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中国核电国产化论坛

中国核电CNP1000开发及其特点

(中国核动力院,张森如)

2006年3月30日     北京
Development and Characteristics of CNP1000 for Chinese Nuclear Power

   (Nuclear Power Institute of China, Zhang Senru)

Mar. 30,2006, Beijing


CNP1000型号及方家山工程项目

方家山工程将采用CNP1000方案进行建设。
   2006年6月,部分长周期设备具备签订采购合同条件。
   2006年11月,完成方家山项目PSAR编制和送审工作。
   2007年12月,完成初步安全分析报告评审并开工建造。
设计目标和要求


CNP1000设计的主要特点
①燃料组件177盒,降低线功率密度,采用AFA3G燃料组件提高安全裕量。增大功率,提高经济性。
②18个月换料,低泄漏,提高经济性。
③大直径反应堆压力容器(内径为4340mm),增加水装量,降低容器壁面中子注量,提高安全性,并满足60年寿期要求。
④稳压器容积为51m3,稳压能力增强。
⑤采用预防和缓解严重事故的有效措施,降低堆芯损坏和放射性大量释放的概率。
⑥采用LBB技术,简化系统并有利于维护保养。
⑦高压安注泵同上充泵分开,低压安注泵同余热泵共用,并形成两个系列。
⑧辅助给水系统设置两台汽动泵和两台电动泵,形成两个系列。
⑨采用半速汽轮机/发电机机组。
⑩数字化I&C系统。
CNP1000具有较好的安全性、经济性和先进性

反应堆及其冷却剂系统主参数


反应堆冷却剂系统流程图

CNP1000堆芯热工裕量

上述计算基于AFA-3G堆芯并实施18个月换料,采用保守方法进行计算和分析。
上述结果表明,CNP1000堆芯的热工裕量大于15%
CNP1000的RPV内表面最大快中子注量


美国批准延寿20年的5个核电站,运行60年后, RPV内表面快中子注量的峰值为5.77E19n/cm² 。
从上表结果可见,CNP1000反应堆压力容器可以运行60年
CNP1000的燃料管理特点
            (AFA3G燃料组件堆芯,18个月换料)

AFA3G批卸料燃耗限值为 52000MWd/tU 最大组件燃耗限值为 57000MWd/tU
    177盒AFA3G组件堆芯可充分利用AFA3G的优点,使其发挥最大的经济效益
CNP1000反应堆结构变化和工程验证实验
CNP1000采用177盒燃料组件堆芯,同大亚湾核电站相比,增加了20盒燃料组件,堆芯和压力容器结构发生变化。
堆芯加大,流速减小,有利于流量分配,减小流致振动。根据国内外压水堆实验和运行的结果表明,这种变化是可行的。
通过水力模拟和流致振动实验,可获得CNP1000堆芯流量分配和流致振动测量数据,以便改进设计,确保变化成功。
CNP1000实验验证项目
(1) 堆芯整体水力模拟实验(已完成);
(2) 堆内构件流致振动实验(已完成);
(3) AFA3G和AFA2G临界热流密度实验(已完成);
(4) 堆芯旁流测量(20006年12月完成);
(5) 反应堆压降测量(20006年12月完成);
(6) 反应堆下空腔交混实验(20006年12月完成);
(7) 一回路三通管道传热实验(20006年12月完成);
(8) 安全壳动态实振动验(20006年12月完成) 。
水力模拟实验
整体水力模拟实验
包括流量分配和压降实验。

   实验流量的选择
选择流量为3´850m³/h
选择该流量满足相似准则方面的要求
流量的选择应满足模型与原型流速分布相似
   模型比例为  1 :4
(2) 实验装置
实验回路参数

     水泵额定流量                1260 m3/h
     水主泵扬程                    85  mH2O
     最高运行压力                1.0 MPa

