“华龙一号”的设计理念与总体技术特征

荆春宁,赵 科,张力友,李 辉,王诚诚,钱怡洁,张 鹤,蒋慧黠

(中国核电工程有限公司,北京 100840)

从诞生到今天,核电在半个多世纪的时间里经历了不同的发展阶段:从最初的原型堆发展到第二代的商业堆,再到如今的热效率提高以及采用现代化安全系统的三代堆技术。美国发布的URD(《先进轻水堆用户要求文件》)[1]和欧洲发布的EUR(《轻水堆核电站欧洲用户要求》)[2]对于先进核电站提出了全面的要求,新世纪以来,首批工程应用的三代核电技术例如AP1000、EPR等堆型在性能设计、安全设计以及经济性方面均有全面的提升。

2011年发生的福岛核事故再次引起了全世界对于核电站安全的广泛关注。各国基于福岛核事故的反馈,纷纷提出了更高的核安全标准,重点关注的事项如:外部事件防护、应急电源与最终热阱的可靠性、乏燃料水池的安全、多机组事故的应急响应以及应急设施的可居留性和可用性等[3]。为了进一步提高我国核电站的安全水平,国家核安全局在2016年重新修订了 《核动力厂设计安全规定》(HAF102),新版的规定提出或增加了实际消除、设计扩展工况、内部和外部灾害、防商用大飞机恶意撞击等要求[4]。

在此背景下,中核集团基于多年压水堆核电站设计、建造、调试、运行的经验,研发了具有完全自主知识产权的先进压水堆 “华龙一号”(HPR1000)。“华龙一号”的设计充分考虑了福岛核事故后的经验反馈,满足国际国内最新的安全要求。“华龙一号”全球首堆于2015年5月于福建省福清市开工建设。

1 设计理念

核电站的设计中首先要确保三项基本功能:反应性控制、余热导出、放射性包容。为了实现基本安全功能,纵深防御概念贯彻于 “华龙一号”安全有关的全部活动,以确保这些活动均置于防御措施的保护之下。

能动与非能动相结合的安全设计是 “华龙一号”最具代表性的创新[5],同时也是满足多样性原则的典型案例 (见图1)。能动技术最突出的特点是在核电站偏离正常时能高效可靠的纠正偏离,非能动系统则是利用自然循环、重力、化学反应、热膨胀、气体膨胀等自然现象,在无需电源支持的情况下保证反应堆的安全,使设计更加简化。能动与非能动相结合的技术用于确保应急堆芯冷却、堆芯余热导出、熔融物堆内滞留和安全壳热量排出等安全功能,能够充分发挥能动安全技术成熟、可靠、高效的优势和非能动安全技术不依赖外力的自有安全特性,符合目前核电技术发展的潮流。需要注意的是,非能动系统的应用并不意味着可以降低能动系统的设计要求。能动系统的可用性仍然置于首位予以保证,非能动系统作为备用措施。

图1 “华龙一号”能动与非能动系统[5]Fig.1 Active system and passive system of HPR1000

“华龙一号”针对各类不同严重程度的事故都有充分可靠的安全措施:

首先,依靠核电站的固有安全性,使得初始偏离不会产生与安全有关的重大影响,或只使核电站产生趋向于安全状态的变化。以下是几个典型实例:堆芯设计为负反应性系数反馈;在断电情况下控制棒通过重力插入堆芯;在反应堆冷却剂系统 (RCS)保持完整及蒸汽发生器二次侧导出热量的条件下,RCS能够建立起自然冷却循环。

此外,“华龙一号”设置了专设安全设施用于缓解设计基准事故,主要包括安全注入系统、辅助给水系统与安全壳喷淋系统等,这些设施均设置了不同的冗余序列,且布置在不同的安全厂房中。两个安全厂房分别位于反应堆厂房的两侧以实现完全的实体隔离,从而降低外部事件造成共因失效的可能性。基于相同的原因,两个柴油发电机厂房也实现了实体隔离。

“华龙一号”对于可能的设计扩展工况也采取了完善的预防和缓解措施。对于被认为是现有核电厂薄弱环节的特定设计扩展工况,如全厂断电 (SBO),未能紧急停堆的预期瞬态 (AT WS)等,设置了SBO电源和72 h蓄电池、多样化的冷却系统 (二次侧非能动余热排出系统、非能动安全壳热量导出系统)、应急硼注入系统等,同时制定了针对多重故障的事故规程,用来应对部分典型的超设计基准事故,防止其发展为堆芯熔化的严重事故。而对于可能发生的堆芯熔化的严重事故,设计中也考虑了适当的应对措施,例如设置一回路快速卸压系统,能动与非能动相结合的堆腔注水系统,安全壳消氢系统、过滤排放系统等。同时,提高了严重事故时主控室的可居留性,编制了严重事故管理导则,使得主控室工作人员和技术支持人员能够更安全有效地处理并缓解严重事故的后果。

