“華龍一號”的設計理念與總體技術特征

荊春寧,趙 科,張力友,李 輝,王誠誠,錢怡潔,張 鶴,蔣慧黠

(中國核電工程有限公司,北京 100840)

從誕生到今天,核電在半個多世紀的時間里經歷了不同的發展階段:從最初的原型堆發展到第二代的商業堆,再到如今的熱效率提高以及采用現代化安全系統的三代堆技術。美國發布的URD(《先進輕水堆用戶要求文件》)[1]和歐洲發布的EUR(《輕水堆核電站歐洲用戶要求》)[2]對于先進核電站提出了全面的要求,新世紀以來,首批工程應用的三代核電技術例如AP1000、EPR等堆型在性能設計、安全設計以及經濟性方面均有全面的提升。

2011年發生的福島核事故再次引起了全世界對于核電站安全的廣泛關注。各國基于福島核事故的反饋,紛紛提出了更高的核安全標準,重點關注的事項如:外部事件防護、應急電源與最終熱阱的可靠性、乏燃料水池的安全、多機組事故的應急響應以及應急設施的可居留性和可用性等[3]。為了進一步提高我國核電站的安全水平,國家核安全局在2016年重新修訂了 《核動力廠設計安全規定》(HAF102),新版的規定提出或增加了實際消除、設計擴展工況、內部和外部災害、防商用大飛機惡意撞擊等要求[4]。

在此背景下,中核集團基于多年壓水堆核電站設計、建造、調試、運行的經驗,研發了具有完全自主知識產權的先進壓水堆 “華龍一號”(HPR1000)。“華龍一號”的設計充分考慮了福島核事故后的經驗反饋,滿足國際國內最新的安全要求。“華龍一號”全球首堆于2015年5月于福建省福清市開工建設。

1 設計理念

核電站的設計中首先要確保三項基本功能:反應性控制、余熱導出、放射性包容。為了實現基本安全功能,縱深防御概念貫徹于 “華龍一號”安全有關的全部活動,以確保這些活動均置于防御措施的保護之下。

能動與非能動相結合的安全設計是 “華龍一號”最具代表性的創新[5],同時也是滿足多樣性原則的典型案例 (見圖1)。能動技術最突出的特點是在核電站偏離正常時能高效可靠的糾正偏離,非能動系統則是利用自然循環、重力、化學反應、熱膨脹、氣體膨脹等自然現象,在無需電源支持的情況下保證反應堆的安全,使設計更加簡化。能動與非能動相結合的技術用于確保應急堆芯冷卻、堆芯余熱導出、熔融物堆內滯留和安全殼熱量排出等安全功能,能夠充分發揮能動安全技術成熟、可靠、高效的優勢和非能動安全技術不依賴外力的自有安全特性,符合目前核電技術發展的潮流。需要注意的是,非能動系統的應用并不意味著可以降低能動系統的設計要求。能動系統的可用性仍然置于首位予以保證,非能動系統作為備用措施。

圖1 “華龍一號”能動與非能動系統[5]Fig.1 Active system and passive system of HPR1000

“華龍一號”針對各類不同嚴重程度的事故都有充分可靠的安全措施:

首先,依靠核電站的固有安全性,使得初始偏離不會產生與安全有關的重大影響,或只使核電站產生趨向于安全狀態的變化。以下是幾個典型實例:堆芯設計為負反應性系數反饋;在斷電情況下控制棒通過重力插入堆芯;在反應堆冷卻劑系統 (RCS)保持完整及蒸汽發生器二次側導出熱量的條件下,RCS能夠建立起自然冷卻循環。

此外,“華龍一號”設置了專設安全設施用于緩解設計基準事故,主要包括安全注入系統、輔助給水系統與安全殼噴淋系統等,這些設施均設置了不同的冗余序列,且布置在不同的安全廠房中。兩個安全廠房分別位于反應堆廠房的兩側以實現完全的實體隔離,從而降低外部事件造成共因失效的可能性。基于相同的原因,兩個柴油發電機廠房也實現了實體隔離。

“華龍一號”對于可能的設計擴展工況也采取了完善的預防和緩解措施。對于被認為是現有核電廠薄弱環節的特定設計擴展工況,如全廠斷電 (SBO),未能緊急停堆的預期瞬態 (AT WS)等,設置了SBO電源和72 h蓄電池、多樣化的冷卻系統 (二次側非能動余熱排出系統、非能動安全殼熱量導出系統)、應急硼注入系統等,同時制定了針對多重故障的事故規程,用來應對部分典型的超設計基準事故,防止其發展為堆芯熔化的嚴重事故。而對于可能發生的堆芯熔化的嚴重事故,設計中也考慮了適當的應對措施,例如設置一回路快速卸壓系統,能動與非能動相結合的堆腔注水系統,安全殼消氫系統、過濾排放系統等。同時,提高了嚴重事故時主控室的可居留性,編制了嚴重事故管理導則,使得主控室工作人員和技術支持人員能夠更安全有效地處理并緩解嚴重事故的后果。

