“華龍一號”反應堆及一回路系統設計優化改進

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(中國核動力研究設計院核反應堆系統設計技術重點實驗室，四川 成都 610041)

“華龍一號”(HPR1000)是中國核工業集團有限公司(簡稱“中核集團”)和中國廣核集團有限公司(簡稱“中廣核集團”)基于30余年的核電研發、設計、建造、調試、運行、管理等多領域的探索和經驗，歷經10余年研發成功的具有我國自主知識產權的“三代”大型商用壓水堆核電機型。“華龍一號”機型以177組堆芯、雙層安全殼、能動與非能動相結合為典型技術特征[1]，滿足我國最新核安全法規要求，滿足國際三代核電技術的總體性能指標要求。

2015年5月7日，“華龍一號”國內首堆示范工程中核集團福清核電廠5號機組開工建造，標志著“華龍一號”自主化核電機型從研發和設計階段進入了工程建造階段。2015年8月20日，“華龍一號”海外首堆示范工程巴基斯坦卡拉奇核電廠2號機組開工建造，標志著“華龍一號”從國內市場走向了海外市場，極大支持了核電“走出去”國家戰略。新型核電機型在國內和國外同年開工建造，這在我國核電歷史上乃至世界核電發展史上尚屬首次，極大彰顯了我國核工業人的技術自信和管理自信。隨著“華龍一號”國內外首堆示范機組成功建成，標志著我國的大型商用核電設計技術已經由原有的多年“跟跑”達到了與國際三代核電設計技術的“并跑”，并為今后的“領跑”奠定了扎實的基礎。

任何技術的發展如逆水行舟，不進則退。核工業作為高科技技術產業，更應保持持續的創新發展能力，只有這樣產品才有長期的市場生命力。“華龍一號”作為我國首個擁有自主知識產權的三代大型商用壓水堆核電機型，盡管已經達到了國際先進水平，實現了與國際三代壓水堆核電機型(如法國EPR、美國AP1000、俄羅斯VVER1200、韓國APR1400等)同臺競技能力，但仍有優化提升空間。隨著“華龍一號”國內外首堆示范工程的建造成功，為了進一步提升我國核電設計技術的競爭力，必須在現有“華龍一號”設計技術方案的基礎上，持續開展設計優化，從而提升和延續“華龍一號”市場生命力。

2015年5月，根據國家能源局的要求，中核集團和中廣核集團再次啟動“華龍一號”技術融合工作。歷經2年多時間，于2017年7月形成了“華龍一號”技術融合方案[2]，并作為后續“華龍一號”建造的基準技術路線。同時，中國核動力研究設計院作為反應堆及一回路系統設計責任方，在“華龍一號” 技術融合方案的基礎上，提出了多項設計改進優化，進一步提升了“華龍一號”的安全性、經濟性、先進性和成熟性。2019年10月，采用“華龍一號”融合技術方案的福建漳州核電廠1號機組正式開工建造。

本文就福建漳州核電廠1號、2號機組(簡稱“漳州項目”)“華龍一號”反應堆及一回路系統和相關系統的設計優化方案進行分析論證，給出漳州項目技術方案與福清核電廠5號、6號機組(簡稱“首堆示范工程”)技術方案的差異，供相關各方人員參考，并提出后續持續優化的方向和技術路線，為后續持續優化提供建議。

1 設計優化來源和基本思路

設計優化的來源主要基于三個方面，一是國內外核安全法規標準升級要求；二是技術水平提升優化，三是首堆示范工程的經驗反饋以及同類機型的經驗反饋優化。

核安全法規標準升級是一項長期工作，法規標準的升級是為了更好地規范包括設計在內的各項工作。2017年9月，我國頒布了首部《中華人民共和國核安全法》：2016年10月，我國國家核安全局發布了HAF102《核動力廠設計安全規定》;2019年4月,國家核安全局發布了《 “華龍一號”融合方案核電項目核安全審評原則》[3]，這些文件以及其它升版或新編的法規、導則、標準的陸續發布，對“華龍一號”設計方案優化有強制性指導意義。另外，國際上包括國際原子能機構(IAEA)在內的有關核組織以及核電強國的標準升級，如IAEA SSG-30《核電廠構筑物、系統和部件的安全分級》[4]的采用，也對“華龍一號”設計優化有借鑒參考價值。同時，監管部門的審評要求也應在設計方案中予以落實。

