国内外大型先进三代压水堆设计分析

2020年8月19日22:51:48 评论 166

围绕国内外的大型先进三代压水堆主流型号, 包括美国 AP1000 堆型、法国 EPR 堆型、俄罗斯 VVER-1200堆型、中国 “华龙一号”(HPR1000) 和 “国和一号”(CAP1400), 开展这些压水堆型号的演变历史、设计分析能力研究, 简要分析国内压水堆设计分析方面存在的不足和建议措施, 为后续这些方面的重点发展和研究提供方向性的参考, 早日实现从核电大国向核电强国的跨越发展。

核电是清洁、安全、高效的能源。发展核电,有利于改善能源电力负荷分布的空间结构, 有利于构建更为安全的电网电源结构, 有利于增强新能源的消纳能力。近年来, 美国、法国、俄罗斯、中国等大国都在国内或国外建设一批大型先进的三代压水堆核电厂,这些压水堆型号主要包括 AP1000、EPR、VVER-1200、 “华龙一号”(HPR1000)、 “国和一号” (CAP1400)。本文围绕这些大型先进三代主流的压水堆堆型, 开展主流压水堆型号的开发过程和反应堆设计分析能力研究,分析国内压水堆设计分析方面还存在的不足,并提供对应的建议解决措施, 为后续这些方面的重点发展和研究提供有价值的参考。

国内外大型先进三代压水堆设计分析
防城港华龙一号鸟瞰图

1 国内外压水堆主流型号

1.1 AP1000反应堆型号

20世纪80年代中期, 美国西屋公司开始开发非能动先进压水堆。基于当时的市场需求和电力建议, 选择 600 MWe 级的容量 (即 AP600)进行设计,完成大量设计文件和试验研究。在此基础上,AP600 设计经过美国核管理委 员 会NRC) 的技术审查,于1998年9月获得最终设计许可。1999年12月,NRC 向西屋公司颁发最终设计认证证书。

随着美国电力市场的发展和天然气价格的不断下跌,持续降低能源发电成本成为市场竞争的主要因素。因此,西屋公司决定进一步提高电功率,发展 1000 MW 级 容 量 (即 后 续 设 计 的 AP1000型核电厂) 来提高非能动先进压水堆的市场竞争能力。

AP1000型反应堆堆芯采用成熟的、经工程验证的西屋公司加长反应堆堆芯设计 (M314型,环路数目不同), 活性段有效高度 4.27 m(14ft),装载157盒17×17组件排列的高性能燃料组件[1-2],平均线功率密度目前压水堆中最大。

1.2 EPR 反应堆型号

20世纪70年代, 法国经历过发展自主设计的气冷堆技术和引进美国西屋公司的压水堆技术的抉择,最终确定放弃气冷堆技术, 从美国西屋公司引进压水堆核电技术, 首先经历 CP0 (300 MW 容量)、CP1 和 CP2 (900 MW 容量) 核电机组的建设; 从1977 年起, 采用西屋公司四环路14ft燃料组件 (M414) 的核电技术, 电功率达到1300 MW 级容量,建设了20余台P4/P′4核电机组 (P′4在P4基础上降低安全壳的直径和高度有效提升了核电机组的经济性);从1984年起,进一步提升功率,采用 CAD 辅助设计,开发、建造150万千瓦级的 N4型四环路核电机组[3-4]。

20世纪90年代末, 在法国国内核电机组基本饱和的情况下, 为了保留核电人才, 发展技术,法国法玛通公司和德国西门子公司联合开发新一代压水堆核电机组 EPR, 目标是根据欧洲用户要求 (EUR) 设计新一代核电机组, 设计中综合考虑法国 N4 核电站和德国 Konvoi核电站的优点和运行经验反馈 (主回路设计和布置与法国 N4机组相近, 堆芯测量和控制棒导向管设计原则以德国 Konvoi为基础),是全面满足欧洲用户要求 (EUR) 文件的第三代改进型先进压水堆核电厂,并通过法国和德国核安全当局的审核批准。

截至目前, 国内广东台山 1 号机组 (EPR全球首堆) 已经投入商运,且2 号机组具备商运条件。EPR 是改进型的三代核电技术, 基于能动设计思想, 燃料组件的活性段有效高度 4.27 m (14ft), 装载265 盒17×17 组件排列的燃料组件[5]。

