“玲龍一號”技術方案及示范工程進展

宋丹戎,秦　忠

(中國核動力研究設計院核反應堆系統(tǒng)設計技術國家級重點實驗室,四川 成都 610213)

小型模塊堆 (SMR)是近年國際上競相研發(fā)的新一代反應堆,可成為安全穩(wěn)定的分布式清潔能源,適合于中小型國家電網(wǎng)發(fā)電、區(qū)域供熱或制冷、工藝供熱、海水淡化、偏遠地區(qū)和海島能源供應。

“玲龍一號”是在中核集團研發(fā)的ACP100小型模塊堆技術基礎上進行了多項重大優(yōu)化改進而來,進一步提高安全性及經(jīng)濟性,具有三代加核能技術水平。“玲龍一號”具有多用途,可用于發(fā)電、城市區(qū)域供熱、工業(yè)園區(qū)工藝供熱、海水淡化、船舶推進、浮動核電站、核商船等。

1　“玲龍一號”技術方案

1.1　設計原則

“玲龍一號”滿足核動力廠所應具有的基本安全功能:反應性控制、余熱排出和放射性包容。設計中應用縱深防御的理念,提供一系列多層次的防御 (固有特性、設備及規(guī)程)。結(jié)合“玲龍一號”放射性源項小、堆芯余熱小、固有安全性高的特點,強化前端事故預防,縱深防御層次重點在前三個層次,至多第四個層次,從而可實現(xiàn)在技術上對外部干預措施的需求有限甚至可免除。

1.2　技術特征

“玲龍一號”采用一體化反應堆革新技術,反應堆冷卻劑系統(tǒng)采用強迫循環(huán)和外置蒸汽穩(wěn)壓,蒸汽發(fā)生器為內(nèi)置新型直流蒸汽發(fā)生器,反應堆冷卻劑泵為屏蔽電機內(nèi)置主泵,堆頂結(jié)構為集成式一體化結(jié)構,安全系統(tǒng)全部非能動,儀控系統(tǒng)采用分布式數(shù)字化儀控系統(tǒng),采用凝汽式汽輪發(fā)電機組發(fā)電和抽氣方式進行供熱及溴化鋰熱法制冷。

“玲龍一號”具有以下七大技術特征。

(1)一體化反應堆技術

反應堆冷卻劑系統(tǒng)集成為一個反應堆模塊,見圖1?！傲猃堃惶枴狈磻涯K由反應堆壓力容器、直流蒸汽發(fā)生器、屏蔽泵、反應堆堆內(nèi)構件和一體化堆頂結(jié)構等組成。直流蒸汽發(fā)生器位于反應堆壓力容器內(nèi),屏蔽泵通過短管嘴直接連接到反應堆壓力容器,傳統(tǒng)的主回路管道得以消除。

圖1　“玲龍一號”反應堆模塊Fig.1　LING LONG One SMR

(2)固有安全加非能動安全

“玲龍一號”具有多重固有安全特性。慢化劑及燃料負溫度系數(shù),反應堆自穩(wěn)自調(diào)性好;反應堆一體化布置消除了大LOCA事故;屏蔽泵取代軸封泵,消除軸封LOCA事故;空冷安全殼消除安全殼超壓事故;一回路具有高自然循環(huán)能力和高抗震能力;集成式堆頂結(jié)構取消壓力容器下封頭貫穿件;反應堆功率小,主系統(tǒng)熱儲能低,衰變余熱低,放射性源項低;低堆芯功率密度,更高的熱工安全裕量,更好適應與CHF有關的預期瞬態(tài),可以允許反應堆冷卻劑更低的流速從而降低流致振動效應;單位功率冷卻劑裝量大,主系統(tǒng)熱容量和熱慣性高,降低系統(tǒng)對堆芯升溫瞬變的反應。通過設計消除多種設計基準事故。

