非能動(dòng)技術(shù)在自主化三代核電技術(shù)的應(yīng)用

張曉華 李 峰 喻 娜 鮮 麟 邱志方

（中國核動(dòng)力研究設(shè)計(jì)院核反應(yīng)堆系統(tǒng)設(shè)計(jì)技術(shù)重點(diǎn)實(shí)驗(yàn)室，四川 成都 610041）

0 前言

從人類社會和平利用核能伊始，安全性就是評價(jià)不同核反應(yīng)堆技術(shù)先進(jìn)性的重要指標(biāo)之一。目前在役的核電廠主要是通過設(shè)置應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)、應(yīng)急給水系統(tǒng)等專設(shè)安全設(shè)施來實(shí)現(xiàn)反應(yīng)性控制、余熱排出和放射性包容等安全功能。這些能動(dòng)的工程手段具有成熟、可控的特點(diǎn)，已多次被實(shí)踐證明在事故情況下能夠發(fā)揮其設(shè)計(jì)功能，在核電發(fā)展史上的貢獻(xiàn)不可磨滅。但是，能動(dòng)技術(shù)的安全保證主要依賴外部設(shè)備、動(dòng)力和人員的干預(yù)，具有一定的局限性。而非能動(dòng)安全技術(shù)依賴事物內(nèi)在的機(jī)制和自然的物理規(guī)律,具有內(nèi)在的安全性。隨著核電技術(shù)發(fā)展，工業(yè)界逐漸意識到非能動(dòng)安全系統(tǒng)具有簡化專設(shè)安全系統(tǒng)、減少人員干預(yù)、降低運(yùn)行和維修要求、提高反應(yīng)堆的安全性和經(jīng)濟(jì)性等特點(diǎn)，非能動(dòng)技術(shù)成為國際先進(jìn)壓水堆技術(shù)的重要發(fā)展趨勢之一。

本文在對非能動(dòng)安全技術(shù)進(jìn)行深入理解的基礎(chǔ)上，全面歸納非能動(dòng)技術(shù)在自主化三代核電技術(shù)ACP1000 設(shè)計(jì)上的應(yīng)用情況，并進(jìn)一步探討了“能動(dòng)+非能動(dòng)”相結(jié)合的設(shè)計(jì)方案對核電廠安全性的貢獻(xiàn)。

1 非能動(dòng)安全技術(shù)的概念和分類

國際原子能機(jī)構(gòu)（IAEA）關(guān)于非能動(dòng)安全系統(tǒng)的定義為[1]：一個(gè)完全由非能動(dòng)（重力驅(qū)動(dòng)、自然循環(huán)等方式）的部件和結(jié)構(gòu)組成的系統(tǒng)，或者使用很有限的能動(dòng)部件來觸發(fā)非能動(dòng)運(yùn)行的系統(tǒng)。一般概念上，所謂非能動(dòng)安全的思想即指利用自然循環(huán)、蓄熱、蒸發(fā)、熱傳導(dǎo)、重力驅(qū)動(dòng)等一些簡單但固有的物理規(guī)律的作用,使反應(yīng)堆發(fā)生事故以后不必過多依賴運(yùn)行人員的干預(yù)和外部能源的供給就能完成相應(yīng)的安全功能。2009 年，韓旭等[2]拓展了一般非能動(dòng)概念，提出了廣義非能動(dòng)概念。如果一個(gè)系統(tǒng)，其表象特征符合非能動(dòng)特性，即：具有高可靠性、簡捷性及自動(dòng)性；其功能所需能量來自于內(nèi)部能量或其能源子系統(tǒng)；其時(shí)間和空間特性滿足應(yīng)用要求，則此系統(tǒng)定義為廣義非能動(dòng)系統(tǒng)。其認(rèn)為理想化的廣義非能動(dòng)系統(tǒng)在功能上與傳統(tǒng)非能動(dòng)系統(tǒng)具有等價(jià)性。

