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中國核電國產化論壇

中國核電CNP1000開發及其特點

(中國核動力院，張森如)

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型號及方家山工程項目

方家山工程將采用CNP1000方案進行建設。
   2006年6月，部分長周期設備具備簽訂采購合同條件。
   2006年11月，完成方家山項目PSAR編制和送審工作。
   2007年12月，完成初步安全分析報告評審并開工建造。
設計目標和要求

CNP1000設計的主要特點
①燃料組件177盒，降低線功率密度，采用AFA3G燃料組件提高安全裕量。增大功率，提高經濟性。
②18個月換料，低泄漏，提高經濟性。
③大直徑反應堆壓力容器（內徑為4340mm），增加水裝量，降低容器壁面中子注量，提高安全性，并滿足60年壽期要求。
④穩壓器容積為51m3，穩壓能力增強。
⑤采用預防和緩解嚴重事故的有效措施，降低堆芯損壞和放射性大量釋放的概率。
⑥采用LBB技術，簡化系統并有利于維護保養。
⑦高壓安注泵同上充泵分開，低壓安注泵同余熱泵共用，并形成兩個系列。
⑧輔助給水系統設置兩臺汽動泵和兩臺電動泵,形成兩個系列。
⑨采用半速汽輪機/發電機機組。
⑩數字化I&C系統。
CNP1000具有較好的安全性、經濟性和先進性

反應堆及其冷卻劑系統主參數

反應堆冷卻劑系統流程圖

CNP1000堆芯熱工裕量

上述計算基于AFA-3G堆芯并實施18個月換料，采用保守方法進行計算和分析。
上述結果表明，CNP1000堆芯的熱工裕量大于15%
CNP1000的RPV內表面最大快中子注量

美國批準延壽20年的5個核電站，運行60年后, RPV內表面快中子注量的峰值為5.77E19n/cm² 。
從上表結果可見，CNP1000反應堆壓力容器可以運行60年
CNP1000的燃料管理特點
            (AFA3G燃料組件堆芯，18個月換料）

AFA3G批卸料燃耗限值為 52000MWd/tU 最大組件燃耗限值為 57000MWd/tU
    177盒AFA3G組件堆芯可充分利用AFA3G的優點,使其發揮最大的經濟效益
CNP1000反應堆結構變化和工程驗證實驗
CNP1000采用177盒燃料組件堆芯，同大亞灣核電站相比，增加了20盒燃料組件，堆芯和壓力容器結構發生變化。
堆芯加大，流速減小，有利于流量分配，減小流致振動。根據國內外壓水堆實驗和運行的結果表明,這種變化是可行的。
通過水力模擬和流致振動實驗，可獲得CNP1000堆芯流量分配和流致振動測量數據，以便改進設計，確保變化成功。
CNP1000實驗驗證項目
(1) 堆芯整體水力模擬實驗(已完成)；
(2) 堆內構件流致振動實驗(已完成)；
(3) AFA3G和AFA2G臨界熱流密度實驗(已完成)；
(4) 堆芯旁流測量(20006年12月完成)；
(5) 反應堆壓降測量(20006年12月完成)；
(6) 反應堆下空腔交混實驗(20006年12月完成)；
(7) 一回路三通管道傳熱實驗(20006年12月完成)；
(8) 安全殼動態實振動驗(20006年12月完成) 。
水力模擬實驗
整體水力模擬實驗
包括流量分配和壓降實驗。

   實驗流量的選擇
選擇流量為3´850m³/h
選擇該流量滿足相似準則方面的要求
流量的選擇應滿足模型與原型流速分布相似
   模型比例為  1 ：4
(2) 實驗裝置
實驗回路參數

     水泵額定流量                1260 m3/h
     水主泵揚程                    85  mH2O
     最高運行壓力                1.0 MPa

