堅持自主創(chuàng)新，開創(chuàng)核電發(fā)展新時代

葉奇蓁

(中國核電工程有限公司,北京 100840)

1　中國核電自主創(chuàng)新的歷程

中國第一座自主設計建造的核電廠采用壓水反應堆,發(fā)電功率300 MW,國務院于1981年10月正式批準建設,1983年6月破土動工,1985年3月20日澆灌核島底板第一罐混凝土,1991年12月15日首次并網(wǎng)發(fā)電,1994年4月1日投入商業(yè)運行。秦山核電廠的國產(chǎn)化設備占70%左右,施工完全由國內單位承擔。從此結束了中國大陸無核電的歷史。

繼秦山核電廠后,遵循 “以我為主,中外合作”的方針,自主設計建造了秦山第二核電廠,首期兩臺機組,擴建兩臺機組,共四臺機組,每臺機組發(fā)電功率650 MW,1、2號機組分別于1996年6月2日和1997年4月1日澆灌核島底板第一罐混凝土,并分別于2002年4月15日和2004年5月3日投入商業(yè)運行。秦山第二核電廠是中國自主設計、自主建造、自主運行,自主管理的首座商用核電廠,實現(xiàn)了自主建設商用核電廠的重大跨越。秦山第二核電廠采用國際先進標準,300 MW一個環(huán)路,二環(huán)路設計,與國際接軌;吸取國內外核電建設的先進經(jīng)驗,在安全系統(tǒng)上增加了冗余度,提高了安全性;考慮到美國20世紀末發(fā)布的下一代先進核電廠電力公司要求文件 (URD)中提出的要求,在核電廠的設計中作了某些改進,例如:滿足15%的熱工安全余量要求,壓力容器滿足60年壽命的要求,適當?shù)乜紤]嚴重事故的緩解措施,如設置防止安全殼超壓的濕式文丘里過濾排放系統(tǒng),廠區(qū)增設附加應急柴油發(fā)電機等,以及在3、4號機組中設置防止氫爆的非能動氫復合系統(tǒng),防止高壓熔堆的卸壓排放系統(tǒng)等,核電廠安全水平達到了二代加的水平。秦山第二核電廠采用與百萬千瓦級核電廠同樣的先進核燃料組件,加上每個環(huán)路的設備都與百萬千瓦級核電廠一致,實現(xiàn)了中國核電建設的標準化、國產(chǎn)化、系列化,為我國自主百萬千瓦級核電廠的發(fā)展奠定了堅實的基礎。隨后的海南昌江核電廠 (2×650 MW)實現(xiàn)了儀控系統(tǒng)的全數(shù)字化[1-2]。

1986年切爾諾貝利核事故后國際上對核電廠提出了更高的安全要求,在此背景下,美國主要電力公司于1990年出版了對輕水堆核電廠的“電力公司要求文件 (URD)”,規(guī)劃統(tǒng)一了電力公司對新建核電廠的要求。美國和歐洲開始研究開發(fā)新一代的先進輕水堆,其中壓水堆核電廠有AP600(21世紀初提升為AP1000)和EPR。先進核電機組有更高安全目標:堆芯熱工安全裕量大于15%,堆芯損壞概率小于10-5/堆年,大量放射性外泄概率小于10-6/堆年,較二代輕水堆單機組有更好的經(jīng)濟性:可利用因子大于87%,換料周期18～24個月,電站壽命60年,建設周期48～52個月,電價能與聯(lián)合循環(huán)的天然氣電廠相競爭。