事實(shí)上，在核能技術(shù)發(fā)展伊始非能動(dòng)安全技術(shù)即已被應(yīng)用，不過早期的非能動(dòng)技術(shù)應(yīng)用是離散、非系統(tǒng)性的。美國西屋公司將非能動(dòng)安全作為AP1000 核電廠的安全設(shè)計(jì)理念，從總體設(shè)計(jì)上對非能動(dòng)技術(shù)進(jìn)行整體性的考慮和應(yīng)用，設(shè)計(jì)了非能動(dòng)的堆芯冷卻系統(tǒng)和非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)，兩者作為一個(gè)協(xié)同的非能動(dòng)的事故預(yù)防和緩解措施，使得核電廠安全系統(tǒng)的設(shè)計(jì)發(fā)生了革新性的變化。

自然循環(huán)是應(yīng)用最為廣泛、研究較為深入的非能動(dòng)技術(shù)之一，非能動(dòng)冷卻系統(tǒng)主要利用自然循環(huán)現(xiàn)象實(shí)現(xiàn)熱量的導(dǎo)出，但除此之外還有其他的非能動(dòng)技術(shù)。周濤[3]將非能動(dòng)技術(shù)劃分為12 種類型：自然循環(huán)類；重力作用類；慣性作用類；溫差傳遞類；材料效應(yīng)類；體積變化類；虹吸效應(yīng)類；密度鎖類；負(fù)反饋類；壓力作用類；逆止閥類；氫氣復(fù)合(點(diǎn)火)器類等。事實(shí)上，大多數(shù)核電技術(shù)都在不同程度上應(yīng)用了上述非能動(dòng)技術(shù)中的一種或多種。

2 自主化三代核電的非能動(dòng)技術(shù)應(yīng)用

ACP1000 是中國核工業(yè)集團(tuán)公司研發(fā)的具有完全自主知識產(chǎn)權(quán)的三代核電技術(shù)，其主要特征包括：（1）堆芯采用177 組燃料組件；（2)采用單堆布置方案；（3）采用雙層安全殼；（4）設(shè)置能動(dòng)與非能動(dòng)相結(jié)合的堆腔注水冷卻系統(tǒng)；（5）設(shè)置非能動(dòng)安全殼熱量導(dǎo)出系統(tǒng)；（6）設(shè)置二次側(cè)非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)。本節(jié)對的ACP1000 的三大非能動(dòng)系統(tǒng)進(jìn)行詳細(xì)介紹。此外，在表1 中梳理了其設(shè)計(jì)所應(yīng)用的多種非能動(dòng)技術(shù)及技術(shù)類型。可以看出，ACP1000 核電廠將非能動(dòng)技術(shù)應(yīng)用到眾多安全系統(tǒng)之中，充分發(fā)揮了非能動(dòng)技術(shù)的優(yōu)勢，進(jìn)而提升了核電廠的安全性能。

表1 自主化三代核電技術(shù)設(shè)計(jì)應(yīng)用的非能動(dòng)技術(shù)及類型

2.1 非能動(dòng)二次側(cè)余熱排出系統(tǒng)

二次側(cè)余熱排出系統(tǒng)（PRS）的設(shè)計(jì)功能是在發(fā)生蒸汽發(fā)生器（SG）給水流量完全喪失工況下，通過SG 導(dǎo)出堆芯余熱及反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)各設(shè)備的儲熱。每個(gè)SG 二次側(cè)都設(shè)置一個(gè)非能動(dòng)余熱排出系列，每個(gè)系列包括應(yīng)急余熱排出冷卻器、應(yīng)急補(bǔ)水箱和事故冷卻水箱。PRS 排出堆芯熱量的過程包括一回路、二回路兩個(gè)自然循環(huán)過程。反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)在堆芯部分及SG 部分存在溫差和高度差，具有一定的自然循環(huán)能力，事故工況下通過自然循環(huán)的方式將反應(yīng)堆的熱量向SG 傳遞，完成反應(yīng)堆冷卻劑回路的自然循環(huán)。PRS 投入運(yùn)行時(shí)，應(yīng)急余熱排出冷卻器中的冷凝水在重力作用下注入SG 二次側(cè)，并在其中吸收堆芯余熱后變成蒸汽，蒸汽進(jìn)入應(yīng)急余熱排出冷卻器，將熱量傳遞給事故冷卻水箱里的冷卻水后被冷凝，冷凝水在重力的作用下返回SG 二次側(cè)，從而完成蒸汽-冷凝水回路的自然循環(huán)。

