从AP1000到CAP1400，我国先进三代非能动核电技术自主化历程

郑明光

(上海核工程研究设计院有限公司,上海 200233)

1　三代非能动核电引进和重大专项简介

进入新世纪以来,在能源安全和环境安全的双重驱动下,核电成为优化能源结构的一种理想选择。2003年,国家明确了 “引进世界先进技术,在消化吸收的基础上通过再创新实现我国核电自主化”的发展路径。经历了核电行业专家充分的分析论证、国际招标等系列工作,2006年,党中央、国务院决定引进美国西屋公司AP1000三代核电技术,并开工建设浙江三门、山东海阳两个自主化依托项目[1]。

2006年,国务院批准发布 《国家中长期科技发展规划纲要 (2006—2020)》,确定了未来15年力争取得突破的16个重大科技专项,“大型先进压水堆及高温气冷堆核电站”列入其中,并在2008年2月国务院常务会议上得到批准。大型先进压水堆核电站重大专项的总体目标包括:掌握先进非能动技术与AP1000设计技术,形成中国自主化版本的CAP1000(消化吸收目标);突破核电发展关键设计技术、重大试验验证技术、关键设备设计和制造技术,开发具有自主知识产权的CAP1400先进核电技术型号 (创新研发目标);完成CAP1400示范工程建设,推进CAP1400批量化建设,促进CAP品牌国际化(工程目标);形成促进核电自主可持续发展的体系与机制,使人才队伍、技术研发、试验验证、设计分析软件、核电标准及知识产权等达到或赶超国际先进水平 (创新体系建设目标)。

国家重大专项实施十周年之际,除了示范工程建设外,其他目标基本完成。AP1000依托项目建造和调试完成。AP1000设计技术、设备制造技术、关键材料制造技术、试验验证、软件开发和安全评审技术的消化吸收基本完成并取得重大成果。融合了依托项目经验反馈、福岛事故后安全增强、以及关键设备自主化成果的CAP1000标准设计完成,具备批量化建设条件。在突破大型先进非能动压水堆的关键设计技术、关键设备研发和制造技术、重大试验验证技术后,具有自主知识产权的三代核电国家品牌CAP1400于2014年底开发完成,通过国家核安全局审查以及国际原子能机构的通用设计审查(GRSR),图纸存量满足示范工程连续施工要求。同时,通过压水堆重大专项的实施,促进和形成具有国际先进水平的核电技术研发体系、先进核电试验验证体系、关键设备制造技术体系、成套设计分析软件体系以及先进核电标准体系;培养出一支高素质的核电技术人才队伍;使我国具备自主创新能力,满足核电长期可持续发展的需求。

2　依托项目、消化吸收和国产化标准设计CAP1000

AP1000是美国西屋公司在30多年压水堆设计和运行经验的基础上,通过系统性完整性地引入非能动安全和设计简化的理念,研发形成的革新性的压水堆机组[2]。AP1000自主化依托项目包括浙江三门、山东海阳各2台核电机组,单机功率125万千瓦。三门1号机组是首台机组,2009年4月开工,2013年1月安全壳顶封头就位,2016年2月主泵安装完成,2017年7月通过首次装料前核安全综合检查,具备装料条件。

依托项目虽然因为三代核电的新技术、新标准、新设备、新工艺、新材料引起的设计变更、设备交付延期等原因,比合同工期进度滞后四年,但作为世界最先进的三代核电的首堆工程,依托项目是对AP1000的首次工程验证,也是对中国三代核电技术能力以及工程整合能力的首次实践检验。经过中美双方的共同努力,目前已严格按照国家核安全局的安全要求完成各项检查和试验,已具备装料条件。依托项目建设,为三代核电自主化的研发、设计、设备制造、工程管理、运行服务等多领域提供了经验反馈,为我国三代核电自主化、标准化、批量化和系列化建设奠定坚实的基础。

在依托项目建设的同时,三代核电技术的消化吸收工作全面展开[3]。AP1000各个领域的技术,通过分许可的方式向中核集团、中广核集团等核电设计企业,向上海电气、东方电气、哈尔滨电气、中国一重等装备制造行业的15家集团70余家单位进行了分许可。同时,重大专项共设置包括 “核岛关键设计技术”“屏蔽电动泵制造技术”“核岛运行和维护技术”等共19个消化吸收课题。目前,AP1000核电设计、重大设备制造、关键材料制造、试验验证、软件开发和安全评审、工程管理和运行维护等技术的消化吸收基本完成并取得重大成果。

