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工程院院士全方位解读华龙一号:创新驱动 科技引领

北极星电力网新闻中心  来源:第一核电  作者:叶奇蓁  2018/2/8 10:14:38  我要投稿  
所属频道: 核电   关键词: 华龙一号 反应堆 核电建设

北极星核电网讯:本文系中国工程院院士叶奇蓁撰写,介绍了“华龙一号”的技术特点,其满足当前国际最高安全标准,充分利用了我国核电建设和运行中积累的技术基础和工业基础,并持续创新改进,努力在三带核电广阔的国内外市场中占据一席之地。“华龙一号”六台机组的开工建设,包括福建福清5、6号机组,广西防城港3、4号机组,巴基斯坦卡拉奇2、3号机组,标志着中国核电技术自主创新的完成,中国核电迈向国际市场,进入新的阶段。

继承发扬核电自主创新的精神

继秦山第二核电厂首座商用核电厂建成,实现自主建设商用核电厂的重大跨越后,中核集团就启动了百万千瓦级商用核电厂的研发,采用177组燃料组件的堆芯设计、双层安全壳、单堆布置,具有大于15%的热工安全余量,满足美国“电力公司要求文件(URD)”对先进核电站的要求,考虑了设置严重事故的预防和缓解措施。2011年福岛核事故以后,吸取了国际三代核电设计的经验,提升为达到核电三代水平的百万千瓦级商用核电站———ACP1000。2013年4月中国核工业集团和中国广东核电集团在各自开发的三代核电(ACP1000和ACPR1000+)基础上融合为“华龙一号”,其主要特点有:(1)采用标准三环路设计,堆芯由177组燃料组件组成,降低堆芯比功率,满足热工安全余量大于15%的要求,并提升了核电站输出功率到1160~1200MWe;(2)“华龙一号”压力容器增设高位排气系统,排除事故时积累于上封头处的不凝气体;增大蒸汽发生器的传热面和稳压器的容积;主循环泵增设停机静密封,以利于在全厂断电(SBO)时保持一回路的自然循环,导出堆芯余热;(3)采用能动加非能动的安全系统,达到堆芯损坏概率<10-5/堆•年,大量放射性外泄<10-6/堆•年安全目标的要求;(4)采用双层安全壳结构,环形空间设有负压通风,以防止放射性物质外泄,提高密封性;增大安全壳自由空间达7000m3,具有事故时更大的包容能力,外层安全壳具有抗击大型商用飞机撞击的能力;(5)全面设置严重事故缓解设施,包括增设稳压器卸压排放系统,非能动氢气复合装置,以及堆腔淹没系统,保持堆芯熔融物滞留在压力容器内;(6)设计基准地面水平加速度为0.3g;(7)采用自给能趟测器实施堆芯中子测量,从反应堆顶部进入,取消了压力容器底部的测量孔道,实现了堆芯中子的实时监测并计算出堆芯中子通量分布,提供更精确的堆芯三维功率分布、线功率密度和DNBR;(8)全数字化仪控系统等。

为验证设计进行了大量试验研究,其中主要有反应堆水力模拟试验、反应堆堆芯入口流量及压降试验、反应堆下空腔交混试验,以及反应堆旁漏流试验;作为新的堆芯设计还进行了堆内构件流致振动试验研究。为满足0.3g的抗震要求,进行了控制棒驱动线抗震试验研究,以及燃料组件的抗震分析。为验证非能动安全系统的功能和性能,开展了堆腔注水系统试验,分别对能动与非能动安全系统测量了反应堆压力容器外表面的临界热流密度(CHF),以验证堆腔注水系统的冷却能力;非能动余热排出系统试验,采用高度上1∶1的模型,以验证其导热能力和设计参数,测试自然循环稳定性和长时间(72h)运行能力;以及非能动安全壳热量导出系统试验,包括单换热器试验与综合性能试验,单换热器试验研究单个热交换器的传热性能,综合性能试验在全压全高的装置上进行,验证不同事故工况、不同安全壳大气压力和换热水箱水位的条件下,系统的排热能力和运行性能;为进一步验证非能动安全壳热量导出系统在安全壳三维空间内(包括存在氢气释放)的实际运转情况,专门设计大比例尺寸的模型试验装置,进行试验验证。