2.2 非能動(dòng)堆腔注水冷卻系統(tǒng)（CIS）

熔融物堆內(nèi)滯留（IVR）是第三代核電技術(shù)普遍采用的嚴(yán)重事故緩解措施之一。ACP1000 通過設(shè)置堆腔注水冷卻系統(tǒng)（CIS）來實(shí)現(xiàn)IVR策略。CIS 分為能動(dòng)子系統(tǒng)和非能動(dòng)子系統(tǒng)。CIS 的能動(dòng)系列由泵提供注入堆腔的冷卻水，而非能動(dòng)系列在安全殼內(nèi)設(shè)置非能動(dòng)堆腔注水箱并在水箱底部設(shè)置流出管線，用于維持長時(shí)期的堆腔注入流量。當(dāng)機(jī)組喪失全部電源，能動(dòng)注入系列不可用時(shí)，非能動(dòng)堆腔注水箱內(nèi)的水依靠重力注入堆腔，實(shí)現(xiàn)對堆腔的持續(xù)淹沒和反應(yīng)堆壓力容器外壁的持續(xù)冷卻，防止堆芯熔融物熔穿壓力容器，實(shí)現(xiàn)“非能動(dòng)”的冷卻。

2.3 非能動(dòng)安全殼熱量導(dǎo)出系統(tǒng)

非能動(dòng)安全殼熱量導(dǎo)出系統(tǒng)（PCS）用于在超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故工況下安全殼的長期排熱，包括與全廠斷電和噴淋系統(tǒng)故障相關(guān)的事故。電站發(fā)生超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故時(shí)，安全殼內(nèi)溫度迅速上升。高溫的蒸汽—空氣或者蒸汽—?dú)錃獾幕旌衔锝?jīng)過PCS 系統(tǒng)換熱器表面。來自安全殼外換熱水箱的低溫水在換熱器內(nèi)升溫、膨脹，沿著PCS 系統(tǒng)上升管將安全殼內(nèi)的熱量導(dǎo)出至安全殼外換熱水箱。安全殼內(nèi)高溫混合氣體和換熱水箱的溫度差以及換熱水箱和換熱器的高度差驅(qū)動(dòng)PCS 系統(tǒng)進(jìn)行自然循環(huán)、帶走殼內(nèi)熱量。隨著水箱溫度不斷升高度達(dá)到飽和溫度，排出部分蒸汽最終進(jìn)入大氣。

3 能動(dòng)加非能動(dòng)的設(shè)計(jì)優(yōu)點(diǎn)

目前核電技術(shù)發(fā)展存在非能動(dòng)型先進(jìn)核電廠核和改進(jìn)型先進(jìn)核電廠（能動(dòng)）兩種不同的技術(shù)潮流。能動(dòng)安全系統(tǒng)和非能動(dòng)安全系統(tǒng)具有不同的特點(diǎn)。從系統(tǒng)設(shè)計(jì)角度來講，非能動(dòng)核電廠采用非能動(dòng)的安全系統(tǒng)應(yīng)對設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故，使系統(tǒng)設(shè)計(jì)更加簡化。但是非能動(dòng)系統(tǒng)也存在事故后可操作性和可干預(yù)性差的問題。隨著對非能動(dòng)技術(shù)的進(jìn)一步研究，核工業(yè)界已逐漸認(rèn)識到能動(dòng)技術(shù)與非能動(dòng)技術(shù)各有優(yōu)點(diǎn)和弱點(diǎn)，對兩種安全技術(shù)正確的應(yīng)用應(yīng)該是能動(dòng)與非能動(dòng)技術(shù)聯(lián)合交叉使用。在能動(dòng)與非能動(dòng)的結(jié)合下，系統(tǒng)功能的實(shí)現(xiàn)是最可靠的，系統(tǒng)的運(yùn)行也才是最優(yōu)的。[3]