在消化吸收AP1000设计技术和开展AP1000关键设备自主化研制的基础上,结合依托项目经验反馈和福岛事故后响应的安全要求,国产化AP1000标准设计 (简称CAP1000)与依托项目建设和消化吸收工作同步启动。CAP1000全面采用公制系统,遵循最新国内法规标准和福岛事故后安全强化要求[4],基本实现了设备和大宗材料的国产化,充分考虑了包括人形通道和吊装空间等在内的施工运维可达性,对依托项目经验反馈问题 (如核岛厂房电气序列隔离问题、爆破阀管线振动问题、安全壳冷却导流板叶形问题等)进行了优化,对施工的结构模块和机械模块进行了优化。国产化标准设计使得CAP1000技术更加完善、国产化和本地化程度更高、工程可实施性更强、项目进度可控性进一步增强、成本将明显降低。

3　自主大型先进非能动压水堆CAP1400

(1)总体特征和性能

CAP1400型号[5]研发是压水堆重大专项的核心,也是三代非能动核电自主化能力的集中体现。

CAP1400的总体设计思路是:根据新的功率等级,进行技术研发、安全设计、工程设计、关键设备设计与验证,全面贯彻国家要求的设计自主化与设备国产化战略,积极应对福岛核事故后的国际国内技术政策,实现当前最高安全目标和满足最严环境排放要求,进一步提高经济性,从而使综合性能达到三代核电的世界领先水平。

CAP1400通过功率等级提升、设计标准化、设备国产化与产业链竞争体系建设、模块化施工、机组效率提升等措施来增强与提高经济性。采用固有安全、增大裕量、非能动理念以及纵深防御,进一步提高电厂安全裕量和延伸事故预防与缓解能力,考虑利用概率风险评价 (PRA)指导及平衡电厂设计。充分考虑辐射防护最优化和放射性废物最小化原则,提高环境友好性。充分利用可靠性设计理念确保在低维护要求下获得电厂较高的发电可靠性,充分考虑电厂的可维修性和可达性。采用先进的一体化数字仪控系统,系统高度集成化、保护功能多样化,控制室设计充分考虑人因并通过完整的功能需求分析和功能分配进行人机接口设计。充分考虑非能动系统的流阻、热阻和风阻对安全与运行性能的影响,确保非能动系统的可靠性和稳健性。

为提高型号的安全性,CAP1400采用多层级的非安全级的能动纵深防御设施和非能动的专设安全设施应对设计基准事故,实施系统性的严重事故预防和缓解策略。为了验证设计的合理性与程序的适用性,开展了包括非能动堆芯冷却系统综合性实验 (ACME)[6]、非能动安全壳冷却系统综合实验 (CERT)、堆内熔融物滞留 (IVR)临界热流密度试验[7]等在内的17项关键试验 (6个课题、17项试验、887个工况)。实验结果证明了设计的合理性和CAP1400的安全性。

三代核电的基本要求之一是堆芯熔化频率(CDF)小于1×10-5,大量放射性释放频率(LRF)小于1×10-6。CAP1400的CDF和LRF分别是4.02×10-7和5.07×10-8,远低于URD和我国的事故限值要求。特别是CAP1400技术上实现了最小应急的要求。在设计上消除需要厂外应急的严重事故序列,从技术上能够满足无需应急撤离的准则要求[8]。核安全局对CAP1400初步安全分析报告的评审结论认为:CAP1400示范工程满足我国现行有效的核安全相关法律、法规和标准要求,达到了 《核安全与放射性污染防治 “十二五”规划及2020年远景目标》中为“十三五”期间新建核电机组确定的安全目标。

(2)主要技术创新

CAP1400主要的技术创新与特点是:

1)堆芯从AP1000的157盒14 ft(1 ft=0.3048 m)燃料组件,增加为193盒燃料组件,采用高燃耗、低泄漏堆芯装载方式,提高中子经济性的同时,进一步延长压力容器的运行寿期;堆芯设计具备高50%的MOX装载能力[9];运行期间反应性控制采用机械补偿控制,具备较好的运行灵活性,减少运行过程中含硼废液产生量,特别是负荷跟踪工况下废水产生量相比于其他堆型大大减少,提高了机组正常运行时的环境相容性。

