“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）

“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）

“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。

“华龙一号”；安全特性；能动系统；非能动系统；单堆布置

“华龙一号”是中核集团和中广核集团在我国30余年核电科研、设计、制造、建设和运行经验基础上，充分借鉴国际三代核电技术先进理念，采用国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、厂房设计等方面阐述了“华龙一号”的安全特性。

1　反应堆设计

1.1采用177组先进燃料组件

“华龙一号”采用先进燃料组件，将堆芯燃料组件数量从M310机组的157组增加到177组，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，又提高了电厂运行的安全裕量（堆芯热工裕量大于15%）。图1为“华龙一号”反应堆堆芯布置图，图2为燃料组件示意图。

1.2先进堆芯测量系统

先进堆芯测量系统包括堆芯中子通量测量子系统、堆芯温度测量子系统、堆芯水位测量子系统、堆芯在线监测子系统等。

堆芯中子通量测量子系统从堆顶插入堆芯，并固定在堆芯的自给能中子探测器上，实时测量并计算堆芯中子通量分布，为堆芯在线监测系统提供堆芯三维功率分布等计算输入数据。

堆芯温度测量采用热电偶进行连续测量，改进的堆芯中子通量测点布置与热电偶测点重合。为减少反应堆堆顶贯穿件数量，优化堆顶仪表导向和支撑结构设计，堆芯热电偶与自给能中子探测器组合成探测器组件。

由于取消了反应堆底部贯穿件，无法采用差压法测量反应堆压力容器的水位，必须采用新的测量方法从堆顶进行直接测量。利用水和水蒸气的物性参数存在较大差别来判断汽水分界面，从而实现离散的堆芯水位测量。

采用堆内自给能探测器信号的堆芯在线监测系统能够更精确地计算堆内的功率分布、线功率密度和DNBR，能准确直观地描述堆芯的运行状况供操纵员使用，从而更有效地防止燃料棒线功率密度超限和发生偏离饱和沸腾，确保燃料组件的完整性，从而提高核电厂的安全性。图3为堆芯测量系统示意图。

1.3反应堆冷却剂系统设计

反应堆冷却剂系统主要从以下几方面提高安全性能：

1）由于堆芯额定功率和NSSS额定热功率增加，因此在设计中选用换热面积增大的ZH65型蒸汽发生器，在保证堆芯安全裕量的前提下，进一步提高电厂额定功率。

2）稳压器的总容积增大到51 m3，提高稳压器的比容积，在系统升温、负荷阶跃变化、甩负荷等工况下，更好地补偿压力波动，提高系统的运行稳定性。

3）由稳压器上部引出快速卸压管道，分成两个系列，每个系列由1台电动闸阀和1台电动截止阀组成，两个系列的快速卸压管线都排放到稳压器顶部的排放环管上，通过稳压器排放管排放到稳压器卸压箱。图4为稳压器快速卸压示意图。

图1　反应堆堆芯布置图Fig.1　The configuration of reactor core

图2　燃料组件示意图Fig.2　The fuel assembly

图3　堆芯测量系统示意图Fig.3　The in-core instrumentation

4）加强了低温工况的超压保护措施，增加了稳压器安全阀提供低温超压保护。

图4　稳压器快速卸压示意图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LOCA（反应堆冷却剂丧失）事故情况下必须依靠操纵员手动停运主泵来缓解事故后果。为解决此问题，设计考虑增加中破口失水事故下自动停运反应堆冷却剂泵信号——反应堆冷却剂泵的压差低信号与安注信号符合；降低冷却剂丧失速率，缓解事故后果，同时增加操作员应对事故的准备时间，减少事故过程中人因的影响。

6）压力容器高位排气系统具有以下功能：①在停堆维修和换料前、后，反应堆压力容器顶部的正常排气；②在事故后期，针对大量积聚在压力容器顶部的非凝结性气体，在主控制室由操作员手动操作将气体排放到稳压器卸压箱中去，从而防止这些非凝结性气体对反应堆堆芯传热的影响，防止堆芯熔化。

7）在全厂断电的事故下，无需启动主泵轴封水注入系统，可以保持主泵密封，防止SBO事故下出现一回路LOCA事故，全厂断电工况下72 h内轴密封能够保持边界完整。

2　系统设计

2.1采用能动和非能动相结合的设计理念

采用了确定论与概率论相结合的分析方法，在系统全面地开展事故分析基础上，采用风险指引的概率安全分析技术来支持设计决策，确定了“华龙一号”的系统设计总体方案。

全面平衡地贯彻了核安全纵深防御设计原则和设计可靠性原则，创新性地采用“能动与非能动相结合的安全设计理念”。能动安全系统是高效的、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安全系统的补充，可在保证技术成熟性的同时，大幅提高安全性。

图5为核岛安全系统示意图。红色为能动安全系统，包括安全注入系统（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、非能动安全壳热量导出系统、二次侧余热排出系统。能动非能动系统：堆腔注水冷却系统。

图5　核岛安全系统示意图Fig.5　 Active and passive safety systems

2.2完善的超设计基准事故/严重事故应对措施

对于超设计基准事故和严重事故，设计采取的主要措施包括：

1） 针对氢气爆燃，设置了非能动氢气复合器/氢点火器；

2） 针对高压熔堆、安全壳直接加热，设置了一回路快速卸压系统；

3） 针对事故后长期安全壳超压，设置了安全壳热量导出系统和安全壳卸压过滤排放系统；

4） 针对安全壳底板融穿，设置了能动+非能动堆腔注水冷却系统；

5） 针对全厂断电，设置了SBO电源+移动电源和能动+非能动二次侧余热排出系统。

图6为超设计基准事故/严重事故应对措施示意图。

图6　超设计基准事故/严重事故应对措施示意图Fig.6　Countermeasures under DBA and BDBA/SA conditions

3　厂房设计

3.1单堆布置、实现布置优化和实体隔离

采用单堆布置，优化核岛厂房布置方案，更好的实现实体隔离，有效降低火灾、水淹等灾害带来的安全系统共模失效问题。另外，单堆布置便于核电厂建造、运行和维护，提高核电厂厂址方案选择的灵活性。

