“玲龙一号”技术方案及示范工程进展

宋丹戎,秦　忠

(中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室,四川 成都 610213)

小型模块堆 (SMR)是近年国际上竞相研发的新一代反应堆,可成为安全稳定的分布式清洁能源,适合于中小型国家电网发电、区域供热或制冷、工艺供热、海水淡化、偏远地区和海岛能源供应。

“玲龙一号”是在中核集团研发的ACP100小型模块堆技术基础上进行了多项重大优化改进而来,进一步提高安全性及经济性,具有三代加核能技术水平。“玲龙一号”具有多用途,可用于发电、城市区域供热、工业园区工艺供热、海水淡化、船舶推进、浮动核电站、核商船等。

1　“玲龙一号”技术方案

1.1　设计原则

“玲龙一号”满足核动力厂所应具有的基本安全功能:反应性控制、余热排出和放射性包容。设计中应用纵深防御的理念,提供一系列多层次的防御 (固有特性、设备及规程)。结合“玲龙一号”放射性源项小、堆芯余热小、固有安全性高的特点,强化前端事故预防,纵深防御层次重点在前三个层次,至多第四个层次,从而可实现在技术上对外部干预措施的需求有限甚至可免除。

1.2　技术特征

“玲龙一号”采用一体化反应堆革新技术,反应堆冷却剂系统采用强迫循环和外置蒸汽稳压,蒸汽发生器为内置新型直流蒸汽发生器,反应堆冷却剂泵为屏蔽电机内置主泵,堆顶结构为集成式一体化结构,安全系统全部非能动,仪控系统采用分布式数字化仪控系统,采用凝汽式汽轮发电机组发电和抽气方式进行供热及溴化锂热法制冷。

“玲龙一号”具有以下七大技术特征。

(1)一体化反应堆技术

反应堆冷却剂系统集成为一个反应堆模块,见图1。“玲龙一号”反应堆模块由反应堆压力容器、直流蒸汽发生器、屏蔽泵、反应堆堆内构件和一体化堆顶结构等组成。直流蒸汽发生器位于反应堆压力容器内,屏蔽泵通过短管嘴直接连接到反应堆压力容器,传统的主回路管道得以消除。

图1　“玲龙一号”反应堆模块Fig.1　LING LONG One SMR

(2)固有安全加非能动安全

“玲龙一号”具有多重固有安全特性。慢化剂及燃料负温度系数,反应堆自稳自调性好;反应堆一体化布置消除了大LOCA事故;屏蔽泵取代轴封泵,消除轴封LOCA事故;空冷安全壳消除安全壳超压事故;一回路具有高自然循环能力和高抗震能力;集成式堆顶结构取消压力容器下封头贯穿件;反应堆功率小,主系统热储能低,衰变余热低,放射性源项低;低堆芯功率密度,更高的热工安全裕量,更好适应与CHF有关的预期瞬态,可以允许反应堆冷却剂更低的流速从而降低流致振动效应;单位功率冷却剂装量大,主系统热容量和热惯性高,降低系统对堆芯升温瞬变的反应。通过设计消除多种设计基准事故。

“玲龙一号”采用完全非能动的安全系统,包括采用非能动应急堆芯冷却、非能动应急余热排出、安全壳空冷、自动泄压和非能动可燃气体控制,安全系统简化,减少故障;通过自然力实现事故下反应堆安全;不需要安全相关的应急交流电源;事故后可以长期不需要人为干预。安全系统全部非能动。

(3)模块式高效直流蒸汽发生器技术

“玲龙一号”采用内置模块式高效直流蒸汽发生器,无散热损失,设备热效率100%;盒式钛合金管束结构,换热效率高,结构紧凑;二次侧全压设计,产生过热蒸汽;直流蒸汽发生器二次侧水装量小,主蒸汽管破裂事故后果轻,不会发生反应堆过冷。

(4)空冷安全壳

安全壳采用空气冷却,无需任何启动信号,无系统容量限制,无需复杂的空气导流板,消除安全壳超压事故。图2为非能动安全壳空冷系统简图。

图2　非能动安全壳空冷系统简图Fig.2　Air cooling system of the passive contain ment

(5)地下布置

反应堆、乏燃料及安全系统布置于地下。地下布置利用岩体土壤作为天然的放射性隔离屏障,抗震能力更高、抗恐怖袭击能力更强、环境更友好,进一步提高公众对小型核能的可接受度,为 “玲龙一号”靠近城市和用户部署提供了可能。

