ap1000压水堆型标准设计的优化与优化

ap1000压水堆型标准设计的优化与优化

为了加快中国核电厂的开发过程，在更高的起点上自主创新。2004年9月28日,第三代核电自主化依托项目对外招标文件正式向国外潜在投标商发售。我国将以浙江三门、山东海阳两个项目共4台机组建设为依托,引进世界上设计成熟、先进、可靠的第三代百万千瓦级压水堆技术,在满足项目质量和总体进度要求的同时,逐步实现自主设计、自主制造、自主建设和自主运营的目标。2006年3月6日国务院发布了《国家中长期科学和技术发展规划纲要(2006—2020年)》,确定了未来15年力争取得突破的16个重大科技专项,“大型先进压水堆及高温气冷堆核电站”名列其中。目标包括“在现有技术基础上,通过研究开发、试验验证、建造运行、反馈优化和设计定型这一全过程的工作,充分消化吸收国外引进技术,通过自主创新,发展并掌握核心技术”。核电是清洁高效、安全可靠的能源。积极发展核电,对于全面贯彻落实科学发展观,建设资源节约型和环境友好型社会具有重要意义。2007年3月1日,国家核电技术公司与美国西屋联合体在京签署了第三代核电自主化依托项目AP1000核岛采购及技术转让框架合同。曾培炎副总理强调,要在引进国外先进核电技术的基础上,加快消化吸收再创新,不断提高我国核电自主化能力,早日开发并建成拥有自主知识产权和自主品牌的大型先进压水堆核电站,为国民经济又好又快发展提供有力的能源保障。要创造自己的先进压水堆,既不能搞机械照抄,更不能为了创造而片面改造,而应以借鉴吸取先进设计思想为主,广泛学习吸纳各先进压水堆的先进设计理念、设计手段、成熟技术,结合中国国情和用户需求,开发出具有较强生命力和竞争力的一代经典堆型。1堆芯质量提升AP1000属双环路的压水堆,每环路包括一条热腿、两条冷腿,两台主冷却剂泵并列运行,泵吸入口直接焊在蒸汽发生器底部。如图1所示:AP1000机组的主要特点是:(1)专设安全系统采用高度可靠的非能动设计,仅利用重力、对流、蒸发、凝结、蓄压等自然现象确保初始事件后的反应性控制、余热导出、放射性物质包容,不需要动力机械驱动。既大幅简化了厂房和系统、节省了投资,又将堆芯熔毁概率降低近两个数量级。(2)采用模块化设计和施工,提高建造质量并缩短工期。工程采用3D设计、虚拟建造、数字化电厂等技术提高设计质量、优化进度。(3)堆芯装载的RobustTM燃料组件,采用整体可燃毒物IFBA、ZirloTM合金包壳管、两端低富集铀的环形再生区设计,其最高卸料燃耗可达58000MWd/tU,提高了机组经济性。(4)核蒸汽供应系统设计寿命60年,中子通量密度测量从压力容器顶部引出并实时监测,堆芯多富集度、18个月换料设计,加强堆芯中子反射层,主管道采用LBB(Leak-Before-Break)设计准则,更大的稳压器容积。可靠的罐装式主冷却剂泵,电机及轴承全部水冷,极大简化了运行支持系统,消除了轴封冷却剂不受控泄漏隐患,简化了运行维护操作。(5)采用灰棒调节堆功率,无须调硼即可满足日负荷跟踪的要求。(6)全数字化监测、控制、保护系统。可见,AP1000的先进性主要体现在通过“简化”系统来提高电站的安全性、建造经济性,同时采用较先进的设计、材料、制造、仪控等技术提高性能。2优化设计2.1设计控制文件遵循美国“用户要求文件(URD)”的要求,西屋电气公司(WEC)经过近13年的研发,推出了非能动安全的先进压水堆AP600,并于1998年9月3日从美国核管制委员会(NRC)获得了“最终设计批准书(FDA)”。但由于AP600电功率偏小,电站经济性、竞争力不突出,全世界至今也没有进行原型堆的建造。西屋电气公司于1999年12月启动了更大功率的AP1000的研发,于2004年9月23日获得了NRC颁发的FDA。需要明确的是,NRC是美国民用核安全监管部门,AP1000标准设计取得FDA仅表明它满足美国的核安全相关法规、导则的要求,不代表其所有设计都经济合理。西屋电气为减小研发成本、缩短获得最终设计批准的时间、快速推向市场,在设计AP1000之初,就在其设计控制文件中明确了全厂主要设计目标是:(1)尽量满足URD中对非能动轻水堆的要求;(2)尽可能与AP600相似,以减小设计、验证工作量和获批的难度;(3)极大简化电站的设计、执照申请、建造、运行、役检、维修。