秦山第二核電廠1、2號機組建成投產(chǎn)后,中國開始研究開發(fā)第三代核電技術。21世紀初引進了美國AP1000的技術,并在三門、海陽共建設4臺AP1000核電機組,單機組發(fā)電功率1250 MW,三門核電廠1號機組于2009年3月29日澆灌核島底板第一罐混凝土,海陽核電廠1號機組于2009年9月24日澆灌核島底板第一罐混凝土。與此同時,與法國合作在臺山建設兩臺EPR核電廠,單機組發(fā)電功率1750 MW,1號機組于2009年11月18日澆灌核島底板第一罐混凝土。與此同時,在我國核電設計、建造、運行的基礎上,自主研發(fā)設計了 “華龍一號”三代核電機組,“華龍一號”完全滿足URD要求。首批國內建設四臺機組,單機組發(fā)電功率約1200 MW,兩臺在福清核電基地建設,即5、6號機組,5號機組于2015年5月7日澆灌核島底板第一罐混凝土;兩臺在防城港核電基地建設,即3、4號機組,3號機組于2015年12月24日澆灌核島底板第一罐混凝土。與此同時,出口巴基斯坦卡拉奇的兩臺 “華龍一號”核電機組 (K2、K3),首臺K2于2015年8月20日澆灌核島底板第一罐混凝土。

2　“華龍一號”的技術特性

2.1　采用成熟技術,加大安全余量,提高核電廠安全水平

“華龍一號”采用單堆布置,堆芯設計采用177組17×17的核燃料組件 (見圖1),輸出功率1160～1200 MW,降低堆芯功率密度,使反應堆熱工余量大于15%;一回路系統(tǒng)采用三個環(huán)路的標準設計 (見圖2),可充分利用國內成熟的主設備設計和制造技術,使國產(chǎn)化率保持在80%以上?！叭A龍一號”壓力容器增設高位排氣系統(tǒng),排除事故時積累于上封頭處的不凝氣體;增大蒸汽發(fā)生器的傳熱面和穩(wěn)壓器的容積;主循環(huán)泵增設停機靜密封,以利于在全廠斷電(SBO)時保持一回路的自然循環(huán),以導出堆芯余熱?！叭A龍一號”采用雙重安全殼,兩層安全殼之間的環(huán)形空間設置通風系統(tǒng),使環(huán)形空間保持負壓,有利于提高安全殼系統(tǒng)的密封性,降低事故情況下放射性物質向環(huán)境釋放的風險,內殼與外殼功能相對獨立,內殼用作最后一道安全屏障,防止在事故甚至嚴重事故下,放射性物質外泄;外殼可抵御外部事件沖擊,包括大型商用飛機的惡意撞擊。安全殼內的自由容積大于70 000 m3,有利于放射性物質的包容?！叭A龍一號”設計基準地面水平加速度為0.3g,核電站廠坪標高高于海嘯風暴潮洪水水位——干廠址設計,以提高抗地震、海嘯、洪水、風暴潮的能力[1]。

圖1　177組件的堆芯設計Fig.1　177 assembly core design

圖2　三回路的標準設計Fig.2　Standar d three-loop design

2.2　采用能動與非能動結合的安全設計理念[3]

“華龍一號”貫徹核安全縱深防御和設計可靠性原則,采用 “能動與非能動結合的安全設計理念”。能動安全系統(tǒng)將高效快速地消除或緩解事故,非能動安全系統(tǒng)可保障在動力源喪失時(如全廠斷電SBO情況下)有效應對事故。能動安全系統(tǒng)采取冗余設計,兩個獨立通道,滿足單一故障準則,按核安全等級設計;包括:余熱排出系統(tǒng),安全注入系統(tǒng),安全殼噴淋系統(tǒng),輔助給水系統(tǒng)等。非能動安全系統(tǒng)有非能動余熱排出系統(tǒng),非能動安全殼熱量導出系統(tǒng),堆坑注水系統(tǒng)等 (見圖3)。非能動余熱排出系統(tǒng)由3個相同的系列組成,分別對應反應堆冷卻劑系統(tǒng)3個環(huán)路中的3臺蒸汽發(fā)生器。非能動余熱排出系統(tǒng)根據(jù)啟動信號自動啟動或由操作員手動投入運行。非能動安全殼熱量導出系統(tǒng)通過布置在安全殼內頂部圓周上的換熱器,吸收安全殼內事故時主系統(tǒng)排出的熱量,通過水蒸氣的冷凝、對流和輻射換熱等將熱量傳遞給換熱器,導出安全殼內的熱量,再通過換熱器管內水的流動,連續(xù)不斷地將熱量帶到安全殼外設置的換熱水箱內,在安全殼外設置換熱水箱內,利用水的溫差導致的密度差,實現(xiàn)非能動安全殼熱量排出。

