“華龍一號”安全特性分析

邰 　江

（中國核電工程有限公司，北京 100840）

“華龍一號”安全特性分析

邰 江

（中國核電工程有限公司，北京 100840）

“華龍一號”采用177組先進燃料組件、先進的堆芯測量系統和反應堆冷卻劑系統，提高了核電廠的固有安全性和堆芯熱工裕量。在系統設計方面，配置了能動和非能動相結合的安全系統，核電機組具有完善的超設計基準事故、嚴重事故應對措施。“華龍一號”采用單堆布置、雙層安全殼，實現了布置優化和實體隔離，有效降低了安全系統共模失效問題。這些設計使得“華龍一號”安全性達到了三代核電技術的先進水平。

“華龍一號”；安全特性；能動系統；非能動系統；單堆布置

“華龍一號”是中核集團和中廣核集團在我國30余年核電科研、設計、制造、建設和運行經驗基礎上，充分借鑒國際三代核電技術先進理念，采用國際最高安全標準研發設計的三代核電機型。本文從反應堆設計、系統設計、廠房設計等方面闡述了“華龍一號”的安全特性。

1　反應堆設計

1.1采用177組先進燃料組件

“華龍一號”采用先進燃料組件，將堆芯燃料組件數量從M310機組的157組增加到177組，在提高堆芯額定功率的同時，降低了平均線功率密度，既增加了核電廠的發電能力，又提高了電廠運行的安全裕量（堆芯熱工裕量大于15%）。圖1為“華龍一號”反應堆堆芯布置圖，圖2為燃料組件示意圖。

1.2先進堆芯測量系統

先進堆芯測量系統包括堆芯中子通量測量子系統、堆芯溫度測量子系統、堆芯水位測量子系統、堆芯在線監測子系統等。

堆芯中子通量測量子系統從堆頂插入堆芯，并固定在堆芯的自給能中子探測器上，實時測量并計算堆芯中子通量分布，為堆芯在線監測系統提供堆芯三維功率分布等計算輸入數據。

堆芯溫度測量采用熱電偶進行連續測量，改進的堆芯中子通量測點布置與熱電偶測點重合。為減少反應堆堆頂貫穿件數量，優化堆頂儀表導向和支撐結構設計，堆芯熱電偶與自給能中子探測器組合成探測器組件。

由于取消了反應堆底部貫穿件，無法采用差壓法測量反應堆壓力容器的水位，必須采用新的測量方法從堆頂進行直接測量。利用水和水蒸氣的物性參數存在較大差別來判斷汽水分界面，從而實現離散的堆芯水位測量。

采用堆內自給能探測器信號的堆芯在線監測系統能夠更精確地計算堆內的功率分布、線功率密度和DNBR，能準確直觀地描述堆芯的運行狀況供操縱員使用，從而更有效地防止燃料棒線功率密度超限和發生偏離飽和沸騰，確保燃料組件的完整性，從而提高核電廠的安全性。圖3為堆芯測量系統示意圖。

1.3反應堆冷卻劑系統設計

反應堆冷卻劑系統主要從以下幾方面提高安全性能：

1）由于堆芯額定功率和NSSS額定熱功率增加，因此在設計中選用換熱面積增大的ZH65型蒸汽發生器，在保證堆芯安全裕量的前提下，進一步提高電廠額定功率。

2）穩壓器的總容積增大到51 m3，提高穩壓器的比容積，在系統升溫、負荷階躍變化、甩負荷等工況下，更好地補償壓力波動，提高系統的運行穩定性。

3）由穩壓器上部引出快速卸壓管道，分成兩個系列，每個系列由1臺電動閘閥和1臺電動截止閥組成，兩個系列的快速卸壓管線都排放到穩壓器頂部的排放環管上，通過穩壓器排放管排放到穩壓器卸壓箱。圖4為穩壓器快速卸壓示意圖。

圖1　反應堆堆芯布置圖Fig.1　The configuration of reactor core

圖2　燃料組件示意圖Fig.2　The fuel assembly

圖3　堆芯測量系統示意圖Fig.3　The in-core instrumentation

4）加強了低溫工況的超壓保護措施，增加了穩壓器安全閥提供低溫超壓保護。

圖4　穩壓器快速卸壓示意圖Fig.4　 Fast depressurization system for the RCS

5）目前，國內運行和在建壓水堆核電廠在中LOCA（反應堆冷卻劑喪失）事故情況下必須依靠操縱員手動停運主泵來緩解事故后果。為解決此問題，設計考慮增加中破口失水事故下自動停運反應堆冷卻劑泵信號——反應堆冷卻劑泵的壓差低信號與安注信號符合；降低冷卻劑喪失速率，緩解事故后果，同時增加操作員應對事故的準備時間，減少事故過程中人因的影響。

