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CAP1400的安全基准、设计性能及与AP1000的区别

时间:2019-05-28
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根据中美AP1000的技转合同规定,在AP1000非能动技术基础上开发的核电型号,当电功率大于1350MWe时,中方拥有整体型号的知识产权。然而电功率超过1350MWe是无法通过挖掘AP1000设计裕量来实现的,需要系统性地重新研发、设计和验证,才能形成CAP1400型号。

(1)总体设计:要使功率提升,需增加燃料组件数量和重新开展堆芯设计。由于运行功率、衰变热、放射性总量的改变,总体上需要重新开展现象识别、功能需求分析、系统配置、软件可用性评价、试验需求分析等;同时要考虑我国法规标准和福岛后安全要求带来的设计改进(如减少在役检查工作量和废液排放等)。

(2)设备研发:功率等级提升和三代核电设备规格,使得原有国内设备和材料的制造能力难以满足要求,包括反应堆压力容器、稳压器、主管道、主泵、蒸汽发生器、爆破阀、非能动余热排出换热器、汽轮机和发电机组、安全壳(壁厚加大)、装换料设备、环吊和大型吊车、以及关键控制和调节阀门等都需要重新研发。大锻件的制造和加工,包括压力容器的一体化顶盖和接管段、蒸汽发生器的管板封头和锥形筒体、一体化主管道、发电机转子等,在材料选择,冶炼控制(夹杂物和有害元素控制),锻造工艺(锻件尺寸,重量以及一体化对锻件成型控制、工装附具设计及制造能力提出了挑战)以及热处理(锻件厚度增大对热处理炉温度场的均匀性、控温精度、淬火条件和水温控制等提出了挑战)方面都有增强或提高。另外设备研发要考虑国产化和先进性(如减少焊缝)以及提高我国制造业能力的要求,从而增大了研发工作的难度,这些国产化设备包括大功率屏蔽泵、湿绕组泵、大口径爆破阀、蒸汽发生器690传热管、核级焊材和各种不锈钢板材等。

(3)安全设计:堆芯功率增大和安全裕量提升导致安全系统的设备,包括堆芯补水箱、安注箱、内置换料水箱、安全壳顶部水箱、余热排出热交换器、卸压阀和爆破阀(当量直径)等,在性能和容量方面都需要重新设计、分析和试验验证;安注管线、余热排出回路、蒸汽冷凝回流、地坑再循环、安全壳水冷和风冷等非能动设施的运行能力需要重新论证、优化及合理的试验验证;严重事故的缓解策略(主要是熔融物堆内滞留)需要重新设计和试验验证,严重事故后仪表设备的可用性需要系统性评估;同时与正常运行和事故应对相关的辅助系统,包括化容系统、正常余热排出系统、蒸汽发生器系统、设冷水系统、乏池冷却系统、柴油机系统、放射性废物处理系统等也都需要重新设计,特别其中与冷却水源和动力电源相关的部分都需要增强,以提高纵深防御能力。

(4)辐射防护和三废处理:反应堆的扩大和燃料组件的增加,使得整个电厂的辐射防护需要重新设计。此外,由于放射性产物的数量增加,需要重新设计三废处理系统,确保向环境的释放满足法规要求。在设计与研发过程中,需要落实源头设计,有效控制好材料与工艺,运行过程中有效控制废物产量,处理设施有效减少最终废物容积,实现全寿期每年放射性废固产量少于50m3。

(5)力学分析:由于采用了一定包络性的抗震设计标准(安全停堆地震0.3g,地震裕度复核0.5g,抗大飞机撞击),从而对厂房结构、设备和管道支撑等性能和力学分析提出了较高的要求,而且由于力学设计与布置设计、系统设计、设备设计、模块化设计建造等是相互耦合的,需要反复迭代,因此CAP1400力学分析和复核的工作难度与工作量巨大。

(5)试验验证:功率提升、容量配置、设备和管路位置变化之后,为更好地验证设计的准确性、安全评价程序的适用性以及关键部件性能,真正掌握非能动核心技术,并满足CAP1400工程设计、验证与安全审评、程序开发的需要,需开展大量试验验证。

(6)经验反馈:由于AP1000依托项目是非能动核电的首堆工程,也是真正意义上的AP1000工程验证,在安审、设计、制造、施工等方面面临大量技术挑战,同时有许多设计变更和需要优化的地方,包括满足安审要求、厂址适应性优化、系统与设备性能和材料的优化与改进、房间通道布置优化、焊接工艺改进、力学部件强化、模块设计优化等,这些经验反馈在CAP1400设计中的融入,既是实际工程的需要,也是重要的技术创新。

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