CPR1000與AP1000安全系統的差異性比較和分析

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在發生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重要的作用。美國西屋公司設計的第三代壓水堆型AP1000中，其非能動堆芯冷卻系統主要由非能動余熱排出系統和非能動安全注入系統組成，在脫離了泵、風機等高安全級別的能動安全設備以及冗余的安全交流電源和通風、空調等能動支持系統的設計后，僅利用非能動系統部件的自然規律等實現安全功能。在設計基準事故下，在事故后72小時內不需要操作員干預或無交流電源的情況下，非能動系統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中的高壓安注、低壓安注分系統都設置了獨立系列，由兩列交流應急配電系統供電。中壓安注系統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計建造和運行經驗，有著豐富的運行經驗，通過漸進式地模式改進安全設計，提高安全性和可靠性。

1　CPR1000安全注入系統概述

1.1　系統組成

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

高壓安注子系統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泵、相應管道、閥門和儀表組成。

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

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

圖1　高壓和低壓安注子系統

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

中壓安注子系統為非能動安注子系統，當一回路失去冷卻劑，且其壓力降至4.2MPa.a時，它能在最短的時間內把含硼量為2300ppm的硼酸水注入到反應堆內，淹沒堆芯，防止堆芯燃料元件熔化和反應堆重返臨界。

1.2　系統主要功能

CPR1000機組中安全注入系統具有以下幾種主要功能：

當反應堆冷卻劑系統發生失水事故或當主蒸汽系統發生管道破裂事故時，安注系統完成堆芯應急冷卻功能；

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

在失水事故后的再循環注入階段，該系統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　系統運行

安注系統啟動后，首先進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。當一回路壓力低于4.2MPa.a時，中壓安注系統投入，當一回路壓力繼續下降至更低時，低壓安注流量開始注入一回路。

當換料水箱水位低3出現且此時安注信號仍然存在時，進入安注再循環階段，低壓安注泵轉為從安全殼地坑吸水。

安注7h后若仍需安注，則轉為冷熱、端同時注入，此舉是為了保證在任何情況下導出剩余衰變熱，并使堆芯維持在欠飽和狀態，而與破口的位置無關。在安注進行24h以后，若依然需要安注，則建立長期再循環，目的在于考慮系統可能發生非能動故障，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概述

2.1　系統組成

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

圖2　AP1000非能動堆芯冷卻子系統

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的管道、閥門和儀表。

2.2　系統功能及運行

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

非能動堆芯冷卻系統包含一臺100%容量的非能動余熱排出熱交換器。當蒸汽發生器喪失給水時，通過打開并列的應急開啟式氣動閥門中的一個，利用溫差形成的密度差實現流道內的自然循環，將堆芯余熱導出。

圖3　AP1000安全殼冷卻

此時安全殼內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，放出熱量凝結后靠重力回流回換料水箱。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出。另一方面，還可以通過利用設在安全殼頂部的兩個安全殼冷卻系統的重力排水箱排水對鋼制安全殼進行冷卻。此動作是通過開啟三個平衡閥中的一個得以實現，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，通過非能動余熱導出熱交換器和非能動安全殼冷卻系統的配合，就可以不斷地導出堆芯衰變熱，如右圖 3[3]。

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

當發生LOCA事故時，通過開啟注射閥啟動兩個堆芯補水箱的安注，當兩個并聯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便可以將硼酸水打入堆芯；

圖4　非能動堆芯冷卻系統簡圖

當壓力進一步下降至低于安注箱內氮氣壓力時，兩個安注箱可以在氮氣壓力下經過逆止閥在數分鐘內提供很高的安注流量。

通過自動減壓子系統對堆芯冷卻系統降壓，主系統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。當換料水箱水位下降到再循環定值時，再循環爆破閥自動打開，進入再循環階段。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火管閥門來實現的，同時使用上述兩種方法提高可靠性的同時滿足了系統對于多樣性的要求。

對于例如主系統雙端剪切斷裂的大LOCA，安注箱在第一時間將硼水打入主系統，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，最后由地坑水實現長期冷卻再循環。

3　小結

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

而作為“二代加”冗余設計理念下的CPR1000型核電站，其本身技術已經達到國際同類型在役核電站的先進水平，滿足新法規、導則的要求。同時，其國際上約1000堆年安全運行經驗所呈現出的成熟性、穩定性，以及在實現自主化、國產化的情況下，建造成本的降低等等也構成了其有利的競爭優勢。

【參考文獻】

［1］李軍,孫登科.安全注入系統手冊，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，國外核新聞 ，2005,9：14-20.

［3］劉飛,姜興偉.AP1000與M310機組安全殼系統差異性分析，中國核科學技術進展報告,2011,10,第二卷：28-32.