“玲龍一號”采用完全非能動的安全系統(tǒng),包括采用非能動應急堆芯冷卻、非能動應急余熱排出、安全殼空冷、自動泄壓和非能動可燃氣體控制,安全系統(tǒng)簡化,減少故障;通過自然力實現(xiàn)事故下反應堆安全;不需要安全相關的應急交流電源;事故后可以長期不需要人為干預。安全系統(tǒng)全部非能動。

(3)模塊式高效直流蒸汽發(fā)生器技術

“玲龍一號”采用內(nèi)置模塊式高效直流蒸汽發(fā)生器,無散熱損失,設備熱效率100%;盒式鈦合金管束結(jié)構,換熱效率高,結(jié)構緊湊;二次側(cè)全壓設計,產(chǎn)生過熱蒸汽;直流蒸汽發(fā)生器二次側(cè)水裝量小,主蒸汽管破裂事故后果輕,不會發(fā)生反應堆過冷。

(4)空冷安全殼

安全殼采用空氣冷卻,無需任何啟動信號,無系統(tǒng)容量限制,無需復雜的空氣導流板,消除安全殼超壓事故。圖2為非能動安全殼空冷系統(tǒng)簡圖。

圖2　非能動安全殼空冷系統(tǒng)簡圖Fig.2　Air cooling system of the passive contain ment

(5)地下布置

反應堆、乏燃料及安全系統(tǒng)布置于地下。地下布置利用巖體土壤作為天然的放射性隔離屏障,抗震能力更高、抗恐怖襲擊能力更強、環(huán)境更友好,進一步提高公眾對小型核能的可接受度,為 “玲龍一號”靠近城市和用戶部署提供了可能。

(6)更高程度的模塊化

主系統(tǒng)模塊化:反應堆及反應堆冷卻劑系統(tǒng)集成為反應堆模塊,由多個子模塊裝配而成,實現(xiàn)模塊化制造、模塊化運輸、現(xiàn)場快速裝配。

模塊化施工:根據(jù)進度、造價目標,適時實施一系列設備模塊、管道模塊及鋼結(jié)構模塊。

(7)成熟度高

“玲龍一號”主設備小型化,全部采用經(jīng)工程實踐驗證的成熟技術;主要關鍵技術全部解決;多種方式設計驗證:試驗驗證、仿真驗證及第三方驗證;“玲龍一號”專用的多項特殊設備研制已完成。

1.3　主要技術參數(shù)

“玲龍一號”主要技術參數(shù)見表1。

表1　“玲龍一號”主要參數(shù)表Table1　LING LONGSM Rtechnical parameters

續(xù)表

2　“玲龍一號”縱深防御設計

“玲龍一號”縱深防御滿足小型壓水堆核動力廠安全審評原則 (試行)[1]的要求,貫穿所有安全相關活動,并保證這些活動在多重安全措施下得到保護?！傲猃堃惶枴痹O計包含了5道縱深防御措施。

第一層次縱深防御的目標是防止偏離正常運行及防止系統(tǒng)失效。按照恰當?shù)馁|(zhì)量水平和工程實踐,例如多重性、獨立性及多樣性的應用,正確并保守地設計、建造、維修和運行核動力廠。為此,采用工程實踐驗證的設計規(guī)范和材料,嚴格按照質(zhì)量等級和規(guī)范等級開展安全相關設備的制造和施工。能有利于減少內(nèi)部災害的可能 (控制假設始發(fā)事件的響應)、減輕特定假設始發(fā)事件的后果或減少事故序列之后可能的釋放源項的設計方案均在這一層次的防御中起作用。還應重視涉及設計、制造、建造、在役檢查、維修和試驗的過程,以及進行這些活動時良好的可達性、核動力廠的運行方式和運行經(jīng)驗的利用等方面。整個過程是以確定核動力廠運行和維修要求的詳細分析為基礎。