1.3 VVER 反应堆型号

俄罗斯 VVER 反应堆型号是俄开发的一系列轻水冷却、轻水慢化的压水堆的总称。VVER 最早开发于20世纪60年代。第一台 VVER 机组(新沃罗涅日一号机组)V-210 (电功率210 MW)于1964年服役。该机组由俄罗斯国家原子能公司 Rosatom 的下属单位 OKB Gidropress (水压试验设计院) 所设计。后续 Gidropress又 陆续设计和 建 造 了 VVER-440 (6 环 路 ), VVER- 1000 (4 环路),VVER-1200 等堆型, 电功率分别为440 MW、1000 MW 和1200 MW 量级[6]。

VVER-1000中 V-320版本发展出 AES-91和 AES-92两条路线 (91和92 代表堆型开发开始的年份),其中 V-428堆型为田湾1、2 号机组所采用,V-428 M 为田湾3、4号机组所采用。AES-91中的 V-428 和 AES-92 中的 V-392 分别发展成为 VVER-1200 (AES-2006) 的两种主流堆型即 V- 491[7] (列宁格勒二期) 和 V-392 M[8] (新沃罗涅日二期),这两种堆型都是四环路VVER 设计,是俄罗斯目前在国内外建造的主流堆型。

VVER1200的 V-491 和 V-392 M 反应堆本身 (包括核蒸汽供应系统 NSSS 等) 都是由 Gi- dropress设计,反应堆以外的核电厂部分则分别由圣彼得堡原子能设计院和莫斯科原子能设计院设计并施工。V491 和 V-392 M 两种堆型的设计大体上是相同的, 如采用相同的构筑物、部件、设备和管道,满足设计基准相同的工程方法以及相同的反应堆系统和设备特性。两种堆型都采用了能动和非能动安全系统相结合的办法来满足三代加核电厂的可靠性水平。但两种堆型采用了不同的反应堆安全系统,V-491 的安全系统更多地采用能动设计, 而 V-392 M 的安全系统更多地采用非能动设计,设计中尽量避免冗余以获得电厂建造运行高的经济性。

基于 V-491和 V-392 M 两种 VVER-1200的设计,Gidropress又进一步设计出了更大功率的 VVER-1300 (电 功 率 1300 MW 级 别, 又 称 VVER-TOI), 与 VVER-1200 相 比, VVERTOI的功率更高, 设计寿命由 50 年提高到 60年,机组可用率由91% 提高到93%。在发生超设计基准事故后, 不干预的时间由24h 提高到了72h, 具有更高的安全性。机组建造周期更短, 抗大飞机撞击的性能更好, 其中 VVER- TOI是俄罗斯未来重点发展的主流堆型[9]。

VVER1200的功率达到120万kW,装载163盒六面体燃料组件, 采用能动和非能动安全系统相结合的办法来满足三代加核电厂的可靠性水平, 可实现事故后24h无需操纵员和外部电源支持。

1.4 “融合”版 “华龙一号”反应堆型号

中核集团于20世纪90年代启动了CNP1000的研发,2007年启动了 CP1000 型号研发, 最终在2011年福岛核事故后按照最先进的核安全标准,借鉴国际最新技术成果开发了三代压水堆品牌 ACP1000。中广核集团在福岛事故之后分两步 (第一步为在 CPR1000+ 基础上开发具有三代特征的 ACPR1000;第二步是继续改进开发三代技术 ACPR1000+) 实施形成满足三代要求的压水堆型号 ACPR1000+[10]。

2013年4 月, 国家能源局主持召开自主创新三代核电技术合作协调会,提出关于自主创新核电技术合作的目标、原则和遵循的标准, 确定中核、中广核两集团在 ACP1000 和 ACPR1000+基础上, 联合开发 “华 龙一号” 技术。2014年8月, “华龙一号” 总体技术方案通过国家能源局和国家核安全局联合组织的专家评审。

“华龙一号” 是基于现有压水堆核电厂成熟技术的渐进式设计, 具有采用177 盒 CF317× 17组件排列的先进燃料组件、能动与非能动安全系统、双层安全壳等设计特征。

1.5 “国和一号”(CAP1400) 反应堆型号

“大型先进压水堆及高温气冷堆核电站” 科技重大专项是 《国家中长期科学和技术发展规划纲要 (2006-2020)》确立的16 个国家科技重大专项之一, 国家能源局是牵头组织单位, 其中, 压水堆分项由国家电投牵头实施,CAP1400 的研发和示范工程列为重大专项的重点任务。

