CAP1400核電技術特點和工程進展

汪映榮

(國核示范電站有限責任公司,山東 威海 264300)

研究和建設CAP1400大型先進壓水堆是《國家中長期科學和技術發(fā)展規(guī)劃綱要 (2006—2020年)》確定的重大科技專項,是為了在引進先進三代壓水堆技術基礎上,盡快完成消化吸收,形成中國自主的三代先進壓水堆技術,對實現中國核電 “走出去”的目標具有重要意義。

1　技術方案及其特點

CAP1400沿用非能動安全系統的兩環(huán)路設計,但對反應堆冷卻劑系統、專設安全設施、主要核島輔助系統和主設備、核島廠房布置及常規(guī)島廠房、系統、設備等進行了重新設計和優(yōu)化。因此CAP1400技術雖然是國內首創(chuàng),但起點高,技術上除了繼承AP1000非能動安全設計系統固有高可靠特性外,在機組總的安全性、發(fā)電經濟性、總體布置合理性以及和國內工業(yè)的匹配性方面更具優(yōu)勢。

1.1　CAP1400的安全性

CAP1400技術的安全性在繼承了AP系列固有的非能動高可靠性基礎上,在抗震可靠性、后備電源和水源的可靠性、防洪能力、抗外來飛射物撞擊能力等方面都作了改善,總的安全性能有明顯改善,體現在以下方面:

CAP1400通過采用增設早期火災監(jiān)測系統等改進方案,降低CDF和LRF值,安全性比AP1000提高了10% 以上,總CDF值降低至10-7量級 (提高約21%),總LRF值降低至10-8量級 (提高約13%),同時優(yōu)化安全系統容量,提高安全裕量;

CAP1400自主設計反應堆冷卻劑管道 (簡稱主管道),主管道冷段內徑增加了約16%,熱段內徑增加約14%,反應堆冷卻劑系統裝量有所增加,提高了非能動安全系統容量和能力來滿足堆芯安全的要求,同時考慮了長期運行過程中管道內嚴重的流動加速腐蝕問題,提高一回路冷卻劑壓力邊界的安全性;

自主設計鋼制安全殼,合理考慮系統布置需求和高徑比要求,內徑相比AP1000增加了約8%,高度相比AP1000增加了約12%,增加安全殼容積以更好地滿足設計基準事故下安全殼內質能釋放的相關要求。同時,適當增加了安全殼壁厚,以提高承壓能力和安全裕量;

自主設計鋼板混凝土 (SC)結構屏蔽廠房,屏蔽廠房被輔助廠房包圍保護的圓柱形截面部分厚度為1100 mm的鋼筋混凝土,高于輔助廠房部分的墻體為1100 mm厚鋼板混凝土結構,具備抗大型商用飛機惡意撞擊能力;

進一步增強核電站抗擊地震能力,設計采用的安全停堆地震 (SSE)峰值加速度值遠高于現有核電廠址的地震安全分析值,可覆蓋大部分廠址條件,并且抗震裕度評估表明所有安全級SSC的HCLPF(高置信度低失效概率)值不小于0.5g;

進一步增強核電站防外部水淹能力,國核壓水堆示范工程廠坪設計標高10.0 m,距離廠址設計基準洪水位為6.87 m,距離有較大的裕量(大于3 m),可保證核電廠不受洪水影響。在此基礎上增加防內部水淹設計,如輔助廠房入口和安全級蓄電池隔間設置活動防水擋板、抬高蓄電池廠房標高、±0.0 m標高以下核島廠房和其他廠房的工藝接口在采取密封性設計;

基于非能動的安全系統,包括堆芯冷卻系統和安全殼冷卻系統,不依賴交流電源,能夠在72 h內維持電廠的安全,72 h后到7 d內,可使用廠內非安全級的縱深防御措施提供冷卻,7 d后僅需少量的外部支援,并在設計中考慮了有效的接口和管理措施,如72 h后的長期電源和水源保障等。在初步設計安全分析報告及審評過程中針對非安全級的縱深防御措施 (包括相關的系統、設備、構筑物),按照合理可行盡量高的原則,在原設計基礎上又做了以下加強,以提高事故后72 h外利用相關系統排出反應堆衰變熱的可靠性:

1)對PCCA WST(非能動安全殼冷卻輔助水箱)及相關補水管線的抗震設計進行加強,使其即使在安全停堆地震發(fā)生后依然可用,在事故后72 h至7 d內保證安全殼冷卻系統補水;