2)优化设备和部件设计,提升部件性能和可靠性;通过增强锻件制造能力,减少压力容器和一回路系统的焊缝,保证一回路完整性并简化在役检查,减少了在役服务人员的放射性剂量。主管道整体锻造成型,压力容器顶盖采用一体化锻造工艺。

3)反应堆堆内构件设计取消传统的中子屏蔽板,降低堆内出现松动部件的风险;下腔室结构取消流量分配裙,采用可拆换的均流板设计,在提高性能与可靠性的同时优化流量分配性能;额外增加了堆内构件的重量,以提高堆内熔融物滞留 (IVR)安全裕度,同时增强了抗流致振动的能力。

4)优化反应堆冷却剂管道和主蒸汽管道设计,在满足性能要求的同时降低了主管道流速与主蒸汽流速,缓解机组长期运行过程中管道内流动加速腐蚀 (FAC)问题,提高运行安全性。

5)增大爆破阀的容量,增强一回路的泄压能力。考虑到钢安全壳既是二级压力容器,也是放射性的边界,增大了设计容量,增厚了安全壳钢板。

6)研发新型蒸发器,传热面积较AP1000增加了27%,并降低一回路流阻和改善二次侧参数;采用经过充分设计试验的汽水分离器,包括146个初级分离器和8组单层平行布置的采用双钩波形板的干燥器。CAP1400使用的汽水分离装置 (秦山汽水分离器改进型+改进的双钩波形板干燥器)从50%到140%的功率负荷均能保持较低的蒸汽出口湿度,其适用范围广泛,蒸汽品质较高[10]。

7)从设备、材料与运行方式的源头上控制放射性废液的产生,并采用先进三废处理工艺,如对放射性废液处理系统增设离子交换序列和化学絮凝工艺,降低放射性废液排放浓度,使滨海厂址放射性流出物浓度不超过1000 Bq/L,内陆厂址不超过100 Bq/L。对通风系统设置除碘过滤器,并尽量使废气、废液、废固总量最小化;此外在设计上考虑适应未来更严格环保要求的接口。

8)开发了更大排汽面积的长叶片以提高汽轮发电机效率 (末级叶片长度达1.828 m);对机组二回路采用冷端优化使机组热效率进一步得到优化,使示范工程的反应堆热效率达到37%。

9)采用高可靠性与防黑客的一体化数字仪控系统,系统高度集成化、保护功能多样化。

10)采用 “干厂址”设计理念,并通过在辅助厂房和安全级蓄电池间增设活动挡水闸板及提高蓄电池房间的地坪标高,确保机组防内外部水淹能力。

11)屏蔽厂房采用钢板混凝土设计,按美国NEI导则进行分析,结果表明飞机撞击不会影响安全壳结构的完整性、反应堆冷却能力、乏燃料池的完整性及其冷却能力,设计符合国际上目前关于飞机撞击的安全标准要求,具备抗大型商用飞机撞击的能力[11]。适当增加底板厚度,

12)根据AP1000依托项目的经验反馈,优化模块化设计和建造,减少现场施工组装工作量,方便制作、运输、安装和施工,缩短建造工期,从而降低总造价,同时为后续运行维护提供便利条件。

13)对机组关键设备和大宗材料进行自主化开发,基本实现设备和材料国产化,包括大型锻件、锆材、U形管、核电焊材、密封材料、双向不锈钢、马氏体低碳低合金钢等,有效降低机组建造成本。主要设备材料的国产化与产业链建设是重大专项的突出亮点,也为工程化、批量化、走出去战略实施奠定了坚实的基础,降低了项目进度方面的风险。

14)主控制室设计中充分考虑人因工程,改善人机界面,进一步提高可用性与可操作性。充分考虑核岛内运维时的可达性,配备照明暖通等支持系统。采用虚拟现实和增强现实等技术进行维修模拟,提高机组的可运行性和可维修性。采用可靠性设计理念确保在低维护要求下获取电厂高可靠性,落实可靠性分配与设计思想,使电厂的可利用率大于93%。开发核电厂在线安全与性能监督功能,提升核电厂状态辨识能力与现实安全。

CAP1400在实现自主知识产权和净电功率突破1350 MW的过程中攻克了一系列技术难点与挑战,实现了高质量的技术创新,这些工作在客观上使具有自主知识产权的CAP1400的整体性能达到国际领先水平。