“国和一号” (CAP1400 型) 压水堆核电机组是在消化、吸收、全面掌握我国引进的第三代先进核电 AP1000非能动技术的基础上, 通过再创新开发出具有我国自主知识产权、功率更大的非能动大型先进压水堆核电机组。2010 年底,国和一号概念设计通过国家审查;2014 年1 月,通过国家能源局组织的专家审查。

“国和一号” 功率达到150 万kW, 安全性、可靠性、经济性相比 AP1000 进一步提升, 装载 197盒17×17 组件排列的自主化燃料组件, 采用完全非能动及简化的设计理念, 可实现事故后72h无需操纵员和外部电源支持[11]。

1.6 小结

国内外大型先进三代压水堆设计分析

表1总结了当前主流的大型三代先进压水堆的总体参数和反应堆堆芯的主要参数。从表1 中总结可得,从燃料的角度,基本有2 个系列, 棒径9.5 mm 采用17×17 组件排列 (美国) 和棒径9.1 mm 采用六面体排列 (俄罗斯), 法国和中国在美国基础上, 通过反应堆堆芯的重新设计、环路数目及设备设计等统筹考虑形成了独立自主的反应堆型号。

2 设计分析能力体系

核电站是一个高度集成的复杂系统工程, 核电站的设计 (尤其是核岛的设计) 涉及大量的专业软件,最为核心的软件是反应堆设计分析软件,主要包括核设计、热工水力设计、燃料设计、安全分析等领域的各类软件, 开发难度较大,且此类专业软件涉及核安全事项, 需经过国家核安全局的批准认证。

国外核电强国都拥有自己独立的反应堆设计软件体系,且随着核电技术的发展和模型认识的提高,核电巨头都在不断投入人力物力持续改进已有反应堆的设计软件开发新的软件体系, 确保安全或保守的前提下优化反应堆设计软件, 以期释放过于保守的裕度,提高核电的竞争力。

国内秦山一期核电站的设计中, 受到国外核电技术的封锁和限制,我国反应堆设计软件基本上基于自主研发,研制了早期的反应堆设计分析软件。90 年代以后, 我国批量引进国外反应堆设计和安全分析软件, 包括从法国阿海珐集团AREVA (阿海珐核电公司现更名为法玛通) 和美国西屋公司引进相应的专用分析软件, 逐步在我国核电集团的核电站反应堆设计领域中得到广泛应用。

为摆脱对国外核电技术的依赖, 全面掌握反应堆设计领域的关键技术 (尤其是反应堆设计分析专用软件), 国内各核电集团都在开展具有自主知识产权的核电专用软件开发[12-14]。中核集团自主 研 发 核 电 专 用 设 计 分 析 系列 软 件 包NESTOR,包括反应堆物理设计、屏 蔽与源项设计、热工水力与安全分析、燃料相关设计、系统与设备设计、核电厂运行支持以及工程管理软件7个专业领域软件,覆盖工程设计、安全分析与核电厂运行支持等核电工程关键环节, 这些软件取证后可用于 “华龙一号” (HPR1000) 等核电工程。中广核集团积极开展反应堆设计软件的引进、消化、吸收和再创新,正在逐步建立中广核的反应堆设计软件研发体系。国家电投集团牵头承担国家科技重大专项大型先进压水堆核电站“核电关键设计软件自主化技术研究” 课题, 旨在填补国内空白, 解决核电核心技术的战略举措,专项推动研发具备完全自主知识产权的核心软件系统——— 堆芯物理、热工及系统安全分析一体化综合软件包 (COSINE 软件), 相继完成内部测试、公开测试的发布,当前正在按序按批获取国家核安全监管机构的认证。核电专用软件已受到国内核电行业的广泛关注和持续研发投入, 争取早日实现专用分析软件的自主化和国产化, 提升我国软件领域的核心竞争力。

3 国内设计分析能力的不足和举措

3.1 基础研究

针对压水堆来说,因冷却剂的固有特性, 正常运行和事故工况下冷却剂可能经历单相强迫流动换热、过冷沸腾流动换热、两相饱和沸腾流动换热、过渡沸腾流动传热、临界前后流动换热等某些现象,针对不同的反应堆型号, 有些现象采用经典的流动换热关系式 (如: 单相强迫对流换热 Dittus-Boelter 公 式、 过 冷 沸 腾 换 热 Jens- Lottes或 Thom 关系式、饱和沸腾 Chen 关系式等), 有些现象单独开展试验获得关系式 (如:燃料的临界热流密度关系式, 美国西屋 WRB 系列关系式、法国 FC-2000 关系式等)。目前设计分析软件所采用的基础模型 (单相流动换热、两相流动换热、过渡区域和临界传热等)还一定程度依赖于国外重点试验室、研究机构和高校所开发,国内在基础模型开发和基础研究方面尚存在不足之处,建议顶层和实施层互动联动,从顶层提供 政策和资金支持,提高基础研究投入和研发活动企业的数量,从实施层,各核电企业积极与高等院校和研究机构深化合作,建立优势互补共赢的产学研战略合作,提升基础研究能力的同时,培养创新型 基础人才,为当前国内自主研发的设计分析软件和未来下一代核能系统提供储备和支持。

