华龙一号安全特性分析

中国核电０ＣＨＩＮＡＮＵＣＬＥＡＲＰＯＷＥＲ▲第８卷第４期２０１５年１２月发“华龙一号”安全特性分析邰江（中国核电工程有限公司，北京１００８４０）摘要：“华龙一号”采用１７７组先进燃料组件、先进的堆芯测量系统和反应堆冷却剂系统，提高了核电厂的固有安全性和堆芯热工裕量。在系统设计方面，配置了能动和非能动相结合的安全系统，核电机组具有完善的超设计基准事故、严重事故应对措施。“华龙一号”采用单堆布置、双层安全壳，实现了布置优化和实体隔离，有效降低了安全系统共模失效问题。这些设计使得“华龙一号”安全性达到了三代核电技术的先进水平。关健阏：“华龙一号”；安全特性；能动系统；非能动系统；单堆布置中阌分类号：ＴＬ４８文献标志码：Ａ义章编号：１６７４－１６１７（２０１５）０４０２９３０７ＳａｆｅｔｙＣｈａｒａｃｔｅｒｉｓｔｉｃｓｏｆ＂ＨｕａｌｏｎｇＯｎｅ＂ＴＡＩＪｉａｎｇ（ＣｈｉｎａＮｕｃｌｅａｒＰｏｗｅｒＥｎｇｉｎｅｅｒｉｎｇＣｏ．，Ｌｔｄ．，Ｂｅｉｊｉｎｇ１００８４０，Ｃｈｉｎａ）Ａｂｓｔｒａｃｔ：Ｔｈｅ１７７ｆｕｅｌａｓｓｅｍｂｌｉｅｓ，ａｄｖａｎｃｅｄｉｎ－ｃｏｒｅｉｎｓｔｒｕｍｅｎｔａｔｉｏｎｓａｎｄｒｅａｃｔｏｒｃｏｏｌａｎｔｓｙｓｔｅｍ，ａｒｅａｄｏｐｔｅｄｉｎ“ＨｕａｌｏｎｇＯｎｅ”？Ｔｈｅｉｎｈｅｒｅｎｔｓａｆｅｔｙｏｆｒｅａｃｔｏｒａｎｄｔｈｅｔｈｅｒｍａｌｍａｒｇｉｎｏｆｒｅａｃｔｏｒｃｏｒｅｈａｖｅｂｅｅｎｉｍｐｒｏｖｅｄ．Ａｃｔｉｖｅ＋ｐａｓｓｉｖｅｓａｆｅｔｙｓｙｓｔｅｍａｒｅｕｓｅｄｉｎ“ＨｕａｌｏｎｇＯｎｅ”，ａｎｄｄｉｖｅｒｓｅａｐｐｒｏａｃｈｅｓａｒｅａｖａｉｌａｂｌｅｉｎ“ＨｕａｌｏｎｇＯｎｅ”ｔｏｐｅｒｆｏｒｍｓａｆｅｔｙｆｕｎｃｔｉｏｎｓｂｏｔｈｉｎＤＢＡａｎｄＢＤＢＡ／ＳＡｃｏｎｄｉｔｉｏｎｓ．Ｓｉｎｇｌｅｕｎｉｔｌａｙｏｕｔａｎｄｄｏｕｂｌｅ－ｓｈｅｌｌｃｏｎｔａｉｎｍｅｎｔｐｒｏｖｉｄｉｎｇｐｈｙｓｉｃａｌｓｅｐａｒａｔｉｏｎ，ａｎｄｒｅｄｕｃｉｎｇｉｎｔｅｒａｃｔｉｏｎｂｅｔｗｅｅｎｕｎｉｔｓ．ＴｈｅｓｅｄｅｓｉｇｎｃｈａｒａｃｔｅｒｉｓｔｉｃｓｍｅｅｔｓｔｈｅｌａｔｅｓｔｒｅｑｕｉｒｅｍｅｎｔｓｏｆｔｈｉｒｄｇｅｎｅｒａｔｉｏｎＰＷＲ．