先進輕水堆安全系統(tǒng)簡化方案研究

胡凌生，朱榮亞，王天月，胡龍翔

先進輕水堆安全系統(tǒng)簡化方案研究

胡凌生，朱榮亞，王天月，胡龍翔

（華龍國際核電技術(shù)有限公司，北京 100037）

本文研究了國內(nèi)外工程經(jīng)驗、法規(guī)標(biāo)準(zhǔn)和用戶要求，提出了一套簡化先進輕水堆安全系統(tǒng)配置方案。這套安全系統(tǒng)采用非能動安全系統(tǒng)應(yīng)對設(shè)計基準(zhǔn)工況（DBC），采用能動安全系統(tǒng)應(yīng)對設(shè)計擴展工況（DEC）。工程判斷和分析表明，這套安全系統(tǒng)可以應(yīng)對所有DBC和DEC，與現(xiàn)有“華龍一號”相比，安全性一定程度提升，經(jīng)濟性顯著提升。

壓水堆；設(shè)計擴展工況；概率論

當(dāng)前先進輕水堆發(fā)展瓶頸之一是經(jīng)濟性，其提升途徑包括簡化、標(biāo)準(zhǔn)化和系列化。URD[1]也提出了簡化和標(biāo)準(zhǔn)化要求。非能動設(shè)計理念作為一種有效的簡化策略，在AP1000、VVER和“華龍一號”都有所采用。因此，采用非能動設(shè)計理念可以作為先進輕水堆簡化設(shè)計的發(fā)展方向。一旦簡化設(shè)計方案批量化建造，即可達到標(biāo)準(zhǔn)化和系列化目標(biāo)，提高核電廠的競爭力。

本文設(shè)想在現(xiàn)有“華龍一號”基礎(chǔ)上，充分借鑒工程經(jīng)驗，提出一套擁有獨立自主知識產(chǎn)權(quán)的簡化安全系統(tǒng)方案，形成備選的SYSTEM2025概念方案，以提升安全性、經(jīng)濟性和競爭力。

1 設(shè)計原則和目標(biāo)

SYSTEM2025安全系統(tǒng)設(shè)計原則包括簡化原則、縱深防御原則、成熟技術(shù)原則和獨立知識產(chǎn)權(quán)原則，概述如下：

（1）簡化原則

安全系統(tǒng)采用非能動技術(shù)是核工業(yè)公認的有效簡化手段。例如：

1）AP1000[2]全部采用非能動技術(shù)應(yīng)對設(shè)計基準(zhǔn)工況（DBC）和設(shè)計擴展工況（DEC）；

2）EPR全部采用能動技術(shù)應(yīng)對DBC/DEC；

3）“華龍一號”采用能動技術(shù)應(yīng)對DBC，采用非能動技術(shù)應(yīng)對DEC。

上述事實表明，安全系統(tǒng)全部或部分采用非能動技術(shù)只是設(shè)計者的選項，且都有成功的工程實踐。另外，相關(guān)法規(guī)標(biāo)準(zhǔn)[3,4]也沒有強制要求。上述事實還表明，采用非能動技術(shù)應(yīng)對DBC，采用能動技術(shù)應(yīng)對DEC的核電廠還沒有出現(xiàn)。為此，SYSTEM2025（為敘述方便，下文有時簡稱電廠）確定主要采用非能動技術(shù)應(yīng)對DBC，采用能動技術(shù)應(yīng)對DEC并兼顧非能動技術(shù)。

（2）縱深防御原則

電廠的縱深防御層次不做改變。發(fā)生DBC時，啟動安全系統(tǒng)，將電廠依次帶入DBC安全狀態(tài)、DBC可控狀態(tài)、堆芯未能損壞的DEC（DEC-A）最終狀態(tài)和嚴(yán)重事故（DEC-B）緩解，進行層層防御，不削弱任一層次防御能力。

（3）成熟技術(shù)和獨立知識產(chǎn)權(quán)原則

電廠的安全系統(tǒng)應(yīng)該具有成功的工程經(jīng)驗，不需進行全新論證、設(shè)計和驗證。同時，電廠采用的安全系統(tǒng)方案應(yīng)該有別于現(xiàn)有核電廠的安全系統(tǒng)方案，保證具有獨立的知識產(chǎn)權(quán)。