自2015年 “華龍一號” 國內外首堆示范機組開工建造以來，隨著相關科研項目的順利結題，以及審評、設計、設備制造、現場施工、安裝、調試、運行等各項工作的深入開展，經驗反饋項逐漸出現，必須全部落實在“華龍一號”設計優化方案中。同時，隨著國內世界首個AP1000核電機型和EPR三代核電機型建成投產，作為同類三代壓水堆核電機型，其經驗反饋對“華龍一號”設計方案優化有借鑒和參考意義。另外，國內外二代壓水堆核電運行機組的運行經驗反饋，也有良好的借鑒意義。

設計水平提升來自于設計理念創新和科研成果。“華龍一號”首堆示范工程建造的同時，核電從業者并未停止對核安全理念的思考，核電技術研發并未停步，科研成果不斷涌現，新產品經過鑒定和驗證具備工程使用條件。同時，設計方案創新與優化也在持續進行。這些將全部經過論證評價后體現在漳州項目設計方案中。

來自于并不局限于上述三個方面的設計優化，任何一項設計優化必須認真梳理設計優化的影響范圍和影響項，針對每一影響項，應開展設計影響評價，并形成閉環管理。任何一項設計優化必須以確保安全性的前提下在漳州“華龍一號”設計方案予以實施。設計優化目標是在安全性、先進性、成熟性和經濟性四個方面得到全面提升，但是，這四個方案又存在相互依賴和制約。因此，優化工作本著“確保安全性、兼顧成熟性、提升經濟性、強化先進性”的指導原則，在四個方面開展平衡設計，形成了“華龍一號”漳州項目設計方案[4]。

2 反應堆堆芯設計優化

“華龍一號”首堆示范工程反應堆采用177組12英尺燃料組件，堆芯熱功率3050 MW[5]。漳州項目“華龍一號”改進方案仍然采用177組12英尺燃料組件，以反應堆功率提升為主要目標，同時對堆芯設計方案進行了優化。兩種設計方案反應堆主參數見表1。

表1 “華龍一號” 改進方案與首堆方案反應堆主參數對比Table 1 Comparison of reactor main parametersbetween improved and demostration HPR1000

3 運行模式的功能要求

“華龍一號”漳州項目反應堆設計方案實施了以下優化改進：

(1)反應堆堆芯熱功率提升

“華龍一號” 漳州項目反應堆堆芯熱功率由原來首堆示范工程方案的3050 MW提升至3180 MW，提升了4.26%，使得機組額定電功率由原來的1161 MW提升至1212 MW，提高了機組經濟性。堆芯平均線功率密度由173.8 W/cm提升至181.2 W/cm，仍然低于二代加M310機型的186 W/cm，從而使得堆芯仍具有15%熱工裕量。同時，配合反應堆功率提升，反應堆流量提高了2.89%(熱工設計流量)，使得反應堆壓力容器出口溫度不超過330 ℃，保證偏離泡核沸騰比(DNBR)仍能滿足安全準則要求。增加8組控制棒組件，增大了停堆裕量。提高焓升因子FΔH和熱點因子FQ，有利于堆芯功率分布設計。通過這些措施，不僅使得反應堆堆芯熱功率提升后仍滿足相關安全準則要求，并為燃料管理策略改進奠定了基礎。

(2)首循環采用Gd2O3可燃毒物

“華龍一號” 首堆示范工程首循環采用硼硅玻璃管作為可燃毒物，后續循環采用Gd2O3可燃毒物。硼硅玻璃管的使用不利于放射性固體廢物最小化。在 “華龍一號” 漳州項目反應堆設計過程中，結合反應堆功率提升設計方案，在首循環和后續循環直接采用一體化載釓燃料棒作為可燃毒物[4]，解決了硼硅玻璃管對放射性固體廢物最小化的影響問題，同時也解決了硼硅玻璃管進口受限問題。