Ｋｅｙｗｏｒｄｓ：ＭＨｕａｌｏｎｇＯｎｅＭ；ｓａｆｅｔｙｃｈａｒａｃｔｅｒｉｓｔｉｃｓ；ａｃｔｉｖｅｓａｆｅｔｙｓｙｓｔｅｍ；ｐａｓｓｉｖｅｓａｆｅｔｙｓｙｓｔｅｍ；ｓｉｎｇｌｅｕｎｉｔｌａｙｏｕｔＣＬＣｎｕｍｂｅｒ：ＴＬ４８Ａｒｔｉｃｌｅｃｈａｒａｃｔｅｒ：ＡＡｒｔｉｃｌｅＩＤ：１６７４－１６１７（２０１５）０４０２９３－０７“华龙一号”是中核集团和中广核集团在１我国３０余年核电科研、设计、制造、建设和新，经验基础上，充分借鉴国际三代核电技术先进理、＂念，采顧际最高安全标准研发设计的三代核电机型。本文从反应堆设计、系统设计、厂房设计繼件数量从Ｍ３１０机组的１５７组增加到１７７组’等方面阐述了“华龙一号’，的安全特性在提高堆芯额定功率的同时，降低了平均线功率密度，既增加了核电厂的发电能力，又提高了电收稿日期：２０１５－０９—０１作者简介：邰江（１９６５—），男，河北唐山人，学士，现从事核电厂设计及设计管理工作。２９３ＮｕｃｌｅａｒＰｏｗｅｒＲ＆Ｄ核电研发厂运行的安全裕量（堆芯热工裕量大于１５％）。而实现离散的堆芯水位测量。图１为“华龙一号”反应堆堆芯布置图，图２为燃采用堆内自给能探测器信号的堆芯在线监测料组件示意图。系统能够更精确地计算堆内的功率分布、线功率１．２先进堆芯测量系统密度和ＤＮＢＲ，能准确直观地描述堆芯的运行状先进堆芯测量系统包括堆芯中子通量测量子况供操纵员使用，从而更有效地防止燃料棒线功系统、堆芯温度测量子系统、堆芯水位测量子系率密度超限和发生偏离饱和沸腾，确保燃料组件统、堆芯在线监测子系统等。的完整性，从而提高核电厂的安全性。图３为堆芯堆芯中子通量测量子系统从堆顶插人堆芯，测量系统示意图。并固定在堆芯的自给能中子探测器上，实时测量Ｉ．３反应堆冷却剂系统设计并计算堆芯中子通量分布，为堆芯在线监测系统反应堆冷却剂系统主要从以下几方面提高安提供堆芯三维功率分布等计算输入数据。全性能：堆芯温度测量采用热电偶进行连续测量，改１）由于堆芯额定功率和ＮＳＳＳ额定热功率增进的堆芯中子通量测点布置与热电偶测点重合。加，因此在设计中选用换热面积增大的ＺＨ６５型蒸为减少反应堆堆顶贯穿件数量，优化堆顶仪表导汽发生器，在保证堆芯安全裕量的前提下，进一向和支撑结构设计，堆芯热电偶与自给能中子探步提高电厂额定功率。测器组合成探测器组件。２）稳压器的总容积增大到５１ｍ３，提高稳压由于取消了反应堆底部贯穿件，无法釆用差器的比容积，在系统升温、负荷阶跃变化、甩负压法测量反应堆压力容器的水位，必须采用新的荷等工况下，更好地补偿压力波动，提高系统的测量方法从堆顶进行直接测量。利用水和水蒸气运行稳定性。