“華龍一號”的經濟目標以及運行性能符合URD與EUR的要求,如電站可利用率、設計壽期和換料周期等。一體化堆頂結構以及破前泄漏等先進技術的應用降低了建造和維護所需的成本和周期。

2 技術特征

“華龍一號”的研發堅持自主創新路線,具備獨立的自主知識產權,其設計中采用了大量先進設計特征。

表1列出了 “華龍一號”的總體技術參數,以下將主要從反應堆和燃料、反應堆冷卻劑系統(RCS)、專設安全設施、嚴重事故預防和緩解措施、廠房構筑物等方面對 “華龍一號”的主要技術特征進行介紹。

表1 “華龍一號”總體參數Table 1 General parameters of HPR1000

2.1 堆芯與燃料

“華龍一號”的反應堆堆芯采用自主研發的先進燃料組件,數量增加到177組,在提高堆芯額定功率的同時降低平均線功率密度,既提高了核電站的發電能力,又增加了核電運行的安全裕量;同時采用CF3型先進燃料組件,換料周期可達18個月,提高了核電站的可利用率:堆芯額定熱功率為3 050 MW,平均線功率密度為173.8 W·c m－1。每一個燃料組件由264個燃料元件組成,放置于17×17的支撐格架中。

2.2 反應堆冷卻劑系統

“華龍一號”的反應堆冷卻劑系統采用成熟的三環路設計,每個環路包含一個蒸汽發生器和一個反應堆冷卻劑泵。“華龍一號”增大的壓力容器、蒸汽發生器以及穩壓器可以更好地適應更高的功率,同時更好地容納運行瞬態,降低非計劃停堆的可能性。蒸汽發生器二次側容積的增加也能夠在蒸汽發生器傳熱管破裂事故時延長二次側滿溢的時間,還可以在給水完全喪失的情況下延長蒸汽發生器的干涸時間。

通過控制材料中的有害元素、降低母材與焊材的初始無延性轉變溫度等技術手段,“華龍一號”的壓力容器的壽命能夠達到60年。壓力容器的內表面為可以防止被腐蝕的不銹鋼堆焊層。其主要部件采用整體鍛造,以減少焊縫數量。

“華龍一號”的蒸汽發生器為ZH-65型立式、倒U型管式蒸汽發生器。其傳熱管采用抗腐蝕且性能優良的因科鎳690合金制造,由管板支撐,管孔呈三葉狀排列。蒸汽發生器一次側與冷卻劑接觸的部分由抗腐蝕的合金制造而成,或用奧氏體不銹鋼或者因科鎳堆焊覆蓋其表面。

2.3 專設安全設施與嚴重事故預防與緩解措施

“華龍一號”專設安全設施由冗余系列組成以滿足單一故障準則。其中安注系統由中壓安注和低壓安注兩個能動子系統與一個非能動的安注箱注入子系統組成。內置換料水箱為安注水源,其設置在安全殼內,增強了對外部事件的防護,并且避免了在長期注入階段的水源切換。輔助給水系統用于正常給水喪失后為蒸汽發生器二次側提供應急補水。輔助給水泵由2×50%電動泵以及2×50%汽動泵組成,泵的多樣性提高了系統的可靠性。

安全殼噴淋系統能夠通過噴淋冷凝釋放到安全殼內的熱的蒸汽,將安全殼的溫度和壓力控制在設計限值內,保持安全殼的完整性。

“華龍一號”具備完善的嚴重事故預防和緩解措施,設置了包含幾大非能動系統在內的多種措施來對抗嚴重事故威脅。

堆腔注水冷卻系統通過壓力容器外表面與保溫層之間的流道注水來實現對PRV下封頭外表面的冷卻,從而保證壓力容器的完整性并實現堆芯熔融物的堆內滯留。堆腔注水冷卻系統由能動與非能動兩個子系統組成。其中非能動子系統主要借助位于安全殼內的高位水箱,在發生嚴重事故并且能動系統失效時,依靠重力,將水注入,從而冷卻壓力容器的下封頭。

二次側非能動余熱導出系統可以在全廠斷電并且汽動輔助給水泵失效時投入運行,通過非能動的自然循環的方式為蒸汽發生器提供補水。

非能動安全殼熱量導出系統用于確保在設計擴展工況下安全殼溫度和壓力不會超過設計限值,從而確保安全殼的完整性。安全殼內的高溫蒸汽與氣體的熱量被安裝在安全殼上部內表面的熱交換器管內的冷卻水帶走,并將熱量傳遞到安全殼外的換熱水箱內。安全殼內與換熱水箱內水的溫差以及換熱水箱與熱交換器的高差是建立自然循環導出熱量的驅動力。水箱的容量滿足嚴重事故后72 h內熱量導出的需求。