“华龙一号”的经济目标以及运行性能符合URD与EUR的要求,如电站可利用率、设计寿期和换料周期等。一体化堆顶结构以及破前泄漏等先进技术的应用降低了建造和维护所需的成本和周期。

2 技术特征

“华龙一号”的研发坚持自主创新路线,具备独立的自主知识产权,其设计中采用了大量先进设计特征。

表1列出了 “华龙一号”的总体技术参数,以下将主要从反应堆和燃料、反应堆冷却剂系统(RCS)、专设安全设施、严重事故预防和缓解措施、厂房构筑物等方面对 “华龙一号”的主要技术特征进行介绍。

表1 “华龙一号”总体参数Table 1 General parameters of HPR1000

2.1 堆芯与燃料

“华龙一号”的反应堆堆芯采用自主研发的先进燃料组件,数量增加到177组,在提高堆芯额定功率的同时降低平均线功率密度,既提高了核电站的发电能力,又增加了核电运行的安全裕量;同时采用CF3型先进燃料组件,换料周期可达18个月,提高了核电站的可利用率:堆芯额定热功率为3 050 MW,平均线功率密度为173.8 W·c m－1。每一个燃料组件由264个燃料元件组成,放置于17×17的支撑格架中。

2.2 反应堆冷却剂系统

“华龙一号”的反应堆冷却剂系统采用成熟的三环路设计,每个环路包含一个蒸汽发生器和一个反应堆冷却剂泵。“华龙一号”增大的压力容器、蒸汽发生器以及稳压器可以更好地适应更高的功率,同时更好地容纳运行瞬态,降低非计划停堆的可能性。蒸汽发生器二次侧容积的增加也能够在蒸汽发生器传热管破裂事故时延长二次侧满溢的时间,还可以在给水完全丧失的情况下延长蒸汽发生器的干涸时间。

通过控制材料中的有害元素、降低母材与焊材的初始无延性转变温度等技术手段,“华龙一号”的压力容器的寿命能够达到60年。压力容器的内表面为可以防止被腐蚀的不锈钢堆焊层。其主要部件采用整体锻造,以减少焊缝数量。

“华龙一号”的蒸汽发生器为ZH-65型立式、倒U型管式蒸汽发生器。其传热管采用抗腐蚀且性能优良的因科镍690合金制造,由管板支撑,管孔呈三叶状排列。蒸汽发生器一次侧与冷却剂接触的部分由抗腐蚀的合金制造而成,或用奥氏体不锈钢或者因科镍堆焊覆盖其表面。

2.3 专设安全设施与严重事故预防与缓解措施

“华龙一号”专设安全设施由冗余系列组成以满足单一故障准则。其中安注系统由中压安注和低压安注两个能动子系统与一个非能动的安注箱注入子系统组成。内置换料水箱为安注水源,其设置在安全壳内,增强了对外部事件的防护,并且避免了在长期注入阶段的水源切换。辅助给水系统用于正常给水丧失后为蒸汽发生器二次侧提供应急补水。辅助给水泵由2×50%电动泵以及2×50%汽动泵组成,泵的多样性提高了系统的可靠性。

安全壳喷淋系统能够通过喷淋冷凝释放到安全壳内的热的蒸汽,将安全壳的温度和压力控制在设计限值内,保持安全壳的完整性。

“华龙一号”具备完善的严重事故预防和缓解措施,设置了包含几大非能动系统在内的多种措施来对抗严重事故威胁。

堆腔注水冷却系统通过压力容器外表面与保温层之间的流道注水来实现对PRV下封头外表面的冷却,从而保证压力容器的完整性并实现堆芯熔融物的堆内滞留。堆腔注水冷却系统由能动与非能动两个子系统组成。其中非能动子系统主要借助位于安全壳内的高位水箱,在发生严重事故并且能动系统失效时,依靠重力,将水注入,从而冷却压力容器的下封头。

二次侧非能动余热导出系统可以在全厂断电并且汽动辅助给水泵失效时投入运行,通过非能动的自然循环的方式为蒸汽发生器提供补水。

非能动安全壳热量导出系统用于确保在设计扩展工况下安全壳温度和压力不会超过设计限值,从而确保安全壳的完整性。安全壳内的高温蒸汽与气体的热量被安装在安全壳上部内表面的热交换器管内的冷却水带走,并将热量传递到安全壳外的换热水箱内。安全壳内与换热水箱内水的温差以及换热水箱与热交换器的高差是建立自然循环导出热量的驱动力。水箱的容量满足严重事故后72 h内热量导出的需求。