的物性参数存在较大差别来判断汽水分界面，从３）由稳压器上部引出快速卸压管道，分成ＲＰＮＭＬＫＪＨＧＦＥＤＣＢＡ０１｜Ｊ０７１１Ｇ０３￣｜｜Ｅ１４１１＾０３￣｜Ｒ０８｜０１０２｜Ｆ０４｜｜Ｄ１３｜｜ＮＥｗ｜ｐ＾｜ＮＥｗ｜［Ｎ＾｜＞ｆｆｉｗ｜［￣Ｍ＾Ｋ０４｜０２０３｜Ｈ０７｜｜ｎＥｗ｜ｎＥｗ｜ｎＥｗ｜｜Ｆ１４１｜Ｋ１４｜｜ｎＥｗ｜ＮＥＷ｜＾ＮＥＷｊ｜Ｇ０８｜０３〇４Ｍｌ。ＮＥｗ｜ｎＥｗ｜｜Ｃ１１｜｜￣０１４￣｜｜Ｋ０６｜「ＮＥＷ１１Ｈ１２１１Ｊ１４ｊ［＾ｌ￣｜｜ＮＥＷ｜｜ｎＥｗ｜｜Ｄ１０｜〇４０５Ｃ１２ＮＥｗ｜｜Ｅ１３｜｜ｎＥｗ｜｜Ｇｌｌ￣｜｜ＮＥＷ｜［￣＾￣｜｜ＮＥＷ｜｜ＮＥＷ｜［￣Ｌ１３１１ＮＥＷ１１Ｎ１２｜０５０６｜Ｈ１５｜｜ｎＥｗ｜｜ｎＥｗ｜ｊＢ０９１Ｅ０９｜｜ｎＥｗ｜｜ＣＩＯ｜ＮＥｗｊ｜Ｆ１３｜｜ｎＥｗ｜丨Ｌ０９１１Ｐ０９１１ＮＥＷ１１ＮＥＷｊ｜Ｇ０７｜０６０７｜Ｎ０９｜｜ｎＥｗ｜Ｂ１０１１Ｄ０８｜｜ｎＥｗ｜Ｃ０６１１Ｄ１２１１Ｈ１４１１Ｍ１２１１Ｋ１３｜ｎＥｗ｜Ｆ０６１１ＢＩＯ｜｜ｎＥｗ｜｜Ｃ０９｜〇７０８Ｂ０５｜｜ｎＥＷ￣｜｜Ｅｌｉ｜ｐＥｗ｜Ｋ０８｜「ＮＥＷ１１Ｂ０８１１Ｂ１１｜｜￣＾￣｜｜ｎＥ＼ｖ｜｜Ｆ０８１ＮＥＷ１１Ｌ０５１ＮＥｗｊ｜ＰＩ丨｜〇８０９｜Ｎ０７ｊ｜ｎＥｗ｜｜Ｂ０６１１Ｋ１０｜｜ｎＥｗ｜｜Ｆ０３１１Ｄ０４ｊ｜Ｈ０２１１Ｍ０４１１Ｎ１０ｊ｜ｎＥｗ｜｜Ｍ０８１Ｐ０６１ＮＥＷ１１Ｃ０７｜〇９１０｜Ｊ０９１１ＮＥＷ￣｜｜ＮＥＷ１｜Ｅ０７｜「ＮＥＷ｜丨Ｋ０３丨｜ＮＥＷ丨｜Ｎ０６ｊ｜ＮＥＷｊ｜￣７〇７￣｜Ｐ０７｜ｎＥｗ｜｜ｎＥｗ｜｜Ｈ０１｜１〇１１Ｃ０４｜｜ｎＥｗ｜｜Ｅ０３｜｜ｎＥｗ｜｜Ｇ０５丨［ＮＥＷ｜丨ＨｉＯ￣ｊＮＥＷ１１Ｊ０５１ＮＥＷ１１Ｌ０３１１ＮＥＷ丨｜Ｎ０４｜１１１２｜Ｍ０６丨｜ＮＥＷ￣｜｜ＮＥＷ｜｜Ｇ０２｜＾￣Ｈ０４￣｜｜ＮＥＷ｜｜￣Ｆｉ〇￣｜｜Ｊ０２１１Ｎ０５１１ＮＥＷ１１ＮＥＷ１１Ｄ０６］１２１３Ｊ０８１１ＮＥｗｊ｜ＮＥＷ｜｜ｎＥｗ｜｜Ｆ０２｜「ＥＯＳ丨｜Ｋ０２ｊＮＥＷｊ＾ＮＥｗ｜｜ＮＥＷｊ｜＾ｊ〇９￣｜１３１４｜Ｆ１２｜Ｄ０３｜｜ＮＥｗ｜｜Ｎ＾｜＾ｗ｜｜Ｎ＾｜ＮＥｗ｜ｐＭ０３￣［｜Ｋ１２｜１４１５｜ＡＯＳ１１Ｇ１３１１Ｌ０２ｊ｜Ｊ１３１１Ｇ０９｜１５ＲＰＮＭＬＫＪＨＧＦＥＤＣＢＡ图１反应堆堆芯布置图Ｆｉｇ．ｌＴｈｅｃｏｎｆｉｇｕｒａｔｉｏｎｏｆｒｅａｃｔｏｒｃｏｒｅ２９４中国核电ｆＣＨＩＮＡＮＵＣＬＥＡＲＰＯＷＥＲ＾第８卷第４期２０１５年１２月压紧弹簧？