AP1000非能動三代核電技術及工程進展①

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(山東核電有限公司，山東　煙臺　265100)

從20世紀80年代中期以來，國際核能界廣泛展開了第三代核電技術的研發，取得了多種具有工程實用價值的成果，如先進沸水堆(ABWR)、AP600/1000、歐洲壓水堆(EPR)等[1]。AP1000是由美國西屋公司在傳統成熟的壓水堆核電技術的基礎上，總結吸收全球12 000堆·年核電運行經驗及三哩島、切爾諾貝利核事故教訓，開發的先進三代壓水堆。AP1000標準設計在2004年9月通過了安全審評，取得了NRC頒發的最終設計批準書，并在完成公眾聽證流程后，于2005年12月30日獲得了NRC頒發的設計證書。

目前，依托項目三門和海陽核電站的1號機組已完成了裝料前的所有調試工作，具備裝料條件，兩個項目2號機組也已經基本完成建安工作，正在進行裝料前預運行試驗。AP1000技術引進工作基本完成，通過消化吸收完成了CAP1000標準設計，開發了具有自主知識產權的CAP1400非能動核電技術。

1　AP1000主要技術特點

AP1000主要技術特點包括采用非能動安全系統、簡化設計、采用成熟的技術和模塊化施工等。AP1000的堆芯熔化概率(CDF)和大量放射性物質的釋放概率(LRF)分別是5.07×10-7/堆·年和5.94×10-8/堆·年，遠高于美國《先進輕水堆用戶要求文件》(URD)和我國核安全標準的要求。

1.1　非能動安全系統

AP1000技術的一個重要特征是采用了非能動安全系統，即安全系統的設計采用重力、自然循環等自然力和蓄能驅動流體流動，在異?；蚴鹿使r下，帶走堆芯余熱和安全殼的熱量，不需要泵、風機或柴油機等能動部件；可以在沒有交流電源、設冷水、廠用水以及HVAC(供暖、通風與空調)等安全支持系統的條件下，保持電廠的安全[2-3]。

AP1000非能動堆芯冷卻系統(PXS)如圖1所示，包括非能動安全注射子系統、非能動余熱排出子系統(非能動余熱排出熱交換器，PRHR HX)、自動卸壓子系統和安全殼內pH控制子系統。非能動安全注入子系統包括高壓注入(堆芯補水箱，CMT)、中壓注入(安注箱，ACC)、低壓注入(安全殼內置換料水箱，IRWST)和堆芯長期冷卻(IRWST的地坑和再循環)。自動卸壓子系統(ADS)的主要功能是在設計基準事故下對反應堆冷卻劑系統自動降壓，以確保安全注入和防止高壓熔堆，1～3級卸壓是為ACC注入(以及RNS運行)提供前期卸壓，第4級卸壓是為IRWST注入提供末期卸壓。在設計基準事故工況下，非能動堆芯冷卻系統能夠建立并維持堆芯冷卻和安全殼完整性，在72 h內不需要操作員介入；在完全喪失冷卻劑的嚴重事故工況下，能夠快速給反應堆壓力容器充水，重新淹沒堆芯并持續導出堆芯余熱。

為了驗證非能動系統的設計功能，在裝料前預運行試驗中安排了26項系統試驗，通過冷態試驗，驗證了流道阻力、回流能力、PCS疏水能力和安全殼水膜覆蓋率，熱態功能試驗驗證了PRHR余熱導出能力、CMT和ADS排放能力。

作為示例，圖2和圖3給出了海陽核電站1號機組PRHR強制循環和自然循環試驗和計算結果對比。從圖2和圖3可以看出，采用LOFTRAN程序對PRHR強迫循環和自然循環試驗進行了模擬且保持PRHR的入口流量和入口溫度與試驗測量結果基本保持一致，試驗測量的PRHR換熱量始終高于程序計算的值，表明PRHR換熱能力滿足設計要求。

