张晓华 李 峰 喻 娜 鲜 麟 邱志方
（中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室，四川 成都 610041）
【摘 要】首先对核反应堆设计中非能动安全技术的概念和分类进行了介绍，在此基础上归纳整理非能动技术在自主化三代核电技术ACP1000设计上的应用情况，介绍了ACP1000重要的非能动安全系统，对能动安全技术和非能动安全技术的应用提出了见解，并进一步讨论能动与非能动相结合的设计方案对核电厂安全性的贡献。
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关键词 非能动安全；AP1000；ACP1000；三代核电
作者简介：张晓华（1982—），男，工程师，从事反应堆热工水力设计与安全分析研究工作。
０ 前言
从人类社会和平利用核能伊始，安全性就是评价不同核反应堆技术先进性的重要指标之一。目前在役的核电厂主要是通过设置应急堆芯冷却系统、应急给水系统等专设安全设施来实现反应性控制、余热排出和放射性包容等安全功能。这些能动的工程手段具有成熟、可控的特点，已多次被实践证明在事故情况下能够发挥其设计功能，在核电发展史上的贡献不可磨灭。但是，能动技术的安全保证主要依赖外部设备、动力和人员的干预，具有一定的局限性。而非能动安全技术依赖事物内在的机制和自然的物理规律,具有内在的安全性。随着核电技术发展，工业界逐渐意识到非能动安全系统具有简化专设安全系统、减少人员干预、降低运行和维修要求、提高反应堆的安全性和经济性等特点，非能动技术成为国际先进压水堆技术的重要发展趋势之一。
本文在对非能动安全技术进行深入理解的基础上，全面归纳非能动技术在自主化三代核电技术ACP1000设计上的应用情况，并进一步探讨了“能动+非能动”相结合的设计方案对核电厂安全性的贡献。
1 非能动安全技术的概念和分类
国际原子能机构（IAEA）关于非能动安全系统的定义为[1]：一个完全由非能动（重力驱动、自然循环等方式）的部件和结构组成的系统，或者使用很有限的能动部件来触发非能动运行的系统。一般概念上，所谓非能动安全的思想即指利用自然循环、蓄热、蒸发、热传导、重力驱动等一些简单但固有的物理规律的作用,使反应堆发生事故以后不必过多依赖运行人员的干预和外部能源的供给就能完成相应的安全功能。2009年，韩旭等[2]拓展了一般非能动概念，提出了广义非能动概念。如果一个系统，其表象特征符合非能动特性，即：具有高可靠性、简捷性及自动性；其功能所需能量来自于内部能量或其能源子系统；其时间和空间特性满足应用要求，则此系统定义为广义非能动系统。其认为理想化的广义非能动系统在功能上与传统非能动系统具有等价性。
事实上，在核能技术发展伊始非能动安全技术即已被应用，不过早期的非能动技术应用是离散、非系统性的。美国西屋公司将非能动安全作为AP1000核电厂的安全设计理念，从总体设计上对非能动技术进行整体性的考虑和应用，设计了非能动的堆芯冷却系统和非能动安全壳冷却系统，两者作为一个协同的非能动的事故预防和缓解措施，使得核电厂安全系统的设计发生了革新性的变化。
自然循环是应用最为广泛、研究较为深入的非能动技术之一，非能动冷却系统主要利用自然循环现象实现热量的导出，但除此之外还有其他的非能动技术。周涛[3]将非能动技术划分为12种类型：自然循环类；重力作用类；惯性作用类；温差传递类；材料效应类；体积变化类；虹吸效应类；密度锁类；负反馈类；压力作用类；逆止阀类；氢气复合(点火)器类等。事实上，大多数核电技术都在不同程度上应用了上述非能动技术中的一种或多种。
２ 自主化三代核电的非能动技术应用
ACP1000是中国核工业集团公司研发的具有完全自主知识产权的三代核电技术，其主要特征包括：（1）堆芯采用177组燃料组件；（2)采用单堆布置方案；（3）采用双层安全壳；（4）设置能动与非能动相结合的堆腔注水冷却系统；（5）设置非能动安全壳热量导出系统；（6）设置二次侧非能动余热排出系统。本节对的ACP1000的三大非能动系统进行详细介绍。此外，在表1中梳理了其设计所应用的多种非能动技术及技术类型。可以看出，ACP1000核电厂将非能动技术应用到众多安全系统之中，充分发挥了非能动技术的优势，进而提升了核电厂的安全性能。
2.1 非能动二次侧余热排出系统
二次侧余热排出系统（PRS）的设计功能是在发生蒸汽发生器（SG）给水流量完全丧失工况下，通过SG导出堆芯余热及反应堆冷却剂系统各设备的储热。每个SG二次侧都设置一个非能动余热排出系列，每个系列包括应急余热排出冷却器、应急补水箱和事故冷却水箱。PRS排出堆芯热量的过程包括一回路、二回路两个自然循环过程。反应堆冷却剂系统在堆芯部分及SG部分存在温差和高度差，具有一定的自然循环能力，事故工况下通过自然循环的方式将反应堆的热量向SG传递，完成反应堆冷却剂回路的自然循环。PRS投入运行时，应急余热排出冷却器中的冷凝水在重力作用下注入SG二次侧，并在其中吸收堆芯余热后变成蒸汽，蒸汽进入应急余热排出冷却器，将热量传递给事故冷却水箱里的冷却水后被冷凝，冷凝水在重力的作用下返回SG二次侧，从而完成蒸汽-冷凝水回路的自然循环。