可见,AP1000的设计从一开始就受到AP600已有设计框架的制约,属于增大容量设计,而不是追求最优的全新设计,一些重要参数迫于此限制条件进行了一定的妥协。2.2ap3000可行性分析NRC向WEC颁发AP1000的FDA是在2004年9月23日,而中国核电自主化依托项目是在2004年9月28日正式对外发售招标文件的。这不能不让人怀疑是美国急于向中国推销成功AP1000而采取的“适时”举措。众所周知,美国自1979年3月28日三里岛2号机组发生反应堆熔毁事故后,就停止审批新建商用核电站。而多年来西屋公司经营艰难,先后多个重要部门,如汽轮发电机、仪控等被分拆出售给竞争对手。WEC由于收益欠佳,最近又被英国核燃料公司(BNFL)出售给日本东芝公司(TOSHIBA)。可想而知,花费多年心血研发出的AP1000是多么急于找到买主进行首堆建设,以验证设计、回收设计成本并打开销路。而中国大规模的核电建设计划给西屋电气提供了此次机会,中国承担了建造首堆的技术风险。2.3堆型技术的应用在全球核电停滞期,西屋公司向法、日、韩等国转让了部分轻水堆技术,也承接了许多核电站的技术支持与服务,并潜心对先进压水堆进行了研发,但已多年未整体建造过核电站了,在个别技术细节上也会考虑不周。通常讲堆型技术成熟是分层次的,有设计层次的(如AP600堆型),有原型堆层次的(如秦山一期堆型),有大规模工程应用层次的(如岭澳M310堆型)。AP1000尚处于刚完成标准设计的阶段,一些关键系统与设备未经实际工程考验,甚至主泵还未进行定型试验,设计还需在工程实践中不断深化、优化。2.4设备在使用时,设计注意的几个按美国标准设计的AP1000堆型需要在中国进行本地化改进,主要涉及:(1)法规、标准、规范的适应性。(2)具体厂址优化,如抗震、抗飞射物(飞机撞击)设计的强度。(3)非安全重要物项由单设到共享。某些系统或设备,若机组间共享或互相应急支援,经评价可明显提高机组安全性或经济性的,应采用共享设计。(4)英制单位下的取整。设计时,外方习惯将个别参数按英制单位下取整数,我国自行设计则不必拘泥于此,应以最优化为准。(5)电气设备的电压等级、交流电频率等纳入中国规范。参考AP1000标准设计进行再创新,会有许多深入细致的工作要做。3可考虑优化的主要方面和解决方案3.1主泵流量偏低由于AP1000采用罐装式主泵倒挂在蒸汽发生器底部的设计,主泵容量较难做大,而偏高的堆芯、更细更长的蒸发器传热管使环路水阻偏大,最终造成主泵流量偏低而扬程偏高,见表1。现在AP1000上采用的主泵已经是世界最大容量且尚未投用过。若要在AP1000设计构架上继续发展1500MW级别的堆型,只有再增加一个环路。3.2堆芯热功率对机组热性能的影响为保持与AP600堆芯类似,并提高堆芯输出的额定热功率,AP1000采用了157组加长型燃料组件,堆芯活性区高4.267m,等效直径3m。其稳态运行曲线如图2所示:b)基于蒸汽发生器零堵管、一回路最佳估计流量的情况下;c)冷、热段温度,即压力容器进出口温度。堆芯进口温度认为与冷段温度相同;d)额定功率下堆芯出口温度比压力容器出口高2.2℃。冷却剂的堆芯旁通率为5.9%。首先,从堆物理角度看,理想的堆芯高度与直径比应是1.0,因为相同体积的圆柱形堆芯,当高度与直径相等时表面积最小,整个堆芯中子的泄漏率才最小(假设各点中子泄漏率相等)。而加大堆芯直径意味着增加压力容器的直径和壁厚,制造难度与投资会明显加大,故设计通常取堆芯的高度与直径比为1.1~1.2。AP1000保持压力容器直径与AP600相同,通过增加12个燃料组件、将燃料活性区长度由12英尺增加为14英尺、增大燃料棒线功率密度的方式来提高功率。一方面,使堆芯的高度与直径比达到1.4,偏离最优值较大。另一方面,为达到Ⅰ、Ⅱ类工况下堆芯热工安全裕量不小于19%,迫使冷却剂平均温度取值偏低。第二,AP1000采用高度与等效直径比大而冷却剂流量却不高的堆芯设计,造成冷却剂平均温度偏低。由堆芯热功率公式其中,P——堆芯热功率(MW);r——冷却剂比热(MW.s/kg℃);tc——堆芯入口温度(℃)。可知,当堆芯热功率一定时,堆芯内冷却剂温升∆t=th-tc与堆芯冷却剂流量G成反比。而AP1000堆芯冷却剂最佳估计流量偏小,造成堆芯内冷却剂温升较大,额定功率下∆t=th-tc=42.6℃。