圖2　PRHR強制循環換熱量Fig.2　PRHR heat transfer by forced circulating

圖3　PRHR自然循環換熱量Fig.3　PRHR heat transfer by natural circulating

非能動安全殼冷卻系統(PCS)，利用安裝在廠房頂部儲水箱中的水依靠重力流下并噴向安全殼外表面，將設計基準事故下蒸汽在安全殼內表面冷凝釋放的熱量移除。設計基準事故72 h內，PCS利用非能動方式排出安全殼內熱量，不需要任何補給或操縱員干預。設計基準事故發生72 h后，可通過能動的再循環管路或移動泵向安全殼冷卻水箱提供冷卻水。圖4為海陽核電站1號機組PCS系統落水試驗流量與安全分析數據及預測值的對比，從圖中可以看出，試驗滿足驗收準則，確認了安全分析的保守性。

圖4　非能動安全殼冷卻系統(PCS)落水試驗流量Fig.4　The discharge flow of passive containment cooling system (PCS)

1.2　簡化的設計

非能動理念使專設安全系統簡化，安全支持系統以及安全級設備和抗震廠房減少，1E級應急柴油機系統和很多能動設備被取消，大宗材料需求明顯降低。AP1000專設安全系統及其設備數量與傳統壓水堆核電廠相比減少的幅度很大，閥門、管道、電纜、泵、抗震廠房分別減少了約50%、80%、70%、35%和45%[1]。

1.3　采用成熟的技術

AP1000的核心系統和設備，包括反應堆冷卻劑系統、堆芯、反應堆壓力容器、蒸汽發生器、穩壓器等，均采用相對成熟的技術。

反應堆冷卻劑系統：采用與第二代核電站“系統80”相同的二環路系統。反應堆冷卻劑系統有兩個分別帶有一個熱管段和兩個冷管段的回路、一臺蒸汽發生器以及與之直接連接的兩臺反應堆冷卻劑泵，取消了原先泵與蒸汽發生器之間連接的一回路管道。反應堆冷卻劑系統的支承結構得到簡化，可減少在役檢查工作量并提高設備的可維修性。

反應堆壓力容器、堆芯和燃料：AP1000的堆芯、反應堆壓力容器和堆內構件都類似于西屋公司的常規壓水堆設計，與正在運行的比利時Doel 4和Tihange3核電廠基本相同。AP1000堆芯采用了西屋的ROBUST燃料組件設計，堆芯由157組17×17矩陣排列的燃料組件構成，燃料采用ZIRLO格架、可拆式上管座和更深燃耗等。

蒸汽發生器：采用△125型蒸汽發生器，它是在已有成熟運行經驗△75型蒸汽發生器基礎上的改進，與ANO核電站的蒸汽發生器的功率相近。

穩壓器：與第二代核電站的相同，但增大了容積，AP1000穩壓器容積為59.4 m3，增加了瞬態運行余量，減少非計劃停堆次數，使電廠能夠更加可靠的運行。

AP1000采用的屏蔽電機主泵和爆破閥是首次應用于壓水堆核電站，但也都屬于成熟技術或者經過了嚴格的測試和論證。

(1)主泵

AP1000采用的屏蔽電機主泵，為變頻驅動的立式、單級、全密封、高轉動慣量、鼠籠式異步電機離心泵，具有技術含量高、機構復雜、制造難度大等特點。該泵取消了軸封設計，不會因為喪失軸封冷卻而出現一回路破口。

AP1000屏蔽電機主泵由美國EMD負責設計、制造和試驗。EMD作為在屏蔽主泵領域美國軍方唯一的供貨方，自1952年世界上第一臺核動力潛艇鸚鵡螺號的屏蔽泵開始，持續為美國海軍提供屏蔽泵，共計供應約1 500臺屏蔽電機泵。

