先進輕水堆安全系統簡化方案研究

胡凌生，朱榮亞，王天月，胡龍翔

先進輕水堆安全系統簡化方案研究

胡凌生，朱榮亞，王天月，胡龍翔

（華龍國際核電技術有限公司，北京 100037）

本文研究了國內外工程經驗、法規標準和用戶要求，提出了一套簡化先進輕水堆安全系統配置方案。這套安全系統采用非能動安全系統應對設計基準工況（DBC），采用能動安全系統應對設計擴展工況（DEC）。工程判斷和分析表明，這套安全系統可以應對所有DBC和DEC，與現有“華龍一號”相比，安全性一定程度提升，經濟性顯著提升。

壓水堆；設計擴展工況；概率論

當前先進輕水堆發展瓶頸之一是經濟性，其提升途徑包括簡化、標準化和系列化。URD[1]也提出了簡化和標準化要求。非能動設計理念作為一種有效的簡化策略，在AP1000、VVER和“華龍一號”都有所采用。因此，采用非能動設計理念可以作為先進輕水堆簡化設計的發展方向。一旦簡化設計方案批量化建造，即可達到標準化和系列化目標，提高核電廠的競爭力。

本文設想在現有“華龍一號”基礎上，充分借鑒工程經驗，提出一套擁有獨立自主知識產權的簡化安全系統方案，形成備選的SYSTEM2025概念方案，以提升安全性、經濟性和競爭力。

1 設計原則和目標

SYSTEM2025安全系統設計原則包括簡化原則、縱深防御原則、成熟技術原則和獨立知識產權原則，概述如下：

（1）簡化原則

安全系統采用非能動技術是核工業公認的有效簡化手段。例如：

1）AP1000[2]全部采用非能動技術應對設計基準工況（DBC）和設計擴展工況（DEC）；

2）EPR全部采用能動技術應對DBC/DEC；

3）“華龍一號”采用能動技術應對DBC，采用非能動技術應對DEC。

上述事實表明，安全系統全部或部分采用非能動技術只是設計者的選項，且都有成功的工程實踐。另外，相關法規標準[3,4]也沒有強制要求。上述事實還表明，采用非能動技術應對DBC，采用能動技術應對DEC的核電廠還沒有出現。為此，SYSTEM2025（為敘述方便，下文有時簡稱電廠）確定主要采用非能動技術應對DBC，采用能動技術應對DEC并兼顧非能動技術。

（2）縱深防御原則

電廠的縱深防御層次不做改變。發生DBC時，啟動安全系統，將電廠依次帶入DBC安全狀態、DBC可控狀態、堆芯未能損壞的DEC（DEC-A）最終狀態和嚴重事故（DEC-B）緩解，進行層層防御，不削弱任一層次防御能力。

