“华龙一号”首堆核岛布置设计

邢继，徐国飞，王晓江

（中国核电工程有限公司，北京 100084）

“华龙一号”是在我国30 余年核电科研、设计、制造、建设和运行经验的基础上，根据福岛核事故经验反馈以及我国和全球最新安全要求，研发的先进百万千瓦级压水堆核电技术。

在设计创新方面，“华龙一号”提出“能动和非能动相结合”的安全设计理念，采用177个燃料组件的反应堆堆芯、多重冗余的安全系统、双层安全壳，全面平衡贯彻了“纵深防御”的设计原则，设置了完善的严重事故预防和缓解措施，其安全指标和技术性能达到了国际三代核电技术的先进水平，具有完整自主知识产权[1]。

布置设计作为“华龙一号”研发设计一项重要工作，决定了“华龙一号”最终表现形式。本文从核电厂核岛布置设计原则及要求出发，论述“华龙一号”首堆核岛主厂房布置设计、主要工艺系统布置设计、专设安全系统布置设计、辅助系统布置设计思路和成果，满足核岛布置设计原则和要求，使“华龙一号”达到创新、安全、便利以及经济的目的。

1 核岛布置设计原则及要求

核电厂核电布置设计过程中，除了考虑一般的工业厂房设备、管道等物项布置要求以外，主要考虑如下原则及要求。

（1）功能性原则

在布置设计时，首先要考虑顶层设计方案、实现系统功能，合理布置系统设备及部件位置，尤其是在布置非能动系统时，要充分考虑非能动实施的原理。

（2）安全性原则

电站布置要考虑三代核电安全特征，通过布置提升其固有安全性。

1）外部灾害防护，“华龙一号”尽量将不同系列安全级构筑物及物项分开布置，实现空间隔离，在无法实现空间隔离时，采用实体隔离。

2）内部灾害防护，在进行厂房内部物项布置时，全面考虑了诸如火灾、内部飞射物、水淹、高能管道断裂等内部灾害，对需要保护的安全级物项、灾害源以及灾害的发展过程进行了全面分析。采取控制灾害源发生、隔离布置等方法避免灾害发生，无法避免灾害源时，则应采取必要防护措施。

3）辐射防护安全，放射性物项与非放射性物项分开布置，合理规划人员路径，使人员剂量合理可行尽量低。

（3）便利性原则

1）人因工程，“华龙一号”布置设计符合人因工程原则，为操作人员提供便捷舒适的作业环境。

2）可建造性和可运维性，核电厂内部结构复杂、系统繁多、设备密集。“华龙一号”在布置设计过程充分考虑了建造期间设备、部件的运输和就位路径，也考虑设备检修空间以及人员、检修检测设备的可达性，使得“华龙一号”便于建造和运维。

