中國(guó)核電國(guó)產(chǎn)化論壇

中國(guó)核電CNP1000開發(fā)及其特點(diǎn)

(中國(guó)核動(dòng)力院，張森如)

2006年3月30日     北京
Development and Characteristics of CNP1000 for Chinese Nuclear Power

   (Nuclear Power Institute of China, Zhang Senru)

Mar. 30,2006, Beijing

CNP1000型號(hào)及方家山工程項(xiàng)目

方家山工程將采用CNP1000方案進(jìn)行建設(shè)。
   2006年6月，部分長(zhǎng)周期設(shè)備具備簽訂采購(gòu)合同條件。
   2006年11月，完成方家山項(xiàng)目PSAR編制和送審工作。
   2007年12月，完成初步安全分析報(bào)告評(píng)審并開工建造。
設(shè)計(jì)目標(biāo)和要求

CNP1000設(shè)計(jì)的主要特點(diǎn)
①燃料組件177盒，降低線功率密度，采用AFA3G燃料組件提高安全裕量。增大功率，提高經(jīng)濟(jì)性。
②18個(gè)月?lián)Q料，低泄漏，提高經(jīng)濟(jì)性。
③大直徑反應(yīng)堆壓力容器（內(nèi)徑為4340mm），增加水裝量，降低容器壁面中子注量，提高安全性，并滿足60年壽期要求。
④穩(wěn)壓器容積為51m3，穩(wěn)壓能力增強(qiáng)。
⑤采用預(yù)防和緩解嚴(yán)重事故的有效措施，降低堆芯損壞和放射性大量釋放的概率。
⑥采用LBB技術(shù)，簡(jiǎn)化系統(tǒng)并有利于維護(hù)保養(yǎng)。
⑦高壓安注泵同上充泵分開，低壓安注泵同余熱泵共用，并形成兩個(gè)系列。
⑧輔助給水系統(tǒng)設(shè)置兩臺(tái)汽動(dòng)泵和兩臺(tái)電動(dòng)泵,形成兩個(gè)系列。
⑨采用半速汽輪機(jī)/發(fā)電機(jī)機(jī)組。
⑩數(shù)字化I&C系統(tǒng)。
CNP1000具有較好的安全性、經(jīng)濟(jì)性和先進(jìn)性

反應(yīng)堆及其冷卻劑系統(tǒng)主參數(shù)

反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)流程圖

CNP1000堆芯熱工裕量

上述計(jì)算基于AFA-3G堆芯并實(shí)施18個(gè)月?lián)Q料，采用保守方法進(jìn)行計(jì)算和分析。
上述結(jié)果表明，CNP1000堆芯的熱工裕量大于15%
CNP1000的RPV內(nèi)表面最大快中子注量

美國(guó)批準(zhǔn)延壽20年的5個(gè)核電站，運(yùn)行60年后, RPV內(nèi)表面快中子注量的峰值為5.77E19n/cm² 。
從上表結(jié)果可見，CNP1000反應(yīng)堆壓力容器可以運(yùn)行60年
CNP1000的燃料管理特點(diǎn)
            (AFA3G燃料組件堆芯，18個(gè)月?lián)Q料）

AFA3G批卸料燃耗限值為 52000MWd/tU 最大組件燃耗限值為 57000MWd/tU
    177盒AFA3G組件堆芯可充分利用AFA3G的優(yōu)點(diǎn),使其發(fā)揮最大的經(jīng)濟(jì)效益
CNP1000反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)變化和工程驗(yàn)證實(shí)驗(yàn)
CNP1000采用177盒燃料組件堆芯，同大亞灣核電站相比，增加了20盒燃料組件，堆芯和壓力容器結(jié)構(gòu)發(fā)生變化。
堆芯加大，流速減小，有利于流量分配，減小流致振動(dòng)。根據(jù)國(guó)內(nèi)外壓水堆實(shí)驗(yàn)和運(yùn)行的結(jié)果表明,這種變化是可行的。
通過水力模擬和流致振動(dòng)實(shí)驗(yàn)，可獲得CNP1000堆芯流量分配和流致振動(dòng)測(cè)量數(shù)據(jù)，以便改進(jìn)設(shè)計(jì)，確保變化成功。
CNP1000實(shí)驗(yàn)驗(yàn)證項(xiàng)目
(1) 堆芯整體水力模擬實(shí)驗(yàn)(已完成)；
(2) 堆內(nèi)構(gòu)件流致振動(dòng)實(shí)驗(yàn)(已完成)；
(3) AFA3G和AFA2G臨界熱流密度實(shí)驗(yàn)(已完成)；
(4) 堆芯旁流測(cè)量(20006年12月完成)；
(5) 反應(yīng)堆壓降測(cè)量(20006年12月完成)；
(6) 反應(yīng)堆下空腔交混實(shí)驗(yàn)(20006年12月完成)；
(7) 一回路三通管道傳熱實(shí)驗(yàn)(20006年12月完成)；
(8) 安全殼動(dòng)態(tài)實(shí)振動(dòng)驗(yàn)(20006年12月完成) 。
水力模擬實(shí)驗(yàn)
整體水力模擬實(shí)驗(yàn)
包括流量分配和壓降實(shí)驗(yàn)。