6）壓力容器高位排氣系統具有以下功能：①在停堆維修和換料前、后，反應堆壓力容器頂部的正常排氣；②在事故后期，針對大量積聚在壓力容器頂部的非凝結性氣體，在主控制室由操作員手動操作將氣體排放到穩壓器卸壓箱中去，從而防止這些非凝結性氣體對反應堆堆芯傳熱的影響，防止堆芯熔化。

7）在全廠斷電的事故下，無需啟動主泵軸封水注入系統，可以保持主泵密封，防止SBO事故下出現一回路LOCA事故，全廠斷電工況下72 h內軸密封能夠保持邊界完整。

2　系統設計

2.1采用能動和非能動相結合的設計理念

采用了確定論與概率論相結合的分析方法，在系統全面地開展事故分析基礎上，采用風險指引的概率安全分析技術來支持設計決策，確定了“華龍一號”的系統設計總體方案。

全面平衡地貫徹了核安全縱深防御設計原則和設計可靠性原則，創新性地采用“能動與非能動相結合的安全設計理念”。能動安全系統是高效的、經過工程驗證的。非能動安全系統可以有效應對動力源喪失，以非能動安全系統作為能動安全系統的補充，可在保證技術成熟性的同時，大幅提高安全性。

圖5為核島安全系統示意圖。紅色為能動安全系統，包括安全注入系統（安注）、安全殼噴淋系統（安噴）、輔助給水系統；綠色為非能動安全系統，包括安全殼消氫系統、非能動安全殼熱量導出系統、二次側余熱排出系統。能動非能動系統：堆腔注水冷卻系統。

圖5　核島安全系統示意圖Fig.5　 Active and passive safety systems

2.2完善的超設計基準事故/嚴重事故應對措施

對于超設計基準事故和嚴重事故，設計采取的主要措施包括：

1） 針對氫氣爆燃，設置了非能動氫氣復合器/氫點火器；

2） 針對高壓熔堆、安全殼直接加熱，設置了一回路快速卸壓系統；

3） 針對事故后長期安全殼超壓，設置了安全殼熱量導出系統和安全殼卸壓過濾排放系統；

4） 針對安全殼底板融穿，設置了能動+非能動堆腔注水冷卻系統；

5） 針對全廠斷電，設置了SBO電源+移動電源和能動+非能動二次側余熱排出系統。

圖6為超設計基準事故/嚴重事故應對措施示意圖。

圖6　超設計基準事故/嚴重事故應對措施示意圖Fig.6　Countermeasures under DBA and BDBA/SA conditions

3　廠房設計

3.1單堆布置、實現布置優化和實體隔離

采用單堆布置，優化核島廠房布置方案，更好的實現實體隔離，有效降低火災、水淹等災害帶來的安全系統共模失效問題。另外，單堆布置便于核電廠建造、運行和維護，提高核電廠廠址方案選擇的靈活性。

3.2雙層安全殼

采用雙層安全殼并設置環形空間通風系統，有利于提高密封性，降低了事故情況下放射性物質向環境釋放的風險，提高電廠安全性，具有更好的廠址適應性。內殼與外殼功能相對獨立，外殼可抵御大型商用飛機撞擊。圖7為雙層安全殼示意圖。

3.3安全廠房物理隔離

安全廠房分為SL和SR兩個廠房，通過連接廠房與反應堆廠房相連，對稱布置。安全廠房中布置的安注、安噴系統兩個系列在空間上完全隔離，從而實現了冗余系列的完全實體隔離。圖8為“華龍一號”核島廠房示意圖。

圖7　“華龍一號”雙層安全殼Fig.7　Double containment of “Hualong One”

4　其他安全設計

4.1優化輻射防護設計，滿足ALARA原則

“華龍一號”在研發過程中，充分汲取了運行核電廠的經驗反饋，降低輻射源，優化系統、部件和構筑物的設計，優化廠內輻射分區和系統布置，降低放射性污染的擴散，合理組織人流和氣流走向，使工作人員受照保持在合理可行盡量低水平（ALARA）。

考慮事故后的輻射防護設計，降低事故后工作人員為緩解或消除事故后果而需要進行相關的作業所受的照射。職業照射劑量目標值小于1人·Sv/堆·年，滿足HAD 102/12、GB 18871-2002、GB 6249-2011的要求。