（4）经济性原则

在布置设计过程中，在保证安全性的前提下充分考虑经济性。

（5）创新性原则

电站布置要进行创新，在满足功能的情况下体现“华龙一号”独特特点。

（6）先主后次原则

应根据重要性、安全性以及厂房体积大小依次布置构筑物和物项，遵循先主后次原则。

2 核岛主厂房配置及总体布置

根据EUR 文件要求，对于双机组或多机组核电厂，核岛和发电机厂房应当采取复制的模式布置，避免镜像布置。从灾害预防的角度出发，这样要求可以避免事故时机组间的相互影响。同时，可以提高投资灵活性，投资方可根据电力需要和资金状况决定建造机组的数目。这就要求核电站的核岛和发电机厂房应采用单堆布置。为了满足该要求，“华龙一号”核岛主厂房采用了单堆布置设计，机组之间存在一定的距离。“华龙一号”作为具有三代核电安全特征的压水堆核电机组，在顶层方案及安全系统设计进行了大量创新。为配合顶层方案及安全系统创新，“华龙一号”核岛主厂房配置也进行了创新。核岛主厂房除了配置反应堆厂房、电气厂房及燃料厂房外，创新性采用了安全厂房，用于布置主要专设安全系统。为满足安全性和便利性要求，这五大厂房以反应堆厂房为中心进行布置。电气厂房主要用于布置E1 级电气仪控设备以及主控室，将其布置在反应堆厂房北侧（以局部坐标计，下同），这样布置有利于连接核岛和常规岛。燃料厂房主要用于新燃料及乏燃料暂存，为了便于运输燃料，将其布置在反应堆厂房南侧，其方位对应反应堆厂房内换料水池。两个安全厂房主要用于布置专设安全设施：安注系统、安喷系统及堆腔淹没系统。为了实现安全系统空间隔离，增加核电厂固有安全性，设置两个安全厂房，将两个系列安全系统分开布置，分别布置在反应堆厂房东西两侧，方位与安全壳地坑过滤器出口相对应。为提高核岛主厂房整体抗震性能，提高基础稳定性，将五个核岛主厂房布置在一块大底板上，底板大致为一个对称结构。

“9·11”事件以后，担忧发生商用大飞机恶意撞击核设施，美国核管会已通过联邦法规10CFRPART50.150 明确要求新建核电厂需要对大型商用飞机撞击进行评估。“华龙一号”作为新研发的三代核电机组，防商用飞机撞击无疑是提高其安全水平的一个重要特征。对于核电厂安全而言，主要是保护堆芯安全、乏燃料安全、防止放射性物质外泄以及主控室的可居留性，“华龙一号”主要安全设施均布置于五个核岛厂房，包括核燃料、专设安全设施及主控室。因此，为了抵御商用大飞机撞击，反应堆厂房、电气厂房及燃料厂房设置了防飞机撞击（APC）大壳，分别用于保护堆芯、主控室及乏燃料安全；两个安全厂房虽然设有专设安全设施，但分别布置反应堆厂房两侧，根据事故假设准则，不考虑同时发生飞机撞击，因此，出于经济性考虑，安全厂房未设置APC 壳。核岛主厂房平面示意图如图1 所示。

图1 “华龙一号”核岛主厂房平面示意图Fig.1 The plan sketch of the main building of HPR1000 nuclear island

为提高“华龙一号”安全性、便利性及经济性，对核岛其他厂房配置也进行了创新。主要体现在以下四个方面：

（1）对核辅助厂房配置进行了创新，将三废处理设施移出该厂房，这样做的原因是为提高核废物处理设施利用率，越来越多核电基地将废物集中处理，可以多机组共用一个废物处理设施。

（2）增设人员通行厂房，满足运行及维修期间人员通行及管理要求，提高了便利性。

（3）为提升核岛消防用水可靠性，单独设置了核岛消防泵房，该厂房为抗震Ⅰ类结构，提高了安全性。

（4）设置了核废物厂房，但是该厂房可以根据厂址状况选配，达到节约投资的目的。

此外核岛还设置了应急柴油机厂房、应急空压机房、龙门架及水压试验泵房等厂房。

核岛厂房布置遵循先主后次原则，先布置重要及体积较大的子项，后布置体积相对较小的子项，依次布置。

辅助厂房主要用于核辅助系统布置，包括化容系统、硼水系统、核取样系统以及核废物系统等。将核辅助系统布置在燃料厂房东侧，便于辅助系统通过燃料厂房与反应堆厂房接口。人员通行厂房用于正常运行及检修期间的人员进出，布置于电气厂房东侧，目的是方便人员通过该厂房进入电气厂房然后达到主控室，也方便人员进入安全厂房及核废物厂房，使人员行走的路程最短。A、B 两个系列安全级应急柴油机厂房分别布置在核岛的西北角和西南角，使之实现位置隔离，可有效避免共因失效；核废物厂房靠近核辅助厂房布置，便于放射性废物输送。核岛消防泵房用于核岛消防用水的贮存及增压，设有消防水池及消防水泵，该厂房布置于人员通行厂房东侧并有一定距离，消防水管道通过地下管廊进入核岛主厂房。应急空压机房设有应急空压机、压缩空气过滤干燥器以及贮存罐，靠近核岛布置。龙门架用于压力容器、蒸发器、主泵等反应堆厂房主要设备建造及维修期间的吊装，方位与反应堆厂房设备闸门相对应，将其布置在燃料厂房南侧，运输轨道通过燃料厂房与反应堆厂房操作大厅相连。水压试验泵房体积较小，相对独立，设置在核岛西南角，靠近燃料厂房。