(3)燃料管理策略改進

“華龍一號”首堆示范工程首循環堆芯燃料組件分三區裝載，對應三種富集度分別為1.8%、2.4%、3.1%，首循環循環長度336EFPD(有限滿功率天)。從第二循環開始，采用低泄漏裝載方式，每次裝入68個新燃料組件，同時卸出68個燃耗較深或者富集度較低的燃料組件。第二循環裝入3.9%富集度的新燃料組件。從第三循環開始，裝入 4.45%富集度的新燃料組件，到第五循環達到平衡循環，循環長度達到475EFPD。

為了進一步提升機組經濟性，“華龍一號” 漳州項目反應堆設計在反應堆功率提升、采用Gd2O3可燃毒物的基礎上，對反應堆堆芯燃料管理方案進行了設計優化[4]，首循環燃料堆芯燃料組件分四批裝載，四批燃料組件對應的富集度分別為1.8%、2.4%、3.1%和3.9%。從第二循環開始，每次裝入兩種不同富集度的新燃料組件(72組)，富集度分別為4.45%(48組)和4.95%(24組)。堆芯裝載采用低泄漏布置模式。平衡循環循環長度達到495EFPD。優化后的燃料管理方案使得首循環和平衡循環的循環長度得到延長，提高了機組可利用率。同時，通過燃料裝載策略優化，將60年壽期末反應堆壓力容器堆芯筒體內表面中子注量由首堆示范工程的3.352×1019n/cm2(E>1.0 MeV)降低至2.298×1019n/cm2(E>1.0 MeV)，提升了反應堆壓力容器的運行安全性，為今后機組延壽奠定了更加良好的基礎。

(4)刻棒技術方法改進

在核反應堆首循環及后續循環的裝換料、啟動和功率運行中需要進行反應堆堆芯的物理試驗，在零功率物理試驗階段的一項重要試驗內容是測量控制棒組的積分價值。“華龍一號”首堆示范工程采用硼刻棒法和棒刻棒法進行控制棒價值測量。在“華龍一號” 漳州項目中對刻棒技術進行改進，采用動態刻棒方法，基于逆動態方法測量控制棒價值，通過預先計算修正因子修正通量分布畸變和探測器位置的影響，既提高了棒價值的測量精度又可以縮短啟動物理試驗時間，同時減少了硼廢水產生量。該項技術已經在運行核電機組得到應用，結果表明技術是成熟可靠的。在漳州項目的使用不存在技術風險。

4 反應堆結構設計優化

反應堆結構包括反應堆壓力容器(含支承、保溫結構、輻照監督結構)、堆內構件、控制棒驅動機構、堆頂結構等設備。反應堆結構設計優化主要來自于三個方面，一是來自于經驗反饋，主要有反應堆壓力容器保溫結構屏蔽材料改進；二是適應反應堆功率提升的設計優化，主要有增加8組控制棒驅動機構、反應堆流量提升；三是來自于技術提升優化，包括采用耐高溫線圈的ML-B+型控制棒驅動機構、輻照監督探測器設置優化等。

(1)增加8組控制棒組件

“華龍一號”首堆示范工程采用61組控制棒組件，控制棒組件按功能分為兩類，即控制棒組和停堆棒組。控制棒組(36組)由功率補償棒(G1、G2、N1和N2)和溫度調節棒(R)構成。功率補償棒用于補償功率變化時所引入的反應性變化；溫度調節棒用于調節堆芯平均溫度，補償反應性的細微變化和控制軸向功率偏差。停堆棒組SA、SB、SC(25組)的功能是確保反應堆停堆所必需的負反應性。由于反應堆功率提升以及燃料管理策略優化等改進項的實施，為了保證停堆裕量滿足要求,“華龍一號” 漳州項目增加了8組控制棒組件，新增組件均歸類為停堆棒組(SD組)。計算結果表明，增加8組控制棒組件使得停堆裕量提升約1000 pcm，提升了機組安全性，確保了相關事故分析滿足安全準則要求。漳州項目“華龍一號”控制棒組件布置見圖1。

