“華龍一號”反應堆及一回路系統研發與設計

劉昌文,李 慶,李 蘭,鐘元章,李海穎,崔懷明,張富源,康志彬,蒲小芬,王華金,焦擁軍,冷貴君,盧毅力,曾忠秀,張曉華

(中國核動力研究設計院,四川 成都 610041)

1 概述

我國自主研發的三代核電技術—— “華龍一號”是中核集團占領核電技術制高點的重要標志性工程,同時也肩負著帶動核電相關領域關鍵技術提升、實現工程化應用、實現核電 “走出去”目標的使命。

“華龍一號”自主創新之路歷時十余年,先后經歷了CNP1000、CP1000、ACP1000三個階段:

1997年,為響應國家計委提出的發展百萬千瓦級核電戰略路線,突破核電技術發展的困局,開發出真正屬于中國自己的核電堆型,中核集團中國核動力研究設計院 (以下簡稱 “核動力院”)在成功完成六十萬千瓦核電站秦山二期(CNP600)自主設計的基礎上,決定向更高的目標——具有自主知識產權的百萬千瓦壓水堆核電站進軍,并創新地提出 “177堆芯”的概念。圍繞 “177堆芯”帶來的反應堆理論設計、系統設計、設備設計、安全分析等問題進行了分析論證,核動力院開展主參數論證、概念設計、方案設計,陸續完成了反應堆整體水力模擬實驗、反應堆堆內構件流致振動實驗等一系列關鍵驗證性實驗。1999年,CNP1000總體方案出爐,并被納入國際原子能機構 (IAEA)名錄。2001年3月完成CNP1000標準設計方案,2005年6月完成CNP1000初步設計和初步安全分析報告。

2009年,在CNP1000研發成果的基礎上,根據當時的核電技術需求和市場需要,中核集團進一步確定 “177堆芯 “單堆布置”等22項重大技術改進,完成具有自主知識產權的自主化二代改進型百萬千瓦級核電站的設計,型號更名為CP1000。2010年,CP1000通過中國核能行業協會組織的同行專家評審,并具備了上工程的條件,得到業內廣泛的認可。

2011年,日本福島核事故發生后,中核集團根據世界核電形勢變化,啟動核電技術重點科技專項,在前期研發和工程設計的基礎上,充分考慮福島核事故后最新的經驗反饋,按照國際最先進法規的標準要求,對CP1000的技術方案進行“升級”,提出了以 “177堆芯”和 “能動與非能動相結合安全系統”為特征的ACP1000型號方案——即 “華龍一號”,同年8月固化總體設計。2014年,“華龍一號”(HPR1000)先后順利通過了中國核能行業協會組織的初步設計審查、國家能源局組織的總體技術方案評審以及國際原子能機構反應堆通用設計審查,一致認定 “華龍一號”的成熟性、安全性和經濟性滿足三代核電技術要求。

2015年5月7 日,“華龍一號”(HPR1000)全球首堆示范工程在福建福清正式開工;2015年8月20日,“華龍一號”海外首堆在巴基斯坦卡拉奇開工。“華龍一號”采用的正是核動力院研發的反應堆及反應堆一回路系統。十余年來,核動力院以 “177堆芯”為核心,在堆芯設計、安全分析、設備研發、試驗驗證等方面自主攻關,在反應堆堆芯設計、燃料技術、能動與非能動安全技術、關鍵設備制造技術等領域實現重大突破。

2 反應堆堆芯設計

反應堆堆芯是整個核電廠設計最重要的基礎,是核電廠的心臟,也是發電所需熱量的源泉。核動力院自1997年提出 “177堆芯”的概念以來,持續開展了大量的論證和試驗工作,最終確定了反應堆堆芯由177盒17×17排列的燃料組件組成,并確定了一套安全性高、經濟性好的主參數 (見表1)。