2 縮略語

由于涉及到多個系統(tǒng)，為方便后續(xù)論述，提供了電廠主要縮略語如表1所示。

表1　縮略語

3 安全系統(tǒng)配置分析

3.1　配置特點

由于采用非能動設(shè)計，使電廠更加簡化，很多功能可以歸并或取消，主要如下：

（1） PRSI整合了濃硼應(yīng)急注入、一回路自動卸壓和堆腔注水功能（IVR）；

（2）PTSA增加了二次側(cè)非能動應(yīng)急補水箱（SMT），與PRSI的一回路自動卸壓協(xié)調(diào)使用；

（3）事故后采用二次側(cè)非能動進行長期余熱排出，取消一次側(cè)事故下的長期余熱排出；

（4）安全殼內(nèi)置換料水箱（IRWST）與抑壓水池、PCFE整合；

（5）安全殼噴淋系統(tǒng)（CSP）與正常余熱排出系統(tǒng)（RHR）整合；

（6）反應(yīng)堆壓力容器低位布置，保證發(fā)生大LOCA時實現(xiàn)一回路重力補水；

（7）反應(yīng)堆冷卻劑泵的停車密封、高位排氣系統(tǒng)與反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)（RCS）整合；

（8）取消了應(yīng)急柴油機和廠址附加柴油機，僅保留1臺全廠斷電柴油機。

3.2　縱深防御分析

根據(jù)上述配置特點，本文從反應(yīng)性控制、熱量導(dǎo)出和放射性包容3大安全功能，按照縱深防御層次，分配安全系統(tǒng)功能。

從反應(yīng)性控制角度，電廠發(fā)生預(yù)計運行事件（DBC-2）時，一般需立即停止反應(yīng)性，控制棒落棒進行緊急停堆。

如果控制棒自動停堆失效，則發(fā)生未能停堆的預(yù)計瞬態(tài)（ATWT）進入DEC-A，此時再啟動PRSI注入濃硼進行停堆，達到DEC-A的最終狀態(tài)。如果突破DEC-A最終狀態(tài)而進入DEC-B工況，不再考慮反應(yīng)性控制。發(fā)生稀有事故（DBC-3）或極限事故（DBC-4）時，電廠必須立即停止反應(yīng)性，啟動控制棒自動停堆，最后再啟動PSRI注入濃硼水使電廠進入DBC可控狀態(tài)，同時也進入DBC安全狀態(tài)。

從放射性包容角度，主要依賴固有設(shè)計通過多道實體屏障提供放射性包容。當(dāng)電廠堆芯側(cè)發(fā)生DBC時，采用了2個偽系統(tǒng)PRSI和PEIE，分別成功隔離一回路壓力邊界和安全殼，即可達到DBC可控狀態(tài)和安全狀態(tài)。堆芯側(cè)放射性包容不再考慮設(shè)置安全系統(tǒng)應(yīng)對DEC。乏燃料水池側(cè)由于不存在高溫高壓，不設(shè)置安全系統(tǒng)來執(zhí)行放射性包容功能，而是整合到PRFT，通過PRFT冷卻系列隔離閥和廠房來執(zhí)行隔離功能。

3大安全功能中，熱量導(dǎo)出屬于重中之重，縱深防御貫穿了所有層次。從堆芯熱量導(dǎo)出角度，電廠發(fā)生事故時，堆芯熱量按照以下路徑排向最終熱阱：

（1）堆芯熱量向反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)排放，依次向二次側(cè)和大氣排放；