圖3　非能動安全系統(tǒng)Fig.3　Passive safety system:passive residual heat removal system,and passive containment heat removal system

2.3　設置完整的嚴重事故緩解系統(tǒng)

增設穩(wěn)壓器快速卸壓系統(tǒng),防止發(fā)生高壓熔堆;設置非能動氫氣復合器,防止發(fā)生氫氣爆炸,以及由此造成的安全殼早期失效 (見圖4)。在發(fā)生堆芯熔化的嚴重事故后,堆坑注水冷卻系統(tǒng) (見圖5)通過壓力容器外冷卻帶走堆芯熔融物熱量,降低反應堆壓力容器外壁的溫度,維持壓力容器的完整性,實現(xiàn)壓力容器內堆芯熔融物的滯留,防止熔穿壓力容器并同安全殼底板混凝土反應而破壞其完整性,堆坑注水有能動和非能動兩套;為防止安全殼超壓損傷,設置安全殼濕式卸壓過濾排放系統(tǒng)(見圖6)。

圖4　嚴重事故緩解系統(tǒng)Fig.4　Severe accident mitigation syste m

圖5　堆坑注水冷卻系統(tǒng)Fig.5　Reactor pit injection system

圖6　安全殼濕式卸壓過濾排放系統(tǒng)Fig.6　Wet-type pressure relief and filtering systemin the contain men

2.4　先進的儀控系統(tǒng)

“華龍一號”堆芯中子通量測量系統(tǒng) (見圖7)采用從堆頂插入堆芯并固定在堆芯的自給能中子探測器,實時測量并計算堆芯中子通量分布,提供堆芯三維功率分布等數(shù)據(jù)能精確計算堆內的功率分布、線功率密度和偏離泡核沸騰比 (DNBR),為操縱員提供實時的信息。使用該堆芯測量系統(tǒng)還避免了壓力容器底部打孔,提高了壓力容器的安全性。

“華龍一號”采用全數(shù)字的儀控系統(tǒng),并采取措施保證信息安全。

2.5　“華龍一號”的安全水平

福島核電廠核事故后,國際核安全監(jiān)管機構要求新建反應堆應滿足下列安全目標:1)必須實際消除會出現(xiàn)堆芯融化、導致早期或大量放射性泄露的事故;2)對可能發(fā)生的堆芯融化嚴重事故,必須保證只需對公眾在一定地域/時期內采取有限保護措施 (無需永久遷居、無需緊急撤離、無需長期限制食品消費);3)在外部事件方面,傾向于將大飛機蓄意撞擊考慮進去。

作為第三代的 “華龍一號”核電廠的設計使高壓堆芯融毀的概率降低10倍以上;通過采用反應堆在堆芯融毀時熔融物的堆內滯留,以及其他嚴重事故緩解設施,可以實現(xiàn)從設計上實際消除大規(guī)模放射性向環(huán)境釋放;并為操作員在事故下干預策略 (在出現(xiàn)安全殼超壓風險時,啟動濕式過濾排放)留出足夠時間采取行動,從而使核電廠附近大范圍居民無需撤離,也無需擔心食物受到污染,只需短時間的隱蔽,不存在長期的環(huán)境及生態(tài)影響。