核岛主厂房周围为均匀地布置了核岛子项，平面布局图如图2 所示，主要厂房三维示意图如图3 所示。

图2 “华龙一号”主厂房群平面布置图Fig.2 The plan layout of the main building of HPR1000

图3 “华龙一号”核岛厂房三维示意图Fig.3 The 3D sketch of HPR1000 nuclear island

3 主工艺系统布置

主工艺系统包括一回路及二回路系统。主工艺系统作为核电厂核心物项，其布置对核电厂整体布局及安全有重要影响，应遵循先主后次原则对其首先布置。“华龙一号”为三环路核电机组，一回路系统主要包括一台反应堆压力容器（RPV）、三台蒸汽发生器（SG）、三台主泵（MP）、一台稳压器及其相应主管道和辅助设备，全部布置于反应堆厂房。压力容器作为机组核心布置于反应堆厂房中心位置，三台蒸汽发生器及主泵间隔120°围绕压力容器均匀布置。三个环路主要设备不仅实现空间隔离，还通过隔墙进行实体隔离，可以避免环路间的相互影响和共因失效，满足安全性要求。压力容器与蒸汽发生器之间通过热段相连，将经过反应堆加热后的冷却剂送入蒸汽发生器；蒸汽发生器与主泵通过过渡段相连，将与二回路换热后的冷却剂送入主泵；主泵与压力容器通过冷段相连，将换完热冷却剂送入反应堆加热。稳压器通过波动管与一环路热段相连，以维持一回路压力稳定。为了实现主泵失电后利用自然循环导出堆芯热量，将压力容器布置在低于蒸汽发生器的位置，由于堆芯冷却剂温度相对蒸汽发生器内冷却剂温度更高，利用密度差建立自然循环，实现一回路事故工况下非能动安全。一回路主要设备立面布置示意图如图4 所示。

图4 一回路主设备立面布置示意图Fig.4 The elevation layout of the main equipmentof the primary system

二回路管道将蒸汽发生器产生的蒸汽输送到汽轮机做功，同时将做完功后冷凝的水输送到蒸汽发生器加热。二回路管道体积较大，热工参数高，布置时应尽量短，满足经济性原则，并注意灾害防护，满足安全性原则。因此，二回路主给水管道由汽轮机厂房从电气厂房管廊进入反应堆厂房，然后沿着反应堆环形区为每台蒸汽发生器给水。反之，主蒸汽管道从蒸汽发生器引出后经电气厂房进入汽轮机厂房，这样布置实现路程最短原则。三个环路的主蒸汽及主给水管道平行布置，主蒸汽管道布置在主给水管道的上方，各主管道之间采用楼板和隔墙进行隔离，避免管道断裂而相互影响。同时，这些墙体也将各环路主蒸汽及主给水管道划分为不同的防火分区，避免由于火灾发生引起的共模失效。“华龙一号”主系统平面示意图如图 5 所示。为了增加主给水管道断裂工况下的隔离安全性，对主给水调节阀组布置进行了创新，将原来布置在常规岛的该阀组调整到电气厂房主给水管廊，由于电气厂房为抗震Ⅰ类结构，可以确保在地震工况下主给水调节阀组正常运行，提高主给水隔离的可靠性，主给水调节阀组布置示意图如图6 所示。