(6)更高程度的模块化

主系统模块化:反应堆及反应堆冷却剂系统集成为反应堆模块,由多个子模块装配而成,实现模块化制造、模块化运输、现场快速装配。

模块化施工:根据进度、造价目标,适时实施一系列设备模块、管道模块及钢结构模块。

(7)成熟度高

“玲龙一号”主设备小型化,全部采用经工程实践验证的成熟技术;主要关键技术全部解决;多种方式设计验证:试验验证、仿真验证及第三方验证;“玲龙一号”专用的多项特殊设备研制已完成。

1.3　主要技术参数

“玲龙一号”主要技术参数见表1。

表1　“玲龙一号”主要参数表Table1　LING LONGSM Rtechnical parameters

续表

2　“玲龙一号”纵深防御设计

“玲龙一号”纵深防御满足小型压水堆核动力厂安全审评原则 (试行)[1]的要求,贯穿所有安全相关活动,并保证这些活动在多重安全措施下得到保护。“玲龙一号”设计包含了5道纵深防御措施。

第一层次纵深防御的目标是防止偏离正常运行及防止系统失效。按照恰当的质量水平和工程实践,例如多重性、独立性及多样性的应用,正确并保守地设计、建造、维修和运行核动力厂。为此,采用工程实践验证的设计规范和材料,严格按照质量等级和规范等级开展安全相关设备的制造和施工。能有利于减少内部灾害的可能 (控制假设始发事件的响应)、减轻特定假设始发事件的后果或减少事故序列之后可能的释放源项的设计方案均在这一层次的防御中起作用。还应重视涉及设计、制造、建造、在役检查、维修和试验的过程,以及进行这些活动时良好的可达性、核动力厂的运行方式和运行经验的利用等方面。整个过程是以确定核动力厂运行和维修要求的详细分析为基础。

第二层次防御的目的是检测和纠正偏离正常运行状态,以防止预计运行事件升级为事故工况。尽管注意预防,核动力厂在其寿期内仍然可能发生某些假设始发事件。这一层次要求设置在安全分析中确定的专用系统,并制定运行规程以防止或尽量减小这些假设始发事件所造成的损害。为了达到该安全目标,“玲龙一号”设计了两套独立的反应性控制系统,他们是控制棒调节系统和硼酸注入系统。

纵深防御第三层次要求设置的专设安全设施能够将核动力厂首先引导到可控制状态,然后引导到安全停堆状态,并且至少维持一道放射性物质包容屏障。要达到这个目标必须通过固有安全特性、故障安全设计、附加的设备和规程来控制这些事件的后果,使核动力厂在这些事件后达到稳定的、可接受的状态。“玲龙一号”设计了非能动堆芯冷却系统,非能动余热排出系统,安全壳空冷系统,自动泄压系统,安全壳隔离系统,在从事故条件期间到事故后果控制阶段,保证以上所有系统都能可用。

第四层次防御的目标是针对超过设计基准的事故,在可行范围内确保放射性释放物尽可能低。该层次最重要的目的是保护包容功能,因此确保放射性释放物在可实施条件下尽可能的低。除了事故管理规程之外,这可以由防止事故进展的补充措施与规程,以及减轻选定的严重事故后果的措施来达到。堆腔淹没系统和安全壳氢气控制系统等的严重事故防止和缓解措施构成了 “玲龙一号”第四层次防御。

第五层次,即最后层次防御的目的是减轻可能由事故工况引起潜在的放射性物质释放造成的放射性后。要求适当装备的应急控制中心和现场应急响应。“玲龙一号”具有增强的多重实体屏障来阻止放射性物质外泄。这些屏障包含了燃料基体、包壳、反应堆冷却剂系统和安全壳,并有防安全壳旁通的设计措施。“玲龙一号”的应急计划区可大幅缩小至500 m半径范围内。

3　“玲龙一号”安全和许可策略

“玲龙一号”采用的安全策略如下:不需要能动的应急堆芯冷却系统;不需要能动的安全壳喷淋和再循环系统;事故发生后长期可不需要操纵员手动干预就能实现堆芯保护;不需要安全相关的应急交流电力;安全相关控制/监测蓄电池可提供72 h不间断供电;一体化反应堆设计使设计基准事故 (DBA)发生概率及影响最小化;应急计划区可限制在厂区范围内。

