摘  要：  目前在核电安全性上最可靠的是第三代核电技术，世界各国除了对正在运行的第二代机组进行延寿与补建二代加的机组外，第三代先进核能系统脱颖而出。核安全是整个世界核工业首要问题，核安全也是核电发展的前提,第三代核能系统先进的安全性设计，使核安全上升到更高的等级。我国的华龙一号便是第三代先进核能系统的代表堆型，其能动与非能动的安全设计，使得其达到并远远超越原有的二代核电技术，也成为我国“一代一路”在国际上核能名片。

关键词：  核安全；三代核电技术；华龙一号；能动；非能动

1  三代核电技术代表--华龙一号

中国自上世纪八十年代引进国外技术，通过消化、吸收和再创新，成功建成了大亚湾核电站与现在的秦山核电基地。目前我国本土所建的核电堆型可谓是百家争鸣，法国M310堆型、美国AP1000堆型、俄罗斯VVER堆型等等。为满足我国核电“走出去”战略和自身发展需要，吸取长期的核能发展经验，2014年8月22日，“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”（也称HPR1000）成熟性、安全性和经济性满足三代核电技术要求，设计技术、设备制造和运行维护技术等领域的核心技术具有自主知识产权，是目前国内可以自主出口的核电机型，也成为我过三代核电技术的典范，并在中国福清（如图1）、巴基斯坦卡拉奇建设了“华龙一号”示范工程。

图1 华龙一号示范工程 图示

2  “华龙一号”重要安全设计

华龙一号以“177组燃料组件堆芯”、“多重冗余的安全系统”和“能动与非能动相结合的安全措施”为主要技术特征，采用世界最高安全要求和最新技术标准，从核能技术成熟型、核能安全性与经济性的角度来看，都满足国际原子能机构的要求，吸取了“三哩岛核事故、齐尔诺贝利核事故、福岛核事故”的经验，提高了设计标准，提升了应对复杂不利工况出现的能力，形成了先进的三代核能系统。为核能可持续发展提供有力保证。

2.1 双层安全壳设计

核电站反应堆发生事故时会大量释放放射性物质，安全壳作为最后一道核安全屏障，能防止放射性物质扩散污染周围环境。同时，也常兼作反应堆厂房的围护结构，保护反应堆设备系统免受外界的不利影响。

安全壳按结构分为单层和双层壳。“华龙一号”采取的是双层安全壳设计。双层壳的内层称为主安全壳，主要承受事故压力，外层称为次级安全壳，起生物屏蔽及保护作用；两层之间留有环形空腔，可保持一定的负压，使核电站内部的放射性物质不易向外界泄漏。自美国“911”事件之后，安全壳设计强度足矣抵御商用大飞机撞击。

半球型穹顶设计（如图2），省去了传统的环梁，改善了安全壳结构的受力性能。穹顶的预应力钢束也与筒壁的竖向钢束合而为一，因而比第二代反应堆厂房穹顶更经济合理。

图2 双层安全壳与穹顶 图示

2.2 非能动安全壳热量导出系统设计

非能动安全壳热量导出系统（PSC）用于在超设计基准事故工况下安全壳的长期排热，包括全厂断电和喷淋系统故障相关的事故。核岛厂房外侧有三个冷却水箱，共三千吨左右的水装量，作为严重事故后安全壳内释热的最终热阱。在安全壳内设置12个换热器，换热面积共一千多平方米。整套系统的运行不需要借助外部电源和能动设备，安全非能动运行，避免了类似福岛核事故依赖能动排热的缺陷。

非能动安全壳热量导出系统（PSC）采用内层安全壳壳体作为传热面，外挂水箱内的水注入外层安全壳与内层安全壳之间，在内壳的外表面气化；外部环境的空气从空气入口抽入，然后沿着内安全壳的外表面向上流动，最后通过一个空气出口返回外部环境（如图3）。