（3）成熟技術和獨立知識產權原則

電廠的安全系統應該具有成功的工程經驗，不需進行全新論證、設計和驗證。同時，電廠采用的安全系統方案應該有別于現有核電廠的安全系統方案，保證具有獨立的知識產權。

2 縮略語

由于涉及到多個系統，為方便后續論述，提供了電廠主要縮略語如表1所示。

表1　縮略語

3 安全系統配置分析

3.1　配置特點

由于采用非能動設計，使電廠更加簡化，很多功能可以歸并或取消，主要如下：

（1） PRSI整合了濃硼應急注入、一回路自動卸壓和堆腔注水功能（IVR）；

（2）PTSA增加了二次側非能動應急補水箱（SMT），與PRSI的一回路自動卸壓協調使用；

（3）事故后采用二次側非能動進行長期余熱排出，取消一次側事故下的長期余熱排出；

（4）安全殼內置換料水箱（IRWST）與抑壓水池、PCFE整合；

（5）安全殼噴淋系統（CSP）與正常余熱排出系統（RHR）整合；

（6）反應堆壓力容器低位布置，保證發生大LOCA時實現一回路重力補水；

（7）反應堆冷卻劑泵的停車密封、高位排氣系統與反應堆冷卻劑系統（RCS）整合；

（8）取消了應急柴油機和廠址附加柴油機，僅保留1臺全廠斷電柴油機。

3.2　縱深防御分析

根據上述配置特點，本文從反應性控制、熱量導出和放射性包容3大安全功能，按照縱深防御層次，分配安全系統功能。

從反應性控制角度，電廠發生預計運行事件（DBC-2）時，一般需立即停止反應性，控制棒落棒進行緊急停堆。

如果控制棒自動停堆失效，則發生未能停堆的預計瞬態（ATWT）進入DEC-A，此時再啟動PRSI注入濃硼進行停堆，達到DEC-A的最終狀態。如果突破DEC-A最終狀態而進入DEC-B工況，不再考慮反應性控制。發生稀有事故（DBC-3）或極限事故（DBC-4）時，電廠必須立即停止反應性，啟動控制棒自動停堆，最后再啟動PSRI注入濃硼水使電廠進入DBC可控狀態，同時也進入DBC安全狀態。

從放射性包容角度，主要依賴固有設計通過多道實體屏障提供放射性包容。當電廠堆芯側發生DBC時，采用了2個偽系統PRSI和PEIE，分別成功隔離一回路壓力邊界和安全殼，即可達到DBC可控狀態和安全狀態。堆芯側放射性包容不再考慮設置安全系統應對DEC。乏燃料水池側由于不存在高溫高壓，不設置安全系統來執行放射性包容功能，而是整合到PRFT，通過PRFT冷卻系列隔離閥和廠房來執行隔離功能。

3大安全功能中，熱量導出屬于重中之重，縱深防御貫穿了所有層次。從堆芯熱量導出角度，電廠發生事故時，堆芯熱量按照以下路徑排向最終熱阱：

（1）堆芯熱量向反應堆冷卻劑系統排放，依次向二次側和大氣排放；

（2）反應堆冷卻劑系統熱量排向安全殼內，再排向大氣；

（3） DEC安全系統通過設備冷卻鏈向海水（濱海廠址）排放熱量。

乏燃料水池發生事故時，熱量按照以下路徑從乏燃料水池排向最終熱阱：

（1） PRFT通過補水、蒸發向大氣排放；

（2） PRFT向設備冷卻水（WCC）、重要廠用水（WEC）和水排放熱量。

這樣，安全系統功能分配如表2所示。

表2　熱量導出的縱深防御

續表

另外，電廠安全級電源僅包括2×100%安全1級蓄電池和1×100%的全廠斷電柴油機（SBO）。蓄電池向DBC安全系統提供儀控、閥門供電，SBO向DEC安全系統提供動力電源。

4 安全系統方案

4.1　總體方案

電廠采用單堆布置，反應堆廠房居中，安全廠房A、B對稱分布，燃料廠房、控制廠房和核輔助廠房圍繞四周。堆芯側安全系統總體上采用A/B兩列布置，A列布置在安全廠房A，B列布置在安全廠房B。采用3個系列的安全系統，A、B兩列布置在安全廠房A，A、B兩列之間采用實體隔離，C列單獨布置在安全廠房B。反應堆廠房為單層安全殼，外側上部對稱布置2臺半環狀安全殼非能動水箱。乏燃料側安全系統布置在燃料廠房，堆芯側安全系統總體示意圖如圖1所示。

圖1　堆芯安全系統總體示意圖

4.2　DBC安全系統

（1）非能動安注系統

PRSI分為兩列向反應堆壓力容器直接安注并整合了應急硼化、一回路自動卸壓、安全殼內置換料水箱向一回路重力補水、堆腔淹沒與再循環冷卻。PRSI由一級冷卻劑貯存箱（PST）、二級冷卻劑貯存箱（SST）、安全殼內置換料水箱和自動卸壓管線組成。

PRSI借鑒了AP1000，利用PTSA從二次側進行快速冷卻以對一次側進行卸壓，替換了AP1000的1～3級自動卸壓功能，最終只需使用一級自動卸壓，這與AP1000有很大區別。