圖8　“華龍一號”核島廠房示意圖Fig.8　The layout of nuclear island building of “Hualong One”

4.2電源系統

電源系統設計主要考慮如下：

1） 設有兩路獨立的廠外電源作為外部主電源及輔助電源；

2） 除正常廠內交流電源系統以外，廠內交流電源系統還包括應急柴油發電機組；

3） 為應對全廠斷電（SBO），還設置了SBO電源系統，可在全廠斷電的情況下提供應急動力供應，以確保主控制室的可居留性，必要的通信和照明，以及機組運行所必需的儀控功能；

4） 設置了直流220 V電源系統以及交流不間斷電源系統。一旦充電器或其交流電源故障，蓄電池組能夠向全部直流負荷供電至少2 h，向非能動系統供電72 h。

4.3儀控系統

采用數字化儀控系統，儀控系統結構可劃分為4個獨立的防御層次：

1層 預防線：通過連續監測和自動控制調節手段，限制在正常運行及正常運行瞬態下發生事故的風險；

2層 主防御線：通過設置狀態監測，手動或自動啟動應對措施以緩解設計基準事故，將核電廠帶到并維持在安全停堆狀態；

3層 多樣性防御線：多樣性驅動系統作為反應堆保護系統的多樣性后備，在反應堆保護系統軟件共模失效時，通過對重要安全參數的監視以及自動或手動動作，將核電廠帶到可控狀態；

4層 嚴重事故防御線：通過對重要參數的監測以及自動或手動動作，緩解嚴重事故后果，保證既定的安全目標不被突破。

4.4提高極端外部事件應對能力

1） 福島事故經驗反饋。“華龍一號”設計充分考慮福島事故的經驗反饋，采用多樣化手段提高了水壓試驗泵電源可靠性、增大蓄電池容量，設置移動臨時供電措施、增設應急供水設施、改進乏燃料池的冷卻和監測手段、改進氫氣監測與控制系統、延長操縱員不干預時間及改進嚴重事故工況下應急指揮中心和運行支持中心的可居留性和可用性等，增強了極端外部災害防護能力和事故應急能力。“華龍一號”全面滿足《福島核事故后核電廠改進行動通用技術要求（試行）》（國核安發2012 ［98］號文）的要求。

2） 抗商用大飛機撞擊。對核電廠重要安全相關物項采用抗商用大飛機撞擊設計，反應堆廠房、燃料廠房、電氣廠房采用防大飛機撞擊外殼（APC殼）進行全面防護。

3） 抗震設計能力提高。核島主廠房采用整體底板，核島廠房采用較高的地震輸入標準，地面加速度提高到0.3 g，設計譜采用RG1.60譜。抗震設備按照地面加速度0.3 g開展抗震鑒定或分析。

5　結束語

“華龍一號”設計團隊通過全面應用概率安全分析技術，開展反應堆、系統、廠房等核電廠的研發和設計工作，保證了“華龍一號”概率安全目標達到了三代核電技術的先進水平，其堆芯損壞概率（CDF）和大量放射性釋放概率（LRF）分別達到低于1×10-6/堆·年和1×10-7/堆·年，并具有極端事件應對能力。

2014年8月22日，國家能源局和國家核安全局牽頭舉辦的“華龍一號”總體技術方案審查會議同意“華龍一號”核電技術融合方案； 2015年4月15日，國務院常務會議批準建設“華龍一號”示范工程；2015年5月7日，福清核電工程5、6號機組正式開工，這標志著我國自主知識產權核電技術跨上了新臺階，為我國核電走出去戰略打下了堅實的基礎。

Safety Characteristics of “Hualong One”

TAI Jiang
（China Nuclear Power Engineering Co.，Ltd.，Beijing 100840，China）

The 177 fuel assemblies， advanced in-core instrumentations and reactor coolant system， are adopted in “Hualong One”. The inherent safety of reactor and the thermal margin of reactor core have been improved. Active + passive safety system are used in “Hualong One”， and diverse approaches are available in “Hualong One” to perform safety functions both in DBA and BDBA/SA conditions. Single unit layout and double-shell containment providing physical separation， and reducing interaction between units.These design characteristics meets the latest requirements of third generation PWR.

“Hualong One”；safety characteristics；active safety system；passive safety system；single unit layout

TL48 Article character：A Article ID：1674-1617（2015）04-0293-07

TL48

A

1674-1617（2015）04-0293-07

2015-09-01

邰 江（1965—），男，河北唐山人，學士，現從事核電廠設計及設計管理工作。