表1 “華龍一號”反應堆主參數Table 1 Main parameters of HPR1000 reactor

2.1 反應堆物理設計

反應堆物理設計的主要內容是燃料管理策略和方案設計、堆芯功率能力研究,并為安全分析和燃料論證等其他專業分析內容提供中子學參數。“華龍一號”示范工程首循環采用年換料設計,從第二循環以 “提高富集度、低泄漏裝載”的策略向18個月換料過渡,到第五循環達到18個月平衡換料,燃料管理達到了較高的經濟性。通過灰體控制棒優化設計,壽期末的停堆裕量大于2 300 pc m,確保了堆芯安全。“華龍一號”堆芯與M310堆芯相比,提高額定功率同時降低平均線功率密度,既增加了核電廠的發電能力又提高了核電運行的安全裕量。

2.2 熱工水力設計

反應堆熱工水力設計的目標是在保證限制放射性產物釋放的屏障滿足各類工況安全要求的前提下,為反應堆提供與各種工況相適應、與堆芯產生熱量相匹配的傳熱能力,并為二回路系統提供合理的冷卻劑系統壓力、溫度等熱工參數。通過熱工水力設計確定了以下幾個方面的內容:反應堆額定運行點及相關的熱工水力特性參數、反應堆運行圖、預期瞬態的堆芯熱工水力狀態。分析表明,“華龍一號”堆芯熱工裕量大于15%。

此外,在 “華龍一號”科研和工程設計中,還大量應用了新的設計手段、設計方法,比如計算流體力學 (CFD)。CFD方法與實驗研究相輔相成,互為補充,在反應堆下腔室優化設計、及燃料組件格架優化設計等方面都均起到了重要作用。

2.3 反應堆屏蔽設計

在 “華龍一號”科研和工程設計中,屏蔽專業通過先進的計算方法和更細致的計算分析,并與多個設計專業協作開展輻射防護最優化設計,相比國內外同類型核電廠在設計上提出了更高的要求;并結合國內多年核電廠的運行經驗,對多項屏蔽設計進行改進。新增了停堆階段的輻射分區圖,能為工作人員在正常運行和停堆工況下進入相關區域提供有效的防護。通過屏蔽優化設計,對于人員出入需求較多輻射防護要求較嚴格的區域,劑量率計算值比原來二代加核電廠都低了數倍。

2.4 燃料設計

為滿足 “華龍一號”的需求,核動力院開展了自主品牌、自主知識產權的CF燃料組件研發工作。CF3以新型包殼材料N36合金為突破口,結合定位格架的改進設計,具有自主知識產權,目前進展順利,正在進行堆內輻照考驗,將滿足出口和國內核電廠的需求。

3 反應堆一回路系統設計

“華龍一號”反應堆一回路系統 (反應堆冷卻劑系統)由并聯到反應堆壓力容器的三條相同的傳熱環路組成。每條環路包括1臺蒸汽發生器和1臺反應堆冷卻劑泵,其中1條環路上連接1臺穩壓器。考慮到三代核電技術安全經濟和先進性的要求,并根據縱深防御的理念,采用能動與非能動相結合的安全設計,“華龍一號”在反應堆一回路系統上實現了多項創新:

