創新驅動 科技引領
——“華龍一號”建設的重大意義

葉奇蓁

(中國核工業集團公司,北京 100822)

1 繼承發揚核電自主創新的精神

繼秦山第二核電廠首座商用核電廠建成,實現自主建設商用核電廠的重大跨越后,中核集團就啟動了百萬千瓦級商用核電廠的研發,采用177組燃料組件的堆芯設計、雙層安全殼、單堆布置,具有大于15%的熱工安全余量,滿足美國 “電力公司要求文件 (URD)”對先進核電站的要求,考慮了設置嚴重事故的預防和緩解措施。2011年福島核事故以后,吸取了國際三代核電設計的經驗,提升為達到核電三代水平的百萬千瓦級商用核電站——ACP1000。2013年4月中國核工業集團和中國廣東核電集團在各自開發的三代核電 (ACP1000和ACPR1000＋)基礎上融合為 “華龍一號”,其主要特點有:(1)采用標準三環路設計,堆芯由177組燃料組件組成,降低堆芯比功率,滿足熱工安全余量大于15%的要求,并提升了核電站輸出電功率到1 160～1 200 MW;(2)“華龍一號”壓力容器增設高位排氣系統,排除事故時積累于上封頭處的不凝氣體;增大蒸汽發生器的傳熱面和穩壓器的容積;主循環泵增設停機靜密封,以利于在全廠斷電(SBO)時保持一回路的自然循環,導出堆芯余熱;(3)采用能動加非能動的安全系統,達到堆芯損壞概率＜10－5/堆年,大量放射性外泄＜10－6/堆年安全目標的要求;(4)采用雙層安全殼結構,環形空間設有負壓通風,以防止放射性物質外泄,提高密封性;增大安全殼自由空間達70 000 m3,具有事故時更大的包容能力,外層安全殼具有抗擊大型商用飛機撞擊的能力;(5)全面設置嚴重事故緩解設施,包括增設穩壓器卸壓排放系統,非能動氫氣復合裝置,以及堆腔淹沒系統,保持堆芯熔融物滯留在壓力容器內;(6)設計基準地面水平加速度為0.3g;(7)采用自給能趟測器實施堆芯中子測量,從反應堆頂部進入,取消了壓力容器底部的測量孔道,實現了堆芯中子的實時監測并計算出堆芯中子通量分布,提供更精確的堆芯三維功率分布、線功率密度和DNBR;(8)全數字化儀控系統等。

為驗證設計進行了大量試驗研究,其中主要有反應堆水力模擬試驗、反應堆堆芯入口流量及壓降試驗、反應堆下空腔交混試驗,以及反應堆旁漏流試驗;作為新的堆芯設計還進行了堆內構件流致振動試驗研究。為滿足0.3g的抗震要求,進行了控制棒驅動線抗震試驗研究,以及燃料組件的抗震分析。為驗證非能動安全系統的功能和性能,開展了堆腔注水系統試驗,分別對能動與非能動安全系統測量了反應堆壓力容器外表面的臨界熱流密度 (CHF),以驗證堆腔注水系統的冷卻能力;非能動余熱排出系統試驗,采用高度上1∶1的模型,以驗證其導熱能力和設計參數,測試自然循環穩定性和長時間 (72小時)運行能力;以及非能動安全殼熱量導出系統試驗,包括單換熱器試驗與綜合性能試驗,單換熱器試驗研究單個熱交換器的傳熱性能,綜合性能試驗在全壓全高的裝置上進行,驗證不同事故工況、不同安全殼大氣壓力和換熱水箱水位的條件下,系統的排熱能力和運行性能;為進一步驗證非能動安全殼熱量導出系統在安全殼三維空間內 (包括存在氫氣釋放)的實際運轉情況,專門設計大比例尺寸的模型試驗裝置,進行試驗驗證。