   實(shí)驗(yàn)流量的選擇
選擇流量為3´850m³/h
選擇該流量滿足相似準(zhǔn)則方面的要求
流量的選擇應(yīng)滿足模型與原型流速分布相似
   模型比例為  1 ：4
(2) 實(shí)驗(yàn)裝置
實(shí)驗(yàn)回路參數(shù)

     水泵額定流量                1260 m3/h
     水主泵揚(yáng)程                    85  mH2O
     最高運(yùn)行壓力                1.0 MPa

實(shí)驗(yàn)裝置回路流程圖

實(shí)驗(yàn)?zāi)M件設(shè)計(jì)

實(shí)驗(yàn)裝置

(3) 實(shí)驗(yàn)工況
   實(shí)驗(yàn)溫度 T=60～70℃；
   泵入口壓力 P>0.25MPa

 (4) 模擬組件阻力特性

原型流量(m³/h)
(5) 平衡循環(huán)四分之一堆芯X-Y相對(duì)功率分布

實(shí)驗(yàn)結(jié)果
(7) 水力模擬實(shí)驗(yàn)小結(jié)
在事故分析和安全評(píng)價(jià)時(shí)，CNP1000的焓升因子FΔH=1.6、
熱點(diǎn)因子Fq=2.4 ，堆芯熱點(diǎn)所在的熱通道進(jìn)口采用熱工設(shè)計(jì)
流量的95%做為輸入值進(jìn)行計(jì)算，假設(shè)所有的不利因素都集
中在熱通道上，使計(jì)算結(jié)果趨于保守。
   水力模擬實(shí)驗(yàn)結(jié)果表明，CNP1000堆芯中心區(qū)流量比外圍區(qū)
大，這正好與18個(gè)月?lián)Q料低泄漏燃料管理堆芯功率分布一
致，有利于燃料組件發(fā)熱的導(dǎo)出。
   CNP1000水力模擬實(shí)驗(yàn)結(jié)果表明，其堆芯有較大的實(shí)際熱工
安全裕量，堆芯增加20盒燃料組件是可行的。
CNP1000反應(yīng)堆堆內(nèi)構(gòu)件
               流致振動(dòng)實(shí)驗(yàn)

(1)實(shí)驗(yàn)研究?jī)?nèi)容
 
   
    空氣中振動(dòng)特性測(cè)量
    靜水中振動(dòng)特性測(cè)量
    流致振動(dòng)響應(yīng)測(cè)量
    壓緊彈簧剛度測(cè)試
    理論分析計(jì)算
CNP1000反應(yīng)堆堆內(nèi)構(gòu)件
               流致振動(dòng)實(shí)驗(yàn)

(1)實(shí)驗(yàn)研究?jī)?nèi)容
 
   
    空氣中振動(dòng)特性測(cè)量
    靜水中振動(dòng)特性測(cè)量
    流致振動(dòng)響應(yīng)測(cè)量
    壓緊彈簧剛度測(cè)試
    理論分析計(jì)算
(2) 模擬相似準(zhǔn)則
         慣性力相似準(zhǔn)則：
         結(jié)構(gòu)彈性力相似準(zhǔn)則：
         流體彈性力相似準(zhǔn)則（柯西數(shù)）：
         流體動(dòng)壓力相似準(zhǔn)則（歐拉數(shù)）：
         流體振蕩力相似準(zhǔn)則（斯托勞哈爾數(shù)）：
(3) 相似比
         幾何相似比：1:5
         材料彈性模量比：1:1
         材料質(zhì)量密度比：1:1
         流體速度比：1:1
         流體脈動(dòng)壓力比：1:1 
(4)實(shí)驗(yàn)?zāi)Ｐ?BR>    結(jié)構(gòu)圖