3　“華龍一號”的重要試驗驗證

反應堆水力模擬試驗:進行了反應堆堆芯入口流量及壓降試驗驗證,反應堆下空腔交混試驗,以及反應堆旁漏流試驗和測定;堆內構件流致振動試驗研究,驗證堆內構件設計的可靠性;控制棒驅動線抗震試驗研究,驗證控制棒驅動線滿足0.3 g的抗震要求,以及控制棒驅動線熱態(tài)性能試驗;二次側非能動余熱排出系統(tǒng)實驗研究,見圖8(a):采用高度上1∶1的物理模型試驗驗證蒸汽發(fā)生器二次側導出余熱的可行性;非能動安全殼熱量導出系統(tǒng)試驗,見圖8(b):堆安全殼內頂部的換熱器進行1∶1的試驗,以驗證其換熱的能力,利用比例模型試驗安全殼內換熱器到安全殼外換熱水箱的建立自然循環(huán)的可能性,并驗證導出堆內余熱的可行性,正在進行更大比例的非能動安全殼熱量導出系統(tǒng)試驗,以驗證在嚴重事故工況下,安全殼內流體(水蒸氣、氫氣)的流態(tài),自然對流的狀態(tài),以及非能動安全殼熱量導出系統(tǒng)的運行情況等;堆腔注水系統(tǒng)實驗研究,見圖8(c):以驗證能動或非能動堆腔注水系統(tǒng)在堆芯熔融時將熔融物保持在壓力容器內的可能性[4]。

圖7　堆芯中子通量測量系統(tǒng)Fig.7　Core neutron flux measuring system

圖8　(a) 二次側非能動余熱排出系統(tǒng)實驗Fig.8(a) Test for the passive residual heat removal systemat the secondary side

圖8　(b) 非能動安全殼熱量導出系統(tǒng)試驗Fig.8(b) Test for passive containment heat removal system

圖8　(c) 堆腔注水系統(tǒng)實驗研究Fig.8(c) Test for reactor cavity injection system

4　進一步提高核電安全性的開發(fā)研究

我國和國際上都在進行提高核電的安全性研究,主要有從設計上實際消除大規(guī)模放射性釋放,保持安全殼完整性,嚴重事故預防和緩解(包括:嚴重事故管理導則,極端自然災害預防管理導則),耐事故燃料 (ATF)研究,以及先進的廢物處理和處置技術的開發(fā)和應用。

耐事故燃料 (ATF)開發(fā):用以降低堆芯(燃料)熔化的風險;緩解或消除鋯水反應導致的氫爆風險;提高事故下裂變產(chǎn)物燃料組件內包容的能力。耐事故燃料開發(fā)分包殼和燃料芯塊兩個方面,包殼有采用鋯合金涂層 [如Si或Cr涂層、MAX相 (Ti3Si C2)等],先進金屬包殼(如FeCr Al合金,復合Mo包殼),以及Si C復合包殼 (如單質Si C內層-Si C纖維層-單質Si C外層)等,其中Si C包殼材料熔點達到5245℃,遠高于Zr材1852℃的熔點;芯塊有UO2芯塊摻雜改性 (添加改性顆粒提高熱導率,如Be O、Si C晶須、金剛石),采用高密度陶瓷燃料 (如高熱導,高鈾密度的U15N、U3Si2、UC),金屬基體微封裝燃料 (如BISO/TRISO顆粒彌散于鋯合金基體),以及全陶瓷微封裝燃料 (如BISO/TRISO顆粒彌散于Si C基體)等,例如UO2鉆石顆粒彌散芯塊中心溫度僅1259℃,低于傳統(tǒng)UO2芯塊1781℃[5]。耐事故燃料的開發(fā)要有路線圖,從易到難,逐步推進,取得成效。

在廢水處理上采用絮凝加離子交換加反滲透技術可以使廢水放射性濃度處理到低于100 Bq/L,達到20～30 Bq/L。此外正在研發(fā)放射性廢物重整技術,用以處理并降解廢樹脂、廢過濾器等有機物,減少核電廠的固體廢物量。

參考文獻:

[1]葉奇蓁.中國核電發(fā)展戰(zhàn)略研究 [J].電網(wǎng)與清潔能源,2010,26(1):03-08.

[2]葉奇蓁.中國核電的安全與發(fā)展 [J].中國核電,2012,5(4):294-297.

[3]邢繼,宋代勇,吳宇翔.HPR1000:能動與非能動相結合的先進核電廠.Engineering,2016,2(1):86-94.

[4]邢繼.華龍一號:能動與非能動相結合的先進壓水堆核電廠 [M].北京:中國原子能出版社,2016.

[5]中國科學技術協(xié)會.2014—2015核科學技術學科發(fā)展報告 [M].北京:中國科學技術出版社,2016.