2)設置兩臺移動式柴油機泵,考慮假設事故中廠用電源不可用的情況下,使用該柴油動力泵給非能動冷卻系統補水,如圖1所示。

3)事故工況考慮一回路壓力較高時有正常余熱排出泵從安全殼內置換料水箱吸水注入一回路主冷卻劑系統,余熱排出泵及相關管線、閥門、儀表按照抗震加強考慮;

圖1　安全殼冷卻系統補水示意圖Fig.1　Water makeup f or contain ment cooling syste m

4)事故工況考慮在一回路壓力較低時通過外部移動泵向一回路主冷卻劑系統補水,新增從安全殼外的補水管線及接口,如圖2所示。

5)極端條件下,假想自動泄壓系統第四級泄壓閥 (核電站首次應用)無法開啟,由中壓移動電源為正常余熱排出泵供電,實現一回路強制循環(huán),并最終由非能動安全殼冷卻系統將熱量移出安全殼,為此增設一臺中壓移動電源,滿足正常余熱排出泵及其輔助的工藝、儀控、暖通負荷供電,滿足支持RNS系統長期運行的輔助設備供電、且可向1E級和非1E級蓄電池充電器、調壓變壓器及其相關的排風設備供電;

圖2　新增安全殼外向主冷卻劑系統補水示意圖Fig.2　Newly added water makeup for primary coolant systemfro moutside the containment

6)為了進一步提高正常余熱排出系統、設冷水系統、廠用水系統、乏池冷卻系統的可靠性和可用性,對附屬廠房1、2、3區(qū)按抗震Ⅱ類設計,循環(huán)水泵房、柴油發(fā)電機廠房等按民用重點設防類 (乙類)設計。按照建構筑物抗震設防基準 (6+1度)進行管道、錨固件、設備等計算分析,相關改進見表1。

表1　建構筑物抗震設防基準Table1　Seismic fortification criteria for building structures

續(xù)表

7)包括正常余熱排出系統、乏燃料冷卻系統、設備冷卻水系統、廠用水系統等和衰變熱排出路徑上的系統采取加強措施,包括按照地震作用不低于50年內超越概率10%抗震水平,考慮兩個水平方向的地震力的影響,泵閥類設備要求采購成熟的核安全三級設備 (如無成熟的核安全三級設備,按照民用抗震設防基準設計),備用柴油發(fā)電機系統、交流電源系統、非1E級直流和UPS系統、電廠控制系統、備用柴油發(fā)電機燃油輸送系統 (與RNS等工藝系統直接相關部分)進行加強設計,相關系統的儀控系統采用與NSSS系統相同的硬件平臺,硬件的可靠性指標相同;

8)正常余熱排出系統等電儀設備進行加強,電纜配管、儀表管等支吊架進行抗震分析并強化,儀控機柜采用抗震Ⅱ類相同的設計,并排安裝的機柜間均增加連接螺栓,以加強連接強度,機柜的安裝方式均按照7度對應的抗震設防水平進行抗震分析,柴油發(fā)電機及其配套設施按照民用抗震7度水平進行校核;

增設地震自動停堆系統,非1E級,抗震Ⅰ類,采用獨立傳感器和信號處理設備,以樓面峰值加速度作為停堆參數,整定值為SSE,通過驅動控制棒電源機組出口斷路器跳閘實現反應堆停堆,如圖3所示。

圖3　自動停堆邏輯示意圖Fig.3　Automatic reactor shutdown logic

針對福島核事故經驗反饋,進行設計優(yōu)化,提高安全殼屏障的可靠性,增設安全殼超壓排放管線,在安全殼內壓力超過預期值時將殼內氣體排放至乏燃料廠房,并在乏燃料廠房設置排放面板,防止氫氣聚集,排放管線如圖4所示。

圖4　安全殼超壓排放管線和乏燃料池過濾示意圖Fig.4　Schematic of the containment over-pressure relief pipeline and spent fuel pool filtering

提高氫氣檢測及控制系統可靠性及能力,優(yōu)化供電方案,在原設計基礎上,通過1E級直流及UPS系統備用蓄電池向氫點火器及氫監(jiān)測儀供電,滿足8 h供電要求,8 h以外可切換至低壓移動電源進行持續(xù)供電,保證氫氣檢測以及氫氣點火器的工作。此外增設6臺非能動氫氣復合器,提高事故情況下氫氣處理能力,減少對外電源的依賴。