２.2 非能动堆腔注水冷却系统（CIS）
熔融物堆内滞留（IVR）是第三代核电技术普遍采用的严重事故缓解措施之一。ACP1000通过设置堆腔注水冷却系统（CIS）来实现IVR策略。CIS分为能动子系统和非能动子系统。CIS的能动系列由泵提供注入堆腔的冷却水，而非能动系列在安全壳内设置非能动堆腔注水箱并在水箱底部设置流出管线，用于维持长时期的堆腔注入流量。当机组丧失全部电源，能动注入系列不可用时，非能动堆腔注水箱内的水依靠重力注入堆腔，实现对堆腔的持续淹没和反应堆压力容器外壁的持续冷却，防止堆芯熔融物熔穿压力容器，实现“非能动”的冷却。
２.3 非能动安全壳热量导出系统
非能动安全壳热量导出系统（PCS）用于在超设计基准事故工况下安全壳的长期排热，包括与全厂断电和喷淋系统故障相关的事故。电站发生超设计基准事故时，安全壳内温度迅速上升。高温的蒸汽—空气或者蒸汽—氢气的混合物经过PCS系统换热器表面。来自安全壳外换热水箱的低温水在换热器内升温、膨胀，沿着PCS系统上升管将安全壳内的热量导出至安全壳外换热水箱。安全壳内高温混合气体和换热水箱的温度差以及换热水箱和换热器的高度差驱动PCS系统进行自然循环、带走壳内热量。随着水箱温度不断升高度达到饱和温度，排出部分蒸汽最终进入大气。
3 能动加非能动的设计优点
目前核电技术发展存在非能动型先进核电厂核和改进型先进核电厂（能动）两种不同的技术潮流。能动安全系统和非能动安全系统具有不同的特点。从系统设计角度来讲，非能动核电厂采用非能动的安全系统应对设计基准事故，使系统设计更加简化。但是非能动系统也存在事故后可操作性和可干预性差的问题。随着对非能动技术的进一步研究，核工业界已逐渐认识到能动技术与非能动技术各有优点和弱点，对两种安全技术正确的应用应该是能动与非能动技术联合交叉使用。在能动与非能动的结合下，系统功能的实现是最可靠的，系统的运行也才是最优的。[3]
自主化三代先进核电技术ACP1000的安全系统，正是采用能动和非能动技术结合的设计策略，按照纵深防御的思想，综合运用两种安全特性的优势：在纵深防御的第三层次，即处理设计基准事故时，以能动的安全系统为主（如中压安注、低压安注、应急给水、喷淋系统等），辅以部分非能动的安全手段（如安注箱、弹簧式安全阀）；在纵深防御的第四层次，即处理超设计基准事故时，增设非能动的安全措施，在能动手段不可用时投运非能动系统导出堆芯热量，充分保证核电厂及人员的安全性。能动和非能动的设计，能够充分发挥能动安全技术成熟、可靠、高效的优势和非能动安全技术不依赖外力的自有安全特性，符合目前核电技术发展的潮流。
图2给出了ACP1000“能动+非能动”事故缓解措施示意图。该技术方案将能动和非能动安全技术有机结合在一起，充分发挥了两种不同技术理念的优点，形成完备、有效的严重事故预防和缓解措施，从而大大降低堆芯损坏频率（CDF）及大量放射性释放频率（LRF）。图3给出了ACP1000核电厂内部事件堆芯损伤频率（CDF）与二代核电厂及其他三代核电厂的比较，可以看出 “能动与非能动相结合”的安全措施的应用，有效提高了电厂的安全水平。
４ 结论
能动和非能动安全技术各有其不同的优势和局限性。在充分利用能动安全系统成熟设计的基础上，进一步应用非能动技术能够有效提高核电厂的安全性。ACP1000创新性地提出了“能动与非能动”相结合的设计理念，以能够有效应对动力源丧失的非能动安全系统作为经过工程验证、稳定高效的能动安全系统的补充，很好地实现了先进性和成熟性的平衡，安全性能和经济性能都得到了极大的提高。
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参考文献
［１］INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Natural Circulation in Water Cooled Nuclear Power Plants[R]. Phenomena, Models, and Methodology for System Reliability, IAEA-TECDOC-1474, Vienna 2005.
［２］韩旭,郑明光,杨燕华．广义非能动系统概念研究[J]．核动力工程,2009,30(3):115-118．
［３］周涛,等.核电机组非能动技术的应用及其发展[J].中国电机工程学报,2013,33(8):81-88
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