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CPR1000核电厂与第三代核电厂的差距与改进

Differences Between CPR1000 and the Third Generation Nuclear Power plant and Relevant lmprovements

骆邦其

( 中科华核电技术研究院,广东 深圳 218026 )

      摘要:介绍了CPR1000核电厂在安全专用设施、严重事故缓解措施和反应堆热工裕量等方面与第三代核电厂的差别以及进行的相应改进,经过改进的CPR1000核电厂可实现安注和喷淋连续运行不切换、采用14英尺(约4.27M)燃料元件,降低线功率使反应堆热工裕量不低于15%,确保压力容器的设计寿命由40年增加到60年,大大提高了核电厂的安全性、可靠性和经济性。经过改进的CPR1000核电厂可成为具有自主知识产权的第三代核电厂,在满足国内需求的同时可以走向国际市场。

      关键词:CPR1000核电厂;第三代核电厂;差别与改进

      Abstract:The differences in the engined safety features,severe accident mitigation measutes and reactor thermal margin between the CPR1000 and the theird nuclear power plant and relevant improvements are described in this paper.After improvement,the safety injection pumps and spray pumps of CPR1000 nuclear power plant can run continuously without switching from refuel water tank(ptr)to sump,the use of 14 feet fuel assembly can reduce the reactor linear power and keep reactor thermal margin higher than 15%,and the design life of reactor pressure vessel would be increased from 40 to 60 years,the safety,reliability and economy of CPR1000 nuclear power technology with independent self intellectual property right,which can satisfy the requirements of national and intenational markets.

      Key words:CPR1000 nuclear power plant; the third generation nuclear power plant; Difference and improvement

1  CPRl000核电厂与第三代核电厂的差距

      表1给出了CPRl000、APl000和EPR部分性能指标满足URD的情况。

      表l CPRi000核电厂与EPR和APl000核电厂

      从表1可以得出,CPRl000核电厂与APl000和EPR的主要差距在于:

      (1)专用安全设施的可靠性;

      (2)热工裕量;

      (3)核电厂的设计寿命。

      CPRl000核电厂要达到第三代核电厂的水平,需要对以上三项进行改进。

2  CPRl000核电厂的改进

2.1  专用安全设施

      (1)换料水箱。把换料水箱设置在安全壳内,与地坑合二为一,使安注和喷淋连续运行不切换,提高安注和喷淋的可靠性。

      (2)增设非能动堆芯冷却和堆坑充水箱。在安全壳内(或外)增加一个非能动堆芯冷却和堆坑充水箱,其结构如图1所示,其底部高于反应堆压力容器入口管嘴。非能动堆芯冷却和堆坑充水箱具有冷却堆芯和堆坑充水两种功能。

      ①堆芯冷却功能。安装在压力容器(或者主回路管道)上的安注管道延伸到非能动堆芯冷却和堆坑充水箱的底部,并在管道上安装—个爆破阀。在正常运行时,爆破阀足关闭的。在事故状态下,利用稳压器卸压功能,当反应堆冷却剂系统的压力降低到0.2MPa时,与安注管道相连的管道上的爆破阀自动打开,非能动堆芯冷却剂和堆坑充水箱内的冷却剂自动注入反应堆堆芯,确保堆芯淹没和冷却。

      ②堆坑充水功能。在非能动堆芯冷却和堆坑充水箱的底部和反应堆堆坑之间安装一根堆坑充水管道,在这根管道上安装一个阀门。反应堆正常运行时,这个阀门是关闭的。在事故状态下,当堆坑需要充水时,打开管道上的阀门,非能动堆芯冷却和堆坑充水箱内的冷却剂自动流入反应堆堆坑,冷却并带走压力容器的热量,减缓或预防压力容器失效。在某些事故情况下,当非能动堆芯冷却和堆坑充水箱的水位降低到最低水位时,超过反应堆堆坑充水管道的流体会自动流入非能动堆芯冷却和堆坑充水箱内,保持水箱有足够的水位淹没和冷却堆芯。

      (3)高压、低压安注泵和余热导出系统的改进。

      ①上充泵和高压安注泵分离。上充泵和高压安注泵分开设置,以提高高压安注的可靠性。同时设置高压安注泵的投入整定值低于蒸汽发生器的安全阀的打开整定值,可以避免蒸汽发生器管子破裂(SGTR)事故时蒸汽发生器安全阀打开而使大量放射性物质释放到外部环境。

      ②低压安注泵兼作余热导出泵。低压安注泵兼作余热导出泵,同时提高低压安注的投入整定值到6.0MPa。作为低压安注泵时,不但安注连续注入不切换,提高了安注的可靠性,而且注入堆芯的冷却剂连续被降温,大大提高了堆芯的安全性。作为余热导出泵时,蒸汽发生器在失去全部给水的情况下,低压安注泵通过换料水箱向堆芯注入含硼水并通过稳压器阀门实现注入和排出,导出堆芯余热,结构如图1所示。

      (4)安全壳喷淋与热量导出系统。

      对安全壳喷淋系统进行适当的修改,设置两套专用安全壳热量导出系统替代喷淋和换料水箱热交换器,每套安全壳热量导出系统包括1台热量导出泵、1台中间冷却泵和1台热交换器。

      由于换料水箱设置在安全壳内,在事故状态可以吸收如主蒸汽管道在安全壳内断裂和主冷却剂管道发生人破U失水事故情况下的高温冷却剂的热量,避免安全壳压√J的升高,在设计基准事故情况下不使用安全壳喷淋系统,在严重事故情况下12h以后使用喷淋系统,预防在事故状态下安全壳压力升高,结构如图2所示。 

 

