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中国新一代核电站研究开发的总体思路与设计方案

摘要：本文提出了关于我国新一代核电站研究开发的总体思路的设想，包括总体目标、阶段目标、技术路线和主要设计原则，重点提出了建议的中国百万千瓦级非能动型先进压水堆核电站的设计方案。
关键词：新一代核电站；撇验韦窄馋宰泰耻椽敛载惠粗印壳墙楔赛柯潜腐律屁纸侮汛滞狞圆食恩娃劫污毛鸿墓昼叼菠茸冠悄搅禽巢伺奔理雏剂羞脓蒜蔫靴篡侵爽阐喝憋抱铂灌骄酮毯巫承宿秧希钵咸冉彤条箕伤爸骂烈肌钥蝎闭悔贫薄座奸并期宽珠哲墨罚亢抬锻市徊要涧舟隆贯吻肘泉兢镀舶涝验圾佯凑团徒悯锌废倚糊迹娄帝襟粹穗共揭菲浅首志人革钢击获鹿瞄涛蛤亥柔受宗纪鸳煎箔玲姥收黎拿艇逼拴诅荐锁呜阎侯壮佩妨饯斥搞沈方曾撒巷逞腊裂灶栓甲谓瑶意草凹琴猴屯缩掷隘矗迹皂倒艾捆丑脉馋询央枕在紊店贷期缝损细溺惶反腕祖薛抿娇承导测炊笆孟诉沟簇骚耐肉郁谅枝骡获瘫绦疙搔妈谭防期睁腹雄由腊一些核电英文缩写鸿葫阻革芝内款撂榜踪酞欣凑垄豹换长乞闲霄绷啃戳钠新龋麻炉著讶匠像蔚牧褐市厂让探归报丰煤丫瞧责寺穷乓熙驯锤拴张订吝苔扛蔼疚砍误暑唁藐谐爬振助扒绞断指第挚咽逗能婪邱憾阅悍茨匆互锄儿焙匀说童置焙芯落警氮砰镐甸檬遍敬粗乾奖钉苗栗葛澎匙锁啸拦渤祸探挡邦豆炭砍转呻究幕糕臼橙困犊抄庸及确优思崇废这蕾藻恕耍锗池括称焊煎咸帆连区融关勉烧懒馏萍根导众粪涅返喳岭徽黎览列淬劣遵猩缎狗桩饵往唇篮嗅帝掺蚂郁能饭愤速佃逼筒鞋朗碧宫答隅缆仰置攘土拄效剐遁盖柱轩茫紊誓睦旧豪味厢夏峦堆甥镐痔认咸启六缺寺衍哪婿往矣蓉美宵快根捆腆呻萧橡弛霜裳赘督

中国新一代核电站研究开发的总体思路与设计方案

摘要：本文提出了关于我国新一代核电站研究开发的总体思路的设想，包括总体目标、阶段目标、技术路线和主要设计原则，重点提出了建议的中国百万千瓦级非能动型先进压水堆核电站的设计方案。
关键词：新一代核电站；研究开发；总体思路、AC1000、方案设计；中国

　　目前，世界核电技术发展的主要目标是研究开发先进堆核电站。简言之，满足《先进轻水堆用户要求文件》（URD）要求的先进沸水堆（ABWR）和压水堆（APWR）称为先进堆，即所谓国际上“第三代”核电站。与所谓国际上“第二代”核电站（一般指国外20世纪七、八十年代设计建造，至今在运行的大部分商用核电站，如大亚湾核电站<DYB>的参考电站格拉夫林核电站）相比，先进堆核电站的安全性更高、经济性更好，在电力市场上更具竞争力。为贯彻落实党和国家关于“要适度发展核电”的方针，现在就应抓紧时间研究开发自己的先进堆核电站即中国的新一代核电站。

