华龙一号系统简介

 

华龙一号是我国具有自主知识产权的第三代核反应堆，目前华龙一号首堆福清核电5号机已经开始机组调试。本文简单（不完全）介绍一下华龙一号（中核方案）的厂房和系统，以及一些人关心的技术变动/差异。

注：本文中的技术变动/差异都是以我国目前最多的CPR1000/M310改进型作为参考。

总体上，在我个人看来，华龙一号是在国内最多的CPR1000的基础上改进了原有的厂房布局，扩大了反应堆厂房容积，增加了双层安全壳和一系列的非能动安全设施。其他的对于现有的如安全注入系统、喷淋系统甚至反应堆冷却剂系统的改进则更像是针对目前已有的运行经验的改进。毕竟3代堆最大的卖点是相对上一代高了两个数量级的可靠性。AP1000和欧洲的先进压水堆也是一样的卖点，核反应本身并没有本质上的改动。

厂房变化：

核岛厂房最大的变动就是增加了专门的安全厂房用于安装专设安全设施，并且为了防止商用大飞机直接撞击导致专设失效，安全厂房还分开布置（SL、SR厂房）。专设安全设施的A，B列分别安装在SL和SR厂房内，保证即便一个厂房完全失效，专设安全设施另一列仍然未受干扰。除此之外，厂房的变动还有新增独立的核岛消防泵房，和服务厂房（QX）。

图1 华龙一号核岛厂房布置

对于反应堆厂房（RX厂房，简称R厂房）则是采用了双层的安全壳，内层1.3米厚，外层下部1.5m厚，上部1.8m厚，内外间距1.8m，中间保持负压，作为放射性包容的一部分。另外可以看到上方突出来的环形结构，这部分就是高位水箱，可以非能动为R厂房内和蒸发器二次侧散热。

图2 高位水箱的非能动散热（红圈）

另外，反应堆厂房、燃料厂房（K厂房）、电气厂房（L厂房）也都是双层的防飞机撞击外壳（APC壳）进行保护。核岛主厂（R,K,SL,SR,L）房采用整体底板，增加抗震能力。

2. 系统变化

a. 反应堆冷却剂系统：我们常说的反应堆的一回路就是指的这个系统（图2 粉色线）。 相对于CPR1000，堆内燃料组件从157个增加到177个，热功率有小幅增加，线功率得到降低以提高安全性，设计换料周期为18个月。

燃料组件结构

另外，热功率的小幅提升也要求稳压器、蒸发器容积和热功率的增大。主泵部分则和二代堆一样采用目前技术成熟可靠的轴封泵。

b. 专设安全设施：专设安全设施包括安全注入系统、安全壳喷淋系统、辅助给水系统、安全壳隔离系统、安全壳大气监测系统、安全壳消氢系统、安全壳环形空间通风系统。基本原理和CPR1000变化不大，图2中已经画出了安全注入系统、安全壳喷淋系统。

b.1 安注和安喷

相对于CPR1000，这部分除了增加了各种非能动的措施，安注和安喷原理没有变化，但设备的安置有很大的变化：安注、安喷的取水源都是换料水箱，这个水箱除了在换料时向堆腔（反应堆上方的大坑，反应堆安装在底部）注水，还为乏池提供冷却水，热量通过设备冷却水系统导出。原先这个水箱是在K厂房，是个高约18m的大水箱，容积1663立方米。现在这个水箱改到了R厂房底部，直接以建筑墙壁增加钢质衬里作为水箱，容积2267立方米。

安注管线布置，橙色部分为反应堆冷却剂系统

同时，增加中压安注泵，原先中压安注只由中压安注箱内的氮气压出硼水进行。原先中压安注泵在K厂房，现在低压、中压安注分A\B列安装在两个安全厂房。

安喷系统则只是改动了泵、水罐的安装位置到安全厂房。

b.2 辅助给(gei)水系统:

这部分变化也不大，图2中右下角4台泵一台水箱的部分就是这个系统。这个系统除了在启动时代替主给水泵/凝结水泵为蒸发器供水，还有一个目的就是导出蒸发器一次侧（一回路）的热量，所以这个功能也要求它有相当的可靠性。华龙一号中仍然保留了2台汽动泵两台电动泵的布置，蒸汽来自蒸发器出口，电源除了厂用电还有柴油发电机。

系统唯一的变化就是把原来约20m高的圆柱形大水箱改成了两个独立的建筑内置储水池。A\B列均可以交叉取水。

c. 严重事故缓解

增加的非能动系统应归类于严重事故缓解，而非原文中的专设安全设施。这部分包括了专设安全设施的部分系统和新增的能动和非能动系统。

c.1 二次侧非能动余热排出系统

在蒸发器失去二次侧给水后，二次侧非能动余热排出系统投入（图2 大红圈），原理很简单，此时蒸发器内的水受热蒸发，顺着管路上升到高位水箱的换热器中冷凝成水，再流下回到蒸发器中再次吸热蒸发，如此循环将热量带到高位水箱中。在全厂断电+辅助给水系统汽动泵失效，该系统投入1小时后，一回路平均温度能从约315℃下降45℃，第二小时下降27℃，第三小时下降20℃，72小时候，一回路平均温度下降到148℃。

c.2 堆腔注水系统：

这部分是为了直接冷却反应堆，分能动和非能动两部分。优先投入能动部分，和安注一样从底部换料水池取水，除了换料水池，系统还有外部的快速接头，可以通过外部的柴油机驱动泵直接向反应堆腔注水。

堆腔注水系统

当失去全部电源或能动部分不可用时，就需要投入非能动部分，就是上部的冷却水箱。这个水箱是安装在堆腔旁边，同样是建筑内置的钢衬里水箱，通过高度差直接向反应堆内注水。

c.3 非能动安全壳热量导出系统：

在本系统（图2 左上角小红圈）投入之前，还有厂用电/柴油发电机的时候，安全壳内一定是发生了失水/一回路破口事故，本该在回路中的水/蒸汽直接进入了安全壳中，内部压力增加，首先投入的是安喷系统，安喷不可用且安全壳内压力大/温度高时则需要投入非能动安全壳热量导出系统，下部换热器中水吸热温度上升，密度减小向上流动，在高位水箱中的冷水密度加下沉，实现非能动的循环。

以上就是华龙一号的系统简介的简介，实际上只是包含了一部分和CPR1000有设备差异的系统，可以看出，相对于二代堆，华龙一号增加了一些非能动的安全设施，做了一些改善和优化。在核反应、发电部分变动则非常小，相比于AP1000的激进，欧洲先进压水堆的“更多冗余”则是相对的保守和经济。对于操纵员来说，反应性的控制，机组启动和状态后撤不会有太大的变化，在事故应对方面则是给了操纵员更多的选择和反应时间以及更清楚的流程逻辑。

回过头来，与其说华龙一号没什么创新，不如说三代堆就这个尿性，本身三代堆相对于二代堆的卖点就是安全性。如果有兴趣，可以多关注四代各种快中子堆，四代堆可以说从根源上消除了核废料，钠冷堆、盐堆、高温气冷堆甚至顺便把核电热效率低的弊端一举除掉，同时也没有大量的水接触反应堆，大大降低核辐射大量泄漏的风险，只是想要见到商用四代堆还需时日。

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