（2）反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)熱量排向安全殼內(nèi)，再排向大氣；

（3） DEC安全系統(tǒng)通過設(shè)備冷卻鏈向海水（濱海廠址）排放熱量。

乏燃料水池發(fā)生事故時，熱量按照以下路徑從乏燃料水池排向最終熱阱：

（1） PRFT通過補水、蒸發(fā)向大氣排放；

（2） PRFT向設(shè)備冷卻水（WCC）、重要廠用水（WEC）和水排放熱量。

這樣，安全系統(tǒng)功能分配如表2所示。

表2　熱量導(dǎo)出的縱深防御

續(xù)表

另外，電廠安全級電源僅包括2×100%安全1級蓄電池和1×100%的全廠斷電柴油機（SBO）。蓄電池向DBC安全系統(tǒng)提供儀控、閥門供電，SBO向DEC安全系統(tǒng)提供動力電源。

4 安全系統(tǒng)方案

4.1　總體方案

電廠采用單堆布置，反應(yīng)堆廠房居中，安全廠房A、B對稱分布，燃料廠房、控制廠房和核輔助廠房圍繞四周。堆芯側(cè)安全系統(tǒng)總體上采用A/B兩列布置，A列布置在安全廠房A，B列布置在安全廠房B。采用3個系列的安全系統(tǒng)，A、B兩列布置在安全廠房A，A、B兩列之間采用實體隔離，C列單獨布置在安全廠房B。反應(yīng)堆廠房為單層安全殼，外側(cè)上部對稱布置2臺半環(huán)狀安全殼非能動水箱。乏燃料側(cè)安全系統(tǒng)布置在燃料廠房，堆芯側(cè)安全系統(tǒng)總體示意圖如圖1所示。

圖1　堆芯安全系統(tǒng)總體示意圖

4.2　DBC安全系統(tǒng)

（1）非能動安注系統(tǒng)

PRSI分為兩列向反應(yīng)堆壓力容器直接安注并整合了應(yīng)急硼化、一回路自動卸壓、安全殼內(nèi)置換料水箱向一回路重力補水、堆腔淹沒與再循環(huán)冷卻。PRSI由一級冷卻劑貯存箱（PST）、二級冷卻劑貯存箱（SST）、安全殼內(nèi)置換料水箱和自動卸壓管線組成。

PRSI借鑒了AP1000，利用PTSA從二次側(cè)進行快速冷卻以對一次側(cè)進行卸壓，替換了AP1000的1～3級自動卸壓功能，最終只需使用一級自動卸壓，這與AP1000有很大區(qū)別。

發(fā)生大LOCA時，電廠停堆，TFM/TSM隔離。由于一級冷卻劑貯存箱上游存在與反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)冷段相連的壓力平衡管線，PRSI打開一級冷卻劑貯存箱下游直接安注管線隔離閥，可以僅依靠重力將高濃度含硼水注入一回路。從破口流失的冷卻劑向堆坑聚集，電廠實現(xiàn)了反應(yīng)性控制和短期冷卻，進入DBC可控狀態(tài)。

一級冷卻劑貯存箱壓力平衡管線隔離閥處于常開。一級冷卻劑貯存箱下游注入管線隔離閥包括并聯(lián)的電動閥和氣動閥，通過采用不同原理的閥門可以避免共因故障。此處，與AP1000不同的是，采用了安全1級氣動閥代替AP1000的爆破閥。等到一回路壓力降至二級冷卻劑貯存箱投運壓力時，二級冷卻劑貯存箱即可依靠氮氣蓄壓將高濃度含硼水通過直接安注管線注入一回路，流失的冷卻劑仍向堆坑聚集。當(dāng)二級冷卻劑貯存箱注水將結(jié)束時，安全殼內(nèi)置換料水箱通過直接安注管線向一回路進行重力補水。安全殼內(nèi)置換料水箱水位降至與地坑持平后，開啟與地坑相連接的隔離閥，形成互為備用的水源。這樣，最終由地坑向一回路補水。

經(jīng)過一系列補水操作，堆芯溫度下降，壓力相應(yīng)下降到與安全殼內(nèi)大氣壓力相同。地坑最終淹沒了主管道，其水位高于破口位置，可經(jīng)過濾網(wǎng)通過直接安注管線向堆芯補水。堆芯余熱使堆芯內(nèi)的水上升并從破口直接返回地坑，熱量則由PCPC導(dǎo)入安全殼外，實現(xiàn)了長期再循環(huán)，達到DBC安全狀態(tài)。