發生大LOCA時，電廠停堆，TFM/TSM隔離。由于一級冷卻劑貯存箱上游存在與反應堆冷卻劑系統冷段相連的壓力平衡管線，PRSI打開一級冷卻劑貯存箱下游直接安注管線隔離閥，可以僅依靠重力將高濃度含硼水注入一回路。從破口流失的冷卻劑向堆坑聚集，電廠實現了反應性控制和短期冷卻，進入DBC可控狀態。

一級冷卻劑貯存箱壓力平衡管線隔離閥處于常開。一級冷卻劑貯存箱下游注入管線隔離閥包括并聯的電動閥和氣動閥，通過采用不同原理的閥門可以避免共因故障。此處，與AP1000不同的是，采用了安全1級氣動閥代替AP1000的爆破閥。等到一回路壓力降至二級冷卻劑貯存箱投運壓力時，二級冷卻劑貯存箱即可依靠氮氣蓄壓將高濃度含硼水通過直接安注管線注入一回路，流失的冷卻劑仍向堆坑聚集。當二級冷卻劑貯存箱注水將結束時，安全殼內置換料水箱通過直接安注管線向一回路進行重力補水。安全殼內置換料水箱水位降至與地坑持平后，開啟與地坑相連接的隔離閥，形成互為備用的水源。這樣，最終由地坑向一回路補水。

經過一系列補水操作，堆芯溫度下降，壓力相應下降到與安全殼內大氣壓力相同。地坑最終淹沒了主管道，其水位高于破口位置，可經過濾網通過直接安注管線向堆芯補水。堆芯余熱使堆芯內的水上升并從破口直接返回地坑，熱量則由PCPC導入安全殼外，實現了長期再循環，達到DBC安全狀態。

發生中、小LOCA時，電廠首先停堆，TFM/TSM進行隔離，同時PSRI啟動一級冷卻劑貯存箱向一回路注水，進入DBC可控狀態。一級冷卻劑貯存箱耗盡時，可利用PTSA的SMT和蒸汽大氣排放對一回路進行快速降溫、降壓，使一回路壓力達到二級冷卻劑貯存箱注入壓頭，二級冷卻劑貯存箱即可向一回路注水。二級冷卻劑貯存箱的水耗完前，啟動設在反應堆冷卻劑系統熱段的自動卸壓，使一回路壓力進一步降低到安全殼內大氣壓力。然后安全殼內置換料水箱重力補水直到最終實現地坑濾網補水的堆芯長期再循環冷卻，電廠即進入DBC安全狀態（見圖2）。

圖2　自動卸壓

（2）非能動蒸汽大氣排放系統

PTSA增加了高位布置的SMT，采用3×100%容量配置。PTSA可用于一回路中、小LOCA時，快速冷卻一回路，降低一回路壓力到二級冷卻劑貯存箱的注入壓力，還能配合PTFP一起帶走堆芯熱量。每列PTSA安全系列流程圖如圖3所示。

每列主給水隔離閥下游通過管道連接一臺SMT，并設置有隔離閥和止回閥。SMT存在與TSM相連的壓力平衡管線，水可從SMT僅依靠重力注入TFM，經過蒸汽發生器變成蒸汽后，由大氣排放閥釋放。進行快速冷卻時，SMT的排放速度需要控制好，避免蒸汽發生器滿溢。為此，管線上設置了2臺并聯的電動閥，根據蒸汽發生器水位自動開啟或關閉不同組合的電動閥進行流量調節。

圖3　非能動蒸汽大氣排放系統（PTSA）

（3）二次側非能動余熱排出系統

PTFP用于從二次側帶出一次側熱量，容量配置為2×100%。PTFP從3列TSM主蒸汽管線分別引出管線匯合后分流成2列進氣管，使蒸汽自動上升到安全殼頂部的2臺安全殼非能動水箱進行冷卻，蒸汽冷凝成水后引出3路管線導入TFM給水管道。PTFP流程圖如圖4所示。

