CPR1000与AP1000安全系统的差异性比较和分析

苏 晋

（中核核电运行管理有限公司，浙江 嘉兴 314300）

核电厂的安全注入系统在发生LOCA及失控冷却等事故时对于保证堆芯冷却，带走衰变热量以及防止重返临界起着至关重要的作用。美国西屋公司设计的第三代压水堆型AP1000中，其非能动堆芯冷却系统主要由非能动余热排出系统和非能动安全注入系统组成，在脱离了泵、风机等高安全级别的能动安全设备以及冗余的安全交流电源和通风、空调等能动支持系统的设计后，仅利用非能动系统部件的自然规律等实现安全功能。在设计基准事故下，在事故后72小时内不需要操作员干预或无交流电源的情况下，非能动系统能保证堆芯冷却并维持安全壳的完整性，安全性能大幅提高。

而CPR1000机组的安全注入系统中的高压安注、低压安注分系统都设置了独立系列，由两列交流应急配电系统供电。中压安注系统则由三个独立系列组成。CPR1000堆型充分吸收了法国和德国多年核电设计建造和运行经验，有着丰富的运行经验，通过渐进式地模式改进安全设计，提高安全性和可靠性。

1　CPR1000安全注入系统概述

1.1　系统组成

RIS主要由高压安注子系统 （HHSI）、低压安注子系统（LHSI）、中压安注子系统（安注箱注入子系统）、4%硼酸溶液再循环回路、水压试验子系统组成。

高压安注子系统包括三台高压安注泵、一个换料水贮存箱（PTR001BA）、一个硼水注入罐、一个硼水注入缓冲罐、二台硼水注入罐再循环泵、相应管道、阀门和仪表组成。

低压安注子系统由两台低压安注泵；一个换料水贮存箱（PTR001BA）；二个安全壳地坑；相应的管道、阀门和仪表组成。再循环工况下，使用H4规程时，可利用EAS系统的冷却器作为低压安注子系统的组成部分。

中压安注子系统由三个容积为47.7m3的安注罐（RIS001/002/003BA）和其相应的管道、阀门和仪表组成。

图1　高压和低压安注子系统

高压和低压安注子系统为能动安注子系统，具有足够的设备和流道冗余度，并且配有相互独立的应急电源，即使长期运行期间出现单一能动或非能动故障，仍能确保系统运行的可靠性和堆芯的持续冷却，如图1所示。

中压安注子系统为非能动安注子系统，当一回路失去冷却剂，且其压力降至4.2MPa.a时，它能在最短的时间内把含硼量为2300ppm的硼酸水注入到反应堆内，淹没堆芯，防止堆芯燃料元件熔化和反应堆重返临界。

1.2　系统主要功能

CPR1000机组中安全注入系统具有以下几种主要功能：

当反应堆冷却剂系统发生失水事故或当主蒸汽系统发生管道破裂事故时，安注系统完成堆芯应急冷却功能；

在主蒸汽系统发生管道破裂事故时，向堆芯快速注入浓硼溶液，以补偿由于不可控地产生蒸汽致使反应堆冷却剂过冷而引起的反应堆冷却剂容积变化和反应性增加，从而使反应堆迅速安全停堆，并防止反应堆重返临界；

在失水事故后的再循环注入阶段，该系统部分承压边界作为安全壳的延伸，具有安全壳屏障的作用。

1.3　系统运行

安注系统启动后，首先进行的是冷段直接注入，即高压和低压安注泵启动，将换料水箱水和浓硼酸溶液注入堆芯，此时低压安注泵给高压安注泵提供必要的吸入压头。当一回路压力低于4.2MPa.a时，中压安注系统投入，当一回路压力继续下降至更低时，低压安注流量开始注入一回路。

当换料水箱水位低3出现且此时安注信号仍然存在时，进入安注再循环阶段，低压安注泵转为从安全壳地坑吸水。

安注7h后若仍需安注，则转为冷热、端同时注入，此举是为了保证在任何情况下导出剩余衰变热，并使堆芯维持在欠饱和状态，而与破口的位置无关。在安注进行24h以后，若依然需要安注，则建立长期再循环，目的在于考虑系统可能发生非能动故障，将安注的两个系列完全分离，以便探测和隔离可能的泄漏。