發(fā)生中、小LOCA時，電廠首先停堆，TFM/TSM進行隔離，同時PSRI啟動一級冷卻劑貯存箱向一回路注水，進入DBC可控狀態(tài)。一級冷卻劑貯存箱耗盡時，可利用PTSA的SMT和蒸汽大氣排放對一回路進行快速降溫、降壓，使一回路壓力達到二級冷卻劑貯存箱注入壓頭，二級冷卻劑貯存箱即可向一回路注水。二級冷卻劑貯存箱的水耗完前，啟動設(shè)在反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)熱段的自動卸壓，使一回路壓力進一步降低到安全殼內(nèi)大氣壓力。然后安全殼內(nèi)置換料水箱重力補水直到最終實現(xiàn)地坑濾網(wǎng)補水的堆芯長期再循環(huán)冷卻，電廠即進入DBC安全狀態(tài)（見圖2）。

圖2　自動卸壓

（2）非能動蒸汽大氣排放系統(tǒng)

PTSA增加了高位布置的SMT，采用3×100%容量配置。PTSA可用于一回路中、小LOCA時，快速冷卻一回路，降低一回路壓力到二級冷卻劑貯存箱的注入壓力，還能配合PTFP一起帶走堆芯熱量。每列PTSA安全系列流程圖如圖3所示。

每列主給水隔離閥下游通過管道連接一臺SMT，并設(shè)置有隔離閥和止回閥。SMT存在與TSM相連的壓力平衡管線，水可從SMT僅依靠重力注入TFM，經(jīng)過蒸汽發(fā)生器變成蒸汽后，由大氣排放閥釋放。進行快速冷卻時，SMT的排放速度需要控制好，避免蒸汽發(fā)生器滿溢。為此，管線上設(shè)置了2臺并聯(lián)的電動閥，根據(jù)蒸汽發(fā)生器水位自動開啟或關(guān)閉不同組合的電動閥進行流量調(diào)節(jié)。

圖3　非能動蒸汽大氣排放系統(tǒng)（PTSA）

（3）二次側(cè)非能動余熱排出系統(tǒng)

PTFP用于從二次側(cè)帶出一次側(cè)熱量，容量配置為2×100%。PTFP從3列TSM主蒸汽管線分別引出管線匯合后分流成2列進氣管，使蒸汽自動上升到安全殼頂部的2臺安全殼非能動水箱進行冷卻，蒸汽冷凝成水后引出3路管線導(dǎo)入TFM給水管道。PTFP流程圖如圖4所示。

圖4　二次側(cè)非能動余熱排出系統(tǒng)（PTFP）

PTFP與PCFE的抑壓水池功能一起，在發(fā)生LOCA后降低安全殼壓力和溫度，保持安全殼完整性，進入DBC可控狀態(tài)。

（4）非能動安全殼熱量導(dǎo)出系統(tǒng)

PCPC可將安全殼壓力和溫度降低以保持安全殼完整性。PCPC采用2×100%配置并與PTFP共用安全殼非能動水箱。

PCPC每個安全系列包括3臺換熱器、換熱水箱、導(dǎo)熱水箱、汽水分離器、及電動隔離閥等主要設(shè)備組成。換熱器布置在安全殼非能動水箱內(nèi)。安全殼非能動水箱由鋼筋混凝土結(jié)構(gòu)不銹鋼襯里組成，布置在安全殼外殼的環(huán)形建筑物內(nèi)。

（5）一回路壓力邊界隔離系統(tǒng)

PRBI執(zhí)行一回路壓力邊界隔離功能，以確保一回路補水的有效性，防止或減輕放射性向安全殼內(nèi)大氣排放。PRBI由PRSI、反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)、化學(xué)和容積控制系統(tǒng)（RCV）、核取樣系統(tǒng)等隔離閥組成。PRBI的配置為逆止閥+電動隔離閥。

（6）安全殼隔離系統(tǒng)

PEIE主要執(zhí)行安全殼隔離，確保放射性不向安全殼外釋放。PEIE由貫穿安全殼的CSP、RCV、RHR和TFA等幾十個系統(tǒng)的安全殼隔離閥組成。PEIE配置為逆止閥+電動隔離閥。