      安全壳热量导出泵的吸入管安装在换料水箱的底部,在喷淋过程中连续运行不切换,大大提高了喷淋的可靠性。安全壳热量导出系统具有两种功能:

      ①反应堆正常运行时,对换料水箱进行冷却,保证换料水箱的温度≤40度;

      ②在事故状态特别是在严重事故状态下,作为最终的缓解措施,导出安全壳内的热量,限制安全壳的压力升高。

      (5)应急辅助给水。

      应急辅助给水除了与启动和停堆辅助给水分开设置以外,还增加两台小型柴油发电机,以提高应急辅助给水系统的可靠性。

      (6)设置专用浓硼系统。

      取消现在的浓硼箱。独立设置2个序列的备用浓硼系统,每个序列包括1台浓硼泵和1个硼浓度为0.7%的浓硼箱。事故状态下,每个序列可以在运行压力下向2个环路注入浓硼,预防未能紧急停堆的预期瞬变(ATWS)等事故。

2.2  热工裕量

      虽然热工裕量不足安全验收准则,但具有较大热工裕量的反应堆具有潜在预防事故的能力。CPRl000核电站增大热工裕量的措施是:在不改变压力容器尺寸的情况下,采用14英尺燃料组件。

      表2给出了CPRl000核电厂—和APl000核电厂的压力容器的压力容器的尺寸、燃料组件数目和活性区高度的比较。

      表2 CPRl000和APl000的压力容器尺寸、燃料组件数日APl000核电厂一样采用成熟的14英尺(约4.27m)燃料组件。反应堆的平均线功率从原来的185.9W/Cm下降到159.4W/Cm。如果CPR1000核电厂采用EPR核电厂的AFA-3G LE燃料元件技术(4.2m),反应堆的平均线功率足161.4W/Cfll。这样就可以使CPRl000核电厂的反应堆热工裕量≥15%。

2.3  压力容器的设计寿命

      核电厂的安全是非常重要的,经济性同样也非常重要,没有经济性的核电厂是没有生命力的,提高核电厂的设计寿命,是提高核电厂经济性的重要途径。反应堆压力容器是在核电厂的寿期内不更换的重要设备,把CPRl000核电厂的反应堆压力容器的设计寿命从40年提高到60年,必然会提高核电厂的的经济性。

      CPRl000核电厂采用14英尺(约4.27m)燃料组件和低泄漏换料方式可以降低单位面积上压力容器受到的中子注入量而提高压力容器的使用寿命,同时采用重反射层屏蔽中子,把压力容器的使用寿命提高到60年。

3  结束语

      从技术上来说,对CPRl000核电厂进行适当的技术改进,没有技术风险,因为所采用的均为成熟技术。通过对CPRl000核电厂的技术改进,对于掌握核电厂的核心设计技术,培养造就一支一流的核电厂设计队伍,扭转核电建设的“技术引进呻消化吸收—建设生产—技术落后—再引进—再消化吸收—再建设牛产”的恶性循环,使广核集团的核电厂研究设计达到先进水平,具有十分重要的战略意义。

      CPRl000核电厂值得改进的地方比较多,但是,只要对CPRl000核电厂的专用安全设施进行适当改进、采用14英尺(约4.27m)的燃料组件和在增加重反射层等措施,就可以使CPRl000核电厂的安全性、可靠性和经济性大大提高,使CPRl000核电厂接近第二代核电厂的水平。经过改进的CPRl000核电厂具有如下优点。

3.1  安全性好

      (1)固有安全性和备用反应性。

      改进后的CPRl000核电厂的线功率为159.4(或者161.4)W/cm,因此,堆芯具有较大的固有安全性。同时备有独立的高压(15.5MPa)备用浓硼注入系统,大大提高了快速预防ATWS和具他反应性事故的能力。

      (2)专用安全设施的可靠性。

      ①高压安注泵投入整定值为8.0MPa,降低了SGTR类事故和安全壳直接旁通类事故风险;安注连续运行不切换,大大捉高了堆芯安全性和可靠性。即使在最严重的全厂断电事故情况下,非能动堆芯冷却和堆坑充水箱、反应堆堆坑和稳压器卸压阀可以以非能动的方式来保证堆芯被淹没,确保堆芯不损坏。

      ②相互独立的汽动和电动辅助(应急)给水泵布置并且为电动给水泵设置了独立的小型应急柴油发电机,大大提高了辅助(应急)给水的可靠性。即使失去所有蒸汽发生器给水,低压安注泵可以从安全壳内的换料水箱吸水向反应堆冷却剂系统注含硼水,并通过手动打开稳压器的排放装置,实现冷却剂到反应堆堆芯的注入和排放功能,导出反应堆冷却剂系统的余热。

      ③安全壳喷淋泵连续运行不切换,安全壳热量导出系统和低压安注泵(由于兼作余热导出泵)在事故状态下导出大量来自堆芯的热量,大大减少了安全壳失效的风险。

      (3)严重事故预防措施。

      ①采用堆坑充水技术,在事故状态下带走压力容器外部的热量,同时堆芯仪表测量贯穿件安装在压力容器的顶部,降低了压力容器底部熔化的可能性。

      ②在反应堆出口温度》600℃时,打开稳压器卸压阀,可以预防高压熔堆。

      ③设置了非能动氢气复合器,可以避免氢气爆燃引起的安全壳超压失效。

3.2  经济性好

      CPRl000核电厂采用14英尺(约4.27m)热量组件以后,线功率降低,增加了反应堆安全裕量,必然提高了核电厂的可靠性,同时设计寿命由40年提高到60年,经济性会得到显著提高。

      (收稿日期:2007-10-23)

 
 
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