2　AP1000非能动堆芯冷却系统概述

2.1　系统组成

AP1000的非能动堆芯冷却系统包括非能动余热排出系统和非能动安全注入系统,如图 2[2]。

图2　AP1000非能动堆芯冷却子系统

其组成主要包含两个堆芯补水箱（配料槽）、两个安注箱、安全壳内换料水箱、安全壳地坑、减压阀、喷淋装置、非能动的余热排出热交换器和相应的管道、阀门和仪表。

2.2　系统功能及运行

AP1000非能动堆芯冷却系统可以在反应堆冷却剂系统发生LOCA事故以及在不同位置发生不同尺寸裂纹的情况下提供堆芯保护。其具有安全注入、应急硼化，非能动余热导出以及安全壳内PH值控制等功能。其中，后两种功能替代了传统压水堆应急辅助给水系统和安全壳喷淋系统的部分功能。

非能动堆芯冷却系统包含一台100%容量的非能动余热排出热交换器。当蒸汽发生器丧失给水时，通过打开并列的应急开启式气动阀门中的一个，利用温差形成的密度差实现流道内的自然循环，将堆芯余热导出。

图3　AP1000安全壳冷却

此时安全壳内的换料水箱作为非能动余热排出热交换器的最终热阱。换料水箱中的贮水量可以吸收超过1h的堆芯衰变热。而后，当换料水箱中的水开始沸腾后，水蒸汽上升到钢制安全壳，并在钢制安全壳上凝结，放出热量凝结后靠重力回流回换料水箱。释放到钢制安全壳上的热量一方面可以通过空气自然对流不断导出。另一方面，还可以通过利用设在安全壳顶部的两个安全壳冷却系统的重力排水箱排水对钢制安全壳进行冷却。此动作是通过开启三个平衡阀中的一个得以实现，三个阀门中两个为气动阀，另外一个为电动阀，满足多样性要求。这样，通过非能动余热导出热交换器和非能动安全壳冷却系统的配合，就可以不断地导出堆芯衰变热，如右图 3[3]。

两个堆芯补水箱和安注箱以及安全壳内换料水箱直接连接到压力容器的两个喷管上，如图4。

当发生LOCA事故时，通过开启注射阀启动两个堆芯补水箱的安注，当两个并联的启动阀任何一个开启，在密度差的作用下建立的补水箱与堆芯的自然循环便可以将硼酸水打入堆芯；

图4　非能动堆芯冷却系统简图

当压力进一步下降至低于安注箱内氮气压力时，两个安注箱可以在氮气压力下经过逆止阀在数分钟内提供很高的安注流量。

通过自动减压子系统对堆芯冷却系统降压，主系统压力与安全壳压力平衡后，在重力的作用下，换料水箱水可以提供长时间的低流量安注。当换料水箱水位下降到再循环定值时，再循环爆破阀自动打开，进入再循环阶段。在这一过程中，自动减压和建立长期注射的动作是由开启一系列电动阀门以及电发火管阀门来实现的，同时使用上述两种方法提高可靠性的同时满足了系统对于多样性的要求。

对于例如主系统双端剪切断裂的大LOCA，安注箱在第一时间将硼水打入主系统，淹没压力容器下腔室和下降段，而后在安注箱排空后，由堆芯补水箱提供淹没堆芯的流量，再后来由换料水箱提供安注流量，最后由地坑水实现长期冷却再循环。

3　小结

通过以上对比不难发现，CPR1000和AP1000在安全系统上具有一定的共性。而主要的差别迥异则源于设计理念上的不同，作为第三代核电技术中非能动型电厂典型代表的AP1000堆型，强调利用重力、自然循环、压缩空气等物理自然现象实现安全系统非能动理念，其结构和组成更加简单、实现功能的方法更加直接，降低了人因因素的干扰，在节约成本的同时使核电站的设计发生了革命性的变化。

而作为“二代加”冗余设计理念下的CPR1000型核电站，其本身技术已经达到国际同类型在役核电站的先进水平，满足新法规、导则的要求。同时，其国际上约1000堆年安全运行经验所呈现出的成熟性、稳定性，以及在实现自主化、国产化的情况下，建造成本的降低等等也构成了其有利的竞争优势。

【参考文献】

［1］李军,孙登科.安全注入系统手册，中国核电工程有限公司，2009.

［2］郭志锋译,张炎校.AP1000的非能动安全系统，国外核新闻 ，2005,9：14-20.

［3］刘飞,姜兴伟.AP1000与M310机组安全壳系统差异性分析，中国核科学技术进展报告,2011,10,第二卷：28-32.