實驗裝置回路流程圖

實驗模擬件設計

實驗裝置

(3) 實驗工況
   實驗溫度 T=60～70℃；
   泵入口壓力 P>0.25MPa

 (4) 模擬組件阻力特性

原型流量(m³/h)
(5) 平衡循環四分之一堆芯X-Y相對功率分布

實驗結果
(7) 水力模擬實驗小結
在事故分析和安全評價時，CNP1000的焓升因子FΔH=1.6、
熱點因子Fq=2.4 ，堆芯熱點所在的熱通道進口采用熱工設計
流量的95%做為輸入值進行計算，假設所有的不利因素都集
中在熱通道上，使計算結果趨于保守。
   水力模擬實驗結果表明，CNP1000堆芯中心區流量比外圍區
大，這正好與18個月換料低泄漏燃料管理堆芯功率分布一
致，有利于燃料組件發熱的導出。
   CNP1000水力模擬實驗結果表明，其堆芯有較大的實際熱工
安全裕量，堆芯增加20盒燃料組件是可行的。
CNP1000反應堆堆內構件
               流致振動實驗

(1)實驗研究內容
 
   
    空氣中振動特性測量
    靜水中振動特性測量
    流致振動響應測量
    壓緊彈簧剛度測試
    理論分析計算
CNP1000反應堆堆內構件
               流致振動實驗

(1)實驗研究內容
 
   
    空氣中振動特性測量
    靜水中振動特性測量
    流致振動響應測量
    壓緊彈簧剛度測試
    理論分析計算
(2) 模擬相似準則
         慣性力相似準則：
         結構彈性力相似準則：
         流體彈性力相似準則（柯西數）：
         流體動壓力相似準則（歐拉數）：
         流體振蕩力相似準則（斯托勞哈爾數）：
(3) 相似比
         幾何相似比：1:5
         材料彈性模量比：1:1
         材料質量密度比：1:1
         流體速度比：1:1
         流體脈動壓力比：1:1 
(4)實驗模型
    結構圖

(5) 流致振動響應測量
    
CNP1000反應堆堆內構件流致振動實驗
包括：

    模擬實堆正常運行工況測量
    模擬實堆熱態調試工況（預運行工況）的穩態和瞬
態測量
    45小時的耐久性實驗。
(6) 堆內構件流致振動實驗小結
   ① 堆內構件流致振動響應為以低頻（500Hz以內）為主的隨機微幅振動。在穩態運行時，吊籃振幅小于6µm、二次支承組件的振幅小于11µm。
   ②在穩態、瞬態以及泵超速運行時，吊籃、導向筒和支承柱的最大應力值均小于材料的疲勞持久極限。預計在反應堆使用壽期內不會因流致振動而發生疲勞破壞。
   ③ 在額定流速下考驗45小時，未發現熱屛、圍板、成形板和二次支承連接螺栓有松動現象。而且吊籃上部法蘭與壓緊彈簧之間未發生擦傷與磨痕。
  ④雙泵運行工況對流致振動最為不利，在正常運行時應盡量避免。
•     CNP1000堆內構件流致振動實驗結果表明，177盒燃料組件堆芯是安全的，具有較好的流致振動性能。
       AFA-2G 和 AFA-3G
     臨界熱流密度(CHF)實驗

CNP-1000堆芯選用AFA-3G，為了比較AFA-2G和AFA-3G燃料組件臨界熱流密度(CHF)的大小，開展了相應的實驗。
（數據有刪減）
CNP1000采用177盒AFA-3G燃料組件堆芯，通過AFA-2G和AFA-3G臨界勢流密度CHF的對比實驗和運行燃耗結果可知：

  AFA-2G和AFA-3G的臨界熱流密度公式WRB-1和FC已被核動力院的實測結果證實。
  AFA-3G燃料組件的傳熱性能優于AFA-2G，在相同的條件下AFA-3G比AFA-2G的堆芯熱工裕量大7.53%。
  AFA-3G比AFA-2G具有更大的燃耗值，便于燃料管理，可實施18個月換料，提高核電站經濟性。
  AFA-3G燃料組件已經實現本地化生產。