第二層次防御的目的是檢測和糾正偏離正常運行狀態(tài),以防止預計運行事件升級為事故工況。盡管注意預防,核動力廠在其壽期內(nèi)仍然可能發(fā)生某些假設始發(fā)事件。這一層次要求設置在安全分析中確定的專用系統(tǒng),并制定運行規(guī)程以防止或盡量減小這些假設始發(fā)事件所造成的損害。為了達到該安全目標,“玲龍一號”設計了兩套獨立的反應性控制系統(tǒng),他們是控制棒調(diào)節(jié)系統(tǒng)和硼酸注入系統(tǒng)。

縱深防御第三層次要求設置的專設安全設施能夠?qū)⒑藙恿S首先引導到可控制狀態(tài),然后引導到安全停堆狀態(tài),并且至少維持一道放射性物質(zhì)包容屏障。要達到這個目標必須通過固有安全特性、故障安全設計、附加的設備和規(guī)程來控制這些事件的后果,使核動力廠在這些事件后達到穩(wěn)定的、可接受的狀態(tài)?！傲猃堃惶枴痹O計了非能動堆芯冷卻系統(tǒng),非能動余熱排出系統(tǒng),安全殼空冷系統(tǒng),自動泄壓系統(tǒng),安全殼隔離系統(tǒng),在從事故條件期間到事故后果控制階段,保證以上所有系統(tǒng)都能可用。

第四層次防御的目標是針對超過設計基準的事故,在可行范圍內(nèi)確保放射性釋放物盡可能低。該層次最重要的目的是保護包容功能,因此確保放射性釋放物在可實施條件下盡可能的低。除了事故管理規(guī)程之外,這可以由防止事故進展的補充措施與規(guī)程,以及減輕選定的嚴重事故后果的措施來達到。堆腔淹沒系統(tǒng)和安全殼氫氣控制系統(tǒng)等的嚴重事故防止和緩解措施構成了 “玲龍一號”第四層次防御。

第五層次,即最后層次防御的目的是減輕可能由事故工況引起潛在的放射性物質(zhì)釋放造成的放射性后。要求適當裝備的應急控制中心和現(xiàn)場應急響應。“玲龍一號”具有增強的多重實體屏障來阻止放射性物質(zhì)外泄。這些屏障包含了燃料基體、包殼、反應堆冷卻劑系統(tǒng)和安全殼,并有防安全殼旁通的設計措施?！傲猃堃惶枴钡膽庇媱潊^(qū)可大幅縮小至500 m半徑范圍內(nèi)。

3　“玲龍一號”安全和許可策略

“玲龍一號”采用的安全策略如下:不需要能動的應急堆芯冷卻系統(tǒng);不需要能動的安全殼噴淋和再循環(huán)系統(tǒng);事故發(fā)生后長期可不需要操縱員手動干預就能實現(xiàn)堆芯保護;不需要安全相關的應急交流電力;安全相關控制/監(jiān)測蓄電池可提供72 h不間斷供電;一體化反應堆設計使設計基準事故 (DBA)發(fā)生概率及影響最小化;應急計劃區(qū)可限制在廠區(qū)范圍內(nèi)。

“玲龍一號”采用的許可策略如下:采用符合IAEA No.SF-1[2]基本安全要求和SSR2/1[3]核電廠安全設計并經(jīng)驗證的壓水堆技術;許可審查全部在當前輕水堆框架下進行;固有安全特性、大安全裕量、非能動安全和地下布置設計帶來更高的安全性;采用大型核電成熟燃料組件截短;在初步設計期間就開展第三方獨立驗證;主動接受國際原子能機構開展通用反應堆安全審查。

4　“玲龍一號”試驗和驗證

從2010年起,“玲龍一號”已開展了控制棒驅(qū)動線 (CRDL)的冷態(tài)和熱態(tài)試驗、抗震試驗、非能動安全系統(tǒng)綜合試驗、堆內(nèi)構件流致振動試驗、燃料組件臨界熱流密度 (CHF)試驗、非能動安全殼空冷系統(tǒng) (PAS)試驗。這6項關鍵試驗在2015年12月均已完成并通過驗證,為安全審查提供支撐。