1.2　CAP1400的可靠性與經濟性

CAP1400發(fā)電能力及發(fā)電可靠性可以從以下幾方面闡述:

1)裝機容量高,設計熱功率達4040 MW,支撐了配套汽輪發(fā)電機組實現1534 MW發(fā)電功率,另一方面可實現降低比投資和發(fā)電成本,提高電廠經濟性;

2)反應堆裝載193盒17×17高性能燃料組件,同時降低單根燃料棒的峰值線功率密度,實現低泄漏長壽期換料策略,提高電廠可用率,同時提高平均卸料燃耗降低燃料成本;

3)CAP1400反應堆壓力容器和對內構件自主設計,選定的壓力容器主要尺寸能夠保證在60年壽期末壓力容器表面的最大快中子注量遠小于AP1000,預計可延期壽命高于AP1000,同時取消了中子屏蔽板,降低堆內出現松動部件的風險,提高運行可靠性;

4)CAP1400蒸汽發(fā)生器自主設計,設置12 606根傳熱管,傳熱面積相比AP1000提升了27%,匹配了機組總體功能的提升,也降低一回路流阻,優(yōu)化主泵參數,同時新型蒸汽發(fā)生器重新設計汽水分離器和干燥器,提高蒸汽品質,改善蒸汽發(fā)生器二次測參數,也有利于常規(guī)島側汽輪發(fā)電機組穩(wěn)定運行;

5)采用50 Hz的反應堆冷卻劑泵,避免變頻器長期運行,提高主泵運行可靠性,保證機組穩(wěn)定滿負荷可靠運行;

6)采用自主研發(fā)的國產1500 MW級汽輪發(fā)電機組,汽輪機為半速、單軸、四缸 (一個高中壓合缸和三個低壓缸)六排汽,凝汽式,配有兩臺汽水分離再熱器,通過冷端優(yōu)化,采用末級長葉片 (1828 mm),減少排氣損失,同時通過優(yōu)化系統及布置,減少不必要的損失,提高機組效率,并且優(yōu)化常規(guī)島設備配置和選型,降低廠用電率。

根據CAP1400示范工程的核準評估報告,CAP1400示范項目工程建成價 (動態(tài)投資)447.81億元 (比投資14 596元/千瓦)。CAP1400示范項目比投資優(yōu)于近期核準開工的 “華龍一號”福清5、6號機組 (建成價比投資15 777元/千瓦)和 “華龍一號”防城港二期工程 (建成價比投資15 804元/千瓦)。也優(yōu)于AP1000后續(xù)項目的建成價比投資。

按30年經濟計算期、年利用小時數7000 h、資本金內部收益率9%等參數測算,計算期平均發(fā)電成本250.45元/兆瓦時,含稅上網電價為389.07元/兆瓦時。若資本金內部收益率調整為8%,含稅上網電價為377.27元/兆瓦時,低于全國核電標桿上網電價430元/兆瓦時,具有很強的市場競爭力。

1.3　布置合理性

AP1000設計之初對機組運維的可達性考慮不足,整體布置過于緊湊,對設備可靠性預期非常高,而實際到工程上發(fā)現設備可靠性難以實現預期 (如主泵60年免維護),面臨設備維護、更換的難題以及人員集體輻照劑量問題。CAP1400根據在設計中對此予以考慮,運行和維護的可達性有顯著改善:

1)安全殼尺寸擴大,整體布置寬裕,提供較好的運行、維修空間,設備的可維護可更換性得到提高;

2)根據安全殼尺寸和蒸汽發(fā)生器重量,重新設計環(huán)吊,增加主梁承載能力。此外,在反應堆廠房布置、環(huán)吊和大吊車方案上,充分考慮了可能的蒸汽發(fā)生器更換操作;

3)常規(guī)島廠房也進行了部分布置優(yōu)化,如汽輪機廠房半地下布置,充分利用虹吸高度,降低循環(huán)水泵電耗。

1.4　和國內工業(yè)的匹配性

CAP1400雖然沿用AP1000非能動安全設計理念,并參考了相關設計方案,但主要系統、設備技術參數、尺寸等完全不同于AP1000,從概念設計一直到最終的施工圖,經歷了獨立研發(fā)、分析計算、評審和不斷迭代的設計過程,具有完全自主知識產權,主要設備如壓力容器及堆內構件、蒸汽發(fā)生器、主冷卻劑泵、穩(wěn)壓器、主管道、汽輪發(fā)電機組等均實現了自主設計和國產制造。

