CPR1000核電廠與第三代核電廠的差距與改進

Differences Between CPR1000 and the Third Generation Nuclear Power plant and Relevant lmprovements

駱邦其

（ 中科華核電技術(shù)研究院，廣東 深圳 218026 ）

      摘要：介紹了CPR1000核電廠在安全專用設(shè)施、嚴重事故緩解措施和反應堆熱工裕量等方面與第三代核電廠的差別以及進行的相應改進，經(jīng)過改進的CPR1000核電廠可實現(xiàn)安注和噴淋連續(xù)運行不切換、采用14英尺（約4.27M）燃料元件，降低線功率使反應堆熱工裕量不低于15%，確保壓力容器的設(shè)計壽命由40年增加到60年，大大提高了核電廠的安全性、可靠性和經(jīng)濟性。經(jīng)過改進的CPR1000核電廠可成為具有自主知識產(chǎn)權(quán)的第三代核電廠，在滿足國內(nèi)需求的同時可以走向國際市場。

      關(guān)鍵詞：CPR1000核電廠；第三代核電廠；差別與改進

      Abstract:The differences in the engined safety features,severe accident mitigation measutes and reactor thermal margin between the CPR1000 and the theird nuclear power plant and relevant improvements are described in this paper.After improvement,the safety injection pumps and spray pumps of CPR1000 nuclear power plant can run continuously without switching from refuel water tank(ptr)to sump,the use of 14 feet fuel assembly can reduce the reactor linear power and keep reactor thermal margin higher than 15%,and the design life of reactor pressure vessel would be increased from 40 to 60 years,the safety,reliability and economy of CPR1000 nuclear power technology with independent self intellectual property right,which can satisfy the requirements of national and intenational markets.

      Key words:CPR1000 nuclear power plant; the third generation nuclear power plant; Difference and improvement

1  CPRl000核電廠與第三代核電廠的差距

      表1給出了CPRl000、APl000和EPR部分性能指標滿足URD的情況。

      表l CPRi000核電廠與EPR和APl000核電廠

      從表1可以得出，CPRl000核電廠與APl000和EPR的主要差距在于：

      (1)專用安全設(shè)施的可靠性；

      (2)熱工裕量；

      (3)核電廠的設(shè)計壽命。

      CPRl000核電廠要達到第三代核電廠的水平，需要對以上三項進行改進。

2  CPRl000核電廠的改進

2．1  專用安全設(shè)施

      (1)換料水箱。把換料水箱設(shè)置在安全殼內(nèi)，與地坑合二為一，使安注和噴淋連續(xù)運行不切換，提高安注和噴淋的可靠性。

      (2)增設(shè)非能動堆芯冷卻和堆坑充水箱。在安全殼內(nèi)(或外)增加一個非能動堆芯冷卻和堆坑充水箱，其結(jié)構(gòu)如圖1所示，其底部高于反應堆壓力容器入口管嘴。非能動堆芯冷卻和堆坑充水箱具有冷卻堆芯和堆坑充水兩種功能。

      ①堆芯冷卻功能。安裝在壓力容器(或者主回路管道)上的安注管道延伸到非能動堆芯冷卻和堆坑充水箱的底部，并在管道上安裝—個爆破閥。在正常運行時，爆破閥足關(guān)閉的。在事故狀態(tài)下，利用穩(wěn)壓器卸壓功能，當反應堆冷卻劑系統(tǒng)的壓力降低到0．2MPa時，與安注管道相連的管道上的爆破閥自動打開，非能動堆芯冷卻劑和堆坑充水箱內(nèi)的冷卻劑自動注入反應堆堆芯，確保堆芯淹沒和冷卻。

      ②堆坑充水功能。在非能動堆芯冷卻和堆坑充水箱的底部和反應堆堆坑之間安裝一根堆坑充水管道，在這根管道上安裝一個閥門。反應堆正常運行時，這個閥門是關(guān)閉的。在事故狀態(tài)下，當堆坑需要充水時，打開管道上的閥門，非能動堆芯冷卻和堆坑充水箱內(nèi)的冷卻劑自動流入反應堆堆坑，冷卻并帶走壓力容器的熱量，減緩或預防壓力容器失效。在某些事故情況下，當非能動堆芯冷卻和堆坑充水箱的水位降低到最低水位時，超過反應堆堆坑充水管道的流體會自動流入非能動堆芯冷卻和堆坑充水箱內(nèi)，保持水箱有足夠的水位淹沒和冷卻堆芯。