4　三代核电产业能力与供应商体系形成

三代核电技术引进之初,国家高度重视三代核电的设备国产化工作。经过近十年的艰苦努力,设备研制取得重大成果,压力容器、堆内构件、蒸汽发生器、控制棒驱动机构、主管道、稳压器、非能动水箱、汽轮机长叶片、发电机转子、三大泵等一批重大设备实现了国产化;屏蔽电机主泵、数字仪控系统、爆破阀等核心设备均已完成样机制造;材料研制实现质的突破,超大型锻件、690合金管、压力容器密封件、核级锆材、核级电缆、核级焊材、安全壳钢板、双向不锈钢钢板等关键材料加工制造技术达到国际先进水平,填补国内空白。依托项目四台机组国产化率从31.5%提高到72%,CAP1400示范工程总体设备国产化率 (包括核岛、常规岛、仪控系统)超过85%,接近90%。截至目前,包括105家国内企业、9家合资企业、23家外资企业在内的AP/CAP三代核电装备供应链体系已经完成布局,已形成的装备加工、制造、试验能力能够满足三代核电的技术要求,支持每年6～8台三代核电机组的批量化建设,支撑国内核电工业的可续发展和CAP海外出口项目[12-14]。

在工程建设方面,通过不断探索、实践、总结依托项目的工程经验,突破了核岛大体积混凝土一次性浇注、核电模块的设计和制造、钢制安全壳的制造和拼装、主管道组对及焊接等关键施工技术,具备了三代核电模块化施工和高效的工程建造能力。在项目管理上,掌握了AP1000工程管理技术,建立了涵盖设计、采购、制造、建造的一体化管理信息平台[15],构建了三代核电专业化工程管理体系,培育了一大批专业化管理人才,提升了核电领域精细化管理水平。

在试验验证方面,新建和改造了一批具有世界先进水平的针对非能动设计研究的试验设施,掌握了试验台架设计、建造、安装、调试运行相关的技术和维护规程,形成了先进的回路运行和维护、测量和数据采集、比例分析和结果评价等设施和能力,并开展了包括非能动堆芯冷却系统综合试验等在内的大型试验,积累了海量数据。在设备鉴定方面,通过研发和建设,形成了AP/CAP核电站设备鉴定技术平台,其中LOCA试验装置、热老化试验装置、高频振动试验装置等已投入使用,开展了CAP系列电气贯穿件、CAP1400核级阀门用1E级直流电动装置、CAP系列爆破阀和CAP1400主蒸汽安全阀等设备鉴定,开展了CAP1400蒸汽发生器690 U形管材料、三代核电反应堆压力容器材料等性能评估。已建成的试验验证和设备鉴定平台,能够满足核电型号开发和设备材料鉴定的需求。

在软件方面,通过引进和自主研发,形成了涵盖堆芯设计、安全分析、设备设计、系统设计、电仪设计、施工设计等领域的三代核电设计分析软件体系;通过软件自主化、平台化、数字化和先进性改造,拓展了软件的适用范围,增强了同步和协同计算能力,改善了人机界面,形成了可用于三代非能动型号系列化开发的先进软件平台体系[16]。

在标准方面,通过国内34家单位为期4年的攻关,中国先进核电标准体系研究课题第一阶段已经完成,及时固化了重大专项研发、设计、制造、建造等方面的法规标准和经验。目前第二阶段研究工作由12家国内企业牵头开展,预计2020年底完成,初步形成可支撑我国核电自主化发展的标准体系[17]。

5　结论

以AP1000消化吸收和CAP1400型号开发为牵引的压水堆重大专项的实施,促进了我国三代核电技术的研发和设计水平,实现了设备材料国产化的研制目标和装备制造能力的整体升级,打造了三代核电的工程建造能力和专业化管理能力,建成了一批具有世界先进水平的综合配套试验设施和设备鉴定平台,形成了成套的先进设计分析软件体系,提升了我国核电安审监管和标准体系建设水平,培养了一支高素质的核电技术人才队伍,为我国核电的可持续发展打下了坚实的基础。

在新型举国体制支持下,在全国近两百家单位、两万多人的共同努力下,核电工作者完成了国家任务,形成了国家品牌,提升国家能力。在重大专项实施十周年之际,从AP1000到CAP1400,我国三代核电完成了引进、消化、吸收、再创新的自主化历程,提升了核电的综合实力,实现了发展的跨越。

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