（7）非能動乏燃料水池冷卻系統(tǒng)

PRFT執(zhí)行乏燃料水池冷卻功能，主要通過安全殼非能動水箱重力補水使乏燃料水池達到DBC可控狀態(tài)和安全狀態(tài)，容量為2×100%。在DEC工況可通過SBO電源驅(qū)動，手動補水方式使乏燃料水池達到最終狀態(tài)，容量為1×100%。

（8）安全殼過濾排放系統(tǒng)

PCFE整合了抑壓水池功能和安全殼過濾排放功能，流程示意圖如圖5所示。發(fā)生LOCA和蒸汽管道破裂（SLB）時，安全殼內(nèi)壓力瞬間高于安全殼外，抑壓水池連通安全殼內(nèi)外的導(dǎo)流管可以平衡此壓差。安全殼內(nèi)高溫高壓的汽水混合物導(dǎo)入抑壓水池（即安全殼內(nèi)置換料水箱）后，水蒸氣滯留在抑壓水池，只剩下不可凝氣體。不可凝氣體通過抑壓水池上部的導(dǎo)流管壓入安全殼外的氣體存儲罐，經(jīng)衰變之后，過濾排放到大氣。氣體存儲罐設(shè)置了導(dǎo)向安全殼內(nèi)的回流管線。PCFE采用了抑壓水池技術(shù)后，安全殼荷載顯著降低，可以降低安全殼自由容積。另外，PCFE在發(fā)生DEC-B時也執(zhí)行安全殼的超壓保護。

圖5　安全殼過濾排放系統(tǒng)（PCFE）

（9）非能動消氫系統(tǒng)（PCHC）

PCHC由一定數(shù)量的非能動氫氣復(fù)合器組成，包括2×100%的DBC氫氣復(fù)合器和1×100%的氫氣復(fù)合器，合理地分布于安全殼廠房潛在的氫氣產(chǎn)生點。

（10）非能動停車密封

反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的非能動停車密封是保證DBC下反應(yīng)堆冷卻劑泵軸封完整性的新技術(shù)，在失去電源的情況下，依然維持反應(yīng)堆冷卻劑泵軸封系統(tǒng)的完整性達到一定的時間，為恢復(fù)廠外電提供相應(yīng)的時間保證。

4.3　DEC安全系統(tǒng)

（1）安全殼噴淋系統(tǒng)

CSP整合了安全殼噴淋功能和余熱排出功能（見圖1），余熱排出泵布置在安全廠房，只有1列與余熱排出系統(tǒng)進行整合，該列的余熱排出泵也是噴淋泵。在DEC下，CSP從安全殼內(nèi)置換料水箱或地坑取水，經(jīng)熱交換器冷卻后向安全殼噴淋，冷凝安全殼氣空間中的蒸汽后重新返回安全殼內(nèi)置換料水箱，實現(xiàn)安全殼、安全殼內(nèi)置換料水箱、和地坑水的熱量排出。

（2）設(shè)備冷卻水系統(tǒng)/重要廠用水系統(tǒng)

WCC在DEC-A下與WEC一起把熱量從重要的安全相關(guān)的房間、系統(tǒng)和設(shè)備傳遞到最終熱阱——海水，兩系統(tǒng)通過一臺SBO柴油發(fā)電機供電。

（3）輔助給水系統(tǒng)

TFA采用1×100%容量配置，包括1臺輔助給水箱、1臺輔助給水泵和3路給水管線、閥門和儀表組成。TFA的給水管線與PTFP水側(cè)管線匯合。TFA流程示意如圖6所示。

發(fā)生DBC-2～DBC-4之后，電廠立即停堆，主給水流量控制系統(tǒng)（TFM）和主蒸汽系統(tǒng)（TSM）需要隔離以防止一回路過冷。此時啟動二次側(cè)非能動余熱排出系統(tǒng)（PTFP）對反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)進行冷卻。一旦PTFP失效后，電廠無法進入DBC可控狀態(tài)，即進入DEC-A工況，此時啟動TFA向蒸汽發(fā)生器供水，通過二次側(cè)將堆芯熱量導(dǎo)出。TFA由一臺SBO柴油機供電。