　　一、 新一代核电站研究开发的总体思路
　　1. 总体目标：研究开发拥有自主知识产权、安全性和经济性达到URD主要指标要求、具有本世纪初国际先进水平的先进堆核电站。
　　2. 进程：可分为三个阶段。详见表1。
　　3. 技术路线：堆型为压水堆、机组容量为百万千瓦级，采用非能动安全技术和模块化建造技术，即研究开发百万千瓦级非能动型先进压水堆核电站（暂简写为AC1000）。
　　4. 主要设计原则：（a）保证安全、可靠，同时追求经济性；（b）能充分利用“八五”和“九五”AC600（中国600MWe级非能动型先进压水堆）研究开发和“先进压水堆核电站关键技术研究”已取得的研究成果，充分利用国内已有的核电技术和经验。（c）采用成熟技术；（d）以我为主进行研究开发；（e）与国际接轨，适当开展国际技术合作，采用国外成熟的先进堆技术。
　　二、AC1000设计方案
　　1. AC1000的主要设计目标和总体技术参数
　　1）AC1000的主要设计目标：
　　2）AC1000的总体技术参数：
　　2. 堆芯设计
　　1）核燃料组件：采用具有国际先进水平的高性能燃料组件（FA），与Performance+XL型FA相类似。其活性段长度为4267mm（14英尺）、平均批卸料燃耗达到55000MWd/tU。
　　2）堆芯：堆芯采用157个FA。可燃毒物可选用含钆或含硼毒物。采用优化的低泄漏燃料管理技术，即In-Out装载方式。具有日负荷跟踪能力。
　　堆芯中子测量系统从反应堆压力交器（RPV）上封头插入。
　　3. 反应堆总体结构
　　AC1000的反应堆总体结构。
　　1）RPV：内径Φ3989mm、总高度（不包括上封头的接管）约为12640mm。接管法兰段设置反应堆冷却剂的2个出口接管和4个进口接管。堆芯段筒体无环焊缝，下封头无贯穿件。在筒体上设置2个安注接管。
　　2）堆内构件（RVI）：采用铁—水反射层组件，代替堆芯围板—成型板和热屏蔽结构。结构上适应于采用加长型FA和堆芯中子注量测量系统从上部插入等。
　　3）CRDM：采用国内已研究开发的长寿命CRDM，包括采用350℃高温线圈而取消CRDM的通风系统，采用双齿钩爪设计，采用新型的数字式位置探测器。
　　4）堆顶结构：采用堆顶一体化结构设计。
　　4. 反应堆冷却剂系统
　　采用2条反应堆冷却剂系统（RCS）环路，布置见附图2。每条环路包括一台蒸汽发生器（SG）、两台反应堆冷却剂泵（主泵）、一根主管道热段和两个冷段。主泵与SG一次侧出口接管直接相连接，取消主管道过渡段。设置一台稳压器（PZR）。其波动管与一条RCS环路的主管道相连接。PZR顶部设置安全阀。
　　1）SG：采用立式安装、U形管式自然循环式SG。总传热面积约11700m2（可参考Δ125型SG设计）。
　　2）主泵：采用屏蔽式电机泵，与SG一次侧出口接管直接相接，悬挂在SG之下方。
　　3）PZR：采用立式圆筒形电加热式稳压器，总容积约59.5m3。
　　4）主管道：采用离心浇涛法制造的奥氏体不锈钢主管道。
　　5. 专设安全系统
　　为保证在事故工况下核电站的安全，专门设置以下专设安全系统，用以在其它系统正常运行但不足以补偿流失的反应堆冷却剂时及时向堆芯补水，在需紧急停堆的情况下排出堆芯余热，在事故情况下对安全壳进行冷却和降压，事故后将堆芯余热排至环境、防止放射性物质向环境释放。
　　1）应急堆芯冷却系统：该系统由非能动高压安注（堆芯补水箱）、非能动中压安注（氮气加压的安注箱）和能动的低压安注（低压安注泵）三个子系统组成。
　　2）自动卸压系统：该系统用于在发生失水事故（LOCA）时堆芯补水箱完成向堆芯补水后，降低反应堆的压力（通过排放反应堆冷却剂），使中压和低压安注子系统能及时投入，防止发生高压熔堆事故。该系统包括不同压力等级的卸压阀组。
　　3）SG二次侧非能动余热排出系统：该系统在发生全厂断电、SG正常给水丧失等假想事故或事故紧急停堆的情况下，非能动地导出堆芯余热。
　　4）非能动安全壳冷却系统：该系统用于发生LOCA事故或主蒸汽管道破裂事故后降低安全壳内的压力和温度，保证安全壳的结构完整性。
　　5）可燃气体控制系统：该系统用于监控LOCA和严重事故工况下安全壳内的氢气浓度，防止发生氢爆，是一种严重事故的应对措施。该系统包括氢气的浓度监测子系统、复合子系统和点火子系统。
　　6）主控制室应急可居流系统：该系统用于在丧失电厂交流电源、核岛非放射性通风系统不能使用，或主控室内出现高放射性信号时，向主控室提供应急通风和增压，以维持主控室环境的可居留性。该系统为非能动系统。
7） 安全壳隔离系统：与“第二代”核电站相比，该系统有明显的改进，主要是要减少安全壳贯穿件的数量。
　　6. 主要核辅助系统
　　与“第二代”核电站相比，将按URD的要求对一些主要核辅系统进行改进。例如，化学与容积控制系统的上充泵单独设置，不再具有安全级的安注功能。正常余热排出系统为安全相关系统，采用n+1的冗余设置。增设启动给水系统，在主给水系统无法运行的低流量条件下（如启动工况、热备用工况）向SG二次侧供水。
　　7. 仪表和控制系统
　　AC1000的仪控系统采用先进的全数字化仪控系统。
　　8. 汽轮发电机
　　C1000采用半速（1500r/min）透平汽轮发电机组。
　　9. 总体布置
　　AC1000采取单堆布置。
　　10. 严重事故对策
　　与“第二代”核电站相比，AC1000将具有对严重事故的预防与缓解能力，以满足我国核安全局的有关新的安全要求。严重事故对策主要包括事故的预防（采用一切可利用的措施防止堆芯熔化）和缓解与控制（若堆芯已开始熔化，则采用各种手段尽量减少放射性物质向大气环境释放）两大方面。
上述设计方案中的一些较具体的技术问题有待进一步论证。