图5 “华龙一号”主系统平面布置示意图Fig.5 The plan layout of the main system of HPR1000

图6 主给水管道平面布置示意图Fig.6 The plan layout of the main feedwater system of HPR1000

4 专设安全系统及严重事故应对系统布置

“华龙一号”设有辅助给水、安全注入、安全壳喷淋等专设安全系统，另外，相比于二代加核电站，为提高其安全性，“华龙一号”还增设了堆腔淹没、非能动二次侧余热排出及非能动安全壳冷却等严重事故应对系统，采用了能动+非能动的事故应对策略，提高了电站的安全性。在安全系统的布置设计中，不仅要考虑不同安全系列之间的有效隔离，对于非能动系统，还需要考虑实现非能动功能而采用的物理学原理，实现非能动功能。安全系统总体布局对核电厂总体布局和安全性有较大影响，因此，根据先主后次原则，安全系统布置也需优先设计。

辅助给水系统在丧失主给水的工况下投入使用，利用二回路导出堆芯热量。本系统配置了二台电动给水泵和二台汽动给水泵，以及两个辅助给水箱。辅助给水箱创新性采用了内衬不锈钢敷面水池，布置在电气厂房内部，这样不仅有利于厂房结构完整性，也有助于保护辅助给水水源的安全性。四台辅助给水泵布置在电气厂房最底层，防止由于内部灾害引起的共模故障，分别布置在不同的隔间，并通过内部水淹分析，将泵的基础设置得足够高，以免由于内部水淹而引起失效。

安注系统在发生LOCA 事故丧失反应堆冷却剂时投入使用，主要设备为三台中压安注箱，两台中压安注泵及两台低压安注泵，中压安注泵采用了卧式离心泵，而低压安注泵采用了立式离心泵。当发生LOCA 事故时，一回路压力下降到中压安注注入压力时，三台中压安注箱投入使用，同时启动中压安注泵，由于中压安注泵属于能动设备，需要一定响应时间，注入时间晚于中压安注箱。当一回路压力逐渐下降，需要大量注入时，启动低压安注泵。因此，将三台中压安注箱靠近堆芯布置，布置于反应堆厂房最底层，三台安注箱各对应一个环路，间隔一定角度对称布置。由于一台中压安注泵及一台低压安注泵组成一个安全系列，故将其分别布置在左右两侧安全厂房底部，完全做到空间隔离和实体隔离。换料水箱正常工况下作为换料水池的水源，事故工况下作为安注和安喷系统的水源，是安全系统重要组成部分，作为核安全级的构筑物，设计要求抗震、抗外部飞射物的损害。因此，相比二代加核电站，“华龙一号”对换料水箱设计进行了创新，将换料水箱布置在反应堆厂房内部最底层，采用内衬不锈钢结构水池，大大提高了事故情况下堆芯冷却用水源的可靠性和安全性。

当安全壳内发生LOCA 事故或二回路主管道断裂事故导致安全壳升压时，启动安全壳喷淋系统。“华龙一号”设置了二台安全壳喷淋泵（安喷泵）及二台安喷热交换器，安喷泵采用了立式离心泵，热交换器采用管壳式卧式热交换器。一台安喷泵和一台热交换器组成一个安全系列，故将其分别布置在左右两侧安全厂房，与低压安注泵平行布置，两个安全壳喷淋系列做到完全空间隔离和实体隔离。

“华龙一号”专设安全系统主要设备平面布置示意图如图7 所示。

图7 “华龙一号”专设安全系统主设备平面布置示意图Fig.7 The plan layout of the main equipment of HPR1000 engineered safety features