1)反應堆堆內測量探測器從壓力容器頂部引入,降低嚴重事故下反應堆壓力容器底部熔穿的風險,詳見4.8節。

2)堆內構件優化,確保更合理的反應堆冷卻劑流量分配,詳見4.4節。

3)更大的穩壓器容積,在正常運行瞬態工況下,更好地補償壓力波動,提高系統運行穩定性。

4)采用核動力院自主研發的ZH-65蒸汽發生器,詳見4.5節。

5)使用整體鍛體制造主管道,詳見4.7節。

6)主設備60年設計壽命,包括反應堆壓力容器 (RPV)、蒸汽發生器 (SG)、穩壓器、主管道、主泵泵殼等。

7)取消測溫旁路。由裝在套管內的電阻溫度計監測,套管直接伸入主管道,從而簡化系統。

8)主設備采用金屬保溫。“華龍一號”核電工程一回路主設備及管道采用金屬保溫方案,顯著減少安全殼內的碎片源項,降低失水事故時安全殼地坑濾網的堵塞風險。

9)改進主泵軸封要求:在全廠斷電 (SBO)工況下,72 h內主泵軸密封能保持邊界完整,軸封泄漏量不超過1.5 m3。

10)穩壓器安全閥提供低溫超壓保護功能,可以有效應對低溫水密實工況下余熱排出系統被誤隔離時發生超壓的情況,有效降低了一回路壓力邊界完整性受損的風險。

11)設置穩壓器快速卸壓閥,可防止嚴重事故情況下發生高壓熔堆。

12)設置壓力容器高位排氣系統。在發生超設計基準事故時,該系統排出壓力容器上封頭可能出現的不可凝氣體,防止這些不可凝氣體團增大以致影響堆芯冷卻劑的流動和傳熱,避免堆芯熔化。

13)設置堆腔注水冷卻系統 (CIS)。冷卻水在嚴重事故下通過反應堆壓力容器與金屬保溫層之間的流道,冷卻RPV下封頭,從而將堆芯熔融物滯留在壓力容器內。該冷卻系統包括能動和非能動兩個子系統。

14)設置二次側非能動余熱排出系統(PRS)。在發生全廠斷電 (SBO)疊加輔助給水汽動泵失效或者完全喪失給水情況下,該系統以非能動的手段導出堆芯余熱及反應堆冷卻劑系統設備的儲熱。

15)更強的系統與設備抗震能力,極限安全地震動為0.3g。

16)“華龍一號”主管道、波動管設計采用了LBB(Leak-Bef ore-Break)技術。管道裂紋擴展到臨界裂紋尺寸而發生雙端斷裂之前,可以有充裕時間實現安全停堆,對泄漏管道進行修補或更換等處理,從而保證反應堆運行安全性和可靠性。

4 主設備設計

“華龍一號”充分利用我國核電裝備制造體系,其主要關鍵設備在現有裝備制造技術基礎上進行改進,首堆工程設備國產化率高于85%。

4.1 反應堆壓力容器

“華龍一號”反應堆壓力容器的采用主要零件整體鍛造成型、取消堆芯活性段焊縫、減少貫穿件等設計制造理念,使得設備設計壽期達到60年。主要特點如下:

1)接管法蘭采用整體鍛件,容器上無縱焊縫,正對堆芯的高中子通量區無環焊縫,提高了壓力容器的可靠性,縮短了在役檢查周期;

2)取消底部貫穿件,降低嚴重事故情況下壓力容器下封頭的失效概率;

3)嚴格控制材料中有害元素 (如Cu和P等),降低反應堆壓力容器堆芯段筒體及焊縫的初始RTNDT溫度;

4)較大的吊籃外表面與筒體內表面間的水隙 (295 mm),降低反應堆壓力容器內表面快中子注量。

4.2 一體化堆頂結構

“華龍一號”采用一體化堆頂結構,有利于提高結構整體剛度、簡化安裝操作、提高安裝精度、縮短開/扣蓋操作時間,從而減少電站換料和維修所需的時間和工作量。 “華龍一號”與M310堆頂結構比較見表2。

表2 “華龍一號”與M310堆頂結構比較Table 2 Comparison bet ween roof str uctures of HPR1000 and M310 reactor

4.3 控制棒驅動機構

“華龍一號”ML-B型控制棒驅動機構是在已有的ML-A型控制棒驅動機構成熟設計基礎上,經過設計改進以及全套自主化原材料加工制造而成。

與ML-A型控制棒驅動機構相比,ML-B型由單齒鉤爪改為雙齒鉤爪,設置一體化密封殼(取消下部Ω焊縫)和一體化驅動桿行程套管(取消上部Ω焊縫),耐壓殼設計壽命由40年提高至60年,鉤爪組件不檢修的最高累計步數從2.8×106步大幅提高到6.1×106步。

為驗證新型控制棒驅動線能否滿足0.3g抗震要求,核動力院通過多點激勵地震試驗,對控制棒驅動線在地震載荷作用下的運行性能、落棒功能以及結構的完整性進行驗證。試驗結果表明:ML-B型控制棒驅動機構通過1 500萬步的熱態壽命試驗和0.3g的抗震試驗,說明該型驅動機構設計成熟可靠。

