国外先进压水堆非能动安全系统研究进展

作者：肖泽军

针对核电的安全性和经济性，世界核电发达国家相继提出了先进压水堆核电站的设计概念，采用非能动安全系统可以较好地解决核电站的安全性和经济性相互矛盾的 问题。非能动安全系统采用密度差驱动自然循环，重力驱动注射等固有特性工作，提高了系统运行的可靠性；事故后无需操作人员干预，避免了人因故障。非能动安 全系统的运行，减少了因电源故障而引起的系统运行失效；非能动安全系统的应用，使系统处于失效安全状态，提高了系统安全性，使堆芯熔化概率降低1至2个数量级。通过减少能动设备，取消或减少对应急电源的要求，减少设备的在役检查及维护等方法，提高了系统的经济性。
非能动安全技术作为先进压水堆核电站的主要特点受到了核电发达国家的重视，如美国西屋公司的AP600、欧洲的EPP1000、日本的SPWR、俄罗斯的WWER1000等都采用了非能动安全技术。另外，目前在现役核电站也采用了非能动安全技术，如中压安全注射箱（ACC）等。

AP600已获得美国核管会最终设计认可，其非能动安全系统主要包括应急堆芯冷却系统、非能动余热排出系统和非能动安全壳冷却系统、控制室非能动可居留条 件保障系统等。西屋公司不仅完成了AP600的初步设计和FOAKE工程设计，还做了大量的试验研究，包括原理试验、单项试验和综合试验等，并在此基础上 编制了分析计算程序。由于先进压水堆采用非能动安全注射和自然循环传热机理，要求各种比例模型试验来验证系统的计算分析程序。为此，世界核电发达国家投入 了大量的人力、物力和财力进行取证试验。为获得核管会的认可，西屋公司建立了一些用于AP600非能动安全系统的大型整体效应试验装置，如ROSA-V、 SPES-2、APEX-OSU等，开发了系统安全分析程序，并用试验数据进行了验证。另外，还建造了许多中小型试验装置，如建于匹兹堡的堆芯补水箱 (CMT)试验装置、AP600安全壳冷却系统试验装置、余热换热器装置和意大利的自动泄压系统（ADS）试验装置等。在非能动安全壳冷却系统方面，完成 了1/100模型的风洞试验、全尺寸安全壳穹顶1/8切块的水分配试验、20英尺直径和24英尺高的安全壳整体模型内自然对流和蒸汽冷凝试验、1/8规模 的钢安全壳结构传热试验。

同时，欧洲开发了EPP1000， 日本开发了SPWR，它们都是在AP600基础上发展的先进压水堆，采用与AP600一样的非能动安全技术，也建造了一些试验装置进行相关试验，如欧洲建 造了PASCO、NICE等单项试验装置，进行了非能动安全系统相关的原理性及单项试验。俄罗斯的WWER1000是由俄罗斯自主开发的先进压水堆，其非 能动余热排出系统采用与我国先进压水堆一样的空气冷却技术，并已完成了相关的试验。

根据大量试验结果，核电发达国家在现有程序基础上发展了专门的计算机程序用于系统设计和安全分析。根据AP600 非能动安全壳冷却系统的特点，西屋公司在常规核电厂安全壳热工水力分析程序中增加冷凝蒸发模型、冷却贮水箱喷淋模型、安全壳内混合气体流动模型、安全壳外 空气自然循环流动模型以及喷淋液膜模型等热工力模型，开发出了用于AP600安全壳热工水力分析的程序WGOTHIC。通过这些程序开发，西屋公司已经掌 握了非能动安全系统设计技术，而且可以使之直接应用于核电站工程设计。最近，AP1000已获得美国核管会最终设计认可。此外，德国对非能动安全壳冷却系 统所涉及的辐射换热模型和湍流模型进行了深入的研究，并将这些热工水力模型移植到FLUTAN程序中，使改进后的FLUTAN程序具有一定的分析非能动安 全壳冷却系统的能力。