“华龙一号”满足当前国际最高安全标准

“华龙一号”采用能动加非能动的安全系统,能动系统按安全级冗余设计,符合单一故障准则,具有高度的可靠性,能动系统由于有较大的驱动力,能快速消除或缓解事故;非能动系统由于依赖自然力———重力和自然循环,即使在能动系统全部失效或全厂失去电源时,仍可确保核电厂的安全。能动加非能动的安全系统提高了核电站的安全性,降低了堆芯损坏概率,使其远小于10-5/堆年。设置的严重事故缓解设施:稳压器卸压排放系统能消除高压熔堆,防止安全壳早期失效;非能动氢气复合装置能消除严重事故时高温条件下锆水反应所产生的氢气,防止氢爆;堆腔淹没系统,能有效地导出反应堆的余热,保持堆芯熔融物滞留在压力容器内。完善的严重事故缓解措施,加上安全壳热量导出系统,可有效地导出堆芯余热,保持安全壳压力维持在设计容水平内,可靠地将放射性物质包容在安全壳内,实现从设计上实际消除大规模放射性释放,大量放射性外泄概率远小于10-6/堆•年。即使在十分罕见的极端情况下,为防止安全壳超压损伤,“华龙一号”还设置安全壳湿式卸压过滤排放系统,当安全壳内压高到超过设计容许值时,打开卸压排放阀,安全壳内气体,包括空气、蒸汽和部分放射性气体,经文丘里管加速,在水箱里与水搅浑,充分混合,大量放射性物质被水吸收,然后经金属棉过滤排放,试验表明可降低放射性水平2~3个量级。实际上,根据三代核电安全目标设计的“华龙一号”不可能出现导致安全壳卸压排放的严重事故链,可以说设置安全壳卸压排放将进一步消除剩余风险,有利于消除公众的心理障碍。

“华龙一号”核电站使高压堆芯融毁的频率降低了90%以上;反应堆包含堆芯融毁时收集熔融物的堆芯扑集器(包括:堆芯熔融物压力容器内的滞留)以及其他安全及严重事故缓解设施;为操作员在事故下干预策略(包括:在出现安全壳超压风险时,启动湿式过滤排放)留出足够时间采取行动;从而使核电站附近大范围居民无需撤离,也无需担心食物受到污染,只需短时间的隐蔽,不存在长期的环境及生态影响。完全满足福岛核电事故以后安全监管机构对新建反应堆要求的下列安全目标:(1)必须实际消除会出现堆芯融化、导致早期或大量放射性泄露的事故。(2)对可能发生的堆芯融化严重事故,必须保证只需对公众在一定地域/时期内采取有限保护措施(无需永久迁居、无需紧急撤离、无需长期限制食品消费)。(3)在外部事件方面,倾向于将大飞机蓄意撞击考虑进去。国际原子能机构(IAEA)曾对ACP1000进行了反应堆通用设计审查(GRSR),认为在设计安全方面是成熟可靠的,满足IAEA关于先进核电技术最新设计安全要求,其采用的成熟技术,以及在详细试验验证基础上进行的创新设计是成熟可靠的。

采用成熟技术,充分利用我国核电建设和运行中积累的技术基础和工业基础

采用成熟经验证的技术是核电设计的传统,“华龙一号”充分吸取了我国数十台核电机组建设和运行积累起来的宝贵经验,同时加大科研攻关和试验研究,例如蒸汽发生器,为了加大传热面,U型传热管从矩形排列改成三角形排列,缩小了传热管的直径,为此作了传热管管束的传热试验、流致振动试验,汽水分离器分离效果试验等。我国努力建设核电装备自主化设计制造基地,先后投资200多亿元进行技术改造,国家和企业投入大量研发费用,开展自主攻关、消化吸收引进技术,开发新技术,掌握核心关键技术。“华龙一号”所采用的新技术、新设备均经过严格的验证和考核,正因为如此,“华龙一号”建设进度严格受控。