AP1000主泵在設計制造完成后，在工廠執行了20項工程和耐久試驗項目，包括冷態性能試驗、熱態性能試驗、壓力脈動試驗、汽蝕試驗、正轉空載推力試驗、反轉空載推力試驗、反轉帶載推力試驗、正轉可運行試驗、反轉工況下正向啟動試驗、電氣平衡試驗、熱態絕緣電阻試驗、滑差試驗、降電壓懸停試驗、空載飽和試驗、循環試驗(50個循環，含500次啟停)、運行試驗(累計運行500 h)、失電試驗、失水試驗和惰轉試驗，這些試驗項目覆蓋電廠壽期內各瞬態要求，運行時間已充分考慮主泵失效誘因。在獲得水力性能的基礎上，考核了水力部件、汽蝕性能、軸承載荷、電機絕緣、瞬態性能和惰轉性能等。試驗完成后，進行了整泵拆檢(包括軸承磨損量)，拆檢結果(包括軸承磨損量)滿足設計要求。

調試期間，三門、海陽核電站1號機組分別根據裝料前主泵的冷態和熱態功能試驗程序進行了主泵的相關試驗，主要試驗項目及目的如表1所示。

表1　調試期間主泵試驗Table 1　RCP tests during commissioning stage

裝料前預運行試驗期間，三門、海陽核電站1號機組8臺主泵已累計完成184次啟停、19 392 h運行，單機最長連續運行時間528 h，期間主泵各參數正常，運行穩定。主泵在各溫度平臺下的電流、功率、定子溫度等電機特性滿足設計要求，主泵壓降和流量正常，主泵惰轉流量滿足設計要求。

(2)爆破閥

AP1000核電廠中使用了12臺爆破閥，分別用于自動降壓系統的第4級自動降壓子系統(DN350，每個環路2臺，共4臺)、低壓注射回路(DN200，4臺)和安全殼再循環回路(DN200，4臺)。

爆破閥主要由藥筒驅動裝置、拉緊螺栓、活塞、剪切蓋、閥體、閥蓋等幾部分組成，如圖5所示。爆破閥在電廠正常運行期間，保證零泄漏。在發生事故需要打開爆破閥時，點火器接受到規定的點火指令信號后起爆，引爆藥筒內推進劑(火藥)產生高溫高壓氣體，將拉緊螺栓拉斷，驅動活塞加速向下運動，至行程末階段沖擊剪斷流道處密閉的剪切蓋，且剩余能量由緩沖組件吸收，從而驅動閥門至全開位置，提供介質流道。

爆破閥充分借鑒和沿用了以往沸水堆、航天、軍工等領域的應用經驗及可靠性數據，進行了系統性的樣機設計、制造和試驗驗證，且依照ASME、IEEE、RG等有關規范標準規定進行了完整的設備鑒定，確保其具備履行預期安全有關功能的能力。同時，設計中充分考慮了防誤動措施，其誤動概率極低，且即使誤動，工況也可被安全分析所包絡。

核電廠運行后，將按照ASME OM的規定，在每次換料停堆期間，抽檢至少25%藥筒驅動裝置進行點火試驗，同時檢測點火回路的電氣連續性。

1.4　模塊化建造技術

AP1000壓水堆核電站每臺機組有191個模塊，包括123個結構模塊、68個機械模塊，AP1000將模塊的規模和數量做到了最大化，實現了從“模塊”到“模塊化”質的飛躍，從而使得模塊化建造成為AP1000三代壓水堆核電站采用的一種全新的建造理念。

如圖6所示，模塊化建造技術從根本上改變了傳統的建造模式，由過去分散的勞動密集型逐步轉向為工廠化的集約型建造模式。它對傳統施工理念進行優化，大量引入平行作業，依靠先進的設計、制造和建造技術，將土建、安裝、調試等工序進行深度交叉，為核電建設項目進一步縮短工期、降低造價、提升質量和安全文明施工均提供了可能。