圖4　二次側非能動余熱排出系統（PTFP）

PTFP與PCFE的抑壓水池功能一起，在發生LOCA后降低安全殼壓力和溫度，保持安全殼完整性，進入DBC可控狀態。

（4）非能動安全殼熱量導出系統

PCPC可將安全殼壓力和溫度降低以保持安全殼完整性。PCPC采用2×100%配置并與PTFP共用安全殼非能動水箱。

PCPC每個安全系列包括3臺換熱器、換熱水箱、導熱水箱、汽水分離器、及電動隔離閥等主要設備組成。換熱器布置在安全殼非能動水箱內。安全殼非能動水箱由鋼筋混凝土結構不銹鋼襯里組成，布置在安全殼外殼的環形建筑物內。

（5）一回路壓力邊界隔離系統

PRBI執行一回路壓力邊界隔離功能，以確保一回路補水的有效性，防止或減輕放射性向安全殼內大氣排放。PRBI由PRSI、反應堆冷卻劑系統、化學和容積控制系統（RCV）、核取樣系統等隔離閥組成。PRBI的配置為逆止閥+電動隔離閥。

（6）安全殼隔離系統

PEIE主要執行安全殼隔離，確保放射性不向安全殼外釋放。PEIE由貫穿安全殼的CSP、RCV、RHR和TFA等幾十個系統的安全殼隔離閥組成。PEIE配置為逆止閥+電動隔離閥。

（7）非能動乏燃料水池冷卻系統

PRFT執行乏燃料水池冷卻功能，主要通過安全殼非能動水箱重力補水使乏燃料水池達到DBC可控狀態和安全狀態，容量為2×100%。在DEC工況可通過SBO電源驅動，手動補水方式使乏燃料水池達到最終狀態，容量為1×100%。

（8）安全殼過濾排放系統

PCFE整合了抑壓水池功能和安全殼過濾排放功能，流程示意圖如圖5所示。發生LOCA和蒸汽管道破裂（SLB）時，安全殼內壓力瞬間高于安全殼外，抑壓水池連通安全殼內外的導流管可以平衡此壓差。安全殼內高溫高壓的汽水混合物導入抑壓水池（即安全殼內置換料水箱）后，水蒸氣滯留在抑壓水池，只剩下不可凝氣體。不可凝氣體通過抑壓水池上部的導流管壓入安全殼外的氣體存儲罐，經衰變之后，過濾排放到大氣。氣體存儲罐設置了導向安全殼內的回流管線。PCFE采用了抑壓水池技術后，安全殼荷載顯著降低，可以降低安全殼自由容積。另外，PCFE在發生DEC-B時也執行安全殼的超壓保護。

圖5　安全殼過濾排放系統（PCFE）

（9）非能動消氫系統（PCHC）

PCHC由一定數量的非能動氫氣復合器組成，包括2×100%的DBC氫氣復合器和1×100%的氫氣復合器，合理地分布于安全殼廠房潛在的氫氣產生點。

（10）非能動停車密封

反應堆冷卻劑系統的非能動停車密封是保證DBC下反應堆冷卻劑泵軸封完整性的新技術，在失去電源的情況下，依然維持反應堆冷卻劑泵軸封系統的完整性達到一定的時間，為恢復廠外電提供相應的時間保證。

4.3　DEC安全系統

（1）安全殼噴淋系統

CSP整合了安全殼噴淋功能和余熱排出功能（見圖1），余熱排出泵布置在安全廠房，只有1列與余熱排出系統進行整合，該列的余熱排出泵也是噴淋泵。在DEC下，CSP從安全殼內置換料水箱或地坑取水，經熱交換器冷卻后向安全殼噴淋，冷凝安全殼氣空間中的蒸汽后重新返回安全殼內置換料水箱，實現安全殼、安全殼內置換料水箱、和地坑水的熱量排出。

（2）設備冷卻水系統/重要廠用水系統

WCC在DEC-A下與WEC一起把熱量從重要的安全相關的房間、系統和設備傳遞到最終熱阱——海水，兩系統通過一臺SBO柴油發電機供電。

（3）輔助給水系統

TFA采用1×100%容量配置，包括1臺輔助給水箱、1臺輔助給水泵和3路給水管線、閥門和儀表組成。TFA的給水管線與PTFP水側管線匯合。TFA流程示意如圖6所示。