3.2 试验平台及国家级重点实验室

通过国家重大专项搭建了较多的大型试验平台 (如:高温高压整体性台架、验证专设安全设施功能的系统试验台架、用于核电设备性能测试的试验台架以及用于燃料组件性能测试的试验台架等),然而这些试验平台并未实现大范围的共享,不能有效充分地实现试验平台利益的最大化。与此同时,国内亦缺少能源领域长久持续投入的国家级重点研发和工程实验室 (如: 美国1943年成立的橡树岭国家实验室和1946 年成立的阿贡国家实验室等, 目前美国共拥有27 个国家重点实验室,其中核能相关的国家重点实验主要有8 个)。建议依托大型企业和科研院所, 建设一批具有世界领先的核能科研重大基础设施和试验平台,具备承接重大项目和四代堆技术发展的专项试验, 提升我国在重大试验领域的影响力。针对通过国家重大专项搭建的大型基础设施

和试验平台,统筹协调,逐步实现重大科研基础设施的共享,组建类似于美国阿贡、橡树岭等能源领域的国家重点实验室,打造具有世界影响力的国家重点实验室。

3.3 软件体系

国内各核电集团正在开展具有自主知识产权的核电专用软件开发,分层次分批次提交国家核安全局开展程序取证,但取证评审和程序完善过程需要几年的时间。当前阶段, 国内用于压水堆核电厂的专用分析软件还一定程度依赖于国外的分析软件;与此同时,用于已开发软件验证的部分关键试验数据 (如:尤其用于安全验证的整体效应试验数据, 包括 LOFT 整体效应台架系列实验,SPES高压整体效应台架试验等) 仍依赖于国外的试验数据。建议上级主管部门顶层统筹,组建软件开发与验证攻坚队, 集中力量办大事,避免各核电集团相互竞争和企业间内耗, 利用有效资源,通过若干年时间, 补齐短板, 早日实现用于核电设计分析软件的自主化、国产化。

4 结论及建议

国内核电集团企业下的核电研究设计院通过引进、消化、再创新的路径,已完全掌握压水堆的设计分析体系,具备压水堆核电厂的设计分析能力,并成功开发了具有三代核电特征的百万千瓦级核电型号, 包括 “华龙一号” 和 “国 和一号”。此外,各核电集团都在着手开发核电厂取证所用的专用分析软件,结合国外的试验数据以及自身搭建台架获取的试验数据等进行相关的验证,为专用分析软件的验证与确认提供支撑。

然而,与国外相关核电公司相比 (如: 美国西屋公司、俄罗斯原子能公司、法国法玛通等),在基础模型研究、试验台架和国家级重点实验室以及软件体系方面仍存在一些不足, 提几点建议如下:

第一,针对基础模型研究方面, 建议国家层面加大政策和资金方面的支持力度, 重点布局下一代核能系统研发的基础研究,提升基础研究能力并培养创新型基础人才。

第二,针对试验平台和国家级重点实验室方面,重点实现重大科研基础设施共享, 建成先进核电技术研发国家实验室。建议上级主管部门统筹考虑,加大科研设施和试验验证平台所属单位开放相关试验台架的力度,确保试验平台资源得

到有效充分利用;同时组建一批能源领域的国家重点实验室,逐步提升国际影响力。

第三,针对用于安全分析的软件体系方面, 建议上级主管部门组织,三大集团共同参与, 形成安全分析专用软件开发和验证攻坚队, 兼顾考虑各堆型的模块,集中力量和资源, 早日实现核电专用软件的自主化、国产化。

作者:刘 展1,2, 荣 健1, 张 利1, 王海洋1, 沈立锋1,3

(1.国家能源局中国核电发展中心, 北京 100045;2.上海核工程研究设计院有限公司, 上海 200233; 3.中广核工程有限公司, 深圳 518000)

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