蘇晉

【摘 要】作為非能動(dòng)設(shè)計(jì)的代表堆型——AP1000，其安全系統(tǒng)設(shè)計(jì)理念與傳統(tǒng)核電站存在著很大的區(qū)別。本文從CPR1000堆型的安全注入系統(tǒng)以及AP1000的非能動(dòng)堆芯冷卻系統(tǒng)的系統(tǒng)組成、系統(tǒng)功能和系統(tǒng)運(yùn)行幾個(gè)方面著手，進(jìn)行一個(gè)簡(jiǎn)要的介紹，在介紹的同時(shí)對(duì)比二者之間存在的差異，并對(duì)相應(yīng)的差異進(jìn)行比較分析，供核電專業(yè)技術(shù)人員參考。

【關(guān)鍵字】CPR1000；AP1000；非能動(dòng)堆芯冷卻系統(tǒng)；安全注入系統(tǒng)；差異

中圖分類號(hào)： TG316 文獻(xiàn)標(biāo)識(shí)碼： A 文章編號(hào)：2095-2457（2018）03-0126-003

Comparison and Analysis of Differences between CPR1000 and AP1000 Safety Systems

SU Jin

（Nuclear Nuclear Power Operations Management Co.， Ltd.， Jiaxing， Zhejiang 314300， China）

【Abstract】As the representative reactor design of APAM， the design concept of safety system is quite different from the traditional nuclear power plant. In this paper， a brief introduction is given from the aspects of system configuration， system function and system operation of the CPR1000 reactor safety injection system and AP1000 passive core cooling system. The differences between the two are introduced ， And comparative analysis of the corresponding differences for nuclear power professional and technical personnel for reference.

【Key words】CPR1000； AP1000； Passive core cooling system； Safety injection system； Difference

核電廠的安全注入系統(tǒng)在發(fā)生LOCA及失控冷卻等事故時(shí)對(duì)于保證堆芯冷卻，帶走衰變熱量以及防止重返臨界起著至關(guān)重要的作用。美國(guó)西屋公司設(shè)計(jì)的第三代壓水堆型AP1000中，其非能動(dòng)堆芯冷卻系統(tǒng)主要由非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)和非能動(dòng)安全注入系統(tǒng)組成，在脫離了泵、風(fēng)機(jī)等高安全級(jí)別的能動(dòng)安全設(shè)備以及冗余的安全交流電源和通風(fēng)、空調(diào)等能動(dòng)支持系統(tǒng)的設(shè)計(jì)后，僅利用非能動(dòng)系統(tǒng)部件的自然規(guī)律等實(shí)現(xiàn)安全功能。在設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故下，在事故后72小時(shí)內(nèi)不需要操作員干預(yù)或無(wú)交流電源的情況下，非能動(dòng)系統(tǒng)能保證堆芯冷卻并維持安全殼的完整性，安全性能大幅提高。

而CPR1000機(jī)組的安全注入系統(tǒng)中的高壓安注、低壓安注分系統(tǒng)都設(shè)置了獨(dú)立系列，由兩列交流應(yīng)急配電系統(tǒng)供電。中壓安注系統(tǒng)則由三個(gè)獨(dú)立系列組成。CPR1000堆型充分吸收了法國(guó)和德國(guó)多年核電設(shè)計(jì)建造和運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)，有著豐富的運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)，通過(guò)漸進(jìn)式地模式改進(jìn)安全設(shè)計(jì)，提高安全性和可靠性。

1 CPR1000安全注入系統(tǒng)概述

1.1 系統(tǒng)組成

RIS主要由高壓安注子系統(tǒng)（HHSI）、低壓安注子系統(tǒng)（LHSI）、中壓安注子系統(tǒng)（安注箱注入子系統(tǒng)）、4%硼酸溶液再循環(huán)回路、水壓試驗(yàn)子系統(tǒng)組成。

高壓安注子系統(tǒng)包括三臺(tái)高壓安注泵、一個(gè)換料水貯存箱（PTR001BA）、一個(gè)硼水注入罐、一個(gè)硼水注入緩沖罐、二臺(tái)硼水注入罐再循環(huán)泵、相應(yīng)管道、閥門和儀表組成。

低壓安注子系統(tǒng)由兩臺(tái)低壓安注泵；一個(gè)換料水貯存箱（PTR001BA）；二個(gè)安全殼地坑；相應(yīng)的管道、閥門和儀表組成。再循環(huán)工況下，使用H4規(guī)程時(shí)，可利用EAS系統(tǒng)的冷卻器作為低壓安注子系統(tǒng)的組成部分。

中壓安注子系統(tǒng)由三個(gè)容積為47.7m3的安注罐（RIS001/002/003BA）和其相應(yīng)的管道、閥門和儀表組成。

高壓和低壓安注子系統(tǒng)為能動(dòng)安注子系統(tǒng)，具有足夠的設(shè)備和流道冗余度，并且配有相互獨(dú)立的應(yīng)急電源，即使長(zhǎng)期運(yùn)行期間出現(xiàn)單一能動(dòng)或非能動(dòng)故障，仍能確保系統(tǒng)運(yùn)行的可靠性和堆芯的持續(xù)冷卻，如圖1所示。