“玲龙一号”采用的许可策略如下:采用符合IAEA No.SF-1[2]基本安全要求和SSR2/1[3]核电厂安全设计并经验证的压水堆技术;许可审查全部在当前轻水堆框架下进行;固有安全特性、大安全裕量、非能动安全和地下布置设计带来更高的安全性;采用大型核电成熟燃料组件截短;在初步设计期间就开展第三方独立验证;主动接受国际原子能机构开展通用反应堆安全审查。

4　“玲龙一号”试验和验证

从2010年起,“玲龙一号”已开展了控制棒驱动线 (CRDL)的冷态和热态试验、抗震试验、非能动安全系统综合试验、堆内构件流致振动试验、燃料组件临界热流密度 (CHF)试验、非能动安全壳空冷系统 (PAS)试验。这6项关键试验在2015年12月均已完成并通过验证,为安全审查提供支撑。

控制棒驱动线的冷态和热态试验包括控制棒组件的落棒试验、控制棒抽插力试验及落棒试验、热性能研究和寿命测试、包括落棒性能、控制棒驱动机构电子性能和燃料组件热腐蚀试验。驱动机构在800万步耐久测试后仍可以正常运行,落棒时间满足设计及安全要求。

CRDL抗震试验验证了运行基准地震下的运行性能,安全停堆地震下的落棒功能,证实了驱动线结构完整性。

非能动安全系统试验包括全厂断电试验、LOCA试验、长期再循环堆芯冷却试验、临界流量试验、非能动余热排出试验和堆芯补水试验。超过1600台的高精度快速测量仪器用来收集试验重要参数。试验验证了设计,可确保堆芯安全。

堆内构件流致振动试验包括在静水和空气中测量堆内构件动态特性、流致振动测量、耐久测试和结构完整性检查。该试验验证了 “玲龙一号”堆内构件在流致振动下是安全的,扣件没有松动,结构表面没有磨损。

CHF试验包括典型栅元均匀加热CHF试验,非典型栅元均匀加热和非均匀加热CHF试验。试验工况包括运行和事故条件,涵盖广泛的参数范围。通过5×5全长棒束均匀和非均匀加热临界热流密度试验,得到了 “玲龙一号”燃料组件的临界热流密度关系式。

PAS试验模拟在真实工作参数中的全高度、全压力、热容量等运行数据,试验验证了PAS系统性能,并为PAS的分析程序提供了可靠的试验数据。

5　“玲龙一号”示范工程

“玲龙一号”科技示范工程拟实现以下目的:一体化反应堆及直流蒸汽发生器带核技术演示验证;驱动模块式小堆标准体系完善;带动国内小型模块堆产业链发展;核能电热水多用途示范;设计制造运输过程模块化示范;获取模块式一体化压水堆机组设计建造调试及运行维护经验;为自主建设浮动核电站积累技术及经验。

5.1　示范工程方案

“玲龙一号”科技示范工程采用单堆单机组设计,拟开展发电、制冷、海水淡化三联产多用途示范;示范工程选定海南昌江核电厂址开展,计划在2018年年底实现开工。示范工程厂区用地面积18公顷。

“玲龙一号”示范工程采用图3中所示的紧凑单机组布局。燃料厂房、电力厂房和辅助核设施厂房布设在反应堆厂房周围。反应堆厂房运行平台、燃料转运平台和放射性废料转运平台布置在地面标高。

图3　“玲龙一号”示范工程核岛布置图Fig.3　Layout of nuclear island of LING LONG One demonstration project

5.2　示范工程进展

“玲龙一号”科技示范工程目前处于前期工作阶段。2017年9月11日,国家核安全局正式受理 “玲龙一号”示范工程 “两评”报告;2017年10月18日,国家核安全局下达小堆两评报告第一批审评问题;2017年10月11日,电力规划设计总院组织审查了工程可行性研究报告。

参考文献:

[1]国家核安全局.小型压水堆核动力厂安全审评原则(试行)[A].2016.

[2]Fundamental Safety Principles:IAEA No.SF-1[R],2006.

[3]Safety of Nuclear Power Plants:Design:IAEA SSR2/1[R],2016,1.