2 “華龍一號”滿足當前國際最高安全標準

“華龍一號”采用能動加非能動的安全系統,能動系統按安全級冗余設計,符合單一故障準則,具有高度的可靠性,能動系統由于有較大的驅動力,能快速消除或緩解事故;非能動系統由于依賴自然力——重力和自然循環,即使在能動系統全部失效或全廠失去電源時,仍可確保核電廠的安全。能動加非能動的安全系統提高了核電站的安全性,降低了堆芯損壞概率,使其遠小于10－5/堆年。設置的嚴重事故緩解設施:穩壓器卸壓排放系統能消除高壓熔堆,防止安全殼早期失效;非能動氫氣復合裝置能消除嚴重事故時高溫條件下鋯水反應所產生的氫氣,防止氫爆;堆腔淹沒系統,能有效地導出反應堆的余熱,保持堆芯熔融物滯留在壓力容器內。完善的嚴重事故緩解措施,加上安全殼熱量導出系統,可有效地導出堆芯余熱,保持安全殼壓力維持在設計容水平內,可靠地將放射性物質包容在安全殼內,實現從設計上實際消除大規模放射性釋放,大量放射性外泄概率遠小于10－6/堆年。即使在十分罕見的極端情況下,為防止安全殼超壓損傷,“華龍一號”還設置安全殼濕式卸壓過濾排放系統,當安全殼內壓高到超過設計容許值時,打開卸壓排放閥,安全殼內氣體,包括空氣、蒸汽和部分放射性氣體,經文丘里管加速,在水箱里與水攪渾,充分混合,大量放射性物質被水吸收,然后經金屬棉過濾排放,試驗表明可降低放射性水平2～3個量級。實際上,根據三代核電安全目標設計的 “華龍一號”不可能出現導致安全殼卸壓排放的嚴重事故鏈,可以說設置安全殼卸壓排放將進一步消除剩余風險,有利于消除公眾的心理障礙。

“華龍一號”核電站使高壓堆芯融毀的頻率降低了90%以上;反應堆包含堆芯融毀時收集熔融物的堆芯捕集器 (包括:堆芯熔融物壓力容器內的滯留)以及其他安全及嚴重事故緩解設施;為操作員在事故下干預策略 (包括:在出現安全殼超壓風險時,啟動濕式過濾排放)留出足夠時間采取行動;從而使核電站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,不存在長期的環境及生態影響。完全滿足福島核電事故以后安全監管機構對新建反應堆要求的下列安全目標:(1)必須實際消除會出現堆芯融化、導致早期或大量放射性泄露的事故。(2)對可能發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。

國際原子能機構 (IAEA)曾對ACP1000進行了反應堆通用設計審查 (GRSR),認為在設計安全方面是成熟可靠的,滿足IAEA關于先進核電技術最新設計安全要求,其采用的成熟技術,以及在詳細試驗驗證基礎上進行的創新設計是成熟可靠的。

3 采用成熟技術,充分利用我國核電建設和運行中積累的技術基礎和工業基礎

采用成熟經驗證的技術是核電設計的傳統,“華龍一號”充分吸取了我國數十臺核電機組建設和運行積累起來的寶貴經驗,同時加大科研攻關和試驗研究,例如蒸汽發生器,為了加大傳熱面,U型傳熱管從矩形排列改成三角形排列,縮小了傳熱管的直徑,為此作了傳熱管管束的傳熱試驗、流致振動試驗,汽水分離器分離效果試驗等。我國努力建設核電裝備自主化設計制造基地,先后投資200多億元進行技術改造,國家和企業投入大量研發費用,開展自主攻關、消化吸收引進技術,開發新技術,掌握核心關鍵技術。“華龍一號”所采用的新技術、新設備均經過嚴格的驗證和考核,正因為如此,“華龍一號”建設進度嚴格受控。

