出3路管線導(dǎo)入TFM給水管道。PTFP流程圖如圖4所示。

圖4　二次側(cè)非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)（PTFP）

PTFP與PCFE的抑壓水池功能一起，在發(fā)生LOCA后降低安全殼壓力和溫度，保持安全殼完整性，進(jìn)入DBC可控狀態(tài)。

（4）非能動(dòng)安全殼熱量導(dǎo)出系統(tǒng)

PCPC可將安全殼壓力和溫度降低以保持安全殼完整性。PCPC采用2×100%配置并與PTFP共用安全殼非能動(dòng)水箱。

PCPC每個(gè)安全系列包括3臺(tái)換熱器、換熱水箱、導(dǎo)熱水箱、汽水分離器、及電動(dòng)隔離閥等主要設(shè)備組成。換熱器布置在安全殼非能動(dòng)水箱內(nèi)。安全殼非能動(dòng)水箱由鋼筋混凝土結(jié)構(gòu)不銹鋼襯里組成，布置在安全殼外殼的環(huán)形建筑物內(nèi)。

（5）一回路壓力邊界隔離系統(tǒng)

PRBI執(zhí)行一回路壓力邊界隔離功能，以確保一回路補(bǔ)水的有效性，防止或減輕放射性向安全殼內(nèi)大氣排放。PRBI由PRSI、反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)、化學(xué)和容積控制系統(tǒng)（RCV）、核取樣系統(tǒng)等隔離閥組成。PRBI的配置為逆止閥+電動(dòng)隔離閥。

（6）安全殼隔離系統(tǒng)

PEIE主要執(zhí)行安全殼隔離，確保放射性不向安全殼外釋放。PEIE由貫穿安全殼的CSP、RCV、RHR和TFA等幾十個(gè)系統(tǒng)的安全殼隔離閥組成。PEIE配置為逆止閥+電動(dòng)隔離閥。

（7）非能動(dòng)乏燃料水池冷卻系統(tǒng)

PRFT執(zhí)行乏燃料水池冷卻功能，主要通過(guò)安全殼非能動(dòng)水箱重力補(bǔ)水使乏燃料水池達(dá)到DBC可控狀態(tài)和安全狀態(tài)，容量為2×100%。在DEC工況可通過(guò)SBO電源驅(qū)動(dòng)，手動(dòng)補(bǔ)水方式使乏燃料水池達(dá)到最終狀態(tài)，容量為1×100%。

（8）安全殼過(guò)濾排放系統(tǒng)

PCFE整合了抑壓水池功能和安全殼過(guò)濾排放功能，流程示意圖如圖5所示。發(fā)生LOCA和蒸汽管道破裂（SLB）時(shí)，安全殼內(nèi)壓力瞬間高于安全殼外，抑壓水池連通安全殼內(nèi)外的導(dǎo)流管可以平衡此壓差。安全殼內(nèi)高溫高壓的汽水混合物導(dǎo)入抑壓水池（即安全殼內(nèi)置換料水箱）后，水蒸氣滯留在抑壓水池，只剩下不可凝氣體。不可凝氣體通過(guò)抑壓水池上部的導(dǎo)流管壓入安全殼外的氣體存儲(chǔ)罐，經(jīng)衰變之后，過(guò)濾排放到大氣。氣體存儲(chǔ)罐設(shè)置了導(dǎo)向安全殼內(nèi)的回流管線。PCFE采用了抑壓水池技術(shù)后，安全殼荷載顯著降低，可以降低安全殼自由容積。另外，PCFE在發(fā)生DEC-B時(shí)也執(zhí)行安全殼的超壓保護(hù)。

圖5　安全殼過(guò)濾排放系統(tǒng)（PCFE）

（9）非能動(dòng)消氫系統(tǒng)（PCHC）

PCHC由一定數(shù)量的非能動(dòng)氫氣復(fù)合器組成，包括2×100%的DBC氫氣復(fù)合器和1×100%的氫氣復(fù)合器，合理地分布于安全殼廠房潛在的氫氣產(chǎn)生點(diǎn)。

（10）非能動(dòng)停車(chē)密封

反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的非能動(dòng)停車(chē)密封是保證DBC下反應(yīng)堆冷卻劑泵軸封完整性的新技術(shù)，在失去電源的情況下，依然維持反應(yīng)堆冷卻劑泵軸封系統(tǒng)的完整性達(dá)到一定的時(shí)間，為恢復(fù)廠外電提供相應(yīng)的時(shí)間保證。

4.3　DEC安全系統(tǒng)

（1）安全殼噴淋系統(tǒng)

CSP整合了安全殼噴淋功能和余熱排出功能（見(jiàn)圖1），余熱排出泵布置在安全廠房，只有1列與余熱排出系統(tǒng)進(jìn)行整合，該列的余熱排出泵也是噴淋泵。在DEC下，CSP從安全殼內(nèi)置換料水箱或地坑取水，經(jīng)熱交換器冷卻后向安全殼噴淋，冷凝安全殼氣空間中的蒸汽后重新返回安全殼內(nèi)置換料水箱，實(shí)現(xiàn)安全殼、安全殼內(nèi)置換料水箱、和地坑水的熱量排出。

（2）設(shè)備冷卻水系統(tǒng)/重要廠用水系統(tǒng)

WCC在DEC-A下與WEC一起把熱量從重要的安全相關(guān)的房間、系統(tǒng)和設(shè)備傳遞到最終熱阱——海水，兩系統(tǒng)通過(guò)一臺(tái)SBO柴油發(fā)電機(jī)供電。