考虑到堆芯出口过冷度不能太小、蒸汽发生器传热管腐蚀要求的最高温度(热段温度)321.1℃,则堆芯出口温度就确定了,减去冷却剂温升得到堆芯的进口温度(冷段温度)只有280.7℃。即AP1000反应堆稳态运行下,当功率增加时,堆芯进口温度是不断下降的。从热态零功率到额定功率,冷却剂平均温度只上升了9.2℃,额定工况下仅300.9℃,造成二回路压力、温度随功率增加而明显下降——蒸汽发生器出口主蒸汽由热态零功率下的7.7MPa、291.7℃下降到额定功率下的5.61MPa、270℃,额定工况下机组热力循环效率约35.3%,见表2。另一方面,冷却剂平均温度随功率变化小,则堆功率变化需要补偿的慢化剂温度负反馈也很小,使得AP1000可以不必调节硼浓度、仅通过调节低反应性价值的“灰棒”即可进行大幅负荷跟踪。同时,由于慢化剂温度负反馈的减小,也牺牲了堆功率的内在稳定性。可见,高堆芯设计需要配合有高的冷却剂流量,以获得适当高的冷却剂平均温度,进而获得较高的热力循环效率。3.3切线板下提供低电压和失压的情况罐装式主泵的结构决定了其飞轮直径不能够很大,使得AP1000主泵的转动惯量很小,见表3。由于主泵转动惯量偏小,为保证堆芯安全,AP1000标准设计要求:(1)主泵供电开关须采用两个串联的1E级开关,以便在厂用中压母线低电压或失压,特别是全厂断电情况下保证供电回路立即可靠断开,防止由于电机剩磁发电的反馈电流引起制动,造成转速惰降过快。(2)AP1000堆型在全厂停电4台主泵惰转下,要求冷却剂半流量时间达到5s。在此情况下,停堆保护正确动作时,堆芯达到最小偏离泡核沸腾比(DNBR=1.76)的时间只有3s。(3)当机组满负荷下失去厂外主电源和备用电源,而孤岛运行无法维持时,为确保堆芯安全,要求汽轮机跳闸后发电机不灭磁,利用惰转再为主泵供电3s以上。田湾VVER-1000堆型采用的主泵转动惯量非常大,可以在失去一、两台主泵时快速降功率过渡到偏环路运行状态。而由于主泵转动惯量很小,AP1000堆型高功率下失去一台主泵就要触发保护停堆。3.4流量旁通严重带来的问题:(1)停运倒转使环路反向流阻减小、反灌流量更大。AP1000高功率运行中4台主泵有1台停运就要紧急保护停堆,因为它对其他正运行主泵的流量旁通严重,造成堆芯冷却剂流量过小。(2)4台主泵若不同时启停(基本保持同一转速),则停运的泵或尚未启动的泵会倒转;事故停运后倒转的主泵再启动困难,需先将其他正运转的主泵都降速到300r/min,加电使倒转泵缓慢制动后再升速,影响系统安全和恢复时所需时间。(3)反应堆正常运行中,一台主泵停运倒转会引起同环路并列的主泵明显超流量,而另一环路的两台主泵稍微超流量。3.5蒸汽发生器底部区域的划分带来的问题是:停运倒转主泵的管路流阻很小,同环路并列运行的主泵流量旁通很多(相当于大流量再循环管),加剧了停运泵的倒转、运行泵的超流量和对堆芯流量的旁通,对机组安全十分不利。如图3所示,考虑在蒸汽发生器底部水室冷侧中间增加隔板,将两台主泵的入口隔离,相当于把一个环路分离为两个并列的子环路。因为对称性,正常运行中入口隔板几乎没有影响,而当一台主泵停运时,由于该子环路的反向流阻很大(比原来相当于串入两倍的蒸发器传热管流阻),将显著减小倒灌流量和对运行泵的影响,堆芯流量也会更接近所剩运行泵的总流量,显然对堆芯安全更有利。配合主泵加设防逆转装置,效果会更理想,若堆功率降低够快、主泵转动惯量足够大,则一台主泵停运后,机组维持低功率运行也是有可能的。3.6主泵地力压降罐装式主泵相对传统轴封式主泵,给压水堆设计、运行、维护等方面带来的益处很明显,但也有效率偏低的固有缺憾。由于主泵所有转动部件都浸在冷却水中,水力黏滞损失较大。试验表明水力损失至少与转子直径的三次方成正比,飞轮等大直径组件使主泵水力效率下降明显。电机定转子均经屏蔽套浸在冷却水中,电磁效率受到影响,屏蔽套中感应的涡流也带来一定损失。4堆型方案确定中国先进压水堆专项应根据我国国情和发展规划,考虑到我国缺铀多钍、应与闭式燃料循环配套等,编制出用户要求文件和设计控制文件。方案宜综合参考System80+、AP1000、EPR等先进堆型,取长补短,如可考虑增大并优化堆芯的双环路设计、弱化负荷跟踪、提高机组经济性,提高核燃料适应性等。研发上可考虑较开放的举措,技术以我为主,可考虑与外方联合