实验装置回路流程图


实验模拟件设计

实验装置

(3) 实验工况
   实验温度 T=60~70℃;
   泵入口压力 P>0.25MPa

 (4) 模拟组件阻力特性


原型流量(m³/h)
(5) 平衡循环四分之一堆芯X-Y相对功率分布

实验结果
(7) 水力模拟实验小结
在事故分析和安全评价时,CNP1000的焓升因子FΔH=1.6、
热点因子Fq=2.4 ,堆芯热点所在的热通道进口采用热工设计
流量的95%做为输入值进行计算,假设所有的不利因素都集
中在热通道上,使计算结果趋于保守。
   水力模拟实验结果表明,CNP1000堆芯中心区流量比外围区
大,这正好与18个月换料低泄漏燃料管理堆芯功率分布一
致,有利于燃料组件发热的导出。
   CNP1000水力模拟实验结果表明,其堆芯有较大的实际热工
安全裕量,堆芯增加20盒燃料组件是可行的。
CNP1000反应堆堆内构件
               流致振动实验

(1)实验研究内容
 
   
    空气中振动特性测量
    静水中振动特性测量
    流致振动响应测量
    压紧弹簧刚度测试
    理论分析计算
CNP1000反应堆堆内构件
               流致振动实验

(1)实验研究内容
 
   
    空气中振动特性测量
    静水中振动特性测量
    流致振动响应测量
    压紧弹簧刚度测试
    理论分析计算
(2) 模拟相似准则
         惯性力相似准则:
         结构弹性力相似准则:
         流体弹性力相似准则(柯西数):
         流体动压力相似准则(欧拉数):
         流体振荡力相似准则(斯托劳哈尔数):
(3) 相似比
         几何相似比:1:5
         材料弹性模量比:1:1
         材料质量密度比:1:1
         流体速度比:1:1
         流体脉动压力比:1:1 
(4)实验模型
    结构图

(5) 流致振动响应测量
    
CNP1000反应堆堆内构件流致振动实验
包括:

    模拟实堆正常运行工况测量
    模拟实堆热态调试工况(预运行工况)的稳态和瞬
态测量
    45小时的耐久性实验。
(6) 堆内构件流致振动实验小结
   ① 堆内构件流致振动响应为以低频(500Hz以内)为主的随机微幅振动。在稳态运行时,吊篮振幅小于6µm、二次支承组件的振幅小于11µm。
   ②在稳态、瞬态以及泵超速运行时,吊篮、导向筒和支承柱的最大应力值均小于材料的疲劳持久极限。预计在反应堆使用寿期内不会因流致振动而发生疲劳破坏。
   ③ 在额定流速下考验45小时,未发现热屛、围板、成形板和二次支承连接螺栓有松动现象。而且吊篮上部法兰与压紧弹簧之间未发生擦伤与磨痕。
  ④双泵运行工况对流致振动最为不利,在正常运行时应尽量避免。
•     CNP1000堆内构件流致振动实验结果表明,177盒燃料组件堆芯是安全的,具有较好的流致振动性能。
       AFA-2G 和 AFA-3G
     临界热流密度(CHF)实验

CNP-1000堆芯选用AFA-3G,为了比较AFA-2G和AFA-3G燃料组件临界热流密度(CHF)的大小,开展了相应的实验。
(数据有删减)
CNP1000采用177盒AFA-3G燃料组件堆芯,通过AFA-2G和AFA-3G临界势流密度CHF的对比实验和运行燃耗结果可知:

  AFA-2G和AFA-3G的临界热流密度公式WRB-1和FC已被核动力院的实测结果证实。
  AFA-3G燃料组件的传热性能优于AFA-2G,在相同的条件下AFA-3G比AFA-2G的堆芯热工裕量大7.53%。
  AFA-3G比AFA-2G具有更大的燃耗值,便于燃料管理,可实施18个月换料,提高核电站经济性。
  AFA-3G燃料组件已经实现本地化生产。