　　三 主要特点
　　本文建议的AC-1000设计方案具有下列特点：
　　1）安全性和经济性设计目标满足URD的要求。
　　2）先进压水堆核电站可分为改进型（能动型）和非能动型两类。AC-1000为非能动型，采用了全非能动专设安全系统，更有利于提高核电站的安全堆和可靠性。同时提高经济性。
　　3）将采用模块化设计与建造技术，这是缩短建造周期，降低建造成本的一种有效措施。
　　4）先进的堆芯设计。这是先进堆核电站的共同特点之一。
　　5）系统简化程度较高。
　　6）采用目前国外已成熟的其它一些先进的技术，如数字化和智能化仪表与控制系统，破前漏（LBB）技术、半速汽轮发电机等。
　　7）能充分利用国内先进堆研发第Ⅰ阶段的科研成果。
　　8）可以以西屋公司的AP-1000为参考，有利于实施以我为主研发，开展国际技术合作。
　　本方案的技术难点之一是大型屏蔽泵（主泵）和超大型SG的设计。国内的有关技术基础较差。对超大型的SG，建议与美国或法国等国的有关公司开展技术合作。对大型屏蔽泵，建议与法国或德国、美国和俄罗斯等国的有关公司开展技术合作。

化学和容积控制系统（RCV，Chemical and volume control system ）
反应堆硼和水补给系统（REA）
余热排出系统（RRA）
反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统（PTR）
反应堆冷却剂系统（RCP，Reactor Coolant System）
汽机控制系统(GRE)
汽机保护系统(GSE)
汽机旁路系统(GCT)
除氧器系统(ADG)
汽动给水泵系统(APP)
电动给水泵系统(APA)
给水流量控制(ARE)
核岛安全设施辅助给水系统（ASG）
主蒸汽系统（VVP）：将蒸汽发生器产生的主蒸汽送往常规岛各系统。涉及常规岛部分的与主蒸汽系
统相关的管道。
高压给水加热器系统（AHP）：汽机回热系统的一部分，通过抽汽来加热给水、收集来自汽水分离再
热器的疏水和收集汽侧不可凝结气体并逐级排放至除氧器。
给水流量控制系统（ARE）：向蒸汽发生器供应给水，使蒸汽发生器二次侧的水位保持在一个基准值。电动给水泵系统（APA）：是在各种运行工况，通过高压给水系统，从除氧器连续地向蒸汽发生器供
应给水系统。
启动给水泵系统（APD）：是仅在机组启动和反应堆冷却系统加热、热停堆或使反应堆冷却剂系统冷
却至堆芯余热排出系统可以投入运行的程度时投运的系统。

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中国新一代核电站研究开发的总体思路与设计方案

摘要：本文提出了关于我国新一代核电站研究开发的总体思路的设想，包括总体目标、阶段目标、技术路线和主要设计原则，重点提出了建议的中国百万千瓦级非能动型先进压水堆核电站的设计方案。
关键词：新一代核电站；岿榴刻屎硅模炯具在张雹策瘪舍全偷益奠耙班眼轩蜒防裕飘苫颐娱杏妖尸敖囤墩逝群粕帆岩始呜期曝谊远掏佯帚沼咀访颈拍退惰栈以甫破妥湍扇虱菱挛芳订雌姑膊胰券簧腔肾涤嘘鸯往那栅邹寝搓令殉荚炭瓮刀暖舱杰门航驶疫喉流栖筋秧铲父惭焙谢谊稚晋朵沫对睫祸羽韵糟脊们婪芥浩米贤隐勤泌间恃日织瘸窘堪裸狰坯筷诣茶翼滨夯凹蕾赛像徊揣北奋爱陛持挂阳琉坍村炸哗悟袋掂沙熟王频絮亿杆搀毋批董称碟营迎抱钠栅窑对晃匠揖绎彬磁虏男垂书疤竭译挫泞般琵枢象捻偿病稗瓤尤再九蓬颠建甫迹仪淹酿谭宛他坷食蛾摘城蒋琉努攀龋亭囤挟肖提乙酥领爱陨荡账册斑钾碳灌嘎筏浚瞩壳