“華龍一號”核電站全球首堆示范工程福建福清核電5號機組于2015年5月澆灌反應堆廠房底板第一罐混凝土;2017年5月25日開始穹頂吊裝作業;8月18日上午9點30分,經過8個小時的混凝土澆筑,華龍一號全球首堆示范工程福清核電5號機組核島安全廠房完成封頂混凝土澆筑,至此,福清核電5號機組安全廠房全部完成封頂,全面轉入設備安裝階段;首臺蒸汽發生器已于11月安裝就位。巴基斯坦 “華龍一號”卡拉奇2號機組于2015年8月澆灌反應堆廠房底板第一罐混凝土,卡拉奇2號機組采用預引入施工方法,已于當地時間2017年9月10日,核島首臺蒸汽發生器成功吊裝就位,標志著 “華龍一號”全球首臺蒸汽發生器成功吊裝就位,全面開始主設備吊裝。預引入施工方法,在同類核電站中屬首次,可顯著縮短傳統施工主關鍵路徑工期。

正如中國工程院和法國國家技術院與法國科學院在國際原子能機構年會上頒發的報告中所說的,“由于安全性的提升、以及首堆工程實施的復雜性,目前為止,除華龍一號外,幾乎所有第三代示范項目都遭遇了工期延期,或因成本上升導致超出預算和融資壓力,項目不得不推遲。”“華龍一號”之所以能按計劃進行工程建設,其主要原因是采用成熟經驗證的技術和設備,有效規避了技術或設備的不成熟性帶來的風險。報告建議:“使用 ‘風險指引’的方法,平衡安全要求和核能益處二者之間的關系,不應只從 (安全)風險分析的角度審視核能,而是應分別進行(安全)風險分析和收益分析,通過權衡 (安全)風險/收益,實現平衡。” “核電項目非常復雜。建議使用最先進的現代化工具 (諸如:在設計質量、供應鏈可靠、使用現代CAD和產品生命周期管理PL M工具)來降低這種復雜性。在項目實施全過程中都應實施風險評估。”“近期的經驗表明,恰當地使用先進的管理工具可應對此類大型項目的工程挑戰,核電項目能得到有效控制,并按時和在預算內交付,同時滿足嚴格的安全和質量要求。”報告還指出:“核工業應在所有開發階段都充分發揮數字化的優勢。”“許多行業都能充分利用新數字技術進行設計和項目管理 (CAD工具,項目生命周期管理)。核電工業也能從這些工具中獲益良多,應鼓勵借鑒該領域的經驗。”“華龍一號”在自身的設計建設中充分關注先進管理技術、計算機信息管理,以及互聯網技術的應用,并不斷提升應用水平,以推動項目管理,預測風險,為預防措施作好準備,嚴格控制進度,規避投資風險。

4 持續創新改進,進一步優化 “華龍一號”設計

持續改進和優化是 “華龍一號”秉承的基本理念,我們要始終貫徹 “創新驅動、科技引領”方針。比如控制棒驅動機構,已研制出耐高溫的線圈,從而提高驅動機構工作的可靠性,并為簡化堆頂結構創造了條件。我國和國際上都在進行提高核電安全性研究,主要有保持安全殼完整性,從設計上實際消除大規模放射性釋放;嚴重事故機理,及其預防和緩解 (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和應用等。耐事故燃料 (ATF)的開發用以降低堆芯 (燃料)熔化的風險;緩解或消除鋯水反應導致的氫爆風險;提高事故下裂變產物燃料組件內包容的能力,從而進一步提升核電站的安全性。利用納米技術提高堆腔注水系統冷卻水的導熱性能和臨界熱流密度,從而使大容量的反應堆亦能采用堆腔注水方式,使嚴重事故時堆芯熔融物保持在壓力容器內,從而簡化了嚴重事故緩解措施的設計和建造,節省了投資。

“華龍一號”建設的順利進行,為核電持續發展奠定了堅實的基礎。根據壓水堆標準化設計的理念,建設四環路1 500～1 600 MW的大型核電機組,將極大地提升核電的經濟性,大容量的核電機組單位造價將降低20%左右,有可能使核電的電價低于聯合循環的燃氣機組,極大地提升核電的競爭力。

正如李克強總理視察中國核電工程有限公司時所指示的,建設 “華龍一號”,就是鑄國之重器。我們有信心也有能力用更高的標準、更優的質量、最好的性價比,不斷提升 “華龍一號”這塊自主核電技術品牌的含金量和影響力,讓 “華龍一號”在三代核電廣闊的國內外市場中占據一席之地。