自主化三代先進(jìn)核電技術(shù)ACP1000 的安全系統(tǒng)，正是采用能動(dòng)和非能動(dòng)技術(shù)結(jié)合的設(shè)計(jì)策略，按照縱深防御的思想，綜合運(yùn)用兩種安全特性的優(yōu)勢：在縱深防御的第三層次，即處理設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故時(shí)，以能動(dòng)的安全系統(tǒng)為主（如中壓安注、低壓安注、應(yīng)急給水、噴淋系統(tǒng)等），輔以部分非能動(dòng)的安全手段（如安注箱、彈簧式安全閥）；在縱深防御的第四層次，即處理超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故時(shí)，增設(shè)非能動(dòng)的安全措施，在能動(dòng)手段不可用時(shí)投運(yùn)非能動(dòng)系統(tǒng)導(dǎo)出堆芯熱量，充分保證核電廠及人員的安全性。能動(dòng)和非能動(dòng)的設(shè)計(jì)，能夠充分發(fā)揮能動(dòng)安全技術(shù)成熟、可靠、高效的優(yōu)勢和非能動(dòng)安全技術(shù)不依賴外力的自有安全特性，符合目前核電技術(shù)發(fā)展的潮流。

圖2 給出了ACP1000“能動(dòng)+非能動(dòng)”事故緩解措施示意圖。該技術(shù)方案將能動(dòng)和非能動(dòng)安全技術(shù)有機(jī)結(jié)合在一起，充分發(fā)揮了兩種不同技術(shù)理念的優(yōu)點(diǎn)，形成完備、有效的嚴(yán)重事故預(yù)防和緩解措施，從而大大降低堆芯損壞頻率（CDF）及大量放射性釋放頻率（LRF）。圖3 給出了ACP1000 核電廠內(nèi)部事件堆芯損傷頻率（CDF）與二代核電廠及其他三代核電廠的比較，可以看出“能動(dòng)與非能動(dòng)相結(jié)合”的安全措施的應(yīng)用，有效提高了電廠的安全水平。

4 結(jié)論

能動(dòng)和非能動(dòng)安全技術(shù)各有其不同的優(yōu)勢和局限性。在充分利用能動(dòng)安全系統(tǒng)成熟設(shè)計(jì)的基礎(chǔ)上，進(jìn)一步應(yīng)用非能動(dòng)技術(shù)能夠有效提高核電廠的安全性。ACP1000 創(chuàng)新性地提出了“能動(dòng)與非能動(dòng)”相結(jié)合的設(shè)計(jì)理念，以能夠有效應(yīng)對動(dòng)力源喪失的非能動(dòng)安全系統(tǒng)作為經(jīng)過工程驗(yàn)證、穩(wěn)定高效的能動(dòng)安全系統(tǒng)的補(bǔ)充，很好地實(shí)現(xiàn)了先進(jìn)性和成熟性的平衡，安全性能和經(jīng)濟(jì)性能都得到了極大的提高。

［1］INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY,Natural Circulation in Water Cooled Nuclear Power Plants [R].Phenomena,Models,and Methodology for System Reliability,IAEA-TECDOC-1474,Vienna 2005.

［2］韓旭,鄭明光,楊燕華.廣義非能動(dòng)系統(tǒng)概念研究[J].核動(dòng)力工程,2009,30(3):115-118.

［3］周濤,等.核電機(jī)組非能動(dòng)技術(shù)的應(yīng)用及其發(fā)展[J].中國電機(jī)工程學(xué)報(bào),2013,33(8):81-88