4.4 堆內構件

“華龍一號”堆內構件在借鑒成熟設計的基礎上,進行了進一步的設計改進和優化:

1)中子通量測量探測器從反應堆壓力容器頂部引入,由此在上部堆內構件增加堆內測量導向結構;

2)在壓力容器底封頭采用流量分配板加連接板的流量分配結構,簡化反應堆下封頭腔結構;

3)出口管嘴增大,吊籃壁厚增大,堆芯支承板變厚,增加用于水位測量的水位測量支承柱組件。

作為先進新型壓水堆的堆內構件,為驗證其在流量分配以及流致振動方面的性能,核動力院分別開展了CFD計算,反應堆水力模擬試驗和堆內構件流致振動試驗研究 (見圖1)。計算和試驗結果證明:“華龍一號”堆內構件結構設計是可靠的,安全合理的。

圖1 “華龍一號”堆內構件流致振動試驗模擬體Fig.1 The flow-induced vibration test si mulator f or reactor inter nals of HPR1000

4.5 蒸汽發生器

ZH-65型蒸汽發生器是核動力院2010年10月開始,為 “華龍一號”獨立自主研發的新型立式倒U形管自然循環蒸汽發生器。 “ZH”意為中國核電,“65”為以傳熱管外表面的總傳熱面積 (約6 500 m2)。

相對于M310型核電機組,“華龍一號”的堆芯額定功率和NSSS額定熱功率增加,單臺蒸汽發生器的額定熱負荷有較大增加。因此在保證堆芯安全裕量的前提下,在ZH-65型蒸汽發生器使用較小外徑的傳熱管來強化傳熱、提高結構緊湊性,增大傳熱面積。此外,ZH-65型蒸汽發生器還在現有成熟設計的基礎上進行了多項改進——自主設計支承板、管束防震條、汽水分離器等部件,零間隙支承,設計壽命從40年提高到60年,設備滿足0.3g抗震要求。

在蒸氣發生器研發中,完成了傳熱管管子支承板熱態水力特性試驗、汽水分離裝置熱態性能試驗、傳熱管管束流致振動試驗和蒸氣發生器模擬體熱態綜合性能試驗。試驗結果表明,ZH-65型蒸汽發生器的性能滿足設計要求。

為解決關鍵材料和零部件的國產化問題,與國內有關廠家強強聯合,完成外徑×壁厚為17.48 mm×1.2 mm、I-69TT合金U形傳熱管、不銹鋼金屬保溫層、人孔等密封用石墨密封墊片和鋼絲螺紋襯套的研制。

ZH-65型蒸汽發生器首先用于出口巴基斯坦的K2K3和福清核電廠5、6機組兩個核電工程項目。K2機組的3臺蒸汽發生器于2017年7月12日驗收出廠,運往巴基斯坦卡拉奇現場 (見圖2)。

圖2 巴基斯坦K2機組蒸汽發生器離廠發運Fig.2 Deliver y of t he stea m generator for Pakistan K2 project

ZH-65型蒸汽發生器具有完全的自主知識產權,成功地解決了該關鍵設備出口受限的重要問題。

4.6 穩壓器

“華龍一號”穩壓器采用成熟的設計技術,主承壓部分全部采用鍛件,設計壽命提高到60年。

4.7 主管道及波動管

“華龍一號”采用X2Cr Ni Mo18-12控氮不銹鋼材料整體鍛造制造主管道,彎頭與直管部分采用整體彎制,取消了環焊縫,大的接管嘴采用整體鍛造方式,減少了焊縫數量,采用了LBB(Leakage Bef ore Break破前漏)技術,防止發生雙端剪切斷裂事故,提高了安全性,將設計壽命提高到60年。優化了波動管的布置,避免了溫度熱分層效應的發生。