2.4 廠房布置

“華龍一號”采用單堆布置,廠房由核島、常規島以及電廠配套設施三部分組成。其中,核島由反應堆廠房、燃料廠房、電氣廠房與安全廠房以及幾個外圍的其他廠房構成 (見圖2)。核島廠房采用水平和豎直方向均為0.3g的地面峰值加速度作為抗震輸入。“華龍一號”通過雙層安全殼以及燃料廠房、電氣廠房的混凝土屏蔽墻以及安全廠房的實際隔離實現對商用大飛機的撞擊的防護。通過合理布置,“華龍一號”降低了外部和內部事件引起的火災和爆炸的后果和頻率。電廠布置方案將放射性與非放射性設備進行了隔離分區,并對這些區域的進出人員提供不同的通道。布置方案還提高了設備檢查、維護和更換的便利和效率,以盡可能降低職業照射劑量。

圖2 “華龍一號”核島廠房[5]Fig.2 Nuclear island building of HPR1000

3 試驗驗證

作為漸進式設計的先進壓水堆,“華龍一號”是基于成熟技術的。其大部分先進設計特征并非首次應用,而是基于之前核電廠的設計經驗,已經在國內、國外核電項目中得到了應用和驗證。

而對首次采用的先進設計特征,則通過一系列的驗證性試驗,證明了其具備良好的性能并且不會對安全帶來負面影響。這些試驗活動歷時多年,包括堆腔注水冷卻系統 (CIS)驗證試驗、二次側非能動余熱導出系統 (PRS)驗證試驗、非能動安全殼熱量排出系統 (PCS)驗證試驗、反應堆整體水力模擬試驗、反應堆旁漏流試驗、反應堆下空腔交混試驗、控制棒驅動線(CRDL)抗震試驗、流致振動試驗、蒸汽發生器驗證試驗等 (見圖3至圖5)。所有這些關鍵試驗已經于2013年11月前全部完成,確保 “華龍一號”的整體可靠性。

圖3 PRS系統試驗裝置[5]Fig.3 PRStest facility

圖4 PCS系統綜合性能試驗裝置[5]Fig.4 PCSintegrated perfor mance test facility

圖5 堆內構件流致振動試驗裝置[5]Fig.5 Inter nals flow induced vibration test facility

4 結束語

“華龍一號”作為完全自主知識產權的中國三代核電堆型,滿足國際先進壓水堆核電站用戶要求,以及最新的國際與國內的核安全法規標準,考慮了福島核事故后的經驗反饋。“華龍一號”采用了大量的先進設計特征,包括177燃料組件、能動與非能動結合的安全設計理念、強化的外部事件防御能力、改進的應急響應能力等等。“華龍一號”利用大規模的試驗設施,開展了一系列驗證試驗,證明了新設計能夠實現設計目標與功能,并且不會對核電站安全造成任何負面影響。“華龍一號”采取了大量有效措施解決了福島事故后引起關注的安全問題。

與目前國內現有大多數壓水堆核電站相比,“華龍一號”的兩個重要概率安全評價指標CDF與LRF降低了將近兩個數量級,滿足國內外對于新建核電站的安全目標的要求。其多樣性的安全設施具有實質性的創新,顯著提高了各種條件下所需安全功能的可靠性。

“華龍一號”還充分利用了國內二代改進型機組批量化建設過程中形成的設計、設備制造、施工和運行管理等產業鏈資源,從而較大幅度地降低研發建設成本。其上網電價與沿海省份標桿電價相比有一定競爭力,其單位千瓦造價低于目前國內和國際在建的第三代核電機組,使其與國內外其他三代核電廠相比具有很好的經濟性和市場競爭力。

“華龍一號”國內、外首堆工程已經分別于2015年的5月和8月開工建設。可以預見,“華龍一號”未來的批量建設以及大量出口不僅能夠使我國核電中長期發展規劃目標得以實現,還可以滿足巴黎協定通過后世界各國對于清潔能源的需求。

[1]Goldberg S M,Rosner R．Nuclear reactors:generation to generation[J]．Ca mbridge:American Acade my of Arts and Sciences,2011．

[2]歐洲組織．輕水堆核電站歐洲用戶要求 [R]．2011．

[3]吳宇翔,宋代勇,趙光輝．福島事故后核電法規標準發展趨勢 [J]．核科學工程,2013,33(3):329-336．

[4]中國國家核安全局．核動力廠設計安全規定 [S],2016．

[5]邢繼．“華龍一號”:能動與非能動相結合的先進壓水堆核電廠 [M]．北京:中國原子能出版社,2016．