(5) 流致振動(dòng)響應(yīng)測(cè)量
    
CNP1000反應(yīng)堆堆內(nèi)構(gòu)件流致振動(dòng)實(shí)驗(yàn)
包括：

    模擬實(shí)堆正常運(yùn)行工況測(cè)量
    模擬實(shí)堆熱態(tài)調(diào)試工況（預(yù)運(yùn)行工況）的穩(wěn)態(tài)和瞬
態(tài)測(cè)量
    45小時(shí)的耐久性實(shí)驗(yàn)。
(6) 堆內(nèi)構(gòu)件流致振動(dòng)實(shí)驗(yàn)小結(jié)
   ① 堆內(nèi)構(gòu)件流致振動(dòng)響應(yīng)為以低頻（500Hz以內(nèi)）為主的隨機(jī)微幅振動(dòng)。在穩(wěn)態(tài)運(yùn)行時(shí)，吊籃振幅小于6µm、二次支承組件的振幅小于11µm。
   ②在穩(wěn)態(tài)、瞬態(tài)以及泵超速運(yùn)行時(shí)，吊籃、導(dǎo)向筒和支承柱的最大應(yīng)力值均小于材料的疲勞持久極限。預(yù)計(jì)在反應(yīng)堆使用壽期內(nèi)不會(huì)因流致振動(dòng)而發(fā)生疲勞破壞。
   ③ 在額定流速下考驗(yàn)45小時(shí)，未發(fā)現(xiàn)熱屛、圍板、成形板和二次支承連接螺栓有松動(dòng)現(xiàn)象。而且吊籃上部法蘭與壓緊彈簧之間未發(fā)生擦傷與磨痕。
  ④雙泵運(yùn)行工況對(duì)流致振動(dòng)最為不利，在正常運(yùn)行時(shí)應(yīng)盡量避免。
•     CNP1000堆內(nèi)構(gòu)件流致振動(dòng)實(shí)驗(yàn)結(jié)果表明，177盒燃料組件堆芯是安全的，具有較好的流致振動(dòng)性能。
       AFA-2G 和 AFA-3G
     臨界熱流密度(CHF)實(shí)驗(yàn)

CNP-1000堆芯選用AFA-3G，為了比較AFA-2G和AFA-3G燃料組件臨界熱流密度(CHF)的大小，開展了相應(yīng)的實(shí)驗(yàn)。
（數(shù)據(jù)有刪減）
CNP1000采用177盒AFA-3G燃料組件堆芯，通過AFA-2G和AFA-3G臨界勢(shì)流密度CHF的對(duì)比實(shí)驗(yàn)和運(yùn)行燃耗結(jié)果可知：

  AFA-2G和AFA-3G的臨界熱流密度公式WRB-1和FC已被核動(dòng)力院的實(shí)測(cè)結(jié)果證實(shí)。
  AFA-3G燃料組件的傳熱性能優(yōu)于AFA-2G，在相同的條件下AFA-3G比AFA-2G的堆芯熱工裕量大7.53%。
  AFA-3G比AFA-2G具有更大的燃耗值，便于燃料管理，可實(shí)施18個(gè)月?lián)Q料，提高核電站經(jīng)濟(jì)性。
  AFA-3G燃料組件已經(jīng)實(shí)現(xiàn)本地化生產(chǎn)。

CNP1000對(duì)抗嚴(yán)重事故的措施
    國(guó)家核安全局于二00四年四月十八日發(fā)布了《核動(dòng)力廠設(shè)計(jì)安全規(guī)定》，設(shè)計(jì)必須以防止或減輕由設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故和選定的嚴(yán)重事故引起的輻射作為目標(biāo)。必須考慮核動(dòng)力廠整個(gè)設(shè)計(jì)能力，使核動(dòng)力廠回到受控狀態(tài)和/或減輕嚴(yán)重事故的后果。CNP1000在設(shè)計(jì)中采取了如下主要措施，以便防止或減輕嚴(yán)重事故后果：
(1) 改進(jìn)的專設(shè)安全系統(tǒng)
(2)  反應(yīng)堆壓力容器(RPV)頂蓋排放系統(tǒng)
(3)  穩(wěn)壓器卸壓系統(tǒng)
(4)  RPV下封頭冷卻系統(tǒng)
(5)  堆坑淹沒系統(tǒng)
(6)  安全殼內(nèi)氫氣控制系統(tǒng)
(1) 改進(jìn)的專設(shè)安全系統(tǒng)

4臺(tái)高壓安注泵（與上充泵分開）、2臺(tái)低壓安注泵（與余熱排除泵共用）,與三臺(tái)安注箱組成安全注射系統(tǒng)。
應(yīng)急給水系統(tǒng)包括兩臺(tái)汽動(dòng)泵和兩臺(tái)電動(dòng)泵，構(gòu)成兩個(gè)獨(dú)立的系列。
專設(shè)安全系統(tǒng)的改進(jìn)，大大提高了可靠性，有利于降低堆芯熔化概率。
(2)反應(yīng)堆壓力容器頂蓋排放系統(tǒng)