      (3)高壓、低壓安注泵和余熱導出系統(tǒng)的改進。

      ①上充泵和高壓安注泵分離。上充泵和高壓安注泵分開設(shè)置，以提高高壓安注的可靠性。同時設(shè)置高壓安注泵的投入整定值低于蒸汽發(fā)生器的安全閥的打開整定值，可以避免蒸汽發(fā)生器管子破裂(SGTR)事故時蒸汽發(fā)生器安全閥打開而使大量放射性物質(zhì)釋放到外部環(huán)境。

      ②低壓安注泵兼作余熱導出泵。低壓安注泵兼作余熱導出泵，同時提高低壓安注的投入整定值到6．0MPa。作為低壓安注泵時，不但安注連續(xù)注入不切換，提高了安注的可靠性，而且注入堆芯的冷卻劑連續(xù)被降溫，大大提高了堆芯的安全性。作為余熱導出泵時，蒸汽發(fā)生器在失去全部給水的情況下，低壓安注泵通過換料水箱向堆芯注入含硼水并通過穩(wěn)壓器閥門實現(xiàn)注入和排出，導出堆芯余熱，結(jié)構(gòu)如圖1所示。

      (4)安全殼噴淋與熱量導出系統(tǒng)。

      對安全殼噴淋系統(tǒng)進行適當?shù)男薷?，設(shè)置兩套專用安全殼熱量導出系統(tǒng)替代噴淋和換料水箱熱交換器，每套安全殼熱量導出系統(tǒng)包括1臺熱量導出泵、1臺中間冷卻泵和1臺熱交換器。

      由于換料水箱設(shè)置在安全殼內(nèi)，在事故狀態(tài)可以吸收如主蒸汽管道在安全殼內(nèi)斷裂和主冷卻劑管道發(fā)生人破U失水事故情況下的高溫冷卻劑的熱量，避免安全殼壓√J的升高，在設(shè)計基準事故情況下不使用安全殼噴淋系統(tǒng)，在嚴重事故情況下12h以后使用噴淋系統(tǒng)，預防在事故狀態(tài)下安全殼壓力升高，結(jié)構(gòu)如圖2所示。 

      安全殼熱量導出泵的吸入管安裝在換料水箱的底部，在噴淋過程中連續(xù)運行不切換，大大提高了噴淋的可靠性。安全殼熱量導出系統(tǒng)具有兩種功能：

      ①反應堆正常運行時，對換料水箱進行冷卻，保證換料水箱的溫度≤40度；

      ②在事故狀態(tài)特別是在嚴重事故狀態(tài)下，作為最終的緩解措施，導出安全殼內(nèi)的熱量，限制安全殼的壓力升高。

      (5)應急輔助給水。

      應急輔助給水除了與啟動和停堆輔助給水分開設(shè)置以外，還增加兩臺小型柴油發(fā)電機，以提高應急輔助給水系統(tǒng)的可靠性。

      (6)設(shè)置專用濃硼系統(tǒng)。

      取消現(xiàn)在的濃硼箱。獨立設(shè)置2個序列的備用濃硼系統(tǒng)，每個序列包括1臺濃硼泵和1個硼濃度為0．7％的濃硼箱。事故狀態(tài)下，每個序列可以在運行壓力下向2個環(huán)路注入濃硼，預防未能緊急停堆的預期瞬變(ATWS)等事故。

2．2  熱工裕量

      雖然熱工裕量不足安全驗收準則，但具有較大熱工裕量的反應堆具有潛在預防事故的能力。CPRl000核電站增大熱工裕量的措施是：在不改變壓力容器尺寸的情況下，采用14英尺燃料組件。

      表2給出了CPRl000核電廠—和APl000核電廠的壓力容器的壓力容器的尺寸、燃料組件數(shù)目和活性區(qū)高度的比較。

      表2 CPRl000和APl000的壓力容器尺寸、燃料組件數(shù)日APl000核電廠一樣采用成熟的14英尺(約4．27m)燃料組件。反應堆的平均線功率從原來的185．9W／Cm下降到159．4W／Cm。如果CPR1000核電廠采用EPR核電廠的AFA-3G LE燃料元件技術(shù)(4．2m)，反應堆的平均線功率足161．4W／Cfll。這樣就可以使CPRl000核電廠的反應堆熱工裕量≥15％。