圖6　模塊化建造的實施過程Fig.6　The implementation of modular construction

2　依托項目進展

2.1　總體進展

依托項目三門核電站、海陽核電站1號機組共計91個里程碑節點，截至目前，累計完成81個，土建安裝完成，冷態水壓試驗、熱態功能試驗全面完成，裝料前國家核安全局綜合核安全檢查整改項已落實。三門核電站、海陽核電站1號機組已具備裝料條件。

2.2　組織管理

AP1000依托項目NI合同由國家核電技術公司和三門核電有限公司、山東核電有限公司兩個業主共同作為聯合采購方對外簽署，技術轉讓合同由國家核電技術公司代表國家作為受讓方對外簽署。EPC合同由國家核電技術公司授權國核工程有限公司與兩個業主分別簽訂[4]。AP1000依托項目開創了國際能源、技術合作的典范，中方和外方在同一個組織架構下密切合作，為項目成功提供了組織保障(見圖7)。

圖7　AP1000依托項目合同關系Fig.7　Contractual relations of AP1000 self-reliance program supporting project

2.3　調試

AP1000依托項目成立了由業主、西屋公司、國核工程有限公司和常規島調試支持單位等共同組成的聯合調試隊，負責機組核島、CI/BOP調試工作。目前，三門和海陽核電站1號機組已完成所有裝料前預運行試驗階段(包括冷態功能試驗階段和熱態功能試驗階段)的328項試驗項目并發布試驗報告，試驗結果表明系統/設備性能滿足設計要求。

冷態功能試驗階段的主要試驗項目包括一回路水壓試驗、SG二次側水壓試驗、安全殼泄漏率試驗、核島系統流道試驗、核島系統預運行試驗、汽輪機系統預運行試驗、500 kV倒送電試驗和PMS系統預運行試驗等，共297份試驗程序，試驗成功驗證了系統/設備在環境溫度、冷態水壓試驗下的性能滿足設計要求。

熱態功能試驗階段的主要試驗項目包括汽輪機非核蒸汽沖轉試驗、RCS/RNS振動和熱態效應試驗、熱膨脹試驗、裝料前主泵冷態和熱態功能試驗、PRHR HX導熱性能試驗、核島系統熱態功能試驗、PMS裝料前RT和ESF響應時間回歸測試等，共33份試驗程序，驗證了系統/設備在各溫度、壓力平臺下的性能滿足設計要求。

在裝料前預運行試驗過程中，發現并成功解決了設計時未能預見的技術問題，如ADS-4級管道振動大問題、CA31中子屏蔽塊泄漏問題等。

國家核安全局對兩個項目1號機組的調試工作進行了嚴格的過程監管，在裝料前預運行試驗完成后，組織開展了裝料前安全大檢查，召開在環境保護部專家委員會會議，審評確認兩個依托項目1號機組已經具備裝料條件。

隨著兩個項目調試工作開展，形成了一套完善的調試文件體系和結果數據的分析方法，為后續機組調試工作的順利開展打下了堅實的基礎。

3　結論

依托項目建設成功解決了建造過程中遇到的各種技術問題，完成了4臺機組的土建安裝工作，兩個1號機組裝料前預運行試驗已經全部完成，完全具備裝料條件。非能動技術和模塊化施工得到工程驗證，非能動專設安全系統的設計通過依托項目調試工作得以驗證。

作為AP1000技術消化吸收的成果，CAP1000標準設計已經基本完成，CAP1000后續項目已經具備批量化建造的條件，而CAP1400作為自有知識產權的再創新技術，其示范工程已經具備開工條件。

下一步要全面總結、反饋AP1000依托項目工程實施過程中的經驗，進一步開發開頂法施工和模塊化建設的優勢，推行標準化設計和主要設備的國產化，不斷完善建安、調試管理體系，進一步縮短AP系列機組建造周期和降低工程造價，以進一步提升AP系列機組的競爭力。