4.8 堆芯測量系統

核動力院自2011年開始研究適用于三代核電的堆芯測量系統,經過幾年的努力,該系統已研制成功并應用于 “華龍一號”首堆工程。為了提高反應堆結構的安全性,降低事故工況下反應堆壓力容器下封頭失效的概率,“華龍一號”反應堆壓力容器下封頭取消了堆芯中子測量系統的貫穿件,將堆芯中子、溫度、水位探測器從堆芯頂部插入并固定在堆芯中。堆芯測量系統采用新型的堆內測量導向結構、測溫熱電偶、熱傳導式水位測量探測器、自給能中子探測器、LPD和DNBR在線監測技術,實現了堆芯出口溫度、壓力容器水位、堆芯中子通量及堆芯功率三維分布的在線監測。

5 安全分析

在 “華龍一號”總體設計階段,基于安全分析工作成果,創新地提出 “能動與非能動相結合”的安全設計思路,充分考慮了多樣性和冗余性的要求,通過設置完善的事故預防和緩解措施,顯著提升核電廠安全性,實現了URD、EUR等先進核電技術用戶要求文件提出的技術安全目標。

鑒于能動系統已經大量應用于核電站中,已被廣泛證明其安全、成熟、可靠,以及高效率,因此 “華龍一號”充分利用了它們的優勢;“華龍一號”還設置有非能動系統 (包括PRS系統,CIS非能動子系統,以及非能動安全殼熱量導出系統 (PCS)),如果在發生類似福島核事故的全廠斷電 (SBO)工況等極端條件下,能動系統的功能喪失,這些措施能在72 h內將反應堆維持在安全狀態。

在設計基準事故分析中,分析表明,使用能動的安全手段進行緩解,假設操縱員在第一個重要信號出現30 min后才開始執行安全相關動作,事故不會升級,且滿足初因事故的工況分類和驗收準則。通過大量的安全分析,對工藝系統和儀控系統的設計提出相關改進措施,如提高卸壓箱的容量、增加停堆信號、設置自動停運主泵信號,蒸汽發生器防滿溢措施等。通過這些措施,實現了事故后30 min操縱員可不干預等先進指標,減少了操縱員的可能人因失誤,大大提高了“華龍一號”對抗事故的能力,提升了 “華龍一號”的安全水平,滿足URD、EUR等要求。

同時,積極采用概率安全分析技術進行設計優化和設計決策支持,通過確定論和概率論安全分析結合,提出并實施了PRS系統 (見圖3)、CIS系統 (見圖4)、PCS系統,“一回路快速卸壓系統”“壓力容器高位排氣系統”和應急注硼系統等嚴重事故預防和緩解措施。

圖3 PRS試驗臺架Fig.3 PRStest rig

圖4 CIS試驗臺架Fig.4 CIStest rig

對于這些大量的創新設計,從安全設計的理念出發,完成了系統功能定位和系統容量論證、系統工藝方案設計、系統運行方式研究、有效性分析、實驗驗證、實驗結果對比計算等全周期的科研和工程設計工作。在完成研發目標的同時,培養了人才,掌握了非能動安全系統論證技術,形成了一套獨有的、國內領先的非能動安全系統設計方法。

6 力學分析

“華龍一號”抗震設計按SL-2 0.3g設計,設計壽命60年。除了設計采用更先進的結構設計,在力學分析工作進行了大量的創新,首次采用八種廠址地基完成抗震設計分析,驗證廠房采用三維模型和桿梁模型的差別,實驗驗證CRDM的抗震性能,實驗驗證和現場實測堆內構件的流致振動情況,嚴格按照規范驗證設備60年的疲勞壽命和斷裂性能。

7 結束語

自1997年以來,核動力院開展廣泛的國內外技術合作,全力攻關 “華龍一號”反應堆及反應堆一回路系統設計研究,取得豐碩成果。截至2014年,核動力院就 “華龍一號”(HPR1000)核電技術領域提出295項專利申請,涵蓋燃料設計與堆芯設計技術、關鍵系統設計技術、主設備設計與制造技術、儀控系統設計技術以及核電運行與維護技術等領域。

同時,核動力院通過落實 “產、學、研”的發展理念,在 “華龍一號”創新和發展中培養了大批理論扎實、經驗豐富、結構合理、素質優良的反應堆一回路系統與設備設計人才隊伍,為 “華龍一號”立足國內,揚威海外奠定了堅實的基礎。