2　CAP1400的技術成熟性

在核電領域,技術先進不是第一追求,可靠性才是首要的,所以縱觀目前核電界,特別是在已建和在役核電站中鮮有當前領先技術的應用,因為可靠是需要業(yè)績證明,而業(yè)績要經受時間的考驗。在國家對核安全監(jiān)管層面,為了確保核電廠運營過程中不對人員、社會和環(huán)境產生不安全因素,對核電廠新技術的應用持謹慎保守的態(tài)度,且要求非常嚴格。

CAP1400技術研發(fā)過程中就按照法規(guī)要求,對所使用的新設計進行充分的驗證,以確保后續(xù)運營單位在運行過程中能夠履行對人員、社會、環(huán)境的核安全承諾。具體驗證情況如下:

1)文件審查:針對CAP1400初步安全分析報告及其他支持性文件,主要審查CAP1400的設計是否滿足相關法律、法規(guī)、導則和規(guī)范標準的要求;

2)專項審查:組織國內專家成立專項審評組,針對程序適用性和試驗充分性論證、屏蔽廠房結構安全性、主設備安全性評價、嚴重事故分析、抗震裕量評價 (SMA)或地震PSA、儀控系統等六大方面,開展了專項技術審評工作;

3)審核計算:從事故分析、反應堆核設計、應力分析、結構力學、輻射防護、PSA及可靠性技術等方面,選取關鍵的、典型的安全問題進行獨立審核計算,以驗證非能動安全系統的設計和電廠的安全性;

4)試驗驗證:為證明CAP1400非能動設計、反應堆設計、蒸汽發(fā)生器設計等新設計新技術的安全性能和運行可靠性,設置了幾大類試驗,如:

·非能動堆芯冷卻系統性能試驗;

·非能動安全殼冷卻系統性能試驗;

·反應堆堆內熔融物滯留IVR試驗;

·蒸汽發(fā)生器熱態(tài)性能試驗;

·反應堆水力模擬試驗;

·堆內構件流致振動試驗。

為完成試驗驗證,取得充分數據,上述試驗任務由國家核電技術公司聯合了國內多所高校和科研院所完成了共計數十項試驗任務,三百多個試驗工況,最終順利完成所有工況;

(5)此外,業(yè)主方國核示范電站有限責任公司也獨立進行了穩(wěn)壓器應力設計、一回路事故情況安全系統響應、安全殼氫氣控制系統響應等分析驗證,獨立見證了非能動安全系統試驗過程。

通過以上大量的審查、審核、計算論證和試驗,基本證實了系統和主要設備設計的合理性,另外還有大量的設備鑒定工作有制造廠家來完成,必要時必須研制樣機完成型式試驗后才能開始正式產品的加工制造。

3　當前工程進展

3.1　設計進展

1)CAP1400于2011年12月完成初步設計,最終于2014年初通過國家能源局審查;

2)2014年9月,安全評審收口,通過核安全監(jiān)管部門審查;

3)2016年2月25日,環(huán)境保護部 (國家核安全局)第三次核安全與環(huán)境專家委員會會議建議頒發(fā)建造許可證。

目前核島施工設計進入收尾階段,核島主要區(qū)域如反應堆廠房、輔助廠房、附屬廠房、放射性廢物廠房等0版施工圖設計已完成,常規(guī)島施工圖設計接近70%。

3.2　設備進展

示范工程設備制造進度比計劃需求時間均有不同程度的提前,2017—2018年間,核島與常規(guī)島達到可交付狀態(tài)的設備總計將近300臺套。

3.3　施工進展

1)2013年3月4日,獲得國家發(fā)改委發(fā)文同意開展廠址等前期論證工作;

2)2013年12月開始核島基坑爆破;

3)2014年10月1日核島底板鋼筋綁扎完成,混凝土澆筑方案批準發(fā)布,目前處于底板鋼筋保護中;

4)常規(guī)島正在進行±0.0 m及以下結構施工;

5)已完成CR10(安全殼底封頭支撐模塊)、CA01(蒸汽發(fā)生器隔間及安全殼內換料通道模塊)、CA20(乏燃料的貯存、傳輸、熱交換及廢液收集模塊)、CVBH(鋼制安全殼底封頭)、CV(鋼制安全殼筒體)1、2環(huán)等已完成就位前的拼裝。

總體來說目前CAP1400示范工程的工程進展完全具備了開工條件,并且設計、設備等滿足開工后連續(xù)施工12個月的施工需求。