中壓安注子系統(tǒng)為非能動(dòng)安注子系統(tǒng)，當(dāng)一回路失去冷卻劑，且其壓力降至4.2MPa.a時(shí)，它能在最短的時(shí)間內(nèi)把含硼量為2300ppm的硼酸水注入到反應(yīng)堆內(nèi)，淹沒堆芯，防止堆芯燃料元件熔化和反應(yīng)堆重返臨界。

1.2 系統(tǒng)主要功能

CPR1000機(jī)組中安全注入系統(tǒng)具有以下幾種主要功能：

當(dāng)反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)發(fā)生失水事故或當(dāng)主蒸汽系統(tǒng)發(fā)生管道破裂事故時(shí)，安注系統(tǒng)完成堆芯應(yīng)急冷卻功能；

在主蒸汽系統(tǒng)發(fā)生管道破裂事故時(shí)，向堆芯快速注入濃硼溶液，以補(bǔ)償由于不可控地產(chǎn)生蒸汽致使反應(yīng)堆冷卻劑過(guò)冷而引起的反應(yīng)堆冷卻劑容積變化和反應(yīng)性增加，從而使反應(yīng)堆迅速安全停堆，并防止反應(yīng)堆重返臨界；

在失水事故后的再循環(huán)注入階段，該系統(tǒng)部分承壓邊界作為安全殼的延伸，具有安全殼屏障的作用。

1.3 系統(tǒng)運(yùn)行

安注系統(tǒng)啟動(dòng)后，首先進(jìn)行的是冷段直接注入，即高壓和低壓安注泵啟動(dòng)，將換料水箱水和濃硼酸溶液注入堆芯，此時(shí)低壓安注泵給高壓安注泵提供必要的吸入壓頭。當(dāng)一回路壓力低于4.2MPa.a時(shí)，中壓安注系統(tǒng)投入，當(dāng)一回路壓力繼續(xù)下降至更低時(shí)，低壓安注流量開始注入一回路。

當(dāng)換料水箱水位低3出現(xiàn)且此時(shí)安注信號(hào)仍然存在時(shí)，進(jìn)入安注再循環(huán)階段，低壓安注泵轉(zhuǎn)為從安全殼地坑吸水。

安注7h后若仍需安注，則轉(zhuǎn)為冷熱、端同時(shí)注入，此舉是為了保證在任何情況下導(dǎo)出剩余衰變熱，并使堆芯維持在欠飽和狀態(tài)，而與破口的位置無(wú)關(guān)。在安注進(jìn)行24h以后，若依然需要安注，則建立長(zhǎng)期再循環(huán)，目的在于考慮系統(tǒng)可能發(fā)生非能動(dòng)故障，將安注的兩個(gè)系列完全分離，以便探測(cè)和隔離可能的泄漏。

2 AP1000非能動(dòng)堆芯冷卻系統(tǒng)概述

2.1 系統(tǒng)組成

AP1000的非能動(dòng)堆芯冷卻系統(tǒng)包括非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)和非能動(dòng)安全注入系統(tǒng)，如圖2[2]。

其組成主要包含兩個(gè)堆芯補(bǔ)水箱（配料槽）、兩個(gè)安注箱、安全殼內(nèi)換料水箱、安全殼地坑、減壓閥、噴淋裝置、非能動(dòng)的余熱排出熱交換器和相應(yīng)的管道、閥門和儀表。

2.2 系統(tǒng)功能及運(yùn)行

AP1000非能動(dòng)堆芯冷卻系統(tǒng)可以在反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)發(fā)生LOCA事故以及在不同位置發(fā)生不同尺寸裂紋的情況下提供堆芯保護(hù)。其具有安全注入、應(yīng)急硼化，非能動(dòng)余熱導(dǎo)出以及安全殼內(nèi)PH值控制等功能。其中，后兩種功能替代了傳統(tǒng)壓水堆應(yīng)急輔助給水系統(tǒng)和安全殼噴淋系統(tǒng)的部分功能。

非能動(dòng)堆芯冷卻系統(tǒng)包含一臺(tái)100%容量的非能動(dòng)余熱排出熱交換器。當(dāng)蒸汽發(fā)生器喪失給水時(shí)，通過(guò)打開并列的應(yīng)急開啟式氣動(dòng)閥門中的一個(gè)，利用溫差形成的密度差實(shí)現(xiàn)流道內(nèi)的自然循環(huán)，將堆芯余熱導(dǎo)出。