CNP1000對抗嚴重事故的措施
    國家核安全局于二00四年四月十八日發布了《核動力廠設計安全規定》，設計必須以防止或減輕由設計基準事故和選定的嚴重事故引起的輻射作為目標。必須考慮核動力廠整個設計能力，使核動力廠回到受控狀態和/或減輕嚴重事故的后果。CNP1000在設計中采取了如下主要措施，以便防止或減輕嚴重事故后果：
(1) 改進的專設安全系統
(2)  反應堆壓力容器(RPV)頂蓋排放系統
(3)  穩壓器卸壓系統
(4)  RPV下封頭冷卻系統
(5)  堆坑淹沒系統
(6)  安全殼內氫氣控制系統
(1) 改進的專設安全系統

4臺高壓安注泵（與上充泵分開）、2臺低壓安注泵（與余熱排除泵共用）,與三臺安注箱組成安全注射系統。
應急給水系統包括兩臺汽動泵和兩臺電動泵，構成兩個獨立的系列。
專設安全系統的改進，大大提高了可靠性，有利于降低堆芯熔化概率。
(2)反應堆壓力容器頂蓋排放系統

   事故工況下，提供安全級的方式由主控制室和輔助盤手動操作迅速排出RPV上封頭可能出現的蒸汽或氣體，保證反應堆冷卻劑系統中只有唯一的汽水界面；

   嚴重事故下，該系統提供安全級的方式由主控制室和輔助盤手動操作迅速排出RPV上封頭積累的不可凝結氣體，防止氫氣爆炸；

   該系統由兩個冗余的并聯系列組成，包括四個常關的電磁閥以及相連接的管道、儀表等 。
(3)  穩壓器卸壓系統
    穩壓器頂部安裝了三臺自啟動先導式安全閥(SEBI(4) RPV下封頭冷卻系統和堆坑淹沒系統

   嚴重事故發生會導致堆芯熔化。
   如果熔融的堆芯掉落到壓力容器下封頭又不能及時冷卻，壓力容器下封頭就有可能熔穿。
   熔融的堆芯可能與混凝土反應，將直接危及安全殼的完整性，長期的升溫和升壓，最終導致安全殼失效。(5) 安全殼內氫氣控制系統

當反應堆發生嚴重事故時，安全殼內氫氣控制系統起到降低氫氣濃度的作用。假設堆芯燃料包殼發生100%的金屬-水反應，該系統能夠把反應放出的氫氣濃度降到不會爆炸的水平。
非能動的安全殼內氫氣控制系統包含一定數量的氫復合器和若干氫點火器。
該系統可使在設計基準事故時安全殼內氫氣濃度不超過4%，在嚴重事故時安全殼內氫氣濃度不超過10%，確保不會發生大量的氫氣爆炸而破壞安全殼的完整性。

   當嚴重事故發生時，為了壓力容器下封頭不被熔穿，CNP1000設置了壓力容器下封頭冷卻系統和堆坑淹沒系統。
M)和500t/h卸壓閥。
CNP1000安全評價
國家環保總局核安全中心依據國家核安全法規HAF102(2004年版)，完成了CNP1000設計若干重要安全方面的審查評價。其主要結論如下：
“CNP1000核電廠的設計是建立在成熟技術基礎上的，其針對國內同類核電廠在安全設計上存在的一些薄弱環節所進行的切實有效改進，也吸取了近些年來國內外已有核電廠在安全方面的一些成功改進經驗，在技術和工程上均是可行的，并有實際工程實踐的驗證”。
“由于考慮到了多年國內核安全工作的經驗反饋，以及吸取了部分國際上新一代核電廠的設計理念，與國內同類核電廠相比較，CNP1000設計方案在安全方面的考慮更全面和周到，可以應用于工程實踐。”
CNP1000在我國現有核電廠設計、設備制造、施工建造和運行的技術基礎上，在經濟性和安全性兩大方面進行了大量改進。

CNP1000作為技術創新、 具有自主知識產權、 實現國產化的核電機組，必將對我國核電發展做出貢獻。（中國核電信息網注：本文內容有部分刪減）