“华龙一号”核电站全球首堆示范工程福建福清核电5号机组于2015年5月浇灌反应堆厂房底板第一罐混凝土;2017年5月25日开始穹顶吊装作业;8月18日上午9点30分,经过8个小时的混凝土浇筑,华龙一号全球首堆示范工程福清核电5号机组核岛安全厂房完成封顶混凝土浇筑,至此,福清核电5号机组安全厂房全部完成封顶,全面转入设备安装阶段;首台蒸汽发生器已于本月安装就位。巴基斯坦“华龙一号”卡拉奇2号机组于2015年8月浇灌反应堆厂房底板第一罐混凝土,卡拉奇2号机组采用预引入施工方法,已于当地时间2017年9月10日,核岛首台蒸汽发生器成功吊装就位,标志着“华龙一号”全球首台蒸汽发生器成功吊装就位,全面开始主设备吊装。预引入施工方法,在同类核电站中属首次,可显著缩短传统施工主关键路径工期。正如中国工程院和法国国家技术院与法国科学院在国际原子能机构年会上颁发的报告中所说的,“由于安全性的提升、以及首堆工程实施的复杂性,目前为止,除华龙一号外,几乎所有第三代示范项目都遭遇了工期延期,或因成本上升导致超出预算和融资压力,项目不得不推迟。”“华龙一号”之所以能按计划进行工程建设,其主要原因是采用成熟经验证的技术和设备,有效规避了技术或设备的不成熟性带来的风险。报告建议:“使用‘风险指引’的方法,平衡安全要求和核能益处二者之间的关系,不应只从(安全)风险分析的角度审视核能,而是应分别进行(安全)风险分析和收益分析,通过权衡(安全)风险/收益,实现平衡。”“核电项目非常复杂。建议使用最先进的现代化工具(诸如:在设计质量、供应链可靠、使用现代CAD和产品生命周期管理PLM工具)来降低这种复杂性。在项目实施全过程中都应实施风险评估。”“近期的经验表明,恰当地使用先进的管理工具可应对此类大型项目的工程挑战,核电项目能得到有效控制,并按时和在预算内交付,同时满足严格的安全和质量要求。”报告还指出:“核工业应在所有开发阶段都充分发挥数字化的优势。”“许多行业都能充分利用新数字技术进行设计和项目管理(CAD工具,项目生命周期管理)。核电工业也能从这些工具中获益良多,应鼓励借鉴该领域的经验。”“华龙一号”在自身的设计建设中充分关注先进管理技术、计算机信息管理,以及互联网技术的应用,并不断提升应用水平,以推动项目管理,预测风险,为预防措施作好准备,严格控制进度,规避投资风险。

持续创新改进,进一步优化“华龙一号”设计

持续改进和优化是“华龙一号”秉承的基本理念,我们要始终贯彻“创新驱动、科技引领”方针。比如控制棒驱动机构,已研制出耐高温的线圈,从而提高驱动机构工作的可靠性,并为简化堆顶结构创造了条件。我国和国际上都在进行提高核电安全性研究,主要有保持安全壳完整性,从设计上实际消除大规模放射性释放;严重事故机理,及其预防和缓解(包括:严重事故管理导则,极端自然灾害预防管理导则);耐事故燃料(ATF)研究;以及先进的废物处理和处置技术的开发和应用等。耐事故燃料(ATF)的开发用以降低堆芯(燃料)熔化的风险;缓解或消除锆水反应导致的氢爆风险;提高事故下裂变产物燃料组件内包容的能力,从而进一步提升核电站的安全性。利用纳米技术提高堆腔注水系统冷却水的导热性能和临界热流密度,从而使大容量的反应堆亦能采用堆腔注水方式,使严重事故时堆芯熔融物保持在压力容器内,从而简化了严重事故缓解措施的设计和建造,节省了投资。

“华龙一号”建设的顺利进行,为核电持续发展奠定了坚实的基础。根据压水堆标准化设计的理念,建设四环路1500~1600MWe的大型核电机组,将极大地提升核电的经济性,大容量的核电机组单位造价将降低20%左右,有可能使核电的电价低于联合循环的燃气机组,极大地提升核电的竞争力。

正如李克强总理视察中国核电工程有限公司时所指示的,建设“华龙一号”,就是铸国之重器。我们有信心也有能力用更高的标准、更优的质量、最好的性价比,不断提升“华龙一号”这块自主核电技术品牌的含金量和影响力,让“华龙一号”在三代核电广阔的国内外市场中占据一席之地。

原标题:创新驱动 科技引领

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