（3）輔助給水系統(tǒng)

TFA采用1×100%容量配置，包括1臺(tái)輔助給水箱、1臺(tái)輔助給水泵和3路給水管線、閥門(mén)和儀表組成。TFA的給水管線與PTFP水側(cè)管線匯合。TFA流程示意如圖6所示。

發(fā)生DBC-2～DBC-4之后，電廠立即停堆，主給水流量控制系統(tǒng)（TFM）和主蒸汽系統(tǒng)（TSM）需要隔離以防止一回路過(guò)冷。此時(shí)啟動(dòng)二次側(cè)非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)（PTFP）對(duì)反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)進(jìn)行冷卻。一旦PTFP失效后，電廠無(wú)法進(jìn)入DBC可控狀態(tài)，即進(jìn)入DEC-A工況，此時(shí)啟動(dòng)TFA向蒸汽發(fā)生器供水，通過(guò)二次側(cè)將堆芯熱量導(dǎo)出。TFA由一臺(tái)SBO柴油機(jī)供電。

圖6　輔助給水系統(tǒng)（TFA）

（4）高位排氣子系統(tǒng)

高位排氣子系統(tǒng)是反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的一部分，能夠有效消除事故過(guò)程中或事故后積聚在反應(yīng)堆壓力容器頂部的非凝結(jié)性氣體對(duì)機(jī)組造成的重大威脅。高位排氣子系統(tǒng)設(shè)于反應(yīng)堆壓力容器頂部，包含正常排氣管線和事故排氣管線兩部分。事故排氣管線可作為嚴(yán)重事故對(duì)策。事故排氣管線由兩套管線組成組成，發(fā)生事故工況時(shí)可以將壓力容器頂部的非凝結(jié)性氣體排放至卸壓箱，并通過(guò)卸壓箱最終排放到安全殼內(nèi)。

4.4　電源系統(tǒng)

（1）DBC電源

DBC電源為220 V安全1級(jí)直流電和交流不間斷電源（UPS）組成，設(shè)置A、B兩個(gè)安全系列。每個(gè)安全系列又分為由24 h電池組和72 h電池組供電。

（2）DEC電源

電廠設(shè)置1臺(tái)安全3級(jí)SBO柴油發(fā)電機(jī)組，主要用于DEC工況下，向TFA、CSP、WCC、WEC、乏燃料水池冷卻和手動(dòng)補(bǔ)水等熱量導(dǎo)出系統(tǒng)供電，也可以為蓄電池充電。

5 結(jié)論

SYSTEM2025的核蒸汽供應(yīng)系統(tǒng)與“華龍一號(hào)”相比沒(méi)有改變，只是安全系統(tǒng)采用了簡(jiǎn)化的非能動(dòng)設(shè)計(jì)理念，這就提高了可靠性，預(yù)期堆芯損壞頻率（CDF）和放射性大量釋放頻率（LER）值應(yīng)好于“華龍一號(hào)”。另外，電廠的核蒸汽供應(yīng)系統(tǒng)較AP1000又稍顯復(fù)雜，但電廠的縱深防御較之更加完善，綜合考慮之下，預(yù)期CDF和LER值可與AP1000達(dá)到同一數(shù)量級(jí)。電廠安全系統(tǒng)采用簡(jiǎn)化的非能動(dòng)方案后，經(jīng)濟(jì)效益的提升是不言而喻的，預(yù)期可以顯著地降低建造價(jià)格，經(jīng)濟(jì)性較現(xiàn)有“華龍一號(hào)”更有競(jìng)爭(zhēng)力。電廠核蒸汽供應(yīng)系統(tǒng)不做改變，安全系統(tǒng)采用的技術(shù)有成功的工程實(shí)踐，不需進(jìn)行全新論證，預(yù)期沒(méi)有顛覆性缺陷。

綜上，SYSTEM2025可作為“華龍一號(hào)”改進(jìn)的備選概念方案，開(kāi)展后續(xù)的容量論證，可以提升安全性、經(jīng)濟(jì)性和競(jìng)爭(zhēng)力。

［1］ Advanced Nuclear Technology：Advanced Light Water Reactor Utility Requirement Document，Revision 13.

［2］ 林誠(chéng)格，郁祖盛，歐陽(yáng)宇．非能動(dòng)安全先進(jìn)核電廠AP1000［M］．北京：原子能出版社，2008：7.

［3］ 國(guó)家核安全局. 核動(dòng)力廠設(shè)計(jì)安全規(guī)定：HAF 102［Z］. 2016.

［4］ EUROPEAN UTILITY REQUIREMENTS FOR LWR NUCLEAR POWER PLANTS，Revision D.

Study on the Simplified Safety System of the Advanced Light Water Reactor

HU Lingsheng，ZHU Rongya，WANG Tianyue，HU Longxiang

（Hualong International Nuclear Power Technology Ltd.，Beijing 100037，China）

Based on engineering experiences, codes, standards, and users’ requirements both at home and abroad, a solution for the simplified safety system of the advanced light water reactor (ALWR) is provided. It can deal with the design basic conditions (DBCs) and the design extension conditions (DECs), by passive and active safety system respectively. The engineering judgment and the preliminary analysis show that it can mitigate all DBCs and DECs, which can promote the safety and economy for ALWR.

PWR; Design extension condition; Probabilistics

TL413

A

0258-0918（2022）02-0390-08

2021-02-04

胡凌生(1972—)，男，湖北人，高級(jí)工程師，碩士，現(xiàn)主要從事總體技術(shù)核研究