当出现堆芯熔化严重事故时，“华龙一号”可以启动堆腔淹没系统向反应堆堆坑注水，以冷却反应堆压力容器，避免压力容器熔穿，保持反应堆压力容器的完整性。堆腔淹没系统采用能动+非能动的系统配置，设置了采用离心泵的能动堆腔淹没子系统和高位注水箱堆腔淹没的非能动子系统。正常情况下，优先启动能动系统，水源也来自于内置换料水箱。该系统还设有外部应急取水口，布置于电气厂房外部，可在紧急情况下提供外部水源。两台堆腔注水泵分为两个安全系列，分别布置在左右两侧安全厂房，平面位置如图7 所示。非能动注水箱采用内衬不锈钢水池，布置于反应堆厂房靠近堆腔位置，以便在需要投运时快速打开隔离阀利用重力向堆腔供水。堆腔淹没系统主要设备立面布置示意图如图8 所示。

图8 堆腔淹没系统主要设备立面布置示意图Fig.8 The elevation layout of the main equipment of the reactor cavity flooding system

当发生LOCA 或二回路主管道断裂事故时，导致安全壳温度及压力升高，若此时安全壳喷淋系统不可用，则启动非能动安全壳冷却系统。安全壳冷却系统主要由热交换器和冷却水箱组成。“华龙一号”非能动安全壳冷却系统设置三个相互独立的系列，每个系列包括二组热交换器、一个换热水箱和一个导热水箱。热交换器布置在安全内壁上部空间，三个系列热交换器沿安全壳内壁圆周均匀布置。这样可以冷却安全壳上部空间的空气，形成安全壳内空气自上而下非能动循环，使整个安全壳内部空气温度降低。换热水箱位置高于热交换器，当系统运行时，热交换器内的热水温度升高，密度下降，与高位换热水箱内的水因密度差形成自然循环，导出安全壳内部热量。当换热水箱温度不断升高，达到饱和温度时，产生的蒸汽通过导热水箱排入大气。由于空间限制，将换热水箱布置在反应堆厂房外层安全壳上部，为节省空间，将其设计为内衬不锈钢结构水池，三个系列换热水箱及导热水箱绕反应堆厂房一周，均匀布置。

当发生丧失主给水事故且辅助给水不可用时，“华龙一号”启动二次非能动余热排出系统，利用该系统导出堆芯热量。该系统设置了三个相互独立的系列，对应三台蒸汽发生器，每个系列设置了一台非能动热交换器。其热阱与非能动安全壳冷却系统换热水箱为同一水箱，将该热交换器布置在换热水箱中，完全被换热水箱中的水淹没，每个换热水箱中放置一台热交换器。非能动热交换器位置高于蒸汽发生器，来自于蒸汽发生器的蒸汽通过管道连接换热器的入口，经过换热后冷凝成水，流向主给水管道进入蒸汽发生器，经蒸汽发生器加热后成为蒸汽后再次进入非能动热交换器，如此循环导出堆芯热量，完全依赖自然循环进行工作。主要设备立面布置图如图9 所示。

图9 非能动安全壳冷却系统及非能动二次侧余热排出系统主要设备立面布置图Fig.9 The elevation layout of the main equipment of the passive secondary residual heat removal and passive containment cooling systems

5 主要辅助系统布置

主要辅助系统在核电厂承担重要功能，“华龙一号”主要的辅助系统有余热排出系统、化容系统、设备冷却水系统、乏燃料池冷却系统等。本节主要介绍这些主要辅助系统的布置。

余热排出系统主要用于在启停堆期间投入使用，当反应堆冷却剂温度升高到180 ℃时，通过二回路系统带走堆芯热量，余热排出系统停止运行。余热排出系统配置了两台余热排出泵和两台热交换器，1 台余热排出泵和1 台热交换器组成一个安全系列。在传统的二代加核电站，余热排出系统布置于反应堆厂房内部。由于“华龙一号”反应堆厂房内部增设了内置换料水箱和堆腔淹没系统设施，为节约安全壳内部空间，对余热排除系统布置进行了创新，将余热排出系统移出反应堆厂房，布置在核燃料厂房或辅助厂房。这样既可以满足反应堆厂房空间需求，也方便余热排出系统设备在反应堆厂房外的安装及检修。