2．3  壓力容器的設(shè)計壽命

      核電廠的安全是非常重要的，經(jīng)濟性同樣也非常重要，沒有經(jīng)濟性的核電廠是沒有生命力的，提高核電廠的設(shè)計壽命，是提高核電廠經(jīng)濟性的重要途徑。反應堆壓力容器是在核電廠的壽期內(nèi)不更換的重要設(shè)備，把CPRl000核電廠的反應堆壓力容器的設(shè)計壽命從40年提高到60年，必然會提高核電廠的的經(jīng)濟性。

      CPRl000核電廠采用14英尺(約4．27m)燃料組件和低泄漏換料方式可以降低單位面積上壓力容器受到的中子注入量而提高壓力容器的使用壽命，同時采用重反射層屏蔽中子，把壓力容器的使用壽命提高到60年。

3  結(jié)束語

      從技術(shù)上來說，對CPRl000核電廠進行適當?shù)募夹g(shù)改進，沒有技術(shù)風險，因為所采用的均為成熟技術(shù)。通過對CPRl000核電廠的技術(shù)改進，對于掌握核電廠的核心設(shè)計技術(shù)，培養(yǎng)造就一支一流的核電廠設(shè)計隊伍，扭轉(zhuǎn)核電建設(shè)的“技術(shù)引進呻消化吸收—建設(shè)生產(chǎn)—技術(shù)落后—再引進—再消化吸收—再建設(shè)牛產(chǎn)”的惡性循環(huán)，使廣核集團的核電廠研究設(shè)計達到先進水平，具有十分重要的戰(zhàn)略意義。

      CPRl000核電廠值得改進的地方比較多，但是，只要對CPRl000核電廠的專用安全設(shè)施進行適當改進、采用14英尺(約4．27m)的燃料組件和在增加重反射層等措施，就可以使CPRl000核電廠的安全性、可靠性和經(jīng)濟性大大提高，使CPRl000核電廠接近第二代核電廠的水平。經(jīng)過改進的CPRl000核電廠具有如下優(yōu)點。

3．1  安全性好

      (1)固有安全性和備用反應性。

      改進后的CPRl000核電廠的線功率為159．4(或者161．4)W／cm，因此，堆芯具有較大的固有安全性。同時備有獨立的高壓(15．5MPa)備用濃硼注入系統(tǒng)，大大提高了快速預防ATWS和具他反應性事故的能力。

      (2)專用安全設(shè)施的可靠性。

      ①高壓安注泵投入整定值為8．0MPa，降低了SGTR類事故和安全殼直接旁通類事故風險；安注連續(xù)運行不切換，大大捉高了堆芯安全性和可靠性。即使在最嚴重的全廠斷電事故情況下，非能動堆芯冷卻和堆坑充水箱、反應堆堆坑和穩(wěn)壓器卸壓閥可以以非能動的方式來保證堆芯被淹沒，確保堆芯不損壞。

      ②相互獨立的汽動和電動輔助(應急)給水泵布置并且為電動給水泵設(shè)置了獨立的小型應急柴油發(fā)電機，大大提高了輔助(應急)給水的可靠性。即使失去所有蒸汽發(fā)生器給水，低壓安注泵可以從安全殼內(nèi)的換料水箱吸水向反應堆冷卻劑系統(tǒng)注含硼水，并通過手動打開穩(wěn)壓器的排放裝置，實現(xiàn)冷卻劑到反應堆堆芯的注入和排放功能，導出反應堆冷卻劑系統(tǒng)的余熱。

      ③安全殼噴淋泵連續(xù)運行不切換，安全殼熱量導出系統(tǒng)和低壓安注泵(由于兼作余熱導出泵)在事故狀態(tài)下導出大量來自堆芯的熱量，大大減少了安全殼失效的風險。

      (3)嚴重事故預防措施。

      ①采用堆坑充水技術(shù)，在事故狀態(tài)下帶走壓力容器外部的熱量，同時堆芯儀表測量貫穿件安裝在壓力容器的頂部，降低了壓力容器底部熔化的可能性。

      ②在反應堆出口溫度》600℃時，打開穩(wěn)壓器卸壓閥，可以預防高壓熔堆。

      ③設(shè)置了非能動氫氣復合器，可以避免氫氣爆燃引起的安全殼超壓失效。

3．2  經(jīng)濟性好

      CPRl000核電廠采用14英尺(約4．27m)熱量組件以后，線功率降低，增加了反應堆安全裕量，必然提高了核電廠的可靠性，同時設(shè)計壽命由40年提高到60年，經(jīng)濟性會得到顯著提高。

      (收稿日期：2007-10-23)