＾ＳｓＳｓＭ：二零中间格架－ｆｆｍｉＷｍｒ響：＼＃ｒ锆合金包壳繼下管座下端塞一｝｜图２燃料绀件示意图Ｆｉｇ．２Ｔｈｅｆｕｅｌａｓｓｅｍｂｌｙ（１Ａ连接板—１——１—＊ｎ＿Ｉ自给能信号自给能信号ｆ匚￣￣１处理柜Ｉ处理柜ＩＶ／＾￣￣￣￣￣１ＥＨ电１，、士压力容器内部网络接插件Ａ水位测量ｚ探测器｜「—，〕ｆ函ｉｄＤＣＳｉＩｉｉｉｉ■一—一－ｉ中丨Ｍ系！／＼１堆芯冷却监测｜／ｆ＼｜１机柜ｖＺＺＶ阌３堆芯测量系统示意图Ｆｉｇ．３Ｔｈｅｉｎ—ｃｏｒｅｉｎｓｔｒｕｍｅｎｔａｔｉｏｎ两个系列，每个系列由１台电动闸阀和１台电动截到稳压器卸压箱。图４为稳压器快速卸压７Ｋ意图。止阀组成，两个系列的快速卸压管线都排放到稳４）加强了低温工况的超压保护措施，增加压器顶部的排放环管上，通过稳压器排放管排放了稳压器安全阀提供低温超压保护。２９５ＮｕｃｌｅａｒＰｏｗｅｒＲ＆Ｄ核ｉｌｌ研发快速卸效的、经过工程验证的。非能动安全系统可以有＾效应对动力源丧失，以非能动安全系统作为能动Ｌ？．？车安全系统的补充，可在保证技术成熟性的同时，Ｘ—大幅提高安全性。图５为核岛安全系统示意图。红色为能动安卸压箱全系统，包括安全注人系统（安注）、安全壳喷淋系统（安喷）、辅助给水系统；绿色为非能动安全系统，包括安全壳消氢系统、非能动安全壳麵导出系统、二次侧余热排出系统。能动非能丨妇４咖器快速卸丨Ｋ示細动系统：堆腔注水冷却系统。Ｆｉｇ．４ＦａｓｔｄｅｐｒｅｓｓｕｒｉｚａｔｉｏｎｓｙｓｔｅｍｆｏｒｔｈｅＲＣＳ５）目前，国内运行和在建压水堆核电厂在中Ｌ〇ＣＡ（反应堆冷却剂丧失）事故情况下必须Ｆ／丨▲▲……＼３依靠操纵员手动停运主泵来缓解事故后果。为解ｒｒＪ决此问题，设计考虑增加中破口失水事故下自动ｇ停运反应麟删雜号一酿堆冷麵雜ｉｌｌＩＩ压差低信号与安注信号符合；降低冷却剂丧失速丨Ｌ｜＿ｌ—率，缓解事故后果，同时增加操作员应对事故的丨］ＱＩ准备时间，减少事故过程中人因的影响。Ｊ＂ｊ￣１Ｙ＊＇Ｈ｜｜卜厂６）压力容器高位排气系统具有以下功能：＆ＭＩ＇＂Ｐ－，①在停堆维修和换料前、后，反应堆压力容器顶ｌｓ＿＿Ｊ｜Ｌｄ０．Ｕ部的正常排气；②在事故后期，针对大量积聚在｜｜｜ＶＶ压力容器顶部的非凝结性气体，在主控制室由操，，叫１Ｕ１１□作员手动操作将气体排放到稳压器卸压箱中去，―一Ｉ丨从而防止这些非凝结性气体对反应堆堆芯传热的１—丨ＩＪｊ－影响，防止堆芯熔化。Ｊ７）在全厂断电的軸下，无需启动主泵轴ｉ？ｉ５ｒｉｇ．５