2.4 厂房布置

“华龙一号”采用单堆布置,厂房由核岛、常规岛以及电厂配套设施三部分组成。其中,核岛由反应堆厂房、燃料厂房、电气厂房与安全厂房以及几个外围的其他厂房构成 (见图2)。核岛厂房采用水平和竖直方向均为0.3g的地面峰值加速度作为抗震输入。“华龙一号”通过双层安全壳以及燃料厂房、电气厂房的混凝土屏蔽墙以及安全厂房的实际隔离实现对商用大飞机的撞击的防护。通过合理布置,“华龙一号”降低了外部和内部事件引起的火灾和爆炸的后果和频率。电厂布置方案将放射性与非放射性设备进行了隔离分区,并对这些区域的进出人员提供不同的通道。布置方案还提高了设备检查、维护和更换的便利和效率,以尽可能降低职业照射剂量。

图2 “华龙一号”核岛厂房[5]Fig.2 Nuclear island building of HPR1000

3 试验验证

作为渐进式设计的先进压水堆,“华龙一号”是基于成熟技术的。其大部分先进设计特征并非首次应用,而是基于之前核电厂的设计经验,已经在国内、国外核电项目中得到了应用和验证。

而对首次采用的先进设计特征,则通过一系列的验证性试验,证明了其具备良好的性能并且不会对安全带来负面影响。这些试验活动历时多年,包括堆腔注水冷却系统 (CIS)验证试验、二次侧非能动余热导出系统 (PRS)验证试验、非能动安全壳热量排出系统 (PCS)验证试验、反应堆整体水力模拟试验、反应堆旁漏流试验、反应堆下空腔交混试验、控制棒驱动线(CRDL)抗震试验、流致振动试验、蒸汽发生器验证试验等 (见图3至图5)。所有这些关键试验已经于2013年11月前全部完成,确保 “华龙一号”的整体可靠性。

图3 PRS系统试验装置[5]Fig.3 PRStest facility

图4 PCS系统综合性能试验装置[5]Fig.4 PCSintegrated perfor mance test facility

图5 堆内构件流致振动试验装置[5]Fig.5 Inter nals flow induced vibration test facility

4 结束语

“华龙一号”作为完全自主知识产权的中国三代核电堆型,满足国际先进压水堆核电站用户要求,以及最新的国际与国内的核安全法规标准,考虑了福岛核事故后的经验反馈。“华龙一号”采用了大量的先进设计特征,包括177燃料组件、能动与非能动结合的安全设计理念、强化的外部事件防御能力、改进的应急响应能力等等。“华龙一号”利用大规模的试验设施,开展了一系列验证试验,证明了新设计能够实现设计目标与功能,并且不会对核电站安全造成任何负面影响。“华龙一号”采取了大量有效措施解决了福岛事故后引起关注的安全问题。

与目前国内现有大多数压水堆核电站相比,“华龙一号”的两个重要概率安全评价指标CDF与LRF降低了将近两个数量级,满足国内外对于新建核电站的安全目标的要求。其多样性的安全设施具有实质性的创新,显著提高了各种条件下所需安全功能的可靠性。

“华龙一号”还充分利用了国内二代改进型机组批量化建设过程中形成的设计、设备制造、施工和运行管理等产业链资源,从而较大幅度地降低研发建设成本。其上网电价与沿海省份标杆电价相比有一定竞争力,其单位千瓦造价低于目前国内和国际在建的第三代核电机组,使其与国内外其他三代核电厂相比具有很好的经济性和市场竞争力。

“华龙一号”国内、外首堆工程已经分别于2015年的5月和8月开工建设。可以预见,“华龙一号”未来的批量建设以及大量出口不仅能够使我国核电中长期发展规划目标得以实现,还可以满足巴黎协定通过后世界各国对于清洁能源的需求。

[1]Goldberg S M,Rosner R．Nuclear reactors:generation to generation[J]．Ca mbridge:American Acade my of Arts and Sciences,2011．

[2]欧洲组织．轻水堆核电站欧洲用户要求 [R]．2011．

[3]吴宇翔,宋代勇,赵光辉．福岛事故后核电法规标准发展趋势 [J]．核科学工程,2013,33(3):329-336．

[4]中国国家核安全局．核动力厂设计安全规定 [S],2016．

[5]邢继．“华龙一号”:能动与非能动相结合的先进压水堆核电厂 [M]．北京:中国原子能出版社,2016．