3.2双层安全壳

采用双层安全壳并设置环形空间通风系统，有利于提高密封性，降低了事故情况下放射性物质向环境释放的风险，提高电厂安全性，具有更好的厂址适应性。内壳与外壳功能相对独立，外壳可抵御大型商用飞机撞击。图7为双层安全壳示意图。

3.3安全厂房物理隔离

安全厂房分为SL和SR两个厂房，通过连接厂房与反应堆厂房相连，对称布置。安全厂房中布置的安注、安喷系统两个系列在空间上完全隔离，从而实现了冗余系列的完全实体隔离。图8为“华龙一号”核岛厂房示意图。

图7　“华龙一号”双层安全壳Fig.7　Double containment of “Hualong One”

4　其他安全设计

4.1优化辐射防护设计，满足ALARA原则

“华龙一号”在研发过程中，充分汲取了运行核电厂的经验反馈，降低辐射源，优化系统、部件和构筑物的设计，优化厂内辐射分区和系统布置，降低放射性污染的扩散，合理组织人流和气流走向，使工作人员受照保持在合理可行尽量低水平（ALARA）。

考虑事故后的辐射防护设计，降低事故后工作人员为缓解或消除事故后果而需要进行相关的作业所受的照射。职业照射剂量目标值小于1人·Sv/堆·年，满足HAD 102/12、GB 18871-2002、GB 6249-2011的要求。

图8　“华龙一号”核岛厂房示意图Fig.8　The layout of nuclear island building of “Hualong One”

4.2电源系统

电源系统设计主要考虑如下：

1） 设有两路独立的厂外电源作为外部主电源及辅助电源；

2） 除正常厂内交流电源系统以外，厂内交流电源系统还包括应急柴油发电机组；

3） 为应对全厂断电（SBO），还设置了SBO电源系统，可在全厂断电的情况下提供应急动力供应，以确保主控制室的可居留性，必要的通信和照明，以及机组运行所必需的仪控功能；

4） 设置了直流220 V电源系统以及交流不间断电源系统。一旦充电器或其交流电源故障，蓄电池组能够向全部直流负荷供电至少2 h，向非能动系统供电72 h。

4.3仪控系统

采用数字化仪控系统，仪控系统结构可划分为4个独立的防御层次：

1层 预防线：通过连续监测和自动控制调节手段，限制在正常运行及正常运行瞬态下发生事故的风险；

2层 主防御线：通过设置状态监测，手动或自动启动应对措施以缓解设计基准事故，将核电厂带到并维持在安全停堆状态；

3层 多样性防御线：多样性驱动系统作为反应堆保护系统的多样性后备，在反应堆保护系统软件共模失效时，通过对重要安全参数的监视以及自动或手动动作，将核电厂带到可控状态；

4层 严重事故防御线：通过对重要参数的监测以及自动或手动动作，缓解严重事故后果，保证既定的安全目标不被突破。

4.4提高极端外部事件应对能力

1） 福岛事故经验反馈。“华龙一号”设计充分考虑福岛事故的经验反馈，采用多样化手段提高了水压试验泵电源可靠性、增大蓄电池容量，设置移动临时供电措施、增设应急供水设施、改进乏燃料池的冷却和监测手段、改进氢气监测与控制系统、延长操纵员不干预时间及改进严重事故工况下应急指挥中心和运行支持中心的可居留性和可用性等，增强了极端外部灾害防护能力和事故应急能力。“华龙一号”全面满足《福岛核事故后核电厂改进行动通用技术要求（试行）》（国核安发2012 ［98］号文）的要求。

2） 抗商用大飞机撞击。对核电厂重要安全相关物项采用抗商用大飞机撞击设计，反应堆厂房、燃料厂房、电气厂房采用防大飞机撞击外壳（APC壳）进行全面防护。

3） 抗震设计能力提高。核岛主厂房采用整体底板，核岛厂房采用较高的地震输入标准，地面加速度提高到0.3 g，设计谱采用RG1.60谱。抗震设备按照地面加速度0.3 g开展抗震鉴定或分析。

5　结束语

“华龙一号”设计团队通过全面应用概率安全分析技术，开展反应堆、系统、厂房等核电厂的研发和设计工作，保证了“华龙一号”概率安全目标达到了三代核电技术的先进水平，其堆芯损坏概率（CDF）和大量放射性释放概率（LRF）分别达到低于1×10-6/堆·年和1×10-7/堆·年，并具有极端事件应对能力。

2014年8月22日，国家能源局和国家核安全局牵头举办的“华龙一号”总体技术方案审查会议同意“华龙一号”核电技术融合方案； 2015年4月15日，国务院常务会议批准建设“华龙一号”示范工程；2015年5月7日，福清核电工程5、6号机组正式开工，这标志着我国自主知识产权核电技术跨上了新台阶，为我国核电走出去战略打下了坚实的基础。

Safety Characteristics of “Hualong One”

TAI Jiang
（China Nuclear Power Engineering Co.，Ltd.，Beijing 100840，China）

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.

“Hualong One”；safety characteristics；active safety system；passive safety system；single unit layout

TL48 Article character：A Article ID：1674-1617（2015）04-0293-07

TL48

A

1674-1617（2015）04-0293-07

2015-09-01

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。