圖1 “華龍一號” 漳州項目控制棒組件布置圖Fig.1 The layout of control rod assemblies for Zhangzhou HPR1000 Project

增加8組控制棒組件，反應堆壓力容器、堆內構件、堆頂結構隨之進行了適應性改進。結合前期的相關試驗，分析評價表明，這些設備的改進滿足相關設計準則要求[4]。

(2)采用耐高溫線圈的ML-B+型控制棒驅動機構

“華龍一號”首堆示范工程采用自主研發的ML-B型控制棒驅動機構，該型控制棒驅動機構采用220級線圈，溫度指數為220 ℃，設計保守評價線圈使用時間約20年。中國核動力研究設計院和四川華都核設備有限公司聯合對線圈材料包括骨架材料、絕緣繞組線、浸漬漆、保護罩等方面進行改進，研發成功了440級耐高溫線圈，線圈絕緣結構運行溫度不高于405 ℃時的壽命可達60年，并提高了線圈的運行可靠性。同時完成了線圈的輻照試驗和熱老化試驗、與ML-B型控制棒驅動機構配合的熱態運行試驗。試驗結果表明，采用440級耐高溫線圈的ML-B型控制棒驅動機構(型號定為ML-B+)，能夠滿足 “華龍一號” 漳州項目總體設計要求，也極大提升了驅動機構線圈的使用壽命和運行可靠性，為取消堆頂通風奠定了基礎。

5 一回路系統及其設備設計優化

一回路系統及其設備設計優化主要包括反應堆功率提升、反應堆流量提升、穩壓器容積增大、蒸汽發生器(SG)結構設計改進、主泵換型、余熱排出系統設計改進等。一回路系統及其設備設計參數對比見表2。

表2 “華龍一號” 改進方案與首堆方案一回路系統參數對比Table 2 Comparison of primary system main parametersbetween the improved and demostration HPR1000

(1)反應堆功率和流量提升

“華龍一號” 漳州項目反應堆熱功率由3050 MW提升至3180 MW，一回路系統包括反應堆冷卻劑系統、余熱排出系統、化學與容積控制系統等，二回路系統包括主給水系統、主蒸汽系統、大氣排放系統、啟動給水系統、蒸汽發生器排污系統等都需要在系統容量和設備容量方面進行設計評價和提升。通過相關分析論證，對相關受影響的系統進行了相應的設計改進，滿足了相關設計準則要求。

反應堆功率提升引起反應堆冷卻劑流量相應提升，最佳估算流量從23 790 m3/h提升至24 680 m3/h，機械設計流量從24 740 m3/h提升至25 670 m3/h，需要對反應堆冷卻劑管道規格、反應堆冷卻泵揚程、堆內構件下腔室流量分配、堆內構件流致振動等方面進行評價分析。通過分析論證，反應堆冷卻劑流速、堆內構件下腔室流量分配、堆內構件流致振動均滿足相關準則要求。由于流量提升導致反應堆壓力容器、蒸汽發生器、反應堆冷卻劑管道流動阻力增大，導致反應堆冷卻泵揚程需求從95.5 m增大至101.4 m。

(2)穩壓器容積增大

穩壓器容積設計取決于機組從熱態零功率到熱態滿功率一回路水裝量的變化，以及機組運行過程中負荷波動引起的瞬態波動緩解能力。“華龍一號”首堆示范工程穩壓器容積從M310機組的40 m3提高到51 m3，穩壓器內汽水容積比為2∶3(100%FP)，滿足相關設計準則要求。 “華龍一號” 漳州項目由于反應堆功率提升，對穩壓器容積、安全閥排量、噴霧閥流量、電加熱元件功率等進行了分析論證。在現有穩壓器隔間不擴大的條件下，通過擴大穩壓器內徑提高穩壓器容積至53 m3，同時提高穩壓器內汽水容積比至4∶5(100%FP)，并提高穩壓器安全閥額定排量和噴霧閥流量，保證了 “華龍一號” 漳州項目二類和三類工況運行事故分析和超壓分析滿足準則要求，同時進一步緩解了機組負荷波動導致的瞬態波動，提高了機組的可運行性。