化容系统用于反应堆冷却剂系统水质及容积控制，与二代加核电站不同，“华龙一号”化容系统不承担高压安注功能。化容系统主要设备包括两台上充泵、一台下泄热交换器和一台再生热交换器及一台容控箱，以及除盐器等。为更好回收下泄流热量并加热上充流，将再生热交换器布置在反应堆厂房，靠近反应堆堆芯。为方便操作和空间利用，将上充泵、下泄热交换器、容控箱及除盐器则布置在核辅助厂房。两台上充泵分别属于两个安全系列，布置时考虑了实体隔离，满足防水淹和防火要求。化容系统用来处理和调节一回路水质，介质具有较高的活性，在管线布置时需要考虑辐射防护，需要手动操作的阀门需要采用远传机构。

设备冷却水系统主要为冷冻水系统、乏燃料池冷却系统、余热排出系统、安喷系统等用户提供设备冷却水。设备冷却水系统配置了四台板式热交换器及四台循环泵。四台板式换热器和四台循环泵分别属于两个安全系列，布置时采用墙体进行实体隔离，满足防水淹和防火要求。设冷水主要设备及母管道体积较大，需要净高较大的空间进行布置，“华龙一号”设备冷却水系统主布置在燃料厂房的清洁区域。由于热交换器体积和质量较大，为方便运输，将其布置在燃料厂房地面一层，循环泵布置在热交换器的上一楼层。

乏燃料池冷系统主要由乏燃料池、冷却泵和热交换器组成。乏燃料池和燃料运输通道布置在燃料厂房的地面第一层，乏燃料从反应堆厂房卸出后经燃料运输通道转运至乏燃料池贮存，乏燃料水池为内衬不锈钢水池。若需运出乏燃料，则在乏燃料装载井中将其装入乏燃料运输容器，然后运输出乏燃料厂房。冷却泵和热交换器尽量靠近乏燃料池布置，均布置于燃料厂房最底部。三台冷却泵分别属于两个安全系列，布置时考虑了实体隔离，满足防水淹和防火要求。

主设备通道位于燃料厂房右侧，在建造期间或主设备更换时，主设备可经龙门架提升后通过该通道进入反应堆厂房（主设备采用开顶法吊装除外）。通道上设有主设备运输轨道，由于运输通道中轴线与反应堆厂房中心偏离，设计了弯曲形运输轨道，如图11 所示，使得设备运输平板车可以平稳运行。

主要辅助系统的布置示意图如图 10～图 11 所示。

图10 主要辅助系统设备平面布置示意图Fig.10 The plan layout of the main auxiliary system equipment

图11 燃料厂房主辅助系统设备立面布置示意图Fig.11 The elevation layout of the main auxiliary system equipment of the fuel building

6 结论

作为我国自主研发的三代核电机组，“华龙一号”首堆采用了单堆布置设计，首次实现我国大型商用核电单堆布置。单堆布置设计的优点在于不仅可以提高了投资灵活性，还可以避免了机组之间的相互影响，提高核电厂整体安全性。“华龙一号”核岛厂房配置及总体布置设计进行了大量创新，这些创新点包括采用了防商用大飞机撞击壳、设置了安全厂房、换料水箱内置、增设人员通行厂房及抗震消防厂房等，这些创新充分体现了“华龙一号”特点，不仅满足电厂功能要求，还极大提高了“华龙一号”核电机组安全性。首次完成了“华龙一号”非能动系统布置设计，满足“华龙一号”能动+非能动顶层设计方案要求，积累了非能动系统布置设计宝贵经验。“华龙一号”核岛布置设计满足功能性、安全性、便利性、经济性、创新性及先主后次等核电布置设计原则要求。通过“华龙一号”核岛布置设计研究，使“华龙一号”达到创新、安全、便利以及经济的目的，为“华龙一号”后续机型及我国其他核电机组研发积累了宝贵经验，奠定了技术基础，具有良好的社会效益和经济效益。