中型堆海外市场适应性分析及改进浅谈

中型堆海外市场适应性分析及改进浅谈

贾煜飞

身份证号：42010619840212****

摘要：据海外核电市场初步调研分析，结合目前中核集团正在开发的部分海外核电项目，海外市场存在一定的中型堆机组需求，且国际上尚无成熟的三代中型堆技术。考虑到华龙二号600MWe级机型总体技术方案的研究周期较长，故有必要对国内已具备成功工程实践和良好运行业绩的CNP600堆型作出设计改进和优化，以尽快形成一套优化方案，可直接用于中型堆机组的市场推介。

关键词：核电机组；三代中型堆技术；设计优化

引言

目前我国的核电出口目标国多为发展中国家，高度关注核电的经济性与可靠性。同时，此类国家的电网基础设施相对薄弱，电网往往没有余力调节大型核电机组所带来的影响，电网的波动或故障也会反过来影响机组的稳定运行。

2 方案分析

2.1 总体分析

出口目标国大多为发展中国家，核电落地面临的问题趋于同质化。以哈萨克斯坦为例，当地电网架构尚不完善，电力设备严重老化，电网总负荷较小，若采用百万千瓦级核电站，“大机小网”的问题不可避免，长期的低功率运行只能作为电网改造前的临时解决方案。

通过上述分析以及出口目标国的实际需求，重点考虑研究周期与实施难度后，本文选择以CNP600堆型为参考，在其基础上进行适当改进，通过这种方式，安全指数可以满足最新核安全法规的基本要求，并达到第三代核电技术的基本安全水平。

2.2 对比项分析

鉴于上述标准及文件的权威性以及广泛认可度，确定以IAEA标准的安全原则为指导，充分参考URD及EUR技术文件的技术描述来进行对比分析。综合考虑三套标准或文件的要求，从安全性、经济性与应用技术三方面出发，筛选了12项重点技术指标，详见下表：

表1重点对比技术指标

3 对比堆型/机组分析

3.1 CNP600堆型核电机组发展

中核集团的CNP600技术是在法国引进的M310 MW第二代核电技术基础上开发的。中国第一座百万千瓦级核电站大亚湾核电站采用M310核电技术。此后，中核集团研发院消化吸收了这项技术，希望发展出百万千瓦的国产核电技术。然而，考虑到当时中国的综合工业水平和社会对电力的需求相对较低，并且面临外国技术封锁，中国核电集团将其技术目标调整为第二代改进型600MW核电技术，即目前的CNP600。目前，CNP600核电技术已基本实现“四个独立”（自主设计、自主建设、自主运营、自主管理）。

3.2 CNP600堆型对比机组选取

海南昌江核电厂1、2号机组采用中核集团自主开发的CNP600技术，是在秦山第二核电厂的技术方案基础上，进行适应性改动和局部改进后建成的成熟二代改进型压水堆核电项目。1号机组和2号机组已分别于2015年11月7日、2016年6月20日实现并网发电。

海南电网电网结构为环网，供电结构和分布不合理。虽然海南已形成220kV主网结构，但部分变电站仅配置一台主变压器，配电网中有许多放射状结构，因此基本配电网不可靠。同时，海南总负荷规模小，峰谷差大，调峰能力不足。面临着与目标出口国类似的“大机小网”问题。在此情况下，海南昌江核电厂1、2号机组如期并网并且安全发电，其技术路线对其他中小电网和核电机组组合安全稳定运行具有重要参考价值。

3.3 标准描述及分析

3.1.1 IAEA标准主要技术要求

IAEA的导则如SSR-2/1中均为原则性描述，并未规定具体参数。下文中所列参数均引用自IAEA技术文件，仅能对改进工作提出建议而非规定性要求。主要参数及详细描述如下：

（1）堆芯熔化事故概率（CDF）：＜1.0*10-5/堆年；

（2）大量放射性释放到环境的事故概率（LRF）：＜1.0*10-6/堆年；

（3） 安全壳的设计必须确保核电厂向环境释放的任何放射性物质保持在可合理达到的最低水平，低于运行条件下的规定排放限值，低于事故条件下的可接受限值；

（4）必须应用保守的堆芯热工安全裕量或采取其他适当的谨慎措施，以弥补可能的意外故障；

（5）机组终身平均可利用率为87%；

（6）极限地震动加速度最低值为0.1g。当地质和地震数据存在缺陷时，0.1g的值将不能满足其安全性；

（7）应进行I＆C系统和组件的现代化改进，使用数字化设备保持高水平安全性的同时提高电厂性能；

（8）核电厂越来越需要采用负荷跟踪的运行模式，特别是在首次建设核电站的国家。

3.1.2  URD及EUR主要技术要求

由于URD与EUR用户要求文件获取困难，导致未能查询出更有说服力的参考依据。因此该部分内容大多引用自集团编制的《华龙一号核电厂基础培训教程》及相关公开文献资料。

3.4 堆型/机组的描述及分析

依据各参考项目或技术的公开资料及部分PSAR文件，整理主要参数如下：

表2 参考项目主要参数

3.5 改进项建议

（1）堆芯融化事故概率（CDF）：所有标准与技术的要求均为≤1.0*10-5/堆年。考虑到出口堆型的商业用途，以及提高安全性需进行的技术改进难度与周期，建议维持1.0*10

-5/堆年。

（2）大量放射性释放到环境的事故概率（LRF）：考虑同上，建议维持1.0*10-6/堆年。

（3）核燃料热工安全裕量：IAEA标准中仅做原则性描述，URD中明确要求≥15%，对比堆型也均按15%考虑。堆芯热工裕量的设置主要是为了满足电站在寿期内遇到非预期工况不会带来电站性能降级，并避免因此产生运行的限制条件。所以综合考虑后建议采用15%。

（4）机组可利用率：可利用率与经济性直接相关，影响可利用率的原因包括重大部件更换、非计划停堆、计划内停堆（换料、大修等）。综合考虑，建议在昌江1、2号的机组的基础上将可利用率由80%提升至90%。

（5）换料周期：此指标与机组可利用率直接相关，标准中没有过多要求。综合考虑现阶段我国的堆芯设计以及燃料设计情况，建议采用18个月的换料周期。

（6）设计寿命：建议按URD及EUR的文件要求将设计寿命提升至60年，并在设计时充分考虑其延寿的可能性，以保证可与其他国外中型堆技术同水平竞争。

（7）DCS：标准中均倾向使用现代化技术，并且全数字化系统的使用，能对机组的安全性与可靠性带来极大的提升。所以建议保持昌江1、2号机组设计，采用全数字化仪控系统。

（8）堆芯测量技术：标准中除原则性要求外，要求了“需具备探测堆芯中子通量分布的手段”。昌江1、2号机组的堆芯测量系统采用法国阿海珐公司的成熟技术，集成了堆芯冷却检测与堆芯中子通量测量的功能。所以建议保持昌江1、2号机组设计。

4 结论

综上所述，建议中型堆设计改进工作在海南昌江1、2号机组的基础上实施少量改进，以“满足三代核电特征”为基本要求，体现安全性及经济性，从而尽快形成可以直接用于市场推介的中型堆机组。

参考文献：

[1]IAEA.国际原子能机构安全标准 核电厂安全：设计:SSR-2/1（Rev.1）[S].维也纳:2016.

[2]邱志方.“实际消除大量放射性物质释放”的概念理解[J].科技视界,2015年,35期:7-8.

[4]邢继.华龙一号核电厂基础培训教程[G].北京:中国核工业集团公司，2017.

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