(3)蒸汽發生器結構設計改進

由于反應堆熱功率從3050 MW提升至3180 MW，核蒸汽供應系統(NSSS)從3060 MW提升至3190 MW，每臺蒸汽發生器額定熱負荷從1020 MW增大至1063.3 MW。通過對蒸汽發生器熱工水力計算分析，“華龍一號”首堆示范工程采用的ZH65蒸汽發生器仍能滿足總體要求，在不必增大傳熱面積的情況下，盡管蒸汽壓力下降了～1%。但由于蒸汽產量增加了4.2%，機組額定電功率從1161 MW提高至1212 MW，核電廠熱效率仍達到了38%。由于熱負荷增加導致給水流量相應增加，為了保證蒸汽發生器循環倍率大于3，將二次側下降通道寬度增大了20 mm，下部筒體內徑增加40 mm。

(4)反應堆冷卻劑泵換型

“華龍一號”首堆示范工程采用哈爾濱電機廠與奧地利Andritz公司聯合設計和制造的軸封型軸流式反應堆冷卻劑泵(主泵)。“華龍一號” 漳州項目采用了上海電氣上海凱士比泵閥有限公司(SEC-KSB)/德國KSB AG公司/德國Siemens公司聯合設計和制造的軸封型混流式主泵。盡管兩種主泵采用為軸封型密封形式，但是，由于兩型主泵設計技術路線差異，以及反應堆冷卻劑流量和揚程提升，導致主泵結構、樑模型、外形尺寸、水力特性、工藝接口、控制要求、電氣要求等多方面發生變化。同時，由于反應堆及反應堆冷卻劑系統總體設計要求基本固化，且廠房主泵隔間設計無法進行大的調整，必須充分協調主泵設計方案和系統設計方案的匹配性，在兩方面都滿足相關準則要求的前提下，才能實現主泵換型設計改進。通過3年多的設計溝通與交流，設計方案不斷優化，最終確定了主泵設計方案和系統設計方案，保證了漳州項目設備采購工作的順利開展，同時為“華龍一號”提供了更多的主泵選擇方案。

(5)余熱排出系統(RHR系統)設計優化

“華龍一號”首堆示范工程RHR系統設計方案見圖2。在反應堆冷卻劑系統溫度低于180 ℃和壓力低于2.8 MPa(a)RHR系統接入，使得反應堆冷卻劑溫度以可控速率降低到冷停堆溫度，確保反應堆處于安全狀態。RHR系統從反應堆冷卻劑系統2號環路熱段管嘴引出，在安全殼內匯合后出安全殼，分為兩列分別通過余熱排出泵增壓后匯合，又分為兩列分別通過余排冷卻器冷卻后再次匯合，進入安全殼內后分為兩列分別返回反應堆冷卻劑系統1號環路和3號環路冷段。

圖2 “華龍一號”首堆示范工程RHR流程圖Fig.2 Flowchart of the RHR system for the demostration HPR1000

“華龍一號” 漳州項目采用了IAEA SSG30《核電廠構筑物、系統和部件的安全分級》，根據新的分級準則要求，原RHR系統由于母管設置方式不滿足單一故障要求，因此提出了設計優化改進方案,見圖3。優化改進方案將RHR系統分為相對獨立的兩列，分別從反應堆冷卻劑系統2號環路和3號環路熱段引出，經過各自對應的余熱排出泵和余排冷卻器冷卻后，分別返回至反應堆冷卻劑系統3號環路和1號環路冷段。為了避免一臺余熱排出泵和余排冷卻器冷卻故障不可用導致系統不可用，在余熱排出泵入口、余熱排出泵出口、余排冷卻器下游分別設置了橋管。同時，對余熱排出系統安全閥和入口隔離閥設置進行了優化。改進后的RHR系統滿足了新的分級要求。