CNP1000对抗严重事故的措施
    国家核安全局于二00四年四月十八日发布了《核动力厂设计安全规定》,设计必须以防止或减轻由设计基准事故和选定的严重事故引起的辐射作为目标。必须考虑核动力厂整个设计能力,使核动力厂回到受控状态和/或减轻严重事故的后果。CNP1000在设计中采取了如下主要措施,以便防止或减轻严重事故后果:
(1) 改进的专设安全系统
(2)  反应堆压力容器(RPV)顶盖排放系统
(3)  稳压器卸压系统
(4)  RPV下封头冷却系统
(5)  堆坑淹没系统
(6)  安全壳内氢气控制系统
(1) 改进的专设安全系统

4台高压安注泵(与上充泵分开)、2台低压安注泵(与余热排除泵共用),与三台安注箱组成安全注射系统。
应急给水系统包括两台汽动泵和两台电动泵,构成两个独立的系列。
专设安全系统的改进,大大提高了可靠性,有利于降低堆芯熔化概率。
(2)反应堆压力容器顶盖排放系统

   事故工况下,提供安全级的方式由主控制室和辅助盘手动操作迅速排出RPV上封头可能出现的蒸汽或气体,保证反应堆冷却剂系统中只有唯一的汽水界面;

   严重事故下,该系统提供安全级的方式由主控制室和辅助盘手动操作迅速排出RPV上封头积累的不可凝结气体,防止氢气爆炸;

   该系统由两个冗余的并联系列组成,包括四个常关的电磁阀以及相连接的管道、仪表等 。
(3)  稳压器卸压系统
    稳压器顶部安装了三台自启动先导式安全阀(SEBI(4) RPV下封头冷却系统和堆坑淹没系统

   严重事故发生会导致堆芯熔化。
   如果熔融的堆芯掉落到压力容器下封头又不能及时冷却,压力容器下封头就有可能熔穿。
   熔融的堆芯可能与混凝土反应,将直接危及安全壳的完整性,长期的升温和升压,最终导致安全壳失效。(5) 安全壳内氢气控制系统

当反应堆发生严重事故时,安全壳内氢气控制系统起到降低氢气浓度的作用。假设堆芯燃料包壳发生100%的金属-水反应,该系统能够把反应放出的氢气浓度降到不会爆炸的水平。
非能动的安全壳内氢气控制系统包含一定数量的氢复合器和若干氢点火器。
该系统可使在设计基准事故时安全壳内氢气浓度不超过4%,在严重事故时安全壳内氢气浓度不超过10%,确保不会发生大量的氢气爆炸而破坏安全壳的完整性。

   当严重事故发生时,为了压力容器下封头不被熔穿,CNP1000设置了压力容器下封头冷却系统和堆坑淹没系统。
M)和500t/h卸压阀。
CNP1000安全评价
国家环保总局核安全中心依据国家核安全法规HAF102(2004年版),完成了CNP1000设计若干重要安全方面的审查评价。其主要结论如下:
“CNP1000核电厂的设计是建立在成熟技术基础上的,其针对国内同类核电厂在安全设计上存在的一些薄弱环节所进行的切实有效改进,也吸取了近些年来国内外已有核电厂在安全方面的一些成功改进经验,在技术和工程上均是可行的,并有实际工程实践的验证”。
“由于考虑到了多年国内核安全工作的经验反馈,以及吸取了部分国际上新一代核电厂的设计理念,与国内同类核电厂相比较,CNP1000设计方案在安全方面的考虑更全面和周到,可以应用于工程实践。”
CNP1000在我国现有核电厂设计、设备制造、施工建造和运行的技术基础上,在经济性和安全性两大方面进行了大量改进。

CNP1000作为技术创新、 具有自主知识产权、 实现国产化的核电机组,必将对我国核电发展做出贡献。(中国核电信息网注:本文内容有部分删减)

 
 
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