發生DBC-2～DBC-4之后，電廠立即停堆，主給水流量控制系統（TFM）和主蒸汽系統（TSM）需要隔離以防止一回路過冷。此時啟動二次側非能動余熱排出系統（PTFP）對反應堆冷卻劑系統進行冷卻。一旦PTFP失效后，電廠無法進入DBC可控狀態，即進入DEC-A工況，此時啟動TFA向蒸汽發生器供水，通過二次側將堆芯熱量導出。TFA由一臺SBO柴油機供電。

圖6　輔助給水系統（TFA）

（4）高位排氣子系統

高位排氣子系統是反應堆冷卻劑系統的一部分，能夠有效消除事故過程中或事故后積聚在反應堆壓力容器頂部的非凝結性氣體對機組造成的重大威脅。高位排氣子系統設于反應堆壓力容器頂部，包含正常排氣管線和事故排氣管線兩部分。事故排氣管線可作為嚴重事故對策。事故排氣管線由兩套管線組成組成，發生事故工況時可以將壓力容器頂部的非凝結性氣體排放至卸壓箱，并通過卸壓箱最終排放到安全殼內。

4.4　電源系統

（1）DBC電源

DBC電源為220 V安全1級直流電和交流不間斷電源（UPS）組成，設置A、B兩個安全系列。每個安全系列又分為由24 h電池組和72 h電池組供電。

（2）DEC電源

電廠設置1臺安全3級SBO柴油發電機組，主要用于DEC工況下，向TFA、CSP、WCC、WEC、乏燃料水池冷卻和手動補水等熱量導出系統供電，也可以為蓄電池充電。

5 結論

SYSTEM2025的核蒸汽供應系統與“華龍一號”相比沒有改變，只是安全系統采用了簡化的非能動設計理念，這就提高了可靠性，預期堆芯損壞頻率（CDF）和放射性大量釋放頻率（LER）值應好于“華龍一號”。另外，電廠的核蒸汽供應系統較AP1000又稍顯復雜，但電廠的縱深防御較之更加完善，綜合考慮之下，預期CDF和LER值可與AP1000達到同一數量級。電廠安全系統采用簡化的非能動方案后，經濟效益的提升是不言而喻的，預期可以顯著地降低建造價格，經濟性較現有“華龍一號”更有競爭力。電廠核蒸汽供應系統不做改變，安全系統采用的技術有成功的工程實踐，不需進行全新論證，預期沒有顛覆性缺陷。

綜上，SYSTEM2025可作為“華龍一號”改進的備選概念方案，開展后續的容量論證，可以提升安全性、經濟性和競爭力。

［1］ Advanced Nuclear Technology：Advanced Light Water Reactor Utility Requirement Document，Revision 13.

［2］ 林誠格，郁祖盛，歐陽宇．非能動安全先進核電廠AP1000［M］．北京：原子能出版社，2008：7.

［3］ 國家核安全局. 核動力廠設計安全規定：HAF 102［Z］. 2016.

［4］ EUROPEAN UTILITY REQUIREMENTS FOR LWR NUCLEAR POWER PLANTS，Revision D.

Study on the Simplified Safety System of the Advanced Light Water Reactor

HU Lingsheng，ZHU Rongya，WANG Tianyue，HU Longxiang

（Hualong International Nuclear Power Technology Ltd.，Beijing 100037，China）

Based on engineering experiences, codes, standards, and users’ requirements both at home and abroad, a solution for the simplified safety system of the advanced light water reactor (ALWR) is provided. It can deal with the design basic conditions (DBCs) and the design extension conditions (DECs), by passive and active safety system respectively. The engineering judgment and the preliminary analysis show that it can mitigate all DBCs and DECs, which can promote the safety and economy for ALWR.

PWR; Design extension condition; Probabilistics

TL413

A

0258-0918（2022）02-0390-08

2021-02-04

胡凌生(1972—)，男，湖北人，高級工程師，碩士，現主要從事總體技術核研究