控制棒驅(qū)動線的冷態(tài)和熱態(tài)試驗包括控制棒組件的落棒試驗、控制棒抽插力試驗及落棒試驗、熱性能研究和壽命測試、包括落棒性能、控制棒驅(qū)動機構電子性能和燃料組件熱腐蝕試驗。驅(qū)動機構在800萬步耐久測試后仍可以正常運行,落棒時間滿足設計及安全要求。

CRDL抗震試驗驗證了運行基準地震下的運行性能,安全停堆地震下的落棒功能,證實了驅(qū)動線結(jié)構完整性。

非能動安全系統(tǒng)試驗包括全廠斷電試驗、LOCA試驗、長期再循環(huán)堆芯冷卻試驗、臨界流量試驗、非能動余熱排出試驗和堆芯補水試驗。超過1600臺的高精度快速測量儀器用來收集試驗重要參數(shù)。試驗驗證了設計,可確保堆芯安全。

堆內(nèi)構件流致振動試驗包括在靜水和空氣中測量堆內(nèi)構件動態(tài)特性、流致振動測量、耐久測試和結(jié)構完整性檢查。該試驗驗證了 “玲龍一號”堆內(nèi)構件在流致振動下是安全的,扣件沒有松動,結(jié)構表面沒有磨損。

CHF試驗包括典型柵元均勻加熱CHF試驗,非典型柵元均勻加熱和非均勻加熱CHF試驗。試驗工況包括運行和事故條件,涵蓋廣泛的參數(shù)范圍。通過5×5全長棒束均勻和非均勻加熱臨界熱流密度試驗,得到了 “玲龍一號”燃料組件的臨界熱流密度關系式。

PAS試驗模擬在真實工作參數(shù)中的全高度、全壓力、熱容量等運行數(shù)據(jù),試驗驗證了PAS系統(tǒng)性能,并為PAS的分析程序提供了可靠的試驗數(shù)據(jù)。

5　“玲龍一號”示范工程

“玲龍一號”科技示范工程擬實現(xiàn)以下目的:一體化反應堆及直流蒸汽發(fā)生器帶核技術演示驗證;驅(qū)動模塊式小堆標準體系完善;帶動國內(nèi)小型模塊堆產(chǎn)業(yè)鏈發(fā)展;核能電熱水多用途示范;設計制造運輸過程模塊化示范;獲取模塊式一體化壓水堆機組設計建造調(diào)試及運行維護經(jīng)驗;為自主建設浮動核電站積累技術及經(jīng)驗。

5.1　示范工程方案

“玲龍一號”科技示范工程采用單堆單機組設計,擬開展發(fā)電、制冷、海水淡化三聯(lián)產(chǎn)多用途示范;示范工程選定海南昌江核電廠址開展,計劃在2018年年底實現(xiàn)開工。示范工程廠區(qū)用地面積18公頃。

“玲龍一號”示范工程采用圖3中所示的緊湊單機組布局。燃料廠房、電力廠房和輔助核設施廠房布設在反應堆廠房周圍。反應堆廠房運行平臺、燃料轉(zhuǎn)運平臺和放射性廢料轉(zhuǎn)運平臺布置在地面標高。

圖3　“玲龍一號”示范工程核島布置圖Fig.3　Layout of nuclear island of LING LONG One demonstration project

5.2　示范工程進展

“玲龍一號”科技示范工程目前處于前期工作階段。2017年9月11日,國家核安全局正式受理 “玲龍一號”示范工程 “兩評”報告;2017年10月18日,國家核安全局下達小堆兩評報告第一批審評問題;2017年10月11日,電力規(guī)劃設計總院組織審查了工程可行性研究報告。

參考文獻:

[1]國家核安全局.小型壓水堆核動力廠安全審評原則(試行)[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.