圖3 “華龍一號"漳州項目RHR流程圖Fig.3 Flow chart of the RHR system for Zhangzhou HPR1000 Project

6 相關儀控系統優化

(1)棒控棒位系統(RPC系統)設計改進

由于 “華龍一號” 漳州項目增加了8組控制棒組件，控制棒驅動機構(CRDM)數量從61臺增加至69臺。RPC系統按照1個棒控電源柜控制4臺控制棒驅動機構和1個棒位測量柜測量18束控制棒組件的棒位的設計原則進行系統設計，因此，漳州項目“華龍一號”將棒控電源柜由16個增加至18個；棒位探測器由61個增加至69個；棒位測量柜增加8個測量通道，測量柜數量仍然維持4個不變；堆頂連接板上棒控連接器和棒位連接器增加8套。RPC系統改進滿足了增加了8組控制棒組件總體要求。

(2)多樣性保護系統(DAS系統)設計改進

在反應堆保護系統發生軟件共因故障的情況下，多樣性保護系統(DAS)的設置提供了一種保護手段來保護反應堆安全，從而滿足縱深防御和多樣性準則要求。在“華龍一號”首堆示范工程中，DAS系統采用與過程控制系統相同的非安全級數字化控制系統(DCS)平臺，存在DAS系統于過程控制系統發生軟件共因故障的風險。為了進一步提高控制和保護系統可靠性，在 “華龍一號” 漳州項目設計優化過程中，將DAS系統、過程控制系統、反應堆保護系統設置在不同的平臺，并遵循多樣性和獨立性設計原則。三個系統之間采用最大限度的實體隔離和電氣隔離，DAS系統不接收反應堆保護系統和過程控制系統軟件處理后的信號，也不送出信號參與反應堆保護系統和過程控制系統軟件的處理，僅與反應堆保護系統和過程控制系統共用驅動接口。該設計方案有效解決了DAS系統與反應堆保護系統和過程控制系統發生軟件共因故障的風險，進一步提高了機組運行安全性。

7 相關安全系統系統優化

相關安全系統主要指應對設計基準事故的專設安全系統和應對設計擴展工況的嚴重事故預防和緩解安全系統。相關安全系統設計改進主要有：

(1)專設安全系統容量增加

“華龍一號” 漳州項目反應堆熱功率提升至3180 MW后，相關專設安全系統包括安全注入系統、輔助給水系統的總體技術方案仍與首堆示范工程方案一致，但是系統容量進行了適應性提升。安注系統，低壓安注最小安注流量提升了10%，最大流量不變。輔助給水流量增加情況：Ⅱ和Ⅳ工況最小輔助給水流量要求增加10%以上。這些設計改進有效保證了在設計基準事故下反應堆的安全性。

(2)二次側非能動余熱排出系統(PRS系統)設計改進

“華龍一號” PRS系統采用三個系列，每個系列對應一臺蒸汽發生器(見圖4)。在全廠斷電(SBO)工況下輔助給水流量低疊加蒸汽發生器水位低組合信號出現后，該系統根據自動投入運行，帶出反應堆堆芯余熱。首堆示范工程該系統每個系列設置了2臺18 m3的應急補水箱，在PRS系統投入60 s后，應急補水箱自動投入，補償蒸汽發生器二次側水位。

圖4 首堆示范工程PRS系統流程簡圖Fig.4 Schematic of the PRS system for the demostration HPR1000

“華龍一號” 漳州項目結合該系統相關試驗結果，在考慮反應堆功率提升改進的基礎上，結合相關試驗結果，分析評價了取消應急補水箱對相關專業的影響，包括安全分析、設備性能、布置、運行等方面。評價結果表明，取消補水箱后，反應堆冷卻劑溫度和壓力持續下降，能夠滿足PRS系統在事故工況下的帶熱需求，同時，相關專業的影響也在可接受范圍內。 “華龍一號” 漳州項目取消應急補水箱(見圖5)后，相關閥門和儀表也相應取消，相對于首堆示范工程節約采購費用約5000余萬元。