此時(shí)安全殼內(nèi)的換料水箱作為非能動(dòng)余熱排出熱交換器的最終熱阱。換料水箱中的貯水量可以吸收超過(guò)1h的堆芯衰變熱。而后，當(dāng)換料水箱中的水開始沸騰后，水蒸汽上升到鋼制安全殼，并在鋼制安全殼上凝結(jié)，放出熱量凝結(jié)后靠重力回流回?fù)Q料水箱。釋放到鋼制安全殼上的熱量一方面可以通過(guò)空氣自然對(duì)流不斷導(dǎo)出。另一方面，還可以通過(guò)利用設(shè)在安全殼頂部的兩個(gè)安全殼冷卻系統(tǒng)的重力排水箱排水對(duì)鋼制安全殼進(jìn)行冷卻。此動(dòng)作是通過(guò)開啟三個(gè)平衡閥中的一個(gè)得以實(shí)現(xiàn)，三個(gè)閥門中兩個(gè)為氣動(dòng)閥，另外一個(gè)為電動(dòng)閥，滿足多樣性要求。這樣，通過(guò)非能動(dòng)余熱導(dǎo)出熱交換器和非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)的配合，就可以不斷地導(dǎo)出堆芯衰變熱，如右圖3[3]。

兩個(gè)堆芯補(bǔ)水箱和安注箱以及安全殼內(nèi)換料水箱直接連接到壓力容器的兩個(gè)噴管上4。

當(dāng)發(fā)生LOCA事故時(shí)，通過(guò)開啟注射閥啟動(dòng)兩個(gè)堆芯補(bǔ)水箱的安注，當(dāng)兩個(gè)并聯(lián)的啟動(dòng)閥任何一個(gè)開啟，在密度差的作用下建立的補(bǔ)水箱與堆芯的自然循環(huán)便可以將硼酸水打入堆芯；

當(dāng)壓力進(jìn)一步下降至低于安注箱內(nèi)氮?dú)鈮毫r(shí)，兩個(gè)安注箱可以在氮?dú)鈮毫ο陆?jīng)過(guò)逆止閥在數(shù)分鐘內(nèi)提供很高的安注流量。

通過(guò)自動(dòng)減壓子系統(tǒng)對(duì)堆芯冷卻系統(tǒng)降壓，主系統(tǒng)壓力與安全殼壓力平衡后，在重力的作用下，換料水箱水可以提供長(zhǎng)時(shí)間的低流量安注。當(dāng)換料水箱水位下降到再循環(huán)定值時(shí)，再循環(huán)爆破閥自動(dòng)打開，進(jìn)入再循環(huán)階段。在這一過(guò)程中，自動(dòng)減壓和建立長(zhǎng)期注射的動(dòng)作是由開啟一系列電動(dòng)閥門以及電發(fā)火管閥門來(lái)實(shí)現(xiàn)的，同時(shí)使用上述兩種方法提高可靠性的同時(shí)滿足了系統(tǒng)對(duì)于多樣性的要求。

對(duì)于例如主系統(tǒng)雙端剪切斷裂的大LOCA，安注箱在第一時(shí)間將硼水打入主系統(tǒng)，淹沒壓力容器下腔室和下降段，而后在安注箱排空后，由堆芯補(bǔ)水箱提供淹沒堆芯的流量，再后來(lái)由換料水箱提供安注流量，最后由地坑水實(shí)現(xiàn)長(zhǎng)期冷卻再循環(huán)。

3 小結(jié)

通過(guò)以上對(duì)比不難發(fā)現(xiàn)，CPR1000和AP1000在安全系統(tǒng)上具有一定的共性。而主要的差別迥異則源于設(shè)計(jì)理念上的不同，作為第三代核電技術(shù)中非能動(dòng)型電廠典型代表的AP1000堆型，強(qiáng)調(diào)利用重力、自然循環(huán)、壓縮空氣等物理自然現(xiàn)象實(shí)現(xiàn)安全系統(tǒng)非能動(dòng)理念，其結(jié)構(gòu)和組成更加簡(jiǎn)單、實(shí)現(xiàn)功能的方法更加直接，降低了人因因素的干擾，在節(jié)約成本的同時(shí)使核電站的設(shè)計(jì)發(fā)生了革命性的變化。

而作為“二代加”冗余設(shè)計(jì)理念下的CPR1000型核電站，其本身技術(shù)已經(jīng)達(dá)到國(guó)際同類型在役核電站的先進(jìn)水平，滿足新法規(guī)、導(dǎo)則的要求。同時(shí)，其國(guó)際上約1000堆年安全運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)所呈現(xiàn)出的成熟性、穩(wěn)定性，以及在實(shí)現(xiàn)自主化、國(guó)產(chǎn)化的情況下，建造成本的降低等等也構(gòu)成了其有利的競(jìng)爭(zhēng)優(yōu)勢(shì)。

【參考文獻(xiàn)】

[1]李軍，孫登科.安全注入系統(tǒng)手冊(cè)，中國(guó)核電工程有限公司，2009.

[2]郭志鋒譯，張炎校.AP1000的非能動(dòng)安全系統(tǒng)，國(guó)外核新聞，2005，9：14-20.

[3]劉飛，姜興偉.AP1000與M310機(jī)組安全殼系統(tǒng)差異性分析，中國(guó)核科學(xué)技術(shù)進(jìn)展報(bào)告，2011，10，第二卷：28-32.