   事故工況下，提供安全級(jí)的方式由主控制室和輔助盤手動(dòng)操作迅速排出RPV上封頭可能出現(xiàn)的蒸汽或氣體，保證反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)中只有唯一的汽水界面；

   嚴(yán)重事故下，該系統(tǒng)提供安全級(jí)的方式由主控制室和輔助盤手動(dòng)操作迅速排出RPV上封頭積累的不可凝結(jié)氣體，防止氫氣爆炸；

   該系統(tǒng)由兩個(gè)冗余的并聯(lián)系列組成，包括四個(gè)常關(guān)的電磁閥以及相連接的管道、儀表等 。
(3)  穩(wěn)壓器卸壓系統(tǒng)
    穩(wěn)壓器頂部安裝了三臺(tái)自啟動(dòng)先導(dǎo)式安全閥(SEBI(4) RPV下封頭冷卻系統(tǒng)和堆坑淹沒系統(tǒng)

   嚴(yán)重事故發(fā)生會(huì)導(dǎo)致堆芯熔化。
   如果熔融的堆芯掉落到壓力容器下封頭又不能及時(shí)冷卻，壓力容器下封頭就有可能熔穿。
   熔融的堆芯可能與混凝土反應(yīng)，將直接危及安全殼的完整性，長(zhǎng)期的升溫和升壓，最終導(dǎo)致安全殼失效。(5) 安全殼內(nèi)氫氣控制系統(tǒng)

當(dāng)反應(yīng)堆發(fā)生嚴(yán)重事故時(shí)，安全殼內(nèi)氫氣控制系統(tǒng)起到降低氫氣濃度的作用。假設(shè)堆芯燃料包殼發(fā)生100%的金屬-水反應(yīng)，該系統(tǒng)能夠把反應(yīng)放出的氫氣濃度降到不會(huì)爆炸的水平。
非能動(dòng)的安全殼內(nèi)氫氣控制系統(tǒng)包含一定數(shù)量的氫復(fù)合器和若干氫點(diǎn)火器。
該系統(tǒng)可使在設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故時(shí)安全殼內(nèi)氫氣濃度不超過4%，在嚴(yán)重事故時(shí)安全殼內(nèi)氫氣濃度不超過10%，確保不會(huì)發(fā)生大量的氫氣爆炸而破壞安全殼的完整性。

   當(dāng)嚴(yán)重事故發(fā)生時(shí)，為了壓力容器下封頭不被熔穿，CNP1000設(shè)置了壓力容器下封頭冷卻系統(tǒng)和堆坑淹沒系統(tǒng)。
M)和500t/h卸壓閥。
CNP1000安全評(píng)價(jià)
國(guó)家環(huán)?？偩趾税踩行囊罁?jù)國(guó)家核安全法規(guī)HAF102(2004年版)，完成了CNP1000設(shè)計(jì)若干重要安全方面的審查評(píng)價(jià)。其主要結(jié)論如下：
“CNP1000核電廠的設(shè)計(jì)是建立在成熟技術(shù)基礎(chǔ)上的，其針對(duì)國(guó)內(nèi)同類核電廠在安全設(shè)計(jì)上存在的一些薄弱環(huán)節(jié)所進(jìn)行的切實(shí)有效改進(jìn)，也吸取了近些年來國(guó)內(nèi)外已有核電廠在安全方面的一些成功改進(jìn)經(jīng)驗(yàn)，在技術(shù)和工程上均是可行的，并有實(shí)際工程實(shí)踐的驗(yàn)證”。
“由于考慮到了多年國(guó)內(nèi)核安全工作的經(jīng)驗(yàn)反饋，以及吸取了部分國(guó)際上新一代核電廠的設(shè)計(jì)理念，與國(guó)內(nèi)同類核電廠相比較，CNP1000設(shè)計(jì)方案在安全方面的考慮更全面和周到，可以應(yīng)用于工程實(shí)踐?！?BR>CNP1000在我國(guó)現(xiàn)有核電廠設(shè)計(jì)、設(shè)備制造、施工建造和運(yùn)行的技術(shù)基礎(chǔ)上，在經(jīng)濟(jì)性和安全性兩大方面進(jìn)行了大量改進(jìn)。

CNP1000作為技術(shù)創(chuàng)新、 具有自主知識(shí)產(chǎn)權(quán)、 實(shí)現(xiàn)國(guó)產(chǎn)化的核電機(jī)組，必將對(duì)我國(guó)核電發(fā)展做出貢獻(xiàn)。（中國(guó)核電信息網(wǎng)注：本文內(nèi)容有部分刪減）