圖5 “華龍一號”漳州項目PRS系統流程簡圖Fig.5 Schematic of the PRS system for Zhangzhou HPR1000 Project

(3)堆腔注水冷卻系統(CIS系統)設計改進

為了應對燃料組件融化嚴重事故，“華龍一號”采用了IVR技術方案，設置了能動和非能動相結合的堆腔注水冷卻系統，將熔融物駐留在反應堆壓力容器內，避免流出反應堆壓力容器將堆坑熔穿。CIS系統設計方案簡圖見圖6。

圖6 CIS系統設計方案簡圖Fig.6 Schematic of the CIS system

“華龍一號”首堆示范工程采用嚴重事故下堆芯熔融物滯留在反應堆壓力容器內的設計技術(IVR)，CIS系統設置了一臺堆腔注水冷卻水箱，兩個能動注水系列按2×100%冗余配置，并接入附加柴油發電機組在正常電源和應急電源喪失工況下提供電源。在全廠斷電(SBO)疊加大LOCA在內的各種嚴重事故工況(附加柴油機發電機組可用)，前期4 h CIS泵從消防水池取水，以450～400 m3/h(一個能動系列)流量注入保溫層，對反應堆壓力容器下封頭進行冷卻;后期切換至內置換料水箱(IRWST)取水，以900 m3/h流量(一個能動系列)進行長期循環冷卻，實現堆芯熔融物滯留在反應堆壓力容器內。在所有電源喪失(包括應急柴油機和附加柴油發電機組)的嚴重事故工況下，堆腔注水冷卻水箱重力注入保溫層對反應堆壓力容器下封頭進行72 h冷卻。

為了減小嚴重事故后對大功率供電電源的需求，進一步增強CIS系統應對諸如全廠斷電疊加大LOCA等極端嚴重事故的能力，結合電廠SBO低壓柴油發電機組和附加柴油發電機組設置情況，基于應對設計擴展工況，無需考慮單一故障和冗余配置的設計理念。“華龍一號”漳州項目對CIS系統設計方案進行了改進優化,優化設計方案主要是將兩個能動注水系列2×100%配置降低為2×50%配置，CIS注水泵額定流量從900 m3/h調整為300 m3/h，高位堆腔注水冷卻水箱設置不變。在嚴重事故工況下，如果堆芯出口溫度達到650 ℃的時間達到8 h以上，操縱員開啟堆腔注水冷卻水箱下游的隔離閥，將水箱的水依靠重力注入保溫層對反應堆壓力容器下封頭進行72 h冷卻。如果堆芯出口溫度達到650 ℃的時間小于8 h或者無法判斷，操縱員啟動兩個能動注水系列從消防水池取水，4 h后切換至從IRWST取水，以約500 m3/h流量進行長期循環冷卻。優化后的設計方案使得CIS注水泵電源從中壓電源(10 kV)降低至低壓電源(380 V),接入附加柴油發電機電源調整至SBO柴油發電電源，降低了對應急電源的容量需求，同時為附加柴油發電機組設置優化甚至取消提供了可能。通過反應堆壓力容器外部冷卻臨界熱流密度試驗對優化設計方案進行了驗證，試驗結果表明，改進后的CIS系統設計方案滿足相關設計準則要求。

8 其他設計改進優化

除上述設計改進優化項目外，“華龍一號”漳州項目反應堆及一回路系統相對于首堆示范工程還實施了其他設計改進，如反應堆壓力容器輻照監督探測器設置優化改進、主泵控制邏輯設計改進、核儀表系統報警閾值設置改進、主蒸汽安全閥設置改進、穩壓器水位測量設計改進、穩壓器壓力校準裝置設置改進等。在項目開展過程中，預計還有設計改進項陸續提出并實施。