图3 安全壳热量导出 图示

2.3 蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统设计

二次侧非能动余热排出系统（PRS）在发生全厂断电事故且辅助给水系统失效工况下，系统自动投入运行，导出堆芯余热及反应堆冷却剂系统各设备的储热，二次侧非能动排热系统与非能动安全壳热量导出系统共用一个换热水箱，并在水箱内设置管壳式换热器；可在72小时内将反应堆维持在安全壳停堆状态，保证反应堆的安全，非能动的设计同样无需外部能动设备辅助，从而降低熔堆概率。

PRS系统设置三个系列，分别对应三台蒸汽发生器，每个系列包括一个换热水箱，一台应急余热排出冷却器，两台应急补水箱和电动阀门组成。事故情况下，该系统投入，蒸汽发生器产生的蒸汽随着蒸汽管道进入应急余热排出冷却器管侧，将热量传递给换热水箱，随后蒸汽冷凝为水，流出应急余热冷却器，注入蒸汽发生器二次侧，在蒸汽发生器中加热后再变成蒸汽，随蒸汽管道进入冷却器，形成自然循环。二次侧非能动余热排出系统通过蒸汽发生器将反应堆冷却剂中的热量传递到应急余热排出冷却器，然后传递给换热水箱中的水，进而通过换热水箱中水的蒸发将热量最终带出，维持反应堆的安全。

图4 二次侧非能动余热排出系统 图示

2.4能动与非能动堆腔注水冷却系统设计

堆腔注水冷却系统（CIS）采用能动与非能动相结合的方式，在电站发生严重事故工况时，CIS系统使含硼水流过堆腔，带走堆芯熔融物放出的热量，降低反应堆压力容器的温度，以维持压力容器的完整性。

能动系统与非能动系统相结合是“华龙一号”的优点之一。作为应急堆芯冷却系统补充手段，非能动堆腔注水系统配置了一个堆腔注水冷却水箱，水箱装有2200多吨水，在发生严重事故时通过向堆腔注入冷却水，冷却压力容器外表面来导出堆芯衰变热。

图5 二次侧非能动余热排出系统 图示

2.5 先进堆芯测量系统设计

“华龙一号”采用先进的堆芯中子通量测量子系统，从设计上改变原有从反应堆底部贯穿进入堆芯测量的方法，采用从堆顶插入堆芯并固定在堆芯的“自给能”中子探测器，实时测量并计算堆芯中子通量分布，为堆芯在线监测系统提供堆芯三维功率分布等计算输入数据。

较二代电站反应堆（M310）比较，取消了反应堆底部的贯穿件，取消了推动中子探测器插入堆芯的机械驱动机构，探测器固定在堆芯内，实现了实时监测等优势；提升反应堆的安全性的同时经济性也提高了。

图6 堆芯中子测量系统 图示

3  三代核电“华龙一号”的优势

“华龙一号”核电机型是一种“改良型”或“改进型”设计，同第二代相比，第三代核电站提高了安全性和经济性，缩短了建造周期，简化了运行维修，降低了环境影响。

华龙一号设计全面平衡地贯彻了核安全纵深防御原则和设计可靠性原则，创新性地采用“能动与非能动相结合的安全设计理念”，以可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、高效、成熟、可靠的能动安全系统的补充，提供了多样化的手段满足安全要求。华龙一号“能动与非能动相结合的设计理念”充分汲取福岛核事故经验反馈，无论是对设计基准事故还是严重事故，应对手段的多样性都得到了保证，具有很高的安全性和技术先进性。

在提高电厂经济性方面采取了大量措施，60年设计寿命，采用18个月换料方案，设计可利用率大于90%等，使其与国内外其他三代核电厂相比具有很好的经济性和市场竞争力。 

 作者单位：中核中国中原对外工程有限公司

参考文献

［1］作者：易飞 秦国强.刊名《电力设备》《华龙一号二次侧非能动余热排出系统与事故应对策略》2016年第5期