圖6　輔助給水系統(tǒng)（TFA）

（4）高位排氣子系統(tǒng)

高位排氣子系統(tǒng)是反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的一部分，能夠有效消除事故過程中或事故后積聚在反應(yīng)堆壓力容器頂部的非凝結(jié)性氣體對機組造成的重大威脅。高位排氣子系統(tǒng)設(shè)于反應(yīng)堆壓力容器頂部，包含正常排氣管線和事故排氣管線兩部分。事故排氣管線可作為嚴(yán)重事故對策。事故排氣管線由兩套管線組成組成，發(fā)生事故工況時可以將壓力容器頂部的非凝結(jié)性氣體排放至卸壓箱，并通過卸壓箱最終排放到安全殼內(nèi)。

4.4　電源系統(tǒng)

（1）DBC電源

DBC電源為220 V安全1級直流電和交流不間斷電源（UPS）組成，設(shè)置A、B兩個安全系列。每個安全系列又分為由24 h電池組和72 h電池組供電。

（2）DEC電源

電廠設(shè)置1臺安全3級SBO柴油發(fā)電機組，主要用于DEC工況下，向TFA、CSP、WCC、WEC、乏燃料水池冷卻和手動補水等熱量導(dǎo)出系統(tǒng)供電，也可以為蓄電池充電。

5 結(jié)論

SYSTEM2025的核蒸汽供應(yīng)系統(tǒng)與“華龍一號”相比沒有改變，只是安全系統(tǒng)采用了簡化的非能動設(shè)計理念，這就提高了可靠性，預(yù)期堆芯損壞頻率（CDF）和放射性大量釋放頻率（LER）值應(yīng)好于“華龍一號”。另外，電廠的核蒸汽供應(yīng)系統(tǒng)較AP1000又稍顯復(fù)雜，但電廠的縱深防御較之更加完善，綜合考慮之下，預(yù)期CDF和LER值可與AP1000達到同一數(shù)量級。電廠安全系統(tǒng)采用簡化的非能動方案后，經(jīng)濟效益的提升是不言而喻的，預(yù)期可以顯著地降低建造價格，經(jīng)濟性較現(xiàn)有“華龍一號”更有競爭力。電廠核蒸汽供應(yīng)系統(tǒng)不做改變，安全系統(tǒng)采用的技術(shù)有成功的工程實踐，不需進行全新論證，預(yù)期沒有顛覆性缺陷。

綜上，SYSTEM2025可作為“華龍一號”改進的備選概念方案，開展后續(xù)的容量論證，可以提升安全性、經(jīng)濟性和競爭力。

［1］ Advanced Nuclear Technology：Advanced Light Water Reactor Utility Requirement Document，Revision 13.

［2］ 林誠格，郁祖盛，歐陽宇．非能動安全先進核電廠AP1000［M］．北京：原子能出版社，2008：7.

［3］ 國家核安全局. 核動力廠設(shè)計安全規(guī)定：HAF 102［Z］. 2016.

［4］ EUROPEAN UTILITY REQUIREMENTS FOR LWR NUCLEAR POWER PLANTS，Revision D.

Study on the Simplified Safety System of the Advanced Light Water Reactor

HU Lingsheng，ZHU Rongya，WANG Tianyue，HU Longxiang

（Hualong International Nuclear Power Technology Ltd.，Beijing 100037，China）

Based on engineering experiences, codes, standards, and users’ requirements both at home and abroad, a solution for the simplified safety system of the advanced light water reactor (ALWR) is provided. It can deal with the design basic conditions (DBCs) and the design extension conditions (DECs), by passive and active safety system respectively. The engineering judgment and the preliminary analysis show that it can mitigate all DBCs and DECs, which can promote the safety and economy for ALWR.

PWR; Design extension condition; Probabilistics

TL413

A

0258-0918（2022）02-0390-08

2021-02-04

胡凌生(1972—)，男，湖北人，高級工程師，碩士，現(xiàn)主要從事總體技術(shù)核研究