9 “華龍一號”后續設計提升優化方向

隨著“華龍一號”首堆示范工程的順利建造和投入運行，以及包括福建漳州核電廠1號、2號機組、海南昌江核電廠3號、4號機組等在內的“華龍一號”小批量建造，“華龍一號”自主三代壓水堆機型設計、建造、運行、維修等技術逐漸成熟。但是，任何技術不能原地踏步，“華龍一號”在技術方案、建造成本、建造周期等方面仍存在較大的提升空間，需要持續改進優化和革新設計，在確保安全性的前提下，進一步提升“華龍一號”的經濟性和先進性。改進優化和革新設計方向建議如下：

(1)自主化和創新性持續提升

進一步提升自主化設計和國產化制造能力，核心技術要持續自主創新，避免受制于人，充分體現從“并跑”到“領跑”的能力和水平。

(2)安全性和經濟性的平衡設計

應防止過度片面提高安全目標的傾向，制定既滿足核安全法規要求又符合現有技術水平的安全目標。同時制定合理可行的經濟性目標，探索以最經濟的設計方案實現所需的安全目標。

(3)環境友好性提升

放射性廢物的產生和放射性核素向環境的排放滿足“合理可行盡量低(ALARA)”原則，運行和事故后的放射性照射劑量滿足并超越國家標準和相關國際組織標準。同時，實現從設計上實際消除大量放射性物質釋放。

(4)建造成本和建造周期優化

先進技術和成熟技術相輔相成，平衡兼顧，在批量化的基礎上進一步降低建造成本，采取先進的設計和建造理念，降低施工量和施工周期，減少建造人員投入。

(5)廠址適應性擴展

考慮通過標準參數輸入或者采用先進技術提高對國內和國際各類廠址條件的適應能力，擴展廠址適應范圍。開展電網需求分析，針對不同廠址運行需求提供特征化設計運行方式，如負荷跟蹤運行方式、低功率運行方式、延伸運行方式等，從而使得機組與電網需求相適應，盡可能提高機組運行能力并降低運行成本。

(6)智能化運維水平提升

通過采用先進可靠的自動化和智能化技術，提升電廠智慧化運行數據統計分析和故障診斷分析水平，減少運維人員需求和工作壓力，減低人因失誤。

(7)機組可利用率和負荷因子提升

通過提升燃料組件卸料燃耗以及優化燃料管理策略，延長機組燃料循環長度。同時，優化包括在役檢查、定期試驗、預防性維修等在內的大修項目和周期，縮短維修時間，進一步提升機組可利用率。同時，通過采用高可靠性設備和產品，加強設備健康管理，提高設備故障在線監測能力，避免過度維修帶來的隱患，從而提高機組運行可靠性，進一步提升機組運行負荷因子，達到提高電廠經濟性的目的。

(8)簡化系統設備配置

通過創新設計，在滿足安全功能和縱深防御策略的前提下進一步擴大非能動系統使用范圍，合理簡化系統設計和設備配置，合理減少設備和閥門數量，從而進一步提升機組建造經濟性和運行可靠性。

10 結論

“華龍一號”自主三代壓水堆核電機型設計技術目前已經達到國際先進水平，形成了以“能動+非能動”為獨特技術特征的技術路線和技術方案。為了進一步提升“華龍一號”的技術水平，擴大市場份額，并實現“走出去”的國家戰略，“華龍一號”仍需要持續改進優化和創新設計。“華龍一號”漳州項目反應堆及一回路系統和相關安全系統在首堆示范工程項目基礎上實施的設計改進優化，提升了“華龍一號”的經濟性。初步分析評價表明，這些改進優化項對項目建造比投資降低約3%。“華龍一號”漳州項目設計方案已經成為中核集團在國內后續核電工程以及海外核電項目主推技術路線。另外，建議針對三代核電反應堆設計的技術升級研究應長期持續開展，充分借鑒國內多機型運行的實際反饋經驗，參考國際先進核電技術的發展步伐，緊密跟蹤和吸收其它各領域先進理念、創新方法和先進技術，兼容并舉。始終以“安全性”和“經濟性”雙